Articles

Found 7 Documents
Search

Resin Poliester Tak Jenuh Untuk Imobilisasi Resin Bekas Pengolahan Simulasi Limbah Radioaktif Cair

VALENSI Vol 2, No 1 (2010): Jurnal Valensi Volume 2//No.1//November 2010
Publisher : Program Studi Kimia, Fakultas Sains dan Teknologi, UIN Syarif Hidayatullah Jakarta

Show Abstract | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (521.057 KB)

Abstract

Telah dilakukan penelitian tentang imobilisasi resin bekas pengolah limbah trans-uranium denganresin poliester tak jenuh untuk mengetahui kualitas blok polimer-limbah sebagai fungsi kandunganlimbah. Polimerisasi dilakukan dengan mencampurkan resin poliester tak jenuh dengan katalisdengan perbandingan katalis 1% dari jumlah resin poliester tak jenuh yang digunakan, kemudianditambahkan limbah cair transuranium simulasi. blok polimer-limbah yang terjadi diukur densitas,kuat tekan dengan alat Paul Weber, dan laju pelindihan dengan alat soxhlet pada 100 0C dan 1 atmselama 6 jam. Blok polimer dibuat dengan kandungan limbah 10, 20, 30, 40, dan 50 % berat. Hasilpenelitian menunjukkan bahwa semakin besar kandungan limbah maka kuat tekan blok polimerlimbahsemakin kecil, sedangkan laju pelindihannya semakin besar. Berdasarkan kuat tekan dan lajupelindihan, maka hasil terbaik diperoleh untuk blok-polimer dengan kandungan limbah 20 % dan 30%.

PENGOLAHAN LIMBAH URANIUM CAIR DENGAN ZEOLIT MURNI DAN H-ZEOLIT SERTA SOLIDIFIKASI DENGAN POLIMER EPOKSI

Jurnal Teknik Lingkungan Vol 2, No 2 (2013): Jurnal Teknik Lingkungan
Publisher : Diponegoro University

Show Abstract | Original Source | Check in Google Scholar

Abstract

ABSTRAKRadioisotop teknisium-99m (Tc99m) dipakai di bidang kedokteran nuklir dalam diagnosis jantung, otak, ginjal, hati, dan tulang untuk menemukan penyakit atau kelainan-kelainan yang ada di dalamnya. Radioisotop Tc99m diperoleh dari radioisotop induk Mo99.  Dalam proses pengambilan Mo99 dari target akan ditimbulkan limbah radioaktif yang mengandung campuran U235 sisa yang tidak terbakar, U238yang tidak teraktivasi netron dan radionuklida hasil belah. Limbah radioaktif ini memerlukan ekstraksi bertingkat untuk memisahkan antara uranium dan hasil belah. Salah satu hasil ekstraksi berupa rafinat yang mengandung uranium dan sedikit hasil belah. Limbah rafinat mengandung uranium sebesar 50 ppm. Penelitian ini bertujuan untuk mengolah limbah uranium cair 50 ppmyang terdapat pada limbah rafinat menggunakan adsorben zeolit murni dan H-zeolit, serta solidifikasi menggunakan polimer epoksi.Dari penelitian ini didapat waktu kontak optimum penyerapan uranium 50 ppm oleh zeolit murni dan H-zeolit adalah pada 20 menit. Kemampuan serap optimum zeolit murni terhadap limbah uranium cair yaitu pada kondisi pH 5 sebesar 11,72 mg U per gram zeolit murni. Kemampuan serap optimum H-zeolit terhadap limbah uranium cair yaitu pada kondisi pH 5, sebesar 7,3 mg U per gram H-zeolit. Berdasarkan pertimbangan hasil uji densitas, kuat tekan, dan laju pelindihan maka hasil terbaik blok polimer – limbah terdapat pada kandungan limbah 20 %. Hasil uji karakteristik solidifikasi limbah uranium pada kandungan limbah 20 % yaitu menghasilkan nilai densitas sebesar 1,088 g/cm3,  kuat tekan sebesar 13,746 kN/cm2, dan laju pelindihan sebesar 7,8. 10-5 g. cm-2. hari-1.

KETAHANAN GELAS-LIMBAH AKTIVITAS TINGGI HASIL VITRIFIKASI MENGGUNAKAN BOTTOM ASH SEBAGAI GLASSFRITS

JURNAL PRESIPITASI Vol 9, No 1 (2012): Vol 9, No 1 (2012)
Publisher : Department of Environmental Engineering

Show Abstract | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (582.052 KB)

Abstract

Vitrification is considered  as the most appropriate technology for HLW treatment.  However, it has constraints, those are processability, economic, and durability. The purposes of  this study are to examine the composition of materials using bottom ash  as an alternative glassfrits for vitrification, to assess waste glass durability of selected glassfrits and analyze the economic advantage of bottom ash utilization as glassfrits. This research was conducted with simulated High Level Waste. Glass–waste was melted at its melting point. Glasses  used in the study were borosilicate glass, bottom ash glass, and bottom ash glass added  B2O3.  Parameters  used  for  selected  glassfrits  are  melting  temperature,  leaching  ratecompressive strength and cost analysis. Selected glassfrits was analyzed using XRD and performed tests to determine the effect of pH on leaching rate. The results indicated that the addition of B2O3 in glass bottom ash reduced the melting temperature. This glass has a density of 2.78 g/cm3 , leaching rate of 6.99 x 10-7. Utilization of  bottom ash as a glassfrits can save 75, 34% of cost. The results of XRD analysis explained that the devitrification formed  a crystalline of Ca-Fe-Al-S-Si-O, Fe+2Fe2 O4+3, Ca-Mg-Fe-Ti-AlSiO. the influence of pH on the leaching rate showed that the highest leaching rate was at acidic condition Keywords: vitrification, chemical durability, mechanical durability, bottom ash

PENGOLAHAN LIMBAH AKTIVITAS TINGGI DENGAN GELAS FOSFAT

Buletin Limbah Vol 10, No 1 (2006): STUDI PENGELOLAAN BAHAN BAKAR NUKLIR BEKAS PLTN JENIS PWR DAN BWR
Publisher : Buletin Limbah

Show Abstract | Original Source | Check in Google Scholar

Abstract

PENGOLAHAN LIMBAH AKTIVITAS TINGGI DENGAN GELAS FOSFAT. Limbah cair pelarut bekas bahan bakar nuklir teriradiasi dari Instalasi Radiometalurgi mempunyai tingkat aktivitas dan panas radiasi yang ditimbulkan tidak setinggi limbah cair aktivitas tinggi (LCAT) dari ekstraksi siklus I proses olah ulang. Umur limbah cair pelarut bekas bahan bakar nuklir lebih pendek dibandingkan LCAT dari proses olah ulang tersebut. Berdasarkan atas karakteristik limbah pelarut bekas bahan bakar nuklir, maka pengolahan atau imobilisasi limbah cair tersebut dapat dilakukan dengan gelas fosfat, walaupun gelas fosfat lebih korosif dan mengalami devitrifikasi pada suhu yang lebih rendah. Keuntungan gelas fosfat adalah dapat bercampur dengan unsur Mo dan titik leburnya lebih rendah dibanding gelas borosilikat. Campuran limbah simulasi berturut-turut 0, 15, 20, 25, dan 30 % berat dengan bahan pembentuk gelas fosfat 100, 85, 80, 75, dan 70 % berat dilakukan dalam crucibel porselin. Masing-masing campuran dipanaskan pada suhu 950 °C dalam crucibel platina selama 2,5 jam, kemudian lelehan gelas-limbah dituang kedalam crucibel grafit. Annealing dilakukan pada suhu 510 °C selama 2jam, kemudian didinginkan dengan laju 16,7 °C/jam sampai suhu kamar sehingga terbentuk gelas-limbah. Contoh gelas-limbah diuji lindih dengan alat Soxhlet pada 100 °C dan 1 atm selama 6 jam. Makin tinggi kandungan limbah makin tinggi laju pelindihannya. Hasil yang dipertimbangkan untuk imobilisasi adalah gelas-limbah dengan kandungan limbah 30 % berat. Kata kunci : limbah aktivitas tinggi, pelarut bekas, gelas-fosfat. TREATMENT OF HIGH LEVEL WASTE BY PHOSPHATE GLASS. Activity and radiation heat of liquid waste of irradiated nuclear fuel spent solvent from Radiometallurgy Installation is lower than high level liquid waste from the first cycle extraction of spent fuel reprocessing. The life time of spent solvent liquid waste is shorter than high level liquid waste from the reprocessing. Based on those characteristics of nuclear fuel spent solvent, so that treatment or immobilization of liquid waste can be conducted by phosphate glass, although phosphate glass more corrosive and lower in temperature devitrification. The advantage of phosphate glass are that it can be mixed with Mo element and it’s melting temperature is lower than borosilicate glass. The mixture of simulated waste with fraction are 0, 15, 20, 25, and 30 % weight and phosphate glass material are 100, 85, 80, 75, and 70 % weight respectively are conducted in the porcelain crucible. Each of the mixtures are heated at 950 °C in the platinum crucible for 2.5 hours. The molted waste-glass are poured in the graphite crucible, and then annealing are conducted at 510 °C for 2 hours, and then cooling rate are conducted with 16,7 °C/hour until room temperature, so that waste-glass are occured. The leaching of the waste-glasses sample are tested for with Soxhlet apparatus at 100 °C and 1 atm for 6 hours. The higher of waste loading, the higher of it’s leaching rate. The consideration for immobilization is the waste-glass with waste loading 30 % weight.

PERBANDINGAN PEMANFAATAN GELAS, KERAMIK DAN POLIMER UNTUK IMOBILISASI LIMBAH TRANS-URANIUM

Buletin Limbah Vol 16, No 3 (2013): Nopember 2013
Publisher : Buletin Limbah

Show Abstract | Original Source | Check in Google Scholar

Abstract

PERBANDINGAN PEMANFAATAN GELAS, KERAMIK, DAN POLIMER UNTUK IMOBILISASI LIMBAH TRANS-URANIUM. Telah dipelajari imobilisasi limbah trans-uranium (TRU) pemancar alfa pelarut bekas dengan bahan matriks gelas, keramik, dan polimer untuk mendapatkan bahan yang lebih sesuai. Pengolahan limbah TRU dengan bahan gelas borosilikat dilakukan pada suhu 1150 °C yang dikenal proses vitrifikasi. Imobilisasi limbah TRU dengan keramik, dilakukan pengolahan awal limbah, pencampuran limbah dengan bahan keramik, penekanan pada 500 MPa, pengeringan dan sintering pada suhu 1350 °C. Pada imobilisasi limbah TRU dengan polimer, EPOSIR 7120 dan bahan pengeras (hardener) sebagai katalis (dengan perbandingan 2 : 1) dicampur limbah dengan kandungan 20 % berat. Pada proses vitrifikasi terjadi pemisahan fase karena kandungan Pu lebih besar 4 %. Dari aspek penanganan gas buang, proses pembuatan keramik-limbah lebih kompleks suhu prosesnya lebih tinggi daripada vitrifikasi dan polimerisasi. Kuat tekan dan laju pelindihan gelas-limbah, keramik limbah dan polimer epoksi-limbah telah memenuhi syarat. Berat jenis polimer epoksi-limbah lebih kecil daripada gelas-limbah dan keramik-limbah, sehingga memudahkan dalam transportasi dan penyimpanannya. Polimer epoksi dipilih untuk imobilisasi limbah TRU karena proses lebih sederhana, lebih murah, dan karakteristiknya memenuhi syarat. Polimer epoksi dapat digunakan untuk imobilisasi limbah TRU yang aktivitasnya rendah dan kandungan jenis radionuklidanya sedikit seperti limbah TRU dari Instalasi Radiometalurgi. Kata kunci: gelas, keramik, polimer, limbah trans-uranium. THE COMPARATION OF APPLICATION GLASS, CERAMIC, AND POLYMER FOR IMMOBILIZATION OF TRANS-URANIC WASTE. The immobilization product of dissolver residues of alpha bearing (trans-uranic) waste by glass, ceramic, and polimer matrixs were studied to get better materials. Treatment of trans-uranic waste with borosilicate glass frit is conducted at temperature 1150 °C is called vitrification process. Immobilization of trans-uranic waste with ceramic, is conducted with waste pretreatment, mixture waste with ceramic materials, pressing at 500 MPa, drying and sintering at temperature 1350 °C. For immobilization the trans-uranic waste by polymer, EPOSIR 7120 and hardener as a catalyst (with a ratio 2 : 1) are mixed with the waste at the waste loading is 20 % weight. At the vitrification process separation phase is occur because the content of Pu more than 4 %. From aspect off gas treatment, immobilization of the waste by ceramic is more complex because process temperature is higher than vitrification and polymerization. The compression strength and leaching rate of waste-glass, waste-ceramic and waste-epoxy polymer have fullfilled the requirement. Density of waste-epoxy polymer is smaller than waste-glass and waste-ceramic, so that more simple in the transportation and storage. Polymer of epoxy is chosen for immobilization of trans-uranic waste because the process is more simple, cheaper, and its characteristics have fulfilled the requirement. Polymer of epoxy can be used for immobilization of trans-uranic waste which has low activity and small of the kind of radionuclide loading like trans-uranic waste from the Radiometallurgy Installation. Keywords: glass, ceramic, polymer, trans-uranic waste.

PROCESSING OF URANIUM WASTE USING ALUMINA SILICA PHOSPHATE

Jurnal Zeolit Indonesia Vol 7, No 2 (2008)
Publisher : Jurnal Zeolit Indonesia

Show Abstract | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (84.031 KB)

Abstract

Uranium waste generated from the utilization of nuclear technology on radioisotope production, nuclear fuel production, calibration of fuel post-irradiation, and the purification of uranium from yellow cake. Uranium is a long-lived radionuclides and hazardous if it was entered in human body, thus requiring appropriate treatment with high safety. The processing conducted by separated the uranium which was contained on waste with ions exchange process. Uranium has been separated, later then immobilized with the polymer. The study of simulation uranium waste processing using an Alumina Silica Phosphate (ASP) has been conducted. Simulation uranium waste with the concentration of 0,05 g/l was contacted to ASP with contact timer and pH as a parameters. The Alumina Silica Phosphate which saturated with uranium, later then immobilized with epoxy resin polymer by total of waste contents as a parameter. The immobilization was conducted by mixing ASP which saturated with uranium and epoxy resin. The study showed that the best composition of ASP was obtained at the ratio of 1:1, contact time of 15 minute, and pH of 7 with absorption of uranium about 93,5%. The characteristic of polymer and the immobilization waste showed that optimum of waste content is 20% of weight with the density of 1,0538 g/cm3; compressive strength of 19,96 kN/cm2 and there was not detected the leaching of uranium which out from the polymer-waste. Therefore, ASP can be used on processing of uranium waste and could be suggested to be applied on Radioactive Waste Management Installation.

Pengolahan Limbah Produksi Radioisotop Menggunakan Resin Penukar Anion

Jurnal Forum Nuklir JFN Vol 4 No 1 Mei 2010
Publisher : BATAN

Show Abstract | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (272.833 KB)

Abstract

Dalam produksi radioisotop 99Mo akan ditimbulkan limbah radioaktif yang mengandung campuran uranium dan hasil belah. Pengolahan dilakukan untuk memisahkan uranium dari hasil belah menggunakan resin penukar anion. Resin penukar anion akan selektif mengikat uranium dalam bentuk uranium kompleks. Telah dilakukan penelitian pengolahan limbah simulasi dengan konsentrasi uranium 0,05g/L menggunakan resin penukar anion amberlit IRA-400(Cl) dengan cara mengkomplekkan uranium dengan Na2CO3. Variable yang dipelajari adalah jumlah Na2CO3 dan waktu kontak. Penjerapan uranium yang optimal diperoleh pada penambahan Na2CO3. 0,75 gram (U / Na2CO3 ? 0,067), waktu kontak 60 menit dengan penjerapan uranium 88,6 % berat. Resin IRA-400 (Cl) yang jenuh uranium disolidifikasi dengan polimer resin epoksi. Karakterisasi polimer-limbah hasil solidifikasi dilakukan dengan pengukuran densitas, kuat tekan dan laju pelindihan. Densitas ditentukan dengan mengukur berat dan volume polimer-limbah, kuat tekan ditentukan dengan alat uji tekan Paul Weber dan laju pelindihan ditentukan dengan alat sokhlet. Hasil pengukuran menunjukkan bahwa kandungan limbah yang optimal adalah 20 % berat dengan densitas 1,036 g/cm3, kuat tekan 12,153 kN/ cm2dan tidak terdeteksi adanya pelindihan uranium keluar dari polimer-limbah.