Jurnal Metode Pengolahan Limbah Radioaktif
Wahyu Danika 1) 1)
Mahasiswa Program Studi Teknik Lingkungan STT Pelita Bangsa
ABSTRAK Ketika masyarakat umum menemukan kata “radioaktif” maka yang muncul didalam benak adalah bom nuklir Hiroshima-Nagasaki, kecelakaan reaktor Chennobyl.Fakta bom nuklir atau kece kecellaka akaan Cher Cherno noby byll mema emang ben benar adany danya a, namu namun n lebi ebih dari ari itu itu Aplik plika asi nukl uklir dan radi radias asii bagi bagi kese keseja jaht htra raan an umat umat manu manusi sia a teru teruss berk berkem emba bang ng dan dan tida tidakk pern pernah ah berh berhen enti ti seja sejakk lebi lebih h 1 abad abad lalu lalu.T .Tuj ujua uan n utam utama a peng pengol olah ahan an limb limbah ah radi radioa oakt ktif if adal adalah ah mere meredu duks ksii volu volume me dan dan kond kondis isio ioni ning ng limb limbah ah,, agar agar dala dalam m penanganan selanjutnya pekerja radiasi, anggota masyarakat dan lingkungan hidup aman dari paparan radi radias asii dan dan kont kontam amin inas asi. i. Me Meto tode de yang yang digu diguna naka kan n untu untukk peng pengol olah ahan an limb limbah ah nukl nuklir ir dian dianta tara rany nya a adal adalah ah pengendapan kimia, impregnasi zeolit, membran osmosis balik, metode penukaran ion, penggunaan matr matrik ikss seme semen n untu untukk redu reduks ksii volu volume me,, pros proses es oksi oksida dasi si kimi kimia, a, dan dan peng penggu guna naan an alum alumin ino o sili siliko ko sulf sulfat at.. Hasi Hasil l dari dari bebe bebera rapa pa meto metode de peng pengol olah ahan an limb limbah ah ini ini iala ialah h untu untukk mere meredu duks ksii volu volume me dan dan kond kondis isio ioni ning ng limb limbah ah radi radioa oakt ktif if dan dan menj menjag aga a peke pekerj rja, a, angg anggot ota a masy masyar arak akat at sert serta a ling lingku kung ngan an hidu hidup p dari dari papa papara ran n radi radioa oakt ktif if dan dan kont kontam amin inas asi. i. Peng Penggu guna naan an tekn teknol olog ogii radi radioa oakt ktif if mema memang ng berm berman anfa faat at untu untukk kese keseja jatr trea eaan an umat umat manu manusi sia a aka akan tet tetapi api juga uga mem memilik ilikii res resiko iko yang yang sang sangat at tingg inggi, i, oleh oleh kare karen na itu diper iperlluka ukan keb kebijak ijakssanaa anaan n untu untuk k pelaksanaan metode-metode yang dapat meminimalisir meminimalisir resiko dan untuk mengolah limbah yang dihasilkan agar tidak menjadi bencana bagi umat manusia sendiri Keywords : Limbah Radioaktf, Nuklir, Radionuklida, Uranium
PENDAHULUAN Limb Limbah ah rad radioak ioakti tiff adal adalah ah zat zat rad radioak ioakttif yan yang sudah udah tida tidak k dap dapat digu diguna nak kan lag lagi, dan atau atau baha bahan n serta peralatan yang terkena zat radioaktif atau menjadi radioaktif, dan sudah tidak dapat difungsikan.Bahan atau peralatan tersebut terkena atau menjadi radioaktif kemungkinan karena pengoperasian instalasi instalasi nuklir atau instalasi instalasi yang memanfaatkan radiasi radiasi pengion. Limb Limbah ah radi radioa oakt ktif if meru merupa paka kan n hasi hasill samp sampin ing g dari dari pema pemanf nfaa aaat atan an tekn teknol olog ogii nukl nuklir ir.. Dala Dalam m limb limbah ah radi radioa oakt ktif if terd terdap apat at unsu unsurr-un unsu surr radi radioa oakt ktif if yang yang masi masih h mema memanc ncar arka kan n radi radias asi. i. Limb Limbah ah radi radioa oakt ktif if tida tidak k boleh dibuang ke lingkungan karena radiasi yang dipancarakan memberikan efek yang tidak baik karena dapat merugikan terhadap kesehatan manusia dan suatu pencemaran radioaktif yang berbahaya
1
Adapun pengertian atau arti definisi pencemaran radioaktif adalah suatu pencemaran lingkungan yang disebabkan oleh debu radioaktif akibat terjadinya ledakan reaktor-reaktor atom serta bom atom.Yang paling berbahaya dari pencemaran radioaktif seperti nuklir adalah radiasi sinar alpha, beta dan gamma yang sangat membahayakan makhluk hidup di sekitarnya.Selain itu partikel-partikel neutron yang dihasilkan juga berbahaya.Zat radioaktif pencemar lingkungan yang biasa ditemukan adalah 90SR merupakan karsinogen tulang dan 131J. (Husen Zamroni, 1999) Apabila ada makhluk hidup yang terkena radiasi atom nuklir yang berbahaya biasanya akan terjadi mutasi gen karena terjadi perubahan struktur zat serta pola reaksi kimia yang merusak sel-sel tubuh makhluk hidup baik tumbuh-tumbuhan maupun hewan atau binatang. Efek serta Akibat yang ditimbulkan oleh radiasi zat radioaktif pada umat manusia seperti berikut di bawah ini : 1. Pusing-pusing 2. Nafsu makan berkurang atau hilang 3. Terjadi diare 4. Badan panas atau demam 5. Berat badan turun 6. Kanker darah atau leukemia 7. Meningkatnya denyut jantung atau nadi 8. Daya tahan tubuh berkurang sehingga mudah terserang penyakit akibat sel darah putih jumlahnya berkurang
yang
Limbah radioaktif ditimbulkan selama beroperasinya pembangkit listrik tenaga nuklir dan juga akibat penggunaan bahan radioaktif di industri, penelitian dan rumah sakit.Sudah lama diketahui bahwa faktor keamanan dalam pengolahan limbah radioaktif yang bertujuan untuk melindungi kesehatan manusia dan lingkungan berperan sangat penting. Sejak awal abad kedua puluh, hasil dari penelitian dan pengembangan bidang ilmu pengetahuan dan teknologi nuklir mendorong aplikasinya di bidang penelitian, pengobatan, industri dan pembangkitan listrik melalui reaksi fisi. Secara umum, pemanfaatan teknologi nuklir menghasilkan limbah radioaktif yang memerlukan pengolahan secara khusus untuk memastikan perlindungan kesehatan manusia dan lingkungan, serta tidak membebani generasi yang akan datang. Limbah radioaktif dapat juga diakibatkan oleh proses pengolahan bahan baku yang secara alami berisi radionuklida. Bentuk limbah radioaktif bervariasi baik kondisi fisik maupun karakteristik kimianya, misalnya konsentrasi dan waktu paruh radionuklida. Bentuk fisik limbah radioaktif meliputi: - gas, misalnya ventilasi exhaust dari fasilitas yang menangani bahan radioaktif; - cairan, misalnya cairan sintilasi dari fasilitas riset sampai dengan limbah cair aktivitas tinggi dari proses olah ulang bahan bakar bekas; atau
2
- padat, mulai dari alat gelas dan sampah yang tercemar dari rumah sakit, fasilitas riset pengobatan dan laboratorium radiofarmasi sampai dengan limbah proses olah ulang yang divitrifikasi atau bahan-bakar bekas dari reaktor daya (bila dianggap sebagai limbah aktivitas tinggi). Limbah di atas cakupannya luas, dimulai yang keradioaktifannya rendah, seperti yang dihasilkan dari prosedur diagnostik dalam dunia pengobatan, sampai yang sangat radioaktif, seperti limbah dari proses olah ulang yang divitrifikasi atau sumber radiasi bekas dari penggunaan di radiografi, radioterapi atau aplikasi lainnya. Limbah radioaktif kemungkinan mempunyai volume yang sangat kecil, misalnya sumber radiasi tertutup bekas, atau volume sangat besar dan tersebar, seperti tailing hasil penambangan dan penggilingan bijih uranium, serta limbah dari restorasi lingkungan.Prinsip dasar pengolahan limbah radioaktif telah dikembangkan meskipun terdapat banyak perbedaan yang besar baik asal maupun karakteristik limbah radioaktif, misalnya, konsentrasi, volume, waktu paruh, dan radiotoksisitasnya.Meskipun prinsip tersebut secara umum bisa diterapkan namun implementasinya bervariasi tergantung pada jenis limbah radioaktif dan fasilitas yang digunakan. (Djarot W. Subroto, 1996) Program pengolahan limbah radioaktif itu ditunjukkan untuk menjamin agar tidak seorang pun akan menerima radiasi melebihi nilai batas maksimal yang diizinkan. Adapun hal-hal unik yang menguntungkan dalam rangka pengolahan limbah radioaktif.: 1.Sifat fisika zat radioaktif yang selalu meluruh menjadi zat stabil (tidak radioaktif lagi). Karena terjadi peluruhan, maka jumlah zat radiaktif akan selalu berkurang oleh waktu. Sifat ini sangat menguntungkan karena cukup hanaya menyimpan secara aman, zat radioaktif akan berkurang dengan sendirinya. 2.Sebagian besar zat radiaktif yang terbentuk dalam keras reactor nuklir yang umumnya memiliki waktu paro yang sangat pendek, mulai ordo beberapa detik hingga beberapa hari. Hal ini menyebabkan peluruhan zat radioaktif yang sangat cepat yang berarti menjadi pengurangan volume limbah yang sangat besar dalam waktu yang relative singkat. 3.Saat ini berasil dikembangkan beberapa jenis alat ukuran yang sangat peka terhaap radiasi. Dalam ukuran ini keberadaan radioaktif sekekcil apapun selau dapat dipantau.
METODOLOGI 1.
PENGOLAHAN LIMBAH DENGAN METODE PENUKARAN ION (ION EXCHANGER)
Pertukaran ion merupakan salah satumetode yang sudah lazim dipakai di dalam proses pengolahan limbah cair yang volumenya besartetapi hanya mengandung kation radioaktif dalam jumlah yang relative kecil. Proses ini dapat dipakai untuk memisahkan aktinida yang berasal dari hasil-hasil fisi sehingga aktinida tersebut dapat di daur ulang melewati pabrik olah ulang atau dipekatkan menjadi limbah alfa yang volumenya sedemikian kecilnya untuk disimpan. Afmitas dari resin penukar-ion biasanya paling besar untuk ionion yang muatannya paling tinggi atau, untuk ionion berbeda tetapi mempunyai muatan yang sama. Mengingat sifat dari bahan penukar ion yang hanya tahan terhadap tingkat radiasi tertentu, metode ini terutama diterapkan untuk mengolah limbah radioaktif tingkat rendah sampai sedang. (Ign. Djoko Sardjono, 1996)
3
Proses Ion Exchange
Reaksi pada proses ion exchange bersifat reversibel dan stoikiometrik, dan sama terhadap reaksi fase larutan yang lain. Sebagai contoh: NiSO4 +Ca(OH)2 = Ni(OH)2 + CaSO4 (1) Pada reaksi ini, ion nikel yang terdapat dalam larutan nikel sulfate ( NiSO4) ditukar ion kalsium dari molekul calsium hidroksida (Ca(OH)2). Di dalam lingkup pengolahan logam, ion exchange biasanya menggunakan satu kolom yang terdiri dari cation exchange bed dan diikuti dengan anion exchange resin. Efluen biasanya merupakan larutan deionisasi yang dapat di recycle dalam proses seperti rinse water. Resin Ion Exchange
Unsur yang bersifat bersifat ion yang terdapat pada air limbah dapat mengalami pertukaran dengan jenis resin tertentu. Resin diregenerasi melalui proses pelepasan exchanged material dan mengkonsentasikannya dalam pengurangan volume yang banyak. Resin pada ion exchange digolongkan sebagai kation exchanger, yang mana mempunyai ion positif yang mobile digunakan untuk exchange, dan anion exchanger yang mempunyai ion negatif yang mobile. Resin anion dan kation diproduksi dari dasar polimer organik yang sama. Perbedaan terdapat pada kelompok ionizable yang terikat dengan jaringan / ikatan hidrokarbon.Golongan fungsional ini yang menentukan perilaku kimia resin. Resin secara luas digolongkan sebagai kation exchanger asam kuat (contoh SO3H dengan pK=1-2) atau asam lemah (OH dengan pK=9-10) dan anion exchanger basa kuat (N+ dengan pK=1-2) atau basa lemah (NH2 dengan pK=8-10). (Wasim Yuono, 1996) Tata Kerja
Bahan yang diperlukan dalam penelitian meliputi: - Bahan limbah cair simulasi yakni larutan U dalam bentuk U(N°3)2.6 H2O dengan berat 210.924 mmgram yang dilarutkan dalam 1 liter akuades sehingga kadar awal dari U = 100 ppm dan Ce dalam bentuk Ce(SO4).4 H2O dengan berat 288.18 mgram dilarutkan dalarn I liter akuades s"ehingga kadar awal dari Ce = I 00 ppm. - Resin penukar kation IR-120 dengan kapasitas pertukaran teoritis = 4,2 mek/g clan ukuran butir 35-20 mesh(425 -850 um.); - Bahan pengencer.(akuades) clan pengatur pH (Iarutan HNO3 clan NaOH pekat). - Bahan pengompleks arsenazo digunakan sebagai pengompleks uranium dalam analisis kandungan uranium dalam limbah praolah dan pascaolah; dan bahan pengompleks alizarin digunakan se bagai pengompleks serium dalam analisis kandungan serium. Untuk analisis U dan Ce dilakukan secara terpisah/sendiri-sendiri menggunakan spektrofotometer. - Bahan pengompleks tiosianat dalam bentuk KCNS untuk proses perrukaran ion dengan U maupun Ce dilakukan secara terpisah dengan kadar divariasi dari 100-500 ppm.
4
- Bahan penyangga resin dalam kolom penukar ion (gelas wool) Metode Penyiapan Larutan Limbah Uranium dan Serium Larutan uranium dan serium dalam bentuk serbuk dilarutkan dengan akuades sehingga kadar awalnya masing-masing = 100 ppm..Analisis cuplikan larutan U dan Ce praolah dan pasca olah. Analisis kadar U dan Ce dalam larutan dilakukan secara terpisah menggunakan spektrofotometer merk Spectronic-20. Untuk analisis U digunakan arsenazo sebagai bahan pengompleksnya, sedangkan untuk bahan pengompleks cerium digunakan alizarin. Analisis dilakukan dengan mengamati data absorbansi cuplikan yang mengandung U atau Ce dibandingkan dengan data asorbansi dari larutan standar dari U atau Ceo Dari pengamatan absorbansi dari masing-masing cuplikan yang telah diektrapolasi menggunakan kurve standar untuk U dan Ce, selanjutnya bisa diperhitungkan harga kadar U dan Ce pada tiap cuplikan yang dianalisis sehingga harga FD/EP untuk setiap parameter penelitian yang dilakukan bisa diperhitungkan. Percobaan Pengaruh pH
Untuk mempelajari pengaruh pH terhadapefisiensi pertukaran ion disiapkan limbah yang sudah diatur pH nya dengan menambahkan larutan HNO atau NaOH sehingga kondisi pH bervariasi dari 2 -5, sedangkan sebagai parameter operasi ialah kecepatan alir umpan = 2,5 ml/men dan jumlah resin sebanyak 3 gram (LID = 11,37). Kemudian diambil cuplikan pad a setiap interval 30 menit terakhir dari keluaran limbah tersebut untuk dianalisa clan dihitung FO nya. Dari data FO dari setiap cuplikan pada setiap harga pH tersebut dapat ditentukan pH yang terbaik yakni pH yang memberikan harga FO yang maksimum. Percobaan Pengaruh Jumlah tiosianat Sebagai Unsur Pengompleks
Percobaan dilakukan dengan pH tetap = 3 (pH yang menghasillcan FO terbesar pada percobaan sebelumnya yakni pengaruh variasi pH dari 2-5) pada kolom penukar kation IR-120 yang ber- geometri (LID=II,37) dengan menambahkan bahan pengompleks tiosianat sebesar 100 ppm - 500 ppm ( 1-5 x kadar limbah awal dari uranium dan serium). Kecepatan alir dibuat tetap= 2,5 ml/menit, kemudian berdasarkan hasil perhitungan data analisis cuplikan dari setiap interval 30 menitkeluaran limbah yang diolah dipakai untuk menentukan konsentrasi tiosianat yang paling berpcngaruh terhadap harga FD/EP. 2.
PENGOLAHAN LIMBAH DENGAN METODE REVERSE OSMOSIS
Osmosis adalah suatu peristiwa dimana jika larutan garam dan air dipisahkan oleh membran semipermiabel, maka air akan menembus membran bingga menaikkan tinggi permukaan larutan garam. Sedangkan osmisis balik adalah bila larutan garam dan air yang dipisahkan oleh membran semipermiabel, kemudian diberi tekanan maka air dalam larutan garam akan berpindah ke sisi air. Reverse osmosis (RO) merupakan suatu proses pemaksaan sebuah solvent dari sebuah daerah berkonsentrasi “solute” tinggi melalui sebuah membran ke sebuah daerah “solute” rendah dengan menggunakan sebuah tekanan melebihi tekanan osmotik. Reverse Osmosis mengaplikasikan tekanan yang lebih besar dari tekanan osmotik (antara 2-10 Mpa) ke dalam larutan konsentrat sehingga menyebabkan larutan mengalir dari sisi konsentrat membran semipermeabel ke dilute side. RO memiliki kemampuan menyingkirkan total dissolved inorganic
5
solid 95-99,5% dan dissolved organic solid 95-97%. Teknologi tersebut telah digunakan untuk menyingkirkan radionuklida dari limbah cair level rendah seperti limbah uap dari pembangkit tenaga nuklir. RO dapat menyingkirkan hampir semua kontaminan sehingga produk air yang dihasilkan dapat dipakai kembali dalam pembangkit tenaga. Air yang telah dimurnikan tersebut memiliki tingkat aktivitas yang rendah sehingga dimungkinkan untuk dibuang ke lingkungan Tata Kerja Bahan
Bahan yang digunakan adalah natrium hidroksida, cesium nitrat, stronsiumnitrat, asam nitrat, asam klorida dan air bebas mineral.Sedangkan limbah radioaktif cair diperoleh dari tangki penampung yang berada di PTPLR. Metoda
Limbah radioaktif cair dari tangki penampung disampling untuk dianalisisaktivitas total, pH ekstrak kering, kation dan anion. Dibuat larutan simulasi yang mengandung stronsium dan cesium yang masing-masing mengandung 100 ppm dengan pH antara 5 sampai dengan 6.Peralatan membran osmosis balik dirangkai, kemudian tekanan operasi diatur pada tekanan 100 psi.Permeat yang dihasilkan ditampung dalam gelas kimia 500 ml. Berat permeat yang dihasilkan ditimbang dengan neraca analitik, sedangkan waktu yang dibutuhkan diukur dengan stop watch.Pengambilan permeat dilakukan dengan selang waktu 0, 1, 3, 6 dan 12 jam.Kemudian hasil permeat tersebut dianalisis kandungan cesium danstronsium dengan menggunakan instrumen spektroskopi serapan atom. 3.
PENGOLAHAN LIMBAH DENGAN METODE ULTRAFILTRASI
Membran Ultrafiltration memiliki ukuran pori yang lebih besar dibandingkan dengan Reverse Osmosis. Koloid, padatan terlarut, molekul organik dengan berat molekul yang tinggi tidak dapat melalui ultrafiltration. Teknologi ini beroperasi pada tekanan 0,2-1,4 Mpa. Hal ini dimungkinkan karena tekanan osmotik koloid dan molekul organik berada dalam jumlah yang sedikit. Ukuran pori ultrafiltration berada pada range 0,001-0,01 mm.Unit ultrafiltration beroperasi dengan prinsip cross-flow. Ultrafiltration sering digunakan untuk menyingkirkan aktivitas alfa dari uap limbah. Limbah aktinida dalam bentuk koloid atau pseudo-colloidal pada uap limbah radioaktif dapat disingkirkan secara efektif oleh ultrafiltration dan dapat digunakan untuk menyingkirkan ion logam terlarut dari larutan dilute aqueous apabila sebelumnya ion tersebut mendapat perlakukan awal untuk pembentukkan partikel padat. 4.
PENGOLAHAN LIMBAH DENGAN METODE PLASMA TERMAL
Teknologi plasma adalah metode penghasil panas yang digunakan untuk memecah /menghancurkan material limbah. Fraksi hidrokarbon dalam limbah akan dipecah menjadi karbonmonooksida, hidrogen, karbondioksida dan/atau air tergantung kondisi operasi. Jenis limbah yang dapat diolah dengan menggunakan teknologi plasma, yaitu tanah terkontaminasi debu batubara, limbah organik padat dan cair yang mengandung unsur asbestos, limbah organik medis terklorinasi, limbah radioaktif dan lainnya.
6
Plasma termal telah diaplikasikan pada proses industri di berbagai tempat. Plasma termal adalah gas terionisasi pada suhu tinggi (diatas 10.000 oC) bila dibandingkan dengan suhu yang ditemukan di pembakaran atau yang menggunakan pemanasan elektrik.Plasma termal dibuat dengan menggunakanelectric arc, yang diletakkan di antara dua elektroda logam di dalam sebuah alat yang disebut plasma torch. Bila sebuah gas, seperti udara, uap dan lainnya, diinjeksikan ke dalam, molekul / atom gas tersebut akan bertubrukan dengan elektron pada electric arc (elektron terbentuk pada satu elektroda dan diakselerasi dan dikumpulkan pada elektroda yang satunya). Proses ini akan menyebabkan ionisasi gas, menghasilkan sebuah jet plasma yang mencapai suhu tinggi yang disebutkan sebelumnya Unit teknologi plasma terdiri dari beberapa unit produksi yaitu tempat masuknya limbah, ruang proses, sistem penanganan dan pemisahan sisa padatan, sistem pengelolaan gas, kontrol operasional dan pemantauan. Bagian ini sama untuk semua jenis proses industri atau jenis limbah. Efisiensi penghancuran dan pemisahan dari teknologi plasma ini mencapai 99,99%. 5.
PEMBUATAN Mn-ZEOLIT UNTUK PENYERAPAN LlMBAH RADIOAKTIF Sr-90 DANLlMBAH Fe
Zeolit adalah mineral dengan struktur kristal alumino silikat yang berbentuk rangka (framework) tiga dimensi, mempunyai rongga dan saluran,serta mengandung ion Na, K, Mg, Ca dan Fe serta molekul air. Semenjak tahun1984 tersebut, zeolit telah diklasifikasi sebagai suatu jenis mineral tersendiri,yang sebelumnya sering dimasukkan jenis batuan lempung (clay materials)atau jenis mineral silikat. Walaupun batuan lempung merupakan mineralalumino silikat tetapi mempunyai struktur lapisan (layer) dan sifat pertukaranionnya terutama disebabkan gugusan hidroksil dimana ion H dapat digantikandengan ion lain. Pertukaran ion pada zeolit disebabkan substitusi "isomorf " AIpada tertrahedra Si dan semua atom AI pada zeolit adalah dalam bentuktetrahedra, bukan dalam bentuk oktahedra seperti pada batuan lempung. Pada saat ini teknologi pengolahan bahan galian zeolit masih sederhanasehingga sebagian besar zeolit diproduksi untuk bidang pertanian yaitu untuk campuran pupuk tanaman. Di luar negeri dengan mempelajari struktur Kristal sangkar serta empat sifat utama zeolit yaitu sebagai sorben, ion-exchange,molecular sieving dan katalis maka pemanfaatan zeolit telah berkembangsedemikian rupa mulai dari penyediaan bahan baku industri sampai pada sistimpembuangan limbah industri. Tata Kerja
Bahan yang digunakan dalam penelitian ini adalah zeolit alam yangberasal dari Bayah jawa Barat. Zeolit yang digunakan dibersihkan dari kotoran dan batuan batuan lain kemudian dikeringkan diudara. Zeolit alam dihaluskan dan diayak untuk mendapatkan ukuran partikel zeolit antara 35-50 mesh. Zeolitdimurnikan dengan cara di ref/uk dengan air demin selama 24 jam untukmendapatkan zeolit bersih dari pengotor.Zeolit murni yang sudah diperoleh sebanyak 50 gram kemudian direndam dengan larutan KMnO4 konsentrasi 0,1 M selama 24 jam. Zeolit yang sudah direndam larutan KMnO4 kemudian di cuci dengan air demin sampai bersih dari larutan KMnO4.Zeolit yang sudah bersih merupakan material Mn Zeolit.Mn Zeolit yang telah di buat dipanaskan sampai 100°C sampai kering.Mn Zeolit yang sudah diaktivasi sebanyak 0,1 gram dikontakkan dengan limbah Sr-90 aktivitas 2,7 x 1 0-2 ~ci/ml dan Fe++ konsentrasi 21 ppm dalam potol polietilen volume 25 ml dalam berbagai yariasi waktu. Beningan kemudian dipisahkan dan dianalisis menggunakan
7
Liquid Scintillation Chromatography (LSC) atau Atomic Absorsi Spectrometer (MS).(Husen Zamroni, 1999) 6.
PENGOLAHAN LIMBAH RADIOAKTIF (ALUMINO SILIKO FOSFAT)
MENGGUNAKAN
ZEOLIT
SINTETIS
Zeolit biasanya ditulis dengan rumus kimiaoksida atau berdasarkan satuan sel Kristal M2/nO Al2O3 a SiO2 b H2O atau Mc/n {(AlO2)c(SiO2)d} b H2O. Dimana n adalah valensi logam, a dan b adalah molekul silikat dan air, c dan d adalah jumlah tetrahedral alumina dan silika.Rasio d/c atau SiO2/Al2O bervariasi dari 1-5.Zeolit tidak dapat diidentifikasi hanya berdasarkan analisis komposisi kimianya saja, melainkan harus dianalisis strukturnya.Kerangka dasar struktur zeolit terdiri dari unit-unit tetrahedral (AlO4)5- dan (SiO4)4- yang saling berhubungan melalui atom oksigen dan di dalam struktur tersebut Si+4 dapat diganti Al+3 dengan substitusi isomorfik. Gambar 1 Zeolit mempunyai kapasitas tukar kation(KTK) selektif tinggi yang membuatnya cocok untuk pemakaian beragam. Penggunaan zeolit yang didasarkan atas sifat KTK antara lain adalah pengolahan limbah nuklir, pengolahan limbah metalurgi, budidaya air dan lainnya. Jenis kation yang dapat dipertukarkan (exchangeable cations) yang terdapat di dalam zeolit perlu diketahui. Hal ini disebabkan jenis kation yang berbeda dalam mineral zeolit yang sama akan memberikan sifat fisika dan kimia yang berbeda dan yang pada akhirnya akan berpengaruh terhadap penggunaannya. Zeolit alarn dapat dimodifikasi menjadi penukar ion ganda bentuk alumino-silikofosfat (ASP) melalui reaksi pernanasan zeolite dengan amonium dihidrogen fosfat (ADHP). (Aisyah, 2003) Penukar ion ASP mempunyai kestabilanterhadap suhu yang cukup tinggi (>600 0C)sehingga dapat digunakan secara langsung pada proses pemisahan pada suhu tinggi. Oleh karena itu, keunggulan ASP adalah disamping tetap mempunyai serapan terhadap logam berat dan radionuklida yang cukup tinggi seperti pada zeolit murni, bentuk ASP mempunyai kemampuan serapan terhadap anion. Pada umumnya Alumino Siliko Fosfat (ASP) digunakan untuk penukar anion. Oleh karena itu, dalam penelitian ini pada awalnya uranil nitrat (UO2(NO3)) dikomplekskan dengan Na2CO3 sehingga akan membentuk kompleks uranil karbonat [UO2(CO3)3] -4 sehingga dapat diserap oleh ASP. Namun bentuk ion [UO2(CO3)3] -4 ini terlalu besar sehingga tida masuk dalam range pori ASP. Disamping itu, ASP juga memiliki bagian yang positif (penukar kation) dan bagian yang negatif (penukar anion). Dalam percobaan pendahuluan diperoleh bahwa ternyata uranium yang diserap ASP kapasitasnya lebih besar dalam bentuk UO2 2+ daripada dalam bentuk [UO2(CO3)3]-4 sehingga dalam penelitian ini dilakukan penyerapan uranium dalam bentuk UO22+. Pemanfaatan ASP dalam pengolahan limbahuranium dilakukan dengan memanfaatkan proses pertukaran ion yang dimiliki oleh ASP. Dalam proses pertukaran ion ini uranium akan terikat dalam ASP hingga ASP mengalami kejenuhan. Alumino siliko fosfat yang telah jenuh uranium selanjutnya memerlukan imobilisasi dengan bahanmatriks untuk mengungkung radionuklidauranium yang telah terikat didalamnya. Uranium merupakan radionuklida pemancaralfa dengan waktu paro yang panjang, sehingga bahan matriks yang cocok untuk imobilisasi adalah polimer. Resin epoksi merupakan salah satu jenis
8
polimer yang banyak digunakan sebagai material struktur. Material ini terbentuk dari reaksi antara epiklorohidrin dengan bifenil propane (bisfenol A) Resin epoksi memiliki sifat yang unggul,diantaranya sifat mekanik yang baik, tahan terhadap bahan kimia, adesif dan mudah diproses. Berdasarkan pada keunggulan ini resin epoksi dipilih untuk imobilisasi limbah trans uranium. Terdapat beberapa jenis resin epoksi yang terdapat di pasaran dengan karakteristik yang berbeda-beda. Padapenelitian ini dipilih resin epoksi jenis EPOSIR 7120 yang biasa digunakan sebagai material standar dalam bahan struktur. Pertimbangan pemilihan EPOSIR 7120 ini karena harganya murah, selain itu mampu membentuk bahan keras dengan campuran air dalam jumlah terbatas. Guna memenuhi standar keselamatan danfaktor ekonomi maka polimer-limbah (campuran resin epoksi, hardener, ASP jenuh uranium) hasil imobilisasi harus memiliki karakteristik tertentu, diantaranya densitas, kuat tekan dan laju pelindihan yang baik.Densitas perlu diperhatikan dalam proses imobilisasi karena densitas menjadi pertimbangan dalam perancangan sistem transportasi dan tempat penyimpanan sementara maupun tempat penyimpanan lestari limbah radioaktif. Hasil imobilisasi limbah dengan densitas yang besar tentunya akan dapat menampung limbah lebih banyak sehingga dapat menghemat lahan tempat penyimpanan. Kuat tekan polimer-limbah hasil imobilisasimerupakan parameter penting untuk mengevaluasi efek bila bahan jatuh atau mengalami benturan. Untuk menjamin keselamatan penanganan, transportasi, penyimpanan sementara dan penyimpanan lestari limbah radioaktif, maka kuat tekan harus diperhitungkan dengan baik, sehingga apabila bahan terjatuh atau mengalami benturan tidak menimbulkan kerusakan yang serius, ataupun untuk mengukur seberapa jauh bahan mampu menahan beban tumpukan dalam tempat penyimpanan sementara maupun penyimpanan lestari. Laju pelindihan adalah besaran untukmenggambarkan kemampuan polimer-limbah hasil imobilisasi terhadap pelarutan air.Hal ini penting guna mencegah terlepasnya radionuklida yang telah terikat dalam matrikskeluar ke lingkungan sebelum waktunya sehingga dapat menimbulkan dampak radiologis pada masyarakat.Dalam penelitian ini, digunakan limbah simulasi yang mengandung uranium dengan konsentrasi 0,05 gram/liter. Penentuan konsentrasi uranium dilakukan dengan metode spektrofotometri UV-VIS dengan pengompleks arsenazo III.Percobaan penyerapan uranium oleh ASP dilakukan dengan mengkontakkan limbah uranium simulasi dengan ASP, dengan parameter waktu kontak dan pH. Kesempurnaan reaksi dalam proses penyerapan uranium oleh ASP akan dipengaruhi oleh lamanya waktu kontak dan pH proses. Untuk waktu kontak dan pH yang tepat akan terjadi reaksi yang sempurna, sehingga akan diperoleh penyerapan uranium yang optimal. Hal ini berarti secara ekonomi proses akan lebih efektif. Alumino Siliko Fosfat yang telah jenuh uranium diimobilisasi dengan polimer resin epoksi. Karakteristik polimer-limbah hasil imobilisasi akan dipengaruhi oleh kandungan limbah. Kandungan limbah yang semakin besar tentunya akan lebih ekonomis karena polimer-limbah dapat mengungkung limbah sebanyak-banyaknya. Namun demikian, kandungan limbah yang semakin besar dapat menurunkan kualitas polimer limbah hasil imobilisasi, yaitu radionuklida yang terkungkung dalam polimer-limbah akan lebih mudah terlindih keluar. Karakteristik polimerlimbah yang dipelajari adalah pengaruh kandungan limbah terhadap densitas, kuat tekan dan laju pelindihan.Penentuan densitas dilakukan dengan menimbang polimer-limbah dan menentukan volume berdasarkan diameter dan tingginya yang berbentuk silinder, sedangkan kuat tekanditentukan dengan alat uji tekan PAUL WEBER. Laju pelindihan
9
ditentukan dengan metode uji pelindihan dipercepat menggunakan alat soklet dengan media pelindih air pada suhu 100 C. (Aisyah, 2005) Bahan
Dalam penelitian ini digunakan bahan :zeolite lampung (40-60 mesh), uranil nitrat heksahidrat {UO2(NO3)2.6H2O}, metil iodide (CH3I), NaCl jenuh, ammonium dihydrogen fosfat (ADHP), air bebas mineral, polimer (resin epoksi) EPOSIR 7120. Metode Pembuatan Zeolit Murni
Pembuatan zeolit murni dilakukan denganmerefluks zeolit alam dengan air bebas mineral selama 3 x 8 jam, hal ini untuk menghilangkan garam terlarut yang tercampur. Dilakukan penggantian air bebas mineral setiap 8 jam.Zeolit yang telah bersih dikeringkan dalam oven pada suhu 105 C selama 3 jam. Untuk memisahkan zeolit dari partikel/mineral berat dilakukan dengan penambahan metil iodida (CH3I), sehingga zeolit yang telah bebas dari mineral berat (seperti silikat) akan mengapung di bagian atas dalam cairan metil iodida. Zeolit dipisahkan dari mineral berat, sehingga diperoleh zeolit murni yang masih dalam bentuk multi kation. Pembuatan Alumino Siliko Fosfat (ASP)
Alumino Siliko Fosfat (ASP) merupakan modifikasi zeolit yang dibuat dengan mencampur zeolit murni dengan ammonium dihidrogen fosfst (ADHP ) pada berbagaiperbandingan berat 1:5, 1:1, dan 5:1.Campuran diaduk dan dipanaskan dalamoven pada suhu 235 C selama 30 menit untuk proses peleburan. Campuran di aduk kembali dan dipanaskan kembali selama 4 jam.Campuran kemudian dituang ke dalam air mendidih dan disaring, Setelah penyaringan, dilakukan pencucian dengan air panas hingga bebas amonium. Pengeringan ASP dilakukan dalam oven pada suhu 80 0C dan ASP siap digunakan untuk proses penyerapan limbah uranium. Penentuan Komposisi ASP
Dalam penelitian ini digunakan limbahsimulasi dengan konsentrasi 0,05 g/l, yang dibuat dengan cara melarutkan urnil nitrat heksahidrat dalam air bebas mineral. Percobaan dilakukan dengan cara mencampur 250 ml larutan limbah simulasi dengan 0,25 gram ASP dengan berbagai komposisi yaitu ASP 1:5; 1:1 dan 5:1 dan 250 ml air. Campuran diputar ( rolling ) selama 2 jam, kemudian dilakukan analisis kadar uranium dalam beningan dengan metode spektrofotometri UV-VIS menggunakan pengompleks arsenazo III. Penyerapan uranium tertinggi merupakan komposisi ASP terbaik dan akan digunakan dalam percobaan selanjutnya . Penyerapan Uranium Oleh ASP
Dalam penelitian ini parameter yang dipelajariadalah waktu kontak dan pH terhadappenyerapan uranium oleh ASP komposisi terbaik. Digunakan limbah simulasi dengan konsentrasi uranium 0,05 g/l. Percobaan dengan parameter waktu kontak dilakukan dengan cara mencampur 250 ml larutan limbah simulasi dengan 0,25 gram ASP terbaik dan 250 ml air. Campuran di rolling dengan waktu kontak 4, 8, 12, 16, 20, dan 24 menit. Dari masing-masing sampel di analisis kadar uranium dalam beningannya
10
dengan metode spektrofotometri UV-VIS menggunakan pengompleks arsenazo III. Penyerapan uranium yang optimal merupakan waktu kontak terbaik dan akandigunakan dalam percobaan selanjutnya. Percobaan dengan parameter pH larutan limbah simulasi dilakukan dengan cara mencampur 250 ml larutan limbah simulasi dengan pH 3, 5, 7, 9, dan 11 dengan 0,25 gram ASP terbaik dan 250 ml air dalam botol. Campuran di rolling dengan waktu kontak terbaik. Dari masing-masing sampel di analisis kadar uranium dalam beningannya dengan metode spektrofotometri UV-VIS menggunakan pengompleks arsenazo III. Penyerapan uranium yang optimalmerupakan kondisi pH terbaik dan akandigunakan dalam percobaan selanjutnya. Imobilisasi ASP Jenuh Uranium
Imobilisasi ASP jenuh uranium menggunakanpolimer resin epoksi dilakukan dengan parameter kandungan limbah. Percobaan dilakukan dengan cara mencampur resin epoksi (rasio resin epoksi dan hardener 2:1) dengan ASP jenuh uranium dengan kandungan limbah 0, 10, 20, 30, 40, dan 50% berat.Campuran diaduk sampai homogeny dan dicetak dalam cetakan silindris dengan diametr 25 mm dan tinggi 20 mm dan dibiarkan mengeras dengan waktu curing 8 – 12 jam.Polimer-limbah (campuran resin epoksi, hardener dan ASP jenuh uranium) yang telah mengeras selanjutnya dilakukan pengujian karakteristiknya.
HASIL DAN PEMBAHASAN Pengolahan limbah radioaktif dengan menggunakan metode penukaran ion dapat digunakan untuk limbah cair yang terkontaminasi limbah radioaktif namun dalam jumlah relaif kecil walaupun volume limbah cair yang diolah bervolume besar. Pengaruh pH Umpan
Dari percobaan pengaruh pH umpanterhadap faktor dekontaminasi diperoleh data bahwa ada kecenderungan naiknya harga FD dengan kenaikan pH dari 3 -4 dan kondisi terbaik dicapai pada pH = 4 untuk uranium, kemudian pada kenaikan pH selanjutnya ternyata harga FD cenderung turun, sedangkan untuk serium harga FD cenderung naik dari harga pH = 3-6 dan kondisi terbaik dicapai pada pH = 6,danselanjumya pada pH = 7 .8 harga FD menurun. Fenomena ini dapat dijelaskan sebagai berikut: pada kondisi asam (pH dari 4 dan 6). Spesies U dan Ce yang multi valen berada pada kondisikationik sehingga memacu terjadinya pertukaranion antara gugus sulfonik yang terdapat pada resin IR-120 karena tingginya konsentrasi kationik U dan Ce (U+3 dan Ce+3, U+3 dan Ce+4, U02+ dan UO;+), sedangkan pad a kondisi pH = 5-8 konsentrasi kationik dari U dan Ce turun dan mungkin sebagian besar bergeser ke bentuk anionik (UO,4-) yang dengan penukar kation (IR-120) tidak bisa berinteraksi. Percobaan Pengaruh Jumlah tiosianat Sebagai Unsur Pengompleks
Dari data percoban terlihat adanya unsur pengompleks tiosianat dengan perbandingan antara radionuklida dengan tiosianatnya tertentu yang lebih kecil dari 1 tidak mempengaruhi kemampuan resin penukar kation di dalam menurunkan aktivitas limbah ( harga FD terlihat < 10). Hal ini disebabkan terlalu rendahnya kadar bahan pengompleks tiosianat yang ditambahkan, sehingga luas permukaan kontak dari gugus resin yang aktif berkontak dengan unsur U dan Ce tidak berkurang. Tetapi bila kadar dari tiosianatnya diperbesar,sehingga perbandingan dari radionuklida (RN) dengan tiosianatnya (CNS) bergeser dari 1:1, 1:2, 1:3, 1:4 clan 1:5 ( RN:CNS dari 1,0.5,0.33,0.25 dan 0.20). Maka dari graflk faktor
11
dekontaminasi lawan jumlah umpan (ml) yang diolah terlihat bahwa harga perbandingan RN:CNS yang tertinggi(CNS:RNterendah) memberikan grafik. Kecenderungan dengan harga FD yang terbesar. Hal ini bisa dijelaskan bahwa dengan tingginya kadarCNS maka resin penukar ion yang seharusnya hanya berinteraksi dengan radionuklida yang diolah (U dan Ce), temyata berintcraksi juga dengan CNS sehingga fraksi dari U dan Ce yang terikat oleh resin menjadi berkurang. Adapun faktor penting yang diperhatikan dalam pemilihan teknologi penukar ion antara lain : 1. Karekteristik limbah:Kandungan padatan terlarut tidak melebihi 4 mg/L, kandungan garam kurang dari 2 g/L, radionuklida hadir dalam bentuk ion, mengandung sedikit kontaminan organik, dan mengandung sedikit senyawa pengoksidasi kuat. 2. Pemilihan penukar ion dan proses pengolahan: Penukar ion harus memiliki kecocokan dengan karakteristik limbah (pH dan ion) selain temperatur dan tekanan. Dari penelitian metode penukaran ion untuk pengolahan limbah menghasilkan sebuah pernyataan bahwa metode ini tidak cocok untuk pengolahan limbah radioaktif tingkat tinggi hanya bisa digunakan untuk limbah radioaktif tingkat rendah. Penelitian metode Reverse Osmosis menghasilkan analisis limbah radioaktif cair terlihat bahwa derajat keasaman limbah cair 7,79. Nilai tersebut lebih besar dari yang disyaratkan untuk pengolahan dengan membran osmosis balik, sehingga pH perlu diatur antara 5 sampai dengan 6 dengan penambahan asam klorida encer. Pengaturan pH limbahsebelum pengolahan perlu dilakukan karena kecenderungan terbentuknya suspense pada pH tinggi dan rusaknya modul membran pada pH rendah yang ada akhirnyaakan menyebabkan "fouling membran". Radionuklida yang terdapat dalam limbah radioaktif cair yang perlu mendapat perhatian adalah Cs-137 dan Sr-90, karena disamping waktu paruh yang cukup panjang juga aktivitas jenisnya yang besar, sehingga pada percobaan simulasi pengolahan dengan membran osmosis balik digunakan cesium dan stronsium sebagai unsur simulasinya. Kandungan kation dan anion yang berpotensi membentuk suspensi seperti fosfat, sulfat, kalsium, magnesium dan besi relatif kecil sehingga resiko terjadinya "fouling membran" akibat suspensi dapat diminimalkan. Dalam percobaan ini "fouling membran" dicegah dengan cara melewatkan limbah cair kedalam karbon aktif dan "flushing "secara berkala. Kandungan cesium dalam permeat selalu lebih besardibanding stronsium untuk waktu operasi yang sama, hal ini disebabkan karena perbedaan muatan ion tersebut dimana stronsium +2 dan cesium +1, sehingga stronsium lebih banyak tertahan pada lapisan batas membran dibanding cesium. Secara umum konsentrasi stronsium dan cesium dalam permeat mengalami penurunan dengan bertambahnya waktu. Hal ini dikarenakan membran belum "compatible " dan tekanan operasi belum stabil. Faktor dekontaminasi dan faktor rejeksi mengalami kenaikan yang tajampada waktu operasi sampai 1 jam dan relatif stabil setelah operasi lebih dari 1 jam, Hal ini disebabkan pada awal operasi, unjuk kerja membran belum optimal dan membran belum "compatible". Membran memberi unjuk kerja yang baik setelah melewati 1 jam operasi. Fluks permeat mengalami penurunan dengan bertambahnya jam operasi, seperti terlihat pada tabel 5. Hal ini dikarenakan terjadinya polarisasi konsentrasi dimana terakumulasinya partikel-partikel pada dinding membran dan menahan permeasi dalam lapisan batas.Nilai
12
faktor dekontaminasi menurut data hasil percobaan berkisar 10, nilai tersebut sesuai untuk pengolahan dengan teknik membran osmosis balik. Membran Ultrafiltration memiliki ukuran pori yang lebih besar dibandingkan dengan Reverse Osmosis. Koloid, padatan terlarut, molekul organik dengan berat molekul yang tinggi tidak dapat melalui ultrafiltration.Ultrafiltration sering digunakan untuk menyingkirkan aktivitas alfa dari uap limbah. Limbah aktinida dalam bentuk koloid atau pseudo-colloidal pada uap limbah radioaktif dapat disingkirkan secara efektif oleh ultrafiltration dan dapat digunakan untuk menyingkirkan ion logam terlarut dari larutan dilute aqueous apabila sebelumnya ion tersebut mendapat perlakukan awal untuk pembentukkan partikel padat. Metode Plasma Termal untuk pengolahan limbah radioaktif yaitu dengan memecah atau menghancurkan materi limbah radioaktif dengan penggunaan suhu yang sangat tinggi.Fraksi hidrokarbon yang terkandung dalam limbah akan dipecah menjadi karbon monooksida, hidrogen, karbondioksida dan/atau air tergantung kondisi operasi. Adapun keuntungan dan kekurangan Teoknologi Plasma untuk pengolahan limbah radioaktif diantaranya sebagai berikut : Keunggulan:
1. Efisiensi energi yang lebih tinggi, yaitu sekitar 80% dari 20% yang biasanya didapat pada proses pembakaran biasa 2. Kemungkinan untuk me-recovery senyawa organik yang mencemari tanah 3. Tidak menghasilkan gas buangan 4. Tanah yang telah terolah memiliki kandungan hidrokarbon kurang dari 0.01 % berat 5. Operasi yang berjalan secara kontinu Kekurangan
1. Pada pengolahan denga temperature tinggi,volatile gas (halogen) akan ikut terbawa bersama uap udara 2. Grafit elektroda yang digunakan untuk memproduksi arc dan lining treatment chamber akan terdegradasi selama siklus pelelehan limbah 3. Diperlukan perawatan unit komponen untuk menghindari penyebaran kontaminasi dari unit tersebut Pengaruh rendaman KMnO4 dalam Zeolit menyebabkan kenaikankandungan Mn dalam Zeolit. Kandungan Mn dalam zeolit (clinoptilolit) sebelum kontak dengan KMnO4 sebanyak 0,07% sedangkan sesudah kontak dengan KMnO4 menyebabkan kenaikan kandungan Mn dalam zeolit naik menjadi 0,65%. Proses yang terjadi disamping pertukaran ion juga terjadi proses oksidasi. Peningkatan jumlah Mn dalam zeolit menyebabkan kemampuan oksidasi zeolit terhadap ion Fe ++ meningkat. ASP memilikikemampuan penyerapan uranium lebih tinggi bila dibandingkan dengan zeolit alam. Hal ini karena ASP telah mengalami proses penghilangan kotoran-kotoran yang terdapat pada zeolit alam. Adanya pengotor-pengotor pada zeolit alam akan mengganggu proses penyerapan. Pada komposisi ASP 1:5 penyerapannya lebih kecil dibandingkan dengan zeolit alam.Hal ini karena jumlah zeolit murni
13
lebih sedikit dari ADHP, sehingga pertukaran ion yang terjadi kurang baik.Sebagian atom fosfat (P) menggantikan posisi Si tanpa merubah bentuk sangkar yang disebut isomorfos replacement (pergantian tetrahedral tanpa merusak struktur yang lain). Muatan atom P adalah negatif karena di paksa bertangan empat, sedangkan atom Al lebih stabil jadi tidak bisa digantikan oleh atom apapun.Pada Al inilah ion alkali dan alkali tanah menempel, dalam hal ini adalah Na+, karena penyusun zeolit jenis clinoptilolit adalah ion Na+.Kedudukan Na+ inilah yang kemudian digantikan oleh UO2 +2. Alumino siliko fosfat dengan komposisi 1:1 memiliki kemampuan serapan paling tinggi yaitu 94,2% berat. Hal ini karena perbandingan zeolite murni dan ADHP telah seimbang. Oleh karena itu ASP 1:1 inilah yang dipakai pada percobaan selanjutnya, yaitu dengan parameter waktu kontak, pH dan percobaan imobilisasi. Semakin bertambahnya waktu kontak maka jumlah uranium yang terserap oleh ASP (ASP 1:1) akan semakin meningkat. Setelah waktu kontak 15 menit, peningkatan penyerapan uranium tidak signifikan. Pada waktu kontak 15 menit penyerapan uranium sebesar 93,2% berat, bahwa untuk waktu kontak yang lebih lama yaitu 2 jam jumlah penyerapan uranium tidak jauh berbeda yaitu 94,2% berat. Dengan demikian untuk efisiensi proses pengolahan limbah uranium maka diambil waktu kontak 15 menit, dimana pada kondisi tersebut diperoleh penyerapan uranium yang optimal.Seperti diketahui bahwa karakteristik limbah radioaktif yang dihasilkan dari setiap fasilitas nuklir akan berbeda, sehingga dapat menghasilkan penyerapan uranium yang berbeda pula. Penyerapan uranium oleh ASP (ASP 1:1) meningkat dengan naiknya pH sampai dengan 7, sedangkan pada kenaikan pH lebih lanjut akan terjadi penurunan penyerapan uranium. Hal ini terjadi karena adanya perubahan spesiasi ion uranium dalam larutan.Diantaranya adanya kemungkinan terjadinya proses presipitasi/kopresipitasi, maupun adanya pembentukan spesi yang kurang kompetitif untuk terjadinya serapan. Untuk pH larutan yang terlalu asam akan menyebabkan terjadinya pelarutan uranium, sedangkan jika pH larutan terlalu basa maka akan terjadi pengendapan uranium. Dari hasil analisis menunjukkan bahwa pH netral merupakan pH optimum ASP untuk menyerap uranium.Kondisi optimum diperoleh pada pH 7 dengan penyerapan uranium 93,5 % berat. Berdasarkan parameter waktu kontak dan pH,maka diperoleh penyerapan uranium optimum dalam bentuk UO2 +2 oleh ASP 1:1 pada waktu kontak 15 menit dan pH 7 dengan uranium yang terserap 93.5 % berat. Densitas meningkat dengan bertambahnya kandungan limbah dalam polimer-limbah, hal ini karena jumlah ASP (ASP 1:1) dalam polimer-limbah juga semakin besar. Alumino siliko fosfat mengandung atom-atom yang massanya lebih besar dibandingkan denganpolimer, sehingga dengan bertambahnyakandungan limbah berarti bertambah pula atom-atom dengan massa yang lebih besaryang akan menaikkan nilai densitasnya. Polimer resin epoksi merupakan polimerdengan struktur linier. Adanya prosentasekandungan limbah yang semakin besar menjadikan prosentase polimer semakin kecil.Ini berarti rantai polimer yang terbentuk semakin pendek, sehingga tidak cukup untuk mengungkung limbah.Hal ini mengakibatkan kuat tekannya semakin rendah. Kuat tekan yang optimal adalah 22,01 k kN/cm2 untuk kandungan limbah 10 % berat. Pada kandungan limbah 0 % (tanpa ASP) memiliki kuat tekan yang lebih rendah jika dibandingkan denga polimer limbah dengan kandungan limbah 10 % berat. Penambahan ASP kedalam polimer akan membentuk komposit yaitu suatu campuran material yang masih nampak sifat komponen penyusunnya. Komposit yang terdiri dari polimer dan ASP ini memiliki sifat yang saling
14
menguatkan.Kandungan ASP pada kandungan limbah 10 % berat menjadi penguat pada polimerlimbah hasil imobilisasi, sehingga kuat tekannya lebih besar jika dibandingkan dengan polimer limbah dengan kandungan limbah 0 %.Kenaikan kandungan limbah lebih lanjut mengakibatkan kuat tekan menurun.Hal ini sejalan dengan menurunnya presentase polimernya.Namun demikian untuk kandungan limbah 20 % berat memiliki kuat tekan yang masih cukup baik dan memenuhi persyaratan. Hal ini sejalan dengan pertimbangan ekonomi dalam pengolahan limbah radioaktif bahwa jika kandungan limbah 10 % berat maka proses pengolahan limbah menjadi tidak ekonomis. Uji pelindihan terhadap polimer-limbah hasil imobilisasi menunjukkan hasil yang tidak signifikan terhadap adanya pelindihan uranium keluar dari polimer-limbah hasil imobilisasi.Hal ini terjadi karena uranium telah diikat oleh 2 material yaitu ASP dan polimer sehingga uranium telah terkungkung cukup kuat dalam polimer- limbah. Berdasarkan pertimbangan factor keselamatan lingkungan (laju pelindihan), densitas, kuat tekan dan faktor ekonomi maka polimer-limbah hasil imobilisasi yang optimal diperoleh pada kandungan 20 % berat dengan densitas 1,0538 g/cm3, kuat tekan 19,96 kN/cm2 dan tidak terdeteksi adanya uranium yang terlindih.
15
