View
226
Download
0
Category
Preview:
Citation preview
Prosiding Seminar Nasional Teknologi Pengelolaan Limbah IX
Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATAN ISSN 1410-6086
Fakultas Teknik Universitas Sultan Ageng Tirtayasa
111
IMOBILISASI LIMBAH SLUDGE RADIOAKTIF DARI
DEKOMISIONING FASILITAS PEMURNIAN ASAM FOSFAT
MENGGUNAKAN BAHAN MATRIKS SYNROC
Gunandjar
Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATAN
ABSTRAK
PENGEMBANGAN TEKNOLOGI PENGOLAHAN LIMBAH RADIOAKTIF DARI
INDUSTRI : IMOBILISASI LIMBAH SLUDGE RADIOAKTIF DARI DEKOMISIONING
FASILITAS PEMURNIAN ASAM FOSFAT MENGGUNAKAN BAHAN MATRIKS SYNROC. Kegiatan dekomisioning fasilitas Pemurnian Asam Fosfat Petrokimia Gresik (PAF-PKG) menimbulkan
limbah radioaktif cair organik yang mengandung uranium, pelarut organik, dan air. Limbah tersebut diolah
dengan proses biooksidasi untuk reduksi volume. Hasil pengolahan tersebut berupa sludge radioaktif yang
beraktivitas alfa pada nilai 0,4 ≤ α ≤ 40,2 kBq/liter, beta pada harga 1173 ≤ β ≤ 4100 Bq/liter dan kadar
padatan total 40-50 % berat. Sludge tersebut mengandung uranium, termasuk dalam klasifikasi limbah alfa
umur panjang yang harus diimobilisasi melalui proses pemadatan. Pada makalah ini dilakukan pengkajian
penggunaan synroc sebagai alternatif matriks untuk solidifikasi limbah sludge radioaktif dari dekomisioning
fasilitas PAF-PKG.. Synroc adalah bentuk kristalin padat yang tersusun dari gabungan fase-fase titanat yang
stabil dan dipilih karena kestabilan geokimia dan kemampuan kolektif untuk imobilisasi semua unsur
radioaktif dalam limbah radioaktif. Uji pelindihan Synroc limbah menunjukkan bahwa laju pelindihan sangat
rendah, untuk unsur-unsur valensi satu dan valensi dua (Cs, Ca, Sr, Ba) dalam synroc adalah 1.5x10-3 –
4,0x10-4 g.m-2.hari-1 yaitu sekitar 500 sampai 2000 kali lebih kecil dari pada tipe gelas borosilikat untuk
imobilisasi limbah radioaktif. Laju pelindihan untuk unsur-unsur multivalent seperti Nd, Zr, Ti, dan U dari
synroc limbah adalah 2,5x10-5 – 5,0x10-6 g.m-2.hari-1 yaitu sekitar 10.000 kali lebih kecil daripada dari gelas
borosilikat limbah. Hasil pengujian ini dapat disimpulkan bahwa laju pelindihan unsur-unsur dalam synroc
limbah berhasil baik untuk imobilisasi limbah cair aktivitas tinggi dan sangat baik terutama untuk imobilisasi
unsur-unsur aktinida pemancar alfa umur panjang, sehingga sangat baik untuk imobilisasi limbah slude
radioaktif dari dekomisioning fasiltas PAF-PKG yang mengandung uranium.
Kata kunci : imobilisasi limbah sludge radioaktif, limbah alfa umur panjang, synroc.
ABSTRACT
TECHNOLOGY DEVELOPMENT OF RADIOACTIVE WASTE TREATMENT FROM
INDUSTRY : THE IMMOBILIZATION OF RADIOACTIVE SLUDGE WASTE ARISING FROM
DECOMMISIONING OF PHOSPHORIC ACID PURIFICATION FACILITY USING MATRIX MATERIAL OF SYNROC. The decommissioning of Phosphoric Acid Purification - Petrokimia Gresik
(PAP-PKG) facility generates organic radioactive liquid waste containing uranium, organic solvent, and
water. The waste was treated by bio-oxidation process for volume reduction. The process result was
radioactive sludge having the activities of alpha 0,4 ≤ α ≤ 40,2 kBq/liter, and beta 1173 ≤ β ≤ 4100 Bq/liter,
and total suspended solid of 40-50 % weight. The sludge contains uranium including long-live alpha waste
classification, must be immobilized by solidification process. In this paper, assessment for solidification of
the active slude waste from PAP-PKG facility using matrix material of synroc was carried-out. Synroc is a
solid crystalline form comprising a stable assemblage of titanate phases chosen for their geochemical stability
and collective ability to immobilize all the radioactive elements present in radioactive waste. Testing of the
wasteform synroc shown that the leach-rates for univalent and divalent elements (Cs, Ca, Sr, Ba) in synroc
are 1.5x10-3 – 4,0x10-4 g.m-2.day-1 about 500 to 2000 times smaller than from a typical borosilicate glass
proposed for radioactive waste immobilization. Leach-rates for multivalent elements (Nd, Zr, Ti, U) from
synroc are 2,5x10-5 – 5,0x10-6 g.m-2.day-1 about 10.000 times smaller than from borosilicate glass. The
testing results can be concluded that the leach-rates of synroc wasteforms should succeed for high liquid level
waste and particularly very well for immobilization of the long-lived alpha-emitter of actinide elements, so
that it is the best for immobilization for the radioactive sludge waste from decommissioning PAP-PKG
facility containing of uranium.
Keywords: immobilization of radioactive sludge waste, long life alpha waste, synroc.
Prosiding Seminar Nasional Teknologi Pengelolaan Limbah IX
Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATAN ISSN 1410-6086
Fakultas Teknik Universitas Sultan Ageng Tirtayasa
112
PENDAHULUAN
Fasilitas Pemurnian Asam Fosfat -
Petrokimia Gresik (PAF-PKG) dihentikan
operasinya sejak 12 Agustus 1989,
selanjutnya dilakukan dekomisioning
dengan izin dari BAPETEN (Badan
Pengawas Tenaga Nuklir) yang tertuang
dalam Surat Izin Dekomisioning No.
286/ID/DPI/ 14-X/2004 tanggal 14 Oktober
2004 yang berlaku selama 5 tahun sampai
dengan 13 Oktober 2009 [1]
. Kegiatan
dekomisioning fasilitas PAF-PKG
menimbulkan limbah radioaktif cair organik
yang mengandung uranium, campuran
pelarut (solven) D2EHPA [di(2-ethyl hexyl
phosphoric acid] (C16H35O4P0), TOPO
(triocthylphosphine oxide) (C24H51OP), dan
kerosen (pada rasio 4:1:16) serta air (rasio
pelarut terhadap air 1:3), yang mempunyai
volume 371 m3, pH 3,48, Chemical Oxygen
Demand (COD) 31.500 ppm, dan Biologycal
Oxygen Demand (BOD) 2.200 ppm, serta
aktivitas alfa (α) dan beta (β) berturut-turut
1200 dan 2600 Bq/liter, ditampung dalam
bak penampung berukuran 14x15x3 m3 di
lokasi fasilitas PAF-PKG. Limbah tersebut
merupakan limbah bahan berbahaya dan
beracun (B3) yang radioaktif mengandung
radionuklida uranium (U-238) dan 14 anak
luruhnya yaitu U-234, Th,234, Th-230, Pa-
234, Ra-226, Rn-222, Po-218, Po-214, Po-
210, Bi-214, Bi-210, Pb-214, Pb-210, dan
Pb-206 [2]
. Uranium dan beberapa anak
luruhnya merupakan radionuklida pemancar
alfa sebagaimana sifat partikel alfa yang
mempunyai daya rusak besar maka jika
masuk ke dalam tubuh akan menimbulkan
kerusakan pada jaringan biologis.
Disamping mempunyai daya rusak terhadap
jaringan biologis anak luruh U-238 seperti
U-234, Th-234, Th-230,Ra-226, Po-210, dan
Pb-210 mempunyai sifat radiotoksisitas yang
sangat tinggi [2,3]
. Guna menghindari resiko
pencemaran lingkungan, limbah tersebut
telah diolah dengan proses biooksidasi
(oksidasi biokimia) untuk menurunkan nilai
COD, BOD dan pH serta radioaktivitasnya
menjadi nilai yang memenuhi baku mutu
limbah cair industri pada nilai COD ≤ 100
ppm, BOD ≤ 50 ppm, dan pH 5-9 [4]
, serta
baku mutu tingkat radioaktivitas di
lingkungan untuk uranium dalam air sebesar
1000 Bq/liter [5]
.
Proses biooksidasi dilakukan setelah
penetralan larutan dengan NaOH, digunakan
campuran bakteri aerob yang digunakan
meliputi bacillus sp, aeromonas sp,
pseudomonas sp, dan arthobacter sp.
Pengolahan limbah dengan proses
biooksidasi diperoleh sludge (lumpur)
radioaktif dan beningan. Beningan yang
dihasilkan telah memenuhi baku mutu
dengan nilai COD dan BOD berturut-turut
sebesar 51 ppm dan 22 ppm, dan aktivitas <
1000 Bq/liter. Hasil sludge merupakan
limbah radioaktif beraktivitas alfa pada
harga 0,4 - 40,2 Bq/liter, dan beta pada nilai
1173 - 4100 Bq/liter, kadar padatan total 40-
50 % berat [1]
.
Limbah sludge radioaktif tersebut
harus diisolasi guna melindungi masyarakat
dan lingkungan dari dampak radiasi. Isolasi
limbah radioaktif dilakukan dengan cara
imobilisasi melalui proses solidifikasi
(pemadatan) limbah dengan suatu bahan
matriks, sehingga diperoleh blok hasil
solidifikasi dimana limbah radioaktifnya
terkungkung dan terisolasi di dalamnya.
Bahan matriks yang biasa digunakan dalam
proses solidifikasi limbah radioaktif antara
lain semen, aspal (bitumen), plastik polimer,
dan gelas. Pengembangan terakhir telah
digunakan bahan matriks synroc (synthetic
rock). Pemilihan bahan matriks tersebut
tergantung pada tinggi rendahnya aktivitas,
panjang-pendeknya waktu paruh, dan sifat
fisik dan kimia dari limbah.
Limbah Sludge radioaktif dari
dekomisioning fasilitas PAF-PKG
mengandung uranium dan anak luruhnya
termasuk dalam kriteria limbah pemancar
alfa berumur panjang aktivitas rendah atau
sedang. Limbah ini dapat disolidifikasi
menggunakan bahan matrik plastik polimer
atau aspal. Pengembangan terakhir limbah
jenis ini digunakan bahan matriks synroc.
Dalam makalah ini dilakukan pengkajian
penggunaan synroc sebagai alternatif
matriks untuk solidifikasi limbah sludge
radioaktif dari dekomisioning fasilitas PAF-
PKG. Synroc adalah bentuk kristalin padat
yang tersusun dari gabungan fase-fase titanat
yang stabil dan dipilih karena kestabilan
geokimia dan kemampuan kolektif untuk
imobilisasi semua unsur radioaktif dalam
limbah radioaktif.
DASAR TEORI
Solidifikasi Limbah Radiokatif
Solidifikasi limbah radioaktif
merupakan proses imobilisasi yang
bertujuan agar radionuklida terfiksasi,
terkungkung, dan tertahan dalam rongga
Prosiding Seminar Nasional Teknologi Pengelolaan Limbah IX
Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATAN ISSN 1410-6086
Fakultas Teknik Universitas Sultan Ageng Tirtayasa
113
diantara kristal matriks bahan pemadat
sehingga radionuklida tersebut tidak mudah
lepas oleh rembesan air yang menembus ke
dalam hasil solidifikasi dan radiasinya
tertahan. Limbah radioaktif aktivitas rendah
atau sedang mengandung unsur radioaktif
waktu paroh ≤ 30,17 tahun dan aktivitas
maksimum 1 Ci/m3 biasanya diimobilisasi
dengan matriks semen. Matriks semen yang
merupakan campuran dari material semen,
pasir, aditif, dan air bereaksi secara kimia
dan mengeras, memberikan solidifikasi
berupa beton yang merupakan material
komposit [6]
. Kualitas blok beton yang baik
harus memenuhi standar IAEA
(International Atomic Energy Agency)
sebagai berikut [7]
: kerapatan 1,70 - 2,50
g/cm3, kuat tekan beton yang telah berumur
28 hari : 20 - 50 N/mm2, dan laju pelindihan
radionuklida terimobilisasi dalam beton :
1,7x10-1
- 2,5x10-4
g/cm2.hari. Penggunaan
bahan matriks untuk solidifikasi limbah
radioaktif sesuai dengan jenis limbah, serta
sistem penyimpanan akhir (sistem disposal)
ditunjukkan pada Tabel 1.
Bahan matriks plastik dipakai juga
untuk solidifikasi limbah radioaktif berumur
pendek aktivitas rendah dan sedang,
disamping dapat pula untuk solidifikasi
limbah radioaktif alfa berumur panjang.
Selain plastik polimer, solidifikasi limbah
alfa berumur panjang juga dapat digunakan
bahan matriks aspal (bitumen). Bahan matrik
gelas borosilikat dipakai untuk solidifikasi
limbah cair aktivitas tinggi (LCAT) umur
panjang yang ditimbulkan dari proses olah-
ulang bahan bakar nuklir bekas. Keempat
jenis bahan matrik tersebut (semen, aspal,
plastik polimer, dan gelas) telah digunakan
secara komersial di negara-negara maju di
bidang nuklir. Tabel 1 menunjukkan bahwa
untuk limbah radioaktif pemancar alfa
berumur panjang aktivitas rendah atau
sedang (termasuk limbah sludge dari
dekomosioning fasilitas PAF-PKG) dapat
disolidifikasi menggunakan bahan matrik
plastik polimer atau aspal. Pengembangan
terakhir limbah jenis ini digunakan bahan
matriks synroc.
Tabel 1. Klasifikasi limbah berdasar umur paroh radionuklidanya dan solidifikasi (bahan
matriks) serta tipe penyimpanan akhirnya [7]
.
No
Karakteristik yang
ditinjau
Klasifikasi
Limbah berumur
pendek
Limbah Berumur Panjang
Limbah alfa Limbah akyivitas
Tinggi 1 Aktivitas awal
radionuklida yang
berwaktu paroh ≤
30,17 tahun
Rendah atau
sedang, aktivitas-
nya dapat
diabaikan setelah
500 tahun.
Rendah atau sedang,
aktivitasnya dapat
diabaikan setelah 300
tahun.
Sangat tinggi,
aktivitas dapat
diabaikan setelah
beberapa ratus
tahun.
Aktivitas awal radio-
nuklida yang
berwaktu paroh
ratusan atau ribuan
tahun.
Nol atau sangat
rendah, lebih kecil
dari batas ambang
yang ditetapkan.
Rendah atau sedang, Rendah atau sedang.
Radiasi utama yang
dipancarkan
Beta-gamma
(β-γ)
Alfa (α) Beta-gamma selama
beberapa ratus
tahun, kemudian
setelah itu yang
utama alfa.
2 Radionuklida yang
utama.
Sr-90(28,8 tahun),
Cs-137(33 th), Co-
60 (5 th), Fe-
55(2,5 th).
Np-237 (2x106th),
Pu-239 ( 2,4x104th),
Am-241(4x102th),
dan Am 243
(8x103th)
Co-60, Sr,90, Np-
137, Pu-239, Am-
241, dan Am-243.
3 Bahan Matriks untuk
solidifikasi.
Semen , plastik
(polimer)
Plastik (polimer),
aspal (bitumen)
Gelas (vitrifikasi).
4 Sistem penyimpanan
akhir.
Penyimpanan
tanah dangkal
selama 300 tahun.
Penyimpanan tanah
dalam selama jutaan
tahun.
Penyimpanan tanah
dalam selama jutaan
tahun.
Prosiding Seminar Nasional Teknologi Pengelolaan Limbah IX
Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATAN ISSN 1410-6086
Fakultas Teknik Universitas Sultan Ageng Tirtayasa
114
Pengembangan Imobilisasi Limbah Dengan
Bahan Matriks Synroc
Pengembangan bahan matriks
synroc pertama kali dikemukakan sebagai
alternatif pengganti gelas borosilikat untuk
imobilisasi limbah cair aktivitas tinggi
(LCAT), dengan ide dasar memasukkan
limbah hasil belah dan aktinida ke dalam
kisi-kisi kristal mineral sintetis yang telah
diketahui mempunyai umur yang sangat
panjang (beberapa juta tahun) di alam.
Sebagai ilustrasi ditemukan chemical zoning
dari mineral zirconite alam dalam umur 40
juta tahun yang ditemukan di Adamello Itali
Utara, kristal tersebut mengandung : 2,7 –
17,1 % berat ThO2 dan 0,7 – 6,0 % berat
UO2 dan telah dihitung dosis peluruhan α
adalah 0,2 – 1,0 x 1016
α /mg yang equivalen
dengan umur suatu synroc yang disimpan
selama 105 sampai 10
6 tahun
[8].
Perkembangan selanjutnya pada
tahun 1978, RINGWOOD [9]
menemukan
synroc yang merupakan gabungan mineral
titanat yang jauh lebih tahan terhadap air
dibanding dengan gelas borosilikat. Proses
imobilisasi limbah dalam synroc dilakukan
dengan cara mencampurkan limbah hasil
belah atau aktinida dalam larutan asam nitrat
dengan prekursor oksida (precursor oxide),
kemudian campuran tersebut dikeringkan,
dikalsinasi dan dipres-panas dibawah
kondisi reduksi pada suhu sekitar 1200 0C
untuk membentuk suatu keramik multi-fase
yang padat [10]
. Komposisi prekursor oksida
(dalam % berat) adalah : Al2O3 (5,4); BaO
(5,6); CaO (11,0); TiO2 (71,4) dan ZrO2
(6,6). Pembentukan fase-fase utama mineral
synroc terjadi pada suhu tinggi sekitar
1200 0C dengan reaksi seperti ditunjukkan
pada reaksi 1, 2 dan 3.
Pada pengembangan synroc
terbentuk turunan fase utama dengan unsur-
unsur yang terkandung dalam limbah, yaitu :
pyrochlore (CaATi2O7, A = Gd, Hf, Pu, dan
U) yang merupakan turunan zirconolite
dengan penambahan unsur penyerap neutron
(Hf dan Gd) untuk mencegah terjadinya
kritikalitas, brannerite (AnTi2O6, An =
aktinida), dan freudenbergite
(Na2Fe2Ti6O16). Pembuatan synroc dengan
prekursor slurry dapat meningkatkan tingkat
muat sampai 30% berat limbah [8,10]
. Fase-
fase penyusun synroc dan radionuklida yang
masuk ke dalam kisi-kisi berbagai fase
mineral yang ada ditunjukkan pada Tabel 2.
BaO + Al2O3 + 8 TiO2 --------> Ba(Al,Ti)2Ti6O16 + 2O2 ..................................... (1) (Hollandite)
CaO + ZrO2 + 2TiO2 ----> CaZrTi2O7 ............................................................. (2) (Zirconolite)
CaO + TiO2 --------> CaTiO3 .......................................................................... (3) (Perovskite)
Tabel 2. Fase-fase utama dan turunannya dalam mineral synroc-C (standar) dan radionuklida yang
masuk dalam kisi-kisi fase mineral [8,9]
.
Fase mineral Rumus kimia Radionuklida dalam kisi fase mineral
Hollandite,
Zirconolite,
Perovskite,
Pyrochlore a)
Brannerite b)
Freudenbergite c)
Titan Oksida
Fase paduan
Ba(Al,Ti)2Ti6O16
CaZrTi2O7
CaTiO3
CaATi2O7
An Ti2O6
Na2Fe2Ti6O16
Ti O2
Paduan Logam
- Cs dan Rb.
- Logam tanah jarang, Aktinida (An).
- Sr, Logam tanah jarang, dan Aktinida (An)
- Ca dan A (Gd, Hf, Pu, U)
- Aktinida (An)
- Na, Fe
- Tc, Pd, Rh, Ru, dll.
a)
Turunan zirconolite dengan penggantian Zr oleh A (Gd, Hf, Pu, U). b)
Turunan perovskite dengan penggantian Ca oleh An (Aktinida). c)
Turunan hollandite dengan penggantian Ba, (Al,Ti) oleh Na dan Fe.
Prosiding Seminar Nasional Teknologi Pengelolaan Limbah IX
Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATAN ISSN 1410-6086
Fakultas Teknik Universitas Sultan Ageng Tirtayasa
115
Pengembangan selanjutnya dilakukan
dengan modifikasi synroc-C menjadi
beberapa turunan synroc, yaitu dengan
mengubah komposisi synroc yang
disesuaikan dengan kandungan radionuklida
dalam limbah. Solidifikasi limbah yang
mengandung aktinida, digunakan synroc
kaya zirconolite (80 % berat zirconolite).
Solidifikasi limbah U dan Pu digunakan
synroc kaya pyrochlore. Solidifikasi limbah
Tc, Cs, dan Sr hasil pemanasan LCAT
digunakan synroc kaya fase hollandite /
perovskite [9]
. Pengembangan selanjutnya,
synroc digunakan untuk solidifikasi limbah
alfa umur panjang aktivitas rendah dan
sedang.
METODE PENGKAJIAN
Tempat dan waktu
Pengkajian ini dilakukan di Pusat
Tenologi Limbah Radioaktif –BATAN,
Kawasan Puspiptek Serpong, Tangerang,
Banten pada tahun 2010, sebagai upaya
untuk mempersiapkan proses pengolahan
limbah sludge radioaktif alfa umur panjang
yang mengandung uranium yang
ditimbulkan dari dekomisioning fasilitas
PAF-PKG.
Metode
Metode pengkajian dilakukan dengan
mempelajari dan melakukan analisis data
dan informasi yang diperoleh dari berbagai
studi pustaka dengan permasalahan
imobilisasi limbah radioaktif. Pengkajian
diawali dengan mempelajari proses
solidifikasi limbah radioaktif yang telah
dilakukan di negara maju di bidang nuklir,
dan pengembangan imobilisasi limbah
dengan bahan matriks synroc yang
merupakan teknologi imobilisasi yang paling
mutakhir yang dipilih untuk limbah
radioaktif alfa umur panjang. Pengkajian
kemudian difokuskan pada evaluasi data
proses imobilisasi, laju pelindihan, dan
pengaruh radiasi terhadap blok limbah hasil
solidifikasi menggunakan bahan matriks
synroc, serta perbandingannya dengan bahan
matriks gelas borosilikat untuk LCAT, dan
dengan matriks aspal atau plastik polimer
untuk imobilisasi limbah radioaktif alfa
umur panjang. Selanjutnya dilakukan
pengkajian adaptasi teknologi imobilisasi
dengan bahan matriks synroc untuk limbah
sludge radioaktif yang ditimbulkan dari
dekomisioning fasilitas PAF-PKG yang
merupakan limbah radioaktif alfa umur
panjang yang mengandung uranium.
HASIL STUDI DAN PEMBAHASAN
Diagram alir proses pengolahan limbah
cair radioaktif dengan synroc ditunjukkan
pada Gambar 1[10]
. Prekursor non-radioaktif
synroc dibuat di luar hot-cell menggunakan
metode kimia yang dikembangkan Dosch [11]
. Bahan ini mempunyai luas
permukaan tinggi dan berfungsi sebagai
media penukar ion jika dicampur dengan
larutan limbah. Hasil slurry dikeringkan
pada 130 oC dalam drum pengering berputar
menjadi serbuk bebas alir, kemudian
dimasukkan sebagai moving bed ke dalam
vertikal kiln dimana kalsinasi dilakukan
pada 750 oC dalam kontrol media reduksi
dengan Ar-44 % H2. Serbuk yang tidak
menguap dituang ke dalam wadah baja tahan
karat dan dimasukkan 2 % logam Ti untuk
mempermudah pengendalian proses redoks
selama pres-panas. Wadah (container)
kemudian divakumkan dan ditutup. Sedang
unsur yang menguap seperti Cs akan diolah
dengan sitem pengolahan gas buang.
Campuran synroc dari serbuk prekursor dan
limbah (~ 25 % densitas teoritis) dikonversi
menjadi keramik monolit yang sangat
kompak dengan pres-panas pada 1150 –
1200 oC, dan tekanan 500 – 1000 bar. Proses
untuk tahap ini adalah pres-panas isostatik
(hot isostatic pressing = HIP) yang
digunakan secara luas pada skala komersial.
Reduksi volume limbah yang besar
menyertai langkah ini dan limbah hasil pres-
panas (synroc monoliths ) dikumpulkan
dalam canister, dan selanjutnya setelah
canister besar penuh ditutup. Synroc
monoliths dalam canister besar kemudian
ditumpuk di dalam fasilitas penyimpanan
lestari tanah dalam.
Prosiding Seminar Nasional Teknologi Pengelolaan Limbah IX
Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATAN ISSN 1410-6086
Fakultas Teknik Universitas Sultan Ageng Tirtayasa
116
Gambar 1 : Diagram alir proses pengolahan limbah cair radioaktif dengan synroc.
Daya tahan synroc limbah terhadap air
Data hasil pengujian pelindihan
(daya tahan synroc limbah terhadap air)
dengan gelas borosilikat sebagai
pembanding dapat dilihat pada Gambar 2
dan 3 [11,12]
. Pada Gambar 2 dan 3, tipe gelas
borosilikat hasil imobilisasi LCAT (PNL 76-
68) digunakan sebagai pembanding,
menunjukkan laju pelindihan 17 unsur pada
dasarnya tetap konstan pada periode waktu
yang panjang, pada suhu 75 oC harganya
berkisar pada 0,2 – 1,0 g.m-2
.hari-1
. Sedang
laju pelindihan untuk berbagai unsur dalam
synroc menunjukkan suatu rentang harga
yang lebar. Laju pelindihan dengan cepat
turun dalam beberapa hari (10-30 hari)
pertama, kemudian turun secara asymptotic
menuju suatu harga minimum yang
menunjukkan kurva yang hampir mendatar.
Gambar 2 : Perbandingan perilaku pelindihan synroc + 9% limbah aktivitas tinggi (LAT)
pada 95 oC dan Gelas Borosilikat pada 75
oC dalam air murni .
Prosiding Seminar Nasional Teknologi Pengelolaan Limbah IX
Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATAN ISSN 1410-6086
Fakultas Teknik Universitas Sultan Ageng Tirtayasa
117
Gambar 3 : Laju pelindihan Ba, Ca, Sr, Cs , U, Ti, Zr, dan Nd pada suhu 200 oC untuk synroc
dengan tingkat muat LAT 9 dan 20 %berat.
Daya tahan synroc limbah terhadap
air jauh lebih tinggi dibanding dengan gelas
borosilikat limbah. Setelah 10-30 hari,
pelindihan unsur-unsur valensi satu dan dua
(Cs, Ca, Sr, dan Ba) dalam synroc adalah
500 sampai 2000 kali lebih kecil daripada
gelas borosilikat. Sedang untuk laju
pelindihan unsur-unsur multivalen seperti
Nd, Zn, Ti dan U dalam synroc adalah
sekitar 10.000 kali lebih kecil daripada
dalam gelas borosilikat. Pada Gambar 3 [11,12]
, laju pelindihan synroc limbah pada
dasarnya konstan terhadap perubahan tingkat
muat limbah dari 9 – 20 % berat LAT . Studi
pelindihan mineral synroc alam dan synroc
sintetis adalah relatif sama dengan data yang
terkandung pada Gambar 2 dan 3. Pada suhu
yang lebih tinggi (300-800 oC) synroc
menunjukkan ketahanan pelindihan masih
sangat baik, tetapi pada gelas borosilikat
dengan cepat terjadi kerusakan [11]
.
Selain data penelitian tersebut di atas,
ada beberapa data penelitian lain yang
mempelajari laju pelindihan untuk studi
daya tahan synroc terhadap fasa air dari
berbagai jenis limbah. Data tersebut saling
melengkapi dan saling memperkuat dan
rangkumannya ditunjukkan pada Tabel 3.
Pada Tabel 3[11,12,13,14]
dapat dilihat
bahwa laju pelindihan unsur-unsur dari
synroc dengan berbagai jenis limbah sangat
rendah dan tidak ada perbedaan yang
signifikan, terutama pada kondisi steady
state (yang dicapai pada waktu pelindihan ≥
100 hari). Hal ini dapat dilihat bahwa laju
pelindihan U (sebagai salah satu unsur
aktinida) relatif sama dengan unsur aktinida
Pu, Np, Am, dan Cm dari synroc limbah
yang berbeda yaitu sekitar 10-5
-10-6
g.m-
2.hari
-1. Dari data tersebut di atas
menunjukkan bahwa synroc mempunyai
ketahanan yang tinggi terhadap fase air dan
lebih baik dari pada gelas borosilikat limbah.
Hasil pengujian synroc limbah ini
menunjukkan bahwa laju pelindihan synroc
relatif sangat rendah dan dapat diterima,
serta memenuhi nilai standar dari IAEA.
Pelindihan unsur-unsur multivalen (seperti U
atau aktinida yang lain dan Nd) sangat
rendah daripada unsur-unsur valensi satu
dan dua , oleh karena itu synroc limbah akan
sangat baik untuk imobilisasi unsur-unsur
aktinida pemancar alfa umur panjang.
Prosiding Seminar Nasional Teknologi Pengelolaan Limbah IX
Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATAN ISSN 1410-6086
Fakultas Teknik Universitas Sultan Ageng Tirtayasa
118
Tabel 3. Rangkuman laju pelindihan unsur-unsur dalam berbagai jenis synroc limbah yang
mengandung uranium, aktinida atau TRU pada air bebas ion dan waktu pengujiannya.
Unsur yang
terlindih
Laju Pelindihan,
(g.m-2
.hari-1
)
Media
Waktu
pengujian
Jenis synroc
limbah
Sr
Ba
Cs
Ca
Nd
Ti
Zr
U
1,5 x 10-3
2,0 x 10-3
8,5 x 10-4
4,0 x 10-4
9,0 x 10-5
3,3 x 10-5
2,5 x 10-5
5,0 x 10-6
Air bebas ion,
95 oC
100 hari
Synroc limbah dari
LCAT mengandung
hasil belah dan
aktinida [11]
Ba
Cs
Sr
Ti
U
2,0 x 10-2
1,3 x 10-1
1,3 x 10-1
3,0 x 10-5
9,0 x 10-5
Air bebas ion,
70 oC
7 hari
Synroc limbah dari
produksi 99Mo
(44%berat limbah
simulasi) [13]
Np, Pu,
Am,Cm.
10-5 - 10-6
Air bebas ion,
70 oC
1000 hari
Synroc-C, limbah
TRU [14].
Pu, Gd
Ti, Zr,Hf
1x 10-6
Takterdeteksi
Air bebas ion,
70 oC
Jangka waktu
panjang lebih
dari 1 tahun
Synroc-C kaya
zirconolite,LCAT
mengandung Pu [15]
Daya tahan synroc limbah terhadap
radiasi
Studi kerusakan akibat radiasi
dilakukan dengan studi difraksi terhadap
mineral-mineral sejenis synroc dengan
iradiasi elektron, netron dan ion-ion berat
terhadap cuplikan sintetis dan cuplikan yang
ditambah (doping) dengan radionuklida
pemancar α yaitu 244
Cm (T1/2 = 18 tahun)
dan 238
Pu (T1/2 = 87 tahun). Proses kerusakan
yang signifikan dan permanen terhadap
bentuk limbah synroc hanya terjadi karena
adanya peluruhan α, dengan kerusakan
utama timbul dari atom-atom yang
terpelanting (recoil), bukan partikel α itu
sendiri. Karena recoil atom mempunyai
jangkauan yang sangat pendek (~20 nm),
maka kebanyakan kerusakan terjadi pada
fase-fase yang mengandung aktinida
pemancar α. Hasil-hasil penelitian pengaruh
radiasi α terhadap synroc ditunjukkan pada
Tabel 4 [16,17,18]
. Hasil penelitian
menunjukkan bahwa adanya 238
Pu dan 244
Cm
dalam synroc menyebabkan terjadinya
swelling (mengembang) dan peningkatan
laju pelindihan. Dengan adanya doping 244
Cm, laju pelindihan synroc meningkat
walaupun hanya ~10 kali dibanding bila
tidak didoping dengan 244
Cm (menjadi 10-4
-
10-5
g.m-2
.hari-1
) [16]
. Adanya 238
Pu dan 244
Cm pada fase zirconolite / pyrochlore dan
pada synroc-C menyebabkan terjadinya
swelling sekitar 4 - 6,9 %volume [17,18]
.
Walaupun demikian perbedaan swelling
pada berbagai fase kristalin tidak
menyebabkan micro-cracking (peretakan
mikro) dalam synroc-C. Sedang pada
synroc kaya natrium (Na), dimana jumlah
freudenbergik (Na2Fe2Ti6O16) yang
signifikan distabilkan oleh Na dan micro-
cracking baru dapat diamati pada dosis ~
1x1018
α/g [19]
.
Kerusakan akibat radiasi α dapat
diminimalisasi dengan annealing secara
termal pada suhu serendah-rendahnya 200 0C, selain itu panas peluruhan gamma dapat
digunakan untuk membatasi kerusakan
akibat radiasi α selama penyimpanan [20]
.
Kejadian secara alami pada synroc fase
zirconolite dengan paparan radiasi sampai
sekitar 3x1020
peluruhan α/g telah
ditunjukkan dapat menahan unsur-unsur
aktinida selama periode waktu sampai
2,5x109 tahun
[21].
Dari hasil-hasil penelitian tersebut
telah difahami perilaku synroc akibat radiasi
α pada dosis tinggi yang menunjukan bahwa
kerusakan synroc relatif sangat rendah dan
masih dapat diterima. Selain itu tidak ada
tanda adanya proses terjadinya peretakan
antar-butiran (intergranular cracking)
synroc pada proses pres-panas.
Prosiding Seminar Nasional Teknologi Pengelolaan Limbah IX
Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATAN ISSN 1410-6086
Fakultas Teknik Universitas Sultan Ageng Tirtayasa
119
Tabel 4. Pengaruh radiasi α terhadap kerusakan synroc (laju pelindihan dan swelling) .
Jenis synroc Doping unsur
pemancar α
Pengaruh radiasi α terhadap
synroc
(laju pelindihan dan swelling)
Peneliti
Synroc-C standar
dan Synroc fase
amorf zirconolite
244Cm
Laju pelindihan meningkat 10 kali
menjadi 10-4 sampai 10-5 g.m-2.hari-1.
Weber dkk,
Mitamura dkk [16].
Synroc kaya
zirconolite dan
pyrochlore
238Pu
Terjadi swelling ~ 6% volume.
Clinard dkk [17].
Synroc-C dan
specimen fase
tunggal untuk
zirconolite dan
perovskite.
238Pu dan 244Cm
(11,2%berat 238PuO2 atau 4%
berat 244Cm2O3
dengan dosis 1,5
x1019 α/g pada
300 oK).
Terjadi swelling 4,0 – 6,9 %vol.
Perbedaan swelling pada berbagai
fase tidak menyebabkan micro-
cracking. Sedang pada synroc kaya
Na, micro-cracking baru teramati
pada dosis ~1018 α /g.
Ewing dkk,
Houg & Marples,
Mitamura dkk [18]
Perbandingan bahan matriks synroc
dengan aspal dan plastik polimer
Solidifikasi limbah alfa umur
panjang dengan bahan matriks synroc
merupakan pengembangan terakhir, yang
sebelumnya telah digunakan bahan matriks
aspal atau plastik polimer (Tabel 1).
Perbandingan bahan matriks synroc dengan
aspal dan plastik polimer untuk solidifikasi
limbah alfa umur panjang ditinjau dari
keuntungan dan kerugiannya ditunjukkan
pada Tabel 5 [11, 22]
.
Pada Tabel 5 terlihat bahwa synroc
lebih banyak mempunyai keunggulan dari
pada menggunakan matriks aspal atau
plastik polimer. Dengan demikian teknologi
imobilisasi dengan matriks synroc adalah
teknologi terbaik dibanding dengan gelas
borosilikat untuk LCAT yang mengandung
radionuklida hasil belah dan transuranium,
maupun dibanding dengan matriks aspal
atau polimer untuk limbah radioaktif alfa
umur panjang aktivitas rendah dan sedang,
karena synroc mempunyai kestabilan
geokimia dan kemampuan kolektif untuk
imobilisasi semua unsur radioaktif, serta
ketahanan tinggi terhadap air tanah dalam
penyimpanan lestari pada formasi tanah
dalam.
Pada awalnya pengembangan synroc
adalah untuk imobilisasi LCAT, limbah
pemancar α umur panjang (U, Pu dan TRU),
dan limbah hasil pemisahan radionuklida
mobile umur panjang dari LCAT (Tc, Cs dan
Sr) yang ditimbulkan dari olah-ulang bahan
bakar nuklir bekas, kemudian dikembangkan
untuk limbah radioaktif umur panjang dari
produksi radioisotop 99
Mo.
Prosiding Seminar Nasional Teknologi Pengelolaan Limbah IX
Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATAN ISSN 1410-6086
Fakultas Teknik Universitas Sultan Ageng Tirtayasa
120
Tabel 5. Perbandingan bahan matriks aspal, plastik polimer, dan synroc untuk solidifikasi limbah
ditinjau dari kebaikan dan kerugiannya.
Karakteristik Yang
Ditinjau
Bahan Solidifikasi
Aspal [22]
Termoseting
Plastik [22]
Synroc[11]
Kekakuan/kekerasan sesudah
pembekuan/pendinginan
Diperlukan sebuah
penampungan
Baik Sangat baik
Penimbunan Diperlukan sebuah
kontainer
Memungkinkan
langsung
Langsung
Ketahanan terhadap kompresi Buruk 10 kN/cm2 Sangat baik
Kemungkinan perubahan
bentuk
Ya tidak tidak
Ketahanan terhadap kondisi
atmosfir
Baik Baik Sangat baik
Berat jenis pada 25 ºC 0,9 – 1,1 g/cm3 1,2 g/cm3 2,5-3,4 g/cm3
Penanganan Pemanasan tangki
penampungan aspal,
timbul uap. Perlu
perlindungan
terhadap kebakaran
Peralatan
konvensional
Press panas pada
suhu tinggi
1100-1200 oC
Pemasukan limbah Proses panas Proses dingin Proses dingin
Berat limbah yang dimasukan Maksimum 50 %
tergantung
kandungan bahan
dalam limbah
Maksimum 70 % Maksimum 70 %
Ketahanan terhadap
mikroorganisme
Tidak terpengaruh Tidak
terpengaruh
Tidak terpengaruh
(tahan jutaan tahun)
Ketahanan terhadap radiasi 108 – 109 rad 5 x 109 rad 5 x 109 rad
Ketahanan terhadap api
(dalam 30 menit pada 700 ºC
– 900 ºC)
Terbakar Rusak sebagian Sangat tahan (Tahan
sampai suhu tinggi
>1100 oC).
ADAPTASI TEKNOLOGI PROSES
IMOBILISASI LIMBAH SLUDGE
AKTIF DARI DEKOMISIONING
FASILITAS PAF-PKG DENGAN
MATRIKS SYNROC
Dari data dan pengembangan
penggunaan synroc untuk imobilisasi limbah
radioaktif tersebut di atas, maka adaptasi
teknologi imobilisasi dengan matriks synroc
akan sangat baik pula untuk imobilisasi
limbah sludge radioaktif yang mengandung
uranium dari dekomisioning fasilitas PAF-
PKG. Limbah sludge radioaktif hasil proses
biooksidasi limbah radioaktif cair organik
dari dekomisioning fasilitas PAF-PKG
mempunyai aktivitas alfa pada nilai 0,4 ≤ α
≤ 40,2 Bq/liter (≤ 1,08x10-6
Ci/m3), beta
pada harga 1173 ≤ β ≤ 4100 Bq/liter (≤
1,107x10-4
Ci/m3) dan kadar padatan total
40-50 % berat. Radionuklida dalam limbah
tersebut berasal dari batuan fosfat yang
mengandung uranium alam (99,27 % U-238,
0,7205 % U-235, dan 0,0056 % U-234) dan
radionuklida anak luruhnya. Sesuai Tabel 2,
limbah tersebut masuk dalam klasifikasi
limbah alfa aktivitas rendah atau sedang.
Berdasar uraian pada data studi dan
pembahasan di atas, penggunaan matriks
synroc lebih baik dari pada penggunaan
matriks aspal ataupun plastik polimer.
Proses solidifikasi limbah sludge
radioaktif dengan matriks synroc dapat
dilakukan secara proses kontinu seperti yang
dilakukan di fasilitas nuklir ANSTO-
Australia (Gambar 1), yaitu melalui tahapan
pencampuran, pengeringan pada 130 oC,
kalsinasi pada 750 oC, dan pres-panas pada
suhu tinggi (1200 oC), tetapi mengingat
kondisi peralatan yang tersedia maka
adaptasi teknologi imobilisasi dengan
matriks synroc ini dapat dilakukan melalui
penelitian skala laboratorium terlebih dahulu
dengan mengembangkan proses solidifikasi
melalui proses sintering pada suhu tinggi
sebagai pengganti proses pres-panas pada
suhu tinggi. Pengembangan proses
solidifikasi dengan matriks synroc melalui
sintering ditunjukkan pada Gambar 4.
Pada operasi imobilisasi dengan synroc
(Gambar 4) pada kadar padatan total 50 %
berarti dalam sludge terdapat fraksi berat
Prosiding Seminar Nasional Teknologi Pengelolaan Limbah IX
Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATAN ISSN 1410-6086
Fakultas Teknik Universitas Sultan Ageng Tirtayasa
121
padatan 50 % dan fraksi berat cairan 50 %.
Padatan tersebut mempunyai komponen
penyusun biomassa bakteri yang
mengandung unsur radioaktif hasil biosorpsi
dan P2O5, dengan fraksi cair yang
mengandung zat organik (sama dengan
konsentrasi dalam beningan) dengan nilai
COD dan BOD berturut-turut berharga 51
dan 21 ppm (yang menunjukkan bahwa
dalam sludge masih terdapat sedikit solven
D2EHPA, TOPO dan kerosin. Mengingat
bahwa sludge radioaktif yang akan
disolidifiksi masih mengandung cairan fraksi
berat sekitar 50%, perlu tidaknya proses
filtrasi pada langkah awal operasi yang harus
dilakukan penelitian. Bila proses filtrasi
dilakukan maka diperoleh padatan atau cake
dengan kadar air < 10 %. Cake tersebut
dicampur dengan campuran prekursor oksida
sambil diaduk sehingga terbentuk slurry,
kemudian dikeringkan pada suhu 130 oC,
dilanjutkan proses kalsinasi pada suhu 750 oC, dan kemudian proses pres-dingin dan
dilanjutkan dengan sintering pada suhu
tinggi 1100 oC. Produknya berupa synroc
limbah ditampung dalam wadah (kanister),
kemudian hasil solidifikasi disimpan di
fasilitas penyimpanan sementara. Pada
proses pengeringan, kalsinasi, sampai
sintering maka semua air, pelarut organik
sisa dan bahan organik berupa bakteri telah
terurai menguap atau terabukan sehingga
tinggal radionuklida dan prekursor oksida
yang kemudian membentuk monolit synroc.
Model komposisi fase dalam synroc
dari adaptasi yang dikembangkan (Gambar
4) dengan sintering suhu tinggi, sesuai
dengan kandungan limbahnya yaitu uranium
dan anak luruhnya serta unsur-unsur
pengotor lainnya. Masing-masing
radionuklida akan terserap dan masuk ke
dalam kisi-kisi fase mineral yang sesuai.
Komposisi synroc mengandung fase utama
pyrochlore atau zirconolite, hollandite dan
perovskite, dengan penambahan unsur-unsur
absorber neutron (Gd atau Hf ) untuk
mencegah kritikalitas, serta fase minor titan
oksida dan paduan logam. Proses sintering
akan memberikan energi yang dibutuhkan
untuk pertumbuhan butir fase-fase synroc
yang kemudian dapat menutupi pori-pori
synroc dan menjadi bentuk suatu keramik
monolit multi fase yang padat.
Gambar 4 : Diagram alir pengembangan proses solidifikasi limbah sludge radioaktif dari
dekomisioning fasilitas PAF-PKG melalui proses sintering suhu tinggi.
Prosiding Seminar Nasional Teknologi Pengelolaan Limbah IX
Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATAN ISSN 1410-6086
Fakultas Teknik Universitas Sultan Ageng Tirtayasa
122
KESIMPULAN
Limbah sludge radioaktif dari
dekomisioning fasilitas PAF-PKG
mengandung uranium termasuk dalam
klasifikasi limbah alfa umur panjang yang
harus diimobilisasi melalui proses
solidifikasi. Imobilisasi menggunakan
synroc dikaji sebagai alternatif matriks
untuk solidifikasi limbah sludge radioaktif
tersebut. Synroc adalah bentuk kristalin
padat yang tersusun dari gabungan fase-fase
titanat yang stabil dan dipilih karena
kestabilan geokimia dan kemampuan
kolektif untuk imobilisasi semua unsur
radioaktif dalam limbah radioaktif. Data uji
pelindihan Synroc limbah menunjukkan
bahwa laju pelindihan untuk unsur-unsur
valensi satu dan valensi dua (Cs, Ca, Sr, Ba)
dalam synroc adalah 500 sampai 2000 kali
lebih kecil dari pada tipe gelas borosilikat
limbah (sebagai pembanding). Laju
pelindihan untuk unsur-unsur multivalent
(Nd, Zr, Ti, dan U) dari synroc limbah
adalah sekitar 10.000 kali lebih kecil
daripada dari gelas borosilikat limbah. Data
hasil pengujian synroc limbah dapat
disimpulkan bahwa laju pelindihan dan
pengaruh radiasi terhadap synroc relatif
sangat rendah dan dapat diterima. Synroc
limbah berhasil baik untuk imobilisasi
limbah cair aktivitas tinggi dan sangat baik
terutama untuk imobilisasi unsur-unsur
aktinida pemancar alfa umur panjang,
termasuk untuk imobilisasi limbah slude
radioaktif dari dekomisioning fasilitas PAF-
PKG. Imobilisasi limbah radioaktif alfa
umur panjang dengan matriks synroc lebih
baik daripada menggunakan aspal dan
plastik polimer. Adaptasi dan
pengembangan imobilisasi melalui
solidifikasi menggunakan matriks synroc
melalui proses sintering suhu tinggi sebagai
upaya alternatif (penganti) imobilisasi
melalui pres-panas suhu tinggi
1100-1200 oC.
PUSTAKA
1. ZAINUS SALIMIN, GUNANDJAR,
DAN ACHMAD ZAID, Pengolahan
Limbah Radioaktif Cair Organik Dari
Kegiatan Dekomisioning Fasilitas
Pemurnian Asam Fosfat Petrokimia
Gresik Melalui Proses Oksidasi
Biokimia, Seminar Nasional Teknologi
Lingkungan VI, ITS, Surabaya, 10
Agustus 2009.
2. MANSON BENEDICT et.al, Nuclear
Chemical Engineering, Second Edition,
McGraw-Hill Book Company, New
York, 1981.
3.Keputusan Kepala Bapeten No. 01/Ka-
BAPETEN/V-99 tentang Ketentuan
Keselamatan Kerja Terhadap Radiasi,
Jakarta (1999).
4.Keputusan Menteri Lingkungan Hidup No.
Kep.02/MENLH/1988 Tentang Pedoman
Penetapan Baku Mutu Lingkungan,
(1998).
5.Keputusan Kepala Badan Pengawas
Tenaga Nuklir No. 02/Ka.Bapeten/V-99
Tentang Baku Tingkat Radioaktivitas Di
Lingkungan, (1999).
6.TAILLARD, D., “Traitment et
Conditionement des Dechets Solid de
Faible et Moyenne Activity”,
Communaute Europeennes, 1988.
7. ANDRA, “Classification Des Dechets
Radioactifs”, Commissariat A L’Energie
Atomique, Agence Nationale Pour La
Gestion Des Dechets Radioactifs,
France,1983.
8. E.R. VANCE, “Status of Synroc
Ceramics for HLW” , Proceedings of
The 2nd
Bianual Int. Workshop on HLRW
Management”, Dep. of Nuclear
Engineering, Fac. of Engeneering, Gadjah
Mada Univ., Yogyakarta (1999).
9. RINGWOOD A.E, et.al, In Radioactive
Waste Form for the Future, Elsevier,
(Eds W.Lutze and R.C.Ewing),North
Holland, 233-334, (1988).
10. RINGWOOD A.E, OVERBY, V.M.,
KESSON, S.E., “Synroc : Leaching
Performance and Process Technology,”
Proceedings of the International Seminar
on Chemistry and Process Engineering
for High Level Liquid Waste
Solidification, Julich, (1981).
11. DOSCH, R.G. and LYNCH, A.W.,
Solution chemistry techniques in Synroc
preparation, Sandia Laboratories,
Albuquerque. Publ. SAND80-2375,
(1980).
12. OVERSBY, V.M. and RINGWOOD,
A.E., ”Leach testing of Synroc and glass
samples at 85 oC and 200
oC”, Nuclear
Chem. Waste Management, (1980).
13. E.R. VANCE, et.al., “Synroc as a
Ceramic Wasteform for Deep Geological
Disposal”, Int.Conf. on Deep Geological
Disposal of Radioactive Waste,
Winnipeg (1996).
14. D.M.LEVINS, ”ANSTO’s Waste
Management Action Plan”, Third
Seminar on RWM, Nuclear Cooperation
in Asia, China (1997).
Prosiding Seminar Nasional Teknologi Pengelolaan Limbah IX
Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATAN ISSN 1410-6086
Fakultas Teknik Universitas Sultan Ageng Tirtayasa
123
15. A. JOSTSONS, et.al., “Surplus
plutonium Disposition via
Immobilisation in Synroc”, Spectrum
’96, International Topical Meeting on
Nuclear and Hazardous Waste
Management, Seattle, WA (1996).
16. W.J.WEBER, J.W. WALD and
HJ.MATZKE, “Effects of Self-Radiation
Damage in Cm-Doped Gd2Ti2O7 and
CaZrTi2O7, J. Nuclear Materials, 138
(1986).
17. F.W.Jr.CLINARD, et.al., J. Nuclear
Materials, 126 (1984).
18. R.C. EWING, et.al.,“Radiation Effects
in Nuclear Waste Forms for High
Level Radioactive Waste”, Prog..In
Nuclear Energy, 29 (1995).
19. H.MITAMURA, et.al., “Self-Irradiation
Damage of a Curium-Doped Titanate
Ceramic Containing Sodium-Rich High
Level Nuclear Waste”, J.Am.Ceram.
Soc., Vol. 73 [11] (1990).
20. K.D.REEVE,et.al., “Reformulation of
Synroc for Purex High Level Nuclear
Wastes Containing Further Chemical
Additions”,Proc. International Ceramic
Conference, Austceram 92 (Ed M.J.
Bannister), CSIRO, Australia (1992).
21. G.R.LUMPKIN, et.al., “Retention of
Actinides in Natural Pyrochlores and
Zirconolites”, Radiochemica Acta,
Vol. 66/67, (1994).
22. TAILLARD, D., “Traitment et
Conditionement des Dechets Solid de
Faible et Moyenne Activity”,
Communaute Europeennes, 1988.
Prosiding Seminar Nasional Teknologi Pengelolaan Limbah IX
Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATAN ISSN 1410-6086
Fakultas Teknik Universitas Sultan Ageng Tirtayasa
124
Recommended