Articles

Found 12 Documents
Search

PENGOLAHAN LIMBAH SOLVENT ORGANIK DARI PROSES PEMURNIAN ASAMFOSFAT DENGAN METODE OKSIDASIBIOKIMIA Salimin, Zainus; Gunandjar, Gunandjar,; Purnomo, Sugeng; Wati, Wati
Buletin Limbah Vol 9, No 2 (2005): PENGOLAHAN LIMBAH SOLVENT ORGANIK DARI PROSES PEMURNIAN ASAMFOSFAT DENGAN METOD
Publisher : Buletin Limbah

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar

Abstract

PENGOLAHAN LIMBAH SOLVENT ORGANIK DARI PROSES PEMURNIAN ASAM FOSFAT DENGAN METODE OKSIDASI BIOKIMIA. Telah dilakukan percobaan pengolahan limbah “gunk” yang mengandung solven organik dari pemurnian asam fosfat melalui proses oksidasi biokimia. Limbah berupa campuran solven organik Di 2(ethyl hexyl) phosphoric acid (D2EHPA) dan tri octyl phosphine oxide (TOPO) dalam larutan kerosen yang mengandung asam fosfat, dikenai oksidasi biokimia menggunakan bakteri untuk mengkonversi zat organik sehingga tersuspensi, terflokulasi dan terendapkan oleh gaya gravitasi. Limbah yang memiliki kadar awal COD/BOD 26000/1820 ppm dan TSS 1000 ppm dioksidasi biokimia pada suhu kamar dalam reaktor volume 18,6 liter dengan variabel operasi pH 6, 6,5; 7 dan 7,5. Limbah cair ini diproses dengan bio-oksidasi menggunakan bakteri jenis Super Growth Bacteria (SGB) 102 yang merupakan campuran spesies bakteri mutan pseudomonas sp., bacillus sp., arthrobacter sp., dan aeromonas sp. dengan penambahan aerasi dan nutrisi nitrogen dan fosfor. Setelah bakteri menyesuaikan kondisi, sampel larutan diambil 2 jam sekali untuk dianalisa kandungan COD, BOD, dan TSS. Hasilnya menunjukkan bahwa kandungan COD dan BOD mengalami penurunan, selama 22 jam berturut-turut pada pH 6, 6,5; 7 dan 7,5 nilai COD/BOD adalah 765/6; 31/2,48; 3/0,24; 12/0,96. Pengurangan COD/BOD optimum dicapai pada kondisi operasi pH 7, dengan nilai 3/0,24 TREATMENT OF ORGANIC SOLVENT WASTE ARISING FROM PHOSPHORIC ACID PURIFICATION PROCESS BY BIO-OXIDATION METHOD. The experiment of treatment of the gunk waste containing organic solvent waste arising from phosphoric acid purification process by bio-oxidation method was performed. The liquid waste containing organic solvent of di-2-ethyl-hexyl phosphoric acid (D2EHPA), tri-octyl phosphine oxide (TOPO) and phosphoric acid on the kerosene solution was treated by bio-oxidation method using aerobic microorganism for degrading the biodegradable organic component on the solution to be suspended, flocculated, and precipitated by gravitation. The liquid waste contain of COD/BOD 26000/1820 ppm and TSS 1000 ppm was treated by bio-oxidation process on the room temperature in the reactor of 18.6 liter volume with the operation variables are pH 6; 6.5; 7, and 7.5. The liquid waste was processed by bio-oxidation using bacteria of Super Growth Bacteria (SGB) 102 which consist of species mixture of bacteria i.e. bacillus sp., pseudomonas sp., aeromonas sp., and arthrobacter sp. by addition of aeration and nutrition of nitrogen and phosphorus. After the adaptation of bacteria on the solution, the sampling of solution was performed every two hours for analyzing of COD, BOD, and TSS contains. The results showed that the COD/BOD decreasing during period of operation 22 hours, on the pH 6, 6.5, 7, and 7.5 the value of COD/BOD are 75/6, 31/2.48; 3/0.24 and 12/0.96 respectively. The optimum value for decreasing of COD/BOD is achieved on pH 7 with the value of COD/BOD is 3/0.24.
STUDI PENGELOLAAN BAHAN BAKAR NUKLIR BEKAS PLTN JENIS PWR DAN BWR Wati, Wati
Buletin Limbah Vol 10, No 1 (2006): STUDI PENGELOLAAN BAHAN BAKAR NUKLIR BEKAS PLTN JENIS PWR DAN BWR
Publisher : Buletin Limbah

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar

Abstract

STUDI PENGELOLAAN BAHAN BAKAR NUKLIR BEKAS PLTN JENIS PWR DAN BWR. Telah dilakukan studi tentang pengelolaan bahan bakar nuklir bekas sebagai upaya antisipasi bagi program pengoperasian PLTN di Indonesia. Dalam makalah ini diperkirakan kuantitas bahan bakar nuklir bekas (B2NB) yang ditimbulkan berdasarkan skenario pemenuhan kebutuhan energi listrik nasional, tingkat daya dan tipe PLTN kemudian dibahas alternatif pengelolaanya terkait dengan strategi daur bahan bakar nuklir yang akan dikembangkan. Data untuk perkiraan digunakan PLTN jenis Pressure Water Reactor (PWR) untuk tingkat daya 1.000 MWe. Dengan melakukan komparasi pengalaman negara-negara yang sudah mengoperasikan PLTN, ada empat strategi daur bahan bakar nuklir yang dapat dilakukan yaitu : direct disposal, reprocessing, DUPIC (Direct Use of Spent PWR Fuel In Candu) dan wait and see. Terkait dengan B2NB yang ditimbulkan ada empat alternatif pengelolaanya yaitu : penyimpanan sementara di lokasi reaktor (at the reactor/AR), disediakan fasilitas tersentralisasi jauh dari reaktor (away from reactor/AFR) tipe basah, disediakan AFR tipe kering atau mempersiapkan fasilitas reprocessing. Untuk kasus di Indonesia, metode pengelolaan B2NB secara AFR tipe basah adalah pilihan yang paling tepat jika yang akan dioperasikan adalah PLTN jenis PWR atau BWR. Kata kunci : pembangkit listrik tenaga nuklir, bahan bakar nuklir bekas THE STUDY OF MANAGEMENT SPENT FUEL FROM NPP’S PWR AND BWR TYPE. Management of spent nuclear fuel from Nuclear Power Plant (NPP) reactor had been studied to anticipate for program of NPP operation in Indonesia. In this paper the quantity of spent nuclear fuel (SNF) predicted. Data for the estimate used NPP type Pressure Water Reactor (PWR) 1.000 MWe and the SNF management overview base on the experiences of some countries that have NPP. There are four strategy nuclear fuel cycle which can be developed i.e : direct disposal, reprocessing, DUPIC (Direct Use of Spent PWR Fuel In Candu) and wait and see. And four alternative for SNF management that are : store in the reactor building (AR), make wet centralized storage AFR, make dry centralized storage AFR and prepare for reprocessing facility. For the Indonesian case, centralized facility of the wet type is recommended for PWR or BWR spent fuel. Keywords : nuclear power plant, spent nuclear fuel
STUDI PENGELOLAAN BAHAN BAKAR NUKLIR BEKAS PLTN JENIS PWR DAN BWR Wati, Wati
Buletin Limbah Vol 10, No 1 (2006): STUDI PENGELOLAAN BAHAN BAKAR NUKLIR BEKAS PLTN JENIS PWR DAN BWR
Publisher : Buletin Limbah

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar

Abstract

STUDI PENGELOLAAN BAHAN BAKAR NUKLIR BEKAS PLTN JENIS PWR DAN BWR. Telah dilakukan studi tentang pengelolaan bahan bakar nuklir bekas sebagai upaya antisipasi bagi program pengoperasian PLTN di Indonesia. Dalam makalah ini diperkirakan kuantitas bahan bakar nuklir bekas (B2NB) yang ditimbulkan berdasarkan skenario pemenuhan kebutuhan energi listrik nasional, tingkat daya dan tipe PLTN kemudian dibahas alternatif pengelolaanya terkait dengan strategi daur bahan bakar nuklir yang akan dikembangkan. Data untuk perkiraan digunakan PLTN jenis Pressure Water Reactor (PWR) untuk tingkat daya 1.000 MWe. Dengan melakukan komparasi pengalaman negara-negara yang sudah mengoperasikan PLTN, ada empat strategi daur bahan bakar nuklir yang dapat dilakukan yaitu : direct disposal, reprocessing, DUPIC (Direct Use of Spent PWR Fuel In Candu) dan wait and see. Terkait dengan B2NB yang ditimbulkan ada empat alternatif pengelolaanya yaitu : penyimpanan sementara di lokasi reaktor (at the reactor/AR), disediakan fasilitas tersentralisasi jauh dari reaktor (away from reactor/AFR) tipe basah, disediakan AFR tipe kering atau mempersiapkan fasilitas reprocessing. Untuk kasus di Indonesia, metode pengelolaan B2NB secara AFR tipe basah adalah pilihan yang paling tepat jika yang akan dioperasikan adalah PLTN jenis PWR atau BWR. Kata kunci : pembangkit listrik tenaga nuklir, bahan bakar nuklir bekas THE STUDY OF MANAGEMENT SPENT FUEL FROM NPP’S PWR AND BWR TYPE. Management of spent nuclear fuel from Nuclear Power Plant (NPP) reactor had been studied to anticipate for program of NPP operation in Indonesia. In this paper the quantity of spent nuclear fuel (SNF) predicted. Data for the estimate used NPP type Pressure Water Reactor (PWR) 1.000 MWe and the SNF management overview base on the experiences of some countries that have NPP. There are four strategy nuclear fuel cycle which can be developed i.e : direct disposal, reprocessing, DUPIC (Direct Use of Spent PWR Fuel In Candu) and wait and see. And four alternative for SNF management that are : store in the reactor building (AR), make wet centralized storage AFR, make dry centralized storage AFR and prepare for reprocessing facility. For the Indonesian case, centralized facility of the wet type is recommended for PWR or BWR spent fuel. Keywords : nuclear power plant, spent nuclear fuel
PENGELOLAAN BERBAGAI JENIS LIMBAH RADIOAKTIF DARI INSTALASI PRODUKSI RADIOISOTOP Wati, Wati
Buletin Limbah Vol 16, No 2 (2013): Desember 2013
Publisher : Buletin Limbah

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar

Abstract

PENGELOLAAN BERBAGAI JENIS LIMBAH RADIOAKTIF DARI INSTALASI PRODUKSI RADIOISOTOP. Untuk memenuhi kebutuhan radioisotop di berbagai bidang seperti kedokteran nuklir, industri, dan lain-lain maka Instalasi Produksi Radioisotop (IPR) memproduksi berbagai jenis radioisotop. Tergantung pada jumlah dan jenis radioisotop yang diproduksi, maka kapasitas, bentuk fisik dan jenis limbah yang ditimbulkan juga bervariasi. Limbah radioaktif dari IPR ada 2 macam yaitu limbah cair dan limbah padat. Limbah cair terdiri atas limbah cair aktivitas rendah (aktivitas 10-6 – 10-3 μCi/ml), limbah cair aktivitas sedang (aktivitas 10-3 - 10-1 μCi/ml), limbah cair aktivitas tinggi (aktivitas 10-1 - 104 μCi/ml) dan limbah cair aktivitas sangat tinggi (aktivitas > 104 μCi/ml). Limbah padat terbagi atas beberapa aktivitas yaitu aktivitas rendah, sedang dan tinggi. Limbah cair dengan aktivitas lebih kecil dari 10-6 μCi/ml didinginkan atau diencerkan sampai aktivitasnya 10-7 μCi/ml dan dinetralkan sampai pH = 7, kemudian di dispersi ke lingkungan. Limbah cair aktivitas rendah dan sedang 10-6 - 10-1 μCi/ml dievaporasi sampai aktivitasnya 10-2 μCi/ml, limbah kimia cair aktivitas rendah dan sedang diolah dengan proses kimia melalui pengendapan (koagulasi – flokulasi), selanjutnya konsentrat diimobilisasi dengan semen. Limbah cair aktivitas tinggi disimpan di tempat Penyimpanan Sementara Limbah Aktivitas Tinggi (PSLAT), kemudian setelah menjadi limbah aktivitas rendah diimobilisasi dengan semen. Limbah padat aktivitas rendah diimobilisasi dengan semen. Limbah padat aktivitas tinggi, didinginkan dan selanjutnya diimobilisasi dengan semen. Limbah padat dapat dibakar diinsenerasi dan abunya diimobilisasi dengan semen. Limbah aktivitas rendah dan sedang yang mengandung uranium (U) dan transuranium (TRU) diimobilisasi dengan matriks polimer atau synroc. Berbagai jenis limbah radioaktif yang ditimbulkankan dari IPR dapat dikelola dengan peralatan yang ada di Instalasi Pengolahan Limbah Radioaktif (IPLR) – Pusat Teknologi Limbah Radioaktif (PTLR) BATAN. Kata kunci: pengelolaan, limbah radioaktif, produksi radioisotop MANAGEMENT OF MANY KINDS OF RADIOACTIVE WASTE GENERATED FROM RADIOISOTOPE PRODUCTION INSTALLATION. For supply radioisotope in various fields such as nuclear medicine, industry, then Radioisotope Production Installation (RPI) produces many kinds of radioisotopes. Depending on the amount and kinds of radioisotopes are produced, so that capacity, physic form, and kinds of waste generated also variated. Radioactive wastes from RPI there are two kinds i.e. liquid waste and solid waste. Liquid waste can be classified as low level liquid waste (activity 10-6 – 10-3 μCi/ml), intermediate level liquid waste (activity 10-3 - 10-1 μCi/ml), high level liquid waste (activity 10-1 - 104 μCi/ml) and very high level liquid waste (activity > 104 μCi/ml). Solid waste can be classified as low activity, intermediate activity, and high activity. Liquid waste has activity less than 10-6 μCi/ml is delay and decay or dilute until its activity 10-7 μCi/ml, than disperse to environment. Low and intermediate level liquid waste is 10-6 - 10-1 μCi/ml will be evaporated until its activity is 10-2 μCi/ml, low and intermediate chemical liquid radioactive waste can be treated by chemical process through precipitation (coagulation – flocculation) then concentrate immobilized by cement. High level liquid waste is stored at the interim storage for high level liquid waste until become low level liquid waste, and then it is immobilized by cement. Low level solid waste is immobilized by cement. High level solid waste delay and decay, then immobilized by cement. Burnable radioactive solid waste is incenerated and its ash is immobilized by cement. Low and intermediate level waste containing uranium (U) and transuranic (TRU) are immobilized by matrix materials of polymer or synroc. All kinds of radioactive waste generated
PENGELOLAAN BERBAGAI JENIS LIMBAH RADIOAKTIF DARI INSTALASI PRODUKSI RADIOISOTOP Wati, Wati
Buletin Limbah Vol 16, No 1 (2013): Vol. 16 No.1 Tahun 2013
Publisher : Buletin Limbah

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar

Abstract

PENGELOLAAN BERBAGAI JENIS LIMBAH RADIOAKTIF DARI INSTALASI PRODUKSI RADIOISOTOP. Untuk memenuhi kebutuhan radioisotop di berbagai bidang seperti kedokteran nuklir, industri, dan lain-lain maka Instalasi Produksi Radioisotop (IPR) memproduksi berbagai jenis radioisotop. Tergantung pada jumlah dan jenis radioisotop yang diproduksi, maka kapasitas, bentuk fisik dan jenis limbah yang ditimbulkan juga bervariasi. Limbah radioaktif dari IPR ada 2 macam yaitu limbah cair dan limbah padat. Limbah cair terdiri atas limbah cair aktivitas rendah (aktivitas 10-6 – 10-3 μCi/ml), limbah cair aktivitas sedang (aktivitas 10-3 - 10-1 μCi/ml), limbah cair aktivitas tinggi (aktivitas 10-1 - 104 μCi/ml) dan limbah cair aktivitas sangat tinggi (aktivitas > 104 μCi/ml). Limbah padat terbagi atas beberapa aktivitas yaitu aktivitas rendah, sedang dan tinggi. Limbah cair dengan aktivitas lebih kecil dari 10-6 μCi/ml didinginkan atau diencerkan sampai aktivitasnya 10-7 μCi/ml dan dinetralkan sampai pH = 7, kemudian di dispersi ke lingkungan. Limbah cair aktivitas rendah dan sedang 10-6 - 10-1 μCi/ml dievaporasi sampai aktivitasnya 10-2 μCi/ml, limbah kimia cair aktivitas rendah dan sedang diolah dengan proses kimia melalui pengendapan (koagulasi – flokulasi), selanjutnya konsentrat diimobilisasi dengan semen. Limbah cair aktivitas tinggi disimpan di tempat Penyimpanan Sementara Limbah Aktivitas Tinggi (PSLAT), kemudian setelah menjadi limbah aktivitas rendah diimobilisasi dengan semen. Limbah padat aktivitas rendah diimobilisasi dengan semen. Limbah padat aktivitas tinggi, didinginkan dan selanjutnya diimobilisasi dengan semen. Limbah padat dapat dibakar diinsenerasi dan abunya diimobilisasi dengan semen. Limbah aktivitas rendah dan sedang yang mengandung uranium (U) dan transuranium (TRU) diimobilisasi dengan matriks polimer atau synroc. Berbagai jenis limbah radioaktif yang ditimbulkankan dari IPR dapat dikelola dengan peralatan yang ada di Instalasi Pengolahan Limbah Radioaktif (IPLR) – Pusat Teknologi Limbah Radioaktif (PTLR) BATAN. Kata kunci: pengelolaan, limbah radioaktif, produksi radioisotop MANAGEMENT OF MANY KINDS OF RADIOACTIVE WASTE GENERATED FROM RADIOISOTOPE PRODUCTION INSTALLATION. For supply radioisotope in various fields such as nuclear medicine, industry, then Radioisotope Production Installation (RPI) produces many kinds of radioisotopes. Depending on the amount and kinds of radioisotopes are produced, so that capacity, physic form, and kinds of waste generated also variated. Radioactive wastes from RPI there are two kinds i.e. liquid waste and solid waste. Liquid waste can be classified as low level liquid waste (activity 10-6 – 10-3 μCi/ml), intermediate level liquid waste (activity 10-3 - 10-1 μCi/ml), high level liquid waste (activity 10-1 - 104 μCi/ml) and very high level liquid waste (activity > 104 μCi/ml). Solid waste can be classified as low activity, intermediate activity, and high activity. Liquid waste has activity less than 10-6 μCi/ml is delay and decay or dilute until its activity 10-7 μCi/ml, than disperse to environment. Low and intermediate level liquid waste is 10-6 - 10-1 μCi/ml will be evaporated until its activity is 10-2 μCi/ml, low and intermediate chemical liquid radioactive waste can be treated by chemical process through precipitation (coagulation – flocculation) then concentrate immobilized by cement. High level liquid waste is stored at the interim storage for high level liquid waste until become low level liquid waste, and then it is immobilized by cement. Low level solid waste is immobilized by cement. High level solid waste delay and decay, then immobilized by cement. Burnable radioactive solid waste is incenerated and its ash is immobilized by cement. Low and intermediate level waste containing uranium (U) and transuranic (TRU) are immobilized by matrix materials of polymer or synroc. All kinds of radioactive waste generated
PERBANDINGAN PEMANFAATAN GELAS, KERAMIK DAN POLIMER UNTUK IMOBILISASI LIMBAH TRANS-URANIUM Martono, Herlan; Wati, Wati
Buletin Limbah Vol 16, No 3 (2013): Nopember 2013
Publisher : Buletin Limbah

Show Abstract | Download Original | 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.
PENGELOLAAN BERBAGAI JENIS LIMBAH RADIOAKTIF DARI INSTALASI PRODUKSI RADIOISOTOP Wati, Wati
Jurnal Teknologi Pengelolaan Limbah Vol 16, No 1 (2013): Juli 2013
Publisher : BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar

Abstract

PENGELOLAAN BERBAGAI JENIS LIMBAH RADIOAKTIF DARI INSTALASI PRODUKSI RADIOISOTOP. Untuk memenuhi kebutuhan radioisotop di berbagai bidang seperti kedokteran nuklir, industri, dan lain-lain maka Instalasi Produksi Radioisotop (IPR) memproduksi berbagai jenis radioisotop. Tergantung pada jumlah dan jenis radioisotop yang diproduksi, maka kapasitas, bentuk fisik dan jenis limbah yang ditimbulkan juga bervariasi. Limbah radioaktif dari IPR ada 2 macam yaitu limbah cair dan limbah padat. Limbah cair terdiri atas limbah cair aktivitas rendah (aktivitas 10-6 – 10-3 μCi/ml), limbah cair aktivitas sedang (aktivitas 10-3 - 10-1 μCi/ml), limbah cair aktivitas tinggi (aktivitas 10-1 - 104 μCi/ml) dan limbah cair aktivitas sangat tinggi (aktivitas > 104 μCi/ml). Limbah padat terbagi atas beberapa aktivitas yaitu aktivitas rendah, sedang dan tinggi. Limbah cair dengan aktivitas lebih kecil dari 10-6 μCi/ml didinginkan atau diencerkan sampai aktivitasnya 10-7 μCi/ml dan dinetralkan sampai pH = 7, kemudian di dispersi ke lingkungan. Limbah cair aktivitas rendah dan sedang 10-6 - 10-1 μCi/ml dievaporasi sampai aktivitasnya 10-2 μCi/ml, limbah kimia cair aktivitas rendah dan sedang diolah dengan proses kimia melalui pengendapan (koagulasi – flokulasi), selanjutnya konsentrat diimobilisasi dengan semen. Limbah cair aktivitas tinggi disimpan di tempat Penyimpanan Sementara Limbah Aktivitas Tinggi (PSLAT), kemudian setelah menjadi limbah aktivitas rendah diimobilisasi dengan semen. Limbah padat aktivitas rendah diimobilisasi dengan semen. Limbah padat aktivitas tinggi, didinginkan dan selanjutnya diimobilisasi dengan semen. Limbah padat dapat dibakar diinsenerasi dan abunya diimobilisasi dengan semen. Limbah aktivitas rendah dan sedang yang mengandung uranium (U) dan transuranium (TRU) diimobilisasi dengan matriks polimer atau synroc. Berbagai jenis limbah radioaktif yang ditimbulkankan dari IPR dapat dikelola dengan peralatan yang ada di Instalasi Pengolahan Limbah Radioaktif (IPLR) – Pusat Teknologi Limbah Radioaktif (PTLR) BATAN. Kata kunci: pengelolaan, limbah radioaktif, produksi radioisotop
PERBANDINGAN PEMANFAATAN GELAS, KERAMIK DAN POLIMER UNTUK IMOBILISASI LIMBAH TRANS-URANIUM Martono, Herlan Martono, Wati; Wati, Wati
Jurnal Teknologi Pengelolaan Limbah Vol 16, No 3 (2013): November 2013
Publisher : BATAN

Show Abstract | Download Original | 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.
Pengolahan Limbah Produksi Radioisotop Menggunakan Resin Penukar Anion Aisyah, Aisyah; Martono, Herlan; Wati, Wati
Jurnal Forum Nuklir JFN Vol 4 No 1 Mei 2010
Publisher : BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar

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.
PROCESSING OF URANIUM WASTE USING ALUMINA SILICA PHOSPHATE Aisyah, Aisyah; Martono, Herlan; Wati, Wati
Jurnal Zeolit Indonesia Vol 7, No 2 (2008)
Publisher : Jurnal Zeolit Indonesia

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar

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.