keselamatan pengelolaan limbah radioaktif …yang terdidik, dan termasuk hasil studi kelayakan yang...

Prosiding Seminar Nasional Pengembangan Energi Nuklir IV, 2011 Pusat Pengembangan Energi Nuklir

Badan Tenaga Nuklir Nasional

ISSN 1979-1208 459

KESELAMATAN PENGELOLAAN LIMBAH RADIOAKTIF

PEMBANGKIT LISTRIK TENAGA NUKLIR JENIS REAKTOR

AIR RINGAN BERTEKANAN

Zainus Salimin, Jaka Rachmadetin

Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATAN

Kawasan Puspiptek Serpong Tangerang Selatan, Banten 15310

Telp.021-7563142, Faks. 021-7560927, E-mail : [email protected]

ABSTRAK

KESELAMATAN PENGELOLAAN LIMBAH RADIOAKTIF PEMBANGKIT LISTRIK TENAGA NUKLIR JENIS REAKTOR AIR RINGAN BERTEKANAN. Pengoperasian PLTN seperti pengoperasian pembangkit yang lain menimbulkan limbah. Limbah cair PLTN PWR 1300 MWe diklasifikasikan sebagai aktivitas rendah-sedang non reuse dan reuse. Limbah non reuse dari pengosongan peralatan proses seperti ketel uap, kolam penyimpanan bahan bakar bekas dan lain-lain (3330 m3/th), cairan dari laboratorium (2,5 m3/th), air bekas cucian pakaian dan shower serta operasi dekontaminasi (1800 m3/th), ditampung, difiltrasi, lalu dievaporasi. Pekatannya dan limbah lain dipadatkan dengan matriks semen untuk mengisolasi radioaktivitasnya, sedangkan destilatnya setelah dilewatkan resin penukar ion dan memenuhi nilai klirens dilepas ke lingkungan. Air bekas cucian dan shower setelah difiltrasi, dilakukan reverse osmosis dan filtrasi membran lalu dilepas ke lingkungan. Limbah cair reuse dari sistem pendingin primer yang mengandung boron penyerap netron bentuk asam borat sebanyak 10.000 m3/th ditampung, difiltrasi dan diproses dengan penukar ion, kemudian dievaporasi. Pekatannya adalah konsentrat asam borat digunakan kembali, dan destilatnya dipakai sebagai air make-up. Limbah gas berasal dari sistem ventilasi ruangan dan gas buang. Udara sistem ventilasi diolah dengan proses filtrasi karbon aktif, filter HEPA, dan decay-delay. Gas buang diolah dengan filtrasi karbon aktif, kondensasi uap airnya, pemanasan, filtrasi karbon aktif dan HEPA, setelah memenuhi nilai klirens lalu dilepas ke lingkungan. Limbah padat termampatkan dikompaksi dan limbah padat dapat terbakar diinsenerasi. Pekatan evaporasi, cairan dekontaminasi, resin penukar ion bekas dan abu insinerasi serta karbon aktif bekas diimobilisasi untuk mengisolasi radioaktivitasnya. Filter bekas bentuk cartridge dimasukkan ke dalam wadah beton. Keselamatan pengelolaan limbah radioaktif pembangkit listrik tenaga nulir jenis reaktor air ringan bertekanan diuraikan dalam makalah ini. Kata kunci: Pengelolaan Limbah radioaktif, reaktor air ringan bertekanan, manajemen keselamatan

ABSTRACT MANAGEMENT SAFETY OF RADIOACTIVE WASTE FROM NUCLEAR POWER PLANT OF PRESSURIZED WATER REACTOR TYPE. The operation of NPP as another plant generates wastes. Liquid radioactive waste from NPP-PWR 1300 MWe are classified as non reuse and reuse of low and medium waste. The non reuse liquid waste are from draining of process equipments as boiler, spent fuel storage pool, etc (3330 m3/y), laboratory liquids (2,5 m3/y), water from laundry, shower, and decontamination (1800 m3/y). The waste is stored and treated by filtration, then evaporation. The evaporator concentrate and other wastes are solidified by cement matrix to isolate its radioactivity, and the distillate water can be released after treating by ion exchange resin and conforming its clearance. Reuse liquid waste of 10000 m3/y from the system of primary cooling containing the bore of neutron absorber on the form of boric acid is stored, and then treated by filtration, ion exchange, and then evaporation. The boric acid concentrated is reused again as neutron absorber, and the distillate water is reused as make-up water. The waste of gas is from ventillation and off-gas systems. The air from ventilation system is treated by active carbon filtration, HEPA filtration, and decay-delay respectively. The gas from off gas systems is treated by active carbon filtration, water vapor condensation, heating, active carbon filtration, and HEPA filtration, and then releases it to environtment after conforming its clearance. The compactable solid waste is compacted, and the burnable solid waste is incenerated. The evaporator concentrate, decontamination liquid, spent ion exchange resin, incineration ash, and spent active carbon are solidified for its radioactivity isolation. The spent cartridge filter is conditioned on the concrete shell. The management safety of radioactive waste from NPP of presurrized water reactr type is described on this paper. Key Words: radioactive waste management, pressurized water reactor, safety management.



ISSN 1979-1208 460

1. PENDAHULUAN Energi adalah kebutuhan pokok untuk pembangunan berkelanjutan, dengan

pertumbuhan penduduk dan ekonomi yang berlangsung dan meningkat terus-menerus

maka pertumbuhan kebutuhan energi juga meningkat. Permintaan listrik di Indonesia

meningkat setiap tahun, kenaikan permintaan tersebut seiring dengan kecepatan

pertumbuhan ekonomi, penduduk dan pembangunan sektor industri. Pertumbuhan

kebutuhan listrik mencapai 1,5 kali pertumbuhan ekonomi. Jika pertumbuhan ekonomi 6-7

% per tahun, maka listrik harus tumbuh sekitar 10 % dari kapasitas saat ini atau 3000

megawatt per tahun[1,2]. Permintaan listrik tersebut sangat sulit dipenuhi bila mengandalkan

sumber energi yang ada karena keterbatasan persediaannya.

Sumber energi fosil yang terdiri dari batu bara, minyak dan gas akan menghasilkan

sulfur dioksida, partikel, nitrogen oksida, senyawa organik volatil, atau gas-gas efek rumah

kaca yang menimbulkan resiko pencemaran lain seperti hujan asam. Oleh karena itu, sangat

penting untuk memanfaatkan sumber energi yang lain. Pemilihan alternatif pemenuhan

energi tersebut harus mempertimbangkan banyak aspek termasuk aspek ketersediaan

sumber energi, teknis, sosial dan ekonomi, lingkungan, dan transfer teknologi dan

partisipasi industri dalam negeri. Berdasarkan pada keadaan tersebut di atas, PLTN adalah

sumber energi listrik yang secara teknis aman, dapat diandalkan, bersih dan berorientasi

lingkungan, relatif lebih ekonomis, didukung oleh infrastruktur dan sumber daya manusia

yang terdidik, dan termasuk hasil studi kelayakan yang menyatakan opsi tenaga nuklir

adalah pilihan yang benar[3].

Pembangunan PLTN merupakan program yang harus dilaksanakan sebagai

implementasi kebijakan energi nasional dalam Keputusan Presiden No. 5 Tahun 2000. PLTN

diharapkan memasok energi nasional sebesar 2 %, di mana ada 4 buah PLTN 1000 MWe

yang dioperasikan[4]. Pengoperasian PLTN seperti pengoperasian sistem pembangkit listrik

lain menimbulkan juga limbah. Pengelolaan limbah radioaktif adalah bagian integral dari

perencanaan PLTN, aspek keselamatan pengelolaan limbah harus dipelajari dan termasuk

dalam perencanaan umum pengelolaan limbah radioaktif. Tujuan akhir dari pengelolaan

limbah radioaktif adalah melindungi masyarakat dan lingkungan dari potensi dampak

radiologi limbah radioaktif. Perlindungan keselamatan tesebut tidak saja bagi generasi saat

ini yang memperoleh keuntungan pemanfaatan teknologi nuklir, tetapi juga bagi

lingkungan dan generasi yang akan datang yang mungkin tidak memperoleh keuntungan[5].

Pengelolaan limbah radioaktif adalah penanganan penampungan dan pengolahan

limbah radioaktif termasuk pengungkungan unsur radioaktif dalam limbah dengan bahan

matriks (pemadatan) dan penyimpanan blok hasil pengungkungan sehingga limbah

radioaktif tidak membahayakan manusia dan lingkungan[5]. Keselamatan pengelolaan

limbah radioaktif PLTN PWR 1300 MWe diuraikan dalam makalah ini. Tujuan dan sasaran

dari penulisan kajian ini adalah agar masyarakat dapat mengerti dan memahami bahwa

penganganan limbah radioaktif PLTN memberikan jaminan perlindungan keselamatan

terhadap masyarakat dan lingkungan dari potensi dampak radiologi limbah radioaktifnya.

2. METODE PENGKAJIAN Metode pengkajian dilakukan dengan mempelajari dan melakukan analisis terpadu

data operasional PLTN 1300 MWe berdasarkan pustaka dengan mempelajari unsur

radioaktif dalam limbah radioaktif hasil reaksi pembelahan dan hasil aktivasi, limbah

radioaktif yang ditimbulkan, sistem keselamatan pengolahan limbah radioaktif dan

pengolah limbah radioaktif



ISSN 1979-1208 461

3. PEMBAHASAN 3.1. Unsur Radioaktif Hasil Reaksi Pembelahan dan Hasil Aktivasi

Unsur radioaktif hasil reaksi pembelahan meliputi semua nuklida hasil reaksi

pembelahan dan nuklida yang dihasilkan dari penangkapan netron oleh nuklida hasil

pembelahan. Reaksi fisi (pembelahan) secara umum mengikuti persamaan sebagai berikut[6]:

92U235 + 0n1 Z1LA1 + Z2HA2 + X 0n1 + E (1)

dimana

Z = nomor atom,

A = Nomor massa,

L dan H berturut-turut adalah nuklida ringan dan nuklida berat hasil pembelahan. Nuklida

ringan mempunyai nomor massa 72 sampai 118 dan nuklida berat bernomor massa 118

sampai 162. X adalah jumlah netron yang dihasilkan dari reaksi fisi.

Pada persamaan (1) berlaku hubungan:

Z1 + Z2 = 92 (2)

A1 + A2 + X = 236 (3)

Reaksi persamaan (1) mengeluarkan panas E sebesar 200 Mev jika 1 gram uranium

intinya berfisi setara dengan panas yang dikeluarkan 1 ton batu bara.

Komposisi bahan bakar nuklir sebelum dan sesudah digunakan dalam PLTN ditunjukkan

pada Tabel 1. Contoh reaksi pembelahan tersebut adalah:

92U235 + 0n1 54Xe143 + 38Sr90 + 3 0n1 (4)

Tabel 1. Komposisi Bahan Bakar Sebelum Dan Sesudah Digunakan Pada PLTN (%Berat) [7,8]

Nuklida Bahan Bakar Baru Bahan Bakar Bekas

238U 95,5 % 93 %

235U 4,5 % 1 %

Pu + TRU (Transuranium) - 1 % *)

Unsur hasil Fisi - 5 %

*) TRU (Np, Am, Cm) dalam jumlah kecil kurang dari 0,1 %[7].

Ada sekitar 200 unsur hasil fisi dalam rentang unsur radioaktif dengan nomor atom

30 - 65 dengan nomor massa 72 - 166. Dari 200 unsur hasil fisi tersebut ada 18 unsur hasil fisi

utama yang mempunyai yield > 1 % seperti ditunjukkan pada Tabel 2. Unsur-unsur

radioaktif hasil fisi tersebut berada dalam bahan bakar dan tertahan oleh kelongsongnya.

Tabel 2. Unsur-Unsur Hasil Fisi Utama Yang Mempunyai Yield Lebih Dari 1%[9,10].

Hasil fisi Umur paro Yield (%) Hasil Fisi Umur paro Yield (%) 99Tc 137Cs 90Sr/90Y* 85Kr 147Pm 144Ce 95Zr/95Nb* 91Y

2,1x105 tahun 33 tahun

28 tahun / 64 jam 10 tahun

2,65 tahun 282 hari

65/35 hari 61 hari

6,0 6,2 5,8 1,5 2,7 6,1 6,4 5,4

89Sr 103 Ru 141Ce 143Pr 140Ba

147Nd 131I

133Xe

53,0 hari 39,8 hari 33,1 hari 13,7 hari 12,8 hari 11,3 hari 8,1 hari 5,3 hari

4,8 3,0 6,0 6,2 6,3 2,6 2,9 6,5

*Nuklida induk dan nuklida anak luruhnya (nuklida induk pemancar beta)



ISSN 1979-1208 462

Pada PLTN – PWR air pendingin primer bersinggungan langsung dengan bahan

bakar dan mengambil panas reaksi fisi. Unsur hasil fisi utama Cs-137 dapat mendifusi

melewati pori kelongsong bahan bakar masuk ke air pendingin primer, sehingga terdapat

unsur radioaktif Cs-137 dalam limbah cair. Unsur radioaktif dapat juga dihasilkan dari hasil

aktivasi netron terhadap unsur kimia yang ada dalam struktur kelongsong bahan bakar,

struktur teras reaktor, dan unsur-unsur kimia yang terdapat dalam air pendingin primer.

Kelongsong bahan bakar UO2 terbuat dari logam paduan zircaloy yang mengandung unsur-

unsur Fe-54, Co-59, Zr-92, Cr-50 dan Sn-124. Reaksi aktivasi unsur yang ada dalam struktur

kelongsong adalah sebagai berikut[11]:

26Fe54 + 0n1 26Fe55 + 0γ0 (5)

26Fe54 + 0n1 26Mn54 + 0β1 (6)

26Fe54 + 5 0n1 26Fe59 + 0γ0 (7)

27Co59 + 0n1 27Co60 + 0γ0 (8)

40Zr92 + 0n1 40Zr93 + 0γ0 (9)

24Cr50 + 0n1 24Cr51 + 0γ0 (10)

50Sn124 + 0n1 50Sn125 + 0γ0 (11)

Unsur radioaktif hasil aktivasi bahan struktur kelongsong bahan bakar meliputi Cr-51, Mn-

54, Fe-55, Co-58, Fe-59, dan Co-60.

Struktur teras reaktor dari bahan stainless steel yang mengandung unsur-unsur Cr,

Mo, Ni, dan bahan aluminium. Reaksi aktivasi unsur dalam struktur teras reaktor adalah

sebagai berikut[11]:

42Mo92 + 0n142Mo93 + 0γ0 (12)

42Mo92 + 0n1 41Nb94 + 1P1 (13)

42Mo98 + 0n1 42Tc99 + 0γ0 (14)

28Ni58 + 0n1 28Ni59 + 0γ0 (15)

28Ni62 + 0n1 28Ni63 + 0γ0 (16)

13Al27 + 0n1 11Na24 + 2α4 (17)

Unsur radioaktif hasil aktivasi bahan struktur teras reaktor terdiri dari Mo-93, Nb-94, Tc-99,

Ni-59, Ni-63, Cr-51, Na-24 dan lain-lain.

Air pendingin primer PLTN – PWR mengandung boron-10 dalam bentuk asam borat

dengan kadar 4000 ppm sebagai penyerap netron dan lithium-6 dalam bentuk lithium

hidroksida dengan kadar 2,2 ppm sebagai pengatur pH. Dalam air pendingin terdapat pula

pengotor yang berupa unsur Na, Cl, K, dan Ca. Reaksi aktivasi unsur-unsur yang

terkandung dalam air pendingin adalah sebagai berikut[11]:



ISSN 1979-1208 463

5B10 + 0n1 3Li7 + 2α4 (18)

3Li6 + 0n1 1H3 + 2α4 (19)

11Na23 + 0n1 11Na22 + 20n1 (20)

11Na23 + 0n1 11Na24 + 0γ0 (21)

17Cl35 + 0n1 17Cl36 + 0γ0 (22)

19K39 + 0n1 18Ar39 + 1P1 (23)

20Ca40 + 0n1 20Ca41 + 0γ0 (24)

Reaksi aktivasi pengotor air pendingin menghasilkan unsur-unsur radioaktif H-3, Na-22, Cl-

36, Ar-39 dan Ca-40. Unsur radioaktif hasil aktivasi yang terdapat dalam limbah radioaktif

cair adalah Co-58, Co-60, Mn-54, Fe-59 dan Cr-51.

3.2. Limbah Radioaktif yang Ditimbulkan dari PLTN PWR

Limbah radioaktif yang ditimbulkan dari PLTN PWR 1300 MWe diklasifikasikan

sebagai limbah dari bagian proses nuklir (nuclear island) dan limbah dari bagian non nuklir

(konvensional)[12].

a. Limbah Dari Bagian Nuklir

Limbah dari bagian nuklir terdiri dari limbah cair reuse, limbah cair non-reuse dan

limbah gas.

Limbah cair reuse

Limbah cair reuse adalah limbah cair yang mengandung asam borat, yang

dapat digunakan kembali setelah proses pengolahannya. Limbah tersebut berasal

dari pengosongan sistem pendinginan primer reaktor atau sistem/ peralatan yang

berhubungan dengan sistem pendingin primer atau dari tangki penampung cairan

yang kandungan hidrogen dan oksigennya dikontrol. Hidrogen dan oksigen

tersebut merupakan hasil penguraian air pada tekanan dan suhu tinggi (tekanan

dan suhu air pendingin primer adalah 160 atm dan 350 °C). Limbah cair reuse

mengandung unsur radioaktif hasil reaksi fisi dan aktivasi bentuk kation seperti

Cs+ (Cs-137), Co+2 (Co-58, Co-60), Cr+3 (Cr-51), Mn+2 (Mn-54), Fe+2 dan Fe+3 (Fe-55,

Fe-59) dan lain-lain, serta gas-gas Xe-133, Kr-85, H-3, dan I-131, juga unsur-unsur

radioaktif bentuk anion seperti Cl-, SO4-2, NO3-, CrO4-2, OH-, CO3-2, dan lain-lain.

Jumlah limbah reuse yang ditimbulkan adalah 10000 m3/tahun.

Limbah cair non-reuse

Limbah cair no-reuse yang setelah pengolahannya tidak dapat digunakan

kembali berasal dari 3 sub-kegiatan sebagai berikut:

1. Air pengosongan tangki, peralatan proses seperti ketel uap, kolam

penyimpanan bahan bakar bekas dan lain-lain (3330 m3/tahun).

2. Air dari laboratorium, pencucian pakaian kerja dan operasi dekontaminasi serta

shower (2000 m3/tahun).

3. Air floor drain termasuk kebocoran tak terkontrol (6660 m3/tahun).

Limbah gas



ISSN 1979-1208 464

Limbah gas meliputi:

1. Limbah gas yang mengandung gas-gas hidrogen, oksigen dan hasil fisi, berasal

dari sistem gas buang dari tangki penampung atau peralatan untuk air

pendingin.

2. Limbah gas teraerasi, secara umum non radioaktif, berasal dari sistem ventilasi

gedung sarana penunjang nuklir (nuclear auxiliary building).

b. Limbah cair dari bagian non nuklir

Limbah cair dari bagian non nuklir berasal dari daerah kontaminasi ruang turbin, air

hujan dari daerah penampungan di lokasi tangki luar dan komponen sistem pendingin

untuk keadaan khusus di mana pengosongan sistem diperlukan.

3.3. Sistem Keselamatan Fasilitas Pengolahan Limbah Radioaktif

Sistem keselamatan difungsikan untuk memberikan perlindungan bagi personil di

dalam dan di luar fasilitas. Sistem keselamatan fasilitas pengolahan limbah radioaktif

meliputi keselamatan terhadap resiko dispersi zat radioaktif ke ruangan, resiko radiasi,

resiko kebakaran dan rudapaksa bahan kimia. Prinsip jaminan keselamatan terhadap resiko

dispersi radioaktif dari limbah ke ruangan dilaksanakan melalui sistem penahanan I yang

berupa tangki penampungnya yang dilengkapi sistem gas buang dan sistem penahanan II

yang berupa ruangan yang lantainya kedap air dan dilengkapi parit dan bak penampung

cairan kebocoran [13]. Ruangan tersebut dihubungkan dengan sistem ventilasi dan

pengkondisian udara (VAC). Fungsi dari sistem gas buang adalah untuk mengumpulkan

dan mengolah udara dan gas dari peralatan penahanan pertama zat radioaktif. Sistem gas

buang membuat penahanan pertama bertekanan negatif terhadap ruangannya. Sistem VAC

memberikan suplai dan penarikan udara ruangan, ada pembaharuan udara dan ruangan

menjadi bertekanan negatif terhadap atmosfer. Udara dari sistem gas buang yang sudah

diolah digabungkan dengan udara sistem VAC, selanjutnya dilepas melewati cerobong.

Prinsip pengawasan keselamatan terhadap resiko dispersi zat radioaktif tersebut dilakukan

melalui pendeteksian cairan yang terkumpul pada bak penampung kebocoran,

pengontrolan kontaminasi atmosfer ruangan, dan pendeteksian radioaktivitas efluen yang

akan dibuang pada tingkatan pelepasan ke luar (pada cerobong untuk pelepasan efluen gas

dan pada bak kontrol untuk pelepasan efluen cair) [14].

Prinsip jaminan keselamatan terhadap resiko radiasi dari limbah radioaktif

berdasarkan zonifikasi ruangan sesuai paparan radiasinya melalui penggunaan bahan

proteksi biologi terhadap limbah radioaktif dan pembaharuan udara ruangan. Zona I

merupakan lokasi yang mempunyai paparan radiasi 0,75 mrem/j, tidak ada resiko

kontaminasi pada kondisi tersebut. Ruangan yang termasuk zona ini adalah koridor. Zona 2

mempunyai paparan radiasi pada kondisi normal <2,5 mrem/j, tidak ada resiko kontaminasi

pada kondisi tersebut, dan merupakan ruang kerja permanen (ruang kontrol). Zona 3

mempunyai paparan radiasi lebih besar dari 2,5 mrem/j dan lebih kecil dari 10000 mrem/j,

merupakan daerah kerja terbatas seperti ruang tanki penampung limbah cair dan ruang

pompa. Zona 4 mempunyai paparan radiasi lebih besar dari 10.000 mrem/j, merupakan

daerah terlarang bagi pekerja seperti ruang evaporator dan proses pemadatan. Prinsip

pengawasan tingkat paparan radiasi dilakukan secara permanen oleh petugas proteksi

radiasi dengan alat portabel dan pengukuran kontinyu.

Prinsip jaminan keselamatan terhadap resiko kebakaran yang berasal dari hubungan

arus pendek dilaksanakan melalui pembatasan penggunaan bahan mudah menyala,

material untuk konstruksi gedung merupakan bahan tidak mudah terbakar, cat, pelapis

lantai dan dinding gedung, serta kabel listrik bukan penghantar api/ nyala, filter yang



ISSN 1979-1208 465

digunakan pada sistem VAC dari jenis bahan yang tidak terbakar, dan ducting sistem VAC

dari material tahan api dan mampu bertahan terhadap kebakaran selama 2 jam.

Prinsip keselamatan tehadap rudapaksa bahan kimia yang berasal dari bahan reaktif

seperti asam dan basa kuat dilaksanakan melalui tindakan pencegahan dengan penggunaan

bahan untuk peralatan yang tahan korosivitas bahan kimia tersebut. Transfer bahan kimia

dengan pompa pada laju alir di bawah kapasitasnya, lantai ruangan dilapisi bahan yang

tahan korosivitas bahan kimia, dan bak penampung kebocoran dilengkapi dengan pompa.

Prinsip pengawasannya dilakukan melalui pemasangan alat deteksi cairan kebocoran dan

penyelenggaraan inspeksi periodic daerah penampungan dan transfer bahan kimia reaktif

dengan pompa pada laju alir di bawah kapasitasnya.

3.4. Pengolahan Limbah Radioaktif yang Ditimbulkan dari PLTN PWR

Limbah radioaktif reuse sebelum diolah melalui proses evaporasi untuk pengambilan

kembali asam boratnya terlebih dahulu dikenai proses berturut-turut pengikatan kation

dengan resin penukar kation, pengikatan kation dan anion dengan mixed bed resin dan

kemudian pemisahan gas (degassing)[12]. Tujuan dari pengikatan kation dan anion sebelum

proses pengambilan kembali asam borat adalah untuk mencegah peningkatan konsentrasi

dan radioaktivitasnya dalam larutan asam borat yang dihasilkan.

1. Pengikatan kation dengan resin penukar kation

Resin penukar kation yang banyak digunakan mempunyai kerangka polimer

polistirena-divinil benzen sebagai R dengan gugus fungsional R-CH2SO3Na. Pada

resin kation, kation yang telah terikat pada resin dapat disubstitusi oleh kation dari

larutan apabila kation dalam larutan mempunyai koefisien selektivitas yang lebih

besar dari kation yang terikat pada resin.

Urutan selektivitas kation adalah sebagai berikut[15]:

Ba+2 > Pb+2 > Sr+2 > Ca+2 > Ni+2 > Cd+2 > Cu+2 > Co+2 > Zn+2 > Mg+2 > Ag+ > Cs+ > K+ > NH4+ > Na+ > H+

Reaksi pertukaran kationnya adalah sebagai berikut:

NaR + Cs+ CsR + Na+ (25)

2 NaR + Co+2 CoR2 + 2 Na+ (26)

3 NaR + Cr+3 CrR3 + 3 Na+ (27)

2 NaR + Mn+2 MnR2 + 2 Na+ (28)

2 NaR + Fe+2 FeR2 + 2 Na+ (29)

2. Pengikatan anion dengan resin penukar anion

Resin penukar anion yang sering digunakan mempunyai gugus amina primer,

sekunder atau tersier. Pada resin anion, anion yang telah terikat pada resin dapat

disubstitusi oleh anion dari larutan apabila anion dalam larutan mempunyai koefisien

selektivitas yang lebih besar dari anion yang terikat pada resin. Urutan selektivitas

anion adalah sebagai berikut[15]:

SO4-2 > I- > NO3- > CrO4-2 > Br- > Cl- > OH- > BO3-

Reaksi pertukaran anionnya adalah sebagai berikut:



ISSN 1979-1208 466

2 RCl + SO4-2 R2SO4 + 2 Cl- (30)

RCl + NO3- RNO3 + Cl- (31)

2 RCl + CrO4-2 R2CrO4 + 2 Cl- (32)

RCl + CO3- RCO3 + Cl- (33)

2 RCl + Al2O4-2 R2Al2O4 + 2 Cl- (34)

3. Degassing

Limbah cair yang telah bebas dari kandungan kation dan anion yang ke luar

dari kolom penukar kation dan mixed bed kation-anion dimasukkan ke flash drum

untuk degassing. Degassing adalah pemisahan gas Xe, Kr, Ar, H2, dan lain-lain dari

limbah cair. Limbah cair yang telah bebas dari gas-gas tersebut dan hanya

mengandung air dan asam borat ditampung dalam tangki penampung, yang

selanjutnya diolah dengan evaporasi. Gas dipisahkan, kemudian ditransfer ke sistem

treatmen efluen gas.

Proses evaporasi limbah cair reuse dilakukan untuk pemekatan larutan asam

borat melalui penguapan airnya. Pekatan larutan asam borat kemudian digunakan

kembali. Uap air selanjutnya diembunkan dan digunakan kembali sebagai air make

up. Diagram alir pengolahan limbah reuse ditunjukkan pada Gambar 1 dan Gambar

2.

Gambar 1. Diagram Alir Proses Pengambilan Kation, Anion dan Degassing dari Limbah

Cair Reuse Pltn 1300 PWR Sebelum Evaporasi[12].



ISSN 1979-1208 467

Gambar 2. Diagram Alir Proses Pengolahan Limbah Cair PLTN PWR[13].

Limbah cair non reuse ditampung dalam tangki penampungnya, setelah

difiltrasi untuk memisahkan partikel padatannya kemudian dievaporasi untuk

memekatkan kandungan unsur radioaktifnya melalui penguapan airnya. Pekatan

hasil evaporasi tersebut selanjutnya disolidifikasi dengan matriks semen atau polimer,

sedangkan destilatnya (embunan uap air) setelah dilewatkan resin penukar ion dan

memenuhi nilai klirens (baku mutunya) dilepas ke lingkungan. Diagram alir proses

pengolahan limbah non-reuse ditunjukkan pada Gambar 3.

Gambar 3. Diagram Alir Pengolahan Limbah Cair Non Reuse PLTN PWR[12].

Limbah gas yang berasal dari sistem gas buang tangki penampung atau

peralatan diolah melalui urutan proses: filtrasi karbon aktif, kondensasi uap airnya,



ISSN 1979-1208 468

pemanasan, filtrasi karbon aktif dan filter HEPA (high efficiency particular air), lalu

dilepas ke lingkungan setelah memenuhi nilai klirens melalui cerobong. Diagram alir

proses pengolahan limbah gas PLTN PWR ditunjukkan pada Gambar 4.

Gambar 4. Diagram Alir Pengelolaan Limbah Gas PLTN PWR[13].

Limbah radioaktif padat yang ditimbulkan dari pengoperasian PLTN PWR

1300 MWe yang terdiri dari resin bekas, filter bekas, konsentrat evaporator, dan

bermacam limbah radioaktif padat seperti kertas, plastik, pakaian terkontaminasi dan

lain-lain diolah melalui proses pengkondisian dan pewadahan. Sebelum proses

pengkondisian dan pewadahan, resin bekas, konsentrat dan cairan dekontaminasi

ditampung dalam tangki penampungnya untuk penundaan dan peluruhan.

Selanjutnya sejumlah volume campuran limbah tersebut disolidifikasi dengan matriks

semen dalam wadah beton. Filter bekas bentuk cartridge dimasukkan dalam wadah

beton berpenahan radiasi. Limbah padat yang berkomposisi bermacam padatan dapat

termampatkan dikompaksi dalam drum logam. Limbah padat dapat terbakar

diproses melalui insenerasi, abu hasil insenerasi dipadatkan dengan matriks semen.

Diagram alir proses pengolahan limbah padat ditunjukkan pada Gambar 5.

Gambar 5. Diagram Alir Pengelolaan Limbah Padat PLTN PWR, BWR, dan HWR[13].



ISSN 1979-1208 469

4. KESIMPULAN Limbah radioaktif yang ditimbulkan dari PLTN PWR termasuk beraktivitas rendah-

sedang ≤ 10-2 Ci/m3 (≤ 3,7 x 105 Bq/l). Limbah berasal dari bagian proses nuklir (nuclear island)

dan non-nuklir (conventional island). Limbah dari bagian nuklir terdiri dari limbah cair reuse,

limbah non reuse, dan limbah gas. Limbah dari bagian non nuklir terdiri limbah cair dari

daerah ruang turbin dan tangki outdoor. Limbah cair reuse diolah melalui tahapan

pengambilan unsur radioaktifnya dan penghilangan gas radioaktifnya (degassing),

selanjutnya dievaporasi menghasilkan larutan pekat asam borat untuk digunakan kembali

dan destilat untuk make-up water. Limbah non-reuse diolah melalui filtrasi, evaporasi,

kemudian pekatannya disolidifikasi dan destilatnya dilewatkan penukar ion yang

selanjutnya dilepas ke lingkungan setelah memenuhi nilai klirens. Limbah gas dari degassing

diolah melalui tahapan proses filtrasi karbon aktif, kondensasi uapnya, pemanasan, filtrasi

karbon aktif, dan filter HEPA, lalu dilepas ke lingkungan. Limbah resin bekas, konsentrat

dan cairan dekontaminasi ditampung untuk penundaan dan peluruhan, selanjutnya

disolidifikasi. Filter bekas bentuk cartridge dimasukkan wadah beton berpenahan radiasi.

Limbah padat dapat termampatkan dikompaksi dalam drum logam. Limbah padat terbakar

diabukan melalui insenerasi, abunya disolidifikasi.

DAFTAR PUSTAKA [1]. ANONIM, “Pemerintah Patok Pertumbuhan Listrik 3000 Megawatt per Tahun”,

http://www.ifogue.com, Diunduh 1 Juni 2010.

[2]. ZAINUS SALIMIN DAN DYAH SULISTYANI RAHAYU, “Pengelolaan Bahan Bakar

Nuklir Bekas Sebagai Faktor Penentu Program Pembangunan PLTN”, Prosiding

Seminar Nasional Pengembangan Energi Nuklir III, Cilegon, 24 Juni 2010.

[3]. NATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, “Comprehensive Nuclear Power Program

in Indonesia”, Presented Paper at the Seminar on Policy Issues for Decission Maker,

Jakarta-Indonesia, August 19-20, 1997.

[4]. Keputusan Presiden No. 5 Tahun 2000 Tentang Energi Kebijakan Nasional.

[5]. ZAINUS SALIMIN, “Peran dan Perkembangan Operasi Teknik Kimia Pengolahan

Limbah Radioaktif untuk Mendukung Aplikasi Iptek Nuklir di Indonesia”, Orasi

Pengukuhan Profesor Riset Bidang Teknologi Evaporasi, Serpong 27 Desember 2007.

[6]. MANSON BENEDICT, et al, “Nuclear Chemical Engineering”, Second Edition,

McGraw-Hill Book Company, New York, 1981.

[7]. IAEA, “Status and Trends in Spent Fuel Reprocessing”, International Atomic Energy

Agency, Vienna, Austria 2005.

[8]. COGEMA, “Irradiated Fuel Reprocessing at La Haque”, International Nuclear Fuel

Cycle Seminar, Saclay-Paris, France, Sep.18-Oct.6, 1989.

[9]. GUNANDJAR, “Teknologi Nuklir Dan Aplikasinya”, Diktat Ceramah Umum di

Universitas Pakuan, Bogor, 6 Oktober 2007.

[10]. R.W.THIELE, “Nuclear Science and It’s Applications”, A Training Manual, IAEA,

Vienna, April – July 1979.

[11]. ROBELIN, T, “Les Effluents Radioactifs Des Centrales Electricite De France A Eau

Sous Pression”, Stage I.N.S.TN en Dechets et Affluents des Centrales a Eau Sous

Pression, Saclay, France, 10-14 September 1984.

[12]. ELECTRICITITE DE FRANCE, “EDF 1300 MW Nuclear Power Plants”, Electricite De

France, Direction De L’equipment, Paris, France, 1983.

[13]. IAEA, “Guide to the Safe Handling of Radioactive Waste at Nuclear Power Plant”,

Technical Report Series No. 198, IAEA, Vienna, 1980.



ISSN 1979-1208 470

[14]. IAEA, “Design of Off-Gas and Air Cleaning Systems at Nuclear Power Plants”,

Technical Report Series No.274, IAEA, Vienna, 1987.

[15]. TOM D REYNOLDS, “Unit Operation and Processes in Environmental Engineering”,

PWS Publishing Company, Boston, USA, 1982.

DISKUSI 1. Pertanyaan dari Sdr. Masrukan (PTBN BATAN)

Mengapa limbah cari reuse harus diolah terlebih dahulu melalui proses pengikatan

kation dan anion, kemudian degassing sebelum proses pengolahannya dengan

evaporasi?

Jawaban:

Limbah cair “reuse” mengandung unsur radioaktif dalam bentuk kation (Cs+, CO2+,

Cr3+, Mn2+, Fe2+, Fe3+ dll) dan dalam bentuk anion (Cl-, CO3-2, CrO4-2 dll) serta gas-

gas hasil fisi (Xe, Kr, Iod, Tritium dll). Kation dan anion tersebut harus dihilangkan

dulu sebelum evaporasi supaya tidak ada peningkatan aktivitas pada asam borat hasil

recovery. Gas-gas hasil aktivasi juga harus dipisahkan agar tidak ada penambahan

tekanan pada proses pengolahannya dengan evaporasi akibat akumulasi gas hasil fisi.

2. Pertanyaan dari Sdr. Hendro Tjahyono (PTRKN BATAN)

a. Limbah cair dari PLTN PWR hanya mengandung radionuklida hasil Cs-137,

radionuklida hasil fisi yang lain kemana dan jenisnya apa saja?

b. Mohon penjelasan limbah cair anion radioaktif Cl-, SO4-2, NO3-, CrO4-2, OH-, dan

CO3- berasal dari mana?

Jawaban:

a. Radionuklida hasil reaksi fisi yang mempunyai yield besar meliputi Tc-99, Cs-137,

Sr-90, Y-90, Kr-85, Pm-147, Ce-144, Zr-95, Nb-95, Ru-103, I-131, Xe-133 dll, Diantara

radionuklida hasil fisi tersebut hanya Cs-137 yang dapat mendifusi melalui lubang

pori kelongsong masuk kedalam air, radionuklida hasil fisi lainnya tertahan pada

kelongsong kecuali yang fase gas.

b. Anion Cl- berasal dari hasil aktivasi Cr-35 menjadi Cr-36, anion CrO4-2 dari aktivasi

Cr-50 dalam struktur kelongsong menjadi Cr-51 yang bervalensi +6, Anion OH-

dari aktivasi Li-6 menjadi H-3 yang dalam larutan bentuk H2O dan terionisasi

menjadi H+ dan OH-, anion CO3- berkomposisi C-14 yang radioaktif dan

seterusnya.

keselamatan pengelolaan limbah radioaktif …yang terdidik, dan termasuk hasil studi kelayakan yang...

Documents