PENGOLAHAN LIMBAH AKTIVITAS TINGGI DENGAN GELAS FOSFAT - Herlan Martono; Aisyah Aisyah (Buletin Limbah, 2006)
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.