PENYERAPAN URANIUM DENGAN RESIN PENUKAR ANION DAN IMOBILISASI MENGGUNAKAN POLIMER.

PENYERAPAN URANIUM DENGAN RESIN PENUKAR ANION DAN IMOBILISASI MENGGUNAKAN POLIMER. Herlan Martono*), Thamzil Las**) ABSTRAK PENYERAPAN URANIUM DENGAN RESIN PENUKAR ANION DAN IMOBILISASI MENGGUNAKAN POLIMER. Uranium dalam rafinat dengan konsentrasi 50 mg/l hasil ekstraksi uranium sebagai bahan produksi radioisotop mengandung hasil belah. Agar tidak terjadi kompetisi uranium dan hasil belah pada penyerapan kation, maka ditambahkan pengkompleks natrium karbonat sehingga terbentuk kompleks anion uranil karbonat. Kation hasil belah tidak dapat membentuk kompleks dengan natrium karbonat. Selanjutnya anion kompleks uranil karbonat [(UO 2 )(CO3) 3 ] -4 diserap dengan resin penukar anion amberlite IRA-400 Cl dengan ukuran butir 0,60 0,75 mm. Percobaan dilakukan dengan gelas erlenmeyer yang diisi 500 ml larutan U konsentrasi 50 mg/l ditambah air bebas mineral 500 ml, kemudian ditambah 0,25 gram resin dan dikocok selama 1 jam. Konsentrasi larutan U diukur dengan spektrofotometer UV-Vis. Resin yang telah jenuh uranil karbonat diimobilisasi menggunakan polimer dengan kandungan limbah 0, 10, 20, 30, 40, dan 50 % berat. Karakteristik polimer-limbah yang ditentukan adalah densitas dengan menimbang berat dibagi volume, kuat tekan dengan alat uji tekan Paul Weber, dan laju pelindihan pada 100 C dan 1 atm dengan alat Soxhlet. Penyerapan uranil karbonat oleh resin optimum pada penambahan Na 2 CO 3 1 gram dan waktu kontak 80 menit dengan efisiensi penyerapan 65,78 %. Makin tinggi kandungan limbah, maka densitasnya makin tinggi, kuat tekan menurun, dan laju pelindihannya tidak terdeteksi. Berdasarkan pertimbangan densitas, kuat tekan, dan laju pelindihan diperoleh blok polimer- limbah terbaik pada kandungan limbah 20 % berat. Kata kunci : uranil karbonat, resin penukar anion, imobilisasi, polimer. ABSTRACT. SORPTION OF URANIUM BY ANION EXCHANGE RESIN AND IMMOBILIZATION USING POLYMER. The concentration of U in the rafinat is 50 mg/l, that is by product U extraction at radioisotope production. The rafinat solution also contains fission products. To avoid competition between uranium and fission product in the cation exchange process, so that complexion agent Na 2 CO 3 was added for forming uranyl carbonate anion. The next step uranyl carbonate complex anion [(UO 2 )(CO 3 ) 3 ] -4 is absorbed by anion exchange resin i.e amberlite IRA-400 Cl with the grain size is 0,60 0,75 mm. The experimen is conducted with erlenmeyer glasses are filled 500 ml U solution with concentration 50 mg/l and 500 ml demineralized water, then added 0,25 gram resin and shaking for 1 hour. The concentration of U is determined by UV-Vis spectrophotometry. Saturated resin with uranyl carbonate is immobilized using polymer with waste loading 0, 10, 20, 30, 40, and 50 % weight. The characteristics of waste-polymer are determined i.e density by weight divided by volume, compression strength by Paul Weber compression strength test apparatus, and leaching rate by Soxhlet at 100 C, 1 atm. The optimum adsorpsion of uranyl carbonate by resin at the adding 1 gram Na 2 CO 3 with contact time for 80 minute, yield adsorption is 65,78 %. The increasing waste loading, the increasing density, the decreasing compression strength, and leaching rate not detection. Based on density, compression strength, and leaching rate, the best waste polymer is at the waste loading 20 %weight. Keywords : uranyl carbonate, anion exchane resine, immobilization, polymer. *) Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATAN 111 **) UIN Syarif Hidayatullah

PENDAHULUAN Pada produksi radioisotop Mo 99 digunakan uranium diperkaya 93 %, yang diiradiasi dengan neutron dalam reaktor G.A. Siwabessy. Uranium diperkaya 93 % berarti U 235 93 % yang akan mengalami reaksi fisi, sedangkan 7 % U 238 mengalami reaksi serapan neutron. Setelah U diiradiasi dalam reaktor, kemudian U teriradiasi dikeluarkan dari kapsul dan dilarutkan dalam HNO 3 6 8 M. Unsur-unsur dalam larutan asam nitrat adalah hasil belah termasuk Mo 99 dan sisa U yang tidak terbakar. Kemungkinan terjadinya unsur aktinida sangat kecil sekali, karena kadar U 238 kecil dan waktu iradiasi yang pendek sekitar 96 jam[1]. Unsur-unsur aktinida mempunyai waktu paro yang sangat panjang, jadi unsur aktinida akan terjadi pada waktu iradiasi yang sangat panjang. Setelah Mo 99 diambil dengan penyerapan dalam Al 2 O 3, maka yang tertinggal adalah larutan mengandung hasil belah dan uranium yang masih dalam jumlah besar. Uranium dipisahkan dari hasil belah dengan ekstraksi menggunakan pelarut tri butil fosfat (TBP) dodekan. Hasil ekstraksi adalah fase ekstrak yang banyak mengandung uranium dan sedikit hasil belah dan fase rafinat yang mengandung hasil belah dan sedikit uranium. Fase rafinat yang mengandung uranium 50 mg/l dan hasil belah ini merupakan limbah radioaktif [2,3] : Limbah rafinat yang mengandung uranium berumur panjang, harus dikelola dengan baik dan benar agar tidak timbul dampak radiologi terhadap manusia dan lingkungan. Limbah cair yang mengandung hasil belah setelah disimpan beberapa tahun dapat diberlakukan sebagai limbah aktivitas rendah yang dapat diolah di Instalasi Pengolahan Limbah Radioaktif (IPLR), dan kemudian dapat diimobilisasi dengan semen. Pengolahan limbah rafinat yang mengandung uranium ini dilakukan dengan menyerap uranium dengan resin penukar ion, selanjutnya resin yang telah jenuh dengan uranium yang dikenal dengan resin bekas diimobilisasi dengan polimer epoksi. Untuk menghindari kompetisi dengan kation +2 hasil belah, maka kation UO 2 dari UO 2 (NO 3 ) 2 direaksikan dengan natrium karbonat, sehingga menjadi anion kompleks (UO 2 (CO 3 ) 3 ) -4. Kation-kation hasil belah tidak membentuk kompleks anion dengan natrium karbonat. Untuk itu penyerapan uranium dilakukan dengan resin penukar anion amberlite IRA-400 Cl. Resin tersebut merupakan kopolimerisasi stiren dan divinilbenzen yang mengandung gugus fungsional amonium basa kuartener R 4 N + Cl -, dimana R adalah gugus alkil (C n H 2n+1 ) dan ion Cl aktif untuk pertukaran dengan anion yang lain. Reaksi pembentukan kompleks dari uranil nitrat dan natrium karbonat adalah reaksi sebagai berikut [4] : UO 2 +2 + 3 CO 3-2 <========> [UO 2 (CO 3 ) 3 ] -4 (1) Pada pembentukan kompleks perlu ditentukan banyaknya Na 2 CO 3 untuk sejumlah uranium tertentu agar kompleks yang terbentuk optimum, sehingga uranium yang terserap menjadi optimum. Jika pengkompleks yang ditambahkan terlalu banyak maka larutan akan mengandung CO -2 3 bebas dan akan diserap oleh resin, sehingga kapasitas untuk menyerap uranium menjadi berkurang. Harga tetapan kesetimbangan (K) untuk reaksi pembentukan kompleks adalah 4 x 10 5. Harga K yang sangat besar menunjukkan bahwa reaksi kekanan berlangsung hampir sempurna, yang berarti bahwa ion kompleks yang terbentuk stabil dan dapat diserap oleh resin penukar anion. Proses pertukaran ion meliputi penyerapan ion-ion kompleks tersebut secara selektif dan kuantitatif oleh resin penukar anion, dengan reaksi sebagai berikut [4,5] : 4 R 4 N + Cl - + [UO 2 (CO 3 ) 3 ] -4 ====== (R 4 N + ) 4 [UO 2 (CO 3 ) 3 ] -4 + 4 Cl - (2) 112

Gaya dorong pada proses pertukaran ion adalah proses difusi karena perbedaan konsentrasi sesuatu ion di dalam larutan dan di dalam resin. Pada penyerapan ion uranil karbonat dalam larutan lebih besar dari pada di dalam resin, sehingga terjadi penyerapan oleh bagian resin yang bermuatan positif, dan sejumlah sama ion Cl dari resin akan pindah di dalam larutan[6], Waktu kontak akan menentukan kapasitas serap uranil karbonat oleh resin. Setelah resin jenuh dengan uranium, maka resin bekas diimobilisasi dengan resin epoksi. Resin epoksi merupakan salah satu jenis polimer yang banyak digunakan sebagai material struktur, sehingga mempunyai kekuatan mekanik yang baik. Sifat mekanik yang baik tersebut diperlukan dalam pengelolaan hasil imobilisasi limbah radioaktif yaitu dalam transportasi dan penyimpanan polimer-limbah tahan benturan, sehingga tidak retak. Keretakan polimer-limbah akan menaikkan luas permukaannya, sehingga akan menaikkan laju pelindihan radionuklida dari dalam polimer-limbah ke air pelindih jika polimer tersebut kontak dengan air. Resin epoksi mempunyai ketahanan kimia yang baik. Hal ini sesuai dengan tujuan imobilisasi, yaitu mencegah agar radionuklida tidak terlepas ke lingkungan, jika terjadi kontak dengan air selama penyimpanan dalam tanah. Resin epoksi mudah diproses karena proses pengerjaannya yang sederhana, dapat dilakukan pada suhu kamar. Polimer epoksi terbentuk dari reaksi antara epiklorohidrin dengan bifenilpropana (bisfenol A), seperti persamaan reaksi berikut [7,8] : Epoksi... (3) Pada penelitian ini, digunakan resin epoksi EPOSIR 7120, karena harganya murah dan dalam percobaan pendahuluan mampu membentuk bahan keras dengan campuran air sampai 33 % volume. Hasil imobilisasi berupa polimerlimbah dengan kandungan limbah 0, 10, 20, 30, 40, dan 50 % berat dan parameter ketahanannya dengan cara ditentukan densitas, kuat tekan, dan laju pelindihannya. Densitas ditentukan dengan menimbang polimer-limbah yang berbentuk silinder, dibagi volumenya. Kuat tekan polimerlimbah ditentukan dengan alat tekan Paul Epoksi Weber sampai polimer-limbah pecah. Polimer-limbah yang homogen menunjukkan bahwa pada pengukuran beberapa kali kuat tekan sama. Laju pelindihan ditentukan pada 100 C dan 1 atm, selama 6 jam menggunakan alat Soxhlet. Hal ini dilakukan untuk mempercepat percobaan, karena jika dilakukan pada suhu kamar perlu waktu yang lama. Tujuan percobaan penentuan laju pelindihan radionuklida dari polimerlimbah ini, untuk memilih kualitas polimerlimbah. Berdasarkan densitas, kuat tekan, dan laju pelindihan dipilih kandungan limbah yang optimum pada imobilisasi resin bekas dengan polimer 113

TATA KERJA. Bahan. Bahan yang digunakan dalam penelitian ini, yaitu : uranil nitrat heksa hidrat (UO 2 (NO 3 ) 2.6H 2 O) dari Merck, Na 2 CO 3 dari Merck, amberlite IRA-400 Cl dari USA, arsenazo III, larutan NaOH dan HCl 1 N, dan resin epoksi eposir 7120 dari PT. Justus Kimia Raya. Metode. Limbah cair simulasi dibuat dengan cara melarutkan uranilnitrat heksahidrat sebanyak 0,2109 gram dalam 1 liter air bebas mineral, sehingga didapatkan konsentrasi uranium 100 mg/l. Penentuan komposisi umpan dilakukan dengan mereaksikan 250 ml larutan uranium konsentrasi 100 mg/l dengan Na 2 CO 3 pada berbagai berat, yaitu 0,5 ; 1,0 ; 2,5 : dan 5,0 gram, kemudian ditambah air bebas mineral sampai volumenya 500 ml, sehingga diperoleh konsentrasi uranium 50 mg/l. Resin amberlite IRA-400 Cl sebanyak 0,25 gram dimasukkan dan dikocok selama 1 jam. Selanjutnya larutan dianalisis dengan spektrofotometer UV-Vis. Penentuan waktu kontak dilakukan dengan mereaksikan 250 ml larutan uranium konsentrasi 100 mg/l dengan 1 gram Na 2 CO 3, kemudian ditambah air bebas mineral sampai volumenya 500 ml, sehingga diperoleh konsentrasi uranium 50 mg/l. Resin amberlite IRA-400 Cl sebanyak 0,25 gram dimasukkan dan dikocok. Variasi waktu pengocokan 10, 20, 30, 40, 50, 60, 70, 80, dan 90 menit. Selanjutnya larutan dianalisis dengan spektrofotometer UV-Vis. Resin penukar anion amberlite IRA- 400 Cl yang telah jenuh uranium dikeringkan. Tahap selanjutnya resin dicampur polimer dengan berbagai waste loading (kandungan limbah), yaitu 0, 10, 20, 30, 40, dan 50 % berat. Polimer yang digunakan untuk imobilisasi adalah jenis polimer EPOSIR 7120 yang dicampur dengan bahan pengeras (hardener) dengan perbandingan 1 : 1 (perbandingan disesuaikan dengan petunjuk aplikasi). Perbandingan komposisi polimer-limbah ditunjukkan pada Tabel 1. Tabel 1. Komposisi bahan dalam pembuatan blok polimer-limbah dengan berat total 50 gram pada berbagai kandungan limbah. Kandungan limbah (%) 0 10 20 30 40 50 Berat resin amberlit (gram) -- 5 10 15 20 25 Berat resin epoksi (gram) 25 22,50 20 17,50 15 12,50 Hardener (gram) 25 22,50 20 17,50 15 12,50 Pengadukan campuran polimerlimbah dilakukan selama 10 menit agar campuran homogen. Campuran yang telah homogen dimasukkan ke dalam blok cetakan silinder yang berukuran tinggi 20 mm dan diameter 25 mm. Campuran dibiarkan mengeras setelah 8 jam, kemudian blok polimer-limbah dikeluarkan dari cetakan. Keandalan blok polimer-limbah akan ditentukan oleh parameter densitas, kuat tekan, dan laju pelindihannya[9,10,11]. Densitas ditentukan dengan menimbang blok polimer-limbah dan menghitung volumenya yang diperoleh dengan mengukur tinggi dan diameter blok polimer. Densitas merupakan berat dibagi volume. Kuat tekan blok polimer-limbah ditentukan menggunakan alat Paul Weber PW 1065. Blok polimer ditekan sampai retak. Gaya tekan blok polimer-limbah sampai blok tersebut retak dibagi luas tampangnya merupakan kuat tekan blok polimer-limbah tersebut. Laju pelindihan uranium dari blok polimer-limbah ke dalam air pelindih ditentukan dengan alat Soxhlet pada 100 C dan 1 atm selama 6 jam. Alat Soxhlet mempunyai labu didih volume 1000 ml berisi air bebas mineral sebanyak 500 ml. 114

Selanjutnya uranium dalam air pelindih dianalisis dengan spektrofotometer UV-Vis untuk mengetahui uranium yang terlindih selama percobaan. HASIL DAN PEMBAHASAN. Hubungan persen efisiensi penyerapan dengan berbagai berat pengkompleks natrium karbonat ditunjukkan pada Gambar 1. Dari Gambar1, terlihat bahwa penyerapan uranium dengan resin amberlite IRA-400 Cl memberikan hasil terbaik diperoleh pada penambahan pengkompleks 1 gram Na 2 CO 3. Ini berarti komposisi umpan U/Na 2 CO 3 = 25mg/1 gram = 0,025. Komposisi ini yang akan digunakan untuk percobaan selanjutnya. Pada keadaan ini efisiensi penyerapan uranium oleh resin adalah 53,12 %. Pada Gambar 1 menunjukkan bahwa makin banyak Na 2 CO 3 yang ditambahkan, makin banyak uranium yang terserap. Setelah mencapai penyerapan maksimum, yaitu pada penambahan Na 2 CO 3 1 gram, maka penambahan Na 2 CO 3 selanjutnya akan menurunkan penyerapan uranium. Hal ini karena adanya CO 3-2 bebas yang terserap resin, sehingga mengurangi kapasitas serap ion uranil karbonat oleh resin. Hubungan persen efisiensi penyerapan uranil karbonat terhadap waktu kontak pada komposisi umpan U/Na 2 CO 3 0,1 ditunjukkan pada Gambar 2. Gambar 1. Hubungan persen efisiensi penyerapan dengan berbagai berat pengkompleks natrium karbonat. Gambar 2. Hubungan efisiensi penyerapan uranium dengan waktu kontak pada perbandingan U/Na 2 CO 3 0,025. 115

Gambar 3. Hubungan densitas polimer-limbah terhadap kandungan-limbah Dari Gambar 2 menunjukkan bahwa makin lama waktu kontak antara uranil karbonat dan resin, maka efisiensi penyerapan makin tinggi. Waktu kontak optimum pada 80 menit, yaitu diperoleh efisiensi penyerapan 65, 78 %. Setelah 80 menit waktu kontak maka efisiensi penyerapan sudah tidak efektif lagi, penambahan waktu 20 menit hanya menaikkan efisiensi penyerapan sebesar 2%. Hubungan densitas polimer-limbah terhadap kandungan limbah ditunjukkan pada Gambar 3. Dari gambar di atas menunjukkan bahwa makin tinggi kandungan limbah maka densitasnya bertambah. Hal ini terjadi karena kenaikan kandungan limbah akan diikuti dengan penurunan banyaknya epoksi yang digunakan untuk mengungkung resin bekas yang jenuh uranium. Kenaikan kandungan limbah berarti makin banyak unsur-unsur uranium yang lebih berat daripada unsurunsur C dan H dalam polimer. Jadi semakin tinggi kandungan limbah semakin banyak unsur-unsur berat dalam blok polimerlimbah, sehingga densitasnya makin besar. Hubungan kuat tekan blok polimer-limbah terhadap kandungan limbah ditunjukkan pada Gambar 4. Gambar 4. Hubungan kuat tekan blok polimer-limbah terhadap kandungan limbah. 116

Dari Gambar 4 nampak bahwa kuat tekan makin bertambah sampai kandungan limbah 20 %. Hal ini karena resin dapat berfungsi sebagai filler (bahan pengisi) dalam polimer. Pada komposisi ini campuran antara polimer dan resin bekas dapat berfungsi sebagai komposit dimana sifat-sifat komponennya masih ada (tidak berubah), tetapi campuran itu secara sinergi mempunyai kuat tekan yang lebih baik daripada kuat tekan polimer dan resin jika keduanya berdiri sendiri-sendiri. Setelah kuat tekan maksimum pada kandungan limbah 20 %, maka makin besar kandungan limbah mengakibatkan kuat tekannya turun. Hal ini berarti semakin besar persentase kandungan limbah maka persentase polimernya semakin sedikit, sehingga rantai polimer yang terbentuk semakin pendek. Akibatnya rantai polimer tidak mampu untuk mengungkung limbah. Pada kondisi ini komposisi campuran polimer dan resin bukan merupakan campuran komposit, sehingga kuat tekannya menurun. Hubungan laju pelindihan uranium dari blok polimer-limbah ke air pelindih pada berbagai kandungan limbah menunjukkan tidak terdeteksi adanya uranium dalam air pelindih. Hal ini berarti ketahanan kimia blok polimer-limbah hasil imobilisasi baik. Kemungkinan tidak terlepasnya uranium karena adanya 2 barrier (penghalang), yaitu resin penukar anion dan blok polimer. Ion uranil karbonat terikat oleh resin penukar anion amberlite IRA-400 Cl dan terkungkung blok polimer-limbah yang sukar lepas ke air pelindih. Selain itu ion kompleks uranil karbonat ukurannya besar, sehingga sukar berdifusi melalui polimer. Berdasarkan pertimbangan densitas, kuat tekan, dan laju pelindihan hasil imobilisasi blok polimer-limbah, maka hasil imobilisasi terbaik pada kandungan limbah 20 % berat. Pada kondisi tersebut blok polimer-limbah densitasnya 1,03 gram/cm 3, kuat tekan 12,48 kn/cm 2, dan laju pelindihannya tidak terdeteksi. Kuat tekan polimer limbah 12,48 kn/cm 2 di atas standar IAEA semen yang kuat tekanannya 2-5 kn/cm 2 [12]. KESIMPULAN. Berdasarkan hasil penelitian dapat disimpulkan sebagai berikut : Pada penyerapan uranium dalam bentuk uranil karbonat dengan resin penukar ion amberlite IRA- 400 Cl, hasil optimum pada komposisi berat umpan U/Na 2 CO 3 = 0,025 dan waktu kontak 80 menit. Pada kondisi ini efisiensi penyerapan 65,78 %. Pada penentuan densitas, kuat tekan, dan laju pelindihan blok polimerlimbah diperoleh hasil yang terbaik adalah pada kandungan limbah 20 % berat. Pada kondisi ini blok polimer-limbah hasil imobilisasi mempunyai densitas 1,03 gram/cm 3, kuat tekan 12,48 kn/cm 2, dan laju pelindihannya tidak terdeteksi. DAFTAR PUSTAKA. 1. HERBANU DARU A, Produksi Radioisotop Mo-99 Hasil Fisi U-235, Laporan Kerja Praktek di PT.BATEK Serpong, 2004. 2. DE VILLIERS, W. VAN ZYL, The Production of Fission Mo 99 and Management of The Resultant Waste, IAEA-RTC on Management of Low Level Radioactive Waste from Hospital and other Nuclear Application, south Africa, 1995. 3. BASABIL VAZO, S. COUNTISS, et al, Technological Enhancements for Optimizing The True Waste Management System, Waste management conference, Tucson, 2002. 4. MARCELL. R, MIKHAIL. R, and WOLFGANG H., Kinetics of Uranium Sorption onto Weakly Basic Anion Exchanger, Radioactive and Functional Polymer, Volume 68, Elsevier, 2008. 5. ARAI T, ABHARWAL. K.N., et al, Studies on The Adsorption of Uranium and Fission Product elements from Nitric Acid Medium by Novel silicabased Polyvinylpyridine anion Exchange Resin, Jurnal Nuclear science Technology, Japan, 2002. 6. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Application of Ion Exchange Processes for the Treatment of Radioactive Waste and Management of Spent Ion Exchangers, Technical Report Series No. 408, IAEA, Vienna, 2002. 7. JOEL R. FRIED, Polymer Science and Technology, Prentice-Hall Inc. USA, 1995. 8. JAMES E. MARK, Physical Properties of Polymer Handbook, 2nd, New York, 2006. *) Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATAN 117 **) UIN Syarif Hidayatullah

9. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Characterization of Radioactive Waste Form and Packages, Technical report Series No. 383, IAEA, Vienna, 1997. 10. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Strategy and Methodology for Radioactive Waste Characterization Tecdoc No. 1537, Vienna, 2007. 11. DAN CAMPHELL, RICHARD A PETRICK, JUNE R WHITE, Polymer Characterization Physical Techniques, 2nd editions, Oxford University Press, New York, 2000. 12. TAILLARD, Traitment et Conditionment des Dechets Solid de Faible et Moyenne Activity. Communante Europeennes, 1988. Tanya Jawab Nama : Bung Tomo Instansi : PTLR Pertanyaan : Berapa nilai Optimum untuk penyerapan uranium? Jawab : Optimum/pada kondisi mendekati maksimum yaitu pada penambahan waktu yang cukup lama tapi tambahan efesiensi penyerapannya kecil sekali. 118