UPAYA MINIMISASI LIMBAH RADIOAKTIF DENGAN CARA PENGAMBILAN KEMBALI RADIONUKLIDA Sahat M. Panggabean, Yohan, Mard!ni Pusat Pengembangan Pengelolaan Lirl1bah Radioaktif ABSTRAK, UPAYA MINIMISASI LIMBAH RADIOAKTIF DENGAN CARA PENGAMBILAN KEMBALI RADIONUKLIDA CS-137. Telah dilakukan penelitian tentang Upaya Minimisasi Limbah cair radioaktif dengan cara pengambilan kembali Radionuklida. Penelitian ini bertujuan untuk mengurangi jumlah limbah radioaktif dengan cara mengambil kembali radionuklida yang selanjutnya dilakukan upaya pemanfaatan radionuklida tersebut terutama sebagai sumber radiasi. Jenis limbah yang digunakan dalarn penelitian ini adalah limbah yang berasal dari Instalasi Produksi Radioisotop yang mengandung radionuklida hasil fisi seperti, Ce-144,, Ce-141, dati sebagainya. Dalam penelitian ini upaya pengambilan kembali radionuklida tersebut dilakukan dengan cara presipitasi menggunakan koagulan kupri heksasianoferat dengan berbagai variasi konsentrasi. Dari pengerjaan tersebut telah berhasil dipisahkan radionuklida yang kemudian dikaji untuk pemanfaatannya kembali. Dari hasil penelitian ini diharapkan upaya pengelolaan limbah lebih diarahkan pada kemungkinan pemanfaatan kembali limbah tersebut daripada upaya pengolahannya yang selama ini dilaksanakan. Di samping itu penelitian ini akan lebih mempermudah di dalam pengolahannya karena telah terpisahkan radionuklida yang memiliki umur paruh panjang. ABSTRACT RADIOACTIVE WASTE MINIMISA TION EFFORT USED TECHNIQUE OF RECOVERY OF RADIONUCLfDE CS-137. Waste minimisation had been done by using of recovery technique of Radionuclide from radioactive waste. This research aimed to reduce the quantity and quality of radioactive waste by recovering of Radionuclide. This recovered Radionuclide then studied in order to reuse especially for a radiation source. The radioactive waste used in this research was come from Radioisotope Production Installation which contain Radionuclide such as, Ce-144,, Ce-141, and so on. In this research, recovery of Radionuclide had been done by using of precipitation technique and copper hexacyanoferrate in some variation concentration as a coagulant. In that work, it had been separated Radionuclide and then assessed it for reused. Based on the data taken out, it could be possible to change the philosophy of waste management from treatment its to be reused. Besides its, it will be easier to manage the waste because it had been separated the long life Radionuclide. PENDAHULUAN Pergeseran paradigma di dalam pengelolaan limbah yaitu dari kecenderungan mengolah menjadi memanfaatkannya kembali sebagai salah satu upaya minimisasi limbah, telah menjadi tuntutan akhir-akhir ini mengingat sumberdaya alam yang tidak terbarukan (non renewable resources) semakin menipis jumlahnya[1]. Upaya minimisasi tersebut juga dapat dilakukan pada limbah radioaktif. Untuk limbah radioaktif padat, upaya minimisasinya dapat dilakukan dengan menggunakannya kembali (reuse) atau mengambil kembali salah satu atau sebagian radionuklida yang diinginkan. Sedangkan pad a limbah cair, upaya minimisasi yang paling mungkin dilakukan adalah dengan cara mengambil kembali radionuklida yang diinginkan. Upaya mengambil kembali
tersebut mempunyai beberapa keunggulan di antaranya penggunaan sumberdaya alam akan lebih efektif dan efisien, mencegah terbentuknya limbah, mengurangi terjadinya risiko kesehatan manusia, mendorong dikembangkan dan dilaksanakannya teknologi bersih, dan sebagainya. Pad a penelitian ini limbah radioaktif yang digunakan adalah berasal dari Instalasi Produksi Radioisotop. Oi dalam upaya minimisasi limbah tersebut akan diupayakan untuk me-recovery radionuklida dari air limbah, yang selanjutnya dimungkinkan untuk digunakan kembali dalam bentuk fisik yang sesuai dengan kebutuhan pasar. Pemilihan radionuklida ini berdasarkan umur paruh yang relatif panjang di samping banyak dibutuhkan oleh pasar atau industri. Selain upaya pengambilan kembali, dari hasil penelitian tersebut diharapkan pengolahan limbah akan lebih mudah karena telah terjadi pemisahan radionuklida yang berumur paruh panjang. TAT A KERJA DAN BAHAN Tata Kerja Limbah radioaktif cair ditentukan komposisi kimia dan radionuklidanya yang diduga akan mempengaruhi prosentase pengambilan kembali. Analisis radionuklida dilakukan dengan menggunakan alat MCA. Upaya pemisahan radionuklida dilakukan dengan cara sebagai berikut: -Sebanyak 500 ml limbah radioaktif dimasukkan ke dalam gelas kimia ukuran 1 liter, lalu ditambahkan koagulan K4Fe(CN)6 + CUSO4. -Kemudian ph larutan diatur sekitar 5-6 dengan menggunakan NaOH, lalu dilakukan pengadukan dengan kecepatan tinggi sekitar 500 rpm yang diikuti dengan pengadukan lambat sekitar 200 rpm selama 1 jam. -Setelah itu dienapkan semalam kemudian dilakukan penyaringan. Beningan yang diperoleh kemudian dianalisis kandungan radionuklidanya menggunakan MCA. Sedangkan terhadap endapan yang diperoleh dilakukan pencucian dengan cara membilas endapan tersebut dengan menggunakan air demin selanjutnya dianalisis menggunakan alat MCA. Endapan yang dihasilkan tersebut diharapkan relatif telah bersih dan hanya mengandung radionuklida. Keseluruhan pengerjaan di atas dilakukan dengan menvariasikan konsentrasi koagulan. -Oari tahapan tersebut kemudian dikaji kemungkinan upaya untuk pemanfaatannya lebih lanjut. Bahan dan Peralatan yang Digunakan Bahan HCI, NaOH, K4Fe(CN)61 CUSO4, air demin, Peralatan MCA, ph meter, pengaduk magnetik, peralatan gelas, dan lain sebagainya, HasH Penelitian Tahun 2000 67
HASIL DAN PEMBAHASAN Berdasarkan hasil analisis limbah dengan menggunakan alat MCA diperoleh komposisi radionuklida seperti yang terlihat pada Tabel1 berikut: Dari Tabel 1 tersebut terlihat bahwa radionuklida mempunyai waktu paruh yang paling panjang di antara radionukiida yang ada serta mempunyai aktivitas jenis yang relatif besar. Dengan demikian upaya recovery-nya akan menghasilkan keuntungan antara lain: 1. Radionuklida yang diperoleh dapat diupayakan untuk penggunaan kembali. 2. Beningan yang tersisa mempunyai waktu paruh yang relatif pendek, sehingga untuk penanganan lebih lanjut akan relatif lebih mudah, misalnya proses imobilisasi dengan menggunakan matriks semen telah cukup aman untuk meluruhkan semua radionuklida yang tersisa untuk jangka waktu yang tidak terlalu lama. Sebelum melakukan proses pemisahan radionuklida yang diinginkan, terlebih dahulu diperiksa ph limbah cairo Berdasarkan hasil analisis, diperoleh ph limbah sekitar 2. Menurut literatur, pemisahan radionuklida dari limbah cair dengan menggunakan koagulan K4Fe(CN)6 + CUSO4 akan diperoleh hasil yang maksimal pad a ph sekitar 5-6[2,3]. Berdasarkan informasi tersebut maka dilakukan pemisahan radionuklida pada ph tersebut dengan memvariasikan konsentrasi koagulan. Berdasarkan hasil pengerjaan di atas diperoleh prosentase pemisahan radionuklida seperti yang terlihat pada Tabel 2 di bawah ini. Oari Tabel 2 tersebut terlihat bahwa dengan konsentrasi koagulan 400 ppm K4Fe(CN)6 + 390,4 ppm CUSO4 diperoleh konsentrasi dalam beningan dengan hasil tidak terdeteksi. Endapan yang diperoleh pada pengerjaan di atas kemudian dilakukan pencucian dengan menggunakan air demin. Air cucian tersebut kemudian dianali$is kandungan radionuklidanya dengan menggunakan alat MCA untuk melihat kemurnian yang terdapat pada endapan. Berdasarkan hasil analisis tersebut diperoleh data beningan seperti yang terlihat pada Tabel 3. Berdasarkan data pada Tabel 3 tersebut ternyata telah dapat dipisahkan radionuklida sebanyak 99,9%. Pemisahan ini terjadi akibat proses kopresipitasi yaitu terserapnya radionuklida ketika terbentuk endapan yang kupri heksasianoferat berdasarkan reaksi sebagai berikut [4]: ~Fe(CN)6 + Cu2Fe(CN)6 + 2CUSO4~ 2K2SO4 68
7. Hasi! Pene/itian Tahun 2000 69 Tabel 2. Prosentase Pemisahan Radionuklida dengan Berbagai Variasi Konsentrasi Koagulan. ", (I.lCi/~c) 1. 100 Radionuklida 97,6 Ce-144 2 200 195,2 Ce-144 3. 300 292,8 Ce-144 4. 400 390,4 Ce-144 5. 500 488,0 Ce-144 6. 600 585,6 Ce-144 7.00 683,2 Ce-144 Keterangan: 1. ph perlakuan tetap yaitu 5,5 2. Waktu pengadukan selama 1 jam 3. Waktu pengenapan selama semala:m. Aktivitas 2,06.10-3 ~ I 3,27.10-5 5,17.10-4 i 9,28.10-4 4,64.10-4 1,77.10-3 2,56.10-5 4,19.10-4 8,69.10-4 4.53.10-4 1,57.10-3 2,43.10-5 4,46.10-4 8,29.10-4 4,65.10-4 1,45.10-3 4,36.10-4 7,89.10-4 3,86.10-4 3,57.10-4 5,40.10-4 5,23.10-4 2,90.10-4 1,80.10-4 9,71.10-5 5,15.10-4 1,36.10-4 1,89.10-4 8,99.10-5 4,95.10-4 1,16.10-4 Prosen Pemisahan (%) 19,8 98,S 22,8 15,S 22.9 31,1 98,8 37,5 21,0 24.7 38,9 98,9 33,4 24,6 22,8 43,6 ~100 34,9 28,3 35.9 86,1 ~100 19,4 52,S 51.8 92,9,.,100 88,5 53,2. 77.4 92,6 ~100 86,6 55,0 80.7 AKTIVITAS JENIS No. JENIS RADIONUKLIDA DALAM BENINGAN PROSENPOj(EMISAHAN (uci/cc) ( 0)
Proses kopresipitasi bukan hanya terjadi pada radionuklida, tetapi juga terjadi pada radionuklida lainnya. Namun jumlah prosentasenya relatif kecil. Hal ini dapat dipahami mengingat jari-jari atom radionuklida yang ada tidak sarna besarnya, Dari keseluruhannya, ternyata hanya radionuklida yang memiliki jari-jari atom paling besar yaitu 2,67 AD. Sedangkan radionuklida lainnya memiliki jari-jari atom di bawah 2 AD yaitu Ce-144 = 1,81 AD, Zr-90 = 1,60 AD, = 1,46 AD, dan = 1,34 AD. Selain ukuran jarijari atomnya, sifat keelektropositifan juga paling besar di antara radionuklida yang ada sehingga akan menyebabkan pembentukan "cluster" dengan molekul H2O semakin kecil dibanding radionuklida lainnya. Oi dalam proses kopresipitasi, pembentukan "cluster" dengan molekul H2O atau senyawa pengompleks lainnya misalnya EDT A yang terdapat dalam limbah akan mengganggu proses tersebut [4]. Untuk itu apabila diduga terdapat senyawa inpuritis yang dapat membentuk kompleks, sebaiknya dilakukan prapengolahan terlebih dahulu agar proses kopresipitasi dapat terjadi dangan lebih baik. Berdasarkan hasil pengerjaan t~rsebut di atas, selanjutnya dikaji kemungkinan penggunaannya terutama sebagai sumber radiasi. Penggunaan zat radioaktif untuk keperluan berbagai macam industri umumnya berada dalam bentuk logam padat atau yang dipadatkan. Untuk itu perlu dilakukan penelitian lebih lanjut agar radionuklida yang telah terpisahkan tersebut bisa dibuat dalam bentuk yang sesuai dengan kebutuhan pasar atau industri. Oari hasil pengerjaan tersebut juga telah terlihat pemisahan radionuklida berdasarkan waktu paruhnya. Radionuklida yang mempunyai waktu paruh paling lama selanjutnya diupayakan untuk digunakan kembali, sedangkan radionuklida lainnya masih dimungkinkan untuk dilakukan peng'ambilan kembali dengan berbagai metode yang ada. Namun apabila upaya ini tidak dilakukan, dan selanjutnya ingin segera dijadikan limbah yang selanjutnya dilakukan proses imobilisasi dengan menggunakan matriks semen, maka hal ini juga akan sangat menguntungkan mengingat waktu paruh dari radionuklida yang tersisa relatif sangat pendek.. Dengan demikian apabila limbah tersebut kemudian disimpan dalam waktu yang tidak terlalu lama, akan banyak yang mengalami peluruhan sehingga diharapkan dalam jangka waktu 10-15 tahun telah aman baik bagi manusia maupun bagi lingkungan sekitarnya. KESIMPULAN DAN SARAN Oari pengerjaan di alas dapat disimpulkan sebagai berikut: 1. Pemisahan radionuklida dari air limbah dapat dilakukan dengan metode kopresipitasi menggunakan koagulan kupri heksasianoferat yang selanjutnya memberi peluang untuk penggunaannya kembali bagi berbagai keperluan. 2. Pemisahan radionuklida telah menghasilkan radionuklida yang tersisa mempunyai waktu paruh yang relatif pendek sehingga menjadi lebih mudah di dalam pengolahannya, misalnya dengan proses imobilisasi menggunakan matriks semen. 70
Berdasarkan hasil penelitian tersebut disarankan untuk melakukan penelitian lebih lanjut terutama kemungkinan upaya pemanfaatan radionuklida yang telah terpisahkan tersebut. DAFTAR PUSTAKA 1. KANTOR MENTERI NEGARA LINGKUNGAN HIDUP, "Agenda 21 Indonesia; Strategi Nasional untuk Pembangunan Berkelanjutan", Jakarta, 1997. 2. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, "Treatment of Low and Intermediate Level Liquid Radioactive Waste", Technical Report Series No. 236, IAEA, Vienna, 1984. 3. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, "Chemical Precipitation Processes for Treatment of Aqueous Radioactive Waste", Technical Report Series No. 337, IAEA, Vienna, 1992. 4. GOMPPER, K., "Waste Management in Nuclear Facilities for Precipitation", Karlsruhe Nuclear Research Center, Karlsruhe, 1982. 71