jurnal_lengkap_vol_14_2_2011_2

7/25/2019 jurnal_lengkap_vol_14_2_2011_2

1/94

ISSN 14109565Akreditasi B No. 284/AU1/P2MBI/05/2010

SK Kepala LIPI Nomor : 452/D/2010Tanggal : 6 Mei 2010

JURNAL TEKNOLOGI PENGELOLAAN LIMBAH

Volume 14 Nomor 2 Desember 2011

Pusat Teknologi Limbah RadioaktifBadan Tenaga Nuklir Nasional

J. Tek. Peng. Lim. Vol. 14 No. 2 Hal. 1-86Jakarta

Desember 2011ISSN 1410-9565


2/94

Akreditasi B No. 284/AU1/P2MBI/05/2010SK Kepala LIPI Nomor : 452/D/2010, Tanggal : 6 Mei 2010

JURNAL TEKNOLOGI PENGELOLAAN LIMBAHVolume 14 Nomor 2 Desember 2011

Jurnal enam bulananPertama terbit Juni 1998

Penanggung Jawab / Pengarah

Drs. R. Heru Umbara(Ka. PTLR BATAN)

Pemimpin Redaksi merangkap Ketua Editor

Dr. Ir. Budi Setiawan M.Eng. (PTLR BATAN)

Editor

Dr. Ir. Djarot S. Wisnubroto, M. Sc. (PTLR BATAN)Dr. Sri Harjanto (Universitas Indonesia)

Dr. Thamzil Las (Univ. Islam Negeri Syarif Hidayatullah)Dr. Heny Suseno, S.Si., M.Si. (PTLR BATAN)

Drs. Gunandjar SU. (PTLR BATAN)

Mitra Bestari

Dr. Sahat M. Panggabean (Kementerian Negara Riset dan Teknologi)Dr. Muhammad Nurdin (Universitas Haluoleo)

Tim Redaksi

Endang Nuraeni, S.T.Yanni Andriani, A.Md.Adi Wijayanto, A.Md.

Penerbit


Kawasan Puspiptek Serpong, Tangerang 15310, IndonesiaTel. +62 21 7563142, Fax. +62 21 7560927

e-mail :[email protected]
mailto:[email protected]:[email protected]:[email protected]:[email protected]


3/94

i



Jurnal enam bulananPertama terbit Juni 1998

Penanggung Jawab / Pengarah

Drs. R. Heru Umbara(Ka. PTLR BATAN)

Pemimpin Redaksi merangkap Ketua Editor

Dr. Ir. Budi Setiawan M.Eng. (PTLR BATAN)

Editor

Dr. Ir. Djarot S. Wisnubroto, M. Sc. (PTLR BATAN)Dr. Sri Harjanto (Universitas Indonesia)

Dr. Thamzil Las (Univ. Islam Negeri Syarif Hidayatullah)Dr. Heny Suseno, S.Si., M.Si. (PTLR BATAN)

Drs. Gunandjar SU. (PTLR BATAN)

Mitra Bestari

Dr. Sahat M. Panggabean (Kementerian Negara Riset dan Teknologi)Dr. Muhammad Nurdin (Universitas Haluoleo)

Tim Redaksi

Endang Nuraeni, S.T.Yanni Andriani, A.Md.Adi Wijayanto, A.Md.

Penerbit


Kawasan Puspiptek Serpong, Tangerang 15310, IndonesiaTel. +62 21 7563142, Fax. +62 21 7560927

e-mail :[email protected]
mailto:[email protected]:[email protected]:[email protected]:[email protected]


4/94

ii



Pengantar Redaksi

Puji syukur ke hadirat Allah Yang Maha Esa atas terbitnya Jurnal Teknologi Pengelolaan Limbah, Volume 14

Nomor 2, Desember 2011. Jurnal Teknologi Pengelolaan Limbah memuat karya tulis ilmiah dari kegiatan penelitian dan

pengembangan di bidang pengelolaan limbah yang meliputi aspek-aspek pengolahan limbah, penyimpanan limbah,

dekontaminasi-dekomisioning, keselamatan lingkungan dan radioekologi kelautan.

Pada penerbitan nomor terakhir di Tahun 2011 kembali disajikan makalah-makalah hasil penelitian dan

pengembangan yang berhubungan dengan kegiatan-kegiatan pengolahan limbah, penyimpanan limbah, dekontaminasi-

dekomisioning, keselamatan lingkungandan radioekologi kelautan. Semoga penerbitan jurnal ini dapat memberikan informasi

yang bermanfaat untuk dijadikan acuan dalam pelaksanaan kegiatan penelitian dan pengembangan pengelolaan limbah di

masa yang akan datang, amien.

Akhir kata kami ucapkan terima kasih dan penghargaan setinggi-tingginya kepada semua pihak yang telah

berpartisipasi dalam mengisi artikel demi kelangsungan jurnal ini.

Jakarta, Desember 2011


5/94

iii



Daftar Isi

Gunandjar: Pengembangan Teknologi Pengolahan Limbah Cair dari Industri: Imobilisasi Limbah Sludge Radioaktif dariDekomisioning Fasilitas Pemurnian Asam Fosfat Menggunakan Bahan Matriks Synroc (1-13)

Aisyah:Perubahan Struktur Mikro dan Sifat Mekanik pada Pengelasan Drum Baja Karbon Wadah Limbah Radioaktif (14-30)

Mirna Windiya Jayanti, Bernadetta Octavia, M. Yazid:: Karakterisasi dan Identifikasi Bakteri Toleran Uranium pada Limbah

Uranium Fase Organic Tbp-Kerosin (31-42)

Budi Setiawan: Penentuan Kd Radionuklida Acuan Cs-137 oleh Tanah Lokasi SP-4 di Kawasan Nuklir Serpong (43-49)

Budi Setiawan, Heru Sriwahyuni, Nurul Efri Ekaningrum, Teddy Sumantry: Sorpsi Radiocesium pada Bentonit AsalCirangga-Bogor: Pengaruh Waktu Kontak, Konsentrasi Cs dan Kekuatan Ionik Larutan (50-55)

Heny Suseno, Sumi Hudyono PWS: Respon Enzim Antioksidan Pada Bioakumulasi Senyawaan Merkuri Pada Oreochromissmossambicus (56-61)

E.Lubis, Nurokhim, Agus Gindo S.: Perkiraan Penerimaan Dosis Radiasi dari Pengoperasian Pembangkit Listrik TenagaNuklir: Dosis Radiasi Penduduk dari Pelepasan Efluen Cair ke Laut Pesisir Pulau Bangka (62-69)

Akhmad Khusyairi: Kajian Sistem Kedaruratan Nuklir Irlandia (70-76)

Nanang Triagung Edi Hermawan: Urgensi Amandemen Terhadap Peraturan Pemerintah Nomor 26 Tahun 2002 TentangKeselamatan Pengangkutan Zat Radioaktif (77-86)


6/94

iv


JURNAL TEKNOLOGI PENGELOLAAN LIMBAH

Pedoman Penulisan Naskah

Redaksi Jurnal Teknologi Pengelolaan Limbah menerima naskah/makalah karya tulis ilmiah dari kegiatan penelitiandan pengembangan di bidang pengelolaan limbah yang meliputi aspek-aspek pengolahan limbah, penyimpanan limbah,dekontaminasi-dekomisioning, keselamatan lingkungan dan radioekologi kelautan untuk penerbitan pada bulan Juni danDesember setiap tahun.

Ketentuan penulisan naskah :1. Naskah asli yang belum pernah dipublikasikan berupa karya tulis ilmiah dari hasil penelitian, survei, pengkajian atau

studi literatur.2. Naskah ditulis dalam bahasa Indonesia atau bahasa Inggris dengan format: menggunakan kertas A4, 1 kolom dengan

margin atas, bawah, kiri dan kanan masing-masing 3 cm (1,18). Gunakan jenis huruf Arial ukuran 9. Jumlah halamannaskah termasuk gambar dan tabel maksimal 20 halaman,

3. Sistematika penulisan meliputi JUDUL, ABSTRAK, KATA KUNCI, PENDAHULUAN, TATA KERJA, HASIL DANPEMBAHASAN, KESIMPULAN, UCAPAN TERIMA KASIH (bila ada), DAFTAR PUSTAKA. Untuk makalah pengkajiandan perancangan dapat menyesuaikan.

4. Judul tulisan menggunakan huruf Kapital, bold, font 14. Nama penulis dicantumkan tanpa gelar, bold, font 11,sedangkan alamat penulis berupa Nama Unit Kerja, Instansi dan alamat Instansi.

5. Abstrak tidak melebihi 250 kata, dengan spasi 1, font 9 dan Judul tulisan dicantumkan kembali di dalam abstrak sebagaikalimat pertama. Abstrak berbahasa Inggris ditulis dalam format Italic.

6. Bab dan Sub-bab dalam tulisan tidak bernomor tapi dibedakan dengan huruf besar dan huruf kecil, bold, font 97. Penulisan Tabel dan Gambar dibelakangnyadiserta dengan angka Arab dan penjelasannya. Contohnya:

i) . Tabel 1. Hasil Analisis X-RF (ditulis di atas Tabel)ii) . Gambar 2. Kurva Kesetimbangan . (ditulis di bawah Gambar)

8. Pustaka yang dikutip dalam teks diberi nomor angka Arab di belakangnya sesuai dengan urutan pemunculan dalamDaftar Pustaka. Contoh: Standar IAEA memberi arahan bahwa kegiatan siting umumnya dilaksanakan melalui 4

tahapan utama [3],...9. Penulisan Daftar Pustaka menggunakan format sebagai berikut:

Buku referensi :[1] Akhmediev, M. and Ankiewicz, Y.: A Solution, Nonlinear Pulses and Beams, Chapman & Hall, London (1997).

Artikel yang terdapat dalam buku referensi:[2] Dean, R.G.: Freak waves: A Possible Explanation, in Water Wave Kinetics, Editor: Torum, A and Gudmestad, O.T.,Kluwer, Amsterdam, 609612, (1990).

Artikel dari jurnal :[3] Choppin, G.R.: The Role of Natural Organics in Radionuclide Migration in Natural Aquifer Systems, Radiochim. Acta58/59, 113, (1992)

Artikel dalam proceeding

[4] Chung, F., Erds, P., Graham , R.: On Sparse Sets Hitting Linear Forms, Proc. of the Number Theory for theMillennium, I, Urbana, IL, USA, 5772, (2000).

10. Dewan Redaksi berhak untuk menolak suatu tulisan yang dianggap tidak memenuhi syarat.11. Dewan Redaksi dapat mengedit naskah tanpa mengurangi makna.12. Isi tulisan sepenuhnya merupakan tanggung jawab penulis.13. Naskah diserahkan dalam bentuk cetakan 2 rangkap disertai compact disk (CD) berisi file naskah dalam format MS

Word.


7/94

Jurnal Teknologi Pengelolaan Limbah (Journal of Waste Management Technology ), ISSN 1410-9565

Volume 14 Nomor 2 Desember 2011 (Volume 14, Number 2, December, 2011)Pusat Teknologi Limbah Radioaktif (Radioactive Waste Technology Center)

1

PENGEMBANGAN TEKNOLOGI PENGOLAHAN LIMBAH CAIRDARI INDUSTRI: IMOBILISASI LIMBAH SLUDGERADIOAKTIF

DARI DEKOMISIONING FASILITAS PEMURNIAN ASAMFOSFAT MENGGUNAKAN BAHAN MATRIKS SYNROC

GunandjarPusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATAN,

Kawasan PUSPIPTEK, Serpong-Tangerang 15310

ABSTRAK

PENGEMBANGAN TEKNOLOGI PENGOLAHAN LIMBAH RADIOAKTIF DARI INDUSTRI:IMOBILISASI LIMBAH SLUDGE RADIOAKTIF DARI DEKOMISIONING FASILITAS PEMURNIAN ASAMFOSFAT MENGGUNAKAN BAHAN MATRIKS SYNROC. Kegiatan dekomisioning fasilitas Pemurnian AsamFosfat Petrokimia Gresik (PAF-PKG) menimbulkan limbah radioaktif cair organik yang mengandung uranium,pelarut organik, dan air. Limbah tersebut diolah dengan proses biooksidasi untuk reduksi volume. Hasil

pengolahan tersebut berupa sludgeradioaktif yang beraktivitas alfa pada nilai 0,4 40,2 kBq/liter, betapada harga 1173 4100 Bq/liter dan kadar padatan total 40 -50 % berat. Sludgetersebut mengandunguranium, termasuk dalam klasifikasi limbah alfa umur panjang yang harus diimobilisasi melalui prosespemadatan. Pada makalah ini dilakukan pengkajian penggunaan synroc sebagai alternatif matriks untuksolidifikasi limbah sludge radioaktif dari dekomisioning fasilitas PAF-PKG.. Synroc adalah bentuk kristalinpadat yang tersusun dari gabungan fase-fase titanat yang stabil dan dipilih karena kestabilan geokimia dankemampuan kolektif untuk imobilisasi semua unsur radioaktif dalam limbah radioaktif. Uji pelindihan Synroclimbah menunjukkan bahwa laju pelindihan sangat rendah, untuk unsur-unsur valensi satu dan valensi dua (Cs,Ca, Sr, Ba) dalam synrocadalah 1.5x10

-34,0x10

-4g.m

-2.hari

-1yaitu sekitar 500 sampai 2000 kali lebih kecil

dari pada tipe gelas borosilikat untuk imobilisasi limbah radioaktif. Laju pelindihan untuk unsur-unsurmultivalent seperti Nd, Zr, Ti, dan U dari synroc limbah adalah 2,5x10-5 5,0x10-6 g.m-2.hari-1 yaitu sekitar10.000 kali lebih kecil daripada dari gelas borosilikat limbah. Hasil pengujian ini dapat disimpulkan bahwa lajupelindihan unsur-unsur dalam synroc limbah berhasil baik untuk imobilisasi limbah cair aktivitas tinggi dansangat baik terutama untuk imobilisasi unsur-unsur aktinida pemancar alfa umur panjang, sehingga sangatbaik untuk imobilisasi limbah sluderadioaktif dari dekomisioning fasiltas PAF-PKG yang mengandung uranium.

Kata kunci: Imobilisasi limbah sludge radioaktif, limbah alfa umur panjang, synroc.

ABSTRACT

TECHNOLOGY DEVELOPMENT OF RADIOACTIVE WASTE TREATMENT FROM INDUSTRY : THEIMMOBILIZATION OF RADIOACTIVE SLUDGE WASTE ARISING FROM DECOMMISIONING OFPHOSPHORIC ACID PURIFICATION FACILITY USING MATRIX MATERIAL OF SYNROC. Thedecommissioning of Phosphoric Acid Purification - Petrokimia Gresik (PAP-PKG) facility generates organicradioactive liquid waste containing uranium, organic solvent, and water. The waste was treated bybio-oxidation process for volume reduction. The process result was radioactive sludge having the activities ofalpha 0,4 40,2 kBq/liter, and beta 1173 4100 Bq/liter, and total suspended solid of 40-50 % weight.The sludge contains uranium including long-live alpha waste classification, must be immobilized bysolidification process. In this paper, assessment for solidification of the active slude waste from PAP-PKGfacility using matrix material of synroc was carried-out. Synroc is a solid crystalline form comprising a stable

assemblage of titanate phases chosen for their geochemical stability and collective ability to immobilize all theradioactive elements present in radioactive waste. Testing of the wasteform synroc shown that the leach-ratesfor univalent and divalent elements (Cs, Ca, Sr, Ba) in synroc are 1.5x10-34,0x10-4g.m-2.day-1 about 500 to2000 times smaller than from a typical borosilicate glass proposed for radioactive waste immobilization.Leach-rates for multivalent elements (Nd, Zr, Ti, U) from synroc are 2,5x10-5 5,0x10-6g.m-2.day-1about10.000 times smaller than from borosilicate glass. The testing results can be concluded that the leach-ratesof synroc wasteforms should succeed for high liquid level waste and particularly very well for immobilization ofthe long-lived alpha-emitter of actinide elements, so that it is the best for immobilization for the radioactivesludge waste from decommissioning PAP-PKG facility containing of uranium.

Keywords : immobilization of radioactive sludge waste, long life alpha waste, synroc.


8/94

Gunandjar: Pengembangan Teknologi Pengolahan Limbah Cair dari Industri: Imobilisasi Limbah Sludge Radioaktif dariDekomisioning Fasilitas Pemurnian Asam Fosfat Menggunakan Bahan Matriks Synroc

2

PENDAHULUAN

Fasilitas Pemurnian Asam Fosfat -Petrokimia Gresik (PAF-PKG) dihentikan operasinya sejak12 Agustus 1989, selanjutnya dilakukan dekomisioning dengan izin dari BAPETEN (BadanPengawas Tenaga Nuklir) yang tertuang dalam Surat Izin Dekomisioning No. 286/ID/DPI/ 14-X/2004tanggal 14 Oktober 2004 yang berlaku selama 5 tahun sampai dengan 13 Oktober 2009

[1].

Kegiatan dekomisioning fasilitas PAF-PKG menimbulkan limbah radioaktif cair organik yangmengandung uranium, campuran pelarut (solven) D2EHPA [di(2-ethyl hexyl phosphoric acid](C16H35O4P0), TOPO (triocthylphosphine oxide) (C24H51OP), dan kerosen (pada rasio 4:1:16) sertaair (rasio pelarut terhadap air 1:3), yang mempunyai volume 371 m

3, pH 3,48, Chemical Oxygen

Demand (COD) 31.500 ppm, dan Biologycal Oxygen Demand(BOD) 2.200 ppm, serta aktivitas alfa() dan beta () berturut-turut 1200 dan 2600 Bq/liter, ditampung dalam bak penampung berukuran14x15x3 m

3di lokasi fasilitas PAF-PKG. Limbah tersebut merupakan limbah bahan berbahaya dan

beracun (B3) yang radioaktif mengandung radionuklida uranium (U-238) dan 14 anak luruhnya yaituU-234, Th,234, Th-230, Pa-234, Ra-226, Rn-222, Po-218, Po-214, Po-210, Bi-214, Bi-210, Pb-214,Pb-210, dan Pb-206

[2].Uranium dan beberapa anak luruhnya merupakan radionuklida pemancar

alfa sebagaimana sifat partikel alfa yang mempunyai daya rusak besar maka jika masuk ke dalamtubuh akan menimbulkan kerusakan pada jaringan biologis. Disamping mempunyai daya rusakterhadap jaringan biologis anak luruh U-238 seperti U-234, Th-234, Th-230,Ra-226, Po-210, danPb-210 mempunyai sifat radiotoksisitas yang sangat tinggi

[2,3]. Guna menghindari resiko

pencemaran lingkungan, limbah tersebut telah diolah dengan proses biooksidasi (oksidasi biokimia)untuk menurunkan nilai COD, BOD dan pH serta radioaktivitasnya menjadi nilai yang memenuhibaku mutu limbah cair industri pada nilai COD 100 ppm, BOD 50 ppm, dan pH 5 -9

[4], serta baku

mutu tingkat radioaktivitas di lingkungan untuk uranium dalam air sebesar 1000 Bq/liter[5]

.Proses biooksidasi dilakukan setelah penetralan larutan dengan NaOH, digunakan

campuran bakteri aerob yang digunakan meliputi bacillus sp, aeromonas sp, pseudomonas sp, danarthobacter sp. Pengolahan limbah dengan proses biooksidasi diperoleh sludge(lumpur) radioaktifdan beningan. Beningan yang dihasilkan telah memenuhi baku mutu dengan nilai COD dan BODberturut-turut sebesar 51 ppm dan 22 ppm, dan aktivitas < 1000 Bq/liter. Hasil sludgemerupakanlimbah radioaktif beraktivitas alfa pada harga 0,4 - 40,2 Bq/liter, dan beta pada nilai 1173 - 4100Bq/liter, kadar padatan total 40-50 % berat

[1].

Limbah sludge radioaktif tersebut harus diisolasi guna melindungi masyarakat danlingkungan dari dampak radiasi. Isolasi limbah radioaktif dilakukan dengan cara imobilisasi melaluiproses solidifikasi (pemadatan) limbah dengan suatu bahan matriks, sehingga diperoleh blok hasilsolidifikasi dimana limbah radioaktifnya terkungkung dan terisolasi di dalamnya. Bahan matriks yang

biasa digunakan dalam proses solidifikasi limbah radioaktif antara lain semen, aspal (bitumen),plastik polimer, dan gelas. Pengembangan terakhir telah digunakan bahan matriks synroc.Pemilihan bahan matriks tersebut tergantung pada tinggi rendahnya aktivitas, panjang-pendeknyawaktu paruh, dan sifat fisik dan kimia dari limbah.

LimbahSludgeradioaktif dari dekomisioning fasilitas PAF-PKG mengandung uranium dananak luruhnya termasuk dalam kriteria limbah pemancar alfa berumur panjang aktivitas rendah atausedang. Limbah ini dapat disolidifikasi menggunakan bahan matrik plastik polimer atau aspal.Pengembangan terakhir limbah jenis ini digunakan bahan matriks synroc. Dalam makalah inidilakukan pengkajian penggunaan synrocsebagai alternatif matriks untuk solidifikasi limbah sludgeradioaktif dari dekomisioning fasilitas PAF-PKG. Synroc adalah bentuk kristalin padat yangtersusun dari gabungan fase-fase titanat yang stabil dan dipilih karena kestabilan geokimia dankemampuan kolektif untuk imobilisasi semua unsur radioaktif dalam limbah radioaktif.

TEORI

Solidifikasi Limbah RadiokatifSolidifikasi limbah radioaktif merupakan proses imobilisasi yang bertujuan agar radionuklida

terfiksasi, terkungkung, dan tertahan dalam rongga diantara kristal matriks bahan pemadatsehingga radionuklida tersebut tidak mudah lepas oleh rembesan air yang menembus ke dalamhasil solidifikasi dan radiasinya tertahan. Limbah radioaktif aktivitas rendah atau sedangmengandung unsur radioaktif waktu paroh 30,17 tahun dan aktivitas maksimum 1 Ci/m

3biasanya

diimobilisasi dengan matriks semen. Matriks semen yang merupakan campuran dari materialsemen, pasir, aditif, dan air bereaksi secara kimia dan mengeras, memberikan solidifikasi berupa


9/94



3

beton yang merupakan material komposit[6]

. Kualitas blok beton yang baik harus memenuhi standarIAEA (International Atomic Energy Agency)sebagai berikut

[7]: kerapatan 1,70 - 2,50 g/cm

3, kuat

tekan beton yang telah berumur 28 hari : 20 - 50 N/mm2, dan laju pelindihan radionuklida

terimobilisasi dalam beton : 1,7x10-1

- 2,5x10-4

g/cm2.hari. Penggunaan bahan matriks untuk

solidifikasi limbah radioaktif sesuai dengan jenis limbah, serta sistem penyimpanan akhir (sistem

disposal) ditunjukkan pada Tabel 1.

Tabel 1. Klasifikasi limbah berdasar umur paroh radionuklidanya dan solidifikasi (bahan matriks)serta tipe penyimpanan akhirnya

[7].

No Karakteristik yangditinjau

Klasifikasi

Limbahberumurpendek

Limbah Berumur Panjang

Limbah alfa Limbah akyivitasTinggi

1 Aktivitas awalradionuklida yangberwaktu paroh 30,17 tahun

Rendah atausedang,aktivitas-nyadapat diabaikansetelah 500tahun.

Rendah atausedang,aktivitasnya dapatdiabaikan setelah300 tahun.

Sangat tinggi,aktivitas dapatdiabaikan setelahbeberapa ratustahun.

Aktivitas awalradionuklida yangberwaktu parohratusan atau ribuantahun.

Nol atau sangatrendah, lebihkecil dari batasambang yangditetapkan.

Rendah atausedang,

Rendah atausedang.

Radiasi utamayang dipancarkan

Beta-gamma(-)

Alfa () Beta-gammaselama beberaparatus tahun,kemudian setelahitu yang utamaalfa.

2 Radionuklida yangutama.

Sr-90(28,8tahun),Cs-137(33 th),

Co-60 (5 th),Fe-55(2,5 th).

Np-237 (2x10 th),Pu-239( 2,4x10

4th),

Am-241(4x10

2

th),dan Am 243(8x10

3th)

Co-60, Sr,90,Np-137, Pu-239,

Am-241, dan

Am-243.

3 Bahan Matriksuntuk solidifikasi.

Semen , plastik(polimer)

Plastik (polimer),aspal (bitumen)

Gelas (vitrifikasi).

4 Sistempenyimpanan akhir.

Penyimpanantanah dangkalselama 300tahun.

Penyimpanantanah dalamselama jutaantahun.

Penyimpanantanah dalamselama jutaantahun.

Bahan matriks plastik dipakai juga untuk solidifikasi limbah radioaktif berumur pendekaktivitas rendah dan sedang, disamping dapat pula untuk solidifikasi limbah radioaktif alfa berumurpanjang. Selain plastik polimer, solidifikasi limbah alfa berumur panjang juga dapat digunakanbahan matriks aspal (bitumen). Bahan matrik gelas borosilikat dipakai untuk solidifikasi limbah cairaktivitas tinggi (LCAT) umur panjang yang ditimbulkan dari proses olah-ulang bahan bakar nuklir

bekas. Keempat jenis bahan matrik tersebut (semen, aspal, plastik polimer, dan gelas) telahdigunakan secara komersial di negara-negara maju di bidang nuklir.

Tabel 1 menunjukkan bahwa untuk limbah radioaktif pemancar alfa berumur panjang aktivitasrendah atau sedang (termasuk limbah sludge dari dekomosioning fasilitas PAF-PKG) dapatdisolidifikasi menggunakan bahan matrik plastik polimer atau aspal. Pengembangan terakhir limbah

jenis ini digunakan bahan matriks synroc.


10/94


4

Pengembangan Imobilisasi Limbah Dengan Bahan Matriks Synroc

Pengembangan bahan matriks synroc pertama kali dikemukakan sebagai alternatifpengganti gelas borosilikat untuk imobilisasi limbah cair aktivitas tinggi (LCAT), dengan ide dasarmemasukkan limbah hasil belah dan aktinida ke dalam kisi-kisi kristal mineral sintetis yang telahdiketahui mempunyai umur yang sangat panjang (beberapa juta tahun) di alam. Sebagai ilustrasiditemukan chemical zoningdari mineral zirconitealam dalam umur 40 juta tahun yang ditemukan di

Adamello Itali Utara, kristal tersebut mengandung : 2,717,1 % berat ThO2dan 0,76,0 % berat

UO2 dan telah dihitung dosis peluruhan adalah 0,21,0 x 1016

/mg yang equivalen denganumur suatu synrocyang disimpan selama 10

5sampai 10

6tahun

[8].

Perkembangan selanjutnya pada tahun 1978, RINGWOOD[9]

menemukan synroc yangmerupakan gabungan mineral titanat yang jauh lebih tahan terhadap air dibanding dengan gelasborosilikat. Proses imobilisasi limbah dalam synrocdilakukan dengan cara mencampurkan limbahhasil belah atau aktinida dalam larutan asam nitrat dengan prekursor oksida (precursor oxide),kemudian campuran tersebut dikeringkan, dikalsinasi dan dipres-panas dibawah kondisi reduksipada suhu sekitar 1200

0C untuk membentuk suatu keramik multi-fase yang padat

[10]. Komposisi

prekursoroksida (dalam % berat) adalah : Al2O3 (5,4); BaO (5,6); CaO (11,0); TiO2 (71,4)dan ZrO2(6,6). Pembentukan fase-fase utama mineral synrocterjadi pada suhu tinggi sekitar 12000C dengan reaksi sebagai berikut :

BaO + Al2O3 + 8 TiO2--------> Ba(Al,Ti)2Ti6O16 + 2O2 (Hollandite) (1)

CaO + ZrO2+ 2TiO2-------> CaZrTi2O7 (Zirconolite) (2)CaO + TiO2 --------> CaTiO3 (Perovskite) (3)Pada pengembangan synroc terbentuk turunan fase utama dengan unsur-unsur yang

terkandung dalam limbah, yaitu : pyrochlore(CaATi2O7, A = Gd, Hf, Pu, dan U) yang merupakanturunan zirconolite dengan penambahan unsur penyerap neutron (Hf dan Gd) untuk mencegahterjadinya kritikalitas, brannerite (AnTi2O6, An = aktinida), dan freudenbergite (Na2Fe2Ti6O16).Pembuatan synrocdengan prekursorslurrydapat meningkatkan tingkat muat sampai 30% beratlimbah

[8,10]. Fase-fase penyusun synrocdan radionuklida yang masuk ke dalam kisi-kisi berbagai

fase mineral yang ada ditunjukkan pada Tabel 2.

Tabel 2. Fase-fase utama dan turunannya dalam mineral synroc-C(standar) dan radionuklida yangmasuk dalam kisi-kisi fase mineral

[8,9].

Fase mineral Rumus kimia Radionuklida dalam kisi fase mineral

Hollandite,Zirconolite,Perovskite,Pyrochlore

a)

Branneriteb)

Freudenbergitec)

Titan OksidaFase paduan

Ba(Al,Ti)2Ti6O16CaZrTi2O7

CaTiO3CaATi2O7An Ti2O6

Na2Fe2Ti6O16Ti O2

Paduan Logam

- Cs dan Rb.- Logam tanah jarang, Aktinida (An).- Sr, Logam tanah jarang, dan Aktinida (An)- Ca dan A (Gd, Hf, Pu, U)- Aktinida (An)- Na, Fe

- Tc, Pd, Rh, Ru, dll.

a)Turunan zirconolitedengan penggantian Zr oleh A (Gd, Hf, Pu, U).

b)Turunanperovskitedengan penggantian Ca oleh An (Aktinida).

c)Turunan hollanditedengan penggantian Ba, (Al,Ti) oleh Na dan Fe.

Pengembangan selanjutnya dilakukan dengan modifikasi synroc-C menjadi beberapaturunan synroc, yaitu dengan mengubah komposisi synrocyang disesuaikan dengan kandunganradionuklida dalam limbah. Solidifikasi limbah yang mengandung aktinida, digunakan synrockayazirconolite(80 % berat zirconolite). Solidifikasi limbah U dan Pu digunakan synrockayapyrochlore.Solidifikasi limbah Tc, Cs, dan Sr hasil pemanasan LCAT digunakan synrockaya fase hollandite /

perovskite[9]

.Pengembangan selanjutnya, synroc digunakan untuk solidifikasi limbah alfa umurpanjang aktivitas rendah dan sedang.


11/94



5

METODOLOGI

Metode pengkajian dilakukan dengan mempelajari dan melakukan analisis data daninformasi yang diperoleh dari berbagai studi pustaka dengan permasalahan imobilisasi limbahradioaktif. Pengkajian diawali dengan mempelajari proses solidifikasi limbah radioaktif yang telahdilakukan di negara maju di bidang nuklir, dan pengembangan imobilisasi limbah dengan bahanmatriks synrocyang merupakanteknologi imobilisasi yang paling mutakhir yang dipilih untuk limbahradioaktif alfa umur panjang. Pengkajian kemudian difokuskan pada evaluasi data proses imobilisasi,laju pelindihan, dan pengaruh radiasi terhadap blok limbah hasil solidifikasi menggunakan bahanmatriks synroc, serta perbandingannya dengan bahan matriks gelas borosilikat untuk LCAT, dandengan matriks aspal atau plastik polimer untuk imobilisasi limbah radioaktif alfa umur panjang.Selanjutnya dilakukan pengkajian adaptasi teknologi imobilisasi dengan bahan matriks synrocuntuklimbah sludgeradioaktif yang ditimbulkan dari dekomisioning fasilitas PAF-PKG yang merupakanlimbah radioaktif alfa umur panjang yang mengandung uranium.

Tempat dan waktu

Pengkajian ini dilakukan di Pusat Tenologi Limbah RadioaktifBATAN, Kawasan PuspiptekSerpong, Tangerang, Banten pada tahun 2010, sebagai upaya untuk mempersiapkan prosespengolahan limbah sludge radioaktif alfa umur panjang yang mengandung uranium yangditimbulkan dari dekomisioning fasilitas PAF-PKG.

HASIL STUDI DAN PEMBAHASANDiagram alir proses pengolahan limbah cair radioaktif dengan synroc ditunjukkan pada

Gambar 1. Prekursor non-radioaktif synrocdibuat di luar hot-cell menggunakan metode kimia yangdikembangkan Dosch

[10]. Bahan ini mempunyai luas permukaan tinggi dan

berfungsi sebagai media penukar ion jika dicampur dengan larutan limbah. Hasil slurry dikeringkanpada 130

oC dalam drum pengering berputar menjadi serbuk bebas alir, kemudian dimasukkan

sebagai moving bedke dalam vertikal kiln dimana kalsinasi dilakukan pada 750oC dalam kontrol

media reduksi dengan Ar-44 % H2. Serbuk yang tidak menguap dituang ke dalam wadah baja tahankarat dan dimasukkan 2 % logam Ti untuk mempermudah pengendalian proses redoks selamapres-panas. Wadah (container)kemudian divakumkan dan ditutup. Sedang unsur yang menguapseperti Cs akan diolah dengan sitem pengolahan gas buang. Campuran synroc dari serbukprekursor dan limbah (~ 25 % densitas teoritis) dikonversi menjadi keramik monolit yang sangatkompak dengan pres-panas pada 11501200

oC, dan tekanan 500 1000 bar. Proses untuk

tahap ini adalah pres-panas isostatik (hot isostatic pressing = HIP)yang digunakan secara luaspada skala komersial. Reduksi volume limbah yang besar menyertai langkah ini dan limbah hasilpres-panas (synroc monoliths) dikumpulkan dalam canister, dan selanjutnya setelah canisterbesar penuh ditutup.Synroc monoliths dalam canisterbesar kemudian ditumpuk di dalam fasilitaspenyimpanan lestari tanah dalam.


12/94


6

Gambar 1. Diagram alir proses pengolahan limbah cair radioaktif dengan synroc[11]

.

Daya tahan synroclimbah terhadap air

Data hasil pengujian pelindihan (daya tahan synroc limbah terhadap air) dengan gelasborosilikat sebagai pembanding dapat dilihat pada Gambar 2, 3, dan 4. Pada Gambar 2 dan 3, tipegelas borosilikat hasil imobilisasi LCAT (PNL 76-68) digunakan sebagai pembanding, menunjukkanlaju pelindihan 17 unsur pada dasarnya tetap konstan pada periode waktu yang panjang, pada suhu75

oC harganya berkisar pada 0,2 1,0 g.m

-2.hari

-1.Sedang laju pelindihan untuk berbagai unsur

dalam synrocmenunjukkan suatu rentang harga yang lebar. Laju pelindihan dengan cepat turundalam beberapa hari (10-30 hari) pertama, kemudian turun secara asymptoticmenuju suatu hargaminimum yang menunjukkan kurva yang hampir mendatar.

Gambar 2. Perbandingan perilaku pelindihan synroc+ 9% limbah aktivitas tinggi (LAT) pada 95oC

dan Gelas Borosilikat (PNL 76-68 borosilicate glass) pada 75oC dalam air murni

[11,12].


13/94



7

Gambar 3. Laju pelindihan Ba, Ca, Sr, Cs , U, Ti, Zr, dan Nd pada suhu 200 oC untuk synroc dengan

tingkat muat LAT 9 dan 20 %berat [11,12].

Daya tahan synroc limbah terhadap air jauh lebih tinggi dibanding dengan gelas borosilikatlimbah. Setelah 10-30 hari, pelindihan unsur-unsur valensi satu dan dua (Cs, Ca, Sr, dan Ba) dalamsynroc adalah 500 sampai 2000 kali lebih kecil daripada gelas borosilikat. Sedang untuk lajupelindihan unsur-unsur multivalen seperti Nd, Zn, Ti dan U dalam synrocadalah sekitar 10.000 kalilebih kecil daripada dalam gelas borosilikat. Pada Gambar 3, laju pelindihan synroc limbah padadasarnya konstan terhadap perubahan tingkat muat limbah dari 9 20 % berat LAT . Studipelindihan mineral synroc alam dan synroc sintetis adalah relatif sama dengan data yangterkandung pada Gambar 2 dan 3. Pada suhu yang lebih tinggi (300-800

oC) synrocmenunjukkan

ketahanan pelindihan masih sangat baik, tetapi pada gelas borosilikat dengan cepat terjadi

kerusakan[11]

.Selain data penelitian tersebut di atas, ada beberapa data penelitian lain yang mempelajari

laju pelindihan untuk studi daya tahan synroc terhadap fasa air dari berbagai jenis limbah. Datatersebut saling melengkapi dan saling memperkuat dan rangkumannya ditunjukkan pada Tabel 3.

Pada Tabel 3 dapat dilihat bahwa laju pelindihan unsur-unsur dari synrocdengan berbagaijenis limbah sangat rendah dan tidak ada perbedaan yang signifikan, terutama pada kondisi steadystate(yang dicapai pada waktu pelindihan 100 hari). Hal ini dapat dilihat bahwa laju pelindihan U(sebagai salah satu unsur aktinida) relatif sama dengan unsur aktinida Pu, Np, Am, dan Cm darisynroc limbah yang berbeda yaitu sekitar 10

-5-10

-6 g.m

-2.hari

-1. Dari data tersebut di atas

menunjukkan bahwa synrocmempunyai ketahanan yang tinggi terhadap fase air dan lebih baik daripada gelas borosilikat limbah. Hasil pengujian synroclimbah ini menunjukkan bahwa laju pelindihansynrocrelatif sangat rendah dan dapat diterima, serta memenuhi nilai standar dari IAEA. Pelindihanunsur-unsur multivalen (seperti U atau aktinida yang lain dan Nd) sangat rendah daripadaunsur-unsur valensi satu dan dua , oleh karena itu synroclimbah akan sangat baik untuk imobilisasiunsur-unsur aktinida pemancar alfa umur panjang.


14/94


8

Tabel 3. Rangkuman laju pelindihan unsur-unsur dalam berbagai jenis synroc limbah yangmengandung uranium, aktinida atau TRU pada air bebas ion dan waktu pengujiannya[11,13,14,15]

.

Unsur yangterlindih

Laju Pelindihan,(g.m

-2.hari

-1)

Media Waktupengujian

Jenis synroc

limbah

SrBaCsCaNdTiZrU

1,5 x 10-

2,0 x 10-3

8,5 x 10-4

4,0 x 10-4

9,0 x 10-5

3,3 x 10-5

2,5 x 10-5

5,0 x 10-6

Air bebas ion,95

oC

100 hari

Synroclimbah dariLCAT mengandunghasil belah danaktinida

[11]

BaCsSr

TiU

2,0 x 10-

1,3 x 10-1

1,3 x 10-1

3,0 x 10

-5

9,0 x 10-5

Air bebas ion,70

oC

7 hari

Synroclimbah dariproduksi

99Mo

(44%berat limbahsimulasi)

[13]

Np, Pu,Am,Cm.

10-

- 10-

Air bebas ion,70

oC

1000 hari Synroc-C, limbahTRU

[14].

Pu, GdTi, Zr,Hf

1x 10-

TakterdeteksiAir bebas ion,

70oC

Jangkawaktu

panjanglebih dari 1

tahun

Synroc-Ckayazirconolite,LCATmengandung Pu

[15]

Daya Tahan SynrocLimbah Terhadap Radiasi

Studi kerusakan akibat radiasi dilakukan dengan studi difraksi terhadap mineral-mineralsejenis synroc dengan iradiasi elektron, netron dan ion-ion berat terhadap cuplikan sintetis dan

cuplikan yang ditambah (doping)dengan radionuklida pemancar yaitu244

Cm (T1/2= 18 tahun) dan238

Pu (T1/2= 87 tahun). Proses kerusakan yang signifikan dan permanen terhadap bentuk limbahsynroc hanya terjadi karena adanya peluruhan , dengan kerusakan utama timbul dari atom-atom

yang terpelanting (recoil), bukan partikel itu sendiri. Karena recoilatom mempunyai jangkauanyang sangat pendek (~20 nm), maka kebanyakan kerusakan terjadi pada fase-fase yang

mengandung aktinida pemancar . Hasil-hasil penelitian pengaruh radiasi terhadap synrocditunjukkan pada Tabel 4. Hasil penelitian menunjukkan bahwa adanya

238Pu dan

244Cm dalam

synrocmenyebabkan terjadinyaswelling (mengembang) dan peningkatan laju pelindihan. Denganadanya doping

244Cm, laju pelindihan synrocmeningkat walaupun hanya ~10 kali dibanding bila

tidak didopingdengan244

Cm (menjadi 10-4

- 10-5

g.m-2

.hari-1

)[16]

. Adanya238

Pu dan244

Cm pada fasezirconolite / pyrochlore dan pada synroc-C menyebabkan terjadinya swelling sekitar 4 -6,9 %volume

[17,18]. Walaupun demikian perbedaan swelling pada berbagai fase kristalin tidak

menyebabkan micro-cracking (peretakan mikro) dalam synroc-C. Sedang pada synroc kayanatrium (Na), dimana jumlah freudenbergik (Na2Fe2Ti6O16) yang signifikan distabilkan oleh Na

dan micro-crackingbaru dapat diamati pada dosis ~ 1x1018

/g[19]

.

Kerusakan akibat radiasi dapat diminimalisasi denganannealingsecara termal pada suhu

serendah-rendahnya 200 0C, selain itu panas peluruhan gamma dapat digunakan untuk membatasikerusakan akibat radiasi selama penyimpanan

[20]. Kejadian secara alami pada synroc fase

zirconolite dengan paparan radiasi sampai sekitar 3x1020

peluruhan /g telah ditunjukkan dapatmenahan unsur-unsur aktinida selama periode waktu sampai 2,5x10

9tahun

[21].

Dari hasil-hasil penelitian tersebut telah difahami perilaku synroc akibat radiasi padadosis tinggi yang menunjukan bahwa kerusakan synroc relatif sangat rendah dan masih dapatditerima. Selain itu tidak ada tanda adanya proses terjadinya peretakan antar-butiran (intergranularcracking)synrocpada proses pres-panas.


15/94



9

Tabel 4. Pengaruh radiasi terhadap kerusakan synroc(laju pelindihan dan swelling)[16,17,18]

.

Jenis synroc Doping unsur

pemancarPengaruh radiasi terhadap

synroc

(laju pelindihan dan swel l ing)

Peneliti

Synroc-Cstandar danSynrocfaseamorfzirconolite

244Cm Laju pelindihan meningkat 10 kali

menjadi 10-4

sampai 10-5

g.m-2

.hari-1

.

Weber dkk,Mitamura dkk[16]

.

Synrockayazirconolite dan

pyrochlore

238Pu Terjadi swelling~ 6% volume. Clinard dkk

[17].

Synroc-C danspecimen fase

tunggal untukzirconolitedan

perovskite.

238Pu dan

244Cm

(11,2%berat238

PuO2atau4% berat244

Cm2O3dengan dosis

1,5 x1019

/gpada 300

oK).

Terjadi swelling 4,06,9 %vol.Perbedaan swellingpada

berbagai fase tidakmenyebabkan micro- cracking.Sedang pada synrockaya Na,micro-crackingbaru teramati

pada dosis ~1018

/g.

Ewing dkk,Houg &

Marples,Mitamura dkk[18]

Perbandingan bahan matriks synrocdengan aspal dan plastik polimer

Solidifikasi limbah alfa umur panjang dengan bahan matriks synroc merupakanpengembangan terakhir, yang sebelumnya telah digunakan bahan matriks aspal atau plastikpolimer (Tabel 1). Perbandingan bahan matriks synrocdengan aspal dan plastik polimer untuksolidifikasi limbah alfa umur panjang ditinjau dari keuntungan dan kerugiannya ditunjukkan pada

Tabel 5.Pada Tabel 5 terlihat bahwa synroc lebih banyak mempunyai keunggulan dari pada

menggunakan matriks aspal atau plastik polimer. Dengan demikian teknologi imobilisasi denganmatriks synroc adalah teknologi terbaik dibanding dengan gelas borosilikat untuk LCAT yangmengandung radionuklida hasil belah dan transuranium, maupun dibanding dengan matriks aspalatau polimer untuk limbah radioaktif alfa umur panjang aktivitas rendah dan sedang, karena synrocmempunyai kestabilan geokimia dan kemampuan kolektif untuk imobilisasi semua unsur radioaktif,serta ketahanan tinggi terhadap air tanah dalam penyimpanan lestari pada formasi tanah dalam.

Pada awalnya pengembangan synroc adalah untuk imobilisasi LCAT, limbah pemancarumur panjang (U, Pu dan TRU), dan limbah hasil pemisahan radionuklida mobileumur panjang dariLCAT (Tc, Cs dan Sr) yang ditimbulkan dari olah-ulang bahan bakar nuklir bekas, kemudiandikembangkan untuk limbah radioaktif umur panjang dari produksi radioisotop

99Mo.


16/94


10

Tabel 5. Perbandingan bahan matriks aspal, plastik polimer, dan synrocuntuk solidifikasi limbahditinjau dari kebaikan dan kerugiannya

[11,22]

Karakteristik Yang

Ditinjau

Bahan Solidifikasi

Aspal TermosetingPlastik

[22]

Synroc

Kekakuan/kekerasansesudahpembekuan/pendinginan

Diperlukansebuahpenampungan

Baik Sangat baik

Penimbunan Diperlukansebuah kontainer

Memungkinkanlangsung

Langsung

Ketahanan terhadapkompresi

Buruk 10 kN/cm Sangat baik

Kemungkinan perubahanbentuk

Ya tidak tidak

Ketahanan terhadapkondisi atmosfir

Baik Baik Sangat baik

Berat jenis pada 25 C 0,91,1 g/cm 1,2 g/cm 2,5-3,4 g/cm

Penanganan Pemanasan tangkipenampunganaspal, timbul uap.Perluperlindunganterhadapkebakaran

Peralatankonvensional Press panas padasuhu tinggi1100-1200

oC

Pemasukan limbah Proses panas Proses dingin Proses dingin

Berat limbah yangdimasukan

Maksimum 50 %tergantungkandungan bahandalam limbah

Maksimum70 %

Maksimum 70 %

Ketahanan terhadapmikroorganisme

Tidak terpengaruh Tidakterpengaruh

Tidak terpengaruh(tahan jutaantahun)

Ketahanan terhadap radiasi 10 10 rad 5 x 10 rad 5 x 10 radKetahanan terhadap api(dalam 30 menit pada 700C900 C)

Terbakar Rusak sebagian Sangat tahan(Tahan sampaisuhu tinggi >1100oC).

Adaptasi Teknologi Proses Imobilisasi Limbah Sludge Aktif Dari Dekomisioning FasilitasPAF-PKG Dengan Matriks Synroc

Dari data dan pengembangan penggunaan synroc untuk imobilisasi limbah radioaktiftersebut di atas, maka adaptasi teknologi imobilisasi dengan matriks synrocakan sangat baik pulauntuk imobilisasi limbah sludge radioaktif yang mengandung uranium dari dekomisioning fasilitasPAF-PKG. Limbah sludge radioaktif hasil proses biooksidasi limbah radioaktif cair organik daridekomisioning fasilitas PAF-PKG mempunyai aktivitas alfa pada nilai 0,4 40,2 Bq/liter (

1,08x10-6

Ci/m3

), beta pada harga 1173 4100 Bq/liter ( 1,107x10-4

Ci/m3

) dan kadar padatantotal 40-50 % berat. Radionuklida dalam limbah tersebut berasal dari batuan fosfat yangmengandung uranium alam (99,27 % U-238, 0,7205 % U-235, dan 0,0056 % U-234) danradionuklida anak luruhnya. Sesuai Tabel 2, limbah tersebut masuk dalam klasifikasi limbah alfaaktivitas rendah atau sedang. Berdasar uraian pada data studi dan pembahasan di atas,penggunaan matriks synroclebih baik dari pada penggunaan matriks aspal ataupun plastik polimer.

Proses solidifikasi limbah sludgeradioaktif dengan matriks synrocdapat dilakukan secaraproses kontinu seperti yang dilakukan di fasilitas nuklir ANSTO-Australia (Gambar 1), yaitu melaluitahapan pencampuran, pengeringan pada 130

oC, kalsinasi pada 750

oC, dan pres-panas pada


17/94



11

suhu tinggi (1200oC),tetapi mengingat kondisi peralatan yang tersedia maka adaptasi teknologi

imobilisasi dengan matriks synrocini dapat dilakukan melalui penelitian skala laboratorium terlebihdahulu dengan mengembangkan proses solidifikasi melalui proses sintering pada suhu tinggisebagai pengganti proses pres-panas pada suhu tinggi. Pengembangan proses solidifikasi denganmatriks synrocmelalui sintering ditunjukkan pada Gambar 4.

Pada operasi imobilisasi dengan synroc(Gambar 4) pada kadar padatan total 50 % berartidalam sludgeterdapat fraksi berat padatan 50 % dan fraksi berat cairan 50 %. Padatan tersebutmempunyai komponen penyusun biomassa bakteri yang mengandung unsur radioaktif hasilbiosorpsi dan P2O5, dengan fraksi cair yang mengandung zat organik (sama dengan konsentrasidalam beningan) dengan nilai COD dan BOD berturut-turut berharga 51 dan 21 ppm (yangmenunjukkan bahwa dalam sludge masih terdapat sedikit solven D2EHPA, TOPO dan kerosin.Mengingat bahwa sludgeradioaktif yang akan disolidifiksi masih mengandung cairan fraksi beratsekitar 50%, perlu tidaknya proses filtrasi pada langkah awal operasi yang harus dilakukanpenelitian. Bila proses filtrasi dilakukan maka diperoleh padatan atau cake dengan kadar air < 10 %.Cake tersebut dicampur dengan campuran prekursor oksida sambil diaduk sehingga terbentukslurry, kemudian dikeringkan pada suhu 130

oC, dilanjutkan proses kalsinasi pada suhu 750

oC, dan

kemudian proses pres-dingin dan dilanjutkan dengan sintering pada suhu tinggi 1100oC. Produknya

berupa synroclimbah ditampung dalam wadah (kanister), kemudian hasil solidifikasi disimpan difasilitas penyimpanan sementara. Pada proses pengeringan, kalsinasi, sampai sintering makasemua air, pelarut organik sisa dan bahan organik berupa bakteri telah terurai menguap atau

terabukan sehingga tinggal radionuklida dan prekursor oksida yang kemudian membentuk monolitsynroc.

Gambar 4. Diagram alir pengembangan proses solidifikasi limbah sludge radioaktif daridekomisioning fasilitas PAF-PKG melalui proses sintering suhu tinggi.

Model komposisi fase dalam synrocdari adaptasi yang dikembangkan (Gambar 4) dengansintering suhu tinggi, sesuai dengan kandungan limbahnya yaitu uranium dan anak luruhnya sertaunsur-unsur pengotor lainnya. Masing-masing radionuklida akan terserap dan masuk ke dalam

kisi-kisi fase mineral yang sesuai. Komposisi synroc mengandung fase utama pyrochlore atauzirconolite, hollandite dan perovskite, dengan penambahan unsur-unsur absorber neutron (Gdatau Hf ) untuk mencegah kritikalitas, serta fase minor titan oksida dan paduan logam. Prosessintering akan memberikan energi yang dibutuhkan untuk pertumbuhan butir fase-fase synroc yangkemudian dapat menutupi pori-pori synrocdan menjadi bentuk suatu keramik monolit multi faseyang padat.


18/94


12

KESIMPULAN

Limbah sludge radioaktif dari dekomisioning fasilitas PAF-PKG mengandung uraniumtermasuk dalam klasifikasi limbah alfa umur panjang yang harus diimobilisasi melalui prosessolidifikasi. Imobilisasi menggunakan synroc dikaji sebagai alternatif matriks untuk solidifikasilimbah sludge radioaktif tersebut. Synroc adalah bentuk kristalin padat yang tersusun darigabungan fase-fase titanat yang stabil dan dipilih karena kestabilan geokimia dan kemampuankolektif untuk imobilisasi semua unsur radioaktif dalam limbah radioaktif. Data uji pelindihan Synroclimbah menunjukkan bahwa laju pelindihan untuk unsur-unsur valensi satu dan valensi dua (Cs, Ca,Sr, Ba) dalam synrocadalah 500 sampai 2000 kali lebih kecil dari pada tipe gelas borosilikat limbah(sebagai pembanding). Laju pelindihan untuk unsur-unsur multivalent( Nd, Zr, Ti, dan U) dari synroclimbah adalah sekitar 10.000 kali lebih kecil daripada dari gelas borosilikat limbah. Data hasilpengujian synroclimbah dapat disimpulkan bahwa laju pelindihan dan pengaruh radiasi terhadapsynroc relatif sangat rendah dan dapat diterima. Synroc limbah berhasil baik untuk imobilisasilimbah cair aktivitas tinggi dan sangat baik terutama untuk imobilisasi unsur-unsur aktinidapemancar alfa umur panjang, termasuk untuk imobilisasi limbah sluderadioaktif dari dekomisioningfasilitas PAF-PKG. Imobilisasi limbah radioaktif alfa umur panjang dengan matriks synroc lebihbaik daripada menggunakan aspal dan plastik polimer. Adaptasi dan pengembangan imobilisasimelalui solidifikasi menggunakan matriks synrocmelalui proses sintering suhu tinggi sebagai upayaalternatif (penganti) imobilisasi melalui pres-panas suhu tinggi 1100-1200

oC.

DAFTAR PUSTAKA

[1]. Salimin, Z., Gunandjar, Zaid,A., Pengolahan Limbah Radioaktif Cair Organik Dari KegiatanDekomisioning Fasilitas Pemurnian Asam Fosfat Petrokimia Gresik Melalui Proses OksidasiBiokimia, Seminar Nasional Teknologi Lingkungan VI, ITS, Surabaya, 10 Agustus 2009.

[2]. Benedict, M. et.al, Nuclear Chemical Engineering, Second Edition, McGraw-Hill BookCompany, New York, (1981).

[3]. Keputusan Kepala Bapeten No. 01/Ka-BAPETEN/V-99 tentang Ketentuan KeselamatanKerja Terhadap Radiasi, Jakarta, (1999).

[4]. Keputusan Menteri Lingkungan Hidup No. Kep.02/MENLH/1988 Tentang PedomanPenetapan Baku Mutu Lingkungan, (1998).

[5]. Keputusan Kepala Badan Pengawas Tenaga Nuklir No. 02/Ka.Bapeten/V-99 Tentang BakuTingkat Radioaktivitas Di Lingkungan, (1999).

[6]. Taillard, D., Traitment et Conditionement des Dechets Solid de Faible et Moyenne Activity,Communaute Europeennes, (1988).

[7]. ANDRA, Classification Des Dechets Radioactifs, Commissariat A LEnergie Atomique,Agence Nationale Pour La Gestion Des Dechets Radioactifs, France,(1983).

[8]. Vance E.R., Status of Synroc Ceramics for HLW , Proc. of The 2nd

BianualInt. Workshop on HLRW Management, Dep. of Nuclear Engineering, Fac. of Engeneering,Gadjah Mada Univ., Yogyakarta, (1999).

[9]. Ringwood A.E, et.al, In Radioactive Waste Form for the Future , Elsevier, (Eds W.Lutze andR.C.Ewing),North Holland, 233-334, (1988).

[10]. Dosch, R.G. and Lynch, A.W., Solution Chemistry Techniques in Synroc Preparatio,,Sandia Laboratories, Albuquerque. Publ. SAND80-2375, (1980).

[11]. Ringwood A.E, Overby, V.M., Kesson, S.E., Synroc: Leaching Performance and ProcessTechnology, Proc. of the International Seminar on Chemistry and Process Engineering forHigh Level Liquid Waste Solidification, Julich, (1981).

[12]. Oversby, V.M. and Ringwood, A.E., Leach testing of Synroc and glass samples at 85oC and

200oC, Nuclear Chem. Waste Management, (1980).

[13]. Vance, E.R. et.al., Synroc as a Ceramic Wasteform for Deep Geological Disposal, Int.Conf.on Deep Geological Disposal of Radioactive Waste, Winnipeg, (1996).[14]. Levins, D.M., ANSTOs Waste Management Action Plan, Third Seminar on RWM, Nuclear

Cooperation in Asia, China (1997).[15]. Jostsons, A., et.al., Surplus Plutonium Disposition Via Immobilisation in Synroc,

Spectrum 96, International Topical Meeting on Nuclear and Hazardous Waste Management,Seattle, WA (1996).

[16]. Weber, W.J., Wald, J.W. and Matzke, HJ., Effects of Self-Radiation Damage in Cm-DopedGd2Ti2O7 and CaZrTi2O7, J. Nuclear Materials, 138, (1986).


19/94



13

[17]. Clinard F.W.Jr., et.al., J. Nuclear Materials, 126, (1984).[18]. Ewing, R.C., et.al.,Radiation Effects in Nuclear Waste Forms for High Level

Radioactive Waste, Prog..In Nuclear Energy, 29, (1995).[19]. Kitamura, H., et.al., Self-Irradiation Damage of a Curium-Doped Titanate Ceramic

Containing Sodium-Rich High Level Nuclear Waste, J.Am.Ceram. Soc., Vol. 73 [11], (1990).

[20]. Reeve, K.D.,et.al., Reformulation of Synroc for Purex High Level Nuclear Wastes ContainingFurther Chemical Additions,Proc. International Ceramic Conference, Austceram 92 (Ed M.J.Bannister), CSIRO, Australia, (1992).

[21]. Lumpkin G.R., et.al., Retention of Actinides in Natural Pyrochlores and Zirconolites,Radiochemica Acta, Vol. 66/67, (1994).

[22]. Taillard, D., Traitment et Conditionement des Dechets Solid de Faible et Moyenne Activity,Communaute Europeennes, 1988.


20/94



14

PERUBAHAN STRUKTUR MIKRO DAN SIFAT MEKANIK PADAPENGELASAN DRUM BAJA KARBON

WADAH LIMBAH RADIOAKTIF

AisyahPusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATAN

Kawasan PUSPIPTEK, Serpong-Tangerang 15310

ABSTRAK

PERUBAHAN STRUKTUR MIKRO DAN SIFAT MEKANIK PADA PENGELASAN DRUM BAJAKARBON WADAH LIMBAH RADIOAKTIF. Drum volume 200 liter digunakan sebagai wadah limbahradioaktif hasil kompaksi. Drum wadah limbah terbuat dari pelat baja karbon rendah yang dalamfabrikasinya memerlukan pengelasan. Adanya siklus termal dalam pengelasan dapat mengakibatkanterjadinya perubahan struktur mikro dan sifat mekanik dari bahan drum. Dalam pemakaiannya drumwadah limbah mengalami beban tarik pada saat pengangkutan dan beban tumpuk pada saatpenyimpanan, sehingga perubahan sifat mekanik yang terjadi harus mampu menahan beban tersebut.

Dari perhitungan harga karbon ekivalen (Ceq) sebesar 0,194 % bermakna bahwa baja karbon yangdigunakan sebagai wadah limbah memiliki sifat mampu las yang baik. Pengelasan dilakukan denganlas busur listrik sedangkan pengamatan perubahan struktur mikro dilakukan dengan mikroskop optikdan mikroskop elektron. Perubahan sifat mekanik diamati dengan melakukan pengujian tarik dankekerasan. Hasil penelitian menunjukkan bahwa perubahan struktur mikro terutama terjadi pada Heat

Affected Zone (HAZ) dan daerah las. Pada HAZ terbentuk struktur bainite yang merupakan agregatferrite dan cementite yang keras karena mengandung karbon. Namun demikian, saat pengelasan HAZmengalami pemanasan dan pendinginan yang lambat sehingga terjadi pertumbuhan butir.Terbentuknya butir yang besar pada HAZ menjadikan daerah ini memiliki kekerasan yang lebih rendahdibandingkan dengan daerah las. Struktur mikro daerah las terdiri dari struktur widmanstatten yangkasar dan daerah las merupakan daerah yang paling keras dan getas. Namun demikian perubahanstruktur mikro dan sifat mekanik pada HAZ dan daerah las yang terjadi masih dalam batas wajar danselamat bagi wadah limbah radioaktif.

Kata kunci: Limbah radioaktif, baja karbon, pengelasan, struktur mikro, sifat mekanik

ABSTRACT

MICROSTRUCTUR AND MECHANICAL PROPERTIES CHANGE ON CARBON STEEL DRUMWELDING OF RADIOACTIVE WASTE CONTAINER. Drum of 200 litre is used for container ofcompacted radioactive waste. The drum is made of low carbon steel sheet of which its fabricationinvolves welding process. Thermal cycle in the welding process may result in microstructure andmechanical properties change on drum material. At their application, the waste container drum wreckedthe tensile load at handling and stack load at storage, so the mechanical properties change had to ableto restrain their load. The based on the calculated equivalent carbon (Ceq) value of 0.194 %, thatmeans the carbon steel used as material for radioactive waste drum has a good weld ability. Thewelding was conducted by electric arc welding and observation of microstructure change was carriedout by means of optical and electron microscopes. The observation of mechanical properties changewas carried out by tensile strength and hardness test. The result of the research shows that the

microstructure change has taken place on Heat Affected Zone (HAZ) and weld regions. On the HAZregion a hard bainite structure was produced, composed of ferrite and cementite agregat, the hardstructure is caused by the carbon exist. During welding, the HAZ was exposed to a slow heating andcooling process resulting in the occurrence of particle growing in the region. The occurrence of large

particles in the HAZ results in softer material was compared to that in the welding zone. Microstructureof the welding zone is composed of coarse widmanstatten structure, therefore the welding zone is thetoughest zone but brittle. Nevertheless, the change of microstructure and mechanical properties of thewelding zone was normal and safe for radioactive waste drum.

Keywords: radioactive waste, carbon steel, welding, microstructure, mechanical properties.


21/94

Aisyah:Perubahan Struktur Mikro dan Sifat Mekanik pada Pengelasan Drum Baja Karbon Wadah Limbah Radioaktif

15

PENDAHULUAN

Menurut Undang-Undang No.10 Tahun 1997 tentang ketenaganukliran dimana pada pasal 23

ayat (1) menyebutkan bahwa pengelolaan limbah radioaktif dilaksanakan oleh Badan Pelaksana,

dalam hal ini Pusat Teknologi Limbah Radioaktif (PTLR). Untuk mengemban tugas tersebut, maka

PTLR memiliki Instalasi Pengolahan Limbah Radioaktif (IPLR) yang berfungsi untuk mengolah limbah

radioaktif cair, semi cair, padat dan sumber bekas dari seluruh wilayah Indonesia dengan skema

pengelolaan limbahnya seperti yang ditunjukkan pada Gambar 1.

Pada Gambar 1 dijelaskan bahwa limbah radioaktif cair diolah dengan cara evaporasi dan

konsentrat hasil evaporasi diimobilisasi dalam shellbeton 950L dengan campuran semen. Bila limbah

cair bersifat korosif maka limbah diolah secara kimia (chemical treatment) sebelum diimobilisasi.

Limbah cair organik dan limbah padat terbakar direduksi volumenya dengan cara insenerasi.Limbah

padat termampatkan proses reduksi volumenya dilakukan dengan cara kompaksi dan hasil kompaksi

selanjutnya diimobilisasi dalam drum 200L. Limbah padat tak terbakar dan tak termampatkan

pengolahannya dimasukkan secara langsung dengan cara imobilisasi dalam shellbeton 350L/950L

Dalam penelitian ini akan dipelajari salah satu wadah limbah radioaktif yang berupa drum

volume 200 liter yang merupakan wadah limbah radioaktif aktivitas rendah dan sedang yang telah

dikompaksi. Pada umumnya limbah radioaktif padat aktivitas rendah dan sedang berasal dari kegiatan

yang menggunakan bahan radioaktif ataupun alat-alat kerja yang terkontaminasi, seperti pakaian,

kertas, filter, sepatu, sarung tangan dan sebaginya. Limbah ini ditempatkan dalam drum 100 liter.

Reduksi volume dilakukan dengan mengkompaksi limbah dalam drum 200 liter.

Gambar 1. Pengelolaan limbah radioaktif di PTLR [1,2]


22/94



16

Dalam satu drum 200 liter memuat antara 4-7 buah drum limbah 100 liter yang telah terkompaksi

yang tergantung dari jenis dan berat limbah. Drum volume 200 liter wadah limbah yang telah berisi

limbah terkompaksi kemudian diimobilisasi dengan semen sehingga menjadi padatan yang kompak.

Gambar 2menunjukkan drum 200 liter wadah limbah radioaktif .

Gambar 2. Drum 200 liter wadah limbah radioaktif [2]

Drum 200 liter wadah limbah hasil imobilisasi terbuat dari pelat baja karbon rendah yang

terdapat di pasaran. yang kemudian dalam fabrikasinya dilakukan pengelasan. Akibat adanya

pengelasan, maka bahan akan mengalami siklus termal yaitu pemanasan dan pendinginan yang

bervariasi sehingga akan mengakibatkan terjadinya penurunan kekuatan mekanik karena adanya

perubahan stuktur mikro bahan. Hasil pengelasan akan mempunyai kualitas yang baik apabila daerah

lasan yang dihasilkan dapat memberikan kontinuitas yang sempurna antara bagian yang disambung

dengan setiap bagian sambungan, sehingga sambungan dan logam induknya tidak menunjukkan

perbedaan yang jelas. Oleh karena itu ada kondisi-kondisi yang harus dipenuhi dalam proses

pengelasan antara lain adanya pemilihan bahan, suplai energi, cara pengelasan, bebas dari

kontaminasi seperti oksida dan kotoran, proteksi terhadap atmosfir yang baik dan metalurgi las yang

terkontrol.

Perubahan metalurgi yang paling penting dalam pengelasan adalah perubahan struktur mikro

pada Heat Affected Zone (HAZ) maupun daerah las. Perubahan struktur mikro yang terjadi akan

menentukan sifat mekanik pada sambungan las, seperti kuat tarik dan kekerasannya. Hal ini terkait

dengan pemakaian drum wadah limbah yang harus mampu menahan beban tarik yaitu pada saat

pengangkutan ataupun beban tumpuk pada saat penyimpanan, sehingga sambungan las pada drum

wadah limbah harus mempunyai karakteristik yang tidak jauh berbeda dengan bahan induknya.

Diharapkan perubahan struktur mikro dan sifat mekanik yang terjadi masih dalam batas aman dan

menghasilkan sambungan las yang kuat, sehingga pada waktu pengujian tarik bahan tidak putus pada

sambungan lasnya namun pada logam induk atau HAZ. Heat Affected Zoneyang biasa disebut daerah

terpengaruh panas adalah daerah dengan jarak tertentu dari sambungan las yang mengalami

pemanasan akibat adanya panas dari pengelasan dan mengalami pendinginan yang lebih lambat.

Dalam penelitian ini dilakukan pengelasan pada pelat baja karbon rendah yang ada di pasaran

yaitu produksi dari PT. Krakarau Steel sebagai bahan drum 200 liter wadah limbah radioaktif.

Pengelasan dilakukan dengan mesin las busur listrik. Perubahan struktur mikro yang terjadi diamati

dengan mikroskop optik kemudian diperkaya dengan hasil pengamatan mikroskop elektron yang

dilakukan oleh peneliti lain, sedangkan perubahan sifat mekanik diamati dengan cara melakukan


23/94


17

pengujian tarik dan pengujian kekerasan. Penyiapan sampel uji tarik menggunakan standar JIS Z 2201

dan uji tarik dilakukan dengan mesin uji tarik, sedangkan pngujian kekerasan dilakukan dengan mesin

uji kekerasan Vikers.

TATA KERJA

Waktu dan Tempat

Penelitian ini dilakukan di Laboratorium Bidang Teknologi Pengolahan Limbah Radioaktif

Dekontaminasi dan Dekomisioning di Pusat Teknologi Limbah Radioaktif , Badan Tenaga Nuklir

Nasional (BATAN), Kawasan Puspiptek Serpong pada Tahun 2009

Bahan

Bahan yang digunakan dalam penelitian ini adalah pelat baja karbon rendah tebal 3 mm yang

ada di pasaran yang diproduksi oleh PT. Krakatau Steel dengan komposisi kimia seperti yang

ditunjukkan pada Tabel 1[3], elektrode jenis E 6013 dengan diameter 2,6 mm, amplas, pasta alumina

dan larutan etsa dengan komposisi 3% asam nital.

Tabel 1. Komposisi kimia baja karbon rendah [ 3 ]

Unsur Prosentase (%) Unsur Prosentase (%)

C 0,112 Ni 0,0143

Si < 0,117 Mo 0,0065

Mn 0,443 Cu 0,0176

P < 0,0008 Al 0,0381

S < 0,0002 Fe 99,350

Cr 0,0085

Peralatan

Peralatan yang digunakan dalam penelitian ini adalah las busur listrik type BX 6-160-2, mesin uji

tarik Servopulser Shimadzu, mesin uji keras (Vickers Hardness Testing Machine), mesin grinding,

polishing,mikroskop optik dan lainnya.

Metode

Dalam penelitian ini dilakukan pengelasan terhadap bahan drum yang berupa pelat baja karbon

rendah. Dipelajari perubahan struktur mikro dan sifat mekanik yang terjadi akibat adanya pengelasan.

Perubahan struktur mikro diamati dengan pengujian metalografi, sedangkan perubahan sifat mekanik

diamati dengan melakukan pengujian tarik dan pengujian kekerasan.

Pengelasan

Pengelasan pelat bahan baja karbon rendah dilakukan dengan mesin las Busur Listrik Type BX

6-160-2 dengan arus las 60 110 ampere, tegangan busur 24 volt, jenis elektrode E6013, panjang

elektrode 350 mm, diameter kawat 2,6 mm, polaritas AC/DC dan laju las 20 mm/detik [4-6 ].


24/94


18

Pengujian metalografi

Pengamatan perubahan struktur mikro akibat pengelasan diamati dengan pengujian metalografi

yang dilakukan pada daerah logam induk, batas antara logam induk dan HAZ, HAZ, daerah batas

antara HAZ dan daerah las serta daerah las. Pengujian dilakukan dengan cara memotong sampel

sesuai ukuran kemudian dibingkai dengan resin dan selanjutnya dilakukan pemolesan. Penggerindaan

dilakukan dengan kertas amplas yang bertingkat kekasarannya sedangkan pemolesan dilakukan

dengan pasta alumina. Sampel yang telah mengkilap dietsa dengan larutan etsa asam nital 3% untuk

selanjutnya diamati struktur mikronya dengan mikroskop optik [7-10]. Untuk lebih mempedalam

gambaran perubahan struktur mikro maka dilakukan pengkayaan data struktur mikro yang dilakukan

oleh peneliti lain.

Pengujian tarik

Sifat mekanik yang dipelajari adalah kekuatan tarik dan kekerasan bahan akibat adanya

pengelasan. Pengujian tarik dilakukan untuk mengetahui tegangan tarik, tegangan luluh dan regangan

pada bahan induk dan bahan yang telah mengalami pengelasan Pengujian dilakukan sesuai denganstandar JIS Z 2201 dengan ukuran sampel seperti yang ditunjukkan pada Gambar 3. Kekuatan tarik

merupakan kemampuan dari sambungan las untuk menerima beban tarik. Pengujian dilakukan dengan

menggunakan mesin uji tarik Servopulser Shimadzu dengan cara menjepit sampel dengan kuat dan

beban diberikan secara kontinyu sampai sampel tersebut putus. Sifat-sifat mekanis yang diharapkan

untuk diketahui adalah kekuatan (tegangan) tarik, kekuatan luluh dan regangan dengan perhitungan

menggunakan rumus [11-13]:

1. Tegangan tarik, yaitu tegangan maksimum yang dapat ditahan oleh sampel

t = Fmak/A0 (1)

dimana t : Kuat tarik sampel (kg/mm2)

Fmak: Gaya maksimum yang dapat ditahan oleh sampel (kg)

A0 : Luas penampang awal sampel (mm2)

2. Tegangan luluh, yaitu tegangan yang terjadi pada saat terjadi regangan tetap atau plastis

y= Fmak/A0 (2)

dimana y : Tegangan luluh (kg/mm2)

Fmak : Gaya pada saat sampel mengalami luluh (kg)

A0 : Luas penampang awal sampel (mm2)

3. Regangan, yaitu perpanjangan benda pada saat keadaan tegang. Regangan yang dimaksud adalah

regangan linier rata-rata

= L-L0/ L0 (3)

dimana : Regangan

L : Panjang benda pada saat putus (mm)

L0 : Panjang awal sampel (mm)


25/94


19

Gambar 3. Bentuk sampel pada uji tarik ( standar JIS Z 2201) [11,14]

Pengujian Kekerasan

Pengujian kekerasan dimaksudkan untuk mendapatkan data perubahan kekerasan dari bahan

akibat adanya pengelasan. Pengujian dilakukan dengan mesin uji keras (Vickers Hardness Testing

Machine) dengan cara melakukan penekanan pada sampel menggunakan penekan berbentuk piramida

intan yang dasarnya bujur sangkar. Besarnya sudut puncak identor piramida intan 1360. Besarnya

angka kekerasan dihitung berdasarkan persamaan [11,15]:

HVN = 1,8544 x P/d2 (4)

dimana HVN : Angka kekerasan Vickers(Hardness Vickers

Number)

P : Beban yang digunakan (kg)

d : Diagonal identasi (mm)

Pengujian kekerasan dilakukan pada sampel pada daerah logam induk, batas antara logam

induk dan HAZ, HAZ, daerah batas antara HAZ dan daerah las serta daerah las

HASIL DAN PEMBAHASAN

Hasil penelitian tentang perubahan struktur mikro dan sifat mekanik akibat pengelasan

ditunjukkan pada gambar-gambar berikut. Struktur mikro logam induk hasil pengamatan dengan

mikroskop optik pada perbesaran 500 kali ditunjukkan pada Gambar 4. Pada Gambar 4 tampak butir-

butir ferrite (berwarna terang), dan fasa pearlite (berwarna gelap). Butir ferrite cenderung lebih halus

dan lunak sedangkan butir pearlite lebih kasar dan keras karena mengandung karbon.

Logam induk mengandung karbon 0,112 % seperti yang ditunjukkan pada Tabel 1 sehingga

dikatakan bahwa baja karbon ini termasuk baja karbon rendah. Selain itu dengan memperhatikan

diagram fasa Fe-C seperti yang ditunjukkan pada Gambar 5 maka baja karbon rendah ini termasuk

jenis baja hypoeutektoid karena prosentase unsur pemadu karbonnnya tidak melebihi 0,8%.

L = 200 mmP = 220 mmW = 40 mmR = 25 mm


26/94


20

Gambar 4. Struktur mikro logam induk, hasil pengamatan denganmikroskop optik

Gambar 5. Diagram Fasa Fe C [16]


27/94


21

Pada Gambar 5 tampak bahwa pada suhu kamar baja hypoeutectoid memiliki struktur mikro

yang terdiri dari butiran kristal ferritedanpearlite. Hal ini sesuai dengan Gambar 4 bahwa struktur mikro

logam induk terdiri dari ferrite dan perlit. Ferrite adalah suatu komposisi logam (fasa) yang mempunyai

batas maksimum kelarutan karbon 0,025 % pada suhu 7230C, struktur kristalnya Body Center Cubic

(BCC) dan pada suhu kamar mempunyai batas kelarutan karbon 0,008 %. Sedangkan pearlite ialah

campuran eutectoid antara ferrite dengan cementite yang terbentuk pada suhu 7230C dengan

kandungan karbon 0,83 %. Cementite ialah suatu senyawa yang terdiri dari unsur Fe dan C dengan

perbandingan tertentu (Fe3C) dengan struktur kristalnya Orthohombik [ 16 ]. Pengamatan dengan

mikroskop elektron menunjukkan bahwa strukturpearlite terdiri dari lamelar ferritedan cementiteseperti

yang ditunjukkan pada Gambar 6 [ 17 ].

Gambar 6. Struktur pearlite, hasil pengamatan dengan mikroskop

elektron [17]

Perubahan struktur mikro yang terjadi pada HAZ ditunjukkan pada Gambar 7.

Gambar 7. Struktur mikro daerah HAZ, hasil pengamatan dengan mikroskop optik

Dari Gambar 7 tampak bahwa struktur mikro pada HAZ yang diamati dengan mikroskop optik

pada perbesaran 500 kali terdiri dari ferritehalus, ferrite kasar dan bainite. Heat Affected Zoneadalah

daerah pada logam induk yang berdekatan dengan logam las. Selama proses pengelasan daerah ini

mengalami siklus termal pemanasan dan pendinginan agak cepat (sedang), sehingga daerah ini

merupakan daerah yang paling kritis pada sambungan las. Sesuai dengan diagram Continous Cooling


28/94


22

Transformation (CCT) seperti yang ditunjukkan pada Gambar 8 tampak bahwa pada proses

pendinginan sedang (garis b), akan terbentuk struktur mikro bainitedisamping pearlite. Namun pada

proses pendinginan secara perlahan (garis a) akan terbentuk struktur pearlite dan ferrite, sedangkan

pada proses pendinginan cepat (garis c ) akan terbentuk struktur martensite[ 18 ]

Gambar 8. Diagram Continous Cooling Transformation(CCT)pada baja karbon [ 18 ]

Bainite yang merupakan agregat dari ferrite dan cementite (Fe3C) terbentuk pada kecepatan

pendinginan sedang dimana pada kondisi ini karbon sulit berdifusi kedalam fasa austenite. Pengamatan

struktur bainitemenggunakan mikroskop elektron ditunjukkan pada Gambar 9 dimana struktur bainite

berupa ferrite yang tumbuh dari batas butir austenite yang berbentuk pelat dengan Fe3C berada di

antara plat-plat tersebut [19]

Gambar 9. Struktur mikro bainite, pengamatan dengan mikroskopelektron [19]

Perubahan struktur mikro yang terjadi pada daerah las seperti ditunjukkan pada Gambar 10.


29/94


23

Gambar 10 . Struktur mikro daerah las, pengamatan dengan mikroskop optik

Pada Gambar 10 tampak struktur mikro daerah las yang diamati dengan mikroskop optik pada

perbesaran 500 kali, terdiri dari ferrite Widmanstatten, ferrite acicular, dan ferrite batas butir(grain

boundary ferrite). Struktur mikro ini terbentuk karena daerah las mengalami pendinginan yang cepat.

Pengamatan dengan mikroskop elektron memberikan gambaran struktur mikro daerah las yang lebih

jelas seperti yang ditunjukkan pada Gambar11[ 20 ].

Gambar 11 menunjukkan bentuk struktur AF, GF dan WF yang terbentuk selama

pengelasan, dimana struktur AF tampak saling berkaitan membentuk interlocking stucture. Struktur

WF terbentuk karena adanya pendinginan cepat pada daerah las. Struktur WF ini memiliki struktur

berbutir panjang (columnar grains). Pertumbuhan struktur WF ini berawal dari logam induk yang tumbuh

ke arah tengah daerah logam las seperti yang ditunjukkan pada Gambar 12.

Gambar 11. Struktur mikro daerah las, pengamatan dengan mikroskop elektron [20](AF :Acicular Ferrite,GF : Grain boundary Ferrite dan WF : Widmanstanten Ferrit)

Gambar 12 menjelaskan bahwa titik mula dari struktur pilar (titik A) terletak pada logam induk. Titik ini

tumbuh menjadi garis lebur dengan arah sama dengan sumber panas. Pada garis lebur ini sebagian

dari logam induk ikut mencair dan selama proses pembekuan, logam las tumbuh pada butir-butir logam

induk


30/94


24

Gambar 12.Arah pembekuan logam Las [4]

Pada umumnya struktur mikro logam las merupakan kombinasi dari beberapa struktur mikroberikut [ 15,21,22]:

Ferritebatas butir, terbentuk pertama kali pada transformasi austenite-ferritedan biasanya

terbentuk di sepanjang batas austenitepada suhu 1000 6500C.

Ferrite widmanstatten, terbentuk pada suhu 750 6500C di sepanjang batas butir

austenite

Ferrite acicular, berbentuk intragranular dengan ukuran yang kecil dan mempunyai

orientasi arah yang acak. Biasanya ferrite acicular ini terbentuk sekitar suhu 6500C

Bainite, merupakan ferrite yang tumbuh dari batas butir austenite dan terbentuk pada

suhu 400 -5000C.

Martensite, terbentuk pada proses pendinginan yang sangat cepat.

Selama proses pengelasan, pada daerah logam las dan HAZ akan mengalami serangkaian

siklus termal,yaitu pemanasan sampai mencapai suhu tertentu yang kemudian diikuti dengan

pendinginan. Siklus termal tersebut mempengaruhi struktur mikro dan sifat mekanik logam las dan HAZ,

di mana logam las akan mengalami transformasi fasa. Hal ini dapat diilustrasikan seperti pada Gambar

13[23]

Gambar 13. Perubahan struktur mikro pada logam yang mengalami pengelasan [ 23 ]


31/94


25

Gambar 13 menyajikan ilustrasi dari hubungan antara struktur mikro dengan distribusi suhu dalam

proses pengelasan. Terlihat adanya perubahan struktur mikro (notasi a,b,c dan d) terkait dengan distribusi

suhu akibat adanya pengelasan. Gambar ilustrasi ini bekaitan dengan diagram fasa Fe-C yang ditunjukkan

pada Gambar 5 yaitu bahwa:

Pada daerah (a) yaitu daerah logam induk, pada suhu dibawah garis A1 (pada Gambar 5:

13330F) struktur mikro merupakan campuran butir ferritedanpearlite

Pada daerah (b) pearlite bertransformasi menjadi austenite, namun karena suhunya tidak

dapat melebihi garis A3 (pada Gambar 5: 16700F) maka tidak semua butir ferrite

bertransformasi menjadi austenite, posisi ini biasanya merupakan posisi perbatasan antara

daerah logam induk dan HAZ

Pada daerah (c) adalah daerah yang mengalami siklus termal tepat pada garis A 3 (pada

Gambar 5: 16700F ) maka austenitesecara sempurna bertransformasi.

Pada daerah (d) yaitu daerah yang mengalami siklus termal di atas garis A3 (pada Gambar 5:>1670

0F ) terjadi pertumbuhan butir. Heat Affected Zonebiasanya merupakan daerah yang

mengalami pertumbuhan butir. Butir tumbuh membesar sehingga kekuatan mekanik

menurun

Perubahan struktur mikro pada daerah perbatasan antara HAZ dan daerah las ditunjukkan pada

Gambar 14.

Gambar 14 . Struktur mikro daerah perbatasan antara HAZ dan daerah las, pengamatan dengan

mikroskop optik [24]

Pada Gambar 14 tampak bahwa struktur mikro daerah ini mirip dengan struktur mikro pada

daerah las yaitu terdiri dari ferrite acicular, ferrite batas butir dan ferrite Widmanstatten. Daerah ini


32/94


26

mengalami pendinginan yang lebih lambat dari daerah las sehingga struktur ferrite batas butir, ferrite

acicularberupa bilah-bilah yang menyilang namun berbutir kasar

Struktur mikro daerah perbatasan antara logam induk dan HAZ ditunjukkan pada Gambar 15.

Gambar 15. Struktur mikro daerah perbatasan antara HAZ dan logam induk, pengamatan dengan

mikroskop optik [24]

Pada Gambar 15 tampak bahwa daerah ini memiliki struktur mikro yang mirip dengan struktur mikro

logam induk, hal ini karena daerah ini menerima panas yang tidak terlalu tinggi dan pendinginan yang

lambat. Struktur mikro yang terbentuk terdiri dari ferrite, ferritehalus dan pearlite. Struktur mikro ferrite

pada daerah ini tersusun paling renggang dibandingkan dengan struktur mikro pada HAZ. Pada Gambar

15 terlihat ferrite(berwarna terang) dan ferritehalus yang mengisi sela sela struktur ferrite

Hasil pengujian perubahan sifat mekanik yaitu pengujian tarik, luluh, regangan dan kekerasan

ditunjukkan pada Gambar 16,17 dan 18.

Gambar 16. Hasil pengujian kekuatan tarik dankekuatan luluh pada logam induk danbahan yang mengalami pengelasan.

Gambar 17. Hasil pengujian regangan padalogam induk dan bahan yangmengalami pengelasan.

T. Tarik

T. Luluh

T. Tarik

T. Luluh

0

10

20

30

40

50

Tegangan(kgmm

-2)

1 2

(1: Logam induk, 2: La s)

.

Logam

induk Las

0

5

10

15

20

25

30

Regangan


33/94


27

Gambar 18. Hasil pengujian kekerasan pada daerah logam induk, batas antara logam induk dan HAZ,

HAZ, batas antara HAZ dan las serta daerah las.

Gambar 16 menunjukkan perubahan kekuatan tarik bahan akibat pengelasan yaitu kekuatan tarik,

kekuatan luluh pada logam induk dan las, sedangkan Gambar 17 menunjukkan perubahan regangan pada

bahan akibat adanya pengelasan dan Gambar 18 menunjukkan distribusi kekerasan pada daerah logaminduk, HAZ, daerah las, batas antara logam induk dan HAZ serta daerah batas HAZ dan daerah las.

Pada Gambar 16 terlihat bahwa logam induk memiliki kekuatan tarik yang tinggi dibandingkan

dengan logam las. Seperti diketahui bahwa logam induk mengandung unsur Mn 0,443 % dan kandungan

unsur silikon (Si) sebesar 0,117 %. Fungsi dari unsur Mn adalah dapat mengikat karbon (C) membentuk

karbida mangan (Mn3C) yang dapat menaikkan kekuatan, ketangguhan baja dan meningkatkan kekerasan.

Fungsi dari kandungan unsur silikon adalah pembentuk ferrite yang sangat kuat dan juga untuk

menguatkan baja. Nilai regangan untuk logam induk juga lebih tinggi dibandingkan dengan setelah

mengalami pengelasan.

Pada Gambar 18 tampak bahwa logam las memiliki kekerasan yang paling tinggi dibandingkan

dengan yang lainnya. Pada daerah las terjadi pendinginan yang cepat sehingga dalam bahan terkandung

tegangan sisa yang cukup besar. Selain itu struktur mikro pada daerah las ini terdiri dari AF yang saling

berkaitan satu sama lain membentuk interlocking structure dimana struktur seperti ini merupakan struktur

yang paling efektif dalam menahan beban sehingga daerah ini menjadi lebih keras. Namun demikian

daerah ini getas terlihat dari nilai tegangan luluh dan regangannnya yang lebih rendah dibandingkan

dengan logam induk.

Pada HAZ terlihat kekerasan yang menurun dibandingkan dengan logam induk maupun daerah

las. Seperti yang ditunjukkan pada Gambar 13. tentang hubungan antara distribusi suhu dan struktur mikro

terlihat bahwa pada daerah (d) tampak terjadi pertumbuhan butir. Butir menjadi lebih besar yang

mengakibatkan bahan menjadi lunak dan lemah. Hal ini sesuai dengan Persamaan Hall-Petch yang

menggambarkan hubungan antara kekuatan baja dengan ukuran butirnya dengan rumus sebagai berikut

[ 21,25 ]:

y = f+ K.D-1/2

(5)

dimana y: batas luluh

f: tegangan friksi

Logam Induk LI-HAZ HAZ HAZ-L Las

0

30

60

90

120

150

180

210

Kekerasan(kgmm

-2)


34/94


28

K: konstanta

D: diameter butir.

Dari rumus tersebut tampak bahwa semakin halus ukuran butir suatu bahan, maka bahan akan memiliki

kekuatan yang besar. Sedangkan pada HAZ terjadi pendinginan yang lambat sehingga butir akan

membesar. Butir yang besar memiliki kekerasan yang lebih kecil.

Hasil pengujian kekerasan pada daerah batas antara las dan HAZ terlihat bahwa pada daerah ini

struktur mikronya mirip dengan struktur mikro daerah las, namun ferrite yang terbentuk lebih kasar

dibandingkan dengan ferrite pada daerah HAZ. Semakin kasar struktur ferritemaka semakin tinggi nilai

kekerasannya namun bahan semakin getas.

Hasil pengujian kekerasan pada daerah batas logam induk dan HAZ menunjukkan kekerasan yang

lebih rendah dari logam induk tapi lebih tinggi dari HAZ. Daerah ini menerima panas yang tidak terlalu

tinggi dibandingkan dengan HAZ karena memang letaknya lebih jauh dari daerah las. Oleh karena itu

daerah ini hanya sedikit mengalami perbesaran butir sehingga hanya sedikit mengalami penurunan

kekerasan dibandingkan dengan daerah logam induk.

Secara keseluruhan memang terjadi perubahan struktur mikro dan sifat mekanik akibat adanya

siklus termal pada pengelasan. Namun dari hasil pengujian kekuatan mekanik (pengujian tarik dan

pengujian kekerasan) menunjukkan nilai yang masih dalam batas wajar dan selamat bagi drum wadah

limbah yang mengalami beban tarik pada saat pengangkutan dan beban tumpuk dalam penyimpanan. Hal

ini sejalan dengan sifat mampu las (weldability) dari bahan drum wadah limbah yang dapat diketahui

dengan menghitung nilai karbon ekivalen (Ceq) dengan rumus [4,26]:

Ceq= (C + 1/6 Mn +1/24 Si + 1/40 Ni + 1/5 Cr + Mo + 1/14 V)% (6)

Mampu las (weldability) merupakan ukuran kemampuan suatu bahan untuk dapat dilas dengan

hasil memuaskan baik dari segi mekanis, fisis maupun kimiawi. Faktor utama weldability suatu bahan

logam adalah komposisi bahan dasar, masukan panas dan laju pendinginan. Masukan panas dan laju

pendinginan merupakan karakteristik dari proses pengelasan dan teknik yang dipakai.

Apabila Ceq sama atau lebih kecil dari 0,45% maka baja tersebut cukup weldable dan pengelasan

tidak memerlukan cara-cara khusus, bila Ceq sama atau lebih besar 0,45% maka baja memerlukan

perlakuan khusus dalam pengelasan. Dari komposisi jenis baja karbon yang dipakai dalam penelitian ini,

maka didapat harga Ceq sebesar 0,194%. Harga Ceq ini masih berada dalam batas aman, sehingga

dikatakan bahwa baja karbon yang dipakai sebagai bahan drum wadah limbah radioaktif memiliki

kemampuan las yang baik.

KESIMPULAN

Dari hasil penelitian yang telah dilakukan dapat disimpulkan bahwa adanya pengelasan pada

bahan drum baja karbon mengakibatkan terjadinya perubahan struktur mikro dan sifat mekanik.

Perubahan struktur mikro terjadi karena adanya siklus termal yaitu pemanasan yang diikuti dengan

pendinginan akibat pengelasan. Pada daerah las terbentuk struktur AF yang membentuk interlocking

structure sehingga daerah las ini menjadi keras. Namun demikian daerah ini lebih getas dibandingkan

dengan logam induknya, karena adanya pendinginan yang cepat mengakibatkan tersimpan energi

tegangan sisa yang lebih banyak. Pada daerah yang paling kritis yaitu HAZ terbentuk struktur mikro bainite


35/94


29

yang merupakan agregat dari ferrite dan cementite. Struktur bainite ini sebenarnya agak keras karena

mengandung karbon. Namun pada daerah ini yang dominan adalah adanya pendinginan lambat yang

mengakibatkan perbesaran butir sehingga menurunkan kekuatan dan kekerasannya. Namun demikian

perubahan struktur mikro dan sifat mekanik yang terjadi masih dalam batas yang wajar dan selamat bagi

drum wadah limbah. Hal ini sejalan dengan harga Ceqsebesar 0,194 % yang menunjukkan bahwa bahan

ini memiliki kemampuan las yang baik, sehingga yang perlu diperhatikan adalah meminimalkan pengaruh

pengelasan terhadap perubahan struktur mikro sehingga penurunan kekuatan mekanik masih dalam

batas yang selamat.

DAFTAR PUSTAKA

[1]. Pusat Teknologi Limbah Radioaktif, Laporan Analisis Keselamatan rev. 5, PTLR, Tangerang,(2006).

[2]. Pusat Teknologi Limbah Radioaktif, Pengelolaan Limbah,http://www.batan.go.id/ptlr/08id,diunduhpada tanggal 12 Mei 2008

[3]. Wardoyo, T. J., Metode Peningkatan Tegangan Tarik dan Kekerasan pada Baja Karbon RendahMelalui Baja Fasa Ganda, Teknoim, 10(3): 237-248, (2005).

[4]. Wiryosumarto, H. dan Okumura, T., Teknologi Pengelasan Logam, PT. Pradya Paramita, Jakarta,(2000).

[5]. Messler, R.W., Principles of Welding (Processes, Physics, Chemistry, and Metallurgy), John Wileyand Sons, United States, (1999).

[6]. Kelly, F., Handbook, Vol. 6 : Welding, Brazing and Soldering, 9th

ed, ASM, USA, (1992).[7]. George F. Vander Voort, ASM Handbook, Vol. 9 : Metallography and Micro Structures, 9

th ed,

ASM, USA, (1992).[8]. Sindo Kou, Welding Metallurgy, 2

nded., John Wiley & Sons, Inc, New York, (2003).

[9]. Amelinckx, S., et.al., Handbook of Microscopy: Applications in Materials Science, Solid-StatePhysics and Chemistry, 1

sted., Wiley-VCH, (1996).

[10]. Yajiang, L.I., et.al., XRD and TEM Analysis of Microstructure in the Wwelding Zone of 9Cr-1Mo-V-Nb Heat Resisting Steel, Bulletin of Materials Science, 25 (3): 213-217, (2002).

[11]. Khun, H., Meslin, D, ASM Handbook, Vol. 8 : Mechanical Testing and Evaluation, 9th

ed, ASM,USA, (1992)

[12]. Crancovic, M.G., SM Handbook, Vol. 10 : Materials Characterization, 9th

ed, ASM, USA, (1992).[13]. ASTM Standards, Metal Test Methods and Analytical Procedures Volume 03.01 Edisi 3, West

Conshohocken, (2001).[14]. Pimenta. G., and Bastian, F., Influence of Plate Thickness on the Mechanical Properties of Welded

Joints Subjected to Long-Term Post Weld Heat, Journal of Materials Engineering and Performance,11(2): 130-137, (2002).

[15]. Tata Surdia, dkk., Pengetahuan Bahan Teknik, Edisi 4, PT. Pradya Paramita, Jakarta, (1999)[16]. Anonim, Besi dan Baja, http://www.sapuijux.multiply.com/journal/item/18/besi dan baja, diunduh

tanggal 5 Mei 2008[17]. Anonim, Transformasi Baja pada Kondisi Non Equilibrium, http://its.ac.id/personal/material/750-

fahmi,diunduh pada tanggal 4 Mei 2008.[18]. Anonim, Perlakuan Panas (Heat Treatment) pada Baja, http://gregorius.blogdetik.com, diunduh

jurnal_lengkap_vol_14_2_2011_2

Documents