gunandjar, titik sundari, dan yuli purwanto pusat teknologi

Gunandjar, dkk. ISSN 0216 - 3128 33

Prosiding Pertemuan dan Presentasi Ilmiah ‐ Penelitian Dasar Ilmu Pengetahuan dan Teknologi Nuklir 2015

Pusat Sains dan Teknologi Akselerator ‐ BATAN Yogyakarta, 9 ‐ 10 Juni 2015

IMOBILISASI LIMBAH RADIOAKTIF DARI PRODUKSI RADIOISOTOP MOLIBDENUM-99 (99MO) MENGGUNAKAN BAHAN MATRIKS SYNROC

Gunandjar, Titik Sundari, dan Yuli Purwanto Pusat Teknologi Limbah Radioaktif –Badan Tenaga Nuklir Nasional, Kawasan Puspiptek Serpong Gedung 50 Tangerang Selatan, Banten, 15310 E-mail : [email protected]

ABSTRAK IMOBILISASI LIMBAH RADIOAKTIF DARI PRODUKSI RADIOISOTOP MOLIBDENUM-99 (99MO) MENGGUNAKAN BAHAN MATRIKS SYNROC. Dilakukan pengkajian teknologi imobilisasi menggunakan bahan synroc untuk limbah cair radioaktif umur panjang yang ditimbulkan dari produksi radioisotop Mo-99. Imobilisasi limbah radioaktif umur panjang yang ditimbulkan dari produksi 99Mo yang mengandung uranium, transuranium dan unsur-unsur hasil belah telah dikembangkan bahan matriks synroc titanat melalui proses pres-panas isostatik. Semua studi ilmu dasar telah menetapkan bahwa laju pelindihan dan kerusakan akibat peluruhan alfa dalam synroc relatif sangat rendah dan dapat diterima. Di Indonesia, adaptasi teknologi imobilisasi menggunakan bahan matriks synroc titanat, fosfat, dan silikat dilakukan untuk imobilisasi limbah yang ditimbulkan dari produksi Mo-99 dengan proses sintering pada suhu tinggi. Proses imobilisasi dilakukan dengan mencampur limbah radioaktif dengan prekursor oksida, kemudian dilakukan pengeringan, kalsinasi pada 750 oC, kemudian dipres dalam cetakan. Selanjutnya dilakukan proses sintering pada suhu 1000-1300 oC untuk membentuk blok synroc keramik multiphase padat. Komposisi precursor oksida untuk synroc titanat (% berat) adalah : Al2O3 (5,4); BaO (5,6); CaO (11,0); TiO2 (71,4) and ZrO2 (6,6). Komposisi yang sama precursor oksida untuk synroc fosfat dengan menggantikan TiO2 dengan Ca3(PO4)2 . Kualitas terbaik blok synroc titanat diperoleh pada tingkat muat limbah 20% berat , proses sinteringpada 1200 oC selama 3jam. Sedang kualitas terbaik blok synroc fosfat limbah diperoleh pada tingkat muat limbah 50 % berat, proses sintering pada 1300 oC selama 3 jam. Bahan matriks synroc titanat dan fosfat dapat berhasil untuk imobilisasi limbah radioaktif cair yang mengandung unsur U, Cs dan Sr, sehingga sangat bagus untuk imobilisasi limbah radioaktif yang ditimbulkan dari produksi Mo-99.

Kata Kunci : imobilisasi, limbah radioaktif, produksi Mo-99, synroc

ABSTRACT THE IMMOBILIZATION OF RADIOACTIVE WASTES GENERATED FROM MOLYBDENUM-99 (Mo-99) RADIOISOTOPE PRODUCTION USING SYNROC MATRIX MATERIALS. The assessment of immobilization technology using synroc matrix material for the long life radioactive liquid wastes generated from Mo-99 radioisotope production was carried out. The immobilization for the long life radioactive waste generated from 99Mo production containing of uranium, transuranic and fission product elements was developed the titanate synroc matrix material by hot isostatic pressing process. All basic science studies confirm that the leach-rates and α-decay damage in synroc relatively very low and acceptable. In Indonesia, adaptation of immobilization technology using titanate, phosphate and silicate of synroc matrix materials is carried out for immobilization of the long life radioactive liquid wastes generated from 99Mo radioisotope production by sintering process at high temperature. Immobilization process was carried-out by mix the radioactive waste with precursor oxide, then drying the mixture, calsination at 750 oC, then it was preesed in the moulder. Further process are sintering at the temperature of 1000-1300 oC to form the solid multiphase ceramic. The composition of precursor oxide for titanate synroc (in % weight) i.e : Al2O3 (5.4); BaO (5.6); CaO (11.0); TiO2 (71.4) and ZrO2 (6.6). The same composition for the precursor oxides of phosphate synrocs by replacing TiO2 with Ca3(PO4)2 . The best quality of waste titanate synroc block was obtained at the waste loading 20% weight, sintering process at 1200 oC for 3 hours. Whereas the best quality of the phosphate synroc block waste was obtained at the waste loading 50 wt% , sintering process at 1300 oC for 3 hours. The titanate and phosphate synroc matrix materials can succeed for immobilization of liquid radioactive waste containing of U, Cs and Sr elements, so that it is very good for immobilization for the radioactive waste generated from 99Mo production.

Keywords : immobilization, radioactive waste, 99Mo production, synroc

34 ISSN 0216 - 3128 Gunandjar, dkk.



PENDAHULUAN ada Rencana Strategi (RENSTRA) Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATAN 2015-

2019, salah satu program litbang yang terkait dengan pengolahan limbah adalah ”Program Pengolahan Limbah Radioaktif Dari Daur Bahan Bakar Nuklir Dan Produksi Radioisotop”[1]. Sejalan dengan program ini, maka salah satu bagian penelitian yang perlu dipersiapkan melalui pengkajian adalah pengkajian pengolahan limbah radioaktif yang ditimbulkan dari produksi radioisotop. Pemanfatan teknik nuklir menggunakan radioisotop telah dikembangkan dalam berbagai bidang antara lain di bidang kesehatan (kedokteran nuklir), industri, pertanian, hidrologi, dan lain-lain.

Pemanfaatan radioisotop di bidang kesehatan antara lain adalah untuk terapi dan diagnosis. Salah satu radioisotop yang secara luas digunakan dalam kedokteran nuklir untuk diagnosis adalah technesium-99m (99mTc). Radioisotop ini mempunyai umur paroh (T1/2) sangat pendek yaitu hanya 6 jam, sehingga sangat sesuai untuk keperluan diagnosis. Radioisotop 99mTc dipakai hampir 80 % dari seluruh diagnostik dalam kedokteran nuklir, yaitu antara lain untuk mendapatkan gambaran tulang, otak, thyroid, paru-paru, hati, dan ginjal. Radioisotop 99mTc ini disediakan melalui peralatan generator yang mengandung radioisotop molibdenum-99 (99Mo) yang peluruhannya menghasilkan 99mTc.

Radioisotop 99Mo diproduksi melalui jalur hasil belah (hasil fisi) dari bahan bakar uranium oksida yang diperkaya dengan uranium-235 (235U) yang diiradiasi di dalam reaktor nuklir. Iradiasi uranium oksida tersebut menghasilkan 99Mo dan radionuklida hasil belah yang lain. Reaksi pembentukan 99Mo dalam reaktor adalah [2] : 235U + 0n1 99 Mo + 136Sn + 2 0n1 + 200 MeV (1)

Selanjutnya untuk keperluan diagnosis, generator yang mengandung radioisotop 99Mo yang menghasilkan 99mTc dari reaksi peluruhan :

99Mo 99mTc + -1 β0 (2)

Pada proses produksi 99Mo, setelah 99Mo dipisahkan dari target uranium oksida teriradiasi, maka timbul limbah radioaktif yang mengandung radionuklida hasil belah dan aktinida atau transuranium (TRU) serta sisa uranium. Limbah ini termasuk limbah pemancar alfa umur panjang yang mengandung 238U (dengan umur paro 4,5 × 109 tahun) dan 235U (umur paro 7,1 × 108 tahun)[2].

Di Indonesia, proses iradiasi target uranium oksida (diperkaya 235U) dilakukan di dalam Reaktor Serbaguna G.A.Siwabessy yaitu reaktor riset jenis MTR (Multipurpose Test Reactor). Selanjutnya

produksi radioisotop 99Mo dilakukan di Instalasi Produksi Radioisotop (IPR), sedang penelitian dan pengembangan teknologi pengelolaan limbah radioaktif dilaksanakan di Pusat Teknologi Limbah Radioaktif (PTLR) - BATAN. Ketiga fasilitas tersebut berada di Fasilitas Penelitian Tenaga Nuklir Kawasan Puspiptek Serpong, Banten. Program pengembangan teknologi pengelolaan limbah radioaktif yang ditimbulkan dari produksi radioisotop 99Mo adalah merupakan program yang tidak terpisahkan dengan program pemanfaatan tenaga nuklir di bidang kesehatan yang harus dilaksanakan melalui penelitian dan pengembangan, serta pengkajian yang mendalam sehingga diperoleh teknologi pengelolaan limbah radioaktif yang optimal dan memenuhi standar keselamatan.

PTLR-BATAN telah menerapkan teknologi sementasi yaitu teknologi imobilisasi limbah radioaktif menggunakan bahan matriks semen khususnya untuk imobilisasi limbah radioaktif tingkat rendah (LRTR) dan limbah radioaktif tingkat sedang (LRTS) umur paroh pendek (T1/2 ≤ 30 tahun). Selanjutnya untuk mendukung program pemanfaatan tenaga nuklir di bidang kedokteran nuklir, maka perlu disiapkan teknologi imobilisasi limbah radioaktif umur panjang yang ditimbulkan dari produksi radioisotop 99Mo menjadi kemasan limbah yang mampu bertahan selama waktu penyimpanan lestari. Penerapan teknologi pengelolaan limbah radioaktif yang optimal dalam mendukung program pemanfaatan tenaga nuklir di Indonesia ditujukan untuk menjamin keselamatan pekerja maupun masyarakat serta untuk perlindungan lingkungan hidup terhadap potensi bahaya radiasi baik untuk generasi sekarang maupun yang akan datang.

Mengingat pentingnya masalah tersebut, sesuai dengan RENSTRA PTLR 2015-2019 tersebut diatas, maka dalam makalah ini dikaji salah satu teknologi imobilisasi limbah radioaktif dengan bahan matriks synroc sebagai alternatif untuk imobilisasi limbah radiaktif yang ditimbulkan dari produksi radioisotop 99Mo, menjadi kemasan limbah yang siap disimpan di fasilitas penyimpanan lestari. Pada bab-bab selanjutnya dalam makalah ini diuraikan, dianalisis dan dikaji tentang pengembangan teknologi imobilisasi limbah dengan synroc dan pembahasan adaptasi teknologi imobilisasi limbah yang ditimbulkan dari produksi radioisotop 99Mo di Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATAN, Indonesia.

METODOLOGI Metode pengkajian dilakukan dengan mem-

pelajari dan melakukan analisis data berdasar pustaka yang diawali dengan mempelajari arah pengem-bangan imobilisasi limbah radioaktif dengan bahan matriks synroc, pengembangan synroc untuk imobilisasi limbah cair radioaktif tingkat tinggi

P




(LCRTT) dan pengembangannya untuk limbah radioaktif pemancar alfa umur panjang, pengembangan synroc untuk imobilisasi limbah radioaktif dari produksi radioisotop 99Mo di negara maju di bidang nuklir, termasuk pengujian synroc terhadap ketahanan terhadap air (laju pelindihan unsur radioaktif) dan ketahanan terhadap radiasi, dan adaptasi teknologi imobilisasi limbah cair radioaktif yang ditimbulkan dari produksi radioisotop 99Mo di Indonesia. Disampaikan pula beberapa data penelitian yang telah diperoleh dari pengembangan bahan matriks synroc untuk limbah sludge yang mengandung uranium dan limbah cair radioaktif tingkat tinggi (LCRTT) simulasi. Data hasil penelitian sementara dibandingkan dengan standar synroc yang direkomendasikan IAEA.

Pengkajian ini dilakukan di Pusat Teknologi Limbah Radioaktif –BATAN, Kawasan Puspiptek Serpong, Tangerang-Selatan, Banten, tahun 2015 sebagai upaya untuk mempersiapkan proses pengolahan limbah cair radioaktif pemancar alfa umur panjang yang ditimbulkan dari produksi radioisotop 99Mo di Fasilitas Instalasi Produksi Radioisotop (IPR) di Indonesia.

DATA DAN PEMBAHASAN

Arah Pengembangan Imobilisasi Limbah Radioaktif Dengan Synroc

Di negara-negara maju di bidang nuklir, strategi saat ini pengelolaan LCRTT umur panjang yang mengandung unsur-unsur hasil belah (hasil fisi), uranium, dan aktinida atau TRU dari proses olah-ulang bahan bakar nuklir bekas dilakukan imobilisasi melalui solidifikasi (pemadatan) dalam gelas borosilikat (proses vitrifikasi), yang diikuti dengan penyimpanan lestari pada formasi tanah dalam (Deep Geological Disposal Facility). Strategi ini ternyata masih menghadapi masalah karena hasil penelitian para ahli geokimia bahwa gelas borosilikat limbah (hasil imobilisasi LCRTT dengan teknik vitrifikasi) ternyata masih kurang stabil bila disimpan di dalam tanah akibat adanya pemanasan gamma (gamma heating) di dalam gelas dan perbedaan suhu bumi (geothermal gradient) yang dapat menimbulkan suhu lebih dari 100 oC. Selain itu tidak dapat dijamin terhindar kontak air tanah dengan gelas, walaupun serangkaian lapisan tambahan seperti wadah limbah dari logam (metal container) dan overparck (bungkus luar) dari tanah liat telah digunakan di dalam fasilitas penyimpanan lestari pada formasi geologi tanah dalam[3]. Dengan alasan tersebut maka pengem-bangan teknologi imobilisasi LCRTT terus diarahkan untuk mencari teknologi yang lebih baik. Salah satu teknologi yang telah dikembangkan adalah metode Synroc (Syntetic rock) yaitu metode proses pembentukan synroc. Metode ini telah dikembangkan

di Australia, Amerika Serikat, Inggris, dan Jepang. Synroc adalah suatu bahan imobilisasi limbah bentuk kristalin yang terdiri dari gabungan fase-fase kristal titanat yang stabil. Synroc ini dipilih karena kestabilan geokimia dan kemampuan kolektif untuk imobilisasi (mengungkung) semua unsur-unsur radioaktif dalam LCRTT [4].

Arah perkembangan selanjutnya, synroc tidak hanya digunakan untuk imobilisasi LCRTT dari olah-ulang bahan bakar nuklir bekas, tetapi juga dikembangkan untuk limbah cair radioaktif tingkat sedang (LCRTS) umur panjang yang mengandung uranium (U), thorium (Th) dan/atau TRU/aktinida pemancar α (alfa) termasuk limbah yang ditimbulkan dari produksi 99Mo (yang diproduksi dari iradiasi target uranium diperkaya 235U) yang karena pertimbangan keselamatan digolongkan dalam LCRTT dengan penyimpanan lestari pada formasi tanah dalam.

Pengembangan bahan untuk imobilisasi LCRTT sebagai alternatif pengganti limbah gelas borosilikat pertama kali dikemukakan dengan ide dasar memasukkan limbah hasil belah dan aktinida ke dalam kisi-kisi kristal mineral sintetis yang telah diketahui mempunyai umur yang sangat panjang (beberapa juta tahun) di alam. Suatu contoh sebagai ilustrasi ditemukan chemical zoning dari mineral zirconite alam dalam umur 40 juta tahun yang ditemukan di Adamello Itali Utara, kristal tersebut mengandung : 2,7 – 17,1 % berat ThO2 dan 0,7 – 6,0 % berat UO2 dan telah dihitung dosis peluruhan α adalah 0,2 – 1,0 × 1016 α /mg yang equivalen dengan umur suatu synroc yang disimpan selama 105 sampai 106 tahun [3]. Untuk pengembangan mineral sintetis, sebagian besar mineral-mineral yang dipilih adalah : a) mineral silikat, yaitu pollucite (CsAlSi2O6) dan Stronsium feldspar (SrAl2Si2O8); b) mineral fosfat, yaitu, monazite (CePO4) dan apatite [Ca5(PO4)3F]; dan c) mineral oksida uranium (fluorite-structured UO2). Selanjutnya dikembangkan mineral sintetis supercalcines yang merupakan campuran fase-fase mineral tersebut yang dibentuk melalui proses sintering pada suhu sekitar 1100 oC setelah alumina, fosfat dan silika ditambahkan ke dalam limbah hasil belah. Tingkat muat limbah dalam “supercalcines” ini cukup tinggi mencapai 70% berat [3].

Perkembangan selanjutnya pada tahun 1978, Ringwood[5] menemukan synroc yang merupakan gabungan mineral titanat yang jauh lebih tahan terhadap air dibanding dengan sederetan mineral-mineral supercalcine. Proses pembuatan synroc yang merupakan proses imobilisasi limbah dalam synroc dilakukan dengan cara mencampurkan limbah hasil belah atau aktinida dalam larutan asam nitrat dengan precursor oksida, kemudian campuran tersebut dikeringkan, dikalsinasi dan dipres-panas dibawah kondisi reduksi pada temperatur sekitar 1200 oC untuk membentuk suatu keramik multi-fase yang




padat[6]. Komposisi precursor oksida (dalam % berat) adalah : Al2O3 (5,4); BaO (5,6); CaO (11,0); TiO2 (71,4) dan ZrO2 (6,6). Fase-fase mineral utama dalam synroc adalah: Hollandite [Ba(Al,Ti)2Ti6O16], Zirconolite (CaZrTi2O7), dan Perovskite (CaTiO3), selain itu terdapat fase titan-oksida dan fase-fase paduan (alloy phases) dalam jumlah lebih kecil. Pembentukan fase-fase utama mineral synroc terjadi pada suhu tinggi sekitar 1200 oC dengan reaksi : BaO + Al2O3 + 8TiO2 Ba(Al,Ti)2Ti6O16 (Hollandite)

+ 2O2 (3)

CaO + ZrO2 + 2TiO2 CaZrTi2O7 (Zirconolite) (4)

CaO + TiO2 CaTiO3 (Perovskite) (5)

Sebagaimana tujuan awal pengembangan

synroc, maka telah dikembangkan synroc-C (synroc standar) untuk imobilisasi LCRTT tipe Purex (Plutonium-Uranium Extraction) yang ditimbulkan dari proses olah-ulang bahan bakar nuklir bekas, dimana fase zirconolite merupakan fase utama (main host phase) untuk mengikat unsur-unsur aktinida masuk dalam kisi-kisi fase tersebut. Fase-fase penyusun synroc-C yang mengandung 20 %berat limbah radioaktif tingkat tinggi (LRTT) dan radionuklida-radionuklida yang dimasukkan ke dalam kisi-kisi berbagai fase mineral yang ada ditunjukkan pada Tabel 1. Tabel 1. Komposisi dan mineralogi Synroc-C

(synroc standar) yang mengandung 20%berat LRTT[3].

Fase mineral % berat

Radionuklida dalam kisi fase

mineral - Hollandite,

Ba(Al,Ti)2Ti6O16 - Zirconolite,

CaZrTi2O7 - Perovskite,

CaTiO3 - Titan Oksida - Fase paduan - Fase oksida lain

30

30

20

10 5 5

- Cs dan Rb. - Logam tanah

jarang, aktinida. - Sr, logam tanah

jarang, aktinida. -Tc,Pd, Rh, Ru, dll.

Pada pengembangan synroc dikenal pula beberapa fase lain yang terbentuk dari turunan fase utama dengan unsur-unsur yang lain yang terkandung dalam limbah, yaitu : pyrochlore (CaATi2O7, dengan A = Gd, Hf, Pu, dan U), brannerite (AnTi2O6, dengan An = aktinida), dan freudenbergite (Na2Fe2Ti6O16).

Di negara-negara maju di bidang nuklir seperti Amerika Serikat, Inggris dan Jepang bekerja sama dengan Australia telah mengembangkan synroc untuk imobilisasi berbagai jenis LCRTT. Beberapa pengembangan synroc dari berbagai jenis limbah ditunjukkan pada Tabel 2. Jenis limbah tersebut adalah : a) LCRTT yang mengandung kelompok unsur aktinida atau TRU yang ditimbulkan dari proses olah-ulang bahan bakar nuklir bekas; b) limbah hasil pemanasan LCRTT (untuk mengurangi efek gamma heating) yang mengandung radionuklida mobile umur panjang yaitu campuran 135Cs (T1/2 = 2,3 juta tahun) dan 99Tc (T1/2= 210.000 tahun), yang juga mengandung 90Sr (T1/2 = 28 tahun); c) limbah plutonium yang ditimbulkan dari program persenjataan nuklir (excess US weapon Pu); dan d) limbah sludge yang mengandung logam tanah jarang, aktinida, 135Cs, 90Sr dan garam alkali [3,4]. Tabel 2. Beberapa pengembangan jenis synroc

dari berbagai jenis limbah [3,7,8,9].

No. Jenis synroc dan fase utama

Jenis limbah dan radionuklida dalam

limbah

1.

Synroc-C standar. (Fase utama pada Tabel 1)

LCRTT tipe purex Hasil belah, Aktinida, dan logam tanah jarang.

2. Synroc-C kaya zirconolite (CaZr Ti2O7).

LCRTT tipe purex Kaya Aktinida (Np, Pu, Am, Cm, dll).

3. Synroc kaya pyrochlore (CaATi2O7, A=Gd, Hf, Pu, dan U).

LCRTT Pu dan U.

4. Synroc kaya Hollandite [Ba(Al,Ti)2 Ti6O16] dan perovskite (CaTiO3).

Limbah hasil pemanasan LCRTT. Tc, Cs dan Sr.

5. Synroc-D, modifikasi synroc-C kaya hollandite [Ba(Al,Ti)2Ti6O16].

LRTT(sludge) dari excess persenjataan nuklir USA. Cs dan kontaminan tinggi Na2O, SiO2, dan Fe- oksida.

6. Synroc gelas kom-posit kaya Zirco-nolite (CaZrTi2O7) dan perovskite (CaTiO3).

LRTT(sludge) Aktinida, logam tanah jarang, Sr, dan garam alkali (Na-nitrat/nitrit).

Untuk imobilisasi berbagai jenis limbah yang berbeda-beda tersebut dikembangkan turunan synroc dengan memodifikasi komposisi fase-fase mineral synroc-C. Komposisi mineral synroc dipilih sesuai dengan karakterisasi unsur-unsur radionuklida yang terkandung dalam limbah sedemikian sehingga dapat




terserap masuk ke dalam kisi-kisi fase mineral synroc yang kemudian menjadi fase utama dalam synroc.

Pada dasarnya ruang lingkup pengembangan synroc tersebut adalah untuk imobilisasi LCRTT tipe Purex, limbah pemancar α umur panjang (U, Pu dan TRU), dan limbah hasil pemisahan radionuklida mobile umur panjang dari LCRTT (Tc, Cs dan Sr) yang ditimbulkan dari olah-ulang bahan bakar nuklir bekas dimana pengungkungan secara aman diperlukan lebih dari skala waktu geologi. Kemudian dikembangkan untuk limbah radioaktif umur panjang dari produksi 99Mo (dari hasil belah 235U) yang akan dibahas pada uraian berikut.

Pengembangan Bahan Synroc Untuk Imobilisasi Limbah Dari Produksi 99Mo

Dalam proses produksi 99Mo, target bahan bakar uranium oksida (UO2) diiradiasi dengan netron di dalam reaktor nuklir sehingga diperoleh 99Mo yang merupakan salah satu nuklida hasil belah dari 235U dan berbagai nuklida hasil belah yang lain. Hasil iradiasi uranium oksida tersebut kemudian dilarutkan ke dalam asam nitrat dan 99Mo dipisahkan dengan adsorpsi menggunakan kolom alumina. Pemisahan 99Mo dari kolom dengan elusi menggunakan ammonia. Dua aliran limbah cair yang ditimbulkan dari proses tersebut adalah[10] : 1) limbah cair primer (LCP) yang mengandung banyak uranium sisa dan unsur-unsur hasil belah yang tidak diinginkan, dan 2) limbah cair sekunder (LCS) yang kurang radioaktif dari hasil pencucian kolom alumina. Kedua jenis limbah yang ditimbulkan dari produksi 99Mo tersebut masuk dalam katagori limbah radioaktif umur panjang yang mengandung kira-kira 0,8 M larutan asam nitrat dan sejumlah kecil ammonium nitrat.

Pengembangan imobilisasi limbah dengan synroc tergantung dari jenis radionuklida dalam limbah. Jenis kandungan radionuklida dalam limbah dari produksi 99Mo mirip dengan kandungan radionuklida dalam LCRTT dari proses olah ulang bahan bakar bekas, hanya saja kuantitas masing-masing radionuklida tersebut berbeda tergantung pada kadar (%) pengkayaan 235U, lama waktu iradiasi, dan daya reaktor. Oleh karena itu berdasar data pengembangan synroc dari berbagai LCRTT seperti tersebut pada Tabel 2, maka ANSTO (Australia) telah mengembangkan synroc untuk imobilisasi limbah dari produksi 99Mo. Dari pengembangan ini diperoleh synroc yang mengandung sampai 44 %berat limbah calcine (hasil solidifikasi limbah cair dari produksi 99Mo) dengan kualitas sangat bagus sebanding dengan synroc standar (Synroc-C pada Tabel 1). Mikrostruktur hasil synroc tersebut dapat dilihat pada Gambar 1.

Gambar 1. Tampilan hamburan balik elektron

dengan alat SEM untuk synroc (keramik titanat) yang mengan-dung 44% berat calcine hasil solidifikasi limbah produksi 99Mo (P = pyrochlore, B = brannerite, H = hollandite, dan A = Al titanat) [10].

Pada Gambar 1, struktur kristal synroc dari limbah produksi 99Mo ini terlihat ada 4 fase mineral yang terbentuk yaitu : pyrochlore (CaATi2O7, A = Gd, Hf, Pu, dan U), brannerite (AnTi2O6, dengan An = aktinida U, Np, Pu, Am, Cm, dll.); Hollandite, [Ba(Al,Ti)2Ti6O16] yang dapat mengikat Cs dan Rb; dan fase paduan Al titanat yang dapat mengikat hasil fisi golongan logam transisi seperti Tc, Pd, Rh, Ru, dan lain-lain.

Hasil-hasil studi dan penelitian dasar yang mendukung pengujian synroc dari limbah produksi 99Mo yaitu studi daya tahan terhadap fasa air (laju pelindihan) dan kerusakan akibat radiasi di-bandingkan dengan synroc dari jenis limbah yang lain dibahas pada uraian berikut.

Studi Daya Tahan Terhadap Fasa Air Beberapa data analisis laju pelindihan (leaching

rates) untuk studi daya tahan synroc limbah dari produksi 99Mo terhadap fasa air dibandingkan dengan laju pelindihan synroc dari berbagai limbah yang serupa dapat dilihat pada Tabel 3.

Pada Tabel 3 dapat dilihat bahwa laju pelindihan untuk beberapa unsur yang terkandung dalam synroc sangat rendah. Bahkan untuk synroc limbah dari produksi 99Mo terlihat ada beberapa unsur yang tidak terlindih yaitu : Pu, Gd, dan Hf (yang terikat dalam fase pyrochlore), aktinida Np, Am, dan Cm (yang terikat dalam fase brannerite), Rb (yang terikat dalam fase hollandite), dan unsur-unsur




hasil belah golongan logam transisi Tc, Pd, Rh, Ru, dan lain-lain (yang terikat dalam fase paduan Al titanat). Kemungkinan unsur-unsur tersebut sangat terikat kuat dalam fase masing-masing atau memang kandungannya dalam limbah sangat kecil.

Bila dibandingkan dengan laju pelindihan unsur-unsur dari synroc dengan jenis limbah yang lain, maka synroc limbah dari produksi 99Mo (dalam waktu pengukuran 7 hari) relatif sangat rendah dan tidak berbeda. Hal ini dapat dilihat bahwa laju pelindihan untuk unsur Ba, Cs, dan Sr relatif sama dengan unsur alkali dan alkali tanah pada synroc-C dengan precursor slurry (waktu pengukuran pada beberapa hari pertama). Begitu juga laju pelindihan U (sebagai salah satu unsur aktinida) relatif sama dengan unsur aktinida Pu, Np, Am, dan Cm dari synroc-C yang lain.

Studi Kerusakan Akibat Radiasi Studi kerusakan akibat radiasi dilakukan dengan

studi difraksi terhadap mineral-mineral sejenis synroc metamict dengan iradiasi elektron, netron dan ion-ion berat terhadap cuplikan sintetis dan cuplikan-cuplikan yang ditambah (doping) dengan radio-nuklida pemancar α yaitu 244Cm (T1/2 = 18 tahun) dan 238Pu (T1/2 = 87 tahun). Proses kerusakan yang signifikan dan permanen terhadap bentuk limbah synroc hanya terjadi karena adanya peluruhan α, dengan kerusakan utama timbul dari atom-atom yang terpelanting (recoil), bukan partikel α itu sendiri. Karena recoil atom mempunyai jangkauan yang sangat pendek (~20 nm), maka kebanyakan kerusakan terjadi pada fase-fase yang mengandung aktinida pemancar α. Hasil-hasil penelitian pengaruh radiasi α terhadap synroc dapat dilihat pada Tabel 4.

Tabel 3. Laju pelindihan (leaching rates) synroc yang mengandung limbah simulasi dari produksi 99Mo dibandingkan dengan synroc dari berbagai jenis limbah lain [3,7,10,11,12,13,14] .

No. Jenis synroc dan limbah

Unsur yang terlindih

Laju Pelindihan

(g.m-2.hari-1)

Medium dan waktu

pengujian Peneliti

1. Synroc limbah dari produksi 99Mo (44 % berat limbah simulasi).

Ba Cs Sr Ti U

2,0 × 10-2

1,3 × 10-1 1,3 × 10-1 3,0 × 10-5 9,0 × 10-5

Air bebas ion, 70 oC, 7 hari

Levins,1997 [10]

2. Synroc-C, limbah TRU

Np, Pu, Am, Cm

10-5 - 10-6

Air bebas ion,

70 oC, 1000 hari

Vance, dkk, 1999 [3]

3. Synroc-C, limbah Cs dan Tc

Cs Tc

5 × 10-5

< 5 × 10-5

Air bebas ion, 70 oC,

2-3 tahun

Jostsons, dkk, 1996 [11]

4. Synroc-C, 9 % LAT Sr. Cs U

1,5 × 10-2

8,5 × 10-2

5,0 × 10-4

Air bebas ion, 95 oC

Hari pertama

Ringwood, dkk, 1981 [14]

5. Synroc-C kaya zirco-nolite,LCRTT mengandung Pu.

Pu dan Gd 1 × 10-5

Air bebas ion,

70 oC Jostsons dkk, 1966 [12]; Weber dkk, 1986 [13]

6. Synroc-C dengan precursor slurry, LCRTT.

Alkali dan alkali tanah

< 1 × 10-1 *)

1 × 10-5 **)

Air bebas ion, 90 oC

*) beberapa hari pertama. **) 2000 hari

Vance,1996 [7].




Tabel 4. Pengaruh radiasi α terhadap kerusakan synroc (laju pelindihan dan swelling)

[13,15,16,17,18,19].

No Jenis synroc Doping unsur pemancar α

Pengaruh radiasi α terhadap synroc (laju pelindihan dan

swelling) Peneliti

1. Synroc-C standar dan Synroc fase amorf zirconolite.

244Cm

Laju pelindihan meningkat 10 kali menjadi 1 × 10-4 sampai 1 × 10-5 g.m-2.hari-1.

Weber, dkk, 1986 [13]; Mitamura dkk, 1994[15].

2. Synroc kaya zircono-lite dan pyrochlore

238Pu

Terjadi swelling ~ 6 % volume. Clinard, dkk, 1984 [16].

3. Synroc-C dan speci-men fase tunggal untuk zirconolite dan perovskite.

238Pu dan 244Cm (11,2 % berat 238PuO2 atau 4 % berat 244Cm2O3 dengan dosis sampai 1,5 × 1019 α/g pada 300 oK).

Terjadi swelling 4,0 – 6,9 % volume. Perbedaan swelling pada berbagai fase tidak menyebabkan micro-cracking . Sedang pada synroc kaya Na, micro-cracking baru teramati pada dosis ~1x 1018 peluruhan α /g.

Mitamura dkk, 1994 [15], Ewing dkk, 1995 [17]; Houg & Marples, 1993 [18].

4. Synroc fase zircono-lite, pyrochlore dan brannerite.

Aktinida pemancar α.

Terjadi perubahan bentuk dengan faktor mendekati 3 dibanding dengan tidak didoping dengan aktinida pemancar α.

Smith, dkk, 1998 [19].

Hasil penelitian (Tabel 4) menunjukkan bahwa adanya 238Pu dan 244Cm (radionuklida pemancar α) dalam synroc menyebabkan terjadinya swelling (mengembang) dan peningkatan laju pelindihan. Laju pelindihan untuk amorf zirconolite dan limbah synroc standar yang didoping dengan 244Cm meningkat walaupun hanya ~10 kali dibanding bila tidak didoping dengan 244Cm (menjadi sekitar 1 × 10-4 sampai 1 × 10-5 g.m-2.hari-1)[13,15]. Peningkatan laju pelindihan tersebut ditandai dengan perubahan bentuk dari fase yang memuat radionuklida pemancar α (244Cm). Adanya 238Pu dan 244Cm pada fase zirconolite/pyrochlore dan pada synroc-C menye-babkan terjadinya swelling sekitar 4-6,9 % volume [16,17,18]. Perubahan struktur akibat kerusakan dari radiasi α dalam zirconolite (CaZrTi2O7) dan pyrochlore (CaATi2O7) alam serta brannerite (AnTi2O6) telah dipelajari secara mendalam [19].

Dosis ion-ion berat (sebagai simulasi inti recoil α) menyebabkan perubahan bentuk terhadap fase-fase yang mengandung aktinida[20]. Oleh karena itu perlu menjadi perhatian utama terhadap bentuk limbah kristalin dari limbah TRU yang mengandung aktinida dalam konsentrasi tinggi akan kemungkinan terjadinya kerusakan akibat peluruhan α yang dapat mengubah bentuk kristal mereka. Perubahan bentuk tersebut berperan secara signifikan terhadap perubahan sifat-sifat fisika dan kimia. Walaupun demikian perbedaan swelling pada berbagai fase kristalin juga tidak menyebabkan micro-cracking

(peretakan mikro) dalam synroc-C. Sedang pada synroc kaya natrium (Na), dimana jumlah freudenbergik (Na2Fe2Ti6O16) yang signifikan distabilkan oleh natrium (Na) dan micro-cracking baru dapat diamati pada dosis tinggi sekitar 1 × 1018 peluruhan α/g [21].

Kejadian secara alami pada synroc fase zirconolite yang mendapat paparan radiasi sampai sekitar 3 × 1020 peluruhan α/g telah ditunjukkan dapat menahan unsur-unsur aktinida selama periode waktu sampai 2,5 × 109 tahun[22]. Dalam uji dipercepat menunjukkan bahwa perubahan sifat mikrostruktur zirconolite sintetis mirip dengan zirconolite alam yang mengandung uranium (U) dan/atau thorium (Th) dan perubahan bentuk terjadi pada dosis radiasi α yang serupa. Kerusakan akibat radiasi α dapat diminimalisasi dengan annealing secara termal. Penekanan kerusakan dengan annealing secara signifikan telah diamati pada eksperimen kerusakan α terhadap synroc-C pada suhu serendah-rendahnya 200 oC [23]. Dari eksperimen tersebut menunjukkan laju pertumbuhan kerusakan α pada 200 oC adalah 40% lebih rendah dari pada yang diamati pada 30 oC. Proses annealing secara termal ini berperan penting untuk konsep ko-imobilisasi 135Cs dan 244Cm dalam synroc untuk memberikan pemuatan (loading) 244Cm yang tinggi, karena panas peluruhan 135Cs dapat digunakan untuk membatasi kerusakan akibat radiasi α dari 244Cm selama penyimpanan. Dari hasil-hasil penelitian




tersebut telah difahami perilaku synroc akibat radiasi α pada dosis tinggi yang menunjukan bahwa kerusakan synroc relatif sangat rendah dan masih dapat diterima. Selain itu tidak ada tanda adanya proses terjadinya peretakan antar-butiran (inter-granular cracking) pada pengepresan panas synroc-C. Adaptasi Teknologi Imobilisasi Limbah Dari Produksi 99Mo Dengan Bahan Synroc Di Indonesia

Di Indonesia, limbah radioaktif cair radioaktif tingkat tinggi (LCRTT) yang ditimbulkan dari produksi 99Mo di Instalasi Produksi Radioisotop (IPR) mengandung unsur-unsur hasil belah, sisa uranium, dan unsur-unsur aktinida (TRU) minor. Setelah disimpan selama dua tahun aktivitasnya turun dan digolongkan menjadi limbah cair radioaktif tingkat sedang (LCRTS) umur panjang karena mengandung uranium yang umur paronya panjang yaitu 4,5 × 109 tahun. Berdasar pertimbangan keselamatan dalam penyimpanan lestari, limbah ini tetap dimasukkan dalam katagori LCRTT, karena mempunyai kandungan radionuklida mirip dengan LCRTT dari olah-ulang bahan bakar nuklir bekas dan umurnya panjang. Imobilisasi jenis limbah ini telah dikembangkan di Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATAN dengan teknik vitrifikasi[24,25] dan dengan teknik polimerisasi[26]. Sedang hasil- hasil penelitian dan pengembangan synroc yang telah dilakukan oleh negara-negara maju di bidang nuklir termasuk Australia sebagaimana telah diuraikan pada

bab di atas mempunyai prospek yang lebih baik dan dapat diadopsi dan dikembangkan sebagai alternatif untuk imobilisasi jenis LCRTT yang ditimbulkan dari produksi 99Mo di IPR. Perbandingan produksi 99Mo dan limbah yang ditimbulkan yang dilakukan di ANSTO (Australia) dan IPR (Indonesia) ditunjukkan pada Tabel 5. Komposisi utama limbah cair Fisil (Fisile liquid waste) dari Produksi radioisotop 99Mo adalah uranium sisa (235U, 238U), 239Pu, 3H, Radionuklida hasil belah 137Cs, 90Sr, 144Ce, 75Se, 95Zr, 99Mo, 99mTc, 106Ru, 105Rh, 113Sn, 124Sb, dan 65Zn. Radionuklida hasil belah pada umumnya pemancar gamma, kecuali 90Sr (radionuklida hasil belah pemancar beta murni yang tidak terdeteksi dengan Spektrometer gamma)[27].

Pada Tabel 5 dapat dilihat bahwa di ANSTO digunakan target uranium oksida dengan pengayaan rendah (2 % 235U) sedang di IPR (Indonesia) diguna-kan target uranium oksida dengan pengayaan tinggi (93 % 235U). Mengingat kesulitan pengadaan uranium pengkayaan tinggi, maka telah dikembangkan produksi radioisotop 99Mo dengan target uranium pengkayaan rendah (≤ 20 % 235U). Besarnya pengayaan ini sangat mempengaruhi jumlah unsur hasil belah dan TRU yang terbentuk dalam limbah. Untuk pengayaan rendah akan menghasilkan TRU lebih tinggi, dan unsur hasil belah lebih rendah, sedang untuk pengayaan tinggi sebaliknya.

Adaptasi teknologi imobilisasi dengan synroc untuk jenis LCRTT yang ditimbulkan dari produksi radioisotop 99Mo di IPR ditunjukkan pada Gambar 2.

Tabel 5. Perbandingan produksi radioisotop 99Mo dan limbah yang ditimbulkan yang

dilakukan di ANSTO (Australia) dan di IPR (Indonesia) [10,24,25].

No. Uraian ANSTO (Australia) IPR (Indonesia)

1. Produksi 99Mo : - Target uranium oksida - Waktu iradiasi di reaktor.

- Pengkayaan rendah ( 2 % 235U). - Sampai 7 hari di HIFAR

- Pengkaya tinggi ( 93 % 235U). - Selama 4-5 hari di RSG-GAS

2. Karakterisasi limbah yang ditimbulkan:

Sisa uranium 9 – 190 g U/liter ( 235U << 238U ), radionuklida hasil belah, TRU (dari reaksi 238U dengan netron). Dalam media 0,6-0,8 M HNO3 dan 75-750 mg/liter NH4NO3.

Sisa uranium ~200 g U/liter (235U >> 238U ), radionuklida hasil belah, TRU (dari reaksi 238U dengan netron). Dalam media asam nitrat.

3. Jumlah limbah per tahun 90 liter LCP dan 230 liter LCS per tahun.

120 liter (2 drum) per tahun. Total aktivitas 600 Ci.

4. Pengelolaan limbah Solidifikasi kemudian disimpan sementara selama ~ 50 tahun. Untuk jangka panjang telah dikembangkan teknologi imobili-sasi dengan synroc.

Disimpan sementara, dan untuk jangka panjang dilakukan adaptasi dan pengembangan teknologi imobilisasi dengan synroc.




Gambar 2. Adaptasi teknologi imobilisasi limbah radioaktif dari produksi 99Mo dengan bahan matriks synroc.

Mengingat keterbatasan peralatan pres-panas isostatik yang tidak tersedia, maka dikembangkan imobilisasi limbah dari produksi radioisotop 99Mo dengan bahan matriks synroc melalui proses sintering suhu tinggi sebagai pengembangan dan alternatif pengganti proses pres-panas isostatik. Optimasi proses imobilisasi dilakukan dengan parameter suhu sintering, waktu sintering, dan tingkat muat limbah. Kualitas blok synroc limbah hasil imobilisasi dilakukan pengujian berdasarkan densitas, kuat tekan dan laju pelindihan dalam fasa air. Penelitian ini dipersiapkan untuk pengolahan limbah dari produksi radioisotop 99Mo di Indonesia.

Pengembangan selanjutnya adalah penggunaan jenis prekursor oksida yang digunakan sebabagai bahan matriks synroc. Mengingat bahan matriks jenis synroc titanat dengan menggunakan titan oksida (TiO2) yang harganya relatif mahal, maka perlu dikembangkan jenis synroc yang lain.

Pada penelitian berikutnya digunakan bahan matriks synroc fosfat atau synroc silikat, yaitu dengan mengganti salah satu bahan prekursor titan oksida dengan kalsium fosfat Ca3(PO4)2 untuk membentuk synroc fosfat atau diganti dengan silikon oksida (SiO2) untuk membentuk synroc silikat.

Beberapa pembentukan fase-fase utama mineral synroc SC-fosfat yang diperkirakan terjadi pada suhu

tinggi sekitar 1200 oC adalah dengan reaksi sebagai berikut :

BaO + Al2O3 + 2Ca3(PO4)2 Ba(Al Ca)2P2O9 4CaO + 3,5 O2 (6)

ZrO2 + 2Ca3(PO4)2 CaZrP2O8 + 5CaO + 2,5O2 (7)

CaO + 2 Ca(PO4)2 Ca4P2O9 (8)

Kemudian juga terbentuk fase-fase turunan yaitu antara lain CaAP2O8 (A = Pu, U, Gd, Hf), AnP2O9 (An = aktinida), dan Na2Fe2P2O9. Radionuklida dalam limbah akan terperangkap dalam kisi-kisi fase mineral dan bahkan ada beberapa radionuklida sebagai penyusun fase pada fase turunan.

Sedang reaksi pembentukan fase-fase utama mineral synroc SC-silikat yang diperkirakan terjadi pada suhu tinggi sekitar 1200 0C adalah sebagai berikut :

BaO + Al2O3 + 2 SiO2 BaAl2.Si2O8 (9)

BaO + 3 CaO + 2 SiO2 BaCa3.Si2O8 (10)

CaO + ZrO2 + 2 SiO2 CaZrO.Si2O6 (11)

2 CaO + 2 SiO2 Ca2Si2O6 (12)

Kemudian juga terbentuk fase-fase turunan yaitu antara lain dari hasil belah utama (Sr dan Cs) membentuk fase CsAlSi2O6, (pollute) dan fase SrAl2Si2O6, (feldspar), dari aktinida dan unsur penyerap neutron membentuk : CaZrASi2O6 (A = Pu, U, Gd, Hf), dan CaAnSi2O6 (An = aktinida), dan adanya kandungan Na dan Fe membentuk fase NaFeSi2O6. Radionuklida dalam limbah akan terperangkap dalam kisi-kisi fase mineral dan bahkan ada beberapa radionuklida sebagai penyusun fase pada fase turunan.

Adaptasi teknologi imobilisasi menggunakan bahan matriks synroc titanat, fosfat dan silikat dilakukan untuk imobilisasi limbah cair radioaktif umur panjang yang ditimbulkan dari produksi radioisotop 99Mo melalui proses sintering pada suhu tinggi. Proses imobilisasi dilakukan dengan men-campur limbah radioaktif dengan prekursor oksida, kemudian dilakukan pengeringan campuran tersebut pada suhu 100 oC, kalsinasi pada 750 oC, kemudian dipres di dalam cetakan. Proses selanjutnya dilakukan sintering pada suhu tinggi (1000-1300 oC) untuk membentuk keramik multifase padat. Komposisi prekursor oksida untuk synroc titanat (dalam % berat) yaitu : Al2O3 (5,4); BaO (5,6); CaO (11,0); TiO2 (71,4) dan ZrO2 (6,6). Komposisi yang sama prekursor oksida untuk synroc fosfat dengan mengganti TiO2 dengan Ca3(PO4)2.




Beberapa data yang telah diperoleh dari hasil imobilisasi limbah sludge dari dekomisioning Fasilitas Pemurnian Asam Fosfat-PT.Petrokimia Gresik (PAF-PKG) dan LCRTT simulasi yang mengandung uranium dengan bahan matriks synroc titanat dan synroc fosfat dengan proses sintering suhu tinggi ditunjukkan pada Tabel 6.

Kualitas terbaik blok synroc titanat limbah diperoleh pada tingkat muat limbah 20 % berat, proses sintering pada 1200 oC selama 3 jam dengan harga densitas 3,35 g/cm3, kuat tekan 14,18 kN/cm2, laju pelindihan Cs, Sr, dan U berturut-turut adalah 4,1 × 10-4 g.cm-2.hari-1 ; 2,3 × 10-6 g.cm-2.hari-1 dan 6,3 × 10-7 g.cm-2.hari-1. Sedang kualitas terbaik blok synroc fosfat limbah diperoleh pada tingkat muat limbah 50 % berat, proses sintering pada 1300 oC selama 3 jam dengan harga densitas 2,48 g/cm3, kuat tekan 27.99 kN/cm2, laju pelindihan uranium adalah 1,05 × 10-6 g.cm-2.hari-1. Berdasarkan uji densitas dan laju pelindihan (U, Sr, dan Cs) menunjukkan bahwa kualitas blok synroc titanate dan synroc fosfat yang diproduksi dengan proses sintering relatif sama dengan blok synroc titanat limbah yang dihasilkan dari proses pres panas isostatik.

Hasil pengembangan imobilisasi dengan matriks synroc titanat (untuk LCRTT) dan synroc fosfat (untuk limbah sludge uranium dari dekomisioning Fasilitas PAF-PKG) dengan proses sintering suhu tinggi (1200 -1300 oC), keduanya dengan tingkat muat limbah 10 % sampai 60 % memenuhi batas persyaratan yang direkomendasikan IAEA. Harga kuat tekan dan laju pelindihan blok synroc limbah telah memenuhi standard beton limbah yang direkomendasikan IAEA dengan kuat tekan 2-5 kN/cm2, dan laju pelindihannya juga sangat memenuhi rekomendasi IAEA (1,7 × 10-1 - 2,5 × 10-4 g.cm-2.hari-1) [33]. Harga tersebut juga jauh lebih kecil daripada laju pelindihan unsur-unsur dalam gelas borosilikat limbah (harganya sekitar 1,0 × 10-4 g.cm-2.hari-1). Selain itu harga densitasnya cukup tinggi yaitu antara 2,7 -3,3 g/cm3 sesuai dengan densitas synroc titanat limbah dengan proses pres-panas isostatik yang harganya antara 2,1-3,4 g/cm3 [4]. Berdasarkan uji densitas dan laju pelindihan (unsur U, Sr, dan Cs), maka kualitas hasil blok synroc titanat limbah dan synroc fosfat limbah dengan proses sintering relatif sama dengan kualitas hasil blok limbah synroc titanat dengan proses pres-panas isostastik.

Tabel 6. Data hasil imobilisasi limbah sludge dan LCRTT simulasi dengan bahan

matriks synroc titanat dan synroc fosfat dengan proses sintering suhu tinggi [28,29,30].

No. Jenis Synroc Dan Jenis Limbah

Tingkat Muat Limbah

(% berat)

Densitas (g/cm3)

Kuat Tekan (kN/cm2)

Laju Pelindihan (g.cm-2.hari-1) *)

1. Synroc Titanat (limbah sludge uranium, dengan proses sintering pada 1200 oC selama 3 jam) [28]

30 %

2,85

10,98

U = 3,26 × 10-6

2. Synroc Fosfat (limbah sludge uranium, dengan proses sintering pada 1300 oC selama 3 jam) [29]

50 %

2,48

27,99

U = 1,1 × 10-6

3. Synroc Titanat (LCRTT simulasi, dengan proses sintering pada 1200 oC selama 3 jam) [30]

20 %

3,35

14,18

U = 6,3 × 10-7

Sr = 6,3 × 10-6 Cs = 2,3 × 10-6

4. Synroc Titanat (LCRTT simulasi, dengan proses sintering pada 1200 oC selama 3 jam) [30]

30 %

3,26

11,18

U = 5,9 × 10-7

Sr = 2,3 × 10-6 Cs = 2,2 × 10-6

*) Metode uji laju pelindihan dipercepat dilakukan menurut standar IAEA[14,31], metode ini sama dengan metode Japan Industrial Standard (JIS) [32], pengujian menggunakan medium air bebas mineral pada suhu 100 oC pada hari pertama selama 6 jam[28,29,30].




KESIMPULAN Imobilisasi limbah cair radioaktif umur panjang

(LCRUP) yang ditimbulkan dari kegiatan produksi radioisotop 99Mo (dari target uranium oksida pengkayaan rendah) yang mengandung uranium, transuranium (aktinida) dan radionuklida hasil belah telah dikembangkan synroc titanat dengan proses pres-panas isostatik. Semua studi ilmu pengetahuan dan penelitian dasar memberikan konfirmasi bahwa laju pelindihan dan kerusakan akibat radiasi α terhadap synroc relatif sangat rendah dan memenuhi keselamatan untuk penyimpanan lestari pada formasi geologi tanah dalam. Di Indonesia, adaptasi teknologi imobilisasi limbah dengan bahan synroc untuk LCRUP yang ditimbulkan dari produksi 99Mo dilakukan melalui penelitian dan pengembangan lebih lanjut. Sesuai dengan karakterisasi LCRUP yang ditimbulkan dari produksi 99Mo yang mengandung unsur-unsur hasil belah, uranium dan transuranium (aktinida) minor maka pengembangan diarahkan pada imobilisasi langsung dengan tiga jenis synroc yaitu synroc titanat, synroc fosfat, dan synroc silikat dengan proses sintering suhu tinggi. Data hasil sementara untuk imobilisasi limbah LCRTT simulasi dan limbah sludge uranium dari Dekomisioning Fasilitas PAF-PKG menunjukkan kualitas terbaik blok synroc titanat limbah diperoleh pada tingkat muat limbah 20 % berat, proses sintering pada 1200 oC selama 3 jam dengan harga densitas 3,35 g/cm3, kuat tekan 14,18 kN/cm2, laju pelindihan Cs, Sr, dan U berturut-turut adalah 4,1 × 10-4 g.cm-2.hari-1 ; 2,3 × 10-6 g.cm-2.hari-1 dan 6,3 × 10-7 g.cm-2.hari-1. Sedang kualitas terbaik blok synroc fosfat limbah diperoleh pada tingkat muat limbah 50 % berat, proses sintering pada 1300 oC selama 3 jam dengan harga densitas 2,48 g/cm3, kuat tekan 27.99 kN/cm2, dan laju pelindihan uranium adalah 1,05 × 10-6 g.cm-2.hari-1. Bahan matriks Synroc titanat dan synroc fosfat berhasil baik untuk imobilisasi limbah cair radioaktif terutama sangat baik untuk imobilisasi limbah radioaktif umur panjang yang mengandung U, Cs, dan Sr, sehingga sangat baik untuk imobilisasi limbah cair radioaktif yang ditimbulkan dari produksi radioisotop 99Mo.

DAFTAR PUSTAKA 1. PTLR-BATAN, Rencana Strategi Pusat

Teknologi Limbah Radioaktif – Badan Tenaga Nuklir Nasional Tahun 2015-2019.

2. IAEA, International Atomic Energy Agency, Management of Radioactive Waste From 99Mo Production, IAEA-TECDOC 515, Vienna, 1998.

3. VANCE, E.R., Status of Synroc Ceramics for HLW, Proceedings of The 2nd Bianual International Workshop on HLRW Management,

Dep.of Nuclear Engineering, Faculty of Engeneering, Gadjah Mada University, Yogyakarta, 1999.

4. Levins, D.M., and Jostsons, A., R&D in Radioactive Waste Management at ANSTO, The 2nd Seminar on RWM, Regional Cooperation in Asia, Kuala Lumpur- Malaysia, 1996.

5. Ringwood, A.E., Kesson, S.E., Ware, N.G., Hibberson, W., and Mayor, A., Immobilization of High Level Nuclear Reactor Wastes in Synroc, Nature, 278, 219-233, 1979.

6. Ringwood, A.E., Kesson, S.E., Reeve, K.D., Levins, D.M., and Ramm, E.J., Radioactive Wasteforms for the future (Eds W.Lutze and R.C.Ewing), Elsevier, Amsterdam, 233-334, 1988.

7. Vance, E.R., Jostsons A., and Hart, K.P., Synroc as a Ceramic Wasteform for Deep Geological Disposal, Int.Conf. on Deep Geological Disposal of Radioactive Waste, Winnipeg, 1996.

8. Ringwood, A.E., Kesson, S.E., And Ware, N.G, Immobilization of US Defence Nuclear Waste Using the Synroc Process, Scientific Basis for Nuclear Waste Management, Vol 2 (Ed.C.J.M Northrup), Plenum Press, New York, 265, 1980.

9. Jostsons, A., Vance, E.R., And Mercer, D.J., Advanced HLW Management Strategies Employing Both Synroc and Borosilicate Glass Wasteforms, Proc.of Global’95, Versailles, France, 774, 1995.

10. Levins, D.M., ANSTO’s Waste Management Action Plan, Third Seminar on RWM, Nuclear Cooperation in Asia, China, 1997.

11. Jostsons, A., Vance, E.R., and Hart, K.P., Immobilisation of High Concentrations of Partitioned Long-Lived Radionuclides in Synroc, Tenth Pacific Basin Nuclear Conference, Kobe, Japan, 1996.

12. Jostsons, A., Vance, E.R., Day, R.A., Hart, K.P., And Stewart, M.W.A., Surplus Plutonium Disposition Via Immobilisation in Synroc, Spectrum ’96, International Topical Meeting on Nuclear and Hazardous Waste Management, Seattle, WA, 1996.

13. Weber, W.J., Wald, J.W., and Matzke, H.J., Effects of Self-Radiation Damage in Cm-Doped Gd2Ti2O7 and CaZrTi2O7, J. Nuclear Materials, 138, 196, 1986.

14. Ringwood A.E, Overby, V.M., Kesson, S.E., Synroc: Leaching Performance and Process Technology, Proceedings of the International Seminar on Chemistry and Process Engineering




for High Level Liquid Waste Solidification, Julich, 1981.

15. Mitamura, H., Matsumoto, H., Stewart, M.W.A., Tsuboi, T., Hashimoto, M., Vance, E.R., Hart, K.P., Togashi, Y., Kanazawa, H., Ball, C.J and White, T.J., α-Decay Damage Effects in Curium-Doped Titanate Ceramic Containing Sodium-Free High Level Nuclear Waste, J. Am. Ceram. Soc., 77[9] 2255-2264, 1994.

16. Clinard, F.W. Jr., Peterson, D.E., Rohr, D.L., and Hobbs, L.W., J. Nuclear Materials, 126, 245, 1984.

17. Ewing, R.C., Weber, W.J., And Clinard, F.W.Jr., Radiation Effects in Nuclear Waste Forms for High Level Radioactive Waste, Prog..In Nuclear Energy, 29, 63, 1995.

18. Houg, A. and Marples, J.A.C., The Radiation Stability of Synroc : Final Report, AEA Technology Report, AEA-FS-0201 (H) , 1993.

19. Smith, K.L., Zaluzec, N.J. and Lumpkin, G.R., Scientific Basis for Nuclear Waste Management XXI, Eds. I.G McKinley and C.McCombie, Material Research Society, Pittsburgh, PA, USA, 931, 1998.

20. Lumpkin, G.R. and Ewing, R.C., Scientific Basis for Nuclear Waste Management VIII, Eds. C.M.Jantzen, J.A.Stone and R.C. Ewing, Materials Research Society, Pittsburgh, PA, USA, 647, 1985.

21. Mitamura, H., Matsumoto, H., Miyazaki, T., White, T.J., Nugaka, K., Togashi, Y., Sagawa, T., Tashiro, Levins, D.M., and Kikuchi, A., Self-Irradiation Damage of a Curium-Doped Titanate Ceramic Containing Sodium-Rich High Level Nuclear Waste, J.Am.Ceram. Soc., Vol. 73 [11], 3433, 1990.

22. Lumpkin, G.R., Hart, K.P., Mcglinn, P.J., Payne, T.E., Giere, R., and Williams, C.T., Retention of Actinides in Natural Pyrochlores and Zirconolites, Radiochemica Acta, Vol. 66/67, 469, 1994.

23. Reeve, K.D., Vance, E.R., Hart, K.P., Smith, K.L., Lumpkin, G.R., and Mercer, D.J., Reformulation of Synroc for Purex High Level Nuclear Wastes Containing Further Chemical Additions, Proc. International Ceramic Conference, Austceram 92 (Ed M.J. Bannister), CSIRO, Australia, 1014, 1992.

24. Martono, H. dan Aisyah, Efek Radiasi Terhadap Gelas Limbah Hasil Vitrifikasi, Prosiding Pertemuan Dan Presentasi Ilmiah Penelitian Dasar Iptek Nuklir, P3TM-BATAN, Yogya-karta, 2002.

25. Martono, H. dan Widiatmo, Perancangan Melter Untuk Pengolahan Limbah Cair Aktivitas Tinggi Secara Vitrifikasi, Seminar Hasil Penelitian Dan Kegiatan P2PLR 2001, Serpong, 2002.

26. Aisyah, Herlan Martono, Mirawaty, Pengaruh Keasaman dan Kandungan Limbah pada Imobilisasi Limbah Trasuranium dari IRM dengan Polimer, Seminar Hasil Penelitian Dan Kegiatan P2PLR Tahun 2003, Serpong, ISSN 0852-2979, 2004.

27. IAEA, International Atomic Energy Agency, Management of Radioactive Waste From 99Mo Production, IAEA-TECDOC 515, Vienna, 1998.

28. Gunandjar, Endang Nuraeni, and Mirawaty, Immobilization of Uranium Radioactive Waste Using Matrix Materials of Synroc Titanate and Bitumen, Proceedings 2nd Basic Science International Conference, Malang, 24-25th, 2012, ISBN : 978-979-25-60336, 2012.

29. Gunandjar dan Titik Sundari, Pengembangan Teknologi Pengolahan Limbah cair Dari Industri : Imobilisasi Limbah Radioaktif Uranium Menggunakan Bahan Matriks Synroc Supercalcine Zirkonia Fosfat, Jurnal Teknologi Pengelolaan Limbah, Vol.16. Edisi Suplemen 2013 ISSN 1410-9565, 2013.

30. Gunandjar, Titik Sundari, Yuli Purwanto, dan Sugeng Purnomo, Imobilisasi Limbah Radioaktif Cair Aktivitas Tinggi Dengan Bahan Matriks Synroc Titanat Dengan Proses Sintering Suhu Tinggi, PPI-PDIPTN 2013, PSTA-BATAN, Yogyakarta, 26 Juni 2013.

31. Hespe, E.D., Leach Testing of Immobilized Waste Solids, A Proposal for a Standar Method., Atomic Energy. Review, 9, 1-12, 1971.

32. Mendel, J.E, Ross, W.A, Roberts, F.P., Katayama, Y., Westsik, J., Turcotte, R., Wald, J. and Bradley, D., Annual Report on The Characteristics of High Level Waste Glasses, 1977.

33. IAEA, Characterization of Radioactive Waste Form and Packages, Technical Report Series No. 383, International Atomic Energy Agency, Vienna, 1997.

TANYA JAWAB

Prayitno − Bagaimana kalau ditampilkan data imobilisasi

dengan bahan semen, clay, gelas, bentuk synroc kita perlu dilakukan batasan/criteria yang diimobilisasi dengan bahan-bahan di atas.




− Bagaimana imobilisasi limbah LTJ dan Zr, berapa kadar Th dan U berapa?

− Bagaimana limbah LTJ dan Zr yang sudah bebas Th dan U dengan cara apa?

− Kalau limbah cair yang dari proses LTJ dan Zr dengan cara proses elektrokoagulasi kira-kira bisa/tidak tolong dapat dijelaskan.

Gunandjar − Menurut kemampuan pengungkungannya, bahan

semen hanya digunakan untuk imobilisasi limbah radioaktif tingkat rendah (LRTR) dan limbah radioaktif tingkat sedang (LRTS) umur pendek (umur paroh ≤ 30 tahun). Bahan clay hanya digunakan sebagai bahan overpack (bungkus luar) atau sebagai bahan penyangga di dalam fasilitas penyimpanan lestari limbah radioaktif pada formasi geologi tanah dalam (tidak digunakan sebagai bahan matriks untuk imobilisasi limbah radioaktif). Sedang bahan gelas digunakan untuk bahan imobilisasi limbah cair radioaktif tingkat tinggi (LCRTT) umur paroh panjang (jutaan tahun) dari proses olah-ulang bahan bakar nuklir bekas yang mengandung U, Pu, trans-uranium (Np, Am, Cm), dan unsure-unsur hasil belah, imobilisasi dilakukan melalui solidifikasi dalam gelas borosilikat (proses vitrifikasi). Bahan synroc digunakan untuk imobilisasi LCRTT yang dikembangkan sebagai alternative pengganti gelas borosilikat, karena penggunaan gelas borosilikat ternyata masih kurang stabil akibat adanya pemanasan gamma dan adanya kontak air tanah di dalam fasilitas penyimpanan lestari. Bahan synroc juga dikembangkan untuk imobilisasi LRTR dan LRTS umur-paro panjang (jutaan tahun) antara lain limbah radioaktif ditimbulkan dari produksi radioisotope 99Mo (yang mengandung U, Pu, dan trans-uranium) dan juga untuk imobilisasi limbah Th.

− Menurut keputusan Ka. BAPETEN No. 02/Ka-BAPETEN/V/99 tanggal 5 Mei 1999, kadar Th dan U lebih dari 1000 Bq/liter (dalam limbah cair LTJ dan Zr) harus dilakukan melalui proses imobilisasi (tidak boleh dibuang ke lingkungan). Sedang tingkat muat limbah optimum dalam synroc adalah antara 20-50% berat tergantung jenis synroc-nya (lihat Tabel 6).

− Limbah LTJ dan Zr yang sudah bebas Th dan U adalah termasuk limbah B3 (limbah konvensional) yaitu limbah non-radioaktif

(limbah non-nuklir) yang mengandung logam berat LTJ dan Zr. Pengelolaan limbah B3 ini bukan tugas PTLR-BATAN, pengelolaannya dilakukan oleh Pusat Pengelolaan Limbah Industri (PPLI). Limbah tersebut dikirim ke PPLI, dilakukan imobilisasi menggunakan zeolit atau tanah liat (clay), kemudian dilakukan penyimpanan pada fasilitas disposal sistem Landfill.

− Limbah cair dari proses LTJ dan Zr dapat dilakukan reduksi volume dengan pengendapan melalui proses elektro-koagulasi (proses koa-gulasi-flokulasi), yaitu menggunakan koagulan. Sebagai bahan koagulan antara lain adalah : soda kapur, aluminium hidroksida, feri hidrok-sida, kalium fero sianida dengan pengemban ion Fe(III), Cu(II), Zn(II) Co(II) atau Ni(II), atau dengan kombinasi proses pengendapan. Endapan yang terjadi kemudian dilakukan proses imobilisasi.

Sukarsono − Apa ada teknik untuk mengurangi pelindihan

setelah dibuat synroc diberi lapisan dengan bahan yang kedap air di luar synroc.

Gunandjar − Setelah dibuat blok synroc limbah, kemudian blok

synroc limbah tersebut dimasukkan dalam canister (stainless-steel) yang merupakan lapisan (barrier) sebagai penghalang air tanah. Perlu diketahui bahwa pengujian laju pelindihan dalam penelitian ini adalah berdasarkan metode standar yang direkomendasikan oleh IAEA (International Atomic Energy Agency) dan telah pula diadopsi oleh Japan Industrial Standard (JIS)[11,12]. Laju pelindihan dalam metode ini adalah laju pelindihan dipercepat dalam medium air, blok limbah dimasukkan dalam basket dan dipasang pada alat soxhlet untuk direfluks dengan air suling pada suhu 100 oC selama 12 jam setara dengan laju pelindihan selama 1 tahun yang didiamkan dalam air pada suhu kamar (25 oC). Jadi berdasar data Tabel 6 sebenarnya laju pelindihan (dipercepat) untuk U, Cs dan Sr dalam synroc sangat kecil (berorde 10-6 – 10-7 g.cm-2.hari-1) apalagi pada kondisi sebenarnya di dalam fasilitas disposal akan jauh lebih kecil lagi.

gunandjar, titik sundari, dan yuli purwanto pusat teknologi

Documents