Tugas Akhir
Pengolahan limbah uranium dari produksi radioisotop menggunakan bentonit berpilar-ferri oksida
Produksi radiosotop Mo99 menggunakan uranium diperkaya 93 % yang diiradiasi dalam reaktor G.A Siwabessy menimbulkan limbah uranium dengan konsentrasi 50 mg/l dan hasil belah. Agar tidak membahayakan manusia dan lingkungan limbah uranium tersebut perlu diolah. Salah satu pengolahannya dengan penyerapan menggunakan Na-bentonit dan bentonit berpilar-Ferri Oksida serta imobilisasi dengan polimer resin epoksi. Dalam penelitian ini, limbah yang digunakan merupakan limbah simulasi berupa 50 ppm larutan uranil nitrat heksahidrat. Bentonit berpilar-Ferri Oksida dibuat dengan cara mereaksikan Nabentonit dengan larutan pemilar FeCl3.6H2O. Pengaruh konsentrasi bahan pemilar dan waktu kontak dipelajari dalam penyerapan uranium oleh Na-bentonit dan bentonit berpilar-ferri oksida. Setelah bentonit berpilar-Ferri Oksida jenuh uranium, kemudian diimobilisasi dengan polimer. Pada imobilisasi dengan polimer dipelajari hubungan antara kandungan limbah dengan densitas, kuat tekan, dan laju pelindihan. Hasil proses menunjukkan bahwa, semakin lama waktu kontak, semakin meningkat efisiensi penyerapannya. Sedangkan semakin tinggi konsentrasi pilar, justru semakin menurun efisiensi penyerapannya. Penyerapan uranium dengan bentonit berpilar-ferri oksida memberikan hasil yang lebih baik daripada Na-bentonit. Untuk hasil imobilisasi, kandungan limbah semakin tinggi, densitas blok polimer-limbah semakin meningkat, sedangkan kuat tekan menurun dan laju pelindihan tidak terdeteksi. Hasil optimum penyerapan uranium terjadi pada konsentrasi bahan pemilar 0,01 M, waktu kontak 60 menit dengan efisiensi penyerapan 89,05 %. Berdasarkan karakteristik hasil imobilisasi, diperoleh hasil imobilisasi terbaik pada kandungan limbah 20 % berat, dengan nilai densitas blok polimer-limbah 0,99 gr/cm3, kuat tekan 14 kN/cm2, dan laju pelindihan tidak terdeteksi.
Kata kunci: Bentonit berpilar-Ferri Oksida, limbah uranium, imobilisasi, polimer resin epoksi.
Radioisotop production of Mo99 using 93 % enriched uranium was irradiated in reactor G.A. Siwabessy cause uranium waste 50 ppm in concentration. And fissil product. In order not to harm humans and environment needs to be treated. One of treatment using sorption by Na-bentonite and Ferric Oxyde-Pillared Interlayered Clay (Ferric Oxyde-PILC) and immobilization using epoxy polymer. In this research, uranium used in simulation waste made from uranyl nitrate hexahydrate with 50 ppm in concentration. Ferric Oxyde-PILC was made by reacting between Na-bentonite and FeCl3.6H2O. The effect of varying concentration pillared solution and contact time learned in the sorption of uranium by Na-bentonite and Ferric Oxyde-PILC. After the Ferric Oxyde-PILC saturated uranium, then immobilized with epoxy polymer. In the immobilization studied of relationship among the waste loading with density, compressive strength, and leaching rate. The result of process showed, the longer contact time, increasing the efficiency of sorption. While the higher concentration of pillared, it decreases the efficiency of sorption. Sorption of uranium with Ferric Oxyde-PILC is better than Na-bentonite. The result of immobilization, the higher of waste loading density is increasing, while the compressive strength decreased and leaching rate undetectable. Optimum result sorption uranium occurs at 0.01 M pillared in concentration, with contact time at 60 minutes, gives efficiency sorption of 89.05 %. Based on the characteristic of immobilization, the best result in waste loading 20 % weight, density of block polymer-waste 0.99 g/cm3, compressive strength 14 kN/cm2, and leaching rate no detection.
Keywords: Ferric Oxyde-PILC, uranium waste, immobilization, epoxy resin polymer.
S11-0348 | 27/TA/H/11 621.039.7.149(043) RAT p | Perpustakaan Poltek Nuklir | Tersedia |
Tidak tersedia versi lain