laporan akuntabilitas kinerja instansi · pdf filelaporan akuntabilitas kinerja instansi...

LAPORAN AKUNTABILITAS KINERJA INSTANSI PEMERINTAH

TAHUN 2011

BADAN TENAGA NUKLIR NASIONAL PUSAT TEKNOLOGI LIMBAH RADIOAKTIF KAWASAN PUSPIPTEK, SERPONG TANGERANG

Laporan Akuntabilitas Kinerja Instansi Pemerintah 2011 PTLR i

DAFTAR ISI

Halaman

DAFTAR ISI ………………………………...…………..…….……………………......... i

IKHTISAR EKSEKUTIF …….………………..…………………………………............ ii

BAB I. PENDAHULUAN ... …………………………...…….……………….......... 1

1.1. Latar Belakang ………………………….……..…....…………..….......... 1

1.2. Kedududkan, Tugas Pokok.....................................................….…............ 1

1.3. Struktur Organisasi PTLR...............….....…..…..………….…….……...... 2

1.4. Analisis Lingkungan Strategis….......……..….…………………....…....... 4

1.4.1. Aspek Sumber Daya Manusia....……...…….…...…........................ 4

1.4.2. Aspek Fasilitas Utama dan Fasilitas Penunjang....…........................ 5

1.4.3. Aspek Sumber Daya Keuangan..……………….…......................... 6

BAB II. PERENCANAAN DAN PERJANJIAN KERJA ………............................... 7

2.1. Umum ……………………...……………….………....…………..…....... 7

2.2. Visi, Misi, Tujuan, Sasaran, dan Indikator Kinerja Utama …….…........... 8

2.2.1. Visi …........…………...…….………….……………….…....….... 8

2.2.2. Misi …………….…...…….………….……………….…...…....... 8

2.2.3. Tujuan ……………………...…..…….……………….…...…....... 8

2.2.4. Sasaran Strategis………....…...……..….……………….…...…..... 8

2.2.5. Indikator Kinerja Utama...…...……..….……………….…...…...... 8

2.3. Arah Kebijakan ………....................….....…..….………….…….……..... 9

2.4. Program dan Kegiatan PTLR...….......……..….…………………....…...... 10

2.5. Penetapan Kinerja PTLR Tahun 2011...…...……..….………….….…...... 11

BAB III. AKUNTABILITAS KINERJA ……………………………...…................. 13

3.1. Metodologi Pengukuran Kinerja Tahun 2011…………………................. 13

3.2. Pengukuran Capaian Kinerja Tahun 2011………......…………................. 13

3.3. Analisis Capaian Kinerja PTLR Tahun 2011………………….................. 14

3.4. Akuntabilitas Keuangan.............................................................................. 32

BAB IV. PENUTUP ……………………………………………………......................... 35

Lampiran :

1. Pengukuran Kinerja PTLR Tahun 2011.

2. Daftar Publikasi Ilmiah Nasional PTLR Tahun 2011.

3. 4 Publikasi ilmiah internasional.

Laporan Akuntabilitas Kinerja Instansi Pemerintah 2011 PTLR ii

IKHTISAR EKSEKUTIF

Pusat Teknologi Limbah Radioaktif (PTLR) mempunyai Visi untuk menjadi sentra

nasional pengembangan teknologi dan layanan pengelolaan limbah radioaktif, keselamatan

lingkungan dan radioekologi kelautan yang handal.

Sesuai dengan Visi dan Misi yang dituangkan dalam Renstra PTLR 2010-2014,

PTLR mempunyai tujuan strategis yaitu :

1. Peningkatan kemampuan litbangrap teknologi pengelolaan limbah radioaktif,

dekontaminasi dan dekomisioning, keselamatan lingkungan serta radioekologi kelautan

termasuk aplikasi teknik nuklir dalam bidang kelautan.

2. Peningkatan layanan pengelolaan limbah radioaktif yang memenuhi kepuasan

pelanggan.

3. Penyediaan layanan dekontaminasi dan dekomisioning fasilitas nuklir.

4. Peningkatan layanan dan kendali keselamatan radiasi dan radioaktivitas lingkungan serta

pengelolaan data dosis radiasi personil

Tujuan tersebut dijabarkan ke dalam Sasaran Strategis , yaitu “ Diperoleh hasil

litbang teknologi pengelolaan limbah radioaktif dan lingkungan “ dengan Indikator Kinerja

Utama (IKU) sebagai berikut :

1. Jumlah prototipe fasilitas demo disposal limbah aktivitas rendah di kawasan nuklir Serpong 2. Jumlah dokumen teknis desain konseptual instalasi pengolahan limbah cair dan padat yang

ditimbulkan dari operasi PLTN

3. Jumlah dokumen teknis konsep desain laboratorium radioekologi kelautan di Bangka Belitung 4. Jumlah paket teknologi sitem monitoring lingkungan Kawasan Nuklir Serpong secara kontinyu 5. Jumlah jasa layanan proses pengolahan limbah radioaktif cair dan padat 6. Jumlah publikasi ilmiah nasional dan internasional hasil litbang pengelolaan limbah

Laporan Akuntabilitas Kinerja Instansi Pemerintah (LAKIP) PTLR tahun 2011

disusun berdasarkan Tujuan dan Sasaran Strategis tersebut diatas, dengan menyajikan

keberhasilan dan kegagalan dalam pencapaiannya sesuai dengan target yang telah

ditetapkan. Capaian dari Sasaran Strategis adalah sebagai berikut :

Tabel 1. Capaian Sasaran Strategis Tahun 2011

Sasaran Strategis Indikator Kinerja Utama Target Realisasi %

(1) (2) (3) (4) (5)

Diperoleh hasil

litbang teknologi

pengelolaan limbah

radioaktif dan

lingkungan

Jumlah prototipe fasilitas demo disposal

limbah aktivitas rendah di kawasan

nuklir Serpong

1 Dokumen

Teknis

1 Dokumen

Teknis 100 %

Jumlah dokumen teknis desain

konseptual instalasi pengolahan limbah

radioaktif cair dan padat yang

ditimbulkan dari operasi PLTN

1 Dokumen

Teknis

1 Dokumen

Teknis 100 %

Laporan Akuntabilitas Kinerja Instansi Pemerintah 2011 PTLR iii

Jumlah dokumen teknis konsep desain

laboratorium radioekologi kelautan di

Bangka Belitung

1 Dokumen

Teknis

1 Dokumen

Teknis 100 %

Jumlah paket teknologi sitem

monitoring lingkungan Kawasan Nuklir

Serpong secara kontinyu

1 Dokumen

Teknis

1 Dokumen

Teknis 95 %

Jumlah jasa layanan proses pengolahan

limbah radioaktif cair dan padat 1 paket 1 paket 100%

Jumlah publikasi ilmiah nasional dan

internasional hasil litbang pengelolaan

limbah 4 Publikasi 4 publikasi 100 %

Berdasarkan Tabel diatas, dapat dijelaskan sebagai berikut : 1. Untuk capaian IKU Jumlah prototipe fasilitas demo disposal limbah aktivitas rendah di kawasan

nuklir Serpong yang ditargetkan pada tahun 2014, dicapai secara bertahap melalui pelaksanaan

kegiatan litbang di bidang teknologi penyimpanan lestari dan pada tahun 2011 menghasilkan

satu Dokumen Teknis Tapak dan Konsep Desain Keselamatan Fasilitas Disposal Limbah

Radioaktif.

2. Untuk capaian IKU Jumlah dokumen teknis desain konseptual instalasi pengolahan

limbah radioaktif cair dan padat yang ditimbulkan dari operasi PLTN yang ditargetkan

pada tahun 2014, dicapai secara bertahap melalui pelaksanaan kegiatan litbang di bidang

teknologi pengolahan limbah dekontaminasi dan dekomisioning dan pada tahun 2011

menghasilkan satu Dokumen Teknis Proses pengolahan limbah radioaktif cair dan padat

yang ditimbulkan dari operasi PLTN.

3. Untuk capaian IKU Jumlah dokumen teknis konsep desain laboratorium radioekologi

kelautan di Bangka Belitung yang ditargetkan pada tahun 2014, dicapai secara bertahap

melalui pelaksanaan kegiatan litbang di bidang radioekologi kelautan dan pada tahun

2011 menghasilkan satu Dokumen Teknis baseline data radioekologi kelautan di Bangka

Barat, Bangka Belitung.

4. Untuk mencapai IKU Jumlah paket teknologi sitem monitoring lingkungan Kawasan

Nuklir Serpong secara kontinyu, yang juga ditargetkan pada tahun 2014, dicapai secara

bertahap melalui pelaksanaan kegiatan litbang di bidang keselamatan dan lingkungan

dan pada tahun 2011 menghasilkan satu Dokumen Teknis Sistem Proteksi Radiasi

Reaktor Riset dan PLTN.

Dokumen teknis yang diperoleh dalam uraian nomor1-4 tersebut diatas merupakan

target yang dicapai oleh PTLR pada tahun 2011 sesuai dengan yang telah ditetapkan dalam

Renstra PTLR 2010-2014.

5. Jumlah publikasi ilmiah internasional yang ditargetkan sejumlah 4 publikasi pada tahun

2011 dapat direalisaikan sesuai rencana, disamping itu, juga jumlah publikasi nasional

sejumlah 30 publikasi.

Laporan Akuntabilitas Kinerja Instansi Pemerintah 2011 PTLR iv

Berdasarkan hasil evaluasi kinerja PTLR dapat diambil kesimpulan bahwa Sasaran

Strategis PTLR yaitu “ Diperoleh hasil litbang teknologi pengelolaan limbah radioaktif dan

lingkungan “ telah berhasil dicapai, karena semua indikator kinerja utama (IKU) mencapai

targetnya.

1 Laporan Akuntabilitas Kinerja Instansi Pemerintah 2011 PTLR

BAB I

PENDAHULUAN

1.1 Latar Belakang

Laporan Akuntabilitas Kinerja Instansi Pemerintah (LAKIP) Pusat Teknologi Limbah

Radioaktif (PTLR) disusun dalam rangka memenuhi Instruksi Presiden No. 7 tahun 1999

tentang Akuntabilitas Kinerja Instansi Pemerintah (AKIP), BATAN yang merupakan

Lembaga Pemerintah Non Kementrian (LPNK) berkewajiban untuk melaksanakan instruksi

tersebut.

Berdasarkan hal tersebut maka PTLR sebagai salah satu unit kerja di BATAN berusaha

untuk mendukung pemenuhan kewajiban tersebut. dengan menyusun LAKIP sebagai bentuk

pertanggung jawaban atas kegiatan yang telah dilaksanan oleh PTLR.

LAKIP ini disusun dengan mengacu pada Peraturan Menteri Pendayagunaan Aparatur

Negara dan reformasi Birokrasi PER/M.PAN/29/2010 tentang Pedoman Penyusunan

Penetapan Kinerja dan Pelaporan Akuntabilitas Kinerja Instansi Pemerintah, Renstra

BATAN 2010-2014 serta Renstra PTLR 2010-2014.

1.2. Kedudukan, Tugas Pokok

Pusat Teknologi Limbah Radioaktif (PTLR) adalah salah satu unit kerja di lingkungan

Deputi Bidang Pengembangan Teknologi Daur Bahan Nuklir dan Rekayasa – BATAN

yang dibentuk berdasarkan Undang-Undang No. 10 Tahun 1997 tentang Ketenaganukliran

dan Keppres No. 178 Tahun 2000 tentang Susunan Organisasi dan tugas Lembaga

Pemerintah Non Departemen (LPND) yang dijabarkan dalam Peraturan Kepala BATAN

No.392/KA/XI/2005. PTLR berlokasi di BATAN Kawasan Puspiptek Serpong, Tangerang.

Pusat Teknologi Limbah Radioaktif Serpong mempunyai tugas melaksanakan

pengembangan teknologi pengelolaan limbah radioaktif berdasarkan peraturan dan

kebijakan yang ditetapkan oleh Kepala BATAN.

Untuk penyelenggaraan tugas tersebut PTLR Serpong mempunyai fungsi :

a) melaksanakan pengembangan dan teknologi penyimpanan lestari,

b) melaksanakan pengembangan dan teknologi pengolahan limbah, dekontaminasi dan

dekomisioning fasilitas nuklir,

c) melaksanakan penelitian dan pengembangan dibidang radioekologi kelautan,

d) melaksanakan pengolahan limbah,

e) melaksanakan pengendalian keselamatan kerja dan keselamatan lingkungan,

f) melaksanakan urusan tata usaha,

g) melaksanakan program jaminan mutu, dan

h) melaksanakan pengamanan nuklir.


1.4. Strukur Organisasi

Sesuai dengan Peraturan Kepala BATAN No.392/KA/XI/2005 tentang Organisasi dan

Tata Kerja BATAN, untuk menjalankan fungsinya, PTLR dilengkapi dengan struktur

organisasi sebagai berikut :

1. Bagian Tata Usaha

2. Bidang Teknologi Penyimpanan Lestari

3. Bidang Teknologi Pengolahan Limbah, Dekontaminasi dan Dekomisioning

4. Bidang Radioekologi Kelautan

5. Bidang Operasi Sarana Penunjang

6. Bidang Pengolahan Limbah

7. Bidang Keselamatan dan Lingkungan

8. Unit Jaminan Mutu

9. Unit Pengamanan Nuklir


1.4. Analisis Lingkungan Strategis

Pusat Teknologi Limbah Radioaktif dalam melaksanakan tugas, fungsi dan

kewenangannya dipengaruhi oleh kondisi lingkungan strategis, yaitu berasal dari aspek

SDM, fasilitas dan keuangan,

1.4.1. Aspek Sumber Daya Manusia

Berdasarkan data kepegawaian hingga 31 Desember 2011, PTLR mempunyai 159

orang pegawai dengan tingkat pendidikan S3 sejumlah 6 orang, 14 orang S2, S1 dan D4 68

orang, Sarjana Muda/D3 25 orang, dan tamatan D2, D1, SLTA, SLTP sejumlah 46 orang.

Sedangkan untuk jabatan fungsional, tercatat 54 orang pejabat fungsional yang tersebar

dalam 4 jabatan fungsional yaitu Peneliti, Pranata Nuklir, Pengendali Dampak Lingkungan,

dan Pranata Humas. 2 orang diantara Pejabat Peneliti memiliki kualifikasi sebagai profesor

riset. Data lengkap Profil SDM PTLR dapat dilihat dalam profil SDM berikut :

PROFIL SDM PTLR 31 Desember 2011


Dalam rangka meningkatkan kompetensi dan keahliannya, para karyawan BATAN di

arahkan untuk meniti karir melalui jenjang jabatan, fungsional, 55 orang karyawan meniti karir

di 4 jabatan fungsional dan diantara karyawan tersebut tercatat 16 orang memiliki kualifikasi

Peneliti (2 orang profesor riset).

PROFIL PEJABAT FUNGSIONAL PTLR

31 Desember 2011

1.4.2. Aspek Fasilitas Utama dan Fasilitas Penunjang

Dalam melaksanakan kegiatannya PTLR dilengkapi beberapa fasilitas/instalasi yaitu :

1). Fasilitas Utama

a. Instalasi Pengolahan Limbah Radioaktif

b. Fasilitas Interim Storage (IS) modul 1

c. Fasilitas Interim Storage (IS) modul 2

d. Failitas Penyimpanan Limbah Aktivitas Tinggi (PSLAT)

e. Instalasi Kanal Hubung dan Penyimpanan Bahan Bakar Bekas (KHIPSB3)

f. Instalasi Pemantauan Meteorologi

g. Instalasi Penyedia Media dan Energi


2) Fasilitas Penunjang

Untuk menunjang fungsi Fasilitas Utama, tersedia beberapa fasilitas penunjang antara

lain :

a. Laboratorium Preparasi dan Analisis Pengolahan Limbah Radioaktif

b. Laboratorium Dekontaminasi dan Dekomisioning

c. Laboratorium Radioekologi Kelautan

d. Laboratorium Geoscience (Penyimpanan Lestari)

e. Laboratorium Pemantauan Dosis Eksternal dan Internal

f. Laboratorium Pemantauan Lingkungan

Fasilitas Utama dan fasilitas penunjang ini dilengkapi dengan peralatan dan instrumen yang

handal sesuai dengan peruntukannya, diantaranya Evaporator (kapasitas 0,75 m3/jam) ,

Insenerator (kapasitas 50 kg/jam) , Kompaktor (600 kN), Chemical Treatment (kapasitas 0,5

m3/hari), Unit Sementasi, Liquid Scintilation Analyser (LSC) , Fraction Collector, Ion

Chromatografi, Peralatan Dekontaminasi (Sand Blasting, Ultra Sonic, Dekontaminasi

Kimia), Gamma Spectrometer, Alpha Spectrometer, Low Background Alpha Beta Counter

(LBC-α/β), Alat Geolistrik 2 Dimensi, Whole Body Counter (WBC), Thermoluminescence

Dosemeter (TLD) Reader , AMES Multifunctinal gamma Monitor (Alat pemantau radiasi

ambien secara kontinyu) , Cooling Tower, Compresor, Chiller, Blower, Sistem Fire Alarm,

Unit Transportasi (truk limbah padat dan cair, kendaraan operasional). Salah satu

Laboratorium tersebut, yaitu Laboratorium Pemantauan Dosis Eksternal saat ini sedang

dalam proses pengajuan Akreditasi ke Komisi Akreditasi Nasional (KAN). Sedangkan

Laboratorium lainnya sudah mendapat akreditasi dari KNAPP (Komisi Nasional Akreditasi

Pranata Penelitian dan Pengembangan) Nomor 005/Kp/KA-KNAPP/10/2007.

1.5.3. Aspek Sumber Daya Keuangan

Dalam merealisasikan sasaran dan target kegiatan tahun 2011, PTLR memperoleh

anggaran sebesar Rp. 28.796.711.000,- yang dituangkan dalam DIPA PTLR Tahun

Anggaran 2011 Nomor 0012/080-01.1.01/00/2011, Revisi-0 tanggal 20 Desember 2010.

Pada tanggal 16 Juni 2011 dilakukan Revisi-1 terhadap DIPA PTLR (Revisi Gaji) menjadi

Rp. 28 964.519.000,- dan pada tanggal 3 Oktober 2011 direvisi kembali menjadi Revisi-2

(dikarenakan adanya pemanfaatan anggaran penghematan) dengan Pagu Anggaran sebesar

Rp. 34.083.395.000,- .

Realisasi anggaran tahun 2011 adalah sebesar Rp. 32.781.071.374,- atau 96,52% .

Sedangkan Penerimaan Negara Bukan Pajak (PNBP) untuk tahun 2011 dengan rencana

target penerimaan sebesar Rp. 1.310.258.000,- hanya terealisasi sebesar Rp. 342.399.251,-

atau 26,13 % . Hal ini disebabkan oleh rendahnya permintaan pengolahan limbah dari

konsumen (industri, rumah sakit, lembaga penelitian).


BAB II

PERENCANAAN DAN PERJANJIAN KERJA

2.1. Umum

Pusat Teknologi Limbah Radioaktif menghadapi berbagai tantangan baik yang bersifat

jangka pendek maupun panjang antara lain muncul sebagai konsekuensi dari :

Adanya Program pembangunan (PLTN), yang akan beroperasi untuk pertama kali

dalam beberapa tahun ke depan.

Peningkatan pemanfaatan llmu Pengetahuan dan Teknologi (iptek) nuklir dalam

bidang industri, medis dan penelitian dan pengembangan (litbang) iptek nuklir itu

sendiri.

Pengelolaan limbah bahan berbahaya dan beracun internal BATAN yang juga

memerlukan penanganan sesuai dengan kaidah yang berlaku.

Penuaan fasilitas nuklir dan radiasi zat radioaktif yang harus diantisipasi dengan

program dekomisioning. Pengalaman dekomisioning fasilitas pemurnian asam

fosfat merupakan salah satu acuan untuk penyusunan program dekomisioning

fasilitas nuklir dan radiasi yang lain.

Peningkatan tuntutan keselamatan (ratifikasi konvensi, adopsi rekomendasi

terbaru) sehingga akan meningkatkan jenis limbah yang harus ditangani seperti

limbah Naturally Occurring Radioactive Materials (NORM) dan TENORM dari

kegiatan industri non nuklir (pertambangan produksi pupuk, produksi minyak dan

gas).

Program disposal bagi limbah yang saat ini dikelola, yaitu limbah yang

ditimbulkan dari kegiatan aplikasi tenaga (atau teknik) nuklir di industri, kesehatan

dan litbang dengan mempertimbangkan berbagai metode yang saat ini berkembang

serta memperhitungkan faktor sosial dan ekonomi.

Pertanyaan masyarakat terkait dengan pengelolaan jangka panjang limbah

radioaktif yang ditimbulkan dari pengoperasian dan dekomisioning PLTN.

Pengelolaan bahan bakar nuklir bekas (bbnb) dipindahkan dari reaktor serba guna

ke fasilitas penyimpanan memerlukan program penyimpanan jangka panjang

sambil menunggu disposal limbah tersebut.

Wilayah Indonesia yang terdiri dari 70% laut sehingga diperlukan institusi sentra

yang melakukan litbang radioaktivitas lingkungan kelautan.

Tuntutan peningkatan sistem keselamatan radiasi dan keamanan terkait

pengelolaan limbah radioaktif, B3, dan BBNB untuk pekerja, masyarakat dan

lingkungan.

Untuk mengantisipasi berbagai hal di atas di masa depan diperlukan penyusunan

program yang tepat, baik untuk jangka panjang berupa sebuah rencana strategik untuk 5

tahun sampai 10 tahun dan program pelaksanaannya untuk jangka pendek yaitu 1 sampai 2

tahun. Program tersebut dituangkan dalam Renstra PTLR 2010-2014 yang disusun dengan

mengacu pada kompetensi PTLR dan peraturan perundang-undangan yang berlaku.


2.2. Visi, Misi, Tujuan, Sasaran, dan Indikator Kinerja Utama

2.2.1. Visi

Sejalan dengan pelaksanaan tugas, fungsi, wewenang dan tanggung jawabnya,

PTLR mempunyai visi “Menjadi sentra nasional pengembangan teknologi dan

layanan pengelolaan limbah radioaktif, keselamatan lingkungan dan radioekologi

kelautan yang handal”.

2.2.2. Misi

Untuk mencapai visi PTLR tersebut di atas maka diperlukan upaya-upaya yang

terangkum dalam misi PTLR sebagai berikut :

1. Melaksanakan penelitian, pengembangan dan penerapan (litbangrap) teknologi

pengelolaan limbah radioaktif, dekontaminasi dan dekomisioning, keselamatan

lingkungan serta radioekologi kelautan.

2. Melaksanakan layanan pengelolaan limbah radioaktif, dekontaminasi dan

dekomisioning, serta keselamatan radiasi dan radioaktivitas lingkungan secara

selamat, aman, handal dan berwawasan lingkungan.

2.2.3. Tujuan

Dengan melaksanakan misi PTLR diharapkan dapat tercapai tujuan PTLR

sebagai berikut :

1. Peningkatan kemampuan litbangrap teknologi pengelolaan limbah radioaktif,

dekontaminasi dan dekomisioning, keselamatan lingkungan serta radioekologi

kelautan termasuk aplikasi teknik nuklir dalam bidang kelautan.

2. Peningkatan layanan pengelolaan limbah radioaktif yang memenuhi kepuasan

pelanggan.

3. Penyediaan layanan dekontaminasi dan dekomisioning fasilitas nuklir.

4. Peningkatan layanan dan kendali keselamatan radiasi dan radioaktivitas

lingkungan serta pengelolaan data dosis radiasi personil

2.2.4. Sasaran Strategis

Sesuai dengan tujuan yang ingin dicapai maka ditetapkan sasaran strategis PTLR

yang mendukung Renstra BATAN yaitu :

“ Diperoleh hasil litbang teknologi pengelolaan limbah radioaktif dan lingkungan “

2.2.5. Indikator Kinerja Utama dan Target

Sesuai dengan tujuan dan sasaran PTLR maka indikator kinerja utama PTLR adalah

sebagai berikut :


Tabel 2.1.

Indikator Kinerja Utama PTLR

Sasaran Strategis Indikator Kinerja Utama

Diperoleh hasil litbang teknologi

pengelolaan limbah radioaktif dan

lingkungan

Jumlah prototipe fasilitas demo disposal

limbah aktivitas rendah di kawasan nuklir

Serpong

Jumlah dokumen teknis desain konseptual

instalasi pengolahan limbah cair dan padat

yang ditimbulkan dari operasi PLTN

Jumlah dokumen teknis konsep desain

laboratorium radioekologi kelautan di Bangka

Belitung

Jumlah paket teknologi sitem monitoring

lingkungan Kawasan Nuklir Serpong secara

kontinyu

Jumlah jasa layanan proses pengolahan

limbah radioaktif cair dan padat

Jumlah publikasi ilmiah nasional dan

internasional hasil litbang pengelolaan limbah

2.3. Arah Kebijakan

Limbah radioaktif adalah bahan yang tidak dimanfaatkan lagi dan bersifat

radioaktif serta mengandung potensi bahaya radiasi. Karena sifatnya itu pengelolaan limbah

radioaktif menjadi strategis dan diawasi oleh Badan Pengawas untuk mencegah timbulnya

bahaya radiasi terhadap pekerja, anggota masyarakat dan lingkungan hidup.

Kebijakan dan strategi dalam pengelolaan limbah radioaktif harus memenuhi :

a. Proteksi Kesehatan Manusia

Limbah radioaktif harus dikelola sedemikian rupa sehingga memenuhi tingkat

perlindungan kesehatan masyarakat

b. Perlindungan Lingkungan Hidup

Limbah radioaktif harus dikelola sedemikian rupa sehingga memberikan tingkat

perlindungan yang dapat diterima bagi lingkungan hidup.

c. Proteksi Melampaui Batas Nasional

Limbah radioaktif harus dikelola sedemikian rupa untuk memastikan bahwa

kemungkinan dampak terhadap kesehatan manusia dan lingkungan diluar perbatasan

nasional, telah dipertimbangkan.

d. Proteksi untuk Generasi Mendatang

Limbah radioaktif harus dikelola sedemikian rupa sehingga dampak terhadap

generasi yang akan datang tidak lebih besar daripada dampak yang dapat diterima

oleh generasi saat ini.

e. Beban Generasi Mendatang

Limbah radioaktif harus dikelola sedemikian rupa sehingga tidak menjadi beban


melebihi kemampuan generasi yang akan datang.

f. Kerangka Hukum Nasional

Limbah radioaktif harus dikelola dalam kerangka hukum yang tepat termasuk

alokasi tanggung jawab secara jelas dan ketentuan untuk fungsi pengawasan yang

independen.

g. Pengendalian Timbulnya Limbah Radioaktif

Timbulnya Limbah radioaktif harus diupayakan seminimal mungkin yang dapat

dicapai.

h. Saling Ketergantungan dalam Penimbulan dan Pengelolaan Limbah Radioaktif

Ketergantungan antar seluruh tahapan dalam pengelolaan dan penimbulan limbah

radioaktif harus diperhitungkan secara tepat.

i. Keselamatan Fasilitas

Keselamatan fasilitas untuk pengelolaan limbah radioaktif harus dijamin sesuai

ketentuan selama umur fasilitas tersebut.

Keselamatan pekerja, masyarakat dan lingkungan merupakan faktor utama dalam

kegiatan fasilitas nuklir di Serpong, dan PTLR bertugas melaksanakan kendali terhadap

sistem proteksi radiasi KNS yang terdiri dari 10 satuan kerja dan 1 BUMN.

Wilayah Indonesia yang sebagian besar adalah laut menuntut adanya suatu baseline

data radioaktivitas lingkungan kelautan yang dapat memberikan kontribusi bagi sistem

keselamatan lingkungan secara nasional.

Garis besar kebijakan strategi PTLR adalah :

1. Meningkatkan kegiatan libangrap Iptek Nuklir di bidang limbah radioaktif,

keselamatan lingkungan dan radioekologi kelautan.

2. Meningkatkan layanan pengelolaan limbah radioaktif nasional, limbah B3 internal

BATAN, bahan bakar nuklir bekas (bbnb), dekontaminasi & dekomisioning serta

keselamatan & lingkungan.

2.4. Program dan Kegiatan PTLR

Untuk mewujudkan Renstra BATAN 2010-2014, maka sesuai tugas pokok dan

fungsinya PTLR berperan dalam Program Penelitian Pengembangan Dan Penerapan Energi

Nuklir, Isotop Dan Radiasi. Sehubungan dengan itu, PTLR melaksanakan Kegiatan

Pengembangan teknologi pengelolaan limbah radioaktif dan lingkungan. Kegiatan tersebut

terdiri dari beberapa subkegiatan, antara lain :

1. Subkegiatan-subkegiatan litbang

teknologi pengelolaan limbah radioaktif dan bbnb

disposal limbah radioaktif

keselamatan kerja dan lingkungan

teknologi dekontaminasi dan dekomisioning fasilitas nuklir

radioekologi kelautan.

2. Subkegiatan-subkegiatan pelayanan:

Pelayanan pengelolaan limbah radioaktif dan bbnb


Sosialisasi teknologi pengelolaan limbah

Pembinaan teknis terhadap pengelola dan penghasil limbah radioaktif

Pelayanan dekontaminasi dan dekomisioning fasilitas nuklir

Pelayanan pengelolaan limbah B3 internal BATAN

Pembangunan gedung Administrasi Pelayanan Pengelolaan Limbah Radioaktif

Nasional

Pengendalian keselamatan pekerja radiasi

Pemantauan dan Analisis Dampak Lingkungan

Pengendalian keselamatan pengelolaan limbah radioaktif

Optimalisasi dan Revitalisasi Instalasi Pengolahan Limbah Radioaktif

Sertifikasi SB77.0001.80:2005

Akreditasi dari Komisi Akreditasi Nasional (KAN).

Penambahan Ruang Lingkup Akreditasi Komisi Nasional Akreditasi Pranata

Penelitian dan Pengembangan (KNAPPP)

Keamanan kegiatan pengelolaan limbah radioaktif.

2.5. Penetapan Kinerja PTLR Tahun 2011

PTLR menyusun penetapan kinerja tahun 2011 sesuai dengan target prioritas

bidang dan prioritas unit kerja sebagaimana tercantum dalam Renstra PTLR 2010-2014

dan Renstra BATAN 2010-2014 dapat dilihat pada Penetapan Kinerja sebagaimana

tercantum dalam Tabel 2.5


Tabel 2.5.

PENETAPAN KINERJA

Unit Organisasi Eselon II : Pusat Teknologi Limbah Radioaktif

Tahun Anggaran : 2011

Sasaran Strategis Indikator Kinerja Target

(1) (2) (3)

Diperoleh hasil litbang teknologi

pengelolaan limbah radioaktif dan

lingkungan.

Jumlah dokumen teknis tapak, konsep desain dan

keselamatan fasilitas disposal limbah radioaktif dan

TENORM *)

1 Dokumen

Teknis

Calon tapak terpilih Pulau Jawa dan konsep desain

fasilitas demo disposal

Jumlah dokumen teknis kajian proses pengolahan limbah

radioaktif cair dan padat yang ditimbulkan dari operasi

PLTN **)

1 Dokumen

Teknis

Karakterisasi limbah radioaktif tingkat rendah dan

sedang serta teknologi proses pengolahan

Jumlah dokumen teknis sistem proteksi radiasi reaktor

riset dan PLTN***)

1 Dokumen

Teknis

Sistem monitoring kontinyu radiasi ambient KNS,

kajian keselamatan pekerja dan masyarakat

Jumlah dokumen teknis pengelolaan pra disposal LRA cair

dan padat

1 Dokumen

Teknis

Jumlah dokumen teknis baseline data radioekologi

kelautan di Bangka Barat, Bangka Belitung****)

1 Dokumen

Teknis

Jumlah publikasi ilmiah internasional 4 Publikasi

*) indikator ini untuk mencapai prototipe fasilitas demo disposal limbah aktivitas rendah di kawasan nuklir Serpong

**) indikator ini untuk mencapai dokumen teknis konsep desain instalasi pengolah limbah radioaktif cair dan padat yang ditimbulkan dari operasi PLTN

***) indikator ini untuk mencapai paket teknologi sistem monitoring lingkungan kawasan nuklir Serpong secara kontinyu

****) indikator ini untuk mencapai dokumen teknis konsep desain laboratorium radioekologi kelautan di Babel

Laporan Akuntabilitas Kinerja Instansi Pemerintah 2011 PTLR 13

BAB III

AKUNTABILITAS KINERJA

3.1. Metodologi Pengukuran Kinerja Tahun 2011

Pada tahun 2011, merupakan tahun kedua dari Renstra PTLR BATAN 2010-2014. Adapun metode yang digunakan dalam pengukuran pencapaian sasaran adalah dengan membandingkan antara target dan realisasi indikator kinerja utama masing-masing sasaran. Berdasarkan perbandingan tersebut dapat diperoleh informasi capaian kinerja masing-masing sasaran pada tahun 2011. Informasi ini menjadi bahan tindak lanjut perencanaan ke depan. Metode ini dimanfaatkan untuk memberikan gambaran kepada pihak-pihak internal dan eksternal tentang sejauh mana pencapaian sasaran yang telah ditetapkan untuk mewujudkan tujuan, misi dan visi BATAN.

3.2. Pengukuran Capaian Kinerja Tahun 2011

Pengukuran tingkat capaian kinerja tahun 2011 dilakukan dengan membandingkan antara target dengan realisasi masing-masing indikator kinerja utama sasaran strategis, secara lengkap Pengukuran Kinerja disajikan pada Lampiran 1.

Indikator kinerja utama merupakan ukuran capaian keberhasilan sasaran strategis organisasi. Adapun target dan pencapaian indikator kinerja utama PTLR yang telah ditetapkan tahun 2011 adalah sebagai berikut :

Tabel 3.1

Capaian Indikator Kinerja Utama PTLR Tahun 2011 Sasaran Strategis Indikator Kinerja Utama Target Realisasi %

(1) (2) (3) (4) (5) Diperoleh hasil litbang teknologi pengelolaan limbah radioaktif dan lingkungan

1. Jumlah prototipe fasilitas demo disposal limbah aktivitas rendah di kawasan nuklir Serpong

1 Dokumen Teknis

1 Dokumen Teknis 100 %-

2. Jumlah dokumen teknis desain konseptual instalasi pengolahan limbah cair dan padat yang ditimbulkan dari operasi PLTN

1 Dokumen Teknis

1 Dokumen Teknis 100 %

3. Jumlah dokumen teknis konsep desain laboratorium radioekologi kelautan di Bangka Belitung

1 Dokumen Teknis


4. Jumlah paket teknologi sitem monitoring lingkungan Kawasan Nuklir Serpong secara kontinyu

1 Dokumen Teknis


5. Jumlah jasa layanan proses pengolahan limbah radioaktif cair dan padat

1 paket 1 paket 100%

6. Jumlah publikasi ilmiah internasional hasil litbang pengelolaan limbah

4 Publikasi 4publikasi 100%


Dari Tabel diatas dapat dijelaskan bahwa untuk capaian IKU nomor 1 yaitu : Jumlah prototipe fasilitas demo disposal limbah aktivitas rendah di kawasan nuklir Serpong , ditargetkan selesai pada tahun 2014. Pencapaian target ini dilaksanakan secara bertahap mulai tahun 2010 hingga 2014, melalui kegiatan litbang di bidang teknologi penyimpanan lestari. Pada tahun 2011 kegiatan ini menghasilkan satu Dokumen Teknis Tapak dan Konsep Desain Keselamatan Fasilitas Disposal Limbah Radioaktif dan TENORM Demikian pula halnya dengan capaian IKU nomor 4, yaitu : Jumlah paket teknologi sitem monitoring lingkungan Kawasan Nuklir Serpong secara kontinyu, yang juga ditargetkan pada tahun 2014, dicapai secara bertahap melalui pelaksanaan kegiatan litbang di bidang keselamatan dan lingkungan dan pada tahun 2011 menghasilkan satu Dokumen Teknis Sistem Proteksi Radiasi Reaktor Riset dan PLTN. Untuk capaian IKU lainnya telah sesuai dengan target yang telah ditetapkan. Dari tabel diatas, maka secara umum dapat disimpulkan bahwa dari 6 indikator kinerja utama PTLR, 5 indikator berhasil direalisasikan 100 % dan 1 indikator yang tidak mencapai target.

Terhadap hasil kinerja yang telah dicapai PTLR pada tahun 2011, akan dilakukan evaluasi dan analisis yang komprehensif terhadap berbagai faktor yang mempengaruhi hasil kinerja dan akan dilakukan langkah-langkah perbaikan yang diperlukan untuk meningkatkan kinerja

3.3. Analisis Capaian Kinerja PTLR Tahun 2011

Sebagai salah satu unit kerja yang ada di BATAN , PTLR sebagai lembaga penelitian dan pengembanagn di bidang nuklir, juga bertanggung jawab terhadap pengelolaan limbah radioaktif yang ditimbulkan dari kegiatan litbang maupun pemanfaatannya sesuai dengan Undang-undang Nomor 10 Tahun 1997 tentang Ketenaganukliran, Peraturan Pemerintah Republik Indonesia Nomor 18 Tahun 1999 tentang Pengelolaan Limbah Berbahaya dan Beracun dan Peraturan Pemerintah Nomor 27 Tahun 2002 tentang Pengeloaan Limbah Radioaktif.

Dalam rangka mendukung RPJMN 2010-2014, PTLR telah menetapkan Sasaran dalam Rencana Strategis Tahun 2010-2014 dimana PTLR menargetkan 6 indikator Kinerja Utama dengan pencapaian sebagaimana tercantum dalam Tabel 3.1. Dari 6 indikator Kinerja Utama (IKU) sebagai ukuran capaian sasaran strategis, diuraikan melalui Indikator Kinerja Antara (IKA) yang telah dijabarkan dalam Rencana Strategis tahun 2010-2014.

Indikator Kinerja Antara untuk pencapaian Sasaran Strategis pada tahun 2011, berikut target dan realisasinya adalah sebagai berikut :


Tabel 3.2

Persentase Capaian Sasaran PTLR Tahun 2011

INDIKATOR KINERJA TARGET REALISASI %

1 2 3 4

1 Jumlah dokumen teknis tapak, konsep desain dan keselamatan fasilitas disposal limbah radioaktif dan TENORM

1 dokumen teknis

1 dokumen teknis 100

2 Jumlah dokumen teknis kajian proses pengolahan limbah radioaktif cair dan padat yang ditimbulkan dari operasi PLTN

1 dokumen teknis


3 Jumlah dokumen teknis sistem proteksi radiasi reaktor riset dan PLTN

1 dokumen teknis

1 dokumen teknis 95

4 Jumlah dokumen teknis pengelolaan pra disposal LRA cair dan padat

1 dokumen teknis


5 Jumlah dokumen teknis baseline data radioekologi kelautan di Bangka Barat, Bangka Belitung

1 dokumen teknis


6 Jumlah publikasi ilmiah internasional 4 publikasi 4 publikasi 100 Dari tabel di atas dapat dilihat bahwa secara umum capaian dan indikator kinerja

untuk sasaran strategis “Diperoleh hasil litbang teknologi pengelolaan limbah radioaktif dan lingkungan” mencapai 100%, sehingga dapat dikatakan bahwa sasaran ini berhasil.

Keberhasilan capaian dari Sasaran Strategis PTLR dapat diukur dengan membandingkan target dan realisasi hasil yang tertera dalam Tabel 3.1 dan 3.2, yaitu melalui capaian Indikator Kinerja Utama dan Indikator Kinerja Antara.

Secara rinci dapat diuraikan sebagai berikut :

1. Jumlah dokumen teknis tapak, konsep desain dan keselamatan fasilitas disposal

limbah radioaktif dan TENORM.

Pengembangan teknologi disposal limbah radioaktif (LRA) dilatar belakangi oleh kebutuhan akan tersedianya disposal untuk limbah radioaktif dari kegiatan nuklir di bidang industri, kesehatan dan riset serta bidang energi (PLTN) yang masih dalam tahap perencanaan. Keberadaan fasilitas disposal untuk demonstrasi disposal limbah radioaktif di Kawasan Nuklir Serpong diharapkan telah menjadi prototipe pada akhir tahun 2014 sebagaimana telah diperjanjikan dalam dokumen RPJMN 2010-2014 . “Jumlah prototipe fasilitas demo disposal limbah aktivitas rendah di Kawasan Nuklir Serpong” menjadi salah satu indikator utama dalam capaian sasaran strategis Renstra PTLR 2010-2014, dan sebagaimana dijelaskan di atas, ditargetkan tercapai pada tahun 2014. Pencapaian IKU ini dilaksanakan secara bertahap melalui kegiatan litbang di bidang teknologi penyimpanan lestari sejak tahun 2010 hingga 2014 nanti. Pada tahun 2010 kegiatan ini telah menghasilkan satu Dokumen Teknis Pengembangan Teknologi Penyimpanan Limbah Radioaktif


yang memuat data geologi teknik dan hidrogeologi calon tapak demoplant disposal limbah radioaktif di Kawasan Nuklir Serpong berikut data dukung manajemennya.

Pada tahun 2011 dalam rangka capaian IKU telah ditetapkan indikator kinerja antara berupa Jumlah dokumen teknis tapak, konsep desain dan

keselamatan fasilitas disposal limbah radioaktif dan TENORM. Dalam realisasinya diperoleh 1 Dokumen Teknis Tapak, konsep desain dan keselamatan fasilitas disposal limbah radioaktif dan TENORM. Dokumen Teknis ini merupakan kompilasi dari laporan teknis kegiatan litbang disposal limbah radioaktif, yang terdiri dari kegiatan yang saling berkaitan dan menunjang dalam penentuan tapak dan desain prototipe demo disposal di Kawasan Nuklir Serpong , yaitu :

1.1. Penentuan Tapak Terpilih Disposal Limbah Radioaktif di Pulau Jawa (site

selection state, IAEA 11, G-3.1). Dalam komponen kegiatan ini dilakukan penelitian mengenai tapak terpilih disposal limbah radioaktif di Pulau Jawa yang memenuhi kriteria keselamatan, yang menghasilkan outcome berupa laporan calon tapak terpilih Pada tahun 2010 k e g i a t a n i n i telah menghasilkan beberapa calon wilayah untuk penyimpanan lestari Limbah radioaktif di Pulau Jawa dan sekitarnya (Banten, Indramayu, Majalengka, Tuban, Subang) . Pada tahun 2011 diperoleh calon tapak collocation di daerah Sumedang, Rembang dan Tuban, serta Serang, Serpong dan Jepara, dan hasil penghitungan kemampuan serap Cs-137 oleh tanah di lokasi Sumur Pantau 4 (SP4) Serpong yang dapat digunakan sebagai data awal dalam penyusunan desain prototype disposal limbah radioaktif di Kawasan Nuklir Serpong.

1.2. Penyiapan Desain Konsep Fasilitas Demo Disposal Limbah Radioaktif di

Kawasan Nuklir Serpong. Komponen kegiatan ini merupakan kegiatan lanjutan dari tahun sebelumnya berupa kegiatan lapangan untuk konfirmasi hasil desktop study terhadap wilayah potensial untuk disposal limbah radioaktif. Pada tahun 2010 telah diperoleh data karakteristik geologi teknik dan hidrogeologi tapak fasilitas demo plant of near surface disposal di Kawasan Nuklir Serpong, tepatnya di lokasi Sumur Pantau 4 (SP4) Pada tahun 2011 diperoleh data pendukung penyiapan desain konsep yang meliputi : Buffer dan Backfill, Dimensi dan Tata letak, Vault, Operasi dan Monitoring Fasilitas Demo Disposal Limbah Radioaktif di kawasan Nuklir Serpong. Data ini akan digunakan untuk penyusunan desain prototype disposal limbah radioaktif di Kawasan Nuklir Serpong sebagaimana ditargetkan dalam Renstra PTLR 2010-2014.


Membentangkan kabel untuk 16 elektroda pada

pengambilan data Geolistrik-2D di lokasi Demo Disposal KNS-Serpong

Persiapan pengambilan data Geolistrik-2D di lokasi Demo Disposal KNS-Serpong

Pengambilan data Geolistrik-2D di lokasi

Demo Disposal KNS-Serpong 1.3.Manajemen Teknologi Pendukung Keselamatan fasilitas Disposal Limbah

Radioaktif dan Limbah TENORM. Pada tahun 2010 telah dihasilkan laporan kesiapan teknologi

pendukung dan kajian aspek keselamatan untuk penyiapan fasilitas Penyimpanan Limbah Radioaktif (PLR)

Pada tahun 2011 dihasilkan dokumen kesiapan teknologi pendukung untuk penyiapan fasilitas PLLR, berupa daftar FEP, skenario, software, kerangka AMDAL dan LAK, lengkap dengan kajian keselamatan disposal limbah radioaktif tipe NSD dan landfill TENORM berdasarkan metode ISAM/ASAM yang telah direkomendasikan oleh IAEA.

Seluruh kegiatan diatas dapat terlaksana sesuai perencanaan dengan capaian target 100%. Laporan dan dokumen hasil litbang ketiga komponen kegiatan litbang tersebut, berupa informasi tentang calon tapak disposal limbah radioaktif di P. Jawa termasuk Serpong, hasil penghitungan kemampuan serap Cs-137 oleh tanah di lokasi Sumur Pantau 4 (SP4) Serpong , data karakteristik geologi teknik dan hidrogeologi tapak fasilitas demo plant of

near surface disposal di Kawasan Nuklir Serpong, tepatnya di lokasi Sumur Pantau 4 (SP4) dan data pendukungnya berupa hasil kajian keselamatan disposal limbah radioaktif, saling terkait dan mendukung dalam penyusunan desain prototype disposal limbah radioaktif di Kawasan Nuklir Serpong, yang telah ditargetkan tercapai pada tahun 2014.


2. Jumlah dokumen teknis kajian proses pengolahan limbah radioaktif cair dan

padat yang ditimbulkan dari operasi PLTN.

Dalam RPJM 2010-2014 dan Renstra BATAN salah satu outputnya adalah prarancangan Instalasi Pengolahan Limbah Radioaktif (IPLR) PLTN. Untuk mewujudkan hal tersebut Pusat Teknologi Limbah Radioaktif (PTLR) yang bertanggungjawab dalam pengelolaan limbah radioaktif harus melakukan kajian penyiapan IPLR PLTN. Pengkajian pengelolaan limbah PLTN dan Penyiapan IPLR PLTN dilakukan sesuai dengan road map pembangunan PLTN yang direncanakan Pemerintah, sehingga ketika PLTN beroperasi maka IPLR PLTN juga sudah siap beroperasi dan dapat menyelesaikan pengelolaan limbah radioaktif secara aman dan selamat. Tujuan akhir dari pengelolaan limbah radioaktif adalah melindungi masyarakat dan lingkungan dari potensi dampak radiologi limbah radioaktif. Perlindungan keselamatan tersebut 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. Pengelolaan limbah radioaktif adalah penanganan penampungan dan pengolahan limbah radioaktif termasuk pengungkungan (imobilisasi) unsur radioaktif dalam limbah dengan bahan matriks (pemadatan) dan penyimpanan blok hasil pengungkungan sehingga limbah radioaktif tidak membahayakan manusia dan lingkungan

Pada tahun 2011 dalam rangka capaian IKU “Jumlah dokumen teknis desain konseptual instalasi pengolahan limbah radioaktif cair dan padat yang ditimbulkan dari operasi PLTN” telah ditetapkan indikator kinerja antara berupa

Jumlah dokumen teknis kajian proses pengolahan limbah radioaktif cair dan

padat yang ditimbulkan dari operasi PLTN. Dalam realisasinya diperoleh 1 Dokumen Teknis Jumlah dokumen teknis kajian proses pengolahan limbah radioaktif cair dan padat yang ditimbulkan dari operasi PLTN. Dokumen Teknis ini merupakan kompilasi dari laporan teknis kegiatan litbang Pengolahan limbah dekontaminasi dan dekomisioning, yang terdiri dari kegiatan yang saling berkaitan dan menunjang dalam penentuan Pengolahan Limbah Radioaktif dari operasional PLTN yaitu:

2.1. Pengembangan Teknologi Pengelolaan Limbah PLTN

Pada tahun 2010 telah disusun laporan tentang jenis, jumlah dan karakteristik limbah radioaktif cair dan padat yang ditimbulkan dari operasi PLTN.

Pada tahun 2011 telah disusun laporan tentang jumlah limbah cair dan padat yang diolah dengan berbagai metode reduksi volume seperti insenerasi, kompaksi, dan evaporasi. Perhitungan jumlah bahan bakar nuklir bekas PLTN 1000 MWe dan Perhitungan jumlah limbah yang sudah diimobilisasi dalam drum 200 liter dan perhitungan luas penyimpanan sementara limbah radioaktif. Hasil ini digunakan untuk konsep prarancangan pengolahan dan reduksi limbah cair dan padat.


Dokumen Teknis Desain konseptual IPLR PLTN 1000 Mwe

2.2 Pengembangan Teknologi Pengolahan Limbah Pendukung Instalasi Pengolahan Limbah Radioaktif.

Pada tahun 2010 telah disusun laporan proses solidifikasi abu yang mengandung thorium dengam polimer poliuretan.

Pada tahun 2011 telah disusun laporan pengujian hasil imobilisasi limbah dalam polimer, yang meliputi densitas, kuat tekan, dan laju pelindihan. Hasil pengujian densitas, kuat tekan, dan laju pelindihan terhadap imobilisasi limbah digunakan sebagai pertimbangan dalam pemilihan metode imobilisasi limbah PLTN.

2.3. Pengembangan Teknologi Pengolahan Limbah Cair dari Industri.

Pada tahun 2010 telah disusun laporan proses solidifikasi sludge Limbah radioaktif cair organik dengan semen.

Pada tahun 2011 telah disusun laporan proses solidifikasi sludge limbah radioaktif cair organik dari industri dengan matriks synroc dengan kondisi optimum dari parameter suhu dan waktu sintering, serta tingkat muat limbah, dengan bahan matriks synroc yang didasarkan data uji kualitas limbah hasil imobilisasi (densitas, kuat tekan, dan laju pelindihan). Hasil penelitian penggunaan synroc dapat digunakan digunakan sebagai pertimbangan dalam pemilihan metode imobilisasi limbah aktivitas tinggi yang ditimbulkan dari operasi PLTN.

Hasil dari ketiga laporan litbang Pengolahan limbah dekontaminasi dan

dekomisioning tersebut diatas saling terkait dan menunjang dalam penentuan dan penyusunan metode pengolahan limbah cair dan padat yang ditimbulkan dari operasi PLTN dan dituangkan dalam dokumen teknis desain konseptual instalasi pengolahan limbah radioaktif cair dan padat yang ditimbulkan dari operasi PLTN


3. Jumlah Dokumen teknis baseline data radioekologi kelautan di Bangka Barat, Bangka

Belitung.

Dalam rangka perizinan pembangunan PLTN pertama di Indonesia telah

dilakukan studi tapak dan studi kelayakan (STSK) pada tahun 1991 - 1996 oleh perusahaan dalam bidang konsultan teknikNewjec dari Jepang. Selain Semenajung Muria yang tetap menjadi calon lokasi PLTN di Indonesia, perkembangan terakhir adanya daerah baru yang lebih memungkinkan untuk dijadikan calon tapak PLTN yaitu daerah Bangka Belitung. Untuk menunjang kegiatan tersebut maka telah disusun Program Percepatan Persiapan Pembangunan PLTN di Indonesia untuk Tahun 2010 s/d 2014 yang dikoordinir oleh PPEN. Dalam dokumen tersebut, salahsatu kegiatan yang akan dilaksanakan adalah pemantauan radioekologi kelautan dan pembuatankonsep desain laboratorium radioekologi kelautan di wilayah Bangka Belitung.

Pada tahun 2011 dalam rangka capaian IKU “Jumlah dokumen teknis konsep

desain laboratorium radioekologi kelautan di Bangka Belitung” telah ditetapkan

indikator kinerja antara berupa Jumlah dokumen teknis baseline data

radioekologi kelautan di Bangka Barat, Bangka Belitung. Dalam realisasinya diperoleh 1 Dokumen Teknis baseline data radioekologi kelautan di Bangka Barat, Bangka Belitung. Dokumen Teknis ini merupakan kompilasi dari laporan teknis kegiatan litbang radioekologi kelautan, yang terdiri dari kegiatan penelitian dan pengkajian yang saling berkaitan dan menunjang dalam penyusunan konsep desain laboratorium radioekologi kelautan di Bangka Belitung yaitu :

3.1. Pemantauan Radioekologi Kelautan di SemenanjungMuria dan BangkaBelitung

Pada tahun 2010 telah dihasilkan laporan konsentrasi radionuklida dalam kompartemen air laut dan sedimen di Semenanjung Muria Jepara Pada tahun 2011 dihasilkan dokumen radioaktivitas lingkungan kelautan di Semenanjung Muria dan Bangka Belitung, yang diperoleh melalui survey pendahuluan dalam rangka koordinasi, penyiapan infrastruktur dan kelengkapan pengambilan cuplikan. Hasil yang telah diperoleh adalah peta dan koordinat lokasi pengambilan sampel di Semenanjung Muria dan Bangka, dan data radioaktivitas lingkungan kelautan di Semenanjung Muria dan Bangka Belitung.

3.2. Konsep Desain Laboratorium Radioekologi Kelautan di Semenanjung Muria dan

Bangka Belitung. Pada tahun 2010 telah dihasilkan dokumen laporan Analisis

Keselamatan Rancangan Laboratorium Radioekologi dan Radioaktivitas Kelautan di Semenanjung Muria.

Pada tahun 2011 dihasilkan dokumen konsep desain laboratorium radioekologi kelautan di Semenanjung Muria dan Bangka Belitung. Konsep desain laboratorium radioekologi tersebut terdiri dari 3 lantai, lantai 1 digunakan sebagai ruang perpustakaan, ruang makan karyawan, diklat dan bengkel elektrik, lantai 2 digunakan untuk ruang proteksi radiasi, WBC, TLD, penyimpanan sampel, laboratorium kimia organik dan anorganik, laboraturium analisis unsur,


laboratorium radionuklida, persiapan sampel dan beberapan ruang staf. Lantai 3 terdapat laboratorium radionuklida alam, laboratorium persiapan sampel, laboratorium cacah alpha, beta dan gama, serta beberapa ruang staf, dilengkapi dengan sistem catu daya dan sistem ventilasi tempat penyimpanan sumber dan sampel dilapisi dengan dinding Pb. Ruang cacah merupakan daerah steril dari debu dan kotoran lainnya

Hasil dari kedua laporan litbang radioekologi kelautan tersebut diatas saling terkait dan

menunjang dalam penyusunan konsep desain laboratorium radioekologi kelautan di Bangka Belitung dan dituangkan dalam dokumen teknis teknis konsep desain laboratorium radioekologi kelautan di Bangka Belitung

Pengukuran arah dan kecepatan

arus

Hasil pemodelan penyebaran radionuklida dengan menggunakan persamaan hidrodinamik 3

dimensi

4. Jumlah dokumen teknis sistem proteksi radiasi reaktor riset dan PLTN.

Program proteksi radiasi Kawasan Nuklir Serpong (KNS) dikembangkan

menuju sistem proteksi radiasi yang terpadu untuk memudahkan evaluasinya dan sebagai pemenuhan ketentuan yang berlaku. Kegiatan ini merupakan bagian dari pemenuhan rekomendasi Expert Mission of International Atomic Energy Agency (IAEA) pada bulan November 2008 dalam Review of Radiation Protection in Serpong Nuclear Area. Selain itu, kompetensi personel keselamatan radiasi akan ditingkatkan sesuai dengan perkembangan di bidang proteksi radiasi. Kegiatan pemantauan daerah kerja di PTLR diperluas dalam kegiatan pengelolaan bahan bakar bekas di Kanal Hubung Instalasi Penyimpanan Bahan Bakar Bekas. Dalam rangka implementasi batasan lepasan zat radioaktif (discharge limits) secara atmosferik dan akuatik ke lingkungan akan ditentukan faktor dispersi keduanya dan penentuan batas lepasannya untuk tiap radionuklida yang relevan. Kemungkinan terjadinya perubahan kondisi lingkungan di sekitar KN Serpong akibat pengoperasian fasilitas nuklir Serpong dilakukan dengan pemutakhiran data lingkungan. Kegiatan ini juga mencakup kajian terhadap penerimaan dosis radiasi pekerja dan penduduk calon tapak PLTN sebagai data awal dalam pengoperasian PLTN di Indonesia.

Dalam rangka pencapaian IKU “Jumlah paket teknologi sistem

monitoring lingkungan Kawasan Nuklir Serpong secara kontinyu” yang ditargetkan pada tahun 2014, pelaksanaannya dilakukan secara bertahap mulai tahun 2010 hingga 2014, dengan melaksanakan kegiatan litbang di bidang


keselamatan dan lingkungan, mencakup aspek keselamatan personil, daerah kerja dan lingkungan. Pada tahun 2010 kegiatan ini telah menghasilkan satu Dokumen Teknis Sistem Proteksi Radiasi PLTN yang memuat informasi tentang hasil litbang terkait sistem pemantauan lingkungan di KNS, yaitu tentang sistem pengukuran tingkat radioaktivitas udara di IPLR serta penentuan batas buang effluent radioaktif ke air dan atmosfer KNS.

Pada tahun 2011 kegiatan pencapaian IKU dilanjutkan dengan menetapkan indikator kinerja antara berupa “Jumlah dokumen teknis sistem proteksi radiasi reaktor riset dan PLTN”. Dalam realisasinya diperoleh 1 Dokumen Teknis. sistem proteksi radiasi reaktor riset dan PLTN. Dokumen Teknis ini merupakan kompilasi dari laporan teknis kegiatan litbang keselamatan dan lingkungan, yang memuat informasi hasil litbang pemantauan daerah kerja, personil dan lingkungan Instalasi Pengolahan Limbah Radioaktif (IPLR) dan KNS pada umumnya, untuk melengkapi data dan informasi yang telah diperoleh tahun sebelumnya guna penyusunan sistem monitoring lingkungan KNS secara kontinyu sebagaimana telah direncanakan pencapaiannya tahun 2014. Informasi dan data litbang diperoleh dari kegiatan sebagai berikut :

4.1. Peningkatan dan Pengembangan Pemantauan Daerah Kerja dalam

Pengelolaan Limbah Radioaktif dan Penyimpanan Bahan Bakar Nuklir Bekas. Kegiatan ini dilaksanakan untuk mengetahui dan memantau tingkat

radioaktivitas daerah kerja agar tidak melampaui nilai batas yang telah ditetapkan sesuai dengan peraturan dan ketetapan yang dikeluarkan oleh BAPETEN maupun organisai interansional (IAEA). Pada tahun 2010 kegiatan ini telah menghasilkan data pemantauan daerah kerja di Instalasi Pengolahan Limbah Radioaktif (IPLR) dan Gudang Penyimpanan Limbah Radioaktif, B3 serta di Kanal Hubung Instalasi Penyimpanan Sementara bahan Bakar Bekas (KH-IPSB3)

Pada tahun 2011 kegiatan dilanjutkan ditambah dengan peningkatan budaya proteksi radiasi di kawasan nuklir Serpong, serta revitalisasi sistem proteksi radiasi di KH-IPSB3 dan IS-2. Dalam realisasinya telah diperoleh 1 laporan data pemantauan laju dosis di IPLR, IS dan KH-IPSB3, data pemantauan tingkat kontaminasi permukaan dan tingkat kontaminasi udara daerah kerja di IPLR, IS dan KH-IPSB3

TX box dan gamma area monitor di unit kompaksi

Latihan kedaruratan nuklir


4.2. Optimasi Pengendalian Dosis Personil di Kawasan Nuklir Serpong Sebagaimana halnya kegiatan 4.1, kegiatan ini juga dilakukan dalam

rangka menjaga dan memantau keselamatan personil, khususnya pekerja radiasi, agar dosis radiasi yang diterima tidak melampaui nilai batas dosis yang telah ditetapkan oleh BAPETEN dan IAEA sehingga tidak menimbulkan efek kesehatan yang tidak diharapkan.

Pada tahun 2010 P T L R telah melaksanakan kegiatan pemantauan dosis radiasi eksternal maupun radiasi internal yang diterima pekerja radiasi di Kawasan Nuklir Serpong. Jumlah pekerja radiasi yang dipantau pada tahun 2010 adalah 738 orang dan data dosis pekerja radiasi tersebut dicatat dalam system pencatatan khusus oleh bagian pengendalian personil, Bidang Keselamatan dan Lingkungan.

Pada tahun 2011 kegiatan pemantauan dilanjutkan dengan memantau 732 orang pekerja radiasi, ditambah dengan kegiatan optimasi pengendalian dosis personil di PTLR. Kegiatan ini bertujuan untuk meningkatkan keselamatan pekerja radiasi dengan mendata ulang dan menginventarisir jumlah dosis yang telah diterima pekerja radiasi di KNS, serta memperbaiki system perekaman data agar mudah ditelusur jika suatu waktu diperlukan. Dalam realisasinya telah diperoleh 1 laporan optimasi pengendalian personil di Kawasan Nuklir Serpong.

4.3. Penentuan Batas Buang Effluent Radioaktif ke Badan Air dan ke Atmosfer

Kawasan Nuklir Serpong.

Kegiatan ini terutama terkait langsung dengan keselamatan lingkungan dan penduduk sekitar lokasi reaktor riset serta lingkungan KNS pada umumnya.

Pada tahun 2010 B i d a n g K e s e l a m a t a n d a n L i n g k u n g a n P T L R telah m e l a k s a n k a n k e g i a t a n l i t b a n g d a l a m penentuan batas buang (discharge limit) effeluent radioaktif cair kebadan air untuk Lingkungan Kawasan Nuklir Serpong (KNS) yang didasarkan pada eksperimen dengan bahan perunut.

Pada tahun 2011 kegiatan dilanjutkan dengan melakukan penentuan nilai batas buang (discharge limit) radioaktif gas ke atmosfer untuk Kawasan Nukir Serpong. Kegiatan ini merupakan kegiatan eksperimen bekerjasama dengan pihak ANSTO-Australia (eksperimen lapangan dan pemodelan disperse) dan Pusat Teknologi Kalibrasi dan Metrologi Radiasi (PTKMR)


untuk pembuatan standard gas SF6 dan kajian hasil eksperimen, serta Pusat Aplikasi Teknologi Isotop dan radiasi (PATIR) untuk analisis gas chromatografi. Kegiatan ini belum sepenuhnya selesai karena masih adanya perbaikan metode penelitian sesuai saran dan masukan dari expert ANSTO dalam eksperimen perunut atmosferik. Asistensi/pendampingan oleh expert ANSTO untuk pelaksanaan eksperimen lanjutan disetujui pada bulan Januari 2012.

Aquatic

Atmosferik

4.4. Kajian Keselamatan Radiologik Pekerja Calon PLTN Pilihan AP-1000

Untuk melengkapi data kajian keselamatan dan proteksi radiasi reaktor riset dan PLTN, maka pada tahun 2011 dilakukan kegiatan litbang atau pengkajian tentang keselamatan radiologik pekerja calon PLTN pilihan AP-1000 sebagai persiapan pembangunan PLTN pertama di Indonesia. . Dalam realisasinya diperoleh data teknis dari reaktor AP-1000, data source term dari reakctor AP-1000, estimasi dosis pekerja radiasi pada beberapa kajian kegiatan di PLTN AP 1000, pembagian zona dan laju dosis pada masing-masing zona, pra-rancangan sistem pemantauan dosis eksternal pekerja radiasi PLTN, dan pra-rancangan pembuatan perangkat lunak penghitungan dosis.

Seluruh data yang tersaji dalam laporan teknis keempat kegiatan tersebut diatas, yaitu data pemantauan daerah kerja, data dosis pekerja radiasi, data


pemantauan lingkungan khususnya tentang batas buang effluent cair ke badan air dan effluent gas ke atmosfer, saling terkait dan mendukung dalam penyusunan paket teknologi sitem monitoring lingkungan Kawasan Nuklir Serpong secara kontinyu, yang ditargetkan selesai pada tahun 2014. Secara umum kegiatan dapat terlaksana sesuai perencanaan walaupun ada sedikit kendala dalam pelaksanaan eksperimen penentuan batas buang effluent gas ke atmosfir disebabkan adanya perubahan metode penelitian, sesuai saran / asistensi dari expert ANSTO. Kegiatan akan diselesaikan pada tahun 2012 hingga diperoleh data batas buang sesuai yang diharapkan.

5. Jumlah dokumen teknis pengelolaan pra disposal limbah radioaktif cair dan

padat

Seiring dengan peningkatan pemanfaatan teknologi nuklir di sektor industri, kedokteran dan riset, timbulnya limbah radioaktif dari kegiatan tersebut tidak dapat dihindari. Sesuai dengan amanat UU 10 1997 dan PP 27 2002, maka limbah radioaktif tersebut harus dikelola dengan sebaik baiknya agar kelangsungan hidup manusia dan lingkungannya dapat terjaga. Limbah radioaktif yang ditimbulkan bervariasi baik dari aktivitas, jenis radionuklidanya dan wujudnya. Untuk itu perlu dilakukan kegiatan penelitian dan pengembangan pengelolaan limbah radioaktif dan bahan bakar nuklir bekas. Kegiatan tersebut fokus pada kegiatan penguasaan dan pengembangan teknologi proses pengolahan limbah (limbah aktivitas rendah, sedang dan tinggi). Kegiatan pengelolaan pra disposal limbah radioaktif meliputi transportasi, prapengolahan, pengolahan, kondisioning, penyimpanan sementara, pengembangan sistem informasi limbah radioaktif (untuk menjamin bahwa rekaman hasil pengelolaan limbah radioaktif di PTLR tertelusur dan mudah diakses oleh kalangan terbatas), penjaminan mutu, pengamanan bahan radioaktif serta peningkatan sarana penunjang pengolahan limbah.

Pada tahun 2011 dalam rangka capaian IKU “Jumlah jasa layanan proses

pengolahan limbah radioaktif cair dan padat”, telah ditetapkan indikator kinerja antara berupa Jumlah dokumen teknis pengelolaan pra disposal LRA cair dan padat. Dalam realisasinya diperoleh 1 Dokumen Teknis pengelolaan pra disposal LRA cair dan padat. Dokumen Teknis ini merupakan kompilasi dari laporan teknis kegiatan litbang pengelolaan limbah radioaktif, termasuk didalamnya kegiatan penjaminan mutu, pengamanan bahan radioaktif serta sarana penunjang pengolahan limbah radioaktif. Semua data yang tersaji dalam dokumen teknis ini saling berkaitan dan menunjang dalam pelaksanaan jasa layanan proses pengolahan limbah radioaktif cair dan padat, yang merupakan salah satu kegiatan utama PTLR.


Adapun kegiatan yang menunjang tersebut terdiri dari :

5.1. Pengembangan Teknologi Proses Pengolahan Limbah Radioaktif Cair secara Evaporasi dan Sementasi.

Kegiatan pengolahan limbah cair pada tahun 2010 dilaksanakan sesuai

dengan perencanaan yaitu kegiatan penggantian terhadap dua alat inverter pada unit Chemical Treatment sehingga alat dapat bekerja sesuai dengan prosedur yang telah ditetapkan Pada tahun 2011 kegiatan dilanjutkan dengan realisasi pengolahan limbah radioaktif cair yang diimobilisasi menjadi 4 (empat) buah shell beton 950 liter serta dekontaminasi alat pelindung diri (jaslab dan shoecover sebanyak 30 kg).

Pengisian Resin Bekas ke dalam Shell Beton

Penyimpanan Shell Beton Hasil Immobilisasi

5.2. Pengembangan Teknologi Proses Pengolahan Limbah Radioaktif Padat

secara Insenerasi dan Kompaksi. Kegiatan Pengolahan limbah radioaktif padat pada tahun 2010 telah

dilaksanakan dengan melakukan perbaikan dan kalibrasi terhadap peralatan unit insenerasi yaitu TRC81001, TRC81002 dan TRC81004.

Pada tahun 2011 kegiatan dilanjutkan dengan melakukan pengembangan proses pengolahan limbah padat secara kondisioning langsung dengan campuran semen beton.

5.3. Pengembangan Sistem Informasi Manajemen Limbah Radioaktif, Preparasi

dan Analisis Limbah Radioaktif. Kegiatan pengembangan sistem informasi manajemen limbah

radioaktif pada tahun 2010 telah menghasilkan data base karakteristik limbah radioaktif padat yang ada di PTLR dengan menggunakan software


REGISTRY. Untuk menyempurnakan sistem informasi ini, maka pada tahun 2011

kegiatan pengembangan dilanjutkan dengan menghasilkan kodifikasi limbah (Waste ID) dan sinkronisasi data sumber bekas, input data sumber bekas ke dalam software Registry, dan karakteristik limbah cair.

5.4. Pengembangan Teknologi Transportasi dan Penyimpanan Sementara Limbah

Radioaktif, Limbah B3, Limbah Aktivitas Tinggi.

Kegiatan pengembangan teknologi transportasi dan penyimpanan sementara limbah radioaktif, limbah B3, limbah aktivitas tinggi di PTLR pada tahun 2010 telah menghasilkan 2 paket pengangkutan limbah B3 internal BATAN, dan 2 paket Limbah luar BATAN, penyusunan Shell beton limbah hasil kondisining sumber bekas, perbaikan peralatan handling penyimpanan Limbah aktifitas tinggi (PSLAT) dengan sistem elektromagnet.

Pada tahun 2011 kegiatan dilanjutkan dan menghasilkan laporan teknis data limbah radioaktif yang akan diangkut dan disimpan di PTLR, pengangkutan paket sumber bekas ekternal Batan, paket pengambilan limbah B3, pemindahaan limbah yellow cake dari IS-1 ke IS-2. Dalam realisasinya diperoleh 9 paket pengambilan limbah eksternal batan, 5 paket pengambilan internal Batan dan dua paket limbah B3, pemindahan dan penimbangan yellowcake dari IS1 ke IS2, pengoperasian Instalasi KHIPSB3, pemindahan 243 bundle BBNB dari PRSG ke kolam penyimpanan KHIPSB3.

5.5. Optimalisasi Pengoperasian Sistem Penyedia Media dan Energi IPLR

Sistem Penyedia Media dan Energi IPLR merupakan fasilitas yang

menunjang pengoperasian peralatan pengolahan limbah radioaktif IPLR, antara lain Cooling tower, Chiller, Boiler, Kompresor, VAC-Off Gas, Fuel System dan lain-lain. Kegiatan optimalisasi pengoperasian sistem penyedia media dan energi IPLR pada tahun 2010 telah dilakukan dengan pengoperasian sistem catu daya serta evaluasinya . Pada tahun 2011 dilanjutkan dengan kegiatan layanan pasokan media dan energi untuk IPLR. Dalam realisasinya diperoleh pengoperasian dan perawatan sistem catu daya dan energi.

Boiler Chiller Cooling tower


5.6. Sistem Manajemen Mutu Terpadu Pengelolaan Limbah Radioaktif Sistem penjaminan mutu sangat diperlukan dalam pelaksanaan jasa

layanan pengolahan limbah radioaktif agar kepuasan pelanggan terpenuhi. Untuk itu PTLR telah melaksanakan pula kegiatan yang terkait dengan manajemen mutu demi meningkatkan kualitas layanan sehingga target jasa layanan proses pengolahan limbah radioaktif cair dan padat yang ditetapkan dapat tercapai.

Kegiatan sistem manajemen mutu terpadu pengelolaan limbah radioaktif di PTLR pada tahun 2010 telah menghasilkan paket dokumen mutu yang sesuai dengan ISO/IEC 17025:2005 dan telah di sampaikan ke KAN. Untuk tindak lanjut proses akreditasi pelru adanya revisi beberapa dokumen sehingga seluruh persyaratan yang ditetapkan dapat dipenuhi.

Pada tahun 2011 kegiatan ini menghasilkan dokumen penjaminan mutu yang disajikan secara digital dengan sistem online , pengendalian dokumen teknis, sistem server dokumen digital untuk penjaminan mutu pengelolaan limbah radioaktif sesuai yang dipersyaratkan. Dalam realisasinya diperoleh Uji coba software, pelatihan, Finalisasi Dokumen SB 001, Finalisasi KAN ISO 17025, Draft Final Dokumen Mutu Terpadu, ISO SystemPlus terinstal dan Sistem Form terintegrasi.

5.7. Optimasi Sistem Pengamanan Fasilitas Pengelolaan Limbah Radioaktif. Kegiatan layanan pengolahan limbah radioaktif selain memerlukan

kemampuan teknis dan manajerial yang tepat , juga memerlukan penanganan keamanan yang memadai, baik untuk pengamanan bahan radioaktif maupun personil yang melaksanakannya. Agar pelaksanaan layanan jasa pengolahan limbah radioaktif dapat terlaksana dengan lancar, selamat dan aman, PTLR juga telah menerapkan sistem pengamanan bekerjsama dengan unit pengamanan KNS.

Kegiatan optimasi sistem pengamanan fasilitas pengelolaan limbah radioaktif di PTLR pada tahun 2010 telah membuat sistem pengamanan fasilitas pengelolaan limbah radioaktif yang tepat sesuai dengan tingkat ancaman, meningkatkan keamanan, keterampilan personil, pemahaman tugas pengamanan, dasar jenis ancaman, kordinasi dengan aparat keamanan terkait, melaksanakan sistem pengendalian akses ke tempat penyimpanan limbah radioaktif dan bahan nuklir, (pengawalan tamu kunjungan, pelayanan tamu dan pegawai).

Pada tahun 2011 PTLR telah melaksanakan sistem pengamanan fasilitas pengelolaan limbah radioaktif selama selama 24 jam dalam 7 hari dengan penjadwalan tugas 2 shift, melaksanakan mengamanan instalasi,


material, personil, dan bahan keterangan, serta memberikan layanan kepada karyawan dan tamu yang berkunjung, melakukan koordinasi dengan satuan terkait POLRI, TNI, PUSPIPTEK, dan Unit Pengamanan Nuklir di Kawasan Nuklir Serpong, melaksanakan pengawalan kunjungan tamu VIP, dan kunjungan mahasiswa ke fasilitas pengelolaan limbah radioaktif, terlaksananya situasi dan kondisi lingkungan kerja tertib dan aman, memberikan layanan terhadap pegawai, tamu, dan pelajar

6. Jumlah publikasi ilmiah internasional

Salah satu IKU PTLR dalam Renstra PTLR 2010-2014 adalah “Jumlah

publikasi ilmiah nasional dan internasional hasil litbang pengelolaan limbah”. Setiap tahun PTLR mentargetkan minimal 4 publikasi ilmiah sehingga pada tahun 2014 akan diperoleh minimal 16 publikasi ilmiah. Untuk pencapaian tersebut, maka pada tahun 2011, dan sesuai dengan Penetapan Kinerja 2011, PTLR telah menetapkan indikator kinerja antara berupa “Jumlah publikasi ilmiah internasional”

dengan target pencapaiannya sejumlah 4 publikasi ilmiah internasional, dan dapat direalisasikan sesuai target. Publikasi ini adalah makalah hasil penelitian/pengkajian para peneliti PTLR yang dipresentasikan di forum resmi internasional, dengan rincian sebagai berikut.

6.1. Sorption Characterization of Radiocesium by Host Rock of Candidate Site as

Reliability Indication of Radioactive Waste Disposal Site, oleh : DR. Budi Setiawan.

Makalah ini dipresentasikan dalam “Environmental Technology and

Management Conference”, 4th ETMC 2011, tanggal 3 – 4 November 2011 di Bandung, Indonesia.

Makalah ini menguraikan tentang hasil penelitian Karakter penyerapan radiocesium pada sampel tanah liat yang cepat dan reversibel dan melibatkan reaksi pertukaran ion sederhana terjadi. Pada kondisi kesetimbangan, konsentrasi Cs lebih rendah dari konsentrasi awal. Efek konsentrasi Cs memberikan isoterm linier yang sesuai dengan mekanisme pertukaran ion logam dan efek dari kekuatan ionik menunjukkan bahwa peningkatan konsentrasi garam tanah kembali memberikan efek persaingan antara Na dan ion Cs menjadi hasil tanah liat samples. Mengindikasikan bahwa komposisi air tanah dapat sebagai komposisi dari tanah liat dalam mempengaruhi penyerapan ion logam ke dalam tanah liat, dan karenanya harus diperhitungkan ketika memilih sebuah situs untuk fasilitas pembuangan radwaste.

6.2. Study of Bioaccumulation Inorganic Mercury by Green Mussel (Perna

Viridis) from Jakarta Costal Bay Using Radiotracer, oleh : Dr. Heny Suseno, S.Si. M.Si.

Makalah ini dipresentasikan dalam “Environmental Technology and

Management Conference” , 4th ETMC 2011, tanggal 3 – 4 November 2011 di Bandung, Indonesia.


Makalah ini menguraikan tentang hasil penelitian penyerapan Hg linier dengan waktu. Faktor konsentrasi diukur pada kondisi mapan adalah 1101, 00 + 104,15 di seluruh tubuh kerang. Tingkat pembersihan konstan dari kerugian compartmental pertama adalah 0,042 + 0,003 d-1. Efisiensi asimilasi (AE) dari 203Hg2+ dalam remis dihitung menjadi studi Merkuri Bioakumulasi Anorganik Dengan Hijau Kupang (Perna Viridis) dari Teluk Jakarta menggunakan radiotracer.

6.3. Synroc Performance for Immobilization of High Level Liquid Radioactive

Waste, oleh : Drs. Gunandjar, SU. Makalah ini dipresentasikan dalam “International Conference of Basic

Science 2011, ICBS-2011”, tanggal 17-18 Februari 2011 di UNBRA Malang, Indonesia.

Makalah ini menguraikan tentang hasil penelitian Synroc adalah wasteform kristal yang terdiri dari kumpulan yang stabil dari fase titanat dipilih untuk stabilitas geokimia dan kemampuan kolektif untuk melumpuhkan semua elemen radioaktif hadir dalam HLLW. Pengembangan synroc untuk imobilisasi limbah tergantung pada yang mengandung radionuklida. Untuk aktinida mengandung HLLW adalah developend

zirconolite (CaZrTi2O7) synroc kaya, untuk limbah yang mengandung uranium dan plutonium adalah Dikembangkan piroklor (CaZrTi2O7) synroc

kaya dengan peredam neutron (Hf dan Gd) yang diperlukan untuk menekan potensi kekritisan, sedangkan untuk limbah yang mengandung Tc , Cs, dan Sr (dari panas memproduksi HLLW) dikembangkan hollandite [Ba (Al, Ti) 2Ti6O16 / perovskit CaTiO3 synroc kaya.

6.4. Biosorption Phenomena of Heavy Metals and Radionuclides by Dispersed

Bacterial Extracelular Polymeric Substances, oleh : Prof. Ir. Zainus Salimin dan Endang Nuraeni , ST.

Makalah ini dipresentasikan dalam “International Conference of

Basic Science 2011, ICBS-2011”, tanggal 17-18 Februari di UNBRA Malang, Indonesia.

Makalah ini menguraikan tentang hasil penelitian Biomassa bakteri aerob Bacillus Sp, Pseudomonas sp, arhtrobacter sp, dan Aeromonas sp, dapat melakukan biosorption Co-60, Fe-55 Sr-90, dan Cs-137 dari solusi, radionuklida sebagian besar terikat oleh EPS yang dapat berfungsi untuk pertukaran ion karena tingginya jumlah kelompok fungsional karboksil bermuatan negatif seperti, sulfat kelompok fosfat dalam EPS. Menurut urutan selektivitas nya yaitu Sr2+> Co2+> Cs2+> Fe2+ dimana Sr-90 sebagaimana pada awalnya biosorption. Untuk elemen lain, ketika pengaruh selektivitas tidak ada, namun yang menyebabkan waktu tunggu untuk radionuklida selektivitas tinggi, berat atom mengambil alih peran loading untuk flokulasi

dan pengendapan radionuklida.

Disamping itu, PTLR juga menghasilkan publikasi ilmiah yang diterbitkan pada prosiding dan jurnal internal BATAN yang di presentasikan dalam berbagai forum ilmiah , antara lain :


Seminar Nasional dan Workshop Teknologi Pengelolaan Limbah IX PTLR-BATAN, pada tanggal 5-6 Oktober 2011, bertempat di Gedung DRN-Puspiptek, Serpong.

Sosialisasi Pengolahan Limbah Radioaktif di Indonesia pada tanggal 15 Nopember 2011, tempat di STTN Yogyakarta

Publikasi ilmiah yang diterbitkan pada prosiding dan jurnal internal BATAN

sebanyak 39 judul, sehingga total publikasi ilmiah yang dihasilkan pada tahun 2011 berjumlah 43 judul. Pada tahun 2010 PTLR secara keseluruhan menghasilkan publikasi ilmiah sebanyak 4..+... judul internasional makalah dan nasional (Seminar Nasional Teknologi Pengelolaan Limbah, Seminar JASAKIAI, Seminar Pengelolaan Lingkungan Hidup, Seminar Nasional, Pengembangan Energi Nuklir dan Seminar Nasional). Dibandingkan tahun 2010, terjadi peningkatan publikasi ilmiah yang menunjukkan semakin meningkatnya kegiatan dan produktivitas para peneliti dan pelaksana sehingga diharapkan dapat meningkatkan kualitas output maupun outcome kegiatan pengelolaan limbah radioaktif.


3.4. Akuntabilitas Keuangan

Dalam rangka menunjang tugas pokok dan fungsinya, PTLR memiliki Pagu

Anggaran tahun 2011 sebesar Rp. 34.083.395.000,- tersedia dalam DIPA PTLR tahun 2011 dan realisasi anggarannya sebesar Rp. 32.781.071.374, - atau 96,52 %, dapat dilihat secara garis besar pada Tabel 3.8. sebagai berikut.

Tabel 3.8.

Akuntabilitas Keuangan PTLR Periode tahun 2011 (dalam ribuarupiah)

ANGGARAN

SASARAN OUTPUT PAGU REALISASI %

1 2 6 7 8

Diperoleh hasil litbang teknologi pengelolaan limbah radioaktif dan Lingkungan

Dokumen Teknis Pengembangan Teknologi Pengelolaan Limbah Radioaktif dan Lingkungan

4.566.806

4.342.108,85

96,26

Dokumen Pengembangan Teknologi Pengelolaan Limbah Radioaktif dan Lingkungan

2.289.610

2.181.911,02

97,23

Laporan data dosis radiasi Eksternal dan data dosis radiasi Internal yang diterima pekerja radiasi di Kawasan Nuklir Serpong

48.169

31.518

65,43

Laporan Data Radioaktivitas Lingkungan Kawasan Nuklir Serpong 66.231

58.807

88,79

Laporan Dukungan Pengembangan Teknologi Pengelolaan Limbah Radioaktif dan Lingkungan

20.179.234

19.072.812,14

94,52

Dokumen Teknis Sistem Prateksi Radiasi Lingkungan Pasca PTLR Fukushima Daichi Disaster

6.933.345

6.820.134,60

98,39

JUMLAH 34.083.395 32.781.071,37 96,52

Pada tahun 2011 PTLR berhasil menyelesaikan 6 dari 6 IKU Sasaran Strategis “Diperoleh hasil litbang teknologi pengelolaan limbah radioaktif dan Lingkungan” yang dilaksanakan oleh 6 bidang, 1 bagian, dan 2 unit dengan total pagu anggaran Rp. 34.083.395.000,- dan penyerapan/realisasi sebesar Rp 32.781.071.374,-atau 96,52%, Data tersebut menunjukkan bahwa bidang/bagian/unit telah melaksanakan tugas dan fungsinya namun perlu peningkatan kinerja untuk mendukung Sasaran tersebut diatas, agar sesuai dengan indikator kinerja yang telah ditetapkan.

Pada output kegiatan Dokumen Teknis Pengembangan Teknologi

Pengelolaan Limbah Radioaktif dan Lingkungan yang didukung oleh 4 bidang dan 2 unit, tahun 2011 PTLR berhasil menyelesaikan 4 dari 6 IKU Sasaran PTLR yang dilaksanakan oleh Bidang Teknologi Pengolahan Limbah, Dekontaminasi dan


Dekomisioning (BTPLDD), Bidang Teknologi Penyimpanan Lestari (BTPL), Bidang Pengolahan Limbah (BPL), Bidang Keselamatan dan Lingkungan (BKL), Unit Jaminan Mutu (UJM), dan Unit Pengamanan Nukklir (UPN), dengan total pagu anggaran Rp. 4.566.806.000- dan penyerapan/realisasi sebesar Rp. 4.342.108.850,- atau 96,26%. data tersebut menunjukkan bahwa BTPLDD, BTPL, BPL, BKL, UJM, dan UPN, telah melaksanakan tugas dan fungsinya, namun perlu peningkatan kinerja untuk mendukung Sasaran PTLR agar sesuai dengan indikator kinerja yang telah ditetapkan.

Pada output kegiatan Dokumen Pengembangan Teknologi Pengelolaan

Limbah Radioaktif dan Lingkungan yang didukung oleh 2 bidang, tahun 2011 PTLR berhasil menyelesaikan 2 dari 6 IKU Sasaran PTLR yang dilaksanakan oleh BTPLDD dan Bidang Radioekologi Kelautan (BRK), dengan total pagu anggaran Rp.2.289.610.000,-dan penyerapan/realisasi sebesar Rp.2.181.911.020,- atau 97,23 %. data tersebut menunjukkan bahwa BTPLDD dan BRK telah melaksanakan tugas dan fungsinya namun perlu peningkatan kinerja untuk mendukung Sasaran PTLR agar sesuai dengan indikator kinerja yang telah ditetapkan.

Pada output kegiatan Laporan data dosis radiasi Eksternal dan data dosis radiasi Internal yang diterima pekerja radiasi di Kawasan Nuklir Serpong yang didukung dan dilaksanakan oleh BKL, merupakan kegiatan yang penganggarannya didasarkan pada Standar Biaya Khusus (SBK), dengan total pagu anggaran Rp. 48.169.000,- dan penyerapan/realisasi sebesar Rp.31.518.000,- atau 65,43 %. Pada output kegiatan Laporan data dosis radiasi Eksternal dan data dosis radiasi Internal yang diterima pekerja radiasi di Kawasan Nuklir Serpong, BKL merupakan bidang yang mempunyai tugas dan fungsi operasional bersifat rutin. Data tersebut menunjukkan bahwa BKL telah melaksanakan tugas dan fungsinya namun perlu peningkatan kinerja untuk mendukung Sasaran PTLR sesuai dengan indikator kinerja yang telah ditetapkan.

Pada output kegiatan Laporan Data Radioaktivitas Lingkungan Kawasan

Nuklir Serpong yang didukung dan dilaksanakan oleh BKL, juga merupakan kegiatan yang penganggarannya didasarkan pada Standar Biaya Khusus (SBK), dengan total pagu anggaran Rp. 66.231.000,- dan penyerapan/realisasi sebesar Rp.58.807.000,- atau 88,79 %. Pada output kegiatan Laporan Laporan Data Radioaktivitas Lingkungan Kawasan Nuklir Serpong, BKL merupakan bidang yang mempunyai tugas dan fungsi operasional bersifat rutin. Data tersebut menunjukkan bahwa BKLtelah melaksanakan tugas dan fungsinya namun perlu peningkatan kinerja untuk mendukung Sasaran PTLR agar sesuai dengan indikator kinerja yang telah ditetapkan.

Pada output kegiatan Laporan Dukungan Pengembangan Teknologi Pengelolaan Limbah Radioaktif dan Lingkungan yang didukung oleh 3 bidang/1 bagian, yang dilaksanakan oleh BPL, BKL, Bidang Operasi dan Sarana Penunjang (BOSP) dan Bagian tata Usaha (BTU), dengan total pagu anggaran Rp.20.179.234.000,- penyerapan/realisasi sebesar Rp.19.072.812.140,- atau 94,52%. termasuk anggaran Gaji, Lembur dan Honorarium sebesar


Rp.9.349.697.000,- anggaran operasional perkantoran sebesar R p.2.548.704.000,- dan Layanan Pengolahan Limbah Radioaktif Cair dan Padat (PNBP) sebesar Rp. 1.231.118.000,- anggaran R evitalisasi Fasilitas Pengelolaan Limbah Radioaktif dan Lingkungan sebesar Rp.6.664.715.000,- serta Layanan sarana dan prasarana sebesar Rp .385.000.000,- . Pada output kegiatan Laporan Dukungan Pengembangan Teknologi Pengelolaan Limbah Radioaktif dan Lingkungan BPL,BRK,BOSP, dan BTU merupakan bidang/ bagian yang mempunyai tugas dan fungsi operasional bersifat rutin. Data tersebut menunjukkan bahwa BPL, BKL, BOSP, dan BTU telah melaksanakan tugas dan fungsinya namun perlu peningkatan kinerja untuk mendukung Sasaran PTLR agar sesuai dengan indikator kinerja yang telah ditetapkan.

Laporan Dukungan Pengembangan Teknologi Pengelolaan Limbah Radioaktif dan Lingkungan

Pada tahun 2011 PTLR mendapat tambahan kegiatan sebanyak 1 output, yaitu Sistem Proteksi Radiasi Lingkungan Pasca PLTN Fukushima Daichi Disaster, yang penganggarannya bersumber dari pemanfaatan hasil penghematan anggaran tahun 2011, dan dituangkan dalam Revisi-2 DIPA PTLR tahun 2011 dengan Pagu anggaran sebesar Rp. 6.933.345.000,- dapat diserap sebesar Rp 6.820.134.600,- (98,39%). Data tersebut menunjukkan bahwa BKL telah melaksanakan tugas dan fungsinya namun perlu peningkatan kinerja untuk mendukung Sasaran PTLR agar sesuai dengan indikator kinerja yang telah ditetapkan.


BAB IV

PENUTUP

Rencana Strategik PTLR yang memuat Visi dan Misi PTLR yang mendasari DIPA PTLR

tahun 2011 telah dilaksanakan. Secara umum kegiatan yang dilakukan PTLR berhasil dengan baik.

Tingkat keberhasilan tersebut terlihat dengan prosentase penyerapan dana sebesar 96,52%,.

Prosentase pencapaian target tersebut akan lebih ditingkatkan dimasa mendatang dengan tetap

mengacu pada rencana strategik PTLR dan menjalankan kebijakan-kebijakan yang diberikan

pimpinan BATAN.

Program dan kegiatan yang telah dilaksanakan dengan rincian output sebagai berikut :

1. Jumlah dokumen teknis tapak konsep desain dan keselamatan fasilitas disposal limbah radioaktif

dan TENORM.

Terdiri dari 4 komponen kegiatan, yaitu :

a. Penentuan Tapak Terpilih Disposal Limbah Radioaktif di Pulau Jawa

(site selection state, IAEA 11, G-3.1).

b. Penyiapan Desain Konsep Fasilitas Demo Disposal Limbah Radioaktif di Kawasan Nuklir

Serpong.

c. Manajemen Teknologi Pendukung Keselamatan Fasilitas Disposal Limbah Radioaktif dan

Limbah TENORM.

d. Studi Calon Tapak Disposal Limbah Radioaktif Operasi PLTN di Bangka Belitung :

Penyusunan Konsep dan Rencana Disposal.

2. Jumlah dokumen teknis kajian proses pengolahan limbah radioaktif cair dan padat yang

ditimbulkan dari operasi PLTN.


a. Pengembangan Teknologi Pengelolaan Limbah PLTN

b. Pengembangan Teknologi Dekontaminasi Kimia dan Dekomisioning.

c. Pengembangan Teknologi Pengolahan Limbah Pendukung Instalasi Pengolahan Limbah

Radioaktif.

d. Pengembangan Teknologi Pengolahan Limbah Cair dari Industri.

3. Jumlah dokumen teknis sistem proteksi radiasi reaktor riset dan PLTN


a. Peningkatan dan Pengembangan Pemantauan Daerah Kerja dalam Pengelolaan Limbah

Radioaktif dan Penyimpanan Bahan Bakar Bekas.

b. Optimasi Pengendalian Dosis Personil di Kawasan Nuklir Serpong

c. Penentuan Batas Buang Effluent Radioaktif ke Badan Air dan ke Atmosfer Kawasan Nuklir

Serpong.

d. Kajian Keselamatan Radiologik Penduduk Calon PLTN Pilihan AP-1000 di Bangka Belitung.

e. Pengukuran Dosis Latar pada Calon Tapak PLTN di Bangka Belitung

f. Kajian Keselamatan Radiologik Pekerja Calon PLTN Pilihan AP-1000

4. Jumlah dokumen teknis pengelolaan pra disposal LRA cair dan padat.


a. Pengembangan Teknologi Proses Pengolahan Limbah Radioaktif Cair secara Evaporasi dan

Sementasi.

b. Pengembangan Teknologi Proses Pengolahan Limbah Radioaktif Padat secara Insenerasi dan

Kompaksi.


c. Pengembangan Sistem Informasi Manajemen Limbah Radioaktif, Preparasi dan Analisis

Limbah Radioaktif.

d. Pengembangan Teknlogi Transportasi dan Penyimpanan Sementara Limbah Radioaktif,

Limbah B3, Limbah Aktivitas Tinggi.

e. Pengembangan Teknologi Proses Pengolahan Limbah B3 Internal Batan.

f. Optimalisasi Pengoperasian Sistem Penyedia Media dan Energi IPLR.

g. Sistem Manajemen Mutu Terpadu Pengelolaan Limbah Radioaktif.

h. Optimasi Sistem Pengamanan Fasilitas Pengelolaan Limbah Radioaktif.

5. Jumlah dokumen teknis baseline data radioekologi kelautan di Bangka Barat, Bangka Belitung.

Terdiri dari 4 komponen kegiatan yaitu :

a. Pemantauan Radioekologi Kelautan di Semenanjung Muria dan Bangka Belitung.

b. Konsep Desain Laboratorium Radioekologi Kelautan di Semenanjung Muria dan Bangka

Belitung.

c. Pemodelan Penyebaran Radionuklida Dalam Kompartemen Laut.

d. Pengembangan Metode Analisis Radionuklida Dalam Kompartemen Ekosistem Laut.

6. Jumlah publikasi ilmiah internasional.

Terdiri dari 4 publikasi ilmiah internasional dengan judul yaitu :

1. Sorption Characterization of Radiocesium by Host Rock of Candidate Site as Reliability

Indication of radioactive Waste Disposal Site.

2. Study of Bioaccumulation Inorganic Mercury by Green Mussel (Perna Viridis) from Jakarta

Costal Bay Using Radiotracer.

3. Synroc Performance for Immobilization of High Level Liquid Radioactive Waste.

4. Biosorption Phenomena of Heavy Metals and Radionuclides by Dispersed Bacterial

Extracelular Polymeric Substances.

Perbandingan prosentase capaian sasaran Renstra PTLR pada tahun 2010 – 2011 dilakukan

melalui 5 (lima) sub output berdasarkan Indikator Kinerja PTLR tahun 2011, tahun 2010 capaian

sasaran program kegiatan dilakukan melalui 4 (empat) program kegiatan, prosentase capaian rata-

rata 99,31% yang terdiri dari :

1. Jumlah dokumen teknis tapak, konsep desain dan keselamatan fasilitas disposal limbah radioaktif

dan TENORM,

2. Jumlah dokumen teknis kajian proses pengolahan limbah radioaktif cair dan padat yang

ditimbulkan dari operasi PLTN,

3. Jumlah dokumen teknis sistem proteksi radiasi reaktor riset dan PLTN,

4. Jumlah dokumen teknis pengelolaan pra disposal LRA cair dan padat,

5. Jumlah dokumen teknis baseline data radioekologi kelautan di Bangka Barat, Bangka Belitung

6. Jumlah publikasi ilmiah internasional.

Beberapa hambatan dan permasalahan yang dihadapi baik teknis, maupun yang sifatnya

koordinasi akan dilakukan langkah-langkah antisipatif sebaik-baiknya. Tindak lanjut yang

diperlukan dalam menghadapi kendala PTLR pada tahun anggaran 2011 adalah sebagai berikut :

Koordinasi pelaksanaan proses pengadaan barang dan jasa harus lebih intensif dan lebih awal,

agar capaian kegiatan sesuai dengan target yang diinginkan.

Perbaikan metode penelitian dilakukan dengan melibatkan pihak-pihak yang kompeten antara

lain PTKMR (untuk pembuatan standard gas SF6 dan kajian hasil eksperimen), PATIR (analisis

gas chromatografi), ANSTO (pemodelan dispersi atmosferik). Persiapan teknis dan administrasi

dilakukan untuk pelaksanaan eksperimen lanjutan dengan pendamping dari ANSTO.

Melakukan sosialisasi dan koordinasi yang berkesinambungan dengan para pelanggan/pihak

penimbul limbah radioaktif, dalam hal ini pihak industri, rumah sakit, lembaga penelitian atau


instansi lainnya tentang Jasa layanan pengelolaan limbah radioaktif yang dilakukan oleh PTLR,

dan koordinasi dengan BAPETEN, untuk konfirmasi daftar nama penimbul limbah di seluruh

Indonesia.

Revisi DIPA dan POK harus dilakukan lebih terencana dan lebih awal, sehingga kegiatan litbang

dapat dilaksanakan dengan optimal.

Akhirnya, dukungan dan kerjasama dari seluruh pegawai PTLR dan unit kerja di lingkungan

BATAN serta masyarakat sangat diharapkan, sehingga visi dan misi PTLR akan dapat terwujud.

TINGKAT SATUAN KERJA KEMENTRIAN/LEMBAGA

UNIT KERJA : PUSAT TEKNOLOGI LIMBAH RADIOAKTIF

SASARAN INDIKATOR SASARAN (OUTCOME) TARGET REALISASI

1 2 3 4 5

100%

100%

95%

100%

100%

100%

Lampiran 1 - Formulir PK

PENGUKURAN KINERJA

Tahun Anggaran : 2011

% CAPAIAN TARGET

Diperoleh hasil litbang teknologi pengelolaan limbah radioaktif dan lingkungan.

Jumlah dokumen teknis tapak, konsep desain dan keselamatan fasilitas disposal limbah radioaktif dan TENORM

1 Dokumen Teknis

1 Dokumen Teknis

Jumlah dokumen teknis kajian proses pengolahan limbah radioaktif cair dan padat yang ditimbulkan dari operasi PLTN

1 Dokumen Teknis

1 Dokumen Teknis

Jumlah dokumen teknis sistem proteksi radiasi reaktor riset dan PLTN

1 Dokumen Teknis

1 Dokumen Teknis

Jumlah dokumen teknis pengelolaan pra disposal LRA cair dan padat

1 Dokumen Teknis

1 Dokumen Teknis

Jumlah dokumen teknis baseline data radioekologi kelautan di Bangka Barat, Bangka Belitung

1 Dokumen Teknis

1 Dokumen Teknis

Jumlah publikasi ilmiah internasional 4 Publikasi 4 Publikasi

Jumah Anggaran Kegiatan tahun 2011 : Rp. 28.796.711.000,- Revisi-2 DIPA : Rp. 34.083.395.000,-

Jumlah Realisasi Anggaran Kegiatan tahun 2011 Rp. 32.781.071.374.000,-

Lampiran 2

DAFTAR PUBLIKASI PTLR ILMIAH DALAM NEGERI YANG TELAH DIPRESENTASIKAN DALAM SEMINAR TEKNOLOGI PENGELOLAAN LIMBAH

VIII TAHUN 2011 ISSN No. 1410-6086 DI SERPONG

NO N A M A JUDUL MAKALAH1 Ir. Aisyah, MT Pengaruh komposisi gelas frit terhadap

karakteristik gelas limbah2 Ir. Herlan Martono,MMSC Gelas frit dan polimer untuk solidifikasi limbah

cair aktivitas rendah skala industri.3 Heru Sri Wahyun, SST Inventarisasi paket limbah olahan untuk

menyimpan lestari dalam demo plant disposal 4 Drs. Gunandjar, SU Pengembangan teknologi pengolahan limbah cair

dari industri : imobilisasi sludge limbah radioaktif dari dekomisioning fasilitas permurnian asam fosfat menggunakan bahan matriks synroc.

5 Ir. Sucipta, M.Si Pemilihan tapak potensial untuk penyimpanan lestari limbah radioaktif di pulau Jawa dan sekitarnya.

6 Ir. Muljono Darjoko, SU, Ir. Nurokhim

Penggunaan computer code ORIGEN 2 untuk estimasi perhitungan radionuklida pada komponen Reaktor Riset Triga Mark II

7 Dr. Budi Setiawan, M.Eng Sorpsi radionuklida Cs-137 oleh batu lempuing formasi daerah Subang sebagai wilayah potensial untuk penyimpanan limbah lestari radioaktif.

8 Ir. Subiarto Pengolahan limbah boron -10 dari operasi PLTN type PWR

9 Kuat Heryanto,ST Optimalisasi pendingin bahan bakar bekas Reaktor Serba Guna Siwabessy di instalasi penyimpanan sementara bahan bakar nuklir bekas

10 Dewi Susilowati Konsep desain fasilitas demontration- plant penyimpanan limbah radioaktif dekat permukaan (near surface disposal) di PPTN Serpong.

11 Ir. Husen Zamroni, Pungky Ayu Artati,ST

Pengolahan limbah radioaktif terpadu dari PLTN 1000 MW .

12 Bung Tomo, ST, Irwan Santoso, Suhartono, ST

Pengolahan sumber radioaktif terbungkus bekas dari industri di Pusat Teknologi Limbah Radioaktif (PTLR).

13 Frof. Ir. Zainus Salimin,M.Si Denitrifikasi limbah radioaktif cair yang mengandung asam nitrat dengan proses biooksidasi.

1

14 Ir. Endang Nur'aeni, Drs. Gunandjar,SU

Imobilisasi limbah sludge radioaktif hasil dekomisioning fasilitas PAF – PKG menggunakan bahan matriks SYNROC dengan proses sintering

15 Drs. Sutoto Pengambilan ion perak dari elektrolit bekas proses oksidasi elektrokimia limbah organiok solven.

16 Mirawaty, A.Md Imobilisasi limbang sludge dari dekomisioning fasilitas permurnian asam fosfat dengan matriks campuran bitumen dan pasir.

17 Yuli Purwanto,A.Md. Imobilisasi alumino silikon fosfat jenuh menggunakan polimer.

18 Wati, ST Penyerapan limbah uranium dalam rafinet menggunakan resin penukar ion dengan pengkomplek natrium karbonat dan imobilisasi menggunakan polimer polister tak jenuh.

19 Chevy Cahyana,M.Si Model semaran panas air kanal pendingin instalasi pembangkit listrik ke badan air laut.

20 Wahyu Retno,SSi Radioekologi kelautan di Semenanjung Muria

DAFTAR PUBLIKASI PTLR ILMIAH DALAM NEGERI YANG TELAH DIPRESENTASIKAN DALAM SEMINAR PERTEMUAN DAN

PRESENTASI ILMIAH PENELITIAN DASAR ILMU PENGETAHUAN DAN TEKNOLOGI NUKLIR YOGYAKARTA

17 JULI 2011 ISSN No. 1410-8178 DAN 19 JULI 2011 ISSN No. 0216-3128

2

NO N A M A JUDUL MAKALAH1 Ir. Herlan Martono,MM.Sc, Ir.

Aisyah,MT Pengaruh Oksidasi pembentuk gelas dan oksidasi limbah terhadap ketahanan kimia gelas-limbah.

2 Ir. Gunandjar,SU Imobilisasi limbah radioaktif mengandung uranium menggunakan bahan matriks synroc titanat dengan proses sintering suhu tinggi.

3 Prof. Ir. Zainus Salimin,M.Si, Jaka Rachmadetin, S.Si

Dentriffikasi limbah radioaktif cair yang mengandung asam nitrat dengan proses biooksidasi.

4 Ir. Sucipta,M.Si, Ir. Ari Pudyo R Penyiapan AMDAL Fasilitas demontration plant disposal limbah radioaktif di kawasan Nuklir Serpong.

5 Ir. Aisyah, MT Kajian kerusakan gelas yang mengandung limbah aktivitas tinggi dalam Canister

6 Drs. Arimuladi S, Purnomo dan Ir. Sucipta.M.Si

Pengkajian keselamatan near surface disposal limbah radioaktif ditinjau dari aspek peatures, events dan process.

7 Ir. Sucipta, M.Si. Kajian keselamatan landfill limbah tenorm dari industri minyak dan gas bumi.

8 Tri Bambang L, Dra.Sri Widayati, L.Kwin P,SKM.

Pengembangan sistem monitoring dosis radiasi Interna pekerja radiasi secara in vivo

9 L.Kwin P, SKM Evaluasi keselamatan radiasi pengunjung di tempat penyimpanan sementara limbah radioaktif

10 Sugeng Purnomo, ST Penggunaan unit ozomizer untuk destruksi sianida dalam limbah bahan berbahaya dan beracun

3

International Conference of Basic Science 2011

ICBS-2011

BIOSORPTION PHENOMENA OF

HEAVY METALS AND

RADIONUCLIDES BY DISPERSED

BACTERIAL EXTRACELULAR

POLYMERIC SUBSTANCES

Zainus Salimin1, Endang Nuraeni

2

Center for Radioctive Waste Management Technology

National Nuclear Energy Agency of Indonesia (BATAN)

Kawasan Puspiptek Serpong, Tangerang Selatan, Banten 15314

Phone : 021-7563142, E-mail : [email protected]

Presented on


ICBS-2011 Universitas Brawijaya, Malang 17-18 February 2011

BIOSORPTION PHENOMENA OF HEAVY METALS AND

RADIONUCLIDES BY DISPERSED BACTERIAL

EXTRACELULAR POLYMERIC SUBSTANCES

Zainus Salimin1, Endang Nuraeni

2

Radioactive Waste Technology Center

National Nuclear Energy Agency of Indonesia

Abstract

Bacteria can accumulate the heavy metals and radionuclides from its external environment by

biosorption accumulation mechanisms of fisical, chemical, and biological processes including flocculation,

adsorption, coprecipitation, complex formation, and mass transfer phenomenas. The processes can occurs by

functional support of bacterial extracellular polymeric substance (EPS) resulting from bacterial excretion, cell

lysis or organic matter in surroundings. The EPS is composed of polysaccarides (40-95% of total EPS), protein

(1-60%), nucleic acid (1-10%), lipids (1-10%), and polymers of amino acids and other compounds of microbial

origin. The operation of Serpong Nuclear Facilities generates liquid waste containing detergent and various

radionuclides. The simulation waste containing detergent of 0,748 g/l and the radionuclides of Co-60, Fe-55,

Sr-90 and Cs-137 on the activities of 1,5x1010

, 8,16x109, 3,09x10

9 and 4,8x10

9 Bq/l respectively was treated by

biooxidation process using mixed aerob bacterias of bacillus sp, pseudomonas sp, arthrobacter sp, and

aeromonas sp. The bacteria needs the periode for adaptation of 4 days, indicated by generating of brown active

sludge of biomass. Bacterial biomass performs the biosorption of radionuclides by sequence of its selectivity i,e

Sr+2

> Co+2

> Cs+2

> Fe+2

. The Sr-90 having highest selectivity will be firstly absorbed by biomass then it is

normally followed by absorption of Co-60, Cs-137, and Fe-55. When the influence of selectivity is not coming

yet in its sequence caused of waiting time for attaching the radionuclide of high selectivity, the atom weight

(a.w) takes over the loading role for flocculation and precipitation of the radionuclides. Performance

unification between the roles of selectivity and atom weight gives the result of flocculation and precipitation

time for each element of Cs (a.w 133), Sr (a.w 88). Co (a.w 60), and Fe (a.w 56) on the value of 5, 6, 10, and 12

days respectively. On the processing time of 20 days, the activity of each element on supernatant result was

attained the standard value of environmental radioactivity level (Decree of Chairman of National Nuclear

Energy Control Agency No. 02/Ka-Bapeten/V-99) i.e 3x104 Bq/l for Fe-55, 4x10

3 Bq/l for Sr-90, 7x10

2 Bq/l for

Cs-137 and 2x103 Bq/l for Co-60.

Keywords: biosorption, extracellular polymeric substance, ion selectivity.

1. Introduction

The nuclear industry activities generates low level

radioactive organic liquid waste i.e detergent

waste from nuclear laundry, spent solven of 30%

TBP (tri-n-butyl) in kerosin from uranium

purification or uranium recovery from the

operation failure of nuclear fuel fabrication,

organic solven as xylene, toluene, dioxin, etc. The

activity of Serpong nuclear facilities as

radioisotope production, nuclear fuel fabrication,

reactor operation, radiometalurgy, radioactive

waste treatment, etc generates low level

radioactive waste water containing radionuclide

elements of Co-60, Fe-55, Sr-90, Cs-137, etc.

From the activity of laundry operation of the

contaminated cloth performing by Radioactive Waste

Technology Center at Serpong generates very low

level radioactive waste water containing persil

detergent (the compound of alkyl-aril sulfonat with

chemical formula of CH3-(CH2)10-CH2-OSO3Na)[1].

That’s detergent waste water is mixed with another

radioactive waste water to become the low level

radioactive liquid waste containing detergent of 0,748

g/l on the activity Co-60, Fe-55, Sr-90, Cs-137, etc of

109 Bq/l. At the present, that’s liquid waste is treated

by evaporation to concentrate its radioactivity on the

concentrate. The evaporation concentrate is then

solidified with cement matrix. The evaporation of

liquid waste containing detergent generates the

foam evoking the radioactivity contamination of

distillate, in this case the failure of evaporation

operation occurs. For avoding the contamination

of distillate by radionuclides elements, it is

necessary to utilize antifoaming matter as silicon-

oil[1]. The evaporation operation cost is enough

expensive cause of the fulfillment of steam need

from oil burning on the boiler, and the needs of

antifoaming and descaling matters[2].

The biodegradation of organic matters and the

biosorption of radionuclide and heavy metal

elements by bacterial bio-oxidation are the

effective processes for detoxification and

decontamination of organic and radioactive liquid

waste. It is necessary to study the bacterial bio-

oxidation process for the assessement of

alternative treatment of low level radioactive

liquid waste containing detergent.

Theory

Bio-oxidizing Process

For waste water contains the organic compound,

the removal of organic content from solution can

be perfomed by sorption, stripping and

biodegradation. Non degradable organic

compound such as detergent or solvent having

closed chair carbon compound can be removed

from waste water by sorption using biological

solid. The removal of volatile organic carbon is

performed by stripping process using the counter-

current operation process of gas-solution mass

transfer. The removal of organic contents by

biodegradation using bio-oxidizing process is

done specifically for degradable organic having

straight chain carbon compound[3].

Bio-oxidizing process of the most

remaining organic matters occurs in the aeration

tank, and the final clarifier removes the biological

sludges, which are partially returned to mix with

the incoming feed as the bacteria resources. On

the biodegradation process of organic waste water

using microorganism particularly the aerobic

bacteria, oxygen and nutrient are consumed by

bacteria for energy resources and regeneration of

new cell/new bacteria. Living cells will use the

organic compound as its food until that’s

compound changed into CO2 and H2O following

reaction on the equation 1 and equation 2. The

organic compound is toxic substances, by its

degradation into CO2 and H2O the detoxification

of solution occurs. The cells are quickly

regenerated and grew and then dead. The living

and dead of cells or new cells and non

biodegradable cellular residue according the

equation 1 and 2 respectively will form microbial

biomass which are sedimented to transform the

biological sludges[3].

In equation (1), k is a rate coefficient and is a

function of the biodegradability of the organic or the

mixture of organics in the waste water. The

coefficient a’ is the fraction of the organics removed

that is oxidized to end products for energy. The

coefficient a is the fraction of organics removed that

is synthesized to cell mass. The coefficient b is the

fraction per day of degradable biomass oxidized and

b’ the oxygen required for this oxidation. The need of

nutrients of N and P on the treatment of industrial

waste water are calculated from the ratio BOD, N,

and P on the quantities of 100 : 5 : 1. Trace nutrient

requirement for bio-oxidation is shown on the Table

1.

When water contains the organic compound,

metals and radionuclides elements (ion

contaminants), the microbial biomass will absorbs

metals and radoinuclides that mentioning

biosorption[4].

Table 1. Trace nutrient requirements for biological

oxidation[3].

Trace nutrient mg/mg BOD

Mn

Cu

Zn

Mo

Se

Mg

Co

Ca

Na

K

Fe

CO3

10x10-5

14.6x10-5

16x10-5

43x10-5

14x10-10

13x10-5

62x10-4

5x10-5

45x10-4

12x10-3

27x10-4

30x10-4

Source: Eckenfelder (1989)

The accumulation mechanism of radionuclide and

heavy metal elements on the bacterial biomass can

occurs by processes of fisical, chemical, and

biological including adsorption, precipitation,

complex formation, and mass transfer phenomena.

Living and dead cells resulting by bacterial cell as

cell wall composer, pigment, polysaccharide, metal

bonding protein, non biodegradable cellular residue,

Organics + a’O2 + N + P a new cells + H2O

+ non biodegradable soluble residue (1)

cells

k

Cells + b’O2 b CO2 + H2O + N + P +

non biodegradable soluble residue (2)

have the capability to remove the radionuclide and

metal element. The kinds of specifics bacteria for

corresponded metals and radionuclides elements

removal are shown on the Table 2.

Table 2. Some examples of bacterial heavy metal

and radionuclide accumulation[4].

Organism Element Uptake (%

dry weight)

1.Bakteria

Streptococcus sp. U 2-14

S. viridochro- mogenes U 30

Thiobacillus ferrooxidans Ag 25

Zooglea sp. Cd 4-9

Co 25

Cu 34

Ni 13

U 44

Citrobacter sp. Pb 34-40

Cd 40

U 90

Pseudomonas aeruginosa U 15

Mixed culture Cu 30

Mixed culture Ag 32

Bacillus sp. Pb 60,1

Cu 15,2

Zn 13,7

Cd 21,4

Ag 8,6

Note: U* uranium and its decay radonuclides

The biological sludges will be loaded by metals

and radionuclides elements. Table 3 shows the

bacterial cell component, each component can

function to perform the sorption radionuclide and

heavy metal elements [5]. It appears that the

metals are largely bound by the extracellular

polymeric substances (EPS), produced by

bacteria. The EPS result from bacterial excretion,

cell lysis or organic matters in surrounding. The

EPS have a complex composition consisting

polysaccharides (40-95% of total EPS), protein

(1-60%), nucleic acids (1-10%), lipids (1-10%),

and polymer of amino acid and other compounds

of microbial origin[6]. The EPS has to function

for ion exchange due to the high amount of

negatively charged functional group like carboxyl,

phosphate and sulphat group in EPS. The ion

exchange reaction on the EPS is similar to the

organic ion exchange resin as follows:

M+

1 + EPS. M2 M2 + EPS. M1

Where M1+ and M2

+ are cations of difference

species in which M1+

has the greater selectivity.

The greater selectivity is the preference for the ion

by the exchanger[7]. An ion exchanger tends to

prefer: (1) ions of higher valence, (2) ions with a

small solvated volume, (3) ions with greater ability to

polarize, (4) ions that react strongly with the ion

exchange sites of the exchanger solid, and (5) ions

that participate least with other ions to form

complexes. For the usual cation exchangers, the

preference series for the most common cations is as

follows (Helfferich. F., 1962): Ba+2

Pb+2

Sr+2

Ca+2

Ni+2

Cd+2

Cu+2

Co+2

Zn+2

Mg+2

Ag+1

Cs+1

K+1

NH4+1

Na+1

H+1

The overall process sequences are the adding of

nutrients and aeration, then the adding of conformed

bacteria, adaptation of bacteria on the organic

solution milieu, bacteria eats organic compound,

detoxification process from organic compound,

growing-regeneration-dead of bacteria by natural

cycle, formation of biomass, biosorption of metals

and radionuclides elements and detoxification process

from heavy metals.

Tabel 3. Description of bacteria cell components

functions to support biosorption

Cell

component

Function

Cell wall

Cell membrane

Ribosomes

Flagella

Fimbriae and pili

Provides strength to maintain the

cell shape and protects the cell

membrane. Some bacteria can

produce a sticky polysaccharide

layer outside the cell wall, called a

capsule or slime layer.

Controls the passage of dissolved

organics and nutrients into the cell

and the waste materials and

metabolic by-products out of the

cell.

Particles in the cytoplasm that are

composed of ribonucleic acid

(RNA) and protein and are the sites

where proteins are produced

Protein hairlike structures that

extended from the cytoplasm

membrane several bacteria lengths

out from the cell and provide

mobility by rotating at high speeds.

Short protein hairlike structures (pili

is longer) that enable bacteria to

stick to surfaces. Pili also enable

bacteria to attach to each other.

2. Experimental Details

Material

Materials utilizing on the experiment are persil

detergent, mixed mutant bacteria of bacillus sp,

pseudomonas sp, arthrobacter sp and aeromonas sp,

urea, tri super phosphate (TSP), potassium

carbonat, sulfuric acid, silver sulfate, mercury

sulfate, manganese sulfate, sodium hydroxide,

potassium iodide, sodium thiosulfate, amilum

indicator, cesium nitrate, strontium nitrate, cobalt

nitrate, and ferrous ammonium sulfate.

Equipment

Equipment utilizing on the experiment are bio-

oxidatoin process unit (see Figure 1), water

checker for measuring dissolved oxygen and pH,

UV-VIS spectrophotometer for measuring of

chemical oxygen demand, and atomic absorption

spectrophotometer for measuring of Co, Fe, Sr,

and Cs contents.

Figure 1. Biological treatment process unit.

Method

Preparation of Simulation Waste

The simulation waste is prepared by weighing of

cobalt nitrate Co(NO3)2.6H2O 2,95 g, ferrous

ammonium nitrate Fe(NH4)2 (SO4)2.6H2O 2,81 g,

strontium nitrate Sr(NO3)2 0.97 g, and cesium

nitrate CsNO3 1,17 g, then that’s salts are

dissolved into 200l of aquadest. It is obtained the

solution having the activities of Co-60 1,5 x 1010

Bq/l, Fe-55 8,16 x 109 Bq/l, Sr-90 3,09 x 10

9 Bq/l

and Cs-137 4,8 x 109 Bq/l. Percil detergent is

weighted on the quantity of 37,4 g and then

dissolved on the 200l of aquadest, it is obtained

the solution of 0,788g/l of detergent.

Waste Treatment by Bio-oxidation

Simulation liquid waste with the persil detergent

concentration of 0,748 g/l in which its BOD 68

ppm, COD 128 ppm, and the activities of Co-60,

Fe-55, Sr-90 and Cs-137 on the value of 1,5x1010

,

8,16x109 and 4,8x10

9 Bq/l respectively is putted

into bio-oxidation process unit, 120l into aeration

vessel R-01 and 50l into sludge separation vessel R-

02. The circulation pump P-01, aerators P-02, P-03

and P-04 are served in operation using the

configuration of valve V-06 close, valve V-04 and V-

05 open in which the liquid level in R-01 and R-02

constant. The nutrients of urea and TSP on the ratio

of BOD:N:P=100:5:1 is introduced into solution.

Measuring of pH and DO are performed using water

checker. The mixed bacteria is putted into the

solution. The solution of nutritient is prepared and

putted on the nutrient tank T-03, during the process

operation, valve of V-03 open so the solution of

nutrient dispensing drop by drop. The solution sample

is taked every 2 hours after adaptation of bacteria on

the solution. The content of activity of Co-60, Fe-55,

Sr-90 and Cs-137 on the solution is analized.

3. Result and Discussion The initial simulation liquid waste has the parameters

of COD 128 ppm and BOD 68 ppm. Water utilizing

for experiment is a treated water coming from

Cisadane River in which trace nutrient indicating on

the Table 1 is enough concentration in water, it is

necessary to inject trace nutrient in the solution for

experiment. The mixed bacterias utilizing on the

experiment are conformed with the kinds of

radionuclide on the liquid waste as shown on Table 2.

The bacteria needs to adapt the waste milieu during 4

days, indicated by generating of brown active sludge

of biomass. Figure 2 indicates the relation between

activity of Co-60 on the supernatant liquid and sludge

as the function of process period. It is indicated that

from the initial periode until the periode of less than

10 days the activity Co-60 on supernatant liquid

always superior than the activity on the sludge. In that

case the bacteria be still on the very small floating

coloni, the formation of bacterial biomass having the

gravity weight forces not occurred yet. The

biosorption of Co-60 be not take place yet cause of

the bacterial biomass at the beginning chose to

performs the biosorption of Sr-90 having the biggest

selectivity. After the process periode being superior

to 10 days, the activity of sludges began to increase

but the activity of supernatant liquid starts to decrease

significantly. On the process periode more than 10

days, the formation bacterial biomass occurs

significantly to become the big flocculated coloni in

which the biosorption of Co-60 occurs, it having the

weighted force for gravity precipitation.

0.00E+00

2.00E+09

4.00E+09

6.00E+09

8.00E+09

1.00E+10

1.20E+10

1.40E+10

1.60E+10

0 5 10 15

Process time (days)

Ac

tiv

itie

s C

on

ce

ntr

ati

on

(B

q/L

)

supernatant concentrate

Figure 2. Relation between activity of Co-60 on

the supernatant liquid and sludges as the function

of process periode.

Figure 3 indicates the relation between activity of

Fe-55 on the supernatant liquid and sludges as the

function of process periode. There is the same and

Fe-55 indicating by Figure 2 and Figure 3,

however the process periode on the formation of

flocculated and precipitated biomass for Fe-55 is

12 days, longer than for Co-60. Cation Fe utilized

on the experiment is ferrous ion (Fe2+

) so on the

point of view its selectivity is smaller than the

selectivity of Co2+

. The atom weight of Co is

higher than for Fe, when the element is absorbed

by biomass so the loaded floc by cation Co will

previously precipitated than cation Fe

0.00E+00

1.00E+09

2.00E+09

3.00E+09

4.00E+09

5.00E+09

6.00E+09

7.00E+09

8.00E+09

9.00E+09

0 5 10 15 Process time (days)

Ac

tiv

itie

s c

on

ce

ntr

ati

on

(b

q/L

)


Figure 3. Relation between activity of Fe-55 on

the supernatant liquid and sludges as the function

of process periode.

Figure 4 shows the relation between activity of Sr

on the supernatant liquid and sludges as the

function of process periode. It is indicated the

difference phenomena comparing Figure 3 (For

Fe) and Figure 2 (for Co), the activity of Sr-90 on

the sludges is always superior than on the

supernatant liquid even at the beginning of the

process. That’s difference is enable because the

selectivity and atomic weight of Sr being highest

than for Co and Fe. From the beginning of process

the cation Sr is already absorbed by biomass and then

flocculated and precipitated by gravity force.

0.00E+00

2.00E+09

4.00E+09

6.00E+09

8.00E+09

1.00E+10

1.20E+10

1.40E+10

1.60E+10

0 5 10 15

Process time (days)

Acti

vit

ies c

on

cen

trati

on

(B

q/L

)


Figure 4. Relation between activity of Sr-90 on the

supernatant liquid and sludges as the function of

process periode.

Figure 5 shows the relation between activity of Sr on

the supernatant liquid and sludges as the function of

process period, there is difference phenomena

comparing Figure 4 (for cation Sr). The activity of Cs

on the supernatant liquid is higher than on the sludges

for process periode of 5 days. That’s difference is

enable because of the selectivity of cation Cs being

smaller than for cation Sr even the atom weight of Cs

being higher than for Sr. In that case the selectivity is

more dominant than the atom weight on the formation

of precipitated biomass floc.

0.00E+00

1.00E+09

2.00E+09

3.00E+09

4.00E+09

5.00E+09

6.00E+09

0 2 4 6 8 10

Process time (days)

Ac

tiv

itie

s c

on

ce

ntr

ati

on

(B

q/L

)


By Figure 5. Relation between activity of Cs-137 on

the supernatant liquid and sludges as the function of

process periode.

observation of Figure 2,3,4 and 5 can be concluded

that the bacterial biomass performs the biosorption

for radionuclide and heavy metals according the

selectivity sequence of Sr2+

> Co2+

> Cs2+

> Fe2+

. The

Sr-90 having highest the selectivity will be absorbed

at first by biomass, then it is normally followed by

biosorption of Co-60, Cs-137 and Fe-55. When the

influence of selectivity is not coming yet in its

sequence caused of waiting time for attaching the

radionuclide of high selectivity, the atom weight

(a.w) takes over the loading role for flocculation

and precipitation of the radionuclides.The process

periode of flocculation and settling for Co-60 (a.w

60) is longer than for Cs-137 (a.w 133). Also the

flocculation and settling time for Fe-55 (a.w 55) is

longer than for Co-60. Performance unification

between the roles of selectivity and atom weight

gives the result of flocculation and precipitation

time for each element of Cs, Sr, Co, and Fe on the

value of 5,6,10, and 12 days respectively.

According to the Table 3, the bacteria cell

components has the characteristic to support the

biosorption of radionuclide and heavy metal

elements. That’s bacteria cell components consist

of cell wall containing sticky polysaccharide layer

on the outside wall so the cation elements can be

easly attached, cell membrane controls the

passage of any substance into and or out the cell,

ribosomes and flagella composing protein that can

react with metal from its surrounding to become

the metal organoprotein, and fimbriae and pilli

having the sticky surface for attaching the cation

elements.

On the processing time of 20 days, the activity of

each element on supernatant result was attained

the standard value of environment radioactivity

level (Decree of chairman of National Nuclear

Energy Control Agency No.02/Ka-BAPETEN/V-

99) i.e 3x104 Bq/l for Fe-55, 4x10

3 Bq/l for Sr-90,

7x102 Bq/l for Cs-137 and 2x10

3 Bq/l for Co-60.

4. Conclusion The aerob bacterial biomass of bacillus sp,

pseudomonas sp, arthrobacter sp, and aeromonas

sp, can perform the biosorption of Co-60, Fe-55,

Sr-90, and Cs-137 from its solution. The

radionuclides are largely bound by EPS that can

function for ion exchange due to the high amount

of negatively charged functional group like

carboxyl, phosphate, sulphate groups in EPS.

According to the sequences of its selectivities i.e

Sr2+

> Co2+

> Cs2+

> Fe2+

in which Sr-90 as

attached at first by biosorption. For another

elements, when the influence of selectivity is not

coming yet in its sequences cause of waiting time

for attaching high selectivity radionuclide, the

atom weight takes over the loading role for

flocculation and precipitation of the radionuclides.

The radionuclide elements having higher atomic

weight gives the shorter time of flocculation and

precipitation. The result of experiment indicates

that the biosorption of radionuclides of Co-60, Fe-

55, Sr-90, and Cs-137 from liquid waste by the

bacterial biomass gives the decontamination of

solution attaining the standard value of environmental

radioactivity level.

5. Acknowledgements The research data utilizing in this paper comes from

the activity of Insentive Program for Increasing of

Capability of Researcher and Designer Year 2009

with the title of Treatment Process of Liquid

Radioactive Waste from Nuclear Industries

Containing Organic by Bio-oxidation Process and Its

Immobilization with Polymeric Matrix. We thanks to

the member of team of the Insentive Program for our

mutual cooperation on the carrying out of the jobs.

6. References

[1] Salimin, Z (1997), Evaporasi Limbah

Radioaktif Cair yang Mengandung Detergen dengan

Antibuih Minyak Silikon, Prosiding PErtemuan dan

Presentasi Ilmiah Teknologi Pengelolaan Limbah I,

Serpong.

[2] Salimin, Z (2000), Problem Solving of

Evaporator Operation on the Treatment of

Radioactive Liquid Waste in Serpong Nuclear

Facilities, Presented Paper at the Symposium on

Waste Management and Environmental Restoration,

Tucson, Arizona.

[3] Wsley, E (1989), Industrial Water Pollution

Control (2nd edition), Mc Graw-Hill Book Company:

Singapore.

[4] Fry, J.C et all (1992), Microbial Control of

Pollution, Cambridge University Press : Cambridge,

United Kingdom

[5] Tchobanoglous, G et all (2003), Wastewater

Engineering, Treatment and Reuse (Fourth Edition),

Mc Graw-Hill Book Company: Singapore

[6] Yu Tian (2008), Behaviour of Bacterial

Extracellular Polymeric Substance from Activated

Sludge: a rewiev, International Journal Environment

and Pollution, Vol 32, No. I

[7] Reynolds, T.D (1982), Unit Operation and

Processes in Environmental Engineering, PWS

Publishing Company, Boston

1


ICBS-2011

SYNROC PERFORMANCE FOR

IMMOBILIZATION OF HIGH LEVEL

LIQUID RADIOACTIVE WASTE

Gunandjar

Center for Radioctive Waste Management Technology



Phone : 021-7563142, E-mail : [email protected].

Presented on


ICBS-2011 Universitas Brawijaya, Malang 17-18 February 2011

mailto:[email protected]

2

SYNROC PERFORMANCE FOR IMMOBILIZATION OF

HIGH LEVEL LIQUID RADIOACTIVE WASTE

Gunandjar Center for Radioctive Waste Technology



Phone : 021-7563142, E-mail : [email protected].

Abstract

The long lived of high level liquid radioactive wastes (HLLW) is generated from reprocessing of spent

nuclear fuel. Besides that the HLLW is generated also from 99

Mo radioisotope production using

uranium target and post irradiation examination of nuclear fuel element. The HLLW has to be treated

through immobilization (solidification) process to become wasteform prepared to disposal. In this

paper was studied the synroc performance for immobilization of HLLW. Synroc is a crystalline

wasteform comprising a stable assemblage of titanate phases chosen for their geochemical stability

and collective ability to immobilize all the radioactive elements present in HLLW. Development of

synroc for waste immobilization depend on the containing of radionuclides. For the HLLW containing

actinides was developed zirconolite (CaZrTi2O7) rich synroc, for the waste containing uranium and

plutonium was developed pyrochlore (CaATi2O7, A = Gd, Hf, U, and Pu) rich synroc with neutron

absorbers (Hf and Gd) were needed to suppress criticality potential, whereas for the waste containing

Tc, Cs, and Sr (from the heat producing of HLLW) was developed hollandite/perovskite

[Ba(Al,Ti)2Ti6O16 / CaTiO3] rich synroc. All basic science studies confirm that the leach-rates and -

decay damage in synroc relatively very low and acceptable. The synroc wasteforms should succeed for

HLLW and particularly very well for immobilization of the long-lived -emitter of actinide elements.

Synroc performance for immobilization of HLLW is better than borosilicate glass. In Indonesia,

adaptation of HLLW immobilization technology using synroc materials will be carried out for HLLW

generated from 99

Mo radioisotope production and post irradiation examination of nuclear fuel

element.

Keywords: synroc, waste immobilization, high level liquid radioactive waste.

1. Introduction Nuclear technology development and its

application has been much utilized in the

world for energy generation and non energy

application such as in industries, nuclear

medicine, etc. The radioactive wastes

generated from the activities has to be

managed conform to the safety standard for

protect occurring the radiologic impact which

hazardous to the public and environment. One

of the radioactive waste type generated from

nuclear application is the long lived of high

level liquid radioactive wastes (HLLW).

In some countries which have closed nuclear

fuel cycle strategy, the HLLW are generated

from the first cycle extraction of the spent fuel

reprocessing plant. Reprocessing of spent

nuclear fuel is a process to recover the

remaining uranium (U) and plutonium (Pu)

elements in spent nuclear fuels. The HLLW

contains fission product elements as major

elements and transuranic elements as minor

(contaminated) elements. In the second cycle

extraction is generated transuranic liquid waste

(TRULW) containing transuranic elements as

major elements and fission product as minor

elements.

In the other hand, some countries which have

open fuel cycle strategy, such as Indonesia,

the high level radioactive waste (HLW) means

the spent fuel it self. At present in Indonesia,

the HLLW are generated from Mo-99

radioisotope production (using uranium target)

at Radioisotope Production Plant (RPP) and

post irradiation examination of nuclear fuel at

Radiometallurgy Installation (RMI). The

HLLW has to be immobilized through

solidification process to become wasteform

readily to be stored for long-term (many

2

million of years) in the disposal facility (Deep

Geological Disposal Facility).

At present, the nuclear power industry strategy

of incorporating fission product wastes (in

HLLW) from nuclear fuel reprocessing in

borosilicate glass (by vitrification process),

followed by deep burial, was subject to little

question until early 1970s. However it was

then realized by geochemists that borosilicate

glasses were not particularly stable when

buried in the ground, because radiogenic

heating (gamma heating) within the glass and

groundwater could not be guaranteed to avoid

contact with the glasses, even when a series of

additional barriers such as metal containers

and clay overpacks were introduced into a

geological repository [1].

Technology development was carried-out

continuously to find faithfully the

immobilization technology of HLLW. The

synroc is a alternative matrix material for

immobilzation of long lived radioactive waste

especialy for HLLW. The immobilization

technology using synroc has been developed in

Australia, United State of America, and Japan.

Synroc is a crystalline wasteform comprising a

stable assemblage of titanate phases chosen for

their geochemical stability and collective

ability to immobilize all the radioactive

elements present in HLLW [2].

In this paper was studied the synroc

performance for immobilization of HLLW,

related to the basic science studies concerning

the solid-state chemistry of synroc phases and

wasteform development, and basic research

results for synroc performance with review

some parameters especially leach-rates

(aqueous durability) and -decay damage (-

radiation durability) of the synroc. The both

parameters are very importance to evaluate the

immobilization technology of HLLW. The

study was carried-out by assessment based on

various data gathering from a lot of references.

This paper also studies adaptation especially

for immobilization of long lived HLLW types

in Indonesia.

2. Experimental Detail Based on the data related the experimental

detail concerning basic research for synroc

performance, there are three main components

for basic research concerning the development

of synroc as matrix material for

immobilization of HLLW, namely : solid-state

chemistry of synroc phases and wasteform

development, aqueous durability, and studies

of radiation damage phenomena.

2.1. Solid-state chemistry of synroc phases

and wasteform development

The R&D was started by immobilization of

Purex type HLLW into synroc-C. Further

development of synroc for many other types of

HLLW that synroc variants had potential for

immobilization, where safe containment is

required over geological timescales.

Development of synroc composition

comprising of synroc phases depend on the

content of radionuclides in the HLLW.

2.2. Aqueous durability of synroc

In the aqueous durability study, leach rate is a

parameter to know the leaching behavior of

synroc wasteform. Based on IAEA procedures,

whereby the wasteform of synroc is leached by

a fixed volume of deionized water in a closed

container for a specific period, after which the

leaching solution is decanted, analysed and

replaced by fresh deionized water. Leach rates

are calculated according to the relationship [3]:

Leach rate = ( Cl / Cs) (w/t.s) (4)

Where Cl = quantity of each species in

solution, Cs = quantity of each species in solid

sample, w = initial weight of solid test

specimen, t = duration of leaching, and s =

geometrical surface area of sample. The synroc

performance concerning the leach-rates

parameter is compared with borosilicate glass.

In this study, waste loading is one of synroc

performance for incorporating the waste

containing fission products and associated

actinides in the crystalline lattices of synroc.

2.3. Studies of radiation damage phenomena

Radiation damage studies were perfomed with

diffraction studies of metamict synroc

analogue minerals, and electron, neutron, and

heavy ion irradiated syntetic samples,

including the use of incorporated actinides -

emitters such as 244

Cm and 238

Pu (half-lives of

18 and 87 years respectivelly). In this study

was carried-out by experiments concerning the

-radiation effects on synroc damage and it

was related to the leaching rate, swelling, and

microcracking.

3. Result of Studies and Discussion

3.1. Solid-state chemistry of synroc phases

and wasteform development

The synroc production method is basically to

first mix the HLLW in nitric acid solution with

the precursor oxides to make the synroc

minerals. The standard synroc precursor has

the following composition (wt% oxide) : Al2O3

(5,4); BaO (5,6); CaO (11,0); TiO2 (71,4);

and ZrO2 (6,6). The mixture is dried, calcined,

and hot pressed under reducing condition at

about 1200 oC to form a dense multiphase

ceramic [1]. The major phases of minerals in

synroc are : hollandite [Ba(Al,Ti)2Ti6O16],

zirconolite (CaZrTi2O7), and perovskite

(CaTiO3), besides that are titan-oxsides and

3

alloy phases in small amount. Table 1 shows

the phase constitution of synroc-C, containing

20 wt% HLW, and radionuclides

incorporated in the various mineral-analogue

phases present.

Tabel 1 : Composition and mineralogy of

synroc-C (synroc standard)

containing 20 wt% HLW [1].

Phases wt

%

Radionuclides in

lattice

-Hollandite,

Ba(AlTi)2Ti6O16

-Zirconolite,

CaZrTi2O7

-Perovskite,

CaTiO3

-Titan Oxsides

-Alloy phases

30

30

20

10

5

- Cs and Rb.

- Rare earths (RE),

Actinides (An).

- Sr, RE, and

Actinides (An).

- Tc, Pd, Rh, Ru,

etc.

The formation of major phases in synroc

minerals occur at high temperature at about

1200 oC by equation of reaction as follows :

BaO + Al2O3 + 8 TiO2 Ba(Al,Ti)2Ti6O16

(Hollandite) + 2 O2 (1)

CaO + ZrO2 + 2 TiO2 CaZrTi2O7

(Zirconolite) (2)

CaO + TiO2 CaTiO3 (Perovskite) (3)

Since 1984 onwards, the production of synroc

has been prepared by hydrolysing a slurry

mixture of Al, Ti, and Zr alkoxides with an

aqueous slurry of Ba and Ca hydroxides (as the

precursor rather than using oxides) [4]. This

precursor provides better solid-state reactivity

with formation of phases mentioned above.

Further of the synroc development were

known existing some the other phases formed

from derivative of major phases caused by

exchange (substitution) of elements in mineral

phases with some elements contained in the

waste. The derivative phases are pyrochlore

CaATi2O7 (A= Gd, Hf, Pu, U), brannerite

(AnTi2O6), and freudenbergite (Na2Fe2Ti6O16),

they are derivative phases from zirconolite,

perovskite, and hollandite respectivelly.

Development of synroc for waste

immobilization depend on the containing of

radionuclides. The HLLW containing actinides

was developed zirconolite (CaZrTi2O7) rich

synroc, the waste containing U and Pu was

developed pyrochlore (CaATi2O7) rich synroc

with neutron absorbers (Hf and Gd) were

needed to suppress criticality potential,

whereas for the waste containing Tc, Cs, and

Sr (from the heat producing of HLLW) was

developed hollandite [Ba(Al,Ti)2Ti6O16 /

perovskite CaTiO3] rich synroc.

3.2. Result of Studies for Aqueous

Durability of Synroc

Basic research result giving detail experiment

data concerning the aqueous durability of

synroc performance related to the leaching

behavior of synroc compared with leaching

behavior of borosilicate glass are shown at

Figure 1-2.

Figure 1 : Comparative leaching behaviour of

synroc + 9% HLW at 95 oC and PNL 76-68

borosilicate glass at 75 oC in pure water

[5,6,7,8].

Figure 2:Comparative leaching behaviour of

synroc + 9% HLW and PNL 76-68

borosilicate glass at 200 oC in pure water

[6,8].

At Figure 1 and 2, leach rates for a typical

borosilicate glass developed for radioactive

waste immobilization (PNL 76-68) remain

essentially constant over long periods as the

glass dissolves in a quasi-congruent manner,

4

with value of leach rate about 0,8 – 1,0

g/m2.day. On the other hand, leach rates for

synroc exhibit a wide range for different

elements and cannot be characterized by a

single representative value at given

temperature. Moreover, the leach-rates are not

constant but fall rapidly in the first 10-30 days,

after which they level off. After 10-30 days in

pure water at 95 oC, the leachabilities of

univalent and divalent elements (Cs, Ca, Sr,

and Ba) are 500 to 2000 times smaller than

those of borosilicates glass. Multivalent

elements display even lower leachabilities from

synroc. Nd, Ti, Zr, and U are on the average

about 10,000 times less leachable from synroc

than from boroslicate glass. Similar behavior is

displayed at 200 oC (Figure 2).

It is evident that synroc is vastly more resistant

to leaching by ground-waters than is

borosilicate glass. The difference is most

pronounced in the case of multivalent elements

(modeled by U and Nd). It follows that synroc

wasteforms should succeed particularly well in

immobilizing the long-lived alpha-emitting

actinides elements.

The leaching performance of synroc at 95 oC

and 200 oC as a function of waste loading are

shown at Figure 3 and 4. It is important to note

that its leaching characteristics are very

similar, as waste loadings increase from 9 to

16 to 20 wt %. These data provide evidence of

the synroc capacity to tolerate variations in

waste-stream composition. Moreover, it was

shown that waste loading of 20 % could be

readily accepted by synroc without

significantly impairing its resistance to

leaching by groundwaters.

Figure 3 : Ca and Cs leach-rates for Synroc

with waste-loadings of 9, 16, and 20 weight

% at 95 oC [6,8].

The other experiment for transuranic wastes,

the solubility of actinides in zirconolite and

perovskite is quite high and the actinides

partition between these two phases. The leach

rates of actinides from synroc are very low and

decrease in the order of Np > Pu > Am > Cm.

The normalised total leach rates after 1000

days tend to approach 10-5

to 10-6

g/m2.day at

70 oC [9]. For alkalis and alkaline earths

showed also leaching behavior similar with the

Figure 1-4, that leach rates of alkalis and

alkaline earths at 90 oC in water are typically <

0,1 g/m2.day for the first few days, and they

decrease asymptotically to values of ~ 10-5

g/m2.day after 2000 days. Leach rates of 10

-5

g/m2.day correspond to ~ 1 nm/day [1].

Figure 4 : Leach-rates at 200

oC for synroc

with waste-loadings of 9 and 20 weight % (for

HLW containing Ba, Ca, Sr, Cs , U, Ti, Zr, and

Nd ) [6,8]. 3.3. Radiation Effects (-radiation

durability) of synroc

Radiation damage studies were perfomed with

diffraction studies of metamict synroc

analogue minerals, and electron, neutron, and

heavy-ion irradiated syntetic samples,

including the use of incoporated 244

Cm and 238

Pu -emitters. It was shown that the only

significant and permanent damage processes to

solid wasteforms arise from -decays events,

with the main damage arising from the recoil

atom, not the -particle itself. Because of the

short range (~20 nm) of the recoil atoms, most

of the damage occurs in the phases which host

the actinides. The experiments results

concerning the -radiation effects on synroc

damage indicated by increasing of leaching

5

rate, swelling, and microcracking are shown at

Table 2.

The effects on leachability, microcracking and

X-ray structure of Cm-doping (-emitters) of

synroc-type wasteforms was studied and the

leach rate increases accompanying the

amorphism of Cm-doped zirconolite were only

~ 10 times or only a factor of 10 leach rate

enhancements (1x10-5

become 1x10-4

g/m2.day). The long-term research on synroc

has been most fruitful in understanding the

behaviour of synroc subjected to high dose

rates of -radiation, it has indicated no sign of

intergranular cracking in hot pressed synroc-C

[10]. The other experiment showed that 238

Pu

doped zirconolite/pyrochlore expanded by ~

6% when it was rendered X-ray amorphous

[11].

Table 2 : The effects of -radiation on synroc

damage.

Types of

synroc

Doping

of -

emitter

Effects of -radiation

on synroc

Synroc-C

and

Synroc

amorf phase

zirconolite

244Cm

Leach-rates increases

accompanying the

amorphous of Cm-

doped zirconolite

were only ~ 10 times

(1x10-5 become 1x10-

4 g/m2.day) [10].

Synroc

zirconolite /

pyrochlore

rich

238Pu

The swelling occur ~

6 vol. % [11].

Synroc-C

and single

phase

specimens of

zirconolite

and

perovskite.

238Pu and 244Cm .

The swelling occur:

4,0–6,9 vol.%.

Differential swelling

of the various

crystaline phases did

not cause micro-

cracking. [12].

Synroc

containing

zirconolite,

pyrochlore

and

brannerite.

-emitter

Actinides

It are occured the

microstructural

changes (amorphise)

caused from -

radiation in synroc

by approximately a

factor of 3 [13,14].

A principle concern with crystalline waste

forms containing a high actinide content is α-

decay damage which may render them

amorphous and could lead to significant

changes in physical and chemical properties.

The most extensive measurements of -decay

damage have been performed on synroc-C and

single phase specimens of zirconolite and

perovskite, containing up to 11.2 wt% 238

PuO2

or 4% 244

Cm2O3 with doses up to 1.5x1019

-

decays/g. At 300 oK, the saturation swelling in

synroc-C ranges between 4.0 and 6.9 vol%,

depending on the relative amounts of

zirconolite (CaZrTi2O7) and perovskite

(CaTiO3)[12]. Differential swelling of the

various crystaline phases did not cause

microcracking in synroc-C.

Naturally-occuring zirconolites exposed to

about 3x1020

-decays/g have been shown to

have retained actinides for periods of up to

2.5x109 years. The nature of the micro-

structural changes in accelerated tests on

synthetic zirconolite, pyrochlores, and

brannerite are similar to those in natural

zirconolites containing uranium and/or thorium

and the onset of amorphisation occurs at

similar -doses [13]. The doses of heavy ions

(simulating α-recoil nuclei) required to

amorphise the different actinide-bearing

phases vary by approximately a factor of 3

[14]. Based on all basic science studies mentioned

above confirm that the leaching-rates and -

decay damage in synroc relatively very low

and acceptable. Synroc performance for

immobilization of HLLW is better than

borosilicate glass.

3.4. Adaptation of HLLW Immobilization

Technology Using Synroc in Indonesia In Indonesia, The Center for Radioactive

Waste Technology – BATAN will performed

adaptation of immobilization technology using

synroc materials. The first step, adaptation

have been carried-out for immobilization of

sludge waste containing uranium generated

from decommisioning of phosphoric acid

purification facility (Petrokimia Gresik). The

sludge waste contains uranium including long-

live alpha waste classification, must be

immobilized by solidification process. The

immobilization of radioactive sludge waste

using matrix material of synroc by sintering

process. Immobilization process of the waste

in synroc was carried-out by mix the

radioactive sludge waste with precursor oxide

standard. The mixture is dried, calcined, and

pressed in the moulder, then the wasteform of

pressing result was prosessed by sintering at

the temperature of 1000 – 1200 oC form the

solid multiphase ceramic. The performance of

the synroc wasteform was determinated by test

of density, pressing streng, and leaching-rate.

The test results showed that the optimum

performance of synroc wasteform was

obtained at the waste loading 30% weight,

sintering process at 1200 oC for 3 hours with

values of density 2, 8 g/cm3, pressing strength

10, 4 kN/cm2, and total of leach-rate at the

first day is 2,64 x 10-4

g/cm2.day [15]. The

performance of the synroc wasteform

6

producted by sintering process relativelly

conform to the hot pressing process. Further,

the adaptation of immobilization technology

using synroc materials will be carried-out for

HLLW generated from 99

Mo radioisotope

production and post irradiation examination of

nuclear fuel element.

3. Conclusion Synroc is a crystalline wasteform comprising a

stable assemblage of titanate phases chosen for

their geochemical stability and collective

ability to immobilize all the radioactive

elements present in HLLW. Development of

synroc for wastes immobilization depend on

the containing of radionuclides. For the HLLW

containing actinides was developed zirconolite

(CaZrTi2O7) rich synroc, for the waste

containing uranium and plutonium was

developed pyrochlore (CaATi2O7) rich synroc

with neutron absorbers (Hf and Gd) were

needed to suppress criticality potential,

whereas for the waste containing Tc, Cs, and

Sr (from the heat producing of HLLW) was

developed hollandite [Ba(Al,Ti)2Ti6O16 /

perovskite CaTiO3] rich synroc. All basic

science studies confirm that the leach-rates and

-decay damage in synroc relatively very low

and acceptable. The synroc wasteforms should

succeed for HLLW and particularly very well

for immobilization of the long-lived -emitter

of actinide elements. Synroc performance for

immobilization of HLLW is better than

borosilicate glass. In Indonesia, adaptation of

HLLW immobilization technology using

synroc materials will be carried out for HLLW

generated from 99

Mo radioisotope production

and post irradiation examination of nuclear

fuel elements.

5. References [1].Vance E.R.,(1999), Status of Synroc

Ceramics for HLW, Proc. of The 2nd

Bianual Int. Workshop on HLRW

Management, Dep. of Nuclear Eng.,

Faculty of Engeneering, Gadjah Mada

University, Yogyakarta, 10-17.

[2].Ringwood, A.E., Kesson, S.E and Ware,

N.G.,(1980), Immobilization of US

Defence Nuclear Waste Using the

Synroc Process, in Scientific Basis for

Nuclear Waste Management, Vol 2,

Plenum Press, New York, p 265.

[3].Hespe, E.D. , (1971), Leach testing of

immobilized waste solids, a proposal for

a standard method, Atomic Energy

Review 9, 1-12.

[4].Ringwood, A.E, Kesson, S.E, Reeve K.D.,

Levins, D.M and Ramm, E.J.,(1988), In

Radioactive Waste Form for the Future,

Elsevier, North-Holland, p. 233-334.

[5].Vance E.R., Day, R.A., Carter, M.L., and

Jostsons, A., (1996), A Melting Route to

Synroc for Hanford HLW

Immobilisation, in Scientific Basis for

Nuclear Waste Management XIX,

Materials Research Society, Pittsburgh,

PA, USA, p. 289-296.

[6].Oversby, V.M. and Ringwood, A.E.,

(1980), ”Leach testing of Synroc and

glass samples at 85 oC and 200

oC”,

Nuclear Chem. Waste Management.

[7].Ringwood A.E., Oversby V.M., and

Kesson S.E.,(1982), Synroc : Leaching

Performance and Process Technology,

Research School of Earth Science, The

Australian National University,

Australia, p. 495-506.

[8].Coles, D.G. and Bazan, F. (1980),”

Contiuous flow leaching studies of

crushed and cored synroc”, UCRL

preprint 84679, also Jour. of Nuclear

Technology.

[9].Coles, D.G., Bazan, F., Weed, H.C., and

Schweiger, (1981), J.S., Leaching

behavior of Synroc, Unpublished

results.

[10].Weber, W.J., Wald, J.W., and Matzke

H.J.,(1986), “Effects of Self-Radiation

Damage in Cm-Doped Gd2Ti2O7 and

CaZrTi2O7, Journal of Nuclear

Materials, 138, p.196.

[11].Clinard, F.W.Jr., Peterson, D.E., Rohr,

D.L., and Hobbs, L.W., (1984), Journal

of Nuclear Materials, 126, p. 245.

[12].Ewing, R.C., Weber W.J., and Clinard,

F.W.Jr., (1995), “Radiation Effects in

Nuclear Waste Forms for High Level

Radioactive Waste”, Program in

Nuclear Energy, 29, p.63.

[13].Lumpkin, G.R., Hart, K.P., McGlinn, P.J.,

Payne, T.E., Giere, R., and Williams,

C.T, (1994), “Retention of Actinides in

Natural Pyrochlores and Zirconolites”,

Radiochemica Acta, Vol. 66/67, p.

469.

[14].Smith, K.L., Zaluzec, N.J., and Lumpkin,

G.R., (1998), “Scientific Basis for

Nuclear Waste Management XXI,

Materials Research Society, Pittsburgh,

PA,USA, p.931.

[15].Endang Nuraeni and Gunandjar, (2010),

Technology Development of

Radioactive Waste Treatment from

Industry : The Immobilization of

Radioactive Sludge Waste using Matrix

Material of Synroc by Sintering

Process, Research Activity Report, The

7

Center for Radioactive Waste Technology-BATAN.

File : My doc. PERS.KTI 2011 [Int.Conf.BS.2011/ Gunandjar.SYNROC.ICBS 2011.Final] 7-2-2011

Invironmental Technology and Management Conference4th ITMC 2011, November 3d - 4th 2011, Sandung - tndonesia

Sorption Characterization of Radiocesium

by llost Rock of Candidate Site as Reliability Indication

of Radioactive Waste Disposal Site

Budi SETIAWANT

rRadwaste Technology Center-BATAN, Serpong-TangerangINDONESIA I53IO

Abstract. The research of sorption characterization of radiocesium by host rockof candidate site as reliability indication of radioactive waste disposal site hasbeen done. This activity is to anticipate the existence ofradioactive waste due tothe activities of nuclear technology and radioactive materials applications in thefuture suoh as the introduction of the use of nuclear power as energy sourcewhich is expected to contribute radioactive waste in huge quantities. Also toeliminate transportation risk from the sources to the facility, for tlat reason theexistence of a disposal facility for radioactive waste in Java need to beconsidered. Jawa Island with soil and rocks character that cracked, causing thehost rock with low hydraulic conductivity ('10-7 m / s) such as clay is verydesirable and n€eds to be studied. Host rock reliability for disposal facilities willbe tested through a series of sorption-desorption studies. The purpose of thisactivity is xo obtain specification data on sorption-desorption characteristics ofclay as a host rock from Java lsland when interacting with radiocesium.Radiocesium used as a tracer on the experiments and roles as radionuclidereference for low-level radioactive waste (LLW) due to its long half-live anddominantly on LLW inventory. This research was conducted in a lab by usingbatch method. Contact time, effect of variation of CsCl concentration and ionicstrength parameters irnposed on the samples. Samples are periodically checkedto obtain the kinetics of sorption-desorption, the influence of metal ionconcentration and also the influence of ionic strength. By compa ng theconcenfation of metal ions at the beginning and end of activity, the soughtspecific data can be obtained. The results showed that the desorption kinetics ofmetal ions for longer time compared with its sorption kinetics, the effecl of CMr

in solution have provided information about the absorption capacity of clay.Then the influence of ionic strength in solution showed the existence of sorptioncompetition between the salt backgrounds wilh metal ions on clay. The highsorption of metal ions / RN in the clay is estimated to isolate the RN distdbutionfrom the disposal facility into the environment. The amount of clay ability toretard the radiocesium spreading into environment will give effect to theenvironmental safety and safety ofdisposal facility

Keryordsr Host loch radwaste disposal, rqdiocesium, sorption-desorption.

Green Cities GCI-1

Budi SETIAWAN

1 Introduction

Introduction of the first nuclear power plant (NPP) planning in Indonesia sincethe beginning should be anticipated in the technolory and all things related tothe plan including providing its disposal facilities plan so that people can feelsafe to accept the existence of technologr NPP as a future enerry source inIndonesia, This activity is also intended to anticipate the impact of the use ofnuclear science and technology in Indonesia so far, mainly in Java, due to JavaIsland is the source of the major users of radioactive materials in industry,hospitals, education, research etc. In the other reason also to eliminate the riskof radioactive material trarsport from the processing facility of waste to thedisposal facilities hence it is logical if the first disposal facility possibility couldbe on the Jawa Island and this option needs to be seriously considered. JawaIsland with the character that has a high rate rainfall [1], its soil and rock arecracks caused the rock / soil with clay typed became highly favored as a hostrock for radioactive waste disposal. And based on previous investigations,several locations in the area of Tuban and Subang had the type of soil/rockdesired [2]. Clay minerals are known to absorb radionuclide such as

radiocesium and could restrict its mobility [3], this is one of the reasons for theuse of clays as barriers in the disposal of radioactive waste.

Radiocesium used were Cs-137 isotope that has a relatively long half-life,dominant at lowlevel radwaste inventory, easier assimilated by plants andorganisms in the water or on soil as well as mobile in many environmentalsystems [4]. ln general, it is efficiently absorbed in soils, sediments or surfacewaters depend on the adsorption capacity ofthe solid phase [5].

The number of radiocesium is absorbed by the clay will indicate the reliabilityof clay as a host rock of radwaste disposal facility. The aim of the study wasdetermine how certain pammeter influence Cs sorption into clay samples byconsidering the effect of contact time, effect of variation of CsCl concentrationand ionic strength on the extent ofadsorption ofCs.

2 Methodology

Samples of clay were collected from a region in the vicinity of Tuban-East Jawaand Subang-West Jaw4 this area is under consideration as a potential region fordisposal facility. The present experiments were carried out on two samples Tl(from Tuban) and Sl (from Subang), and the chemical compositions of twosamples are shown in Table 1.

Green Cities GCl-2

Sorption Characterization ofRadiocesium by Host Rock

Table I Chemical compositions ofsamples were used in experiments [6,7].

Elcments s1

K

Ca

Mg

Na

Fe

AI

Mn

Coarse Silicate

0,22vo

0,55 o/o

I,10 yo

0,15%

3,02 %

6,99 %

499 ppm

75,34 %

0,37 0/o

0,ao/o

o,tt o/o

0,07 0/.

2,14 o/o

4,tt o/o

I187 ppm

3,95 yo

The samples were briefly clean up, crushed and then grinder. Characterizationand sorption experiments were carried out with the <100 mesh size-fraction ofclay samples by dry sieving. The grinding treatrnent will increase the surfacearea of samples and enhance the number of potential sorption sites. Allexperiments were carried out in laboratory with room temperature condition. Acontact time experiments was carried out with solid/liquid ratio of t0' g/ml andCs. was l0-8 M CsCl in a 20 ml PE vial, and the bulk suspension was sampled atinterval. The clay and solution contained CsCl and NaCl were shaking withgeological roller equipment. However for the effect of variation of CsClconcentration and ionic strength experiments were conducted in a CsClconcentration ranging fiom 10-8 to 10n M CsCl, and NaCl concentrations of0.1to 1.0 M NaCl. Cesium solution was labeled with Cs-137 tmcer andmeasurements were carried out using a Nal(Tl) well type detector. Distributioncoemcients (Kd values) were calculated from the difference between the countrates of the initial and final solution. Once the Kd from the effect of contacttime experiments reached the steady state, all other susp€nsions were sampledand measured as [8],

,. Co -C, YKd: ---:--------- (l)L/ m

Where Co and C, are initial and final concentrations of Cs in solution,respectively, Zis total volume ofsolution (ml), ,', is mass weight ofclay (g) andKd is distribution coefficient ofCs-137 in solid and solution when reached anequilibrium condition. All of the activities were done on the 2009 and 20 I 0 FYin Chemical Lab on the Division ofDisposal Technology-Radwaste Technologr

Green Cities GCI-3

Budi SETIAWAN

Center of BATAN, Serpong-Tangerang, Banten. Then obtained contact timefrom the kinetic experiment was used for shaking time of other experiments(effect of variation of CsCl concentration and ionic strength).

3 Results and Discussions

Kinetic: sorption-desorption

Sorption kinetics of Cs by host rock/samples were expressed by Kd valuesversus coniact time, shown in Figure I . A part of radiocesium was sorbed intoclay samples and the value becomes constant alier contact time on 48 and 100hours with Kd values were 5000 and 6500 ml/g for Tl and Sl samples,respectively. Increasing of contact time caused the number of radiocesiuninserted into samples, after 48 and 100 hours clay samples saturated withradiocesium and curves become flat. Equilibrium condition were reach after 48and 100 hours contact times, this showed that sorption processes ofradiocesiumin solution into clay was quick reaction. Equilibrium time obtained from thekinetic sorption result then used as a reference ofcontact time to conduct furtherexperiments.

61 50@

EE4@Y

^ [email protected]

Ev 40m'tt!z

206

oooo

& '100 '20

1,O 160

t (ieh)

aa a aaa

1(x) 150

t 0am)

Figure 1 Sorption kinetic ofradiocesium as function ofcontact time

Desorption ofCsCl from clay samples to solution was done by replacing CsClcontained solution with fresh solution, then the vial containing solution-claymixture were reshaking. The existence of replacement solution in the vial witha fresh solution caused forming a new equilibrium condition in solution. Someparts of Cs in clay samples will retum back to the solution, and called as

desorption processes. New equilibrium conditions were obtained aftercontacted time for 72 and 120 hours, and new Kd values become 3700 and 3400ml/g for Tl and Sl samples, respectively. The result was showed in Figure 2.Rapid sorption-desorption reactions that occur between CsCl and clay samples

Green Cities GC 1-4


were expected due to a simple ionic exchange reaction occurred in clay [8].similar resulted have also found in other research by using a Rasadiye clay.

oE

'EY

o,r n^

aa aa6m

Elm!.

l(p 150 2d) 26.)

{lm}

Figure 2 Desorption kinetic ofradiocesiun from clay samples

Effect of Ccr

The experiment was performed by contacting clay samples with solutioncontaining various CsCl concentrations ranged from I 0{ to 1 04 M. The resultwas shown in Figure 3. Generally Kd values of radiocesium decreased withincreasing of CsCl concentrations in solution. In high concentration of CsCl insolution Kd value of radiocesium decreased drastically into lower saturationvalues [4,9].

oeo

o

-7a5Lo! cc.q 0O

Figure 3 Effect ofCscl concentrations to Kd values

oEov

oEEv

1m

@

2m0

0

55Lo! Cc.q{M}

Green Cities GC1-5

Budi SETIAWAN

These results also can be reflected as the result of isotherm sorption in alogarithmic form such as shown in Figure 4. The curve increased along withincreasing in CsCl concentration in the solution/liquid phase to reach a flatgraph condition of CsCl in solid phase at higher concintrations of CsCl insolution. On the flat curve state sorption capacity of clay samples could beobtained in the experiments were 8.76 x 10-6 and 1.26 x l0-4 mea/g for Tl andS 1 samples, respectively.

BE

B

(.,4

€15Los ctiquid (mlqnr )

.7€6.aLog cfquid (m.qh0

Figure 4 Sorption isotherm ofclay samples

Effect of ionic strength

The result was shown in Figure 5, where increasing in NaCl concentration asbackground salt in solution will decrease on Kd value. Competition betweenNa ions with Cs ions in solution absorbed into clay samples occurred. Sodiumions neutralized negative ions existed in clay samples immediately and thenprevent Cs ions interact with clay samples [10].

.D

EEY

E

EEY

4@

3q

20(p

02 0,1 0'6 0a 1.0

l(M N.CD0J 02 0]1 0.6 03

l(M Nicl)

Figure 5 Effect ofionic strength to Kd values

a

a

a

a

Green Cities GC1-6


4 Conclusion

The character of radiocesium sorption on clay samples were fast and reversibleand involved a simple ion exchange reaction occurred. At equilibriumcondition, concentrations ofCs lower than that ofthe initial concentration. Theeffect of Cs concentration gave a linear isotherm which in accordance with ametal ion exchange mechanism and the effect of ionic strength showed tlatincreased in back ground salt concentration gave an competition effect betweenNa and Cs ions into clay samples. The results indicated that the composition ofgroundwater can be as important as the composition ofclay in influencing metalion sorption into clay, and hence must be taken into account when choosing asite for a radwaste disposal facility.

5 Acknowledgement

A pad of the experiment was supported by a grant from Ministry of Researchand Technologr-Republic of Indonesia under the incentive research programs2009 and 2010 FY. Thanks are due to Mr. Teddy Sumantry and Ms. NurulEfriekaningrum from Radwaste Technolory Center-BATAN for their helps andradioactive material preparation.

6 References

tll Ministry of Intemal Affair, Annually Rainfall Rate Map, scalel:2.500.000, Dir. of Land Use, Dir.Gen of Agrarian Affair, Septembert981.

12) Setiawan, B. et.al., Preparation of Radwaste Disposal Siting on JcrwaIsland, Proc. Of Research Results of RWTC 2007 FY, PTLR-BATAN,2008 (in Indonesian).

t3] Aksoyoglu, 5., Cesium Sorption on Mylonile, J. Radioanal. Nucl. Chem.1240,301-313, 1990.

t4l Staunton, S., Roubaud, M., Adsorption t37Cs on Montmorillonite andIllite, Clay & Clay Minerals Vol.45, No.2,251-260,1997.

t5l Mironenko, M.V., et.al., Experimental Study of Sorption of Np(lt) onKaolinite,Herald, ofthe Department ofthe Earth Sciences RAS, (2004).

t6l Soil Research Lab, Result of Soil Sample Analysis, Certificate, Dept.ofAgriculture-Bogor (2009).

l7l Soil Research Lab, Result of Soil Sample Analysis, Certifrcate, Dept.ofAgriculture-Bogor (20 I 0).

t8] Erten, H.N. el.al., Sorption of Cesizun and Strontium on Montmorilloniteand Kaolinite, Radiochim. Acta 44145,147-151, 1988.

t9l Wendling, L.A., Harsh, J.B., Palmer, C.D., HAMILTON, M.A. Flury,M., Cesiun Sorption lllite, Clays and Clay Minerals, Vol. 52, No. 3, 375-381,2004.

Green Cities GC1-7

Budi SETTAWAN

t10l Uru W.Y and Papelis, C., Sorption Mechanisms of Sr od Pb onkolitized Ttffs From Ihe Nevda Test Site a a Function of pH adIonic strength, Atu Mineralogis! vol. 88,2028-2039,2003.

Itt

t

:

L

IrI

L

brI

iErI

III

Environmental Technology and Management Conference4th ETMC 2011, November 3'd - 4th 2011, Bandung - lndonesia

Study of Bioaccumulation Inorganic Mercury by GreenMussel (Perna viridis\ from Jakarta Costal Bay

Using Radiotracer

Heny Susenor

rDivision of Marine Radioeootogy -Radioactive Waste Technology Center -National Nuclear Energy Agency oflndonesia

email: [email protected]

Abstract. Mercury is a very toxic metal and anthropogenic activity contributesgeatly to its elevated environmental concentrations in air, soil and aquatic environm€nt'

Mercury bioaccumulation in aquatic food chains is of growing concem due to health

effect in human being. Most field studies examined the bioaccumulation of mercury

compounds collecting various abiotic (water and sediment) and biotic (phytoplankton,

zooplankton, and fish) compartments and then analyzing the respective mercurycompounds concentmtions. Howev€r, these studies did not provide informationregarding the uptake and removal kinetics of the mercury compounds. More over theroutes of mercury bioaccumulation in spesific species mussels, including the relative

importance ofdifferent mercury specios (inorganic and organic) and exposure pathways(aqu€ous vs dietary), are not yet well undeBtood. Perna iridis is an impofiantcommercial mussel species widely cultured in Indonesia coastal. In this study, we

therefore quantified and compared the biokinetics of Hg* in green rnussel both fiomthe aqueous and dietary phases using radiotracer techniques. This research aims to studythe behavior of bioaocumulation of mercury by Perna viridis using biokineticapproach. Radiotracer was used as short cut and for solve some problems ofbioaccumulation experimenl at laboratory. These biokinetic parameters included the

dissolved uptake rate constant (k.), the assimilation efliciency (AE) from th€ ingested

prey, and the efflux rate constant (k). Based on these kinetic measurements, then

employed a biokinetic model for Hg assess the overall mercury accumulation. The

maximum of Concentration Factor (CF) Hgn were 1101. Contributions through thewater on the total bioaccumulation Hg2t were 12,98o/o.

Keyword,s: Bioaccumulation, biokinetic, inorganic mercury, Perna viridis

Natural Resources Management NRM17-1

Henv Suseno

1 Introduction

Green mussel (Perna viridis) is an economically important musselbelonging to family of Mytiladea. This mussel is widely and cultured inJakarta bay or northtem of Java coastal Indonesia. Jakarta Bay a semi-enclosebay is estuaries ecosystem, located to the North of Jakarta City near the JavaSea. The Jakarta bay is exposed to high pollution load transported in from up-land region by 13 rivers (Arifin, 2004). In the last two decades the phenomenaof eutrophication and heavy metal pollution have occurred in Jakarta Bay(Taurusman, 2010). Green mussel can accumulate mercury either through foodor directly from the water. In natural ecosystems, it is most likely that musselaccumulate mercury via tlese two vectors concurrently. However, the relativeimportance of these two uptake processes has not been clearly established evenunder laboratory conditions and is probably related to species and site-specificconditions (Streit, 1 992).

Radioisotopes have been employed extensively for studying theaccumulation of contaminants in aquatic organisms, including metals,radionuclides associated with wastes from the nuclear fuel cycle, and diverseorganic contaminants. In recent years these studies have included the absorptionof dissolved contaminants by both aquatic plants and animals, the assimilationof ingested contaminants by animals, and the efllux rates ofassimilated/absorbed contaminants out of aquatic organisms into ambientwaters. These kinetic parameters have been determined in laboratoryexperiments with diverse aquatic organisms and have been used in quantitativemodels to evaluate the processes regulaiing contaminant concentrations in theseorganisms (Fisher, 2003)

The objective ofthis study is to evaluate the bioaccumulation in organicmercury by Perna viridis. The focus of this paper is on simultaneouslymodelling the time course of uptake and depuration of water-bome metals withreference to a set of independent experiments.

2 Method

Mussel and Radioisotopes:Twenty five green mussels from a mussel culture in Jakarta Bay and wereacclimated to laboratory conditions for 4 in a 250 I glass (constantly aerated,

closed-circuit aquarium; salinity: 32"/..: pH:7.88; light/dark cycle:12h/l2h).During this period, green mussels were fed daily an algal (Isochrysis galbana),The radiotracers: 'o'Hg (trt= 46.9 d, in 0.1 N HCI purchased from Center forRadioisotope Production-Nationa.l Nuclear Enerry Agency of Indonesia)

Natural Resources Management NRMIT-2

Study Of Bioaccumulation Inorganic Mercury By Green Mussel (PernaViridis) From Jakarta Costal Bay Using Radiotracer

Hg Uptake at Different Ambient Concetrtrations:The uptake of Hg2* was determined at one ambient concentrations: 0.2 pgl-r(added as stable Hg2* ). Radioactivity addition was 1,28 kBq l-1. Threeindividual mussel were exposed in l0 1 of 0.22 pm filtered sea water at eachconcentration. At time intervals the mussel were removed from the radioactivemedium, rinsed twice (transferred from one beaker to another) with filtered non-radioactive water and their radioactivity counted non-destructively by a NaIgamma detector at 279 keY, and was conected for counting efficiency andgeometry. Following the radioactivity measurements, the mussel were retumedto the radioactive medium. The radioactivity in the water was measured at thebeginning of exposure and during the measurements of radioactivity in musselat each time point.Measu rements of H g Assimilat ion Eflicien cy(A E) :The ,l,E of 'zoilH,{* were measured using technique, described in Wang &Wong(2003) with some modification. The diet were used is Isocftrysr's galbana wereradiolabeled with 20rHg2* in 200 ml 0.22 pm filtered sea water. Radioactivityadditions were 3.7 kBq for 203Hg2*. After 36 h exposure to radiotracers, the preywere removed from their exposure medium, rinsed thoroughly with seawater,and fed to the mussels naturally. After the radioactive feeding, the musselswere placed in nonradioactive water (20 l) and depurated of their ingestedmetals for 48 h. The radioactivity remaining in the mussels was quantifiednondestructively at 3,6, 12, 18,24,36, and48h. Water was renewed every 12

h to ensure that the amount of radioactivity in the water was negligible withinthe 48 h depuration period. The lE was calculated as the percentage of metalretained in the mussels at 24 h.Data AnalJ)ses:Uptake of the radiotracers from water was expressed as change in concentrationfactors (CF). The concentration factor (CF) of 203Hg2* was calculated as theratio of the radioactivity in the mussels (Bq.g-t) to the radioactivity in thewater (Bq.ml-l ), calculated as the mean before and after exposure for each timepoint. The uptake-rate was calculated as the slope of the linear regressionbetween th CF and the time of exposure multiplied by the dissolved Hgconcentrations. Uptake kinetics in were described using a single-componentfi rst-order kinetic model:

{F= f,F"o.,,{t -"-r') (l)where CF and CF are concentration factors at time t (d) and steady state,respectively, and,( is the eksretion rate constant (d ). Radiotracer eliminationwas expressed in terms of percentage of remaining radioactivity, i.e.radioactivity at time I divided by initial radioactivity measured in the organismsat the beginning of the depuration period. When radiotracer loss plotted againsttime displayed an exponential shape, the kinetics were described by single-component exponential model


Heny Suseno

A, = loc-lt (2)where A, and As are remaining activities (%) at time t (d) and 0, respectively,and fte is the depuration ftfe constant (dr) which allows the calculation of theradiotracer biological halfJife (716 ).

ln!tr:r =* (3)

Modeling Eryosurc and Food-chain TtansfeftUnder steady-state conditions, Hg accumulation in mussels can be calculated bythe following equation (Wang ard Wong 2003):

5J{F = :!&" kriwhere BAF is the Hg Bioaccumulaion Factor in the mussel (ml. g.r), h is tnemetal net-uptake rate-constant from the aqueous phase (ml.g'' d-'), ft" is theelimination rate constant following uptake from the dissolved phase (d-t), lE isthe metal-assimilation efficiency, IR is the mussels feeding rate (in fraction ofbody weight d') and ,t7 is the elimination rate constant following uptake fiomfood (dr). [n this experiment we used an IR value of 0.073/ d dry-wt basis(Pickhardt et a[) The growth rate constant was ignored in the calculation,Assuming that Cr can be predicted based on the bioconcentration factor ofmetals @CF, under assumption of equilibrium) in the prey and on Cw (Cf =BCF x Cw).

3 Result and discussion

Upake of 203W2+ in whole-body Perna viridis displayed linear kinetics andreaching a steady state (Figure 1).


Study Of Bioaccumulation Inorganic Mercury By Green Mussel (PernaViidis) Frcm lakarta Costal Bay Using Radiotracer

!P roo

E

(J

t0 15 zo

Duration (d)

Figure I Figure l. Uptake 203Hg2+ by Pema viridis from aqeous phase

Although the experimental contamination via seawater was only caried out fora short period of time, the activities recorded in the whole mussels suggest thatthey would efficiently accumulate this element directly from water. Pemaviridid showed a rapid accumulation of203Hg2+ during the first 10d followedby a slower accumulation phase. Between 1 and 10d of exposure, the quantifiedconcentration factor (CF, radioactivity in mussel divided by radioactivity in thewater) exhibited an approximately linear uptake pattem. The concentrationfactors measured at the steady state were 1101,00 + 104.15 in whole bodymussels. Because 203Hg2+ accumulation in mussels was linear over 0 to l0 dexposure, it was possible to calculated uptake rate of 203H92+ from kineticmeasurements. We regressed the calculated of 203H82+ Concentration Factorof mussels againts time of exposure (0 to l0 d) at each 203Hg2+ concentration.The slope of linear regression representated the uptake rate. The uptake rateconstant was 101.9 ml.g-l.d-1. It must be recognized that that metals cross cellmembranes in a process that is essentially passive, although endocltosis mayoccur. It is thought that cell membranes possess aqueous channels that are linedwith hydrophobic portions of protein and lipid molecules. The diameter ofthesechannels could impede solute transport due to steric hindrances at the site ofentrance. Type B metals such as Hg can form complexes that cross membranesbased on their lipid solubility (Carvalho et al 1999).

Natural Resources Management NRM 17.5

Heny Suseno

When non-contaminating conditions were restored, the whole-body depurationkinetics of ZO3Hg}+ were best described by a one component exponentialmodel. The retention of 203Hg2+ in the mussels following 12 d ofexposure isshown in Figure. 2.

Figure 2 Figure 2. Mercury depuration in live mussels from aqueous exposrres

There was an slow loss of 'otHgt* from tle mussels within the 1 2d during theremaining depuration period .The depuration rate constant from the firstcompartmental loss \ as 0.042 + 0.003 d{.

It is well established that dietary exposwe to metals can result in accumulationof metals in aquatic organisms. After ingestion, some of the dietary metal canbe released from the ingested particle into the gashointestinal fluids of theanimal and become available for assimilation into the tissues of the animal andthe tissues of its consumer (i.e., trophic transfer). Assimilation efficiency (i.e.,the net amount of metal retained in tissues relative to the amount ingested fromfood) is a common measure ofthe bioavailability ofa chemical

from food (Wang and Fisher, 1999). In our experiment, retention of ingested

'o'Hd- Uy the mussels following shortterm pulse radioactive feeding is shownin Figure 3.

100

90

a>, a0

:t

:E 60

Fas0

-t oo

R30

20


100

80

^60alrJ{qo

20

0

o 7 2 3 4 2021 22 23 24 26

Duration (h)

Study Of Bioaccumulation Inorganic Mercury By Green Mussel (PernaViridis) From Jakarta Costal Bay Using Radiotracer

Figure 3. Mercury depuration in live mussels fiom dietary exposures as a percentage ofthe initial burden ater consumption of lab eled Isocfuysis galbana ptey for H{*

Assimilation Effeciency (AE) of 203Hg2* in mussels was calculated to be 56,88+ 8.35%. Realistic quantification ofthe exposure pafiways of radionuclides inthe mussels requires a kinetic approach (Wang & Fisher 1999b). Applicationsof one-compartment biokinetic models using laboratory-based measurements ofkey model parameters (assimilation efficiency, metal uptake rates from waterand food elimination rates) have been extended to field situations forpopulations of a diverse array of aquatic species, including freshwaler andmarine bivalves, various crustaceans such as copepods, amphipods, and crab,aquatic insects, and fish (e.g.,Luoma and Rainbow, 2005). Site specific modelpredictions for metal concentrations in animal tissues are strikingly close toindependent field measurements for diverse water bodies, suggesting that it ispossible for risk assessors to account for the major processes govemingcontaminant ooncentrations in aquatic animals and that laboratory-derivedkinetic parameters are applicable to natural conditions (Luoma and Rainbow,2005). In our experiment, modeling analysis of the exposure and trophictransfer factor of Hg in tilapia requires measurements of several of theparameters in Eq. (4), including AE, k* k", IR and BF Yalues of AE. The k, , AEand have been taken from this study and BCFr (20000) was taken fromliteratute (Wang and Wong, 2003). We assume the IR was 0.1 to 10%. Thevalues estimated for the kinetic parameters and their associated statistics areshown in Table 1.

Natural Resources Management NRM I7.7

Heny Suseno

Concentration Factor at Steady state (Ctr'.,,)uptake constant Rate (r,)Depuration Consctant Rate (t)Half time biological ( t12)Assimilation Effesiency (A E)

1 101 ml.g-r| 01.9 ml.grd-r0.042 dl17.1 d56.88o/o

Figure 4 shows the predicted Bioaccumulation Factor (BAF) of Hg2* from tledietary and water phase

Figur€ 4 Predioted Bioaccumulation Factor (BAF) of Hg2+ fiom the dietary and waterphase

The model predicted Hg Bioaccumulation Factor for Pema viidis that wercwell within the observed for concentration Hg2* in water were 5134.76 to29511.90. The upake of Hg2* by Perna viridid was predominantly due to thefooi exposure. Contributions through the water on the total bioaccumulationHg?* were 12,98%.at different IR 6% values.

4 Conclusion

In conclusion, Hg uptake was almost linear with time. The conc€ntration factorsmeasured at tle steady state were I 101,00 + 104.15 in whole body mussels. Thedepuration rate constant from the first compartmental loss was 0-042 + 0.003 d-I. Assimilation Effeciency (AE) of 203H€f* in mussels was calculated to be

Table 1. Whole body uptake and loss kinetic Darameter

30000

25000

-9 zoooo

ELL 15000

co

10000

5000

0

,/

/

/./

46

rR (%)


Study Of Bioaccumulation Inorganic Mercury By Green Mussel (PernaViridis) From lakarta Costal Bay Using Radiotracer

56,88 + 8.35%. The model predicted Hg Bioaccumulation Factor for Pemaviridis that were \rtell within the observed for concentration Hg?+ in water were5134.76 to 29511.90

5

t1l

l2l

Refferences

Anfrn, Z (2004) Local Millenium Ecosystem Assessment: Condition andTrend of The Greater Jakaxta Bay Ecosystem Report. The Ministry ofEnvironment, Republic ol lndonesia.Carvalho, R.C., Benfield,M.C., Santschi, P.H.(1999) Comparativebioaccumulation studies of colloidally complexed and free-ionic heavymetals in juvenile brown shrimp Penaeus aztecus (Crustacea: Decapoda:Penaeidae). Limnol. Oceanogr ., 44,2: 403414Fisher, N.S(2003) Advantage and Problems in The Apllication ofRadiotracer for Determining The Bioaccumulation of Contaminant inAquatic Organism, RCM on Biomonitoring, IAEA, MonacoLuoma., S., Rainbow, P(2005) Why ls Metal Bioaccumulation SoVariable? Biodynamics as a Unifying Concept Critical Review.Environmental Science & Technolog, 39(7): 192l-1931.Pickhardt, P.C., Stepanov4M.C., Fisher, N.S. (2006). ContrastingUptake Routes and Tissue Distributions of Inorganic and Methylmercuryin Mosquitofish (Gambusia a{Iinis) and Redear Sunfish (Lepomismicrolophus) Environ. Toxicol. Chem. 25,8: 2132-2142Stokes, P.M and Wren, C.D (1987) Bioaccumulation of Mercury byAquatic Biota in Hydroelectric Reservoirs: A Review and Considerationof Mechanisms Lead, Mercury. Cadmium and Arsenic in theEnvironment. Edited by Hutchinson, T.C and Meem4 K. M. Publishedby John Wiley & Sons LtdStreit, B (1992). Bioaccumulation processes in ecosystem experiential48: Birkhauser Verlag CH 4010. Basel Switzerland, 955. Vijayaraman,K. 1994.Taurusmar; A.A (2010) Community structure of macrozoobenthicfeeding guilds in responses to eutrophication in Jakarta BayBIODIVERSITAS l1 (3): 133-138,Wang W.X., Wong, R.S.K (2003). Bioaccumulation Kinetics andExposure Pathways of Inorganic Mercury And Methylmercury in aMarine Fish, The Sweetlips Plectorhinchus gibbosus. Mar Ecol Prog Ser.,261: 257 -268.Wang, W.X., Fisher, N.S (1999). Assimilation Efficiencies of ChemicalContaminants in Aquatic Invertebrates: A synthesis. Environ ToxicolChem, 18: 2034-2045.

t3l

t4l

tsl

t6l

t7l

t8l

tel

tl0l


laporan akuntabilitas kinerja instansi · pdf filelaporan akuntabilitas kinerja instansi...

Documents