hasil penelitian don kegiatan ptlr tahun 2006 issn 0852digilib.batan.go.id/e-prosiding/file...
TRANSCRIPT
Hasil Penelitian don Kegiatan PTLR Tahun 2006 ISSN 0852 - 2979
STUDI PENGOLAHAN LlMBAH RADIOAKTIF CAIR AKTIVIT AS TINGGIDENGAN BAHAN SYNROC
GunandjarPusat Teknologi Limbah Radioaktif , BATAN
ABSTRAKSTUDI PENGOLAHAN LlMBAH RADIOAKTIF CAIR AKTIVITAS TINGGI DENGAN BAHAN
SYNROC. Telah dilakukan studi tekonologi pengolahan limbah radioaktif cair aktivitas tinggi (LCAT)umur panjang dengan bahan synroc. Synroc adalah bentuk limbah kristalin yang tersusun darigabungan fase-fase titanat yang stabil dan dipilih karena kestabilan geokimia dan kemampuankolektif untuk imobilisasi semua unsur radioaktif dalam limbah radioaktif aktivitas tinggi. Semua studiilmu pengetahuan dasar memberikan konfirmasi bahwa laju pelindihan dan kerusakan akibat radiasipeluruhan-a terhadap synroc relatif sangat rendah dan dapat diterima. Pengembangan komposisisynroc untuk imobilisasi limbah tergantung pada kandungan radionuklida, untuk LCAT yangmengandung aktinida dikembangkan synroc kaya zirconolite, CaZrTi207, untuk limbah uranium danplutonium dikembangkan synroc kaya pyroch/ore,CaATi207 dengan penambahan unsur-unsurabsorber netron (A = Hf dan Gd) untuk mencegah kritikalitas, dan untuk limbah yang mengandung Tcdan Cs/Sr (dari produk proses pemanasan LCAT) dikembangkan synroc kaya fasehollandite/pirovskite, Ba(AI,TihTi6016/ CaTi03. Di Indonesia, adaptasi teknologi pengolahan LCATdengan bahan synroc akan dilakukan untuk LCAT yang ditimbulkan dari produksi radioisotop 99Modan uji pasca-iradiasi elemen bakar nuklir.
Kata kunci : pengelolaan limbah radioaktif,imobilisasi limbah radioaktif, limbah radioaktifaktivitas tinggi, synroc, penyimpanan lestari.
ABSTRACTSTUDY OF HIGH LEVEL LIQUID RADIOACTIVE WASTE TREATMENT USING SYNROC
MATERIALS. The study of long life of high level liquid radioactive wastes (HLLW) treatment usingsynroc materials was carried out. Synroc is a crystalline wasteform comprising a stable assemblageof titanate phases chosen for their geochemical stability and collective ability to immobilize all theradioactive elements present in high level liquid radioactive wastes (HLLW). All basic science studiesconfirm that the leach-rates and a-decay damage in synroc relatively very low and acceptable.Development of synroc for waste immobilisation depend on the containing of radionuclides. For theHLLW containing of actinides was developed zirconolite, CaZrTi207 rich synroc, for the wastecontaining of uranium and plutonium was developed pyrochlore,CaATi207 rich synroc with neutronabsorbers (A = Hf and Gd) were needed to suppress criticality potential, whereas for the wastecontaining of Tc and Cs/Sr (from the heat producing of HLLW) was developed hollandite/pirovskite,Ba(AI,TihTi6016/ CaTi03 rich synroc. In Indonesia, adaptation of HLLW immobilization technologyusing synroc materials will be carried out for HLLW generated from 99Moradioisotope production andpost irradiation examination of nuclear fuel element.
Key words: Radioactive waste management, immobilisation of radioactive waste, highlevel radioactive waste, synroc, ultimate disposal.
PENDAHULUAN
Beberapa teknologi proses imobilisasi limbah radioaktif menjadi kemasan limbah yang
siap disimpan telah dikembangkan oleh negara-negara maju di bidang nuklir, yaitu teknologi
sementasi, vitrifikasi, polimerisasi, bitumenasi, superhigh temperature method (SHTM), dan
synroc. Oi Indonesia, Pusat Teknologi Limbah Radioaktif - BATAN telah menerapkan
dengan mantap teknologi sementasi untuk imobilasasi limbah khususnya golongan limbah
radioaktif aktivitas rendah (LAR) dan limbah radioaktif aktivitas sedang (LAS) umur paroh
pendek (T1/2 < 30 tahun). Selanjutnya untuk pengelolaan limbah radioaktif aktivitas tinggi
(LAT) umur panjang khususnya untuk limbah cair akltivitas tinggi (LCAT) yang ditimbulkan
15
Hasil Pene/itian don Kegiatan PTLR Tahun 2006 /SSN 0852 - 2979
dari proses pemanfaatan tenaga nuklir, maka perlu disiapkan teknologi imobilisasi limbah
menjadi kemasan limbah yang mampu bertahan selama waktu penyimpanan yang panjang
di dalam fasilitas penyimpanan lestari geologi tanah dalam (Deep Geological Disposal
Facility). Oi Indonesia saat ini, LCAT ditimbulkan dari produksi radioisotop 99Modan dari
kegiatan uji pasca iradiasi elemen bakar nuklir.
Oi negara-negara maju di bidang nuklir, strategi pengelolaan LCAT yang
mengandung unsur-unsur hasil belah dari proses olah-ulang bahan bakar bekas dalam
gelas borosilikat (hasil imobilisasi LCAT dengan vitrifikasi), yang diikuti dengan
penyimpanah lestari geologi tanah dalam ternyata masih menghadapi masalah karena hasil
penelitian para ahli geokimia bahwa limbah gelas borosilikat ternyata tidak stabil bila
disimpan di dalam tanah akibat adanya pemanasan gamma ( gamma heating) di dalam
gelas dan perbedaan temperatur bumi (geothermal gradient) yang dapat menimbulkan
temperatur lebih dari 100°C. 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) telah digunakan di dalam fasilitas
penyimpanan lestari [1].
Mengingat pentingnya masalah tersebut, maka dalam makalah ini akan dipelajari salah
satu teknologi imobilisasi limbah radioaktif dengan bahan pengungkung synroc sebagai
alternatif untuk imobilisasi LCAT umur panjang menjadi kemasan limbah yang siap
disimpan di fasilitas penyimpanan lestari. 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 semua unsur
unsur radioaktif dalam LAT [2]. Pada bab-bab selanjutnya dalam makalah ini akan
menguraikan, menganalisis dan mengkaji tentang teknologi proses pembuatan synroc,
pengembangan synroc, dan studi daya tahan limbah synroc terhadap fasa air dan radiasi,
serta adaptasi teknologinya di Badan Tenaga Nuklir Nasional (BATAN), Indonesia.
PROSES PEMBUA TAN SYNROC LlMBAH
Pembuatan synroc dengan precursor oksida
Proses pembuatan synroc standar dilakukan dengan mereaksikan precursor oksida
dengan limbah cair aktivitas tinggi (LCAT). Campuran kemudian dikeringkan, dikalsinasi,
dan dipress-panas pada kondisi temperatur reduksi - 1200 °c untuk membentuk suatu
keramik multi fase yang padat. Komposisi precursor oksida (dalam % berat) adalah : Alz03
(5,4); BaO (5,6); CaO (11,0); TiOz (71,4) dan ZrOz (6,6) [1]. Fase-fase mineral utama
dalam synroc adalah: hollandite [Ba(AI,Ti)zTi6016], zirconolite (CaZrTiz07), dan perovskite
(CaTi03), selain itu terdapat fase titan-oksida dan fase-fase paduan (alloy phases) dalam
jumlah lebih kecil. Fase-fase penyusun synroc-C yang mengandung 20 % berat LAT dan
16
Hasil Penelitian don KegiaJan PTLR Tahun 2006 ISSN 0852 - 2979
Ba(ALTihTi6016 (Hollandite) + H20 + 202 (4)
CaZrTi207 (Zirconolite) + H20 (5)
CaTi03 (Perovskite) + H20 (6)
radionuklida-radionuklida yang masuk ke dalam kisi-kisi berbagai fase mineral yang ada
ditunjukkan pada Tabel1.
Tabel1 : Komposisi dan mineralogi synroc-C (synroc standar) yang mengandung 20%beratLAT [1].
Fase mineral % beratRadionuklida dalam kisi fase mineral
Hollandite, Ba(AITi)z Ti6016
30- Cs dan Rb.
Zirconolite, CaZrTi207
30- Logam tanah jarang (RE), Aktinida
(An).Perovskite, CaTi03
20- Sr, Logam tanah jarang (RE), dan
Aktinida (An).Titan Oksida
10-Tc, Pd, Rh, Ru, dU.
Fasepaduan(Alloy5
phases)
Pembentukan fase-fase utama mineral synroc terjadi pada suhu tinggi sekitar 1200 DC
dengan reaksi sebagai berikut :
BaO + Ab03 + 8 Ti02 -7 Ba(AI,TihTi6016 (Hollandite) + 202 (1)
CaO + Zr02 + 2Ti02 -7 CaZrTi207 (Zirconolite) (2)
CaO + Ti02 -7 CaTi03 (Perovskite) (3)
Selanjutnya telah dikembangkan dengan memodifikasi synroc-C menjadi beberapa turunan
synroc untuk imobilisasi jenis limbah yang sesuai.
Pembuatan synroc dengan precursor slurry
Pembuatan synroc telah dikembangkan dengan menggunakan campuran slurry yang
mengandung Ba dan Ca hidroksida dan alkoksida dari AI, Ti, dan Zr yang transesterified
sebagai precursor yang lebih baik dari pad a penggunaan precursor oksida [3]. Campuran
limbah dan precursor dikalsinasi dalam kondisi atmosfir gas H2/N2 (atau H2/Ar) pad a
temperatur 750 DC, kemudian 2% berat logam titan dicampurkan dengan serbuk dari hasil
kalsinasi, dan dipres-panas pad a temperatur - 1150 DC dan tekanan 20 MPa untuk
menghasilkan pengembangan dan densifikasi (pemadatan) fase secara sempurna.
Pembentukan fase-fase utama mineral synroc terjadi pada temperatur -1150 DC denganreaksi sebagai berikut :
Ba(OH)z + AI203 +
Ca(OH)z + Zr02 +
Ca(OH)z + Ti02
17
Hasil Penelitian don Kegiatan PTLR Tahun 2006 ISSN 0852 - 2979
Precusor slurry ini memberikan reaktivitas pada kondisi padat (solid state) yang lebih
baik dengan terbentuknya fase-fase utama hollandite, zircono/ite, dan perovskite, serta
sejumlah kecil titan oksida dan paduan logam. Pada pengembangan synroc dikenal pula
beberapa fese lain yang terbentuk dari turunan fase utama dengan unsur-unsur yang lain
yang terkandung dalam limbah, yaitu: pyrochlore (CaATi207, dengan A = Gd, Hf. Pu, dan
U), brannerite (AnTi206• dengan An = aktinida), dan freudenbergite (Na2Fe2Ti6016).
Pembuatan synroc dengan spray-dried synroc precursor
Penelitian pada produksi precursor dengan spray-dried (spray-dried synroc precursor)
didasarkan pada metode sol-gel. Keuntungan utama dari precursor ini adalah bahwa
metode ini menghindari debu yang terjadi dalam operasi proses pembuatan synroc, tidak
seperti yang terjadi dengan bahan-bahan precursor standar yang terdiri dari partikel-partikel
halus. Sifat-sifat microsphere sol-gel dikontrol dengan proses kimia. Pada pembuatan
precursor simulasi non-radioaktif telah diperoleh pembentukan microsphere sol-gel dengan
diameter 20 - 50 J..Lm,yang mempunyai sifat aliran yang baik sekali dan mudah
mengabsorpsi larutan LAT [4].
PENGEMBANGAN SYNROC BERDASAR JENIS LlMBAH
Pada tahun 1985-1990 berkembang jenis-jenis LCAT yang mempunyai potensi untuk
diimobilisasi dengan synroc. Jenis limbah tersebut adalah : a). limbah yang mengandung
kelompok unsur transuranium (TRU) dalam LCAT yang ditimbulkan dari proses olah-ulang
bahan bakar bekas di Eropa dan kelompok unsur aktinida dari Jepang, khususnya yang
mengandung americium (Am) dan curium (Cm); b). limbah yang mengandung radionuklida
mobile umur panjang hasil pemanasan LCAT yaitu campuran 135Cs(T1/2= 2,3 juta tahun)
dan 99Tc(T112=210.000 tahun), yang juga mengandung 90Sr (T1/2= 28 tahun); c). limbah
plutonium(Pu) yang ditimbulkan dari program persenjataan Amerika Serikat yang berlebihan;
dan d). limbah sludge yang mengandung logam tanah jarang, aktinida, 90Sr dan garam
alkali, serta limbah yang mengandung 135CSdan kontaminan tinggi non-radioaktif.
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 karakterisasi unsur-unsur radionuklida yang terkandung dalam
limbah sedemikian sehingga dapat terserap masuk ke dalam kisi-kisi fase mineral synroc.
Beberapa pengembangan synroc dari berbagai jenis limbah dapat dilihat pada Tabel2.
Pengembangan diawali dengan synroc-C (standar) yang mempunyai tingkat muat 20%
berat LAT, kemudian dikembangkan proses pembuatan synroc dengan precursor slurry dan
sudah di-scaled-up menjadi fasilitas Synroc Demonstration Plant di ANSTO (Australia).
Hasil pengembangan synroc keramik (synroc-C) ini dapat menahan muatan limbah sampai
18
Hasil Penelitian clan Kegiatan PTLR Tahun 2006 ISSN 0852 - 2979
30%berat LAT (Iebih tinggi dari synroc-C standar yang dibuat dengan precursor oksida) [1].
Limbah simulasi synroc ini telah difabrikasi pada skala - 30 kg dalam bentuk silinder
dengan diameter -350 mm dan tinggi 150 mm. Hampir 6 ton synroc ini telah diproduksi
dengan laju produksi secara nominal 10 kg/jam. ANSTO juga telah mengembangkan synroc
dengan teknologi fabrikasi menggunakan spray-dried synroc precursor dengan laju produksi
10 kg~am dan menghasilkan synroc yang telah dipress-panas dengan sifat-sifat yang dapat
diterima [2]. Disamping itu kolaborasi antara ANSTO dengan Lawrence Livermore National
Laboratory telah melakukan studi teknologi fabrikasi synroc melalui penerapan sintering
tanpa tekanan untuk imobilisasi LCAT khususnya yang mengandung unsur-unsur aktinida.
Pengembangan ini diperoleh synroc-C kaya zirconolite sampai 80 %berat (untuk
mengungkung aktinida), sedang fase yang lain masing-masing hanya 5%berat [1].
Sejumlah 35% berat PuOz dapat diimobilisasi dalam synroc kaya zirconolite ini (meningkat
dibanding synroc-C standar yang hanya 12%berat PuOz). Monoclinic zirconolite dapat
mengakomodasi Pu dalam larutan padat dalam posisi Ca dan Zr dalam synroc [5].
Khusus untuk limbah plutonium (Pu) dan uranium (U) dikembangkan synroc-F kaya
pyrochlore (CaATiz07, A=Gd, Hf, Pu, dan U) sebagai turunan zirconolite dengan absorber
netron Gd dan /atau Hf untuk menghindari kritikalitas. Untuk limbah kaya Pu fase pyrochlore
ditingkatkan sampai 95% berat [6].
Untuk imobilisasi limbah sludge (LAT) yang mengandung Cs dan kontaminan tinggi
NazO, SiOz dan besi oksida yang ditimbulkan dari program pertahanan Amerika Serikat di
Salvanah River Plant, telah dikembangkan synroc-D dengan memodifikasi komposisi
synroc-
C kaya hollandite [7]. Selanjutnya untuk limbah sludge (LAT) yang mengandung logam
tanah jarang , aktinida , Sr, dan garam alkali (natrium nitrat / nitrit) dikembangkan suatu
komposit gelas synroc yang mengandung fase zirconolite dan perovskite. Formulasi ini
mempunyai tingkat muat limbah cukup tinggi sekitar 70%berat [8,9].
Tabel2. Beberapa pengembangan jenis synroc dari berbagai jenis limbah [1,5,6,7,8,9,10].
Jenis limbah dan I Hasil Pengembanganradionuklida
dalam limbahLCAT tipe purex,radionuklida hasil belah,aktinida dan logam tanahjarang.
1. Dengan precursor oksida tingkatmuat 20%berat LAT, denganprecursor slurry tingkat muatsampai 30%berat LAT[1].12%berat PuOz dapatdiimobilisasi dalam synroc-C1,51.
19
Hasil Penelitian dan Kegiatan PTLR Tahun 2006 ISSN 0852 - 2979
Fase zirconolite sampai80%berat untuk mengungkungaktinida, sedang fase yang lainmasing-masing hanya 5%berafJ•
35%berat PU02 dapatdiimobilisasi dalam synroc kayazirconolite [5].
Pu I Synroc-F, 90% Pyrochlore (CaATb07), dan 5% hollandite[Ba(AI,Tih Tis01S]'
LCAT kaya Pu danmengandung U.
LCAT tipe purex, kaya Akti(Np,Pu, Am, Cm, dll).
Limbah sludge (LAT)mengandung Cs dankontaminan tinggi Na20,Si02 dan besi oksida .
Pelepasan Tc dan Cs dalamkondisi reduksi pada prosessynroc masing-masing adalah <0,0001% dan 0,1% [10].
Proses komposit hybrid synrocgelas dengan peleburan, densitas3,4 g/cm3 dan tingkat muat -70%limbah [8,9].
Synroc (dengan absorber netron)kaya pyrochlore, 95% tersusun (Ca, Gd, Hf, Pu, dan U) titanat,dan 5% Hf doping (sebagaiturunan fase zirconolite [6].Oikembangkan untuk Limbahsludge tangki dari programpertahanan di Salvanah RiverPlant, USA [7].
mengandung
Limbah Tc dan Cs/Sr(volatil) hasil pemisahandari limbah purex untukmengurangi efek gammaheating [1].
Limbah sludge (LAT)mengandung logam tanahjarang , Aktinida , Sr, dangaram alkali (Natriumnitratlnitrit)
LCATdan U.
4. Synroc-D,modifikasi
synroc-C kayahollandite,
Ba(AI,TihTis01S5. Synroc gelas
komposit kayaZirconolite(CaZrTi207) danPirovskite(CaTi03).
6. Synroc kayahollandite /perovskite,Ba(AI,TihTis01SICaTi03.
3. Synroc kayapyrochlore(CaATb07, A=Gd,Hf, Pu, dan U).
2.· Synroc-C kayazirconolite(CaZr Tb07)'
Secara terpisah juga telah dilakukan penelitian untuk technesium (Tc) dan caesium
(Cs) yang merupakan unsur-unsur ideal untuk diimobilisasi ke dalam synroc [10].
Radionuklida 99Tc dan 135Csadalah radionuklida umur panjang yang dalam bentuk gelas
limbah (dari proses vitrifikasi) mempunyai laju pelepasan (release rates) relatif tinggi dan
mudah tersebar ke lingkungan. Radionuklida Tc dan Cs adalah mudah menguap pada
temperatur oksidasi lingkungan yang tinggi yang digunakan dalam proses imobilisasi
dengan teknik vitrifikasi. Oleh karena itu telah dikembangkan bentuk synroc yang kaya
dengan fase hollandite/perovskite, Ba(AI,TihTis01S I CaTi03, untuk imobilisasi limbah yang
mengandung Tc dan Csl Sr dari produk proses pemanasan LCAT. Oi bawah kondisi
reduksi yang digunakan dalam proses synroc, pelepasan (penguapan) Tc dan Cs telah
ditunjukkan masing-masing adalah < 0,0001% dan 0,1% [10]. Radionuklida Tc dapat
diimobilisasi dalam synroc sebagai paduan logam atau sebagai Tc 4+, dimana posisinya
dapat mengganti Ti 4+ dalam semua fase titanat [111.Pengembangan berbagai jenis synroc
tersebut menggambarkan fleksibilitas komposisi limbah keluarga synroc jenis keramik.
20
Hasil Penelitian dan Kegiman PTLR Tahun 2006 ISSN 0852 - 2979
Tingkat muat limbah (LAT) dalam synroc cukup tinggi yaitu tiga kali lebih tinggi
dibanding dengan tingkat muat LAT dalam gelas borosilikat, sehingga limbah synroc
memberikan penghematan biaya cukup besar dalam fabrikasi wadah limbah (canistef),
transport, penyimpanan sementara dan penyimpanan lestari geologi tanah dalam [12].
STUDI DAYA TAHAN SYNROC LlMBAH
Study daya tahan synroc limbah terhadap fasa air
Studi daya tahan I synroc-C simbah tandar terhadap fasa air antara lain telah
digunakan X-Ray Photoelectron Spectroscopy untuk studi dekalsinasi fase perovskite
pada kedalaman < 5 nm setelah proses pelindihan dalam air bebas ion pada temperatur 90
dan 150 DC, ditunjukkan adanya Ca dalam cairan pelindihan yang menghalangi dekalsifikasi
[1]. Sedang penggunaan Transmition Electron Microscopy, diperoleh mikrograf tampang
lintang transmisi elektron pada permukaan synroc yang terlindih selama satu tahun pada
larutan penyangga fase air pH = 4 pada temperatur 150 DC, diamati adanya pelindihan
terhadap butiran fase perovskite, dan tidak terbukti adanya pelindihan fase synroc yang lain.
Kedalaman permukaan yang terlindih pada fase perovskite mendekati 0,2 ~m [13].
Selanjutnya penggunaan Scondary Ion Mass Spectroscopy dan Energy Recoil Analysis of
Aqueous Components, Alpha Recoil Spectroscopy juga ICP-analysis melengkapi data studi
ketahanan synroc dalam fase air yang terlarut. Spektrum deuterium (0) dengan analisis
tenaga recoil (tenaga terpelanting) untuk pengamatan synroc yang terlindih selama 20 hari
dalam 020 pada temperatur 190 OC, menunjukkan bahwa penetrasi deuterium rata-rata
(kemungkinan sebagai 00-) hanya - 15 nm [14]. Sedang penggunaan Alpha-Recoil
Spectroscopy menunjukkan adanya beberapa unsur aktinida pada permukaan synroc yang
terlindih. Beberapa data analisis pelindihan (leaching) untuk studi daya tahan synroc limbah
terhadap fase air dapat dilihat pada Tabel3.
Penelitian imobilisasi limbah transuranium dengan unsur-unsur utama aktinida (Np,
Pu, Am, dan Cm) menjadi synroc telah dilakukan. Imobilisasi aktinida dalam synroc fase
zirconolite dan perovskite adalah sangat tinggi, dan partisi aktinida antara 2 fase
tersebut mudah terjadi [3]. Laju pelindihan aktinida dari synroc sangat rendah, bahkan dalam
kondisi oksidasipun sangat rendah dan menurun dengan urutan : Np > Pu > Am> Cm. Laju
pelindihan total secara normal pada 70 DCsetelah 1000 hari cenderung mendekati 10'5- 10-6
g.m'2.hari'1[11].Laju pelindihan total Pu dari synroc-C dalam jangka panjang juga sangat
rendah yaitu -1x10·6 g.m·2.harr1. Laju pelindihan untuk Gd juga - 1x10'6 g.m'2.harr\
sedang laju pelindihan untuk Ti, Zr dan Hf berada di bawah batas deteksi. Sedang
daya
21
Hasil Penelitian don Kegiatan PTLR Tahun 2006 ISSN 0852 - 2979
Tabel 3. Beberapa data analisis laju pelindihan (leaching rates) dari berbagai jenis synroc
dan limbah [1,5,11,15,16,17].
Jenis synroc
UnsurLaju Pelindihan
Waktudan limbah
yang(g.m-2.harr1)
Mediumpengujian
Peneliti
terlindih Synroc-C,
Np, Pu,10-5 - 10-6(lajuAir bebas1000 hariVance
limbah TRU.
Am,pelindihanion, dkk[11 ].
Cm.
total), 70°C
Np<Pu<Am<CmSynroc-C,
Cs5 x 10-5Air bebas2 - 3 tahunJostsons
limbah Cs dan
Tc< 5 x 10-5ion, dkk [16]
Tc.
70°C
Synroc-C,
Pu1x 10-0Air bebas Jostsons
limbah Pu
Gd1x 10-6ion, dkk [5]
dengan
Ti, Zr, HfTak terdeteksi70°C
penambahan Gd.Synroc-C kaya
Pu1 x 10-:>Air bebas Weber dkk
zirconolite,LCA T
Gd1 x 1O-sion, [15]
mengandung
70 DC
Pu. Synroc-C
Alkali dan< 1x10-1*)Air bebas*) beberapaVance [1]
dengan
alkali ion,hari
precursor slurry,
tanah1 x 10-5U)90°Cpertama.
LCAT.
**) 2000 hari
Synroc limbah
Ba2,0 x 10-;!Air bebas7 hariLevins [17]
dari produksi
Cs1,3 X 10-1ion,
99Mo(44%berat
Sr1,3 x 10-1 70°C
limbah
Ti3,0 x 10-5
simulasi).
U9,0 x 10-5
tahan pelindihan Pu dalam synroc pada muatan yang lebih tinggi kemungkinan turun
karena fasa induk (host phase) yang mengungkung Pu menjadi amorf akibat radiasi <x,
tetapi peningkatan laju pelindihan Pu dalam fase zirconolite setelah amorfisasi telah diteliti
hanya naik dengan faktor 10 dari 1x10-6menjadi 1x10-5 g.m-2.hari-1 [15]. Sedang pengukuran
laju pelindihan unsur-unsur Tc dan Cs dari synroc menunjukan suatu kecepatan yang
22
Hasil Penelitian dan KegiaJan PTLR Tahun 2006ISSN 0852 - 2979
menurun dengan waktu. Untuk CS, laju pelindihan pada 70°C turun setelah beberapa
tahun menjadi 5x10-5g.m-2.hari-1, dan laju pelindihan untuk Te lebih rendah lagi [16].
Pada synroe hasil pembuatan menggunakan precursor slurry mempunyai ukuran butir
untuk masing-masing komponen mineral adalah dalam sub-mikron dan memberikan sifat
mekanik yang lebih baik. Laju pelindihan pada 90°C dalam air terhadap kebanyakan unsur
unsur, khususnya alkali dan alkali tanah adalah lebih keeil dari 0,1 g.m-2.harr1 selama
beberapa hari pertama, dan kemudian turun seeara asymptotic ke suatu harga -10-5g.m
2.harr1 setelah 2000 hari. Laju pelindihan 10-5g.m-2.harr1 sesuai dengan - 1 nm/hari [1].
Oi sini dapat dilihat bahwa laju pelindihan untuk beberapa unsur yang terkandung
dalam synroc sangat rendah. Sahkan untuk synroc limbah dari produksi 99Moterlihat ada
beberapa unsur yang tidak terlindih yaitu : Pu, Gd, dan Hf (dalam fase pyrochlore), aktinida
Np, Am, dan Cm (dalam fase brannerite), Rb (dalam fase hollandite), dan unsur-unsur hasil
belah golongan logam transisi Te, Pd, Rh, Ru, dll (dalam fase paduan AI titanati17J•
Kemungkinan unsur-unsur tersebut sangat terikat kuat dalam fase masing-masing atau
kandungan dalam limbah sangat keeil. Laju pelindihan unsur-unsur dari berbagai jenis
synroc tersebut relatif sangat rendah dan tidak ada perbedaan yang signifikan.
Oaya tahan synroc limbah terhadap air jauh lebih tinggi dibanding dengan limbah gelas
borosilikat (vitrifikasi). Oalam air murni pada temperatur 95°C dan 200°C, laju pelindihan
untuk Cs, Ca, Sr, dan Sa dalam synroc adalah 500 sampai 2000 kali lebih keeil dari pada
dalam gelas borosilikat. Sedang untuk laju pelindihan Nd, Zn, Ti dan U dalam synroc adalah
sekitar 10.000 kali lebih keeil dari pada dalam gelas borosilikat. Laju pelindihan synroc
limbah pada dasarnya konstan terhadap tingkat muat limbah dari 9 - 20 % berat LAT [12].
Studi daya tahan synroc limbah terhadap radiasi
Studi daya tahan limbah synroc terhadap radiasi dilakukan dengan studi difraksi
terhadap mineral-mineral sejenis synroc metamict dengan iradiasi elektron, netron dan ion
ion berat terhadap euplikan sintetis dan euplikan-cuplikan yang ditambah (doping) dengan
radionuklida pemancar a yaitu 244Cm(T1/2 = 18 tahun) dan 238pU(T1/2 = 87 tahun). Proses
kerusakan yang signifikan terhadap bentuk limbah synroc hanya terjadi karena adanya
peluruhan a, dengan kerusakan utama timbul dari atom-atom yang terpelanting (recoil),
bukan partikel a itu sendiri. Karena recoil atom mempunyai jangkauan yang sangat pendek
(-20 nm), maka kerusakan terjadi pada fase-fase yang mengandung aktinida pemanear a.
Hasil- hasil penelitian pengaruh radiasi a terhadap synroc dapat dilihat pada Tabel 4.
23
Hasil Penelitian don Kegiatan PTLR Tahun 2006 ISSN 0852 - 2979
Tabel 4. Pengaruh radiasi a terhadap kerusakan synroc (Iaju pelindihan dan swelling)
[15.18,19.20.21.22,23].
£;jtjpu dan £44Cm Terjadi swelling 4,0 - 6,9
(11,2% berat %volume. Perbedaan swelling
236PU02 atau pada berbagai fase tidak
4%berat menyebabkan micro-cracking
244Cm203dengan Sedang pada synroc kaya Na,
dosis sampai 1,5 micro-cracking baru teramati pada
x 1019 alg pada dosis -1x 1016peluruhan a/g.
300 OK).
Aktinida
Jenis synroc
Synroc-C standar
dan Synroc fase
amort zirconolite.
Synroc kaya
zircono-lite dan
pyrochlor.
Synroc-C dan
speci-men fase
tunggal untuk
zirconolite dan
perovskite.
Synroc fase
zircono-lite,
pyrochlore dan
brannerite.
Doping unsur
pemancar a
pemancar a.
pengaruh radiasi a terhadap
synroc
(Iaju pelindihan dan swelling)
Laju pelindihan meningkat 10 kali
menjadi 1x10-4 sampai 1x10'5 g.m'
2.harr1.
Terjadi swelling - 6 % volume.
Terjadi perubahan bentuk dengan
faktor mendekati 3 dibanding
dengan tidak didoping dengan
aktinida pemancar a.
Peneliti
Weber dkk.
Mitamura
dkk [15.18].
Clinard dkk
[19].
Ewing dkk,
Houg & Mar
ples,Mitamu
ra dkk
[20,21.22]
Smith dkk
[23].
Hasil penelitian (Tabel 4) menunjukkan bahwa adanya 236pUdan 244Cmdalam synroc
menyebabkan terjadinya swelling (menggembung) dan peningkatan laju pelindihan. Laju
pelindihan untuk amort zirconolite dan limbah synroc standar yang didoping dengan 244Cm
meningkat walaupun hanya -10 kali dibanding bila tidak didoping dengan 244Cm (menjadi
sekitar 1x10·4 sampai 1x10·5 g.m'2.hari·1) [15,18]. Peningkatan laju pelindihan terse but
ditandai dengan perubahan bentuk dari fase yang memuat radionuklida pemancar a
e44Cm). Adanya 236pUdan 244Cmpada fase zirconolite / pyrochlore dan pada synroc-C
menyebabkan terjadinya swelling sekitar 4-6,9%volume [19,20,21]. Dosis iradiasi ion-ion
berat (sebagai simulasi inti recoil a) menyebabkan perubahan bentuk terhadap fase-fase
yang mengandung aktinida [23]. Oleh karena itu perlu menjadi perhatian utama terhadap
bentuk limbah kristalin dari limbah TRU yang mengandung aktinida dalam konsentrasi tinggi
24
Hasil Penelitian don Kegiatan PTLR Tahun 2006 ISSN 0852 - 2979
akan kemungkinan terjadinya kerusakan akibat peluruhan a 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
(Na2Fe2Ti6016) yang signifikan distabilkan oleh Na dan micro-cracking baru dapat diamati
pada dosis sekitar 1x1018peluruhan a/g [22].
Kejadian secara alami pada synroc fase zirconolite yang mendapat paparan radiasi
sampai sekitar 3x1020peluruhan a/g telah ditunjukkan dapat menahan unsur-unsur aktinida
selama periode waktu sampai 2,5x109 tahun [25]. Oalam uji dipercepat menunjukkan
bahwa perubahan sifat mikrostruktur zirconolite sintetis mirip dengan zirconolite alam yang
mengandung uranium (U) dan/atau torium (Th) dan perubahan bentuk terjadi pada dosis
radiasi a yang serupa.
Kerusakan akibat radiasi a dapat diminimalisasi dengan annealing secara termal.
Penekanan kerusakan dengan annealing secara signifikan telah diamati pada eksperimen
kerusakan a terhadap synroc-C pada temperatur serendah-rendahnya 200°C [26]. Oari
eksperimen tersebut menunjukkan laju pertumbuhan kerusakan a pada 200°C adalah 40%
lebih rendah dari pada yang diamati pada 30°C. Proses annealing secara termal ini
berperan penting untuk konsep ko-imobilisasi 135Cs dan 244Cm dalam synroc untuk
memberikan pemuatan (loading) 244Cmyang tinggi, karena panas peluruhan 135CSdapat
digunakan untuk membatasi kerusakan akibat radiasi a dari 244Cmselama penyimpanan.
Oari hasil-hasil penelitian tersebut dapat diketahui perilaku synroc akibat radiasi a
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 (intergranular cracking) pada pengepresan panas synroc-C.
ADAPTASI TEKNOLOGIIMOBILISASI LCAT DENGAN SYNROC DI BATAN
Oi Indonesia, LCAT ditimbulkan dari Instalasi Radiometalurgi (IRM) dan Instalasi
Produksi Radioisotop (IPR) yang ada di Fasilitas Penelitian Tenaga Nuklir Kawasan
Puspiptek Serpong. LCAT dari IRM berupa limbah yang ditimbulkan dari kegiatan uji pasca
iradiasi elemen bakar nuklir yang mengandung unsur-unsur (radionuklida) hasil belah dan
aktinida, sedang LCAT dari IPR berupa limbah dari kegiatan produksi radioisotop
molibdenium (99Mo)melalui jalur iradiasi target uranium (93% 235U)di dalam reaktor. LCAT
dari produksi radioisotop 99Momengandung unsur-unsur hasil belah, sisa uranium,
dan unsur-unsur aktinida (TRU) minor. Imobilisasi kedua jenis limbah ini telah
c!ipelajari di Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATAN dengan teknik vitrifikasi [27,28] dan
25
Hasil Pene/itian dan Kegiatan PTLR Tahun 2006 /SSN 0852 - 2979
dengan teknik polimerisasi [29]. Sedang hasil-hasil penelitian dan pengembangan synroc
sebagaimana telah diuraikan di atas mempunyai prospek yang lebih baik dan dapat diadopsi
dan dikembangkan sebagai alternatif untuk imobilisasi kedua jenis LCAT yang ditimbulkan
dari IRM dan IPR tersebut. Adaptasi teknologi imobilisasi dengan synroc untuk kedua jenis
LCAT tersebut dapat dilakukan berdasar skema pada Gambar 1 dan Gambar 2
yang masing-masing ada 2 alternatif. Untuk LCAT dari IPR yaitu langsung diimobilisasi
dengan synroc atau dilakukan ekstraksi dengan asam dietil heksil fosfat untuk memisahkan
235Udan unsur hasil belah, kemudian baru dilakukan imobilisasi dengan synroc. Sedang
untuk LCAT dari IRM juga dapat langsung diimobilisasi dengan synroc atau dilakukan
ekstraksi dengan TBP-Oodekan sehingga diperoleh LCAT-II (yang mengandung unsur hasil
belah dan kontaminan TRU dan U) dan limbah cair transuranium (LCTRU) yang
mengandung TRU, U dan kontaminan unsur hasil belah, baru kemudian dilakukan
imobilisasi dengan synroc. Jenis synroc yang dipilih (pada Gambar 1 dan Gambar 2)
berdasarkan kandungan radionuklida dalam limbah. Adaptasi teknologi imobilisasi dengan
synroc untuk kedua jenis LCAT tersebut masih perlu dilakukan penelitian dan
pengembangan lebih lanjut.
KESIMPULAN
Teknologi imobilisasi LCAT yang mengandung radionuklida hasil belah dan aktinida
(transuranium) dengan synroc merupakan alternatif untuk mengganti teknologi imobilisasi
gelas-borosilikat, karena synroc mempunyai kestabilan geokimia dan kemampuan kolektif
untuk imobilisasi semua unsur radioaktif dalam LCAT, serta ketahanan terhadap air tanah
dalam penyimpanan lestari geologi tanah dalam. Studi ilmu pengetahuan dan penelitian
dasar memberikan konfirmasi bahwa laju pelindihan dan kerusakan akibat radiasi
peluruhan-a. terhadap synroc relatif sangat rendah dan dapat diterima. Pengembangan
komposisi synroc untuk imobilisasi limbah tergantung pada kandungan radionuklida, untuk
LCAT yang mengandung aktinida dikembangkan synroc-C kaya zirconolite (CaZrTi207),
untuk limbah uranium dan plutonium dikembangkan synroc-C kaya pyrochlore (CaATi207)
dengan penambahan unsur-unsur absorber netron untuk mencegah kritikalitas, dan untuk
limbah yang mengandung Tc dan Cs/Sr dikembangkan synroc kaya fase
hollandite/pirovskite, Ba(AI,TihTis01S I CaTi03• Tingkat muat LAT dalam synroc dapat
ditingkatkan dengan memperkaya fase dalam synroc yang sesuai dengan kandungan
radionuklidanya. Oi Indonesia, Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATAN akan melakukan
adaptasi teknologi imobilisasi dengan bahan synroc untuk imobilisasi LCAT melalui
penelitian dan pengembangan lebih lanjut sesuai dengan karakterisasi LCAT yang
26
Hasil Penelitian dan Kegiatan PTLR Tahun 2006 ISSN 0852 - 2979
ditimbulkan dari produksi radioisotop 99Modan kegiatan uji pasca-iradiasi elemen bakar
nuklir.
DAFT AR PUSTAKA
1. 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, August 10-12, 1999.
2. 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, October 14-16, 1996.
3. RINGWOOD, A.E, KESSON, S.E, REEVE, K.D., LEVINS, D.M and RAMM, E.J., In Radioactive
Waste Form for the Future, Elsevier, North-Holland, p. 233-334,1988.
4. SIZGEK,E.R.,et.al., Production of Synroc Ceramics from Titanate Gel Microspheres, in Scientific
Basis for Nuclear Waste Management XVII, Materials Research Society, Pittsburgh, PA, USA, p.
305-312,1994.
5. JOSTSONS, A., et.al., Surplus plutonium Disposition via Immobilisation in Synroc, Spectrum '96,
International Topical Meeting on Nuclear and Hazardous Waste Management, Seattle, WA, August
18-23,1996.
6. STEWART M.N.A, et.al., Environmental Issues and Waste Management Technologies in the
Ceramic and Nuclear Industries IV, American Ceramic Society, Mesterville, OH, USA, in press.
7. RINGWOOD, A.E., KESSON, S.E and WARE, N.G., Immobilization of US Defence Nuclear Waste
Using the Synroc Process, in Scientific Basis for Nuclear Waste Management, Vol 2, Plenum Press,
New York, p 265, 1980.
8. VANCE E.R.,et.al., A Melting Route to Synroc for Hanford HLW Immobilisation, in Scientific Basis
for Nuclear Waste Management XIX, Materials Research Society, Pittsburgh, PA, USA, p. 289-296,
1996.
9. JOSTSONS A., VANCE E.R. and MERCER, D.J., Advanced HLW Management Strategies
Employing Both Synroc and Borosilicate Glass Wasteforms, Proceedings of Global'95, p.774,
Versailles, France, September 11-14, 1995.
10. HART K.P. et.al., Immobilization of Separated Tc and Cs/Sr in Synroc, in Scientific Basis for
Nuclear Waste Management XIX, Materials Research Society, Pittsburgh, PA, USA, p. 281
288, 1996.
11. VANCE E.R., JOSTSONS, A and HART K.P., Synroc as a Ceramic Wasteform for Deep
Geological Disposal, International Confeference on Deep Geological Disposal of Radioactive Waste,
Winnipeg, September 16-19,1996.
12. RINGWOOD A.E.,et.al., Synroc : Leaching Performance and Process Technology, Research
School of Earth Science, The Australian National University, Australia, p. 495-506, 1982.
13. SMITH K.L., et.al., In Scientific Basis for Nuclear Waste Management XX, Materials Research
Society, Pittsburgh, PA, USA, p.349, 1997.
14. DYTLEWSKI N., VANCE E.R. and BEGG B.D., Journal of Nuclear Materials, 231, p. 257,1996.
27
Hasi/ Pene/itian don KegiaJan PTLR Tahun 2006 ISSN 0852 - 2979
15. W.J.wEBER, J.W. WALD and HJ.MATZKE, "Effects of Self-Radiation Damage in Cm-Doped
Gd2Ti207 and CaZrTi207, Journal of Nuclear Materials, 138, p.196, 1986.
16. JOSTSONS A.,et.al., Immobilisation of High Concentrations of Partitioned Long-Lived
Radionuclides in Synroc, Tenth Pacific Basin Nuclear Conference, Kobe, Japan, October 1996.
17. LEVINS D.M, ANSTO's Waste Management Action Plan, The 3rd Seminar on Radioactive Waste
Management, Nuclear Cooperation in Asia, China, 1997.
18. H. MITAMURA, et.al, "a-Decay Damage Effects in Curium-Doped Titanate Ceramic Containing
Sodium-Free High Level Nuclear Waste", Journal of American Ceramic Society, 77 [9], p. 2255
2264, 1994.
19. F.W.Jr.CLlNARD, D.E.PETERSON, D.L.ROHR and L.W.HOBBS, Journal of Nuclear Materials,
126, p. 245, 1984.
20. RC. EWING, W.J.WEBER and F.W.Jr.CLlNARD, "Radiation Effects in Nuclear Waste Forms for
High Level Radioactive Waste", Program in Nuclear Energy, 2~, p.63, 1995.
21. HOUG and JAC. MARPLES, "The Radiation Stability of Synroc": Final Report, AEA
Technology Report, AEA-FS-0201 (H), 1993.
22. H.MITAMURA, et.al., "Self-Irradiation Damage of a Curium-Doped Titanate Ceramic Containing
Sodium-Rich High Level Nuclear Waste", Journal of American Ceramic Society, Vol. 73 [11]
p.3433, 1990.
23. K.L.SMITH, N.J.ZALUZEC and G.RLUMPKIN, "Scientific Basis for Nuclear Waste Management
XXI, Materials Research Society, Pittsburgh, PA,USA, p931, 1998.
24. G.RLUMPKIN and R.C.EWING, "Scientific Basis for Nuclear Waste Management VIII", Materials
Research Society, Pittsburgh, PA, USA, p.647, 1985.
25. G.RLUMPKIN, K.P.HART, P.J. McGLINN, T.E. PAYNE, RGIERE and C.T.WILLIAMS,
"Retention of Actinides in Natural Pyrochlores and Zirconolites", Radiochemica Acta, Vol. 66/67, p.
469, 1994.
26. K.D.REEVE, et.al , "Reformulation of Synroc for Purex High Level Nuclear Wastes Containing
Further Chemical Additions",Proceedings of International Ceramic Conference, Austceram 92,
CSIRO, Australia, p.1014, 1992.
27. MARTONO, H. dan AISYAH, "Efek Radiasi Terhadap Gelas Limbah Hasil Vitrifikasi, Presiding
Pertemuan Dan Presentasi IImiah Penelitian Dasar Iptek Nuklir", P3TM-BATAN, Yogyakarta, 2002.
28. MARTONO, H. dan WIDIATMO, "Perancangan Melter Untuk Pengolahan Limbah Cair Aktivitas
Tinggi Secara Vitrifikasi, Seminar Hasil Penelitian Dan Kegiatan P2PLR 2001", Serpong, 2002.
29. AISYAH dkk, "Pengaruh Keasaman dan kandungan Limbah pada Imobilisasi Limbah Trasuranium
dari IRM dengan Polimer", Seminar Hasil Penelitian Dan Kegiatan P2PLR 2003, Serpong, 2004.
28