PENGARUH RADIASI TERHADAP GELAS LIMBAH HASIL VITRIFIKASI LIMBAH AKTIVITAS TINGGI RADIATION EFFECT ON WASTE GLASS FROM HIGH LEVEL WASTE VITRIFICATION

dokumen-dokumen yang mirip
PENGARUH RADIASI DAN PANAS TERHADAP KARAKTERISTIK GELAS-LIMBAH, NEW CERAMS, DAN SYNROC-LIMBAH

TERHADAP GELAS LIMBAH HASIL

TAHANAN JENIS GELAS-LIMBAH DAN KAPASITAS PANAS UNTUK OPERASI MELTER PADA VITRIFIKASI LIMBAH CAIR AKTIVITAS TINGGI

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

PENGOLAHAN LIMBAH AKTIVITAS TINGGI DENGAN GELAS FOSFAT

KERETAKAN GELAS-LIMBAH DALAM CANISTER. Aisyah, Herlan Martono Pusat Pengembangan Pengelolaan Limbah Radioaktif

PENGARUH PERLAKUAN PANAS DAN KANDUNGAN LIMBAH TERHADAP PERUBAHAN STRUKTUR GELAS LIMBAH

PE GARUH KO DISI PE YIMPA A DA AIR TA AH TERHADAP LAJU PELI DIHA RADIO UKLIDA DARI HASIL SOLIDIFIKASI

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

PENENTUAN KEKENTALAN GELAS-LIMBAH UNTUK KARAKTERISASI PROSES VITRIFIKASI.

PEMANFAATAN ABU LAYANG SEBAGAI BAHAN PEMBENTUK GELAS PADA VITRIFIKASI LIMBAH CAIR TINGKAT TINGGI

BAB 1 PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang

KARAKTERISTIK PENYIMPANAN BAHAN BAKAR NUKLIR BEKAS DAN GELAS-LIMBAH

ROTARY CALCINER-METALLIC MELTER DAN SLURRY-FED CERAMIC MELTER UNTUK PENGOLAHAN LIMBAH CAIR AKTIVITAS TINGGI

MELTER PEMANAS INDUKSI DAN JOULE UNTUK VITRIFIKASI LIMBAH CAIR AKTIVITAS TINGGI DENGAN GELAS BOROSILIKAT

KARAKTERISTIK LIMBAH HASIL IMOBILISASI DALAM KESELAMATAN PENYIMPANAN.

PERBANDINGAN VITRIFIKASI DAN SUPER HIGH TEMPERATURE METHOD UNTUK PENGOLAHAN LIMBAH CAIR AKTIVITAS TINGGI

PERBANDINGAN VITRIFIKASI DAN PEMISAHAN KONDISIONING UNTUK PENGOLAHAN LlMBAH CAIR AKTIVITAS TINGGI.

LEMBAR PENGESAHAN KETAHANAN KIMIA HASIL VITRIFIKASI LIMBAH RADIOAKTIF DENGAN GLASSFRITS ABU BATUBARA. Disusun oleh : Ratna Budiarti

KARAKTERISTIK KETAHANAN KOROSI WADAH LIMBAH RADIOAKTIF AKTIVITAS RENDAH DAN TINGGI

PENGOLAHAN LIMBAH PENDUKUNG INSTALASI PENGOLAHAN LIMBAH RADIOAKTIF

KARAKTERISTIK BAHAN BAKAR BEKAS BERBAGAI TIPE REAKTOR. Kuat Heriyanto, Nurokhim, Suryantoro Pusat Teknologi Limbah Radioaktif

DEVITRIFIKASI GELAS LIMBAH DAN KOROSI CANISTER DALAM STORAGE DAN DISPOSAL LIMBAH RADIOAKTIF

PENGARUH KlO, LilO DAN CaO P ADA KUALITAS LIMBAH HASIL VITRIFlKASI

Subiarto, Herlan Martono

BAB I PENDAHULUAN. Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN) telah banyak dibangun di beberapa negara di

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

PERUBAHAN KOMPOSISI BAHAN PEMBENTUK GELAS PADA KARAKTERISTIK GELAS-LIMBAH

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

PRA RANCANGAN KONTAINER TEMPAT PENYIMPANAN LIMBAH RADIOAKTIF SUMBER TERBUNGKUS 192 Ir

KESELAMATAN STRATEGI PENYIMPANAN LIMBAH TINGKAT TINGGI

PERBANDINGAN IMOBILISASI LIMBAH CAIR AKTIVITAS TINGGI DENGAN METODE SYNROC DAN METODE TEMPERATUR SUPER TINGGI

PELINDIHAN RADIONUKLIDA DARI HASIL SOLIDIFIKASI. Herlan Martono, Wati

2. Dari reaksi : akan dihasilkan netron dan unsur dengan nomor massa... A. 6

PENGENALAN DAUR BAHAN BAKAR NUKLIR

PERUBAHAN KOMPOSISI BAHAN PEMBENTUK GELAS TERHADAP KARAKTERISTIK GELAS LIMBAH

KIMIA INTI DAN RADIOKIMIA. Stabilitas Nuklir dan Peluruhan Radioaktif

Pusat Pendidikan dan Pelatihan Badan Tenaga Nuklir Nasional

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

RADIOKIMIA Tipe peluruhan inti

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

REAKTOR PEMBIAK CEPAT

RANCANGAN PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR... TAHUN 2012 TENTANG TINGKAT KLIERENS

PENGENALAN PEMBANGKIT LISTRIK TENAGA NUKLIR (PLTN)

NS., Wahjuni 1 Aisyah 2 Agus Widodo 3

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

PROSES PENYIMPANAN LIMBAH RADIOAKTIF

MATERIAL UNTUK SOLIDIFIKASI LIMBAH RADIOAKTIF DALAM KESELAMATAN PENYIMPANAN

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

BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR REPUBLIK INDONESIA

PEMADATAN RESIN PENUKAR ION BEKAS YANG MENGANDUNG LIMBAH CAIR TRANSURANIUM SIMULASI DENGAN EPOKSI

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

SYNOPSIS REAKTOR NUKLIR DAN APLIKASINYA

BAB III DAUR ULANG PLUTONIUM DAN AKTINIDA MINOR PADA BWR BERBAHAN BAKAR THORIUM

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

STUDI PENGELOLAAN LIMBAH RADIOAKTIF PADAT PEMBANGKIT LISTRIK TENAGA NUKLIR

No Penghasil Limbah Radioaktif tingkat rendah dan tingkat sedang mempunyai kewajiban mengumpulkan, mengelompokkan, atau mengolah sebelum diser

Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka ISSN Journal of Radioisotope and Radiopharmaceuticals Vol 10, Oktober 2007

KONSEP DAN TUJUAN DAUR BAHAN BAKAR NUKLIR

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

PENTINGNYA REAKTOR PEMBIAK CEPAT

STUDI TI GKAT RADIOAKTIVITAS DA PA AS PELURUHA BAHA BAKAR BEKAS REAKTOR AIR RI GA SEBAGAI FU GSI WAKTU

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

FISIKA ATOM & RADIASI

Teknologi Pembuatan Bahan Bakar Pelet Reaktor Daya Berbasis Thorium Oksida EXECUTIVE SUMMARY

PERSYARATAN PENGANGKUTAN LIMBAH RADIOAKTIF

Dengan klasifikasi tersebut maka konsumen dapat memilih mana yang tepat untuk

Waste Acceptance Criteria (Per 26 Feb 2016)

PENGARUH INTRUSI AIR LAUT TERHADAP KETAHANAN KOROSI WADAH GELAS - LIMBAH DALAM PENYIMPANAN LESTARI

PELURUHAN RADIOAKTIF. NANIK DWI NURHAYATI,S.Si,M.Si nanikdn.staff.uns.ac.id

STUDI LIMBAH RADIOAKTIF YANG DITIMBULKAN DARI OPERASIONAL PLTN PWR 1000 MWe

Oleh ADI GUNAWAN XII IPA 2 FISIKA INTI DAN RADIOAKTIVITAS

PERATURAN PEMERINTAH REPUBLIK INDONESIA NOMOR 61 TAHUN 2013 TENTANG PENGELOLAAN LIMBAH RADIOAKTIF DENGAN RAHMAT TUHAN YANG MAHA ESA

PEMADATAN SLUDGE Ca 3 (PO 4 ) 2 HASIL PENGOLAHAN KIMIA LIMBAH CAIR YANG TERKONTAMINASI URANIUM MENGGUNAKAN LEMPUNG

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

KARAKTERISTIK SAMBUNGAN LAS BAJA TAHAN KARAT CALON WADAH LlMBAH AKTIVITAS TINGGI

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

PENENTUAN RASIO O/U SERBUK SIMULASI BAHAN BAKAR DUPIC SECARA GRAVIMETRI

PERATURAN PEMERINTAH REPUBLIK INDONESIA NOMOR 61 TAHUN 2013 TENTANG PENGELOLAAN LIMBAH RADIOAKTIF DENGAN RAHMAT TUHAN YANG MAHA ESA

BAB I Jenis Radiasi dan Interaksinya dengan Materi

BAB I PENDAHULUAN. Salah satu pemanfaatan tenaga nuklir dalam bidang energi adalah

PENGKAJIAN TEKNOLOGI IMOBILISASI LIMBAH RADIOAKTIF AKTIVITAS TINGGI DAN LIMBAH ALFA UMUR PANJANG MENGGUNAKAN BAHAN MATRIKS SYNROC Gunandjar ABSTRAK

PELURUHAN RADIOAKTIF

adukan beton, semen dan airmembentuk pasta yang akan mengikat agregat, yang

PE GARUH BUR -UP TERHADAP KUA TITAS DA KARAKTERISTIK BAHA BAKAR UKLIR BEKAS PLT. urokhim Pusat Teknology Limbah Radioaktif-BATAN

PENGOLAHAN LIMBAH TRANSURANIUM DARI INSTALASI RADIOMETALURGI DENGAN MEDIA POLIMER SUPER ADSORBEN

OPTIMASI DAN REVISI KANAL HUBUNG - INSTALASI PENYIMPANAN SEMENTARA BAHAN BAKAR BEKAS

ABSTRAK ABSTRACT. Gunandjar. Gunandjar ISSN Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATAN,

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

PERBANDINGAN VITRIFIKASI DAN SUPER HIGH TEMPERATURE METHOD UNTUK PENGOLAHAN LIMBAH CAIR AKTIVITAS TINGGI

UPAYA MINIMISASI LIMBAH RADIOAKTIF DENGAN CARA PENGAMBILAN KEMBALI RADIONUKLIDA

JURNAL TEKNOLOGI PENGELOLAAN LIMBAH

IMOBILISASI LIMBAH CAIR TRANSURANIUM SIMULASI DARI INSTALASI RADIOMETALURGI DENGAN POLIMER POLIESTER TAK JENUH

RADIOKALORIMETRI. Rohadi Awaludin

BAB I PENDAHULUAN A. Latar Belakang

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

EV ALUASI KOMPOSISI LIMBAH TRU DALAM BAHAN BAKAR BEKAS REAKTOR NUKLIR

BAB 1 PENDAHULUAN Latar Belakang

BAB III KARAKTERISTIK DESAIN HTTR DAN PENDINGIN Pb-Bi

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

Transkripsi:

POSTER PENGARUH RADIASI TERHADAP GELAS LIMBAH HASIL VITRIFIKASI LIMBAH AKTIVITAS TINGGI RADIATION EFFECT ON WASTE GLASS FROM HIGH LEVEL WASTE VITRIFICATION Herlan Martono, Aisyah Pusat Teknologi Limbah Radioaktif, Badan Tenaga Nuklir Nasional e-mail: herlanmartono@yahoo.com Abstrak. Limbah cair aktivitas tinggi adalah limbah yang ditimbulkan dari ekstraksi siklus I proses olah ulang bahan bakar nuklir bekas. Limbah ini mengandung sedikit aktinida dan banyak hasil belah.limbah ini divitrifikasi dengan gelas borosilikat. Adanya radiasi alfa, beta dan gamma yang dipancarkan oleh aktinida dan hasil belah yang terkandung dalam limbah cair aktivitas tinggi akan menyebabkan perubahan karakteristik gelas-limbah.percobaan dilakukan dengan mendoping, mengiradiasi dan memanaskan gelas-limbah hasil vitrifikasi. Tujuan penelitian adalah mempelajari pengaruh radiasi terhadap perubahan karakteristik gelas-limbah. Adanya radiasi alfa akan menyebabkan perubahan densitasdan kekuatan mekanik gelas-limbah. Semakin tinggi dosis radiasi alfa akan mengakibatkan kenaikan perubahan densitas dan kekuatan mekanik. Perubahan densitas gelas-limbah mencapai titik jenuh pada dosis kumulatif diatas 5 x 10 24 peluruhan alfa/m 3. Sedangkan radiasi beta dan gamma akan menimbulkan panas yang tinggi hingga diatas 500 0 C yang dapat menimbulkan devitrifikasi yaitu perubahan struktur gelas limbah, dari amorf menjadi kristalin. Adanya devitrifikasi akan menaikkan laju pelindihan gelaslimbah20 30 kalinya.besarnya dosis radiasi beta dan gamma tidak mengakibatkan terjadinya devitrifikasi.radiasi beta dari akselerator dengan fluks 1,75x10 13 elektron/cm 2 detik, energi 3 MeV tidak menunjukkan adanya perubahan struktur gelas limbah.demikian pula radiasi gamma dari iradiator Co 60 dengan dosis 20 kgy tidak menunjukkan adanya perubahan struktur gelas limbah. Kata kunci: Radiasi, limbah aktivitas tinggi, vitrifikasi, devitrifikasi Abstract. High level liquid waste is generated from thefirst cycle extraction of the spent nuclear fuel reprocessing. This waste contains small amount of actinides and fission products and it s vitrification with borosilicate glass. Alpha, beta and gamma radiation emittedbyactinides and fission product contained in high level liquid waste willlead tochanges inthe characteristics ofwaste-glass. The experiments were conductedbydoping, irradiatingandheating theglass-waste resulting from vitrification. The research objectiveis tostudy the effects ofradiation onchanges inthe characteristics ofwaste-glass. The presenceof alpharadiationwillcause changes indensityandmechanicalstrength ofwasteglass. The higherdose ofalpha radiationwilllead toincrease indensityand mechanical strengthchanges. Changes indensity of thewaste-glass reaches a saturation D - 14

pointatcumulativedosesover of 5x 10 24 decaysalpha/m 3.While thebetaandgammaradiationwill causehigh heatup over of 500 0 Cwhichcancausedevitrificationthat is the structure change of waste-glass from amorf into crystal. The devitrificationwillincrease the leaching rate ofwaste glassof20 30time.The amount ofbetaandgammaradiationdosedid noteffect indevitrification. Beta radiationfrom an acceleratorwithan electronflux of1.75x10 13 /cm 2 sec, the energy of 3MeVdoes not show anychange inthe wasteglassstructure. Similarly,the gammaradiationofco 60 irradiatorwith adose of 20kGydid not indicate anychange inthe waste-glass structure. Keywords: Radiation, high level waste, vitrification, devitrification. PENDAHULUAN Umumnya vitrifikasi digunakan untuk imobilisasi limbah cair aktivitas tinggi (LCAT) dari ekstraksi siklus I proses olah ulang bahan bakar nuklir bekas. Kandungan limbah tersebut sebagian besar adalah hasil belah dan sedikit aktinida.saat ini Republik Korea menggunakan vitrifikasi untuk mengolah limbah aktivitas rendah dan sedang [Martono H, 1999]. Pertimbangan penggunaan vitrifikasi tersebut adalah reduksi volume, kandungan limbah, dan faktor keselamatan yang tinggi, serta mahalnya lahan untuk disposal limbah hasil olahan. Vitrifikasi adalah proses yang paling mahal, tetapi karena reduksi volume yang tinggi, kandungan limbah dalam gelas tinggi, serta mahalnya lahan maka kalau diperhitungkan biaya pengelolaan (pengolahan, transportasi, disposal, dan pemantauan) masih jauh lebih murah. Di Republik Korea,LCAT dari bahan bakar nuklir bekas tidak ada, karena bahan bakar nuklir bekas dicampur dengan bahan bakar baru untuk dibuat bahan bakar jenis Direct Use of SpentPWR fuel In Candu (DUPIC). Ada beberapa pertimbangan yang penting pada pemilihan bahan untuk imobilisasi limbah, yang juga berkaitan dengan penyimpanan lestari, yaitu [Mendel J.E, 1985]: 1. Proses pembuatan yang sederhana dan mudah D - 15 2. Kandungan limbah (waste loading) 3. Ketahanan kimia (laju pelindihan) 4. Kestabilan terhadap radiasi 5. Kestabilan terhadap panas (dalam hal gelas-limbah adalah devitrifikasi), 6. Integritas fisik. Berdasarkan pertimbangan diatas dan ketahanan dalam jangka lama, maka gelas borosilikat telah digunakan untuk imobilisasi LCAT secara industri oleh negara-negara maju. Gelas borosilikat lebih tahan korosi dan mengalami devitrifikasi pada suhu yang lebih tinggi dibanding gelas fosfat[iaea, 1985]. Kandungan limbah dalam gelas borosilikat lebih tinggi dibandingkan dengan gelas aluminosilikat [IAEA, 1985]. Gelas dipilih karena relatif lebih mudah membuatnya daripada synroc dan vitromets serta gelas mempunyai kestabilan dalam jangka lama [IAEA, 1979; IAEA, 1985.]. Synroc merupakan mineral titanat yang mempunyai ketahanan kimia yang tinggi.pengembangan synroc untuk imobilisasi LCAT secara simulasi dilakukan di Australia, Inggris, Jepang [IAEA, 1979]. Pada skala industri, LCAT yang telah dievaporasi dicampur dengan bahan pembentuk gelas borosilikat, kemudian dilelehkan sampai homogen di dalam melter pada suhu 1150 0 C selama 2,5 jam. Lelehan gelas dari melter dialirkan ke dalam canister dan kemudian disimpan di dalam fasilitas penyimpanan sementara (interim storage).

dalam gelas-limbah meluruh dengan memancarkan radiasi alfa. Efek radiasi alfa yang dipancarkan aktinida memungkinkan terjadinya reaksi inti, karena partikel alfa dan partikel recoil alfa mempunyai energi yang cukup untuk menimbulkan reaksi inti dengan inti atom-atom yang berada dalam struktur gelas dengan tumbukan elastis [Mendel J.E, 1985, IAEA, 1979].Secara eksperimen pengaruh radiasi alfa terhadap gelas-limbah dilakukan menggunakan gelas limbah yang mengandung radioisotop aktinida, yaitu Pu 238 (t 1/2 = 87,8 tahun), Cm 242 (t 1/2 = 163 hari), Am 241 (t 1/2 = 433 tahun) dan Cm 244 (t 1/2 = 18,1 tahun). Dengan menggunakan isotop, doping gelas dengan konsentrasi beberapa kali lebih besar daripada konsentrasi aktinida yang sesungguhnya di dalam gelas, akanmemungkinkan percepatan efek radiasi alfa dengan Pada makalah ini dibahas efek radiasi terhadap gelas-limbah hasil vitrifikasi LCAT. Sebagai contoh di PNC-Jepang, satu canister mengandung 300 kg gelas-limbah dengan kandungan limbah 25% (75 kg), aktivitasnya 4.10 5 Ci, dengan laju pelepasan panas 1,4 kw [Sasaki N, 1994]. PEMBUATAN GELAS-LIMBAH. Sebelum proses vitrifikasi dilakukan LCAT didinginkan selama 4 tahun untuk mengurangi aktivitasnya. Walaupun telah didinginkan, aktivitasnya masih tinggi. Dalam melter LCAT dan bahan pembentuk gelas dilelehkan pada suhu sekitar 1150 o C. Setelah terbentuk gelas-limbah, maka lelehan hasil vitrifikasi yang berupa gelas-limbah dialirkan dari melter ke canister (wadah dari baja tahan karat yang berbentuk silinder) pada suhu 1000 o C. Pengelasan tutup canister dilakukan, kemudian canister didekontaminasi. Tahap selanjutnya pemeriksaan fisik canister untuk melihat kerusakan yang meliputi perubahan dimensi dan kebocoran hasil las. Selanjutnya canister disimpan ditempat penyimpanan sementara dengan sistem pendingin udara. PEMBAHASAN PENGARUH RADIASI ALFA Aktinida (uranium, neptunium, plutonium, americium dan curium) di faktor 10 3 10 5.Efek radiasi alfa ini dapat diamati dari perubahan densitas dan kekuatan mekanik. Sebagai contoh perubahan yang dapat diamati dalam beberapa gelas-limbah milik PNL (Pasific North West Laboratory) yang mempunyai komposisi berbeda-beda, didoping dengan Cm 244 ditunjukkan pada Gambar 1[IAEA, 1979], dengan komposisi gelas limbah PNL 72-68a dan PNL 76-68 ditunjukkan pada Tabel 1. 1 Perubahan Densitas(%) 0.8 0.6 0.4 0.2 PNL 72-68 PNL 76-68 0 0 1 2 3 4 5 6 Dosis Kumulatif (x10 24 peluruhan alfa/m 3 ) D - 16

Gambar 1. Perubahan densitas gelas-limbah yang didoping Cm 244 Beberapa gelas-limbah menyusut karena pengaruh radiasi alfa, beberapa bertambah densitasnya dan tidak ada yang mengalami perubahan densitas melebihi 1%.Adanya microcracking tidak mempengaruhi integritas fisik gelas-limbah, seperti ditunjukkan oleh perubahan densitas yang mencapai kejenuhan setelah dosis kumulatif sekitar 5x10 24 peluruhan alfa/m 3. [Mendel, J.E, 1985]. Perubahan kekuatan mekanik karena pengaruh radiasi alfa tidak cukup berarti [Mendel J.E, 1985]. Terjadinya retak (fracture) gelas limbah karena sisa tegangan termal dapat menaikkan luas permukaan pelindihan. Retak dapat juga disebabkan adanya gelembung gas helium. LAJU PELINDIHAN GELAS- LIMBAH YANG MENGANDUNG AKTINIDA Seperti telah diuraikan bahwa efek radiasi alfa yang dipancarkan oleh aktinida dalam gelas-limbah mengakibatkan perubahan densitas, kekuatan mekanik, dan adanya microcracking. Gelas-limbah yang telah menerima dosis alfa kumulatif melampaui dosis yang mengakibatkan kerusakan struktur, laju pelindihannya tidak berubah lebih dari 2 atau 3 kalinya[suryantoro, 1995]. Uji laju pelindihan gelas-limbah UK189 dengan soxhlet untuk gelas borosilikat-limbah yang didoping dengan unsur Cm 244 dan Pu 238 ditunjukkan pada Gambar 2 [IAEA, 1985]. Komposisi gelas limbah UK 189 ditunjukkan pada Tabel 1. Tabel 1.Komposisi gelas-limbah PNL 76-68, PNL 72-68.danUK189 Oksida WL 20 (% Berat) PNL 76- PNL 72- UK 189 68 68 SiO 2 39,997 27,263 41,540 B 2 O 3 9,514 11,126 21,870 Li 2 O - - 3,690 Na 2 O 7,504 4,053 7,680 K 2 O - 4,053 - MgO - 1,474 - CaO 2,010 1,474 - SrO - 1,474 - BaO - 1,474 - TiO 2 2,981 - - ZnO 4,991 21,295 - Ra 2 O 0,126 0,238 0,100 Cs 2 O 1,024 1,932 0,760 SrO 0,377 0,711 0,320 BaO 0,557 1,052 0,380 Y 2 O 3 0,010 0,018 0,170 La 2 O 3 1,143 2,156 0,430 CeO 2 2,286 4,312 0,980 D - 17

Pr 6 O 11 0,238 0,449 0,420 Nd 2 O 3 0,810 1,527 1,780 Sm 2 O 3 0,143 0,270 - Eu 2 O 3 0,038 0,072 - Gd 2 O 3 0,095 0,180 - TeO 2 0,258 0,487 - ZrO 2 1,759 3,317 1,400 MoO 3 2,268 4,278 1,750 RuO 2 1,057-0,670 Rh 2 O 3 0,108 0,204 - PdO - - 0,420 CdO 0,035 0,065 - Ag 2 O 0,031 0,059 - U 3 O 8 4,544 1,394 0,058 Na 2 O 5,001 - - MgO - - 6,230 Fe 2 O 3 9,685 2,210 2,680 NiO 0,523 0,704 0,360 Cr 2 O 3 0,410 0,231 0,550 Al 2 O 3 - - 5,030 PO 4 - - 0,230 P2O5 0,478 0,451 - SO4 - - 0,093 ZnO - - 0,440 100 Laju Pelindihan (gm -2 hari -1 ) 10 1 0 5 10 15 20 Dosis Kumulatif (x10 24 peluruhan alfa/m 3 ) Gambar 2.Laju pelindihan gelas-limbah PNL UK 189 yang didoping dengan Cm 244 dan Pu 238 PENGARUH RADIASI BETA- GAMMA. D - 18 Sebelum proses vitrifikasi dilakukan, LCAT telah didinginkan selama 4 tahun untuk mengurangi

kristal menaikkan laju pelindihan radionuklida dalam gelas[iaea, 1979 dan Suryantoro, 1995].Jadi radiasi betagamma yang dipancarkan oleh radionuklida dalam gelas tidak mengakibatkan reaksi inti yang menimbulkan perubahan komposisi tetapi menimbulkan panas tinggi yang mengakibatkan perubahan struktur.oleh karena itu adanya devitrifikasi harus dihindarkan dengan menggunakan sistem pendingin pada penyimpanan sementara. PENGARUH SUHU DAN LAMA aktivitasnya. Walaupun LCAT telah didinginkan, aktivitasnya masih tinggi.dalam melter LCAT dan bahan pembentuk gelas dilelehkan pada suhu sekitar 1150 o C.Setelah terbentuk lelehan gelas-limbah, lelehan tersebut dimasukkan ke dalam canister (wadah dari baja tahan karat yang berbentuk silinder) dan selanjutnya disimpan di tempat penyimpanan sementara. Sebagai contoh di Jepang, setiap canister dengan diameter luar 430 mm, tinggi 1040 mm dan tebal dinding 6 mm volumenya 118 liter. Volume gelas-limbah dalam canister 110 liter (93% volume canister) dan beratnya 300 kg. Banyaknya limbah dalam canister 75 kg, yang aktivitasnya 4.10 5 Ci dan melepaskan panas sekitar 1,4 kw [Sasaki N, 1994]. Untuk bahan canister, PTLR BATAN (Pusat Teknologi Limbah Radioaktif - Badan Tenaga Nuklir Nasional) sedang mempelajari efek panas terhadap bahan canister, diantaranya baja tahan karat 304, 304L, 316 dan 321. Sampai periode 30-50 tahun radionuklida hasil belah memancarkan radiasi gamma yang menimbulkan panas besar, sehingga suhunya dapat mencapai lebih 500 o C. Suhu sekitar 500 o C merupakan suhu transisi gelas (Tg) yaitu perubahan dari lelehan gelas menjadi padat. Tenaga radiasi gamma yang dipancarkan oleh radionuklida hasil belah lebih kecil dari 2 MeV, sehingga tidak mengakibatkan terjadinya reaksi inti.radiasi beta yang dipancarkan radionuklida dalam gelas-limbah tidak mengakibatkan terjadinya reaksi inti. Pada suhu tinggi dan dalam waktu lama akan terjadi kristalisasi dalam gelaslimbah yang disebut devitrifikasi. Devitrifikasi terjadi antara suhu 500-950 o C [IAEA, 1979 dan Martono H, 1992]. Komposisi gelas-limbah sangat kompleks memungkinkan terjadinya pembentukan berbagai jenis kristal. Perubahan struktur gelas amorf menjadi D - 19 PEMANASAN GELAS-LIMBAH TERHADAP KRISTALISASI. Secara eksperimen penentuan pengaruh suhu dan lama pemanasan terhadap kristalisasi gelas-limbah (kinetika kristalisasi) disajikan dalam diagram time-temperaturetransformation (TTT).Gambar 3 menunjukkan data TTT untuk beberapa gelas borosilikat dari PNL dengan komposisi gelas limbah seperti ditunjukkan pada Tabel 1[Mendel J.E, 1985], sedangkan diagram TTT untuk gelas borosilikat-limbah PTLR-BATAN disajikan pada Gambar 4dengan komposisi gelas limbah seperti ditunjukkan padatabel 2[Martono H, 1992]. Tabel 2. Komposisi Gelas-Limbah PTLR OKSID WL 20 (% Si O 2 46,40 B 2 O 3 17,44 Na 2 O 10,00 CaO 8,95 Al 2 O 3 2,18 Fe 2 O 3 3,29 Ni O 0,69 Cr 2 O 3 1,58 SrO 0,23 Cs 2 O 0,66

BaO 0,37 La 2 O 3 0,44 CeO 2 7,77 1000 900 800 Suhu ( o C) 700 600 500 PNL 76-68 400 Gambar 3.Diagram TTT untuk dua jenis gelas-limbah milik PNL Gambar3.menunjukkan bahwa pada suhu 650 o C selama satu hari, kristalisasi belum terjadi. Pada suhu diatas 500 o C (diatas Tg) kristalisasi terjadi dalam jangka lama. Pada Gambar 4 menunjukkan bahwa pada suhu 775 o C dan waktu pemanasan selama 25 jam kristalisasi dapat terjadi. Pada suhu 750 o C kristalisasi dapat terjadi pada waktu yang lama sekali, karena suhu tersebut masih diatas Tg. Suhu di atas 900 o C pada Gambar 3 dan di atas 1025 o C pada Gambar 4, kristaliasasi tidak terjadi. Hal ini karena suhu tersebut telah mendekati titik leleh gelas-limbah, sehingga gerakan atomatomnya terlalu cepat dan tidak dapat mengatur diri untuk membentuk kristal. Gelas borosilikat-limbah PTLR-BATAN dengan komposisi seperti yang disajikan pada Tabel 2,.lebih tahan terhadap devitrifikasi karena kadar Si nya lebih tinggi sehingga titik lelehnya lebih tinggi. Kadar Fe dan Al menaikkan titik leleh. Akibatnya viskositasnya makin tinggi sehingga sukar terjadi devitrifikasi. Kadar Si gelas-limbah PTLR 46,40%, 0.1 1 10 100 1000 Waktu (hari) D - 20 PNL 72-68 dan 76-68 masing-masing 27,27 dan 39,97% berat. Kadar Al dan Fe gelas-limbah PTLR masing-masing 2,18 dan 3,29% berat, sedangkan untuk gelas-limbah PNL tidak mengandung Al dan Fe [IAEA, 1979]. Pada operasi dalam skala industri, untuk mencegah terjadinya devitrifikasi maka waktu yang diperlukan untuk transportasi setelah lelehan gelas-limbah dituang dari melter ke canister sampai tempat penyimpanan harus lebih kecil daripada waktu terjadinya kristaliasasi. Pada penyimpanan sementara, gelaslimbah disimpan dengan sistem pendingin pada suhu di bawah Tg untuk mencegah terjadinya devitrifikasi. Kerusakan sistem pendingin akan mengakibatkan naiknya suhu sehingga terjadi devitrifikasi. Terjadinya devitrifikasi dapat menaikkan laju pelindihan gelas-limbah. Setelah 30 50 tahun, panas akibat peluruhan radiasi beta-gamma sudah jauh menurun, sehingga tidak diperlukan lagi sistem pendingin.

1100 1050 950 o Suhu ( C) 850 750 650 550 0 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 20 30 40 50 Waktu (jam) Gambar 4. Diagram TTT untuk gelas- limbah PTLR- BATAN PENGARUH DEVITRIFIKASI TERHADAP LAJU PELINDIHAN GELAS-LIMBAH Gelas-limbah PTLR- BATAN yang dipanaskan pada suhu 850 o C selama 50 jam, menunjukkan laju pelindihan sebesar 20 kali dibanding jika gelas tidak dipanaskan [Suryantoro, 1995]. Laju pelindihan gelas-limbah tanpa pemanasan adalah 1,2x10-7 g cm -2 hari -1, sedangkan dengan pemanasan pada suhu 850 0 C selama 50 jam adalah 2,4x10-6 g cm -2 hari -1. Pada kondisi pemanasan tersebut prosen berat kristal yang terbentuk adalah 6,9%[Suryantoro, 1995]. PENGARUH DOSIS IRADIASI BETA-GAMMA TERHADAP KRISTALISASI GELAS-LIMBAH Contoh gelas-limbah diiradiasi menggunakan akselerator (fluks 1,75 x 10 13 elektron per cm 2 detik, energi 3 MeV) untuk mencapai dosis 10 11 rad, dan hasil pengamatan menunjukkan tidak adanya perubahan [Mendel J.E, 1985 dan IAEA, 1979]. Gelas-limbah PTLR- BATAN diiradiasi dengan iradiator gamma Co 60 dengan dosis 20 kgy, dan D - 21 hasil pengamatan menunjukkan tidak adanya perubahan [Suryantoro, 1995]. Jadi iradiasi beta-gamma sampai dosis 10 11 rad tidak menunjukkan adanya devitrifikasi. KESIMPULAN Efek radiasi alfa yang dipancarkan oleh aktinida yang terkandung dalam LCAT dapat menyebabkan terjadinya reaksi inti sehingga terjadi perubahan komposisi yang dapat dideteksi dengan adanya perubahan densitas dan kekuatan mekanik gelas limbah hasil vitrifikasi. Semakin besar dosis kumulatif yang diterima oleh gelas-limbah, densitas gelas limbah akan semakin naik dan mencapai titik kejenuhan pada dosis kumulatif diatas 5x10 24 peluruhan alfa/m 3. Besarnya perubahan densitas gelas limbah juga dipengaruhi oleh jenis gelas-limbah. Pengaruh radiasi alfa terhadap laju pelindihan radionuklida dalam gelas limbah meningkat 2-3 kali. Adanya radiasi beta - gamma yang dipancarkan oleh hasil fisi yang terkandung dalam limbah dapat menaikkan suhu gelas-limbah yang dapat

Energy Research Institute, Taejon-Korea. Martono, H, 1992, Derajat Kristalisasi Gelas Sebagai Perangkap menyebabkan perubahan struktur yaitu terjadinya devitrifikasi. Adanya devitrifikasi dapat meningkatkan laju pelindihan gelas-limbah.gelas-limbah PTLR tahan terhadap devitrifikasi.pemanasan pada suhu 850 0 C selama 50 jam dapat meningkatkan laju pelindihan gelas-limbah PTLR sebesar 20 kalinya. DAFTAR PUSTAKA Ewing R.C, 1995, Radiation Effects in Nuclear Waste Forms for High Level Radioactive Waste, Program in Nuclear Energy. IAEA, 1979, Characteristics of Solidified High Level Waste Products, Technical Report Series No. 187, IAEA, Viena. IAEA, 1985, Chemical Durability and Related Properties of Solidified High LevelWaste Form, Technical Report Series No. 257, IAEA, Viena. Martono H, 1999, Report of Training on Radioactive Waste Treatment and Disposalat KoreaAtomic Limbah CairAktivitas Tinggi,Hasil Penelitian Pusat Teknologi Pengelolaan Limbah Radioaktif,Serpong. Mendel J. E., 1985, The Fixation of High Level Wastes in Glasses, Pacific NorthwestLaboratory, Washington 99352. Sasaki N, 1994, Solidification of The High Level Liquid From The TokaiReprocessing Plant,PNC, Tokaimura, Japan. Suryantoro, dkk,1995,pengaruhdevitrifikasi Terhadap Laju Pelucutan Gelas YangMengandung Limbah Cair Aktivitas Tinggi Simulasi, Prosiding pertemuan danpresentasiilmiah penelitian Dasar Ilmu Pengetahuan dan Teknologi Nuklir,Yogyakarta. D - 22