MATERIAL UNTUK SOLIDIFIKASI LIMBAH RADIOAKTIFDALAM KESELAMATAN PENYIMPANAN

Seminar Tahunan Pengawasan Pemanfaatan Tenaga Nuklir - Jakarta, II Desember 2003 ISSN 1693 - 7902

I

Herlan Martono, AisyahPusat Pengembangan Pengelolaan Limbah Radioaktif (P2PLR) - BAT AN

ABSTRAKMATERIAL UNTUK SOLIDIFlKASI LIMBAH RADIOAKTIF DALAMKESELAMATAN PENYIMPANAN. Tujuan solidifikasi limbah radioaktif denganberbagai jenis material adalah mengungkung radionuklida dalam limbah agar tidakmudah terlindih dan lepas ke lingkungan jika kontak dengan air. Semen, bitumen, gelasdan keramik digunakan untuk solidifikasi limbah radioaktif. Berdasarkan ataspertimbangan aspek keselamatan yang meliputi umur bahan, sifat fisik, sifat kimia,kemudahan pengerjaan, kandungan limbah dan pertimbangan ekonomi, maka jenismaterial tertentu dapat dipilih untuk solidifikasi jenis limbah radioaktif tang tertentupula. Untuk solidifikasi limbah aktivitas rendah dan sedang digunakan semen danbitumen. Untuk solidifikasi limbah transuranium yang berumur panjang sampai jutantahun digunakan polimer, sedangkan untuk limbah aktivitas tinggi yang berumur jutaantahun dan menghasilkan panas yang menyebabkan suhu limbah mencapai lebih dari 500DC dapat digunakan gelas dan keramik Pada saat ini solidifikasi limbah radioaktifsecara industri untuk limbah aktivitas rendah menggunakan semen, limbah transuraniummenggunakan polimer dan limbah aktivitas tinggi menggunakan gelas. Berdasarkanpertimbangan keselamatan dan reduksi volume yang tinggi, serta pertimbangan hargabahan dan tanah untuk disposal sangat tinggi, Republik Korea mengolah limbahaktivitas rendah dan sedang secara vitrifikasi. Sedangkan berdasarkan atas proses yangsederhana dan harga lahan yang relatif murah, maka Indonesia mengolah limbahaktivitas rendah dan sedang secara sementasi.Kata kunci: Solidifikasi, limbah radioaktif

ABSTRACTMATERIAL FOR SOLIDIFICATION OF RADIOACTIVE WASTE IN THESAFETY OF WASTE DISPOSAL. Solidification of radioactive waste using variousmaterials is aimed to minimize leaching of radionuclides by ground water to theenvironment. Cement, bitumen, polymer, glass and ceramic are materials used forsolidification of radioactive waste. Based on the safety consideration, i.e materialdurabylity, physical and chemical properties and waste loading, and as well, theconsideration of economical and simplicity of the process, certain material is chosen forcertain type of waste. Cemen and bitument are used for solidification of low andintermediate waste. Long lived transuranic waste is solidified using polymer, while longlived high level waste which produce heat that rises waste temperature to more than 500DC is solidified using glass or ceramic. At present, in industrial scale, solidification oflow level waste, trans-uranic waste and high level waste are carried out using cement,polymer and glass respectively. Based on the safety reliability, the high volumereduction and the consideration of cost and the limited land for disposal area, the

250

Seminar Tahunan Pengawasan Pemanfaatan Tenaga Nuklir - Jakarta, II Desember 2003 ISSN 1693 - 7902

Republik of Korea treats the low and intermediate level wastes by vitrification.Meanwhile, based on the simplicity of the process and relatively cheap and abundant ofland, Indonesia treats the low and intermediate level wastes by cementation.Keywords : Solidification, radioactive waste

251

Seminar Tahunan Pengawasan Pemanfaatan Tenaga Nuklir - Jakarta, 11 Desember 2003

PENDAHULUAN

ISSN 1693 - 7902

Pengelolaan limbah radioaktif meliputi kegiatan pengumpulan dan

pengelompokan limbah di instalasi yang menimbulkan, transportasi limbah ke instalasi

pengolah limbah, penyimpanan sementara (interim·· storage) limbah hasil olahan,

penyimpanan lestari (ultimate disposal) dan pemantauan lingkungan.

Pengolahan limbah radioaktif melalui 2 tahap, yaitu reduksi volume dan

solidifikasi yang sering dikenal pula dengan imobilisasi. Reduksi volume dilakukan

untuk mereduksi volume limbah radioaktif, sehingga memudahkan untuk proses

pengolahan selanjutnya. Reduksi volume limbah radioaktif cair dilakukan dengan

evaporaSl, sorbsi dan penukar ion, dan pengolahan secara kimia (koagulasi dan

flokulasi) dengan bahan kimia tertentu tergantung radionuklida dalarn limbah.

Pemilihan proses inipun tergantung dari jenis dan bentuk radionuklida dalarn

limbah.Evaporasi menghasilkan faktor dekontarninasi yang tinggi, tetapi biayanya

mahal. Sorbsi penukar ion, dan pengolahan secara kimia menghasilkan faktor

dekontarninasi yang rendah, tetapi biayanya lebih murah . Reduksi volume limbah

radioaktifpadat dilakukan secara kompaksi dan insenerasi(l).

Hasil proses reduksi volume yang berupa konsentrat hasil evaporasi, resinlzeolit

bekas, flok hasil pengolahan secara kimia, limbah terkompaksi dan abu hasil insenerasi

yang mengandung radionuklida selanjutnya disolidifikasi. Tujuan solidifikasi ini adalah

untuk mengikat radionuklida dengan bahan matriks tertentu, sehingga tidak mudah

terlindih oleh air tanah dan terlepas ke lingkungan.

KLASIFlKASI DAN KARAKTERISTIK LIMBAH RADIOAKTIF

Berdasarkan atas penyimpanan dalarn jangka panjang, limbah radioaktif

diklasifikasikan menjadi(I,2) :

1. Limbah aktivitas rendah dan menengah, yaitu limbah radioaktif yang

mengandung radionuklida pemancar beta dan atau garna, dan sedikit atau tidak

sarna sekali mengandung radionuklida pemancar alfa (aktinida)

2. Limbah aktivitas tinggi, yaitu limbah radioaktif yang banyak mengandung

radionuklida hasil belah pemancar beta dan garna dan sedikit mengandung

radionuklida pemancar alfa.

252

Seminar Tahunan Pengawasan Pemanfaatan Tenaga Nuklir - Jakarta, II Oesember 2003 ISSN 1693 - 7902

3. Limbah transuranium (TRU) yaitu limbah radioaktif yang banyak

mengaildung radionuklida pemancar alfa dan sedikit radionuklida hasil belah

pemancar beta dan gama.

Limbah aktivitas rendah dan menengah umumnya ditimbulkan dari kegiatan

laboratorium nuklir. Limbah radioaktif cair jenis ini dapat mempunyai aktivitas yang

cukup tinggi sampai 104 Ci/m3. Namun demikianjika limbah ini scdikit atau tidak sam a

sekali mengandung aktinida maka limbah radioaktif terse but diklasifikasikan dalam

limbah aktivitas rendah dan menengah. Limbah radioaktif ini perlu pendinginan

(penyimpanan) sebelum diolah.

Limbah aktivitas tinggi, ditimbulkan pada ekstraksi siklus I proses olah ulang

bahan bakar bekas reaktor nuklir. Proses olah ulang adalah proses untuk mengambil

uranium yang tidak terbakar dan plutonium yang terjadi dalam bahan bakar. Campuran

oksida uranium dan plutonium dapat digunakan sebagai bahan bakar reaktor pembiak

(fast breeder reactor). Limbah jenis ini mengandung berbagai radionuklida yang

aktivitas dan keasamannya sangat tinggi (6 - 8M). Sebagai contoh dalam 1 canister

mengandung 300 kg gehis limbah· dengan kandungan limbah aktivitas tinggi 25%.

Limbah ini mempunyai aktivitas 4xl05 Ci dan mampu melepaskan panas 1,4 kW/jam,

sehingga menimbulkan suhu diatas 500°C. Tabel I menyajikan komposisi unsur-unsur

yang terkandung dalam limbah aktivitas tinggi(3).

Limbah cair trans-uranium (TRU) berupa pelarut bekas dari proses olah ulang

bahan bakar bekas reaktor nuklir, yang banyak mengandung aktinida yang toksisitasnya

tinggi, berumur paruh panjang dan mengandung sedikit hasil belah. Limbah TRU padat

berupa bahan padat yang terkontaminasi aktinida pada pabrik bahan bakar reaktor

pembiak. Tabel 2 menyajikan komposisi unsur-unsur yang terkandung dalam limbah

transurani urn(4).

Limbah TRU berdasarkan penyimpanannya diperlakukan sarna dengan limbah

aktivitas tinggi yang disimpan pada tanah dalam (geological disposal) dengan

kedalaman 500 - 1000 meter dan dalam jangka lama(5). Limbah aktivitas rendah yang

berumur pendek, penyimpanannya dilakukan pada tanah dangkal (shallowland disposal)

dengan kedalaman sampai 10 meter.

253

Seminar Tahllnan Pengawasan Pcmanfaatan Tcnaga NlIklir - Jakarta. 11 Desember 2003

SOLIDIFIKASI

ISSN 1693 -7902

Berdasarkan atas umur radionuklida dalam limbah, limbah aktivitas rendah dan

menengah perlu penyimpanan sekitar 300 tahun, sedangkan limbah aktivitas tinggi dan

TRU perlu penyimpanan sampai jutaan tahun .. Grafik radioaktivitas unsur-unsur dalam

limbah cair aktivitas tinggi sebagai fungsi waktu dan grafik panas peluruhan dalam

bahan bakar bekas berturut-turut disajikan dalam Gambar 1 dan 2(6).

Material untuk solidifikasi limbah radioaktif cair dipilih yang dapat disatukan dan

tidak membentuk fase pemisah. Terjadinya fase pemisah ini akan mengakibatkan

ketidakhomogenan hasil akhir solidifikasi limbah. Demikian pula untuk solidifikasi

limbah radioaktif padat, harus dipilih yang dapat disatukan dengan limbahnya. Ada

beberapa aspek penting yang perlu diperhatikan dalam pemilihan material matriks,

yaitu(7) :

1. Proses pembuatan yang mudah dan praktis

2. Kandungan limbah (waste loading)

3. Ketahanan kimia (laju pelindihan)

4. Kestabilan terhadap panas

5. Kestabilan terhadap radiasi

Material matriks untuk solidifikasi merupakan penahan (barier) pnmer yang

berfungsi untuk membatasi terlepasnya radionuklida, sehingga harus homogen,

permeabilitasnya rendah, kekuatan mekaniknya baik, proses pembuatannya sederhana

dan mudah. Tujuan solidifikasi adalah mengungkung radionuklida agar tidak terlepas ke

ling kung an (terlindih) jika kontak dengan air selama penyimpanan. Oleh karena itu

ketahanan kimia hasil solidifikasi perlu diperhatikan. Ketahanan kimia yang dimaksud

adalah bahwa bahan tersebut mempunyai laju pelindihan yang kecil sehingga tidak

mudah terlindih ke lingkungan. Pada penyimpanan limbah radioaktif digunakan sistem

penghalang berlapis yang dimaksudkan untuk menghalangi lepasnya radionuklida dari

material matriks ke lingkungan yaitu berturut-turut wadah limbah, overpack dari

titanium atau besi khusus untuk limbah aktivitas tinggi, bentonit sebagai bahan pengisi,

dan tanah atau batuan lingkungan itu sendiri. Antara pertimbangan proses dan sifat

ketahanan kimia (laju pelindihan) dari hasil solidifikasi sangat berkaitan. Sebagai

contoh pada pembuatan gelas-limbah, laju pelindihan yang kecil dapat diperoleh dengan

menaikkan kadar Si dalam gelas-limbah, yang mengakibatkan proses akan terjadi pada

254

Seminar Tahunan Pengawasan Pemanfaatan Tenaga Nuklir - Jakarta, ] I Desember~003 ISSN 1693 - 7902

suhu yang lebih tinggi. Suhu yang tinggi akan berakibat pada bata tahan api (refi'aktory)

dalam melter lebih cepat terkorosi sehingga umur melter menjadi lebih pendek. Hal ini

akan menyebabkan lebih banyak timbulnya limbah radioaktif padat dari melter. Jadi

disamping laju pelindihan yang tinggi perlu dipertimbangkan juga faktor prosesnya,

sehingga perlu dicari kondisi yang optimum.

Kandungan limbah dalam material matriks berpengaruh terhadap efisiensi

solidifikasi (ekonomi proses). Semakin tinggi kandungan limbah, akan memberikan

nilai ekonomi proses yang lebih baik. Pertimbangan ekonomi yang lain yaitu material

yang digunakan untuk solidifikasi murah, mudah diperoleh dalam jumlah besar dan

prosesnya sederhana. Untuk semen, kandungan limbah caimya 30% berat, bitumen

kandungan limbahnya 50% berat, polimer kandungan limbahnya 50% berat dan untuk

gelas borosilikat kandungan limbahnya 20 - 30% berat. Umumnya dengan kenaikan

kandungan limbah, laju pelindihan akan semakin naik dan ini berarti radionuklida dalam

limbah akan lebih mudah terlindih ke luar dan hal ini tidak dikehendaki. Jadi perlu

pertimbangan kandungan limbah terhadap laju pelindihannya.

Kestabilan terhadap panas merupakan ketahanan material terhadap suhu tinggi.

Makin tinggi aktivitas limbah, maka panas yang ditimbulkan juga makin tinggi. Sebagai

contoh ketidak stabilan gelas yang mengandung limbah cair aktivitas tinggi adalah

terjadinya kristalisasai dalam gelas yang disebut devitrifikasi. Terjadinya devitrifikasi

ini berakibat berubahnya struktur gelas yang amorf menjadi kristalin, sehingga

ketahanan kimianya menurun .. Untuk mencegah terjadinya devitrifikasi diperlukan

sistem pendingin pada penyimpanan sementara gelas-limbah. Panas yang ditimbulkan

oleh limbah aktivitas rendah dan TRU relatif kecil, sehingga tidak perlu adanya

pendinginan.

Kestabilan terhadap radiasi merupakan ketahanan material terhadap pengaruh

radiasi yang dipancarkan oleh limbah radioaktif dalam material matriks. Pengaruh

radiasi dalam material matriks dapat mengakibatkan kerusakan hasil solidifikasi yaitu

terjadi radiolisis dan perubahan komposisi. Perubahan komposisi ini disebabkan karena

reaksi inti oleh partikel alfa, sedangkan partikel beta dan gama (tenaga lebih kecil 2

Mev) tidak menimbulkan reaksi inti ..Adanya kerusakan material tersebut dapat

diidentifikasi dari perubahan densitas, kekuatan mekanik dan laju pelindihannya. Hal

255

Scminar Tahunan Pengawasan I'cmanfaatan Te~aga Nuklir - Jakarta, II Desember 2003 ISSN 1693 - 7902

ini akan membatasi aktivitas kandungan limbah aktivitas tinggi dan TRU yang

disolidifikasi.

MATERIAL MATRIKS UNTUK SOLIDIFIKASI LIMBAH RADIOAKTIF

Material yang sesuai untuk solidifikasi limbah radioaktif, yaitu:

1. Semen

Semen digunakan untuk solidifikasi limbah radioaktif cair dan padat dengan

aktivitas rendah dan menengah yang tidak mengandung aktinida atau

radionuk1ida berumur paruh panjang. Kandungan aktivitas 1imbah da1am

semen rendah yaitu sekitar 1 Ci/m3. Semen stabilitasnya berkurang dalam

jangka panjang dan setelah sekitar 300 tahun mengalami degradasi, dan pada

saat itu limbah aktivitas rendah dan menengah tidak lagi mempunyai potensi

bahaya radiasi. ladi semen tidak dapat digunakan untuk solidifikasi limbah

aktivitas tinggi dan TRU yang perlu pengelolaan sampai jutaan tahun.

Keuntungan penggunaan semen adalah pengadaan mudah, harga murah,

proses sederhana (pada suhu kamar), mudah dicampur dengan air,dan semen

dapat berfungsi sebagai perisai radiasi(8).

Namun demikian untuk jenis limbah yang sarna, setiap negara akan memilih

bahan matriks untuk solidifikasi berdasarkan kondisi yang dimilikinya.

Sebagai contoh untuk negara Republik Korea, harga lahan untuk disposal

cukup tinggi sehingga negara tersebut memilih solidifikasi untuk limbah

aktivitas rendah dan menengah menggunakan gelas dengan proses vitrifikasi.

Memang jika hanya ditinjau dari segi proses solidifikasinya, maka proses

vitrifikasi akan jauh lebih mahal jika dibandingkan dengan proses sementasi.

Namun hal ini menjadi lebih ekonomis jika dikaitkan dengan biaya disposal

karena reduksi volume yang sangat tinggi dan harga lahan yang sangat mahal.

Hasil solidifikasi dengan gelas mempunyai barga laju pelindihan jauh lebih

rendah dari pada semen-limbah, sehingga akan mempunyai faktor

keselamatan yang lebih tinggi(9).

2. Bitumen

Bitumen merupakan senyawa hidro karbon baik alifatik maupun aromatik

yang mempunyai berat molekul tinggi. Proses bitumenisasi dilakukan pada

256

Seminar Tahunan Pengawasan Pemanfaatan Tenaga Nuklir - Jakarta, 11 Desember 2003 ISSN 1693 - 7902

suhu antara 150 - 230°C. Bitumen sesuai untuk solidifikasi limbah aktivitas

rendah dan sedang dan dapat menampung aktivitas lebih tinggi dibandingkan

dengan semen .. Bitumen mempunyai ketahanan kimia yang tinggi (tidak larut

dalam air, tahan difusi air). Ketahanan fisik (terhadap panas) dan ketahanan

terhadap radiasi kurang baik. Hal yang perlu diperhatikan untuk bitumen

adalah suhu bakar dan efek radiasi yang mengakibatkan radiolisis,

terbentuknya gas serta terjadinya radikal bebas, sehingga kandungan aktivitas

dalam bitumentidak bisa terlalu tinggi .. Hasil percobaan menunjukkan bahwa

kandungan limbah dengan aktivitas jenis 103 Ci/m3 memberikan dosis serap

107 rad, sehingga hasil bitumenisasi membengkak karena terbentuk gas, dan

menaikkan laju pelindihan(8).

3. Polimer

Polimer merupakan bahan yang sesuai untuk solidifikasi limbah cair TRU

pelarut bekas seperti yang telah dilakukan di JNC Jepang secara industrial.

Perubahan fase cair dan pasta menjadi padat disebut curing atau pengeringan.

Proses ini terjadi secara fisika karena adanya penguapan pelarut atau medium

pendispersi dan dapat juga karena adanya perubahan kimia, misalnya

polimerisasi pembentukan ikatan silang. Proses kimia tersebut menyebabkan

reaksi antara molekul-molekul yang relatif kecil dengan fase cair atau pasta,

membentuk jaringan molekul yang besar, padat dan tidak mudah larut. Proses

polimerisasi tergantung jenisnya, dilakukan antara suhu kamar sampai

1800C(8).

4. Gelas

Solidifikasi limbah cair aktivitas tinggi (LCA T) dengan bahan gelas yang

disebut vitrifikasi telah dioperasikan dalam skala industri di negara-negara

seperti Perancis, Inggris dan Jepang. Jenis gelas yang digunakan dalam

proses terse but adalah gelas borosilikat. Gelas borosilikat mempunyai suhu

devitrifikasi dan ketahanan korosi yang lebih tinggi dad pada gelas fosfat(I,2).

Suhu pembuatan gelas borosilikat 11500C, dan devitrifikasi terjadi pada suhu

antara 500 - 950°C. Keuntungan 'gelas fosfat adalah suhu pembentukannya

relatif rendah (kira-kira 900°C), sehingga kehilangan gas volatil Cs dan Ru

lebih sedikit. Di dalam gelas fosfat semua oksida dapat larut termasuk Mo03•

257

Seminar Tahunan Pengawasan Pemanfaatan Tenaga Nuklir - Jakarta, 11Desember 2003 ISSN 1693- 7902

Pengembangan gelas fosfat tidak dilanjutkan karena gelas korosif dan

mempunyai kecerendungan mengalami devitrifikasi pada suhu yang lebih

rendah, yaitu sekitar 4000C(1), Gelas aluminosilikat tidak dikembangkan lebih

lanjut karena suhu pembuatannya sangat tinggi sekitar 13500C dan kandungan

limbahnya lebih kecil dari 10%(7). Dari segi proses, kandungan limbah yang

rendah tidak ekonomis, karena proses menjadi tidak efisien. Sedangkan suhu

pembuatan yang tinggi akan mengakibatkan bata tahan api dalam me Iter lebih

cepat terkorosi, sehingga umur melter lebih pendek, yang selanjutnya melter

akan lebih cepat menjadi limbah radioaktif padat.. Gas yang terjadi pada

proses suhu tinggi juga akan lebih banyak dan penanganannya lebih kompleks.

Gelas borosilikat tidak sesuai untuk solidifikasi limbah TRU karena unsur Mo

dan Pu yang terkandung dalam limbah TRU jumlahnya tertentu sehingga

dapat menimbulkan adanya fase pemisah.yang berakibat hasil solidifikasi tidak

homogen (3.6).

5. Gelas Keramik

Gelas keramik dihasilkan dari pemanasan lelehan gelas pada suhu di atas

510°C dalam waktu yang lama. Pemanasan pada suhu tinggi yang berlangsung

dalam jangka waktu yang lama akan mengakibatkan biaya proses menjadi

mahal. Gelas keramik menunjukkan ketahanan fisik dan mekanik yang lebih

baik dan ketahanan kimianya kurang baik dibandingkan gelas borosilikat(3.7.)

6. Synroc

Synroc adalah mineral titanate yang masih dalam tahap pengembangan di

Australia (Inggris dan Jepang bekerja sama dengan Australia). Uji dingin skala

industri pengolahan limbah cair aktivitas tinggi dengan synroc juga telah

dilakukan di Australia. Synroc termasuk jenis keramik dan pembuatannya

lebih sukar dibandingkan gelas, karena pengepresan dilakukan pada suhu

tinggi (sekitar 13500C) atau pengepresan pada suhu rendah dan diikuti

sintering pada suhu tinggi. Sifat kimia dan fisika jenis keramik ini lebih baik

dibandingkan gelas borosilikat, sehingga mempunyai prospek yang baik di

mas a mendatang (2,3)

258

Seminar Tahunan Pengawasan Pcmanfaatan Tenaga Nuklir - Jakarta, 11 Dcscl11bcr 2{}03 ISSN 1693 - 7902

7. Vitromet

Vitromet adalah butir Pb dalam matriks gelas yang dikembangkan di Belgia

untuk mengatasi kandungan panas yang tinggi, karena hantaran panas Pb

tinggi. Kandungan limbah dalam vitromet kecil sehingga vitromet tidak

dikembangkan lagi untuk 80lidifkasi limbah aktivitas tinggi.

KESIMPULAN

Pemilihan material untuk solidifikasi dilakukan dengan memperhatikan beberapa

aspek seperti proses pembuatan mudah dan praktis, kandungan limbah optimum,

ketahanan kimia , kestabilan terhadap panas dan kestabilan terhadap radiasi yang tinggi.

Berdasarkan pertimbangan fakor keselamatan dan pengalaman beberapa negara maju,

maka solidifikasi limbah radioaktif aktivitas rendah dan menengah pada umumnya

dilakukan dengan semen, limbah radioaktif aktivitas tinggi dilakukan dengan gelas ,

sedangkan untuk solidifikasi limbah transuranium dilakukan dengan polimer. Dengan

pertimbangan harga lahan disposal yang cukup tinggi, reduksi volume yang tinggi,

maka Republik Korea memilih material matriks gelas lIntlik solidifikasi limbah aktivitas

rendah dan menengah. Sedangkan dengan pertimbangan proses yang sederhana dan

harga lahan yang relatif murah, maka Indonesia memiliIrh-ahan...'D1atriks semen untuk

~q..\'lY"'4k'imobilisasi limbah aktivitas rendah dan sedang. 1/ « <~~"1~~

* I ". /~, *DAFT AR PUST AKA

1. IAEA, Conditioning of Low and Intermedia~~adioactive Waste,

Technical Report Series No.222, IAEA, Vienna, 1983.

2. IAEA, Chemical Durability and Related Properties of Solidified High Level waste

Form, Technical Report Series No.257, IAEA, Vienna, 1985

3. MARTONO H., Characterization of Waste Glass and Treatment of High Level

Liquid Waste, Report at Tokai Work, PNC, 1988.

4. KRAUSE, H., The Treatment And Conditioning Of Transuran Element Bearing

Wastes In The Federal Republic Of Germany, RWMNFC, Vol. 7(2), pp. 139-150,

USA, 1986.

5. KBS-3, Final Storage of Spent Nuclear Fuel, Swedish Nuclear Fuel Supply

Company, Stockholm, 1983.

259

Seminar Tahunan Pcngawasan PCl11anfaatan TCI:aga Nuklir - Jakarta, II Desember Z003 ISSN 1693- 790Z

6. MATTS SON, Canister Materials Proposed for Final Disposal of High Level

Nuclear Waste, Proceeding of The International Seminar on Chemistry and

Process Engineering for High Level Liquid Waste Solidification, Frankfurt, 1981.

7. MENDEL J. E., The Fixation of High Level Wastes in Glasses, Pacific Nortwest

Laboratory, Washington, 1985.

8. NELSON, R.M. et. AI, Waste Form Development Program, Brookhaven National

Laboratory, New York, 1981.

9. MARTONO H., Report of Training on radioactive Waste Treatment and Disposal

at Korea Atomic Energy Reseach Institute, Taejon-Korea, 1999.

Tabell. Komposisi Limbah Cair Aktivitas Tinggi dari Bahan bakar bekas PWR,

fraksi bakar 45.000 MWD/MTU, pengkayaan uranium 4,50%, panas

peluruhan 38 MW/MTU dan pendinginan 4 tahun (3).

Oksida % Berat

NazO

16,48

FeZ03

9,05

NiO

1,47

CrZ03

1,68

PzOs

0,95

SeOz

0,11

RbzO

0,56

SrO

1,45

YZ03

0,85

ZrOz

6,99

Mo03

7,19

Tcz07

1,67

RuOz

4,12

Rl1z03

0,74

Pd~

2,20

ZrOz

2,56

UOz

3,81

NpOz

0,81 Oksida % Berat

AgzO

0,11

CdO

0,18

SnO

0,15

Sbz03

0,04

TeOz

0,84

CszO

3,91

BaO

2,58

Laz03

2,05

CeOz

4,19

Pr6011

1,93

Ndz03

6,77

PmZ03

0,07

SmZ03

1,22

Euz03

0.24

Gdz03

12,32

PuOz

0.14

AmZ03

0,52

CmZ03

0,05

260

Seminar Tahunan Pengawasan Pemanfaatan Tenaga Nuklir - Jakarta, 11Desember 2003 ISSN 1693-7902

Tabel 2. Komposisi Iimbah cair TRU dari proses olah ulang bahan bakar LWR

dengan tingkat bakar (burn up) 31.000 MWD/EHM (3).

oksida % berat

PU02

26

U02

26

Am203

0,5

RU02

11,0

Fe02

9,0

Rb02

1,5

Mo03

3,9

Te203

7,8

Cr203

7,8

Zr02

1,3

Ti02

5,2

Ci/t uranium10·

10.2

10'"10 104 105 10· 107

Waktu •• telah keluardarl reaktor (tahun)

Gambar 1. Radioaktivitas unsur-unsur dalam Iimbah aktivitas tinggi, olah ulang

dilakukan 10 tahun setelah bahan bakar dikeluarkan dari reaktor (6).

261

Seminar Tahunan Pengawasan Pemanfaatan Te~aga Nuklir - Jakarta, II Desember 2003 ISSN 1693 - 7902

Decay heat output(W/tU)

•10 100 1000 10000

Decay tJme~YNI'1

Gambar 2. Panas yang dihasilkan perton uranium dalm bahan bakr bekas PWR

dan BWR yang menurun dengan waktu (6).

262