PENGOLAHAN LIMBAH RADIOAKTIF SEMI CAIR DENGAN CARA SEMENTASI

dokumen-dokumen yang mirip
PROSES PENGOLAHAN LIMBAH RADIOAKTIF CAIR SECARA EVAPORASI DAN SEMENTASI

PENGARUH BAHAN PENCAMPUR SEMEN CHORMEN TERHADAP KEKUATAN FISIKA DAN KIMIA BETON LIMBAH

PEMBUATAN CAMPURAN MATRIKS UNTUK SEMENTASI. Tri Salyo, Sarjono, Syarip Unus Pusat Teknologi Limbah Radioaf,tif, SATAN

PENGOLAHAN LIMBAH RADIOAKTIF PADAT HASIL DEKOMISIONING FASILITAS INSTALASI PEMURNIAN ASAM FOSFAT PETROKIMIA GRESIK

KARAKTERISASI LlMBAH HASIL SEMENTASI. Siswanto Hadi, Mardini, Suparno Pusat Teknologi Umbah Radioa~,tif, BATAN

ANALISIS LIMBAH RADIOAKTIF CAIR DAN SEMI CAIR. Mardini, Ayi Muziyawati, Darmawan Aji Pusat Teknologi Limbah Radioaktif

KONDISIONING LIMBAH RADIOAKTIF PADAT TAK TERKOMPAKSI MENGGUNAKAN MATRIKS SEMEN

PENGARUH KANDUNGAN LIMBAH RESIN DAN BAHAN ADITIF (BETONMIX) TERHADAP KARAKTERISTIK HASIL SEMENTASI

PENGOLAHAN LIMBAH RADIOAKTIF PADAT AKTIVITAS RENDAH TERKONTAMINASI AKTINIDA DENGAN METODE REDUKSI VOLUME

IMOBILISASI LlMBAH SLUDGE RADIOAKTIF DARI PROSES PENGOLAHAN LlMBAH RADIOAKTIF CAIR SECARA KIMIA DENGAN KOAGULAN FERI KLORIDA MENGGUNAKANSEMEN

PENGOLAHAN LIMBAH RADIOAKTIF HEPA FILTER MENGGUNAKAN METODE REDUKSI VOLUME DAN IMOBILISASI DENGAN MATRIK SEMEN

PERAWATAN PERALATAN PROSES SEMENTASI. Suparno Pusat Teknologi Limbah Radoaktif

PENGOLAHAN LIMBAH RADIOAKTIF HEPA FILTER MENGGUNAKAN METODE REDUKSI VOLUME DAN IMOBILISASI DENGAN MATRIK SEMEN

PERAWATAN PERALATAN SISTEM MEKANIK UNIT SEMENT ASI. Tarmusid Pusat Teknologi Limbah Radoaktif, BATAN

IMOBILISASI KONSENTRAT LIMBAH CAIR AKTIVITAS RENDAH SHELL NOMOR 17 A

PERAWATAN PERALATAN MEKANIK UNIT SEMENTASI

PEMADATAN SLUDGE HASIL PROSES BIOOKSIDASI LIMBAH ORGANIK DARI PEMURNIAN ASAM FOSFAT MENGGUNAKAN BAHAN MATRIKS RESIN EPOKSI

TEKNOLOGI PROSES PENGOLAHAN LIMBAH RADIOAKTIF PADAT SECARA INSENERASI DAN KOMPAKSI TAHUN 2012

Waste Acceptance Criteria (Per 26 Feb 2016)

PERAWATAN PERALATAN LlSTRIK (PENGENDALI) PROSES SEMENT ASI

OPTIMALISASI PE EMPATA KEMASA LIMBAH RADIOAKTIF AKTIVITAS RE DAH DA SEDA G DALAM REPOSITORI

PENYIMPANAN LIMBAH RADIOAKTIF DI INTERM STORAGE I, INTERM STORAGE II DAN PSLAT. Sagino Pusat Teknologi Limbah Radioaktif

PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 8 TAHUN 2016 TENTANG PENGOLAHAN LIMBAH RADIOAKTIF TINGKAT RENDAH DAN TINGKAT SEDANG

PENGARUH LIMBAH KARBON AKTIF Cs-137 TERHADAP KERAPATAN DAN KUAT TEKAN BETON LIMBAH

PENGANGKUTAN LIMBAH RADIOAKTIF PADAT DAN CAIR DARI PENIMBUL KE INSTALASI PENGOLAHAN LIMBAH RADIOAKTIF. Arifin Pusat Teknologi Limbah Radioaktif -BATAN

SISTEM INFORMASI MANAJEMEN LIMBAH RADIOAKTIF DI PUSAT TEKNOLOGI LIMBAH RADIOAKTIF

SAM PEL LlMBAH UNTUK ANALISIS DI LABORA TORIUM

SISTEM PENGANGKUTAN LIMBAH RADIOAKTIF PADAT, CAIR DAN GAS. Arifin Pusat Teknologi Pengolahan Limbah Radioaktif

PENYIMPANAN LlMBAH RADIOAKTIF DIINTERM STORAGE I, INTERM STORAGE II DAN PSLAT

KARAKTERISTIK LIMBAH HASIL IMOBILISASI DALAM KESELAMATAN PENYIMPANAN.

III. METODOLOGI PENELITIAN. Bahan-bahan yang digunakan dalam penelitian ini adalah : 1. Semen yang digunakan pada penelitian ini ialah semen PCC merek

Aneks TAHAPAN-TAHAPAN DASAR PENGELOLAAN LIMBAH RADIOAKTIF Pengelolaan limbah radioaktif yang efektif harus memperhatikan tahapantahapan dasar

GLASS FRIT DAN POLIMER UNTUK SOLIDIFIKASI LIMBAH CAIR AKTIVITAS RENDAH SKALA INDUSTRI.

BAB II TINJAUAN PUSTAKA

KAJIAN KESELAMATAN PENYIMPANAN LlMBAH THORIUM DARI PABRIK KAOS LAMPU

EVALUASI KESELAMATAN RADIASI PENGUNJUNG DI TEMPAT PENYIMPANAN SEMENTARA LIMBAH RADIOAKTIF

PENGELOLAAN DAN KARAKTERISASI LIMBAH B3 DI PAIR BERDASARKAN POTENSI BAHAYA ABSTRAK

OPERASI SISTEM LAUNDRY PADA PROSES MESIN CUCI (WASHING MACHINE) Atam Pusat Teknologi Limbah Radioaktif

ANALISIS KESELAMATAN RADIASI PENYIMPANAN LIMBAH RADIOAKTIF DI INTERIM STORAGE-1 SELAMA PERIODE

selanjutnya penulis mengolah data dan kemudian menyusun tugas akhir sampai

BAB III METODE PENELITIAN. Metodelogi penelitian dilakukan dengan cara membuat benda uji (sampel) di

BAB III METODE PENELITIAN

Hasil Penelitian dan Kegiatan PTLR Tahun 2012 ISSN

PENGELOLAAN LIMBAH RADIOAKTIF SUMBER TERBUNGKUS DARI RUMAH SAKIT DAN INDUSTRI

IMOBILISASI LIMBAH SLUDGE RADIOAKTIF DARI DEKOMISIONING FASILITAS PEMURNIAN ASAM FOSFAT DENGAN MATRIKS CAMPURAN BITUMEN DAN PASIR

PENANGANAN LlMBAH RADIOAKTIF PADAT AKTIVITAS RENDAH PASCA PENGGANTIAN HEPA FILTER DI IRM

PENGEMBANGAN PROSES IMOBILISASI LIMBAH RADIOAKTIF MENGANDUNG URANIUM DENGAN BAHAN MATRIKS BITUMEN UNTUK MENDUKUNG PROGRAM PLTN

IMOBILISASI LIMBAH SLUDGE RADIOAKTIF HASIL DEKOMISIONING FASILITAS PAF-PKG MENGGUNAKAN BAHAN MATRIKS SYNROC DENGAN PROSES SINTERING

pekerja dan masyarakat serta proteksi lingkungan. Tujuan akhir dekomisioning adalah pelepasan dari kendali badan pengawas atau penggunaan lokasi

Pengaruh Variasi Jumlah Semen Dengan Faktor Air Yang Sama Terhadap Kuat Tekan Beton Normal. Oleh: Mulyati, ST., MT*, Aprino Maramis** Abstrak

Gambar 2.1 Bagian-bagian mesin press BTPTP [9]

Cara uji berat isi, volume produksi campuran dan kadar udara beton

KARAKTERISTIK HASIL KONDISIONING LIMBAH RADIOAKTIF UNTUK KESELAMATAN PENYIMPANAN CHARACTERISTICS OF CONDISIONED RADIOACTIVE WASTE FOR DISPOSAL SAFETY

PENENTUAN WAKTU TUNDA PADA KONDISIONING LIMBAH HASIL PENGUJIAN BAHAN BAKAR PASCA IRADIASI DARI INSTALASI RADIOMETALURGI

III. METODE PENELITIAN. ini adalah paving block dengan tiga variasi bentuk yaitu berbentuk tiga

LAPIS PONDASI AGREGAT SEMEN (CEMENT TREATED BASE / CTB)

STUDI PENGELOLAAN LIMBAH RADIOAKTIF PADAT PEMBANGKIT LISTRIK TENAGA NUKLIR

BAB III METODOLOGI PENELITIAN

BAB III METODOLOGI PENELTIAN

PENGELOLAAN LlMBAH RADIOAKTIF PADAT PAPARAN TINGGI TIDAK DAPAT BAKAR DI INSTALASI RADIOMETALURGI (IRM)

SOLIDIFIKASI SLUDGE AKTIF HASIL PROSES BIOOKSIDASI LIMBAH RADIOAKTIF CAIR ORGANIK DARI PEMURNIAN ASAM FOSFAT MENGGUNAKAN BAHAN MATRIKS BITUMEN

III. METODE PENELITIAN. Penelitian ini bertujuan untuk mengetahui pengaruh fly ash terhadap kuat

PENGARUH PENAMBAHAN AGREGAT PASIR SILIKAT PADA SEMENTASI LIMBAH URANIUM KONSENTRAT EVAPORATOR

PENGUKURAN KONSENTRASI RADON DALAM TEMPAT PENYIMPANAN LIMBAH RADIOAKTIF. Untara, M. Cecep CH, Mahmudin, Sudiyati Pusat Teknologi Limbah Radioaktif

BAB III METODE PENELITIAN. Pelaksanaan pembuatan benda uji batako sekam padi dilakakukan di

Gravitasi Vol. 14 No.1 (Januari-Juni 2015) ISSN: ABSTRAK

PENGELOLAAN LIMBAH RADIOAKTIF DAN B3 DI IRM. Sunardi

EVALUASI DOSIS RADIASI INTERNAL PEKERJA RADIASI PT-BATAN TEKNOLOGI DENGAN METODE IN-VITRO

INVENTARISASI PAKET LIMBAH OLAHAN UNTUK PENYIMPANAN AKHIR DALAM DISPOSAL DEMO PLANT

Mardini, Ayi Muziyawati, Darrnawan Aji Pusat Teknologi Limbah Radioal<tif, BATAN

PEMANTAUAN LINGKUNGAN DI SEKITAR PUSAT PENELITIAN TENAGA NUKLIR SERPONG DALAM RADIUS 5 KM TAHUN 2005

BAB III METODOLOGI PENELITIAN

Pengaruh Persentase Serat Sabut Pinang (Areca Catechu L. Fiber) dan Foam Agent terhadap Sifat Fisik dan Mekanik Papan Beton Ringan

PRARANCANGAN SISTEM LOADING DAN UNLOADING PADA KOLOM PENUKAR ION PENGOLAH LIMBAH RADIOAKTIF

III. METODE PENELITIAN. Penelitian ini dilaksanakan pada bulan Maret sampai Juni 2013 di

PENGOLAHAN LIMBAH URANIUM CAIR DENGAN ZEOLIT MURNI DAN H-ZEOLIT SERTA SOLIDIFIKASI DENGAN POLIMER EPOKSI

BAB 3 METODOLOGI. berpori di Indonesia, maka referensi yang digunakan lebih banyak diperoleh dari hasil

III. METODE PENELITIAN

III. METODE PENELITIAN. Bahan-bahan yang digunakan dalam penelitian ini adalah : Semen yang digunakan pada penelitian ini ialah semen PCC (Portland

METODE PEMBUATAN DAN PERAWATAN BENDA UJI BETON DI LAPANGAN BAB I DESKRIPSI

RANCANGAN PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR...TAHUN... TENTANG PENGOLAHAN LIMBAH RADIOAKTIF TINGKAT RENDAH DAN TINGKAT SEDANG

BAB III METODE PENELITIAN

TINJAUAN BAHAN BANGUNAN DAN ALAT YANG DIGUNAKAN. tinggi dapat menghasilkan struktur yang memenuhi syarat kekuatan, ketahanan,

PENGARUH PENAMBAHAN UNSATURATED POLYESTER RESIN TERHADAP MUTU BETON K-350 EFFECT OF ADDITION UNSATURATED POLYESTER RESIN IN MIXED CONCRETE K-350

PENGOLAHAN LIMBAH BORON-10 DARI OPERASI PLTN TIPE PWR DENGAN TEKNIK SOLIDIFIKASI HYPER CEMENT

PENGOLAHAN LIMBAH PENDUKUNG INSTALASI PENGOLAHAN LIMBAH RADIOAKTIF

SKENARIO LEPASAN RADIONUKLIDA DARI HASIL IMOBILISASI LlMBAH PAD A PENYIMPANAN LlMBAH LESTARI DE KAT PERMUKAAN

BAB III METODOLOGI DAN PELAKSANAAN PENELITIAN. Persiapan : - Studi literatur - Survey ke Ready Mix CV. Jati Kencana Beton

MEMPELAJARI KARAKTERISTIK KERAMIK DARI MINERAL LOKAL KAOLIN, DOLOMIT, PASIR ILMENIT

Prosedur Teknis Aplikasi TX-300

LAMPIRAN 1 MIX DESIGN (ACI ) Universitas Sumatera Utara

BAB III METODOLOGI PENELITIAN

KEPUTUSAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR : 14/Ka-BAPETEN/VI-99 TENTANG KETENTUAN KESELAMATAN PABRIK KAOS LAMPU

PENGOLAHAN LIMBAH CAIR HASIL SAMPING PENGUJIAN BAHAN BAKAR PASCA IRADIASI DARI INSTALASI RADIOMETALURGI

PENGELOLAAN LIMBAH RADIOAKTIF BENTUK PADAT BERAKTIVITAS RENDAH DI INSTALASI RADIOMETALURGI TAHUN 2007

EVALUASI PENGENDALIAN KESELAMATAN RADIASI DAN NON RADIASI DALAM PENGOLAHAN LIMBAH RADIOAKTIF TAHUN

EVALUASI PENGENDALIAN KESELAMATAN RADIASI DAN NON RADIASI DALAM PENGOLAHAN LIMBAH RADIOAKTIF TAHUN

III. METODOLOGI PENELITIAN. Untuk memperoleh hasil penelitian yang baik dan sesuai, maka diperlukan

BAB III METODOLOGI PENELITIAN

BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang

Transkripsi:

PENGOLAHAN LIMBAH RADIOAKTIF SEMI CAIR DENGAN CARA SEMENTASI ABSTRAK Bambang Sugito, Irwan Santoso Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATAN PENGOLAHAN LIMBAH RADIOAKTIF SEMI CAIR DENGAN CARA SEMENTASI : Telah dilakukan pengolahan limbah radioaktif semi cair dengan cara sementasi. Limbah cair yang ditimbulkan dari dekomisioning fasilitas pemurnian asam fosfat telah diolah dengan proses biooksidasi menjadi limbah sludge radioaktif yang mengandung uranium. Limbah tersebut diimobilisasi melalui proses pemadatan menggunakan matriks semen, agar mudah dalam penyimpanan, monitoring serta menjamin keselamatan pekerja dan lingkungan. Limbah semi cair dimasukkan dalam shell beton 950 l ditambah semen Portland tipe 1 dan pasir dengan perbandingan 600 kg semen dan 400 kg pasir. Pengambilan sampel adonan campuran limbah semi cair, semen dan pasir diperlukan untuk mengetahui kuat tekan dan densitas hasil adonan tersebut. Sebelum dibawa ke tempat penyimpanan sementara shell beton diberi label yang berisi antara lain : paparan radiasi permukaan, paparan radiasi pada jarak 1m, asal limbah dan tanggal proses. Selama tahun 2012 telah diolah sebanyak 3.561 l semi cair (sludge) menggunakan 6 shell beton 950 l. Hasil pengukuran paparan pada jarak 1 m dan kontak permukaan setelah sementasi masih jauh lebih kecil dari yang dipersyaratkan IAEA. Kata kunci : imobilisasi limbah radioaktif, semen, beton mix ABSTRACT SEMI LIQUID RADIOACTIVE WASTE TREATMENT BY CEMENTATION : There have been semi-liquid radioactive waste treatment by cementation. The liquid waste arising from decommissioning phosphoric acid purification facilities have been treated with sewage sludge into the biooksidation containing radioactive uranium. The waste is immobilized through the process of solidification using cement matrix, for easy storage, monitoring and ensuring the safety of workers and the environment. Semi-liquid waste included in the concrete shell plus 950 l of type 1 Portland cement and sand in the ratio of 600 kg cement and 400 kg of sand. Sampling semi liquid dough mixed waste, cement and sand is required to determine the compressive strength and density of the mixture results. Before being taken to a temporary storage area labeled concrete shell that contains, among others: the surface radiation exposure, radiation exposure at a distance of 1m, and the date of the original waste. During the year 2012 has been treated as l 3561 semiliquid (sludge) using 6 950 l concrete shell. The results of measurements of exposure at a distance of 1 m and the contact surfaces after cementation is still much smaller than that required by the IAEA.. Keywords: immobilization of radioactive waste, cement, betonmix PENDAHULUAN Limbah radioaktif adalah zat radioaktif dan bahan serta peralatan yang terkena zat radioaktif atau menjadi radioaktif karena pengoperasian instalasi nuklir, yang tidak dapat digunakan lagi. Pusat Teknologi Limbah Radioaktif (PTLR) adalah unit organisasi di bawah Badan Tenaga Nuklir Nasional (BATAN) yang bertugas melaksanakan penelitian dan pengembangan teknologi pengelolaan limbah radioaktif dalam rangka mendukung pengembangan industri nuklir dan 447

aplikasi iptek nuklir dalam berbagai bidang pembangunan. PTLR juga merupakan pelaksana pengelolaan limbah radioaktif dari seluruh wilayah Indonesia. Limbah Sludge radioaktif dari dekomisioning fasilitas PAF-PKG mengandung uranium dan anak luruhnya termasuk kriteria limbah pemancar alfa umur panjang aktivitas rendah. Limbah tersebut harus diisolasi guna melindungi masyarakat dan lingkungan dari dampak radiasi. Isolasi limbah radioaktif dilakukan dengan cara imobilisasi melalui proses solidifikasi (pemadatan) dengan suatu bahan matriks, sehingga diperoleh blok hasil solidifikasi yang limbah radioaktifnya terkungkung dan terisolasi di dalamnya. Fasilitas Pemurnian Asam Fosfat PT Petrokimia Gresik (PAF -PKG) berfungsi untuk mengambil uranium dari umpan asam fosfat dengan proses ekstraksi menggunakan pelarut organik dalam kerosin. Proses ini menghasilkan limbah berupa gunk yaitu endapan di dalam larutan organik, sedikit mengandung fase air, kerosin dan asam fosfat. Kegiatan dekomisioning PAF-PKG menghasilkan pula limbah uranium dan logam berat (dalam gunk)[1]. Semua limbah tersebut yang bersifat radioaktif telah dikirim ke PTLR dan akan diolah. Limbah yang mengandung kerosene inilah limbah terakhir dari PAF PKG yang akan diolah menggunakan shell beton 950 l di PTLR BATAN. DASAR TEORI Proses sementasi (imobilisasi dengan semen) adalah merubah bentuk limbah menjadi bentuk padat untuk mengurangi kemampuan pindah/ migrasi dari radionuklida karena proses alamiah selama penyimpanan dan pembuangan. Kualitas blok beton hasil limbah olahan ditunjukkan dengan parameter uji densitas, uji kuat tekan dan uji pelindihan. Kualitas blok beton yang baik harus memenuhi standar IAEA (International Atomic Energy Agency)[2] yaitu : - Densitas : 1,70 2,50 g.cm -3 - Kuat tekan blok beton yang telah berumur 28 hari : 20,0 50,0 N.mm -2 - Laju lindih radionuklida terimobilisasi dalam beton : 1,70. 10-1 - 2,50. 10-4 g.cm -2.hari -1 Semakin besar densitas maka akan semakin besar daya tahan terhadap radiasi, pengukuran densitas dilakukan dengan penimbangan dan pengukuran dimensi contoh blok beton hasil limbah olahan, dengan persamaan : ρ = m/v dimana : ρ = berat jenis (g/cm 3 ) m = massa (g) V = volume (cm 3 ) Kuat tekan sampel diukur menggunakan alat tekan Paul Weber dengan cara memberi tekanan maksimum yang dapat ditahan oleh sampel blok beton limbah olahan sampai hancur. Kuat tekan dinyatakan dengan persamaan sebagai berikut: σ = P maks/ A dimana : σ = kuat tekan (N/mm 2 ) P maks = tekanan maksimal saat sampel pecah 448

(N) A = luas penampang sampel (mm 2 ) Laju pelindihan merupakan variabel yang menyatakan kecepatan pelepasan suatu radionuklida yang terimobilisasi sebagai akibat kontak dengan air atau larutan pelindih lainnya. Laju lindih tergantung dari komposisi blok beton, geometri dan homogenitasnya. Laju pelindihan dapat ditentukan dengan persamaan : At x Mo R = ------------------- Ao x S x t Dimana : R = laju pelindihan (g/cm 2 hari) At = aktivitas yang terlindih selama t hari (μci) Mo = massa awal sampel (g) Ao = aktivitas awal sampel (μci) S = luas permukaan sampel (m 2 ) t = waktu lindih (hari) Untuk kelancaran proses pengolahan limbah tersebut diperlukan shell beton 950 l, semen portland tipe 1 dan pasir sesuai kebutuhan. Selain itu peralatan proses unit sementasi juga harus dicek dan dilakukan perawatan untuk menjamin kelancaran proses pengolahan tersebut. Pada saat proses sementasi hal utama yang memerlukan perhatian adalah faktor keselamatan, baik keselamatan radiasi maupun non radiasi. Potensi bahaya radiasi yang sangat perlu mendapat perhatian adalah ketika pengisian resin ke shell 950 liter, hal ini karena pengisian dilakukan secara manual, sehingga petugas radiasi harus menggunakan pakaian kerja secara lengkap, yaitu jas lab, sepatu kerja, sarung tangan karet, penutup kepala, masker dan kaca mata. Potensi bahaya yang kedua adalah saat pengambilan cuplikan untuk membuat benda uji dari hasil olahan. Uap yang keluar dari campuran resin, air, pasir dan semen akan terhirup karena posisi pengambilan sampel harus naik ketangga dimulut shell beton 950 l. Hal ini harus diantisipasi dengan peralatan yang lengkap. Potensi bahaya non radiasi yang berbahaya adalah debu semen, ini terjadi ketika pengisisan semen ke silo semen, sebelum ditimbang dan dimasukkan ke Mixer. Partikel debu semen yang sangat halus masih bisa menembus masker, ini bisa dibuktikan setiap selesai proses pengisian semen pekerja radiasi akan menemukan debu semen disekitar hidung. Hal ini bisa dikurangi resikonya dengan bekerja secara bergantian. TATA KERJA Bahan, Peralatan, dan Waktu Kegiatan Bahan yang digunakan adalah : semen portland type 1, pasir, beton mix, detergent, limbah sludge mengandung kerosen yang ditimbulkan dari 449

dekomisioning fasilitas Pemurnian Asam Fosfat Petrokimia Gresik,, cetakan blok limbah dari pipa PVC. Peralatan yang digunakan adalah : Shell beton 950l, forklift, kunci ring / pas 19, palu, sendok semen dan perlatan yang sejenis. Kegiatan ini dilakukan di Sub Bidang Pengolahan Limbah Cair, Bidang Teknologi Pengolahan Limbah Radioaktif, Pusat Teknologi Limbah Radioaktif, BATAN pada tahun 2012. METODE KEGIATAN Limbah dari PAF-PKG dikategorikan sebagai limbah semi cair karena terdiri dari campuran sludge dan cairan. Pengolahan limbah semi cair dilakukan dengan cara sementasi di dalam shell beton 950 liter. Sebelum proses pengolahan limbah semi cair dilaksanakan, lebih dahulu dilakukan pengecekan seluruh peralatan agar tidak ada gangguan selama proses pengolahan limbah berlangsung. Dilakukan juga pembersihan tool holder unit sementasi dari bekas adonan semen, pasir dan limbah yang sudah mengering. Pengecekan kondisi peralatan penimbangan material beton kering (mixer M33106) juga dilakukan, telah dilakukan perbaikan pada pneumatik valve mixer. Perbaikan kebocoran pada hidrolik dumper mixer sistem hidrolik yang mengendalikan gerakan membuka dan menutup damper timbangan sudah dilakukan perbaikan. Setelah dipastikan seluruh peralatan proses berfungsi baik maka proses pengolahan siap dilaksanakan[3]. Campuran sludge dan cairan dalam drum HDPE ( High Dencity Polyethylen ) 150 liter dimasukkan manual kedalam shell beton 950 liter. Telah dilakukan percobaan pendahuluan sementasi limbah sludge dalam skala laboratorium, diperoleh data bahwa perbandingan yang terbaik antara sludge dengan cairan adalah 5:2 (v/v). Dalam satu shell beton, jumlah maskimum limbah adalah 350 liter dan volume sisanya akan diisi oleh campuran semen, pasir, dan air. Drum HDPE berisi limbah diletakkan di atas pallet kemudian dengan menggunakan forklift, pallet tersebut diposisikan di atas shell beton. Drum HDPE dimiringkan posisinya sehingga limbah dapat dituang ke dalam shell beton serta dikuras dengan sekop agar tidak ada limbah yang tertinggal. Selanjutnya, dilakukan penambahan detergen merk percil sebanyak 1 boks ( @ 3 kg) dan beton mix 1 liter untuk setiap shell beton. Semen dan pasir dimasukkan kedalam silo secara manual, persediaan pasir dan semen dipastikan cukup untuk mengolah limbah dalam 6 buah shell yang telah disiapkan. Proses pencampuran resin, pasir, semen dan air dilakukan di dalam ruang Hot Cell R.4.0.01. Pengadukan adonan dilakukan dengan cara menghidupkan meja putar sehingga shell beton berputar secara konstan. Tool Holder (pengaduk) diturunkan, dan kedalaman pengaduk diatur sehingga limbah, semen, pasir dan air menjadi adonan yang homogen. Setelah adonan menjadi homogen Tool Holder dinaikkan dan motor penggetar dihidupkan agar adonan yang menempel pada pengaduk turun ke shell beton. Trolley dijalankan keluar ruang Hot Cell dan dilakukan pengambilan cuplikan untuk uji tekan, densitas dan lindih[4]. Langkah akhir penyempurnaan proses sementasi adalah dengan menge seal tutup shell beton dengan adonan pasir dan semen sehingga shell beton menjadi tertutup permanen. Sebelum disimpan di Interim Storage shell 450

beton diberi nomor dan dipasang label yang berisi antara lain asal limbah, paparan kontak dan pada jarak 1 meter serta tanggal pengolahan[5]. Pelaksanaan sementasi dimulai tanggal 17 s.d. 23 september 2012 dengan kapasitas 1 buah shell beton per hari. HASIL DAN PEMBAHASAN Jumlah limbah semi cair ( sludge) yang berasal dari PT. Petrokimia Gresik sebanyak 3.561 liter ditampung dalam drum HDPE sebanyak 23 drum dengan isi bervariasi antara endapan dan cairan. Limbah yang berwarna hitam dan berbau tajam sangat tidak nyaman bagi pegawai yang bekerja disekitar lokasi penyimpanan. Untuk itu perlu segera diolah, dirubah bentuknya menjadi bentuk solid sehingga risiko dalam penyimpanan dapat dikurangi [6]. Immobilisasi dalam shell beton 950 liter menjadi pilihan karena disesuaikan dengan ketersediaan peralatan. Gambar 1. Limbah sebelum diolah dalam drum HDPE 451

Tabel 1. Data limbah sebelum diolah Nomor Shell ISI (No Wadah Jumlah Limbah (Liter) HDPE) Padatan Cairan 84 C 27 136 0 54 136 0 85 C 98 136 0 11 112.5 67.5 86 C 101 155.5 19.5 12 75 100 87 C 100 97 78 10 125 75 30 39 136 88 C 26 19.5 155.5 28 78 19.5 61 19.5 155.5 13 100 75 89 C B 119 1,331 TOTAL 1,348 2,213 Tabel 1. memperlihatkan bahwa jumlah limbah dalam tiap shell beton bervariasi jumlahnya, hal ini dikarenakan karena kesulitan untuk mengukur dan mengatur volume limbah dalam drum HDPE. Pemilihan drum HDPE yang dituang isinya diatur sedemikian rupa sehingga dalam satu drum HDPE dituang dalam satu shell beton. Tabel 2. Data Hasil Sementasi Limbah Semi Cair PT Petrokimia Gresik Nomor Shell Paparan (μsv/jam) sebelum diolah setelah diolah permukaan jarak 1 m permukaan jarak 1 m 84 C 1,19 0,58 0,031 0,025 1,12 0,71 85 C 0,86 0,75 0,032 0,020 1,02 0,54 86 C 0,80 0,58 0,031 0,024 0,81 0,60 87 C 0,68 0,59 0,026 0,019 0,38 0,20 4,02 3,00 88 C 0,54 0,37 0,026 0,022 452

0,60 0,56 0,46 0,42 0,44 0,38 89 C 2,529 1,629 0,030 0,026 Tabel 2. memperlihatkan bahwa paparan radiasi permukaan maupun pada jarak 1 meter pada tiap shell bervariasi, tetapi tidak terlalu berbeda jauh, yang tertinggi hanya pada shell nomer 89C. Terlihat jelas bahwa telah terjadi penurunan paparan radiasi pada permukaan dan jarak 1 meter pada limbah hasil olahan, sehingga lebih aman bagi pekerja masyarakat dan lingkungan. KESIMPULAN Gambar 2. Shell beton 950 l hasil olahan Proses pengolahan limbah semi cair (campuran sludge dan cairan) dari PT Petrokimia Gresik berjumlah 3.561 liter dalam 23 drum HDPE ke dalam 6 buah shell beton 950 liter. Proses imobilisasi limbah sludge yang mengandung uranium dan kerosen menggunakan matriks semen telah selesai dilakukan dalam 6 buah shell beton 950 l dan diberi nomor 84C, 85C, 86C, 87C, 88C dan 89C. Proses imobilisasi telah sesuai dengan Prosedur Kerja dan Instruksi Kerja yang tersedia, hasil pengukuran paparan pada jarak 1 m dan kontak permukaan setelah sementasi masih jauh lebih kecil dari yang dipersyaratkan IAEA yaitu 2.5 x 10-2 msv/jam. Hasil olahan limbah sludge dari PAF - PKG telah disimpan di Interim Storage. Hasil pengukuran paparan radiasi setelah proses sementasi pada jarak 1m adalah 0.019 0.026μSv/jam 453

DAFTAR PUSTAKA [1.] SALIMIN Z., GUNANDJAR, dan ACHMAD ZAID, Pengolahan Limbah Radioaktif Cair Organik Dari Kegiatan Dekomisioning Fasilitas Pemurnian Asam Fosfat Petrokimia Gresik Melalui Proses Oksidasi Biokimia, Prosiding Seminar Nasional Teknologi Lingkungan VI, ITS, Surabaya, 2009 [2.] BATAN-TECHNICATOME, System Note Solid, Semi Solid, Liquid waste Treatment, WSPG 330 NSN 9001, Paris, 1986 [3.] Juklak dan Protap Pengoperasian Unit Sementasi, BPLR-P2PLR, Serpong 1990 [4.] BAHDIR JOHAN, Teknik dan Standar Uji Produk Sementasi Limbah Radioaktif, PTLR BATAN, Serpong 1997/1998 [5.] BAHDIR JOHAN. Imobilisasi konsentrat limbah cair aktivitas rendah (LCAR) dengan matriks semen Serpong,16 Oktober 1990 [6.] AYI MUZIYAWATI DKK. Pengaruh Kandungan Limbah Tanah dari PT. TASUMA Terhadap Kekuatan Fisika dan Kimia Beton Limbah, PTLR, Serpong 2005 454