KARAKTERISTIK LIMBAH HASIL IMOBILISASI DALAM KESELAMATAN PENYIMPANAN.

Transkripsi

1 KARAKTERISTIK LIMBAH HASIL IMOBILISASI DALAM KESELAMATAN PENYIMPANAN Aisyah, Herlan Martono Pusat Teknologi Limbah Radioaktif ABSTRAK KARAKTERISTIK LIMBAH HASIL IMOBILISASI DALAM KESELAMATAN PENYIMPANAN. Tujuan pengelolaan limbah radioaktif adalah mencegah terlepasnya radionuklida ke lingkungan dan mencegah potensi dampak radiologis terhadap keselamatan manusia. Oleh karena itu dalam proses pengolahan limbah radioaktif radionuklida dikungkung dalam bahan matriks tertentu yang berfungsi sebagai pengikat radionuklida. Limbah aktivitas rendah dan sedang diimobilisasi dengan semen, limbah aktivitas tinggi diimobilisasi dengan gelas dan limbah transuranium diimobilisasi dengan polimer. Untuk menjamin tujuan pengelolaan limbah radioaktif tersebut maka kualitas limbah hasil imobilisasi harus mempunyai karakteristik yang memenuhi persyaratan penyimpanan yaitu ketahan kimia, fisika dan mekanik. Ketahanan kimia, fisika dan mekanik masing masing dinyatakan dengan mengukur laju pelindihan, densitas dan kuat tekan limbah hasil imobilisasi. Pusat Teknologi Limbah Radioaktif selama ini telah mengolah limbah radioaktif padat, cair dan semi cair. Makalah ini membahas karakteristik kimia, fisika dan mekanik limbah hasil imobilisasi Pusat Teknologi Limbah Radioaktif dan kesesuaiannya dengan karakteristik yang telah ditentukan. ABSTRACT CHARACTERISTIC OF IMMOBILIZED WASTE FOR DISPOSAL SAFETY. The objective of radioactive waste management is to prevent the release of radionuclide to the environment and to prevent the effect of radiologies to human safety. The principles of waste conditioning is retaining the radionuclide in selected material for bounding the radionuclides. The low and intermediate level radioactive waste was immobilized with cement, the high level waste was immobilized with glass and transuranium waste was immobilized with polymer. In order to meet the objectives of radioactives waste management, the quality of the immobilized waste should meet the disposal required characteristics, such as chemical, physical and mechanical durability. The chemical, physical and mechanical durability are characterized by the measurement of leaching rate, density and compressive strength of immobilized waste respectively. Currently the Radioactive Waste Technology Centre processes solid, liquid and semi liquid waste. This paper describes the chemical, physical and mechanical characteristics of immobilized waste processed by Radioactive Waste Tecknology Centre and its complied with the required characteristic. 643

2 PENDAHULUAN Industri nuklir menimbulkan limbah yang memerlukan pengelolaan sebelum limbah tersebut disimpan lestari dengan aman dalam formasi geologi yang stabil. Tujuan penyimpanan lestari limbah adalah untuk mengisolasi limbah agar aman bagi manusia dan lingkungan. Pengolahan limbah radioaktif, merupakan salah satu bagian kegiatan di dalam pengelolaan limbah radioaktif. Pengolahan limbah radioaktif meliputi 2 tahap, yaitu reduksi volume dan imobilisasi.. Reduksi volume dimaksudkan untuk meminimalkan jumlah limbah, sehingga memudahkan penanganan berikutnya. Reduksi volume bisa dilakukan melalui proses evaporasi, pertukaran ion, membran, dan pengolahan kimia. Hasil reduksi volume berupa konsentrat limbah yang mengandung radionuklida. Proses imobilisasi adalah pemadatan konsentrat limbah yang mengandung radionuklida dengan bahan matriks tertentu, sehingga terbentuk monolith yang stabil. Imobilisasi menjadikan radionuklida terkungkung di dalam bahan matriks, sehingga radionuklida tidak mudah lepas ke lingkungan. Banyak bahan matriks yang dapat digunakan untuk imobilisasi limbah radioaktif. Pemilihan bahan matriks sangat tergantung pada karakteristik limbah. Limbah aktivitas rendah dan sedang biasanya diimobilisasi menggunakan semen, sedangkan limbah aktivitas tinggi menggunakan gelas, keramik ataupun synrock. Polimer biasanya digunakan sebagai bahan matriks untuk imobilisasi limbah transuranium [1]. Hasil imobilisasi yang berupa limbah hasil imobilisasi ditempatkan dalam wadah untuk dilakukan penyimpanan sementara dan dilanjutkan dengan penyimpanan lestari. Karakteristik limbah hasil imobilisasi yang penting adalah ketahanan kimia, fisika, mekanik dan radiasi. Hal ini berkaitan dengan tujuan pengelolaan limbah, yaitu ketahanannya dalam mengungkung radionuklida agar tidak mudah menyebar ke lingkungan. Untuk limbah aktivitas rendah dan sedang, kualitas limbah hasil imobilisasi dapat ditentukan dengan ketahanan kimia yaitu dengan mengukur laju pelindihannya, ketahanan fisika yaitu dengan mengukur densitasnya, dan ketahanan mekanik yaitu dengan mengukur kuat tekannya. Karakteristik hasil imobilisasi limbah aktivitas rendah dan sedang disajikan pada Tabel 1.[2]. Untuk hasil imobilisasi limbah aktivitas tinggi, disamping karakteristik tersebut masih banyak karakteristik lain yang harus diperhatikan yang berkaitan dengan proses imobilisasi, transportasi, disain peralatan dan penyimpannya, yaitu titik peleburan, viskositas, hantaran listrik, hantaran panas, ketahanan panas dan ketahanan radiasinya, seperti yang disajikan pada Tabel 2. [3]. Untuk menjamin keselamatan manusia dan lingkungan bagi generasi saat ini sampai generasi mendatang, maka limbah hasil imobilisasi harus memenuhi persyaratan yang telah ditentukan. Oleh karena itu pemilihan bahan 644 matriks dan pemilihan proses harus

3 dipertimbangkan dengan sebaik baiknya. Ketidak sesuaian karakteristik limbah hasil imobilisasi dengan karakteristik yang telah ditentukan, akan berakibat pada tingginya persyaratan yang harus dipenuhi pada sistem penyimpanan lestari limbah radioaktif tersebut. SISTEM PENYIMPANAN LIMBAH Tujuan dari penyimpanan limbah radioaktif adalah untuk mengisolasi limbah sehingga tidak menimbulkan bahaya radiasi yang berarti terhadap manusia dan lingkungan. Penyimpanan dilakukan dalam 2 tahap yaitu penyimpanan sementara dan penyimpanan lestari. Penyimpanan sementara dilakukan selama reaktor beroperasi dengan pengawasan secara terus menerus. Tempat penyimpanan sementara biasanya berupa ruangan di atas permukaan tanah dengan ketebalan dinding yang diperhitungkan sebagai perisai radiasi. Gambar 1 menunjukkan susunan limbah hasil imobilisasi dalam penyimpanan sementara di PTLR. Setelah sistem penyimpanan lestari siap maka limbah hasil imobilisasi dipindahkan ke tempat penyimpanan lestari limbah radioaktif. Pada penyimpanan lestari hal yang perlu diperhatikan adalah menjaga selama mungkin agar tidak terjadi kontak antara paket limbah (limbah dan wadahnya) dengan air tanah. Jika sempat terjadi kontak maka dikhawatirkan akan terjadi kerusakan wadah yang berakibat lepasnya radionuklida yang masih cukup potensial ke lingkungan. Untuk limbah aktivitas rendah dan sedang pada umumnya dilakukan model penyimpanan dekat permukaan (Near Surface Disposal: NSD). Model ini telah umum digunakan dibeberapa negara. Pada sistem NSD, fasilitas disposal ditempatkan pada atau di bawah permukaan tanah dengan ketebalan penutup beberapa meter. Fasilitas ini diperuntukkan bagi limbah aktivitas rendah dan menengah tanpa radionuklida berumur panjang. Gambar 2 meyajikan sistem penyimpanan dekat permukaan [4]. Untuk limbah aktivitas tinggi biasanya dipilih model penyimpanan dalam formasi geologi (Deep Geological Disposal: DGD) yang umum digunakan di beberapa negara. Di dalam sistem DGD, fasilitas penyimpanan diletakkan beberapa ratus meter hingga seribu meter di bawah permukaan tanah. Fasilitas ini dikhususkan untuk limbah aktivitas tinggi dan mengandung radionuklida berumur panjang. Deep geological disposal ini baru merupakan konsep, belum ada negara yang melakukan konstruksi dan operasi [5]. PERSYARATAN PENYIMPANAN LIMBAH Untuk menjamin keselamatan manusia dan lingkungan terhadap potensi dampak radiologis dalam pengelolaan limbah radioaktif aktifitas rendah dan sedang, maka dalam 645

4 penyimpanan, kualitas limbah hasil imobilisasi harus mempunyai karakteristik yang memenuhi persyaratan yaitu ketahan kimia, fisika, dan mekanik. Ketahanan kimia, fisika dan mekanik masing masing dinyatakan dengan mengukur laju pelindihan, densitas dan kuat tekan limbah hasil imobilisasi dengan persyaratan karakteristik seperti disajikan pada Tabel 1. Ketahanan Kimia Limbah Hasil Imobilisasi Laju pelindihan merupakan salah satu karakteristik dari sifat ketahanan kimia limbah hasil imobilisasi yang perlu diperhatikan. Karakteristik ini dapat digunakan untuk menentukan kualitas limbah hasil imobilisasi. Laju pelindihan merupakan pertimbangan utama karena tujuan akhir dari penyimpanan lestari limbah adalah menjaga agar radionuklida yang masih cukup potensial tidak terlepas keluar dan menyebar ke lingkungan. Ada 2 metode pengujian laju pelindihan yang dapat dipilih sesuai dengan karakteristik limbah hasil imobilisasi, yaitu [3,6]: 1. Uji pelindihan jangka panjang Uji pelindihan ini dilakukan dengan membuat simulasi kondisi lingkungan pada tempat penyimpanan lestari. Pengujian dengan metode ini bisa dipakai untuk pengujian hasil imobilisasi limbah aktivitas rendah dan sedang. Pengujian dilakukan dengan merendam contoh dalam air pelindih pada suhu kamar dalam waktu tertentu.. Data yang diperoleh dapat dipakai sebagai dasar untuk memperkirakan karakteristik limbah hasil imobilisasi dalam jangka lama. Harga laju pelindihan ditentukan dengan rumus: An.G Ri = A0.L.t dimana : Ri: laju pelindihan unsur I (gcm 2hari 1), A0 dan An masing masing aktivitas awal dan aktivitas akhir unsur I (µci); G, L dan t masing masing berat contoh (g), luas permukaan contoh yang berbentuk silinder (cm ) dan waktu pelindihan (hari) Uji pelindihan dipercepat Metode ini merupakan uji pelindihan jangka pendek, yang dimaksudkan untuk mempelajari efek dari beberapa parameter proses imobilisasi yaitu: Untuk menunjukkan dan membandingkan ketahanan kimia dari berbagai komposisi limbah hasil imobilisasi. 646

5 Untuk pengukuran pengaruh perlakuan khusus misalnya devitrifikasi pada hasil imobilisasi limbah aktivitas tinggi. Untuk mempelajari pengaruh suhu, ph, waktu dan tekanan terhadap laju pelindihan. Uji pelindihan ini dilakukan dengan metode soxhlet dengan standar JIS (Japan Industrial Standard). Metode ini biasa dipakai untuk pengujian hasil imobilisasi limbah aktivitas tinggi yaitu dengan bahan matriks gelas. Laju pelindihan gelas limbah ditentukan secara dinamik pada suhu 100 0C selama 24 jam. Harga laju pelindihan ini setara dengan harga laju pelindihan gelas limbah pada suhu kamar selama 1 tahun. Harga laju pelindihan ditentukan dengan rumus: L Wo W = S. t dimana : L: laju pelindihan (gcm 2hari 1), S: luas permukaan contoh 1 (cm 2g ), Wo : berat contoh sebelum dilindih (g),w: berat contoh sesudah dilindih (g), t: waktu pelindihan (hari) Ketahanan Fisika Limbah Hasil Imobilisasi Ketahanan fisika yang ditinjau adalah densitas dan pengaruh panas yang dihasilkan oleh radionuklida dalam limbah. Pada limbah aktivitas rendah dan sedang, serta limbah TRU, panas yang dihasilkan kecil sehingga tidak berpengaruh terhadap ketahanan fisika, namun densitas merupakan karakteristik yang berpengaruh. Densitas dipengaruhi oleh homoginitas bahan dalam proses imobilisasi. Pencampuran yang kurang homogen dapat menghasilkan banyak pori pori dan endapan dalam limbah hasil imobilisasi yang akan berakibat rendahnya densitas. Densitas yang rendah akan berpengaruh pada kekuatan mekanik limbah hasil imobilisasi yaitu kuat tekannya menurun. Densitas ditentukan dengan menggunakan rumus: ρ = M/V dimana ρ : adalah densitas contoh (g/cm3); M dan V masing masing massa (g) dan volume (cm3) contoh. Pada limbah aktivitas tinggi, panas yang dihasilkan tinggi, dapat meningkatkan suhu hingga lebih 500 0C. Sebagai contoh dalam satu canister berisi 300 kg gelas limbah. Kandungan 647

6 limbah 25% (75 kg), aktivitas limbah adalah Ci dan panas peluruhan yang dihasilkan 1,4 kwh. Pada suhu di atas 5000C gelas limbah akan mengalami devitrifikasi (kritalisasi gelas), yang mengakibatkan perubahan struktur gelas dari amorf menjadi kristalin. Perubahan struktur ini akan menaikkan laju pelindihan radionuklida dari dalam gelas.untuk menghindari devitrifikasi, maka pada penyimpanan sementara digunakan sistem pendingin [3,7] Ketahanan Mekanik Limbah Hasil Imobilisasi Ketahanan mekanik limbah hasil imobilisasi diukur dengan melakukan uji penghancuran (uji tekan) dengan alat Paul Weber. Uji penghancuran dilakukan dengan memberi tekanan yang diperlukan untuk menghancurkan contoh. Ketahanan mekanik penting dalam transportasi dan penyimpanan limbah. Jika pada transportasi atau penyimpanan limbah terjadi kelebihan beban pada tumpukan limbah, benturan ataupun limbah jatuh, maka akan terjadi retakan ataupun hancur hingga terbentuk butiran. Adanya retakan atau butiran akan menaikkan luas permukaan kontak dengan air, sehingga menaikkan laju pelindihan. Ketahanan mekanik dipengaruhi oleh komposisi dan homogenitas (porositas dan adanya oksida yang tidak larut dalam limbah hasil imobilisasi.). Kekuatan tekan dihitung dengan rumus: σc = Pmax A dimana σc adalah kekuatan tekan (kn/cm2); Pmaks : beban tekanan maksimum (kn); dan A adalah luas penampang mula mula (cm2) [7] Ketahanan Radiasi Limbah Hasil Imobilisasi Ketahanan radiasi merupakan ketahanan limbah hasil imobilisasi terhadap radiasi yang dipancarkan oleh radionuklida dalam limbah. Pada limbah aktivitas rendah dan sedang, radiasi gamma yang dipancarkan kecil sehingga tidak cukup berpengaruh dalam karakteristik limbah hasil imobilisasinya. Terjadinya radiolisis pada imobilisasi dengan bitumen (aspal) karena radiasi gamma, akan menaikkan laju pelindihan hasil imobilisasinya. Pada imobilisasi limbah aktivitas tinggi dengan gelas, radiasi gamma yang terkandung dalam limbah cukup tinggi yang akan mengakibatkan panas yang tinggi sehingga terjadi devitrifikasi. Radiasi alfa yang dipancarkan oleh aktinida dalam limbah transuranium dapat mengakibatkan reaksi inti, sehingga terjadi perubahan komposisi. Terjadinya perubahan komposisi dapat dideteksi dari perubahan densitas dan perubahan kekuatan tekannya. Perubahan komposisi ini akan menaikkan laju pelindihan 648

7 radionuklida dalam gelas. Untuk menghindarkan perubahan komposisi dipilih bahan matriks yang tidak memungkinkan terjadinya reaksi inti [8]. IMOBILISASI LIMBAH RADIOAKTIF DI PUSAT TEKNOLOGI LIMBAH RADIOAKTIF (PTLR) Pada saat ini, strategi Indonesia dalam daur bahan bakar nuklir adalah daur terbuka yaitu bahan bakar bekas tidak diproses olah ulang. Sebagai limbah aktivitas tinggi adalah bahan bakar bekas reaktor, sehingga di PTLR tidak ada pengolahan limbah aktivitas tinggi maupun limbah transuranium. Dalam litbang pengolahan limbah aktivitas tinggi maaupun transuranium dilakukan berkaitan dengan adanya limbah aktivitas tinggi yang ditimbulkan dari Instalasi Radiometalurgy (IRM) dalam menguji bahan bakar paska iradiasi dan limbah yang ditimbulkan dari Instalasi Produksi Radioisotop (IPR) yang memproduksi isotop Tc99.. Gambar 3 menyajikan skema limbah aktivitas tinggi/transuranium yang ada di BATAN. Instalasi Pengolahan Limbah Radioaktif (IPLR) di Pusat Teknologi Limbah Radioaktif (PTLR) didisain hanya untuk pengolahan limbah radioaktif aktivitas rendah dan sedang yang meliputi limbah radioaktif padat, cair dan semi cair. Limbah padat berasal dari internal Batan dan dari instansi di luar BATAN, limbah radioaktif cair dan semi cair (pada umumnya berupa resin bekas) sebagian besar berasal dari pengoperasian Reaktor GA Siwabessy. Reduksi volume limbah radioaktif padat dilakukan dengan proses insenerasi dan kompaksi, sedangkan reduksi volume limbah radioaktif cair dilakukan dengan proses evaporasi. Hasil reduksi volume limbah radioaktif padat diimobilisasi dengan semen dan dimasukkan dalam wadah yang berupa drum 100 atau 200 liter, sedangkan konsentrat hasil evaporasi limbah radioaktif cair juga diimobilisasi dengan semen dan dimasukkan dalam wadah yang berupa shell beton 950 liter seperti yang disajikan pada Gambar 4. Limbah radioaktif semi cair yang berupa resin bekas langsung diimobilisasi dengan semen dalam shell beton 950 liter. PEMBAHASAN Berdasarkan pengalaman operasi IPLR selama ini dalam melakukan imobilisasi limbah radioaktif konsentrat evaporator dan semi cair, telah dilakukan pengujian karakteristik penting limbah hasil imobilisasi seperti laju lindih, densitas dan kuat tekan dengan hasil seperti yang disajikan pada Tabel 3 [9,10]. Dari Tabel 3 tampak bahwa kuat tekan dan laju lindih limbah hasil imobilisasi konsentrat evaporator dan resin bekas mempunyai harga yang relatif sama, sedangkan densitas limbah hasil imobilisasi konsentrat evaporator lebih besar dari pada densitas limbah hasil imobilisasi resin bekas. Ikatan antara resin bekas dan semen secara fisik tidak sekuat seperti ikatan antara 649

8 konsentrat limbah dengan semen. Oleh karena itu dalam hasil imobilisasi resin bekas dengan semen memungkinkan terjadinya rongga halus. Banyaknya rongga dalam hasil imobilisasi dapat menurunkan harga densitasnya. Densitas yang sangat rendah (yang tidak memenuhi persyaratan) dapat menjadikan hasil imobilisasi rapuh dan mudah retak, sehingga dapat menaikkan laju lindihnya. Potensi pelepasan radionuklida ke lingkungan pada limbah hasil imobilisasi akan meningkat seiring dengan meningkatnya harga laju lindihnya. Namun demikian, secara keseluruhan jika dibandingkan antara karakteristik limbah hasil imobilisasi PTLR baik untuk imobilisasi konsentrat evaporator maupun imobilisasi resin bekas dengan persyaratan limbah hasil imobilisasi seperti yang disajikan pada Tabel 1, maka limbah hasil diimobilisasi PTLR menunjukkan hasil yang memenuhi persyaratan. Ketidak sesuaian hasil pengolahan dengan persyaratan akan mempertinggi persyaratan sistem penyimpanan lestari yaitu dengan memperkuat penahan ganda rekayasanya, seperti wadah, backfill material maupun struktur geologi tempat penyimpanan lestari. Dalam rangka lebih meningkatkan kualitas hasil imobilisasi limbah resin bekas, maka pengalaman Jepang patut dipertimbangkan dalam mengelola resin bekas yang aktivitasnya tidak terlampau tinggi. Bertolak dari konsep bahwa pada penyimpanan lestari disarankan agar resin bekas dirubah menjadi bahan anorganik yang stabil, maka Jepang melakukan reduksi volume resin bekas dengan membakar resin bekas dalam insenerator sehingga menjadi abu. Abu hasil pembakaran kemudian diimobilisasi dengan semen. Namun jika aktivitas resin cukup tinggi seperti resin bekas dari PLTN dengan aktifitas antara Ci/m3 dengan jumlah sekitar 10 m3 setiap tahunnya, maka resin tidak bisa langsung dibakar dalam insenerator. Hal ini karena kerja insenerator menjadi lebih berat karena dibutuhkan efisiensi pemurnian gas buang yang lebih tinggi dalam rangka meminimalkan emisi zat radioaktif, sehingga metoda insenerasi langsung secara teknik, ekonomi dan keselamatan masih perlu dipertimbangkan. Oleh karena itu pengolahan awal diperlukan sebelum diproses dalam insenerator dengan menurunkan aktivitas nya [11]. KESIMPULAN Pengolahan limbah radioaktif aktivitas rendah dan sedang yang dilakukan di PTLR meliputi 2 tahapan proses, yaitu reduksi volum dan imobilisasi. Reduksi volume limbah radioaktif cair dilakukan dengan proses evaporasi sehingga dihasilkan konsentrat limbah, sedangkan resin bekas langsung diimobilisasi. Semen merupakan bahan matriks yang digunakan di PTLR untuk imobilisasi konsentrat limbah maupun resin bekas. Pengolahan limbah aktivitas tinggi di PTLR masih dalam skala litbang. Karakteristik limbah hasil imobilisasi untuk limbah aktivitas rendah dan 650

9 sedang yang yang dilakukan di PTLR adalah ketahanan kimia, fisika dan mekanik. Pusat Teknologi Limbah Radioaktif sampai dengan saat ini telah banyak mengolah limbah radioaktif cair dan semi cair aktivitas rendah dan sedang. Pengujian densitas, laju pelindihan dan kuat tekan dilakukan terhadap limbah hasil imobilisasi PTLR. Limbah hasil imobilisasi selama ini menunjukkan kesesuaian dengan persyaratan yang telah ditentukan. 651

10 DAFTAR PUSTAKA 1. IAEA, Improved Cement Solidification of Low and Intermediate Level Radioactive Wastes, Technical Report Series No.350, IAEA,Vienna, ZAINUS S., EDO WALMAN, Immobilisasi Limbah Radioaktif Pemancar Alfa Dengan Matriks Plastik Polimer Epoksi, Prosiding Seminar Nasional II Plastik Dan Lingkungan, Balai Besar Penelitian dan Pengembangan Industri Barang Kulit, Karet dan Plastik, Yogyakarta, AISYAH, HERLAN M., Pengaruh Kadar Silika Dalam Glass Frit Terhadap Densitas, Titik Leleh dan Koefisien Muai Panjang Gelas Limbah, Seminar Nasional Kimia dan Kongres Nasional Himpunan Kimia Indonesia 2006, Jakarta 22 Februari SUCIPTA, Studi Komparasi Shallow Land Disposal dan Rock Cavern Disposal Serta Aplikasinya Di Indonesia, Pertemuan dan Presentasi Ilmiah Penelitian Dasar Ilmu Pengetahuan Dan Teknologi Nuklir, Yogyakarta, 10 Juli JAPAN NUCLEAR CYCLE DEVELOPMENT INSTITUTE., Second Progress Report on Research and Development for the Geological Disposal of HLW in Japan, JNC, J.E. MENDEL, Nuclear Waste Materials Handbook, Waste Form Test Method, MCC, PNL, Washington, IAEA, Characterization of Radioactive Waste Form and Packages, Technical Report Series No. 383,IAEA,Vienna, HERLAN M., AISYAH, Efek Radiasi Terhadap Gelas Limbah Hasil Vitrifikasi, Prosiding Pertemuan dan Presentasi Ilmiah Penelitian Dasar Ilmu Pengetahuan dan Teknologi Nuklir, P3TM BATAN, Yogyakarta, BAHDIR, J, Imobilisasi Limbah Resin RSG GAS Dengan Matriks Semen, Hasil Penelitian PTPLR 1996/1997, PTPLR, Serpong, BAHDIR, J, Studi Penentuan Standar Kualitas Produk Sementasi Limbah Radioaktif, Hasil Penelitian Pusat Teknologi Pengolahan Limbah Radioaktif 1996/1997, P2PLR, AISYAH, Pengolahan Resin Bekas Dengan Teknik Pemisahan, Proseding Hasil Penelitian P2PLR Tahun 2001, P2PLR, Serpong,

11 Tabel 1. Persyaratan Karakteristik Hasil Imobilisasi Limbah Aktivitas Rendah dan Sedang [2] No. Karakteristik Harga 1. Kuat Tekan 3 kn/cm2 2. Densitas 1,7 3 g/cm3 3. Kandungan limbah Padat: 20 40%, Cair: 4 20% 4. Ketahanan terhadap radiasi Sangat tahan 5. Laju Lindih Cs, +137Cs 58 Co, 60Co, 90Sr Tabel 2. Karakteristik Hasil Imobilisasi Limbah Aktivitas Tinggi Standar Milik JNC [3] No Karakteristik Densitas Koefisien muai panjang Titik transformasi Konduktivitas panas Titik pelunakan Tahanan listrik Kekentalan Laju pelindihan Panas jenis Kekuatan mekanik Harga 2,74 g cm 3 83x10 7 0C 1 ( C) 5010C 0,87 K cal m 2 jam 1 0C 1 (pada 100 0C) 614 0C 4,8 ohm cm (pada C 40 poise pada (1150 0C) 2,3x10 5 g cm 2 hari 1 (statik, 100 0C, 24 jam) 0,21 cal g 1 0 C 1 (pada C) 57 Mpa Tabel 3. Karakteristik Limbah Hasil Imobilisasi di PTLR [9,10] No. 1. Jenis Limbah Imobilisasi konsentrat hasil evaporasi 2. Harga Laju lindih Densitas Kuat tekan 1,2 x ,3 x 10 2 g/cm2hari 2,38 2,42 g/cm3 2,90 3,03 kn/cm2 Imobilisasi resin bekas Laju lindih Densitas Kuat tekan 4,0 x ,0 x 10 2 g/cm2hari1 1,70 1,72 g/cm3 2,85 3,01 kn/cm2 653

12 Gambar 1. Susunan Limbah Pada Penyimpanan Sementara di PTLR Gambar 2. Sistem Penyimpanan Limbah Dekat Permukaan di Slovakia [4] 654

13 BATAN Strategi daur terbuka Tidak ada proses olah ulang Limbah Aktivitas Tinggi/Transuranium Produksi Radio Isotop Reaktor G.A. Siwabesi Limbah cair dari produksi Tc 99 yang mengandung sisa U 235 dan hasil belah (reexport) Bahan bakar bekas (reexport/issf) Instalasi Radiometalurgi LAT/TRU cair dan padat yang berasal dari hasil pengujian bahan bakar pasca iradiasi LCAT/TRU yang berasal dari hasil pelarutan bahan bakar pasca iradiasi Gambar 3. Penimbulan Limbah Aktivitas Tinggi Di BATAN 655 PT.Batan Teknologi Limbah yang mengandun g uranium

14 Gambar 4. Hasil Imobilisasi Limbah PTLR Dalam Shell Beton 950 Liter 656

15 DISKUSI DAN TANYA JAWAB Penanya: Abdurrahman Dzikri ( PT. BATEK ) Pertanyaan: a. Penanganan limbah setelah didecay (penyimpanan lestari) apakah sudah dibuat (dibangun)? b. Bagaimana treatment atau penanganan limbah cair dan padat serta padat aktivitas tinggi? c. Kriteria limbah atau penentu bahwa ZRA dikatakan limbah apakah user atau pengelola limbah? d. Bagaimana transportasi pengiriman limbah dengan aktivitas dan paparan tinggi > 200 mr/ jam? Jawaban: a. Limbah radioaktif yang datang ke PLTR jika belum memenuhi syarat ini pengolahan maka didecay dan delay ditempat penyimpanan sementara ini limbah aktifitas rendah disimpan sementara ditempat penyimpanan sementara limbah aktifitas rendah dan sedang. Uni limbah aktifitas (radiasi) tinggi disimpan sementara di penyimpanan sementara limbah aktifitas tinggi (PSLAT). Penyimpanan lestari belum saatnya dibangun. b. Penanganan limbah cair dievaporasi sehingga menjadi konsentrasi. Konsentrasi disementasi dalam shell beton 950 liter. Limbah padat di kompaksi dalam drum 200 liter kemudian disementasi. Limbah padat aktivitas tinggi hasil produksi Tc 99 dikondisioning dalam PSLAT. c. User dapat mengirim bahan radioaktif atau sumber bekas radiasi yang sudah tidak dipakai lagi (walaupun aktifitasnya masih tinggi) untuk dikelola di PTLR agar aman bagi masyarakat. d. Transportasi pengiriman limbah dengan paparan radiasi tinggi dapat dilakukan dengan menggunakan shilding. Namun demikian user dapat menyimpan sementara limbahnya hingga paparannya menurun, baru kemudian dikirim ke PLTR. 657