jurnal teknologi pengelolaan limbah

ISSN 1410 – 9565
Akreditasi B No. 284/AU1/P2MBI/05/2010
SK Kepala LIPI Nomor : 452/D/2010
Tanggal : 6 Mei 2010
JURNAL TEKNOLOGI PENGELOLAAN LIMBAH
Volume 14 Nomor 2 Desember 2011
Pusat Teknologi Limbah Radioaktif
Badan Tenaga Nuklir Nasional
J. Tek. Peng. Lim.
Vol. 14
No. 2
Hal. 1-86
Jakarta
Desember 2011
ISSN 1410-9565
Akreditasi B No. 284/AU1/P2MBI/05/2010
SK Kepala LIPI Nomor : 452/D/2010, Tanggal : 6 Mei 2010
JURNAL TEKNOLOGI PENGELOLAAN LIMBAH
Volume 14 Nomor 2 Desember 2011
Jurnal enam bulanan
Pertama terbit Juni 1998
Penanggung Jawab / Pengarah
Drs. R. Heru Umbara
(Ka. PTLR BATAN)
Pemimpin Redaksi merangkap Ketua Editor
Dr. Ir. Budi Setiawan M.Eng. (PTLR BATAN)
Editor
Dr. Ir. Djarot S. Wisnubroto, M. Sc. (PTLR BATAN)
Dr. Sri Harjanto (Universitas Indonesia)
Dr. Thamzil Las (Univ. Islam Negeri Syarif Hidayatullah)
Dr. Heny Suseno, S.Si., M.Si. (PTLR BATAN)
Drs. Gunandjar SU. (PTLR BATAN)
Mitra Bestari
Dr. Sahat M. Panggabean (Kementerian Negara Riset dan Teknologi)
Dr. Muhammad Nurdin (Universitas Haluoleo)
Tim Redaksi
Endang Nuraeni, S.T.
Yanni Andriani, A.Md.
Adi Wijayanto, A.Md.
Penerbit
Pusat Teknologi Limbah Radioaktif
Badan Tenaga Nuklir Nasional
Kawasan Puspiptek Serpong, Tangerang 15310, Indonesia
Tel. +62 21 7563142, Fax. +62 21 7560927
e-mail : [email protected]
Akreditasi B No. 284/AU1/P2MBI/05/2010
SK Kepala LIPI Nomor : 452/D/2010, Tanggal : 6 Mei 2010
JURNAL TEKNOLOGI PENGELOLAAN LIMBAH
Volume 14 Nomor 2 Desember 2011
Jurnal enam bulanan
Pertama terbit Juni 1998
Penanggung Jawab / Pengarah
Drs. R. Heru Umbara
(Ka. PTLR BATAN)
Pemimpin Redaksi merangkap Ketua Editor
Dr. Ir. Budi Setiawan M.Eng. (PTLR BATAN)
Editor
Dr. Ir. Djarot S. Wisnubroto, M. Sc. (PTLR BATAN)
Dr. Sri Harjanto (Universitas Indonesia)
Dr. Thamzil Las (Univ. Islam Negeri Syarif Hidayatullah)
Dr. Heny Suseno, S.Si., M.Si. (PTLR BATAN)
Drs. Gunandjar SU. (PTLR BATAN)
Mitra Bestari
Dr. Sahat M. Panggabean (Kementerian Negara Riset dan Teknologi)
Dr. Muhammad Nurdin (Universitas Haluoleo)
Tim Redaksi
Endang Nuraeni, S.T.
Yanni Andriani, A.Md.
Adi Wijayanto, A.Md.
Penerbit
Pusat Teknologi Limbah Radioaktif
Badan Tenaga Nuklir Nasional
Kawasan Puspiptek Serpong, Tangerang 15310, Indonesia
Tel. +62 21 7563142, Fax. +62 21 7560927
e-mail : [email protected]
i
Akreditasi B No. 284/AU1/P2MBI/05/2010
SK Kepala LIPI Nomor : 452/D/2010, Tanggal : 6 Mei 2010
JURNAL TEKNOLOGI PENGELOLAAN LIMBAH
Volume 14 Nomor 2 Desember 2011
Pengantar Redaksi
Puji syukur ke hadirat Allah Yang Maha Esa atas terbitnya Jurnal Teknologi Pengelolaan Limbah, Volume 14
Nomor 2, Desember 2011. Jurnal Teknologi Pengelolaan Limbah memuat karya tulis ilmiah dari kegiatan penelitian dan
pengembangan di bidang pengelolaan limbah yang meliputi aspek-aspek pengolahan limbah, penyimpanan limbah,
dekontaminasi-dekomisioning, keselamatan lingkungan dan radioekologi kelautan.
Pada penerbitan nomor terakhir di Tahun 2011 kembali disajikan makalah-makalah hasil penelitian dan
pengembangan yang berhubungan dengan kegiatan-kegiatan pengolahan limbah, penyimpanan limbah, dekontaminasidekomisioning, keselamatan lingkungandan radioekologi kelautan. Semoga penerbitan jurnal ini dapat memberikan informasi
yang bermanfaat untuk dijadikan acuan dalam pelaksanaan kegiatan penelitian dan pengembangan pengelolaan limbah di
masa yang akan datang, amien.
Akhir kata kami ucapkan terima kasih dan penghargaan setinggi-tingginya kepada semua pihak yang telah
berpartisipasi dalam mengisi artikel demi kelangsungan jurnal ini.
Jakarta, Desember 2011
ii
Akreditasi B No. 284/AU1/P2MBI/05/2010
SK Kepala LIPI Nomor : 452/D/2010, Tanggal : 6 Mei 2010
JURNAL TEKNOLOGI PENGELOLAAN LIMBAH
Volume 14 Nomor 2 Desember 2011
Daftar Isi
Gunandjar: Pengembangan Teknologi Pengolahan Limbah Cair dari Industri: Imobilisasi Limbah Sludge Radioaktif dari
Dekomisioning Fasilitas Pemurnian Asam Fosfat Menggunakan Bahan Matriks Synroc (1-13)
Aisyah: Perubahan Struktur Mikro dan Sifat Mekanik pada Pengelasan Drum Baja Karbon Wadah Limbah Radioaktif (14-30)
Mirna Windiya Jayanti, Bernadetta Octavia, M. Yazid:: Karakterisasi dan Identifikasi Bakteri Toleran Uranium pada Limbah
Uranium Fase Organic Tbp-Kerosin (31-42)
Budi Setiawan: Penentuan Kd Radionuklida Acuan Cs-137 oleh Tanah Lokasi SP-4 di Kawasan Nuklir Serpong (43-49)
Budi Setiawan, Heru Sriwahyuni, Nurul Efri Ekaningrum, Teddy Sumantry: Sorpsi Radiocesium pada Bentonit Asal
Cirangga-Bogor: Pengaruh Waktu Kontak, Konsentrasi Cs dan Kekuatan Ionik Larutan (50-55)
Heny Suseno, Sumi Hudyono PWS: Respon Enzim Antioksidan Pada Bioakumulasi Senyawaan Merkuri Pada
Oreochromiss mossambicus (56-61)
E.Lubis, Nurokhim, Agus Gindo S.: Perkiraan Penerimaan Dosis Radiasi dari Pengoperasian Pembangkit Listrik Tenaga
Nuklir: Dosis Radiasi Penduduk dari Pelepasan Efluen Cair ke Laut Pesisir Pulau Bangka (62-69)
Akhmad Khusyairi: Kajian Sistem Kedaruratan Nuklir Irlandia (70-76)
Nanang Triagung Edi Hermawan: Urgensi Amandemen Terhadap Peraturan Pemerintah Nomor 26 Tahun 2002 Tentang
Keselamatan Pengangkutan Zat Radioaktif (77-86)
iii
Akreditasi B No. 284/AU1/P2MBI/05/2010
SK Kepala LIPI Nomor : 452/D/2010, Tanggal : 6 Mei 2010
JURNAL TEKNOLOGI PENGELOLAAN LIMBAH
Pedoman Penulisan Naskah
Redaksi Jurnal Teknologi Pengelolaan Limbah menerima naskah/makalah karya tulis ilmiah dari kegiatan penelitian
dan pengembangan di bidang pengelolaan limbah yang meliputi aspek-aspek pengolahan limbah, penyimpanan limbah,
dekontaminasi-dekomisioning, keselamatan lingkungan dan radioekologi kelautan untuk penerbitan pada bulan Juni dan
Desember setiap tahun.
Ketentuan penulisan naskah :
1. Naskah asli yang belum pernah dipublikasikan berupa karya tulis ilmiah dari hasil penelitian, survei, pengkajian atau
studi literatur.
2. Naskah ditulis dalam bahasa Indonesia atau bahasa Inggris dengan format: menggunakan kertas A4, 1 kolom dengan
margin atas, bawah, kiri dan kanan masing-masing 3 cm (1,18”). Gunakan jenis huruf “Arial” ukuran 9. Jumlah halaman
naskah termasuk gambar dan tabel maksimal 20 halaman,
3. Sistematika penulisan meliputi JUDUL, ABSTRAK, KATA KUNCI, PENDAHULUAN, TATA KERJA, HASIL DAN
PEMBAHASAN, KESIMPULAN, UCAPAN TERIMA KASIH (bila ada), DAFTAR PUSTAKA. Untuk makalah pengkajian
dan perancangan dapat menyesuaikan.
4. Judul tulisan menggunakan huruf Kapital, bold, font 14. Nama penulis dicantumkan tanpa gelar, bold, font 11,
sedangkan alamat penulis berupa Nama Unit Kerja, Instansi dan alamat Instansi.
5. Abstrak tidak melebihi 250 kata, dengan spasi 1, font 9 dan Judul tulisan dicantumkan kembali di dalam abstrak sebagai
kalimat pertama. Abstrak berbahasa Inggris ditulis dalam format Italic.
6. Bab dan Sub-bab dalam tulisan tidak bernomor tapi dibedakan dengan huruf besar dan huruf kecil, bold, font 9
7. Penulisan “Tabel” dan “Gambar” dibelakangnya diserta dengan angka Arab dan penjelasannya. Contohnya:
i) . Tabel 1. Hasil Analisis X-RF ………………………………… (ditulis di atas Tabel)
ii) . Gambar 2. Kurva Kesetimbangan …………………………. (ditulis di bawah Gambar)
8. Pustaka yang dikutip dalam teks diberi nomor angka Arab di belakangnya sesuai dengan urutan pemunculan dalam
Daftar Pustaka. Contoh: Standar IAEA memberi arahan bahwa kegiatan siting umumnya dilaksanakan melalui 4
tahapan utama [3],...
9. Penulisan Daftar Pustaka menggunakan format sebagai berikut:
Buku referensi :
[1] Akhmediev, M. and Ankiewicz, Y.: A Solution, Nonlinear Pulses and Beams, Chapman & Hall, London (1997).
Artikel yang terdapat dalam buku referensi:
[2] Dean, R.G.: Freak waves: A Possible Explanation, in Water Wave Kinetics, Editor: Torum, A and Gudmestad, O.T.,
Kluwer, Amsterdam, 609 – 612, (1990).
Artikel dari jurnal :
[3] Choppin, G.R.: The Role of Natural Organics in Radionuclide Migration in Natural Aquifer Systems, Radiochim. Acta
58/59, 113, (1992)
Artikel dalam proceeding
[4] Chung, F., Erdös, P., Graham , R.: On Sparse Sets Hitting Linear Forms, Proc. of the Number Theory for the
Millennium, I, Urbana, IL, USA, 57 – 72, (2000).
10.
11.
12.
13.
iv
Dewan Redaksi berhak untuk menolak suatu tulisan yang dianggap tidak memenuhi syarat.
Dewan Redaksi dapat mengedit naskah tanpa mengurangi makna.
Isi tulisan sepenuhnya merupakan tanggung jawab penulis.
Naskah diserahkan dalam bentuk cetakan 2 rangkap disertai compact disk (CD) berisi file naskah dalam format MS
Word.
Jurnal Teknologi Pengelolaan Limbah (Journal of Waste Management Technology), ISSN 1410-9565
Volume 14 Nomor 2 Desember 2011 (Volume 14, Number 2, December, 2011)
Pusat Teknologi Limbah Radioaktif (Radioactive Waste Technology Center)
PENGEMBANGAN TEKNOLOGI PENGOLAHAN LIMBAH CAIR
DARI INDUSTRI: IMOBILISASI LIMBAH SLUDGE RADIOAKTIF
DARI DEKOMISIONING FASILITAS PEMURNIAN ASAM
FOSFAT MENGGUNAKAN BAHAN MATRIKS SYNROC
Gunandjar
Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATAN,
Kawasan PUSPIPTEK, Serpong-Tangerang 15310
ABSTRAK
PENGEMBANGAN TEKNOLOGI PENGOLAHAN LIMBAH RADIOAKTIF DARI INDUSTRI:
IMOBILISASI LIMBAH SLUDGE RADIOAKTIF DARI DEKOMISIONING FASILITAS PEMURNIAN ASAM
FOSFAT MENGGUNAKAN BAHAN MATRIKS SYNROC. Kegiatan dekomisioning fasilitas Pemurnian Asam
Fosfat Petrokimia Gresik (PAF-PKG) menimbulkan limbah radioaktif cair organik yang mengandung uranium,
pelarut organik, dan air. Limbah tersebut diolah dengan proses biooksidasi untuk reduksi volume. Hasil
pengolahan tersebut berupa sludge radioaktif yang beraktivitas alfa pada nilai 0,4 ≤ α ≤ 40,2 kBq/liter, beta
pada harga 1173 ≤ β ≤ 4100 Bq/liter dan kadar padatan total 40-50 % berat. Sludge tersebut mengandung
uranium, termasuk dalam klasifikasi limbah alfa umur panjang yang harus diimobilisasi melalui proses
pemadatan. Pada makalah ini dilakukan pengkajian penggunaan synroc sebagai alternatif matriks untuk
solidifikasi limbah sludge radioaktif dari dekomisioning fasilitas PAF-PKG.. Synroc adalah bentuk kristalin
padat yang tersusun dari gabungan fase-fase titanat yang stabil dan dipilih karena kestabilan geokimia dan
kemampuan kolektif untuk imobilisasi semua unsur radioaktif dalam limbah radioaktif. Uji pelindihan Synroc
limbah menunjukkan bahwa laju pelindihan sangat rendah, untuk unsur-unsur valensi satu dan valensi dua (Cs,
Ca, Sr, Ba) dalam synroc adalah 1.5x10-3 – 4,0x10-4 g.m-2.hari-1 yaitu sekitar 500 sampai 2000 kali lebih kecil
dari pada tipe gelas borosilikat untuk imobilisasi limbah radioaktif. Laju pelindihan untuk unsur-unsur
multivalent seperti Nd, Zr, Ti, dan U dari synroc limbah adalah 2,5x10-5 – 5,0x10-6 g.m-2.hari-1 yaitu sekitar
10.000 kali lebih kecil daripada dari gelas borosilikat limbah. Hasil pengujian ini dapat disimpulkan bahwa laju
pelindihan unsur-unsur dalam synroc limbah berhasil baik untuk imobilisasi limbah cair aktivitas tinggi dan
sangat baik terutama untuk imobilisasi unsur-unsur aktinida pemancar alfa umur panjang, sehingga sangat
baik untuk imobilisasi limbah slude radioaktif dari dekomisioning fasiltas PAF-PKG yang mengandung uranium.
Kata kunci:
Imobilisasi limbah sludge radioaktif, limbah alfa umur panjang, synroc.
ABSTRACT
TECHNOLOGY DEVELOPMENT OF RADIOACTIVE WASTE TREATMENT FROM INDUSTRY : THE
IMMOBILIZATION OF RADIOACTIVE SLUDGE WASTE ARISING FROM DECOMMISIONING OF
PHOSPHORIC ACID PURIFICATION FACILITY USING MATRIX MATERIAL OF SYNROC. The
decommissioning of Phosphoric Acid Purification - Petrokimia Gresik (PAP-PKG) facility generates organic
radioactive liquid waste containing uranium, organic solvent, and water. The waste was treated by
bio-oxidation process for volume reduction. The process result was radioactive sludge having the activities of
alpha 0,4 ≤ α ≤ 40,2 kBq/liter, and beta 1173 ≤ β ≤ 4100 Bq/liter, and total suspended solid of 40-50 % weight.
The sludge contains uranium including long-live alpha waste classification, must be immobilized by
solidification process. In this paper, assessment for solidification of the active slude waste from PAP-PKG
facility using matrix material of synroc was carried-out. Synroc is a solid crystalline form comprising a stable
assemblage of titanate phases chosen for their geochemical stability and collective ability to immobilize all the
radioactive elements present in radioactive waste. Testing of the wasteform synroc shown that the leach-rates
for univalent and divalent elements (Cs, Ca, Sr, Ba) in synroc are 1.5x10-3 – 4,0x10-4 g.m-2.day-1 about 500 to
2000 times smaller than from a typical borosilicate glass proposed for radioactive waste immobilization.
Leach-rates for multivalent elements (Nd, Zr, Ti, U) from synroc are 2,5x10-5 – 5,0x10-6 g.m-2.day-1 about
10.000 times smaller than from borosilicate glass. The testing results can be concluded that the leach-rates
of synroc wasteforms should succeed for high liquid level waste and particularly very well for immobilization of
the long-lived alpha-emitter of actinide elements, so that it is the best for immobilization for the radioactive
sludge waste from decommissioning PAP-PKG facility containing of uranium.
Keywords:
immobilization of radioactive sludge waste, long life alpha waste, synroc.
1
Gunandjar: Pengembangan Teknologi Pengolahan Limbah Cair dari Industri: Imobilisasi Limbah Sludge Radioaktif dari
Dekomisioning Fasilitas Pemurnian Asam Fosfat Menggunakan Bahan Matriks Synroc
PENDAHULUAN
Fasilitas Pemurnian Asam Fosfat -Petrokimia Gresik (PAF-PKG) dihentikan operasinya sejak
12 Agustus 1989, selanjutnya dilakukan dekomisioning dengan izin dari BAPETEN (Badan
Pengawas Tenaga Nuklir) yang tertuang dalam Surat Izin Dekomisioning No. 286/ID/DPI/ 14-X/2004
[1]
tanggal 14 Oktober 2004 yang berlaku selama 5 tahun sampai dengan 13 Oktober 2009 .
Kegiatan dekomisioning fasilitas PAF-PKG menimbulkan limbah radioaktif cair organik yang
mengandung uranium, campuran pelarut (solven) D2EHPA [di(2-ethyl hexyl phosphoric acid]
(C16H35O4P0), TOPO (triocthylphosphine oxide) (C24H51OP), dan kerosen (pada rasio 4:1:16) serta
3
air (rasio pelarut terhadap air 1:3), yang mempunyai volume 371 m , pH 3,48, Chemical Oxygen
Demand (COD) 31.500 ppm, dan Biologycal Oxygen Demand (BOD) 2.200 ppm, serta aktivitas alfa
(α) dan beta (β) berturut-turut 1200 dan 2600 Bq/liter, ditampung dalam bak penampung berukuran
3
14x15x3 m di lokasi fasilitas PAF-PKG. Limbah tersebut merupakan limbah bahan berbahaya dan
beracun (B3) yang radioaktif mengandung radionuklida uranium (U-238) dan 14 anak luruhnya yaitu
U-234, Th,234, Th-230, Pa-234, Ra-226, Rn-222, Po-218, Po-214, Po-210, Bi-214, Bi-210, Pb-214,
[2]
Pb-210, dan Pb-206 . Uranium dan beberapa anak luruhnya merupakan radionuklida pemancar
alfa sebagaimana sifat partikel alfa yang mempunyai daya rusak besar maka jika masuk ke dalam
tubuh akan menimbulkan kerusakan pada jaringan biologis. Disamping mempunyai daya rusak
terhadap jaringan biologis anak luruh U-238 seperti U-234, Th-234, Th-230,Ra-226, Po-210, dan
[2,3]
Pb-210 mempunyai sifat radiotoksisitas yang sangat tinggi
. Guna menghindari resiko
pencemaran lingkungan, limbah tersebut telah diolah dengan proses biooksidasi (oksidasi biokimia)
untuk menurunkan nilai COD, BOD dan pH serta radioaktivitasnya menjadi nilai yang memenuhi
[4]
baku mutu limbah cair industri pada nilai COD ≤ 100 ppm, BOD ≤ 50 ppm, dan pH 5-9 , serta baku
[5]
mutu tingkat radioaktivitas di lingkungan untuk uranium dalam air sebesar 1000 Bq/liter .
Proses biooksidasi dilakukan setelah penetralan larutan dengan NaOH, digunakan
campuran bakteri aerob yang digunakan meliputi bacillus sp, aeromonas sp, pseudomonas sp, dan
arthobacter sp. Pengolahan limbah dengan proses biooksidasi diperoleh sludge (lumpur) radioaktif
dan beningan. Beningan yang dihasilkan telah memenuhi baku mutu dengan nilai COD dan BOD
berturut-turut sebesar 51 ppm dan 22 ppm, dan aktivitas < 1000 Bq/liter. Hasil sludge merupakan
limbah radioaktif beraktivitas alfa pada harga 0,4 - 40,2 Bq/liter, dan beta pada nilai 1173 - 4100
[1]
Bq/liter, kadar padatan total 40-50 % berat .
Limbah sludge radioaktif tersebut harus diisolasi guna melindungi masyarakat dan
lingkungan dari dampak radiasi. Isolasi limbah radioaktif dilakukan dengan cara imobilisasi melalui
proses solidifikasi (pemadatan) limbah dengan suatu bahan matriks, sehingga diperoleh blok hasil
solidifikasi dimana limbah radioaktifnya terkungkung dan terisolasi di dalamnya. Bahan matriks yang
biasa digunakan dalam proses solidifikasi limbah radioaktif antara lain semen, aspal (bitumen),
plastik polimer, dan gelas. Pengembangan terakhir telah digunakan bahan matriks synroc.
Pemilihan bahan matriks tersebut tergantung pada tinggi rendahnya aktivitas, panjang-pendeknya
waktu paruh, dan sifat fisik dan kimia dari limbah.
Limbah Sludge radioaktif dari dekomisioning fasilitas PAF-PKG mengandung uranium dan
anak luruhnya termasuk dalam kriteria limbah pemancar alfa berumur panjang aktivitas rendah atau
sedang. Limbah ini dapat disolidifikasi menggunakan bahan matrik plastik polimer atau aspal.
Pengembangan terakhir limbah jenis ini digunakan bahan matriks synroc. Dalam makalah ini
dilakukan pengkajian penggunaan synroc sebagai alternatif matriks untuk solidifikasi limbah sludge
radioaktif dari dekomisioning fasilitas PAF-PKG. Synroc adalah bentuk kristalin padat yang
tersusun dari gabungan fase-fase titanat yang stabil dan dipilih karena kestabilan geokimia dan
kemampuan kolektif untuk imobilisasi semua unsur radioaktif dalam limbah radioaktif.
TEORI
Solidifikasi Limbah Radiokatif
Solidifikasi limbah radioaktif merupakan proses imobilisasi yang bertujuan agar radionuklida
terfiksasi, terkungkung, dan tertahan dalam rongga diantara kristal matriks bahan pemadat
sehingga radionuklida tersebut tidak mudah lepas oleh rembesan air yang menembus ke dalam
hasil solidifikasi dan radiasinya tertahan. Limbah radioaktif aktivitas rendah atau sedang
3
mengandung unsur radioaktif waktu paroh ≤ 30,17 tahun dan aktivitas maksimum 1 Ci/m biasanya
diimobilisasi dengan matriks semen. Matriks semen yang merupakan campuran dari material
semen, pasir, aditif, dan air bereaksi secara kimia dan mengeras, memberikan solidifikasi berupa
2
Jurnal Teknologi Pengelolaan Limbah (Journal of Waste Management Technology), ISSN 1410-9565
Volume 14 Nomor 2 Desember 2011 (Volume 14, Number 2, December, 2011)
Pusat Teknologi Limbah Radioaktif (Radioactive Waste Technology Center)
[6]
beton yang merupakan material komposit . Kualitas blok beton yang baik harus memenuhi standar
[7]
3
IAEA (International Atomic Energy Agency) sebagai berikut : kerapatan 1,70 - 2,50 g/cm , kuat
2
tekan beton yang telah berumur 28 hari : 20 - 50 N/mm , dan laju pelindihan radionuklida
-1
-4
2
terimobilisasi dalam beton : 1,7x10 - 2,5x10 g/cm .hari. Penggunaan bahan matriks untuk
solidifikasi limbah radioaktif sesuai dengan jenis limbah, serta sistem penyimpanan akhir (sistem
disposal) ditunjukkan pada Tabel 1.
Tabel 1. Klasifikasi limbah berdasar umur paroh radionuklidanya dan solidifikasi
[7]
serta tipe penyimpanan akhirnya .
No
Karakteristik yang
ditinjau
1
Aktivitas awal
radionuklida yang
berwaktu paroh ≤
30,17 tahun
Aktivitas awal
radio- nuklida yang
berwaktu paroh
ratusan atau ribuan
tahun.
Radiasi utama
yang dipancarkan
Limbah
berumur
pendek
Rendah atau
sedang,
aktivitas-nya
dapat diabaikan
setelah 500
tahun.
Nol atau sangat
rendah, lebih
kecil dari batas
ambang yang
ditetapkan.
Beta-gamma
(β-γ)
2
Radionuklida yang
utama.
Sr-90(28,8
tahun),
Cs-137(33 th),
Co-60 (5 th),
Fe-55(2,5 th).
3
Bahan Matriks
untuk solidifikasi.
Sistem
penyimpanan akhir.
Semen , plastik
(polimer)
Penyimpanan
tanah dangkal
selama 300
tahun.
4
(bahan matriks)
Klasifikasi
Limbah Berumur Panjang
Limbah alfa
Limbah akyivitas
Tinggi
Rendah atau
Sangat tinggi,
sedang,
aktivitas dapat
aktivitasnya dapat
diabaikan setelah
diabaikan setelah
beberapa ratus
300 tahun.
tahun.
Rendah atau
sedang,
Rendah atau
sedang.
Alfa (α)
6
Np-237 (2x10 th),
Pu-239
4
( 2,4x10 th),
2
Am-241(4x10 th),
dan Am 243
3
(8x10 th)
Plastik (polimer),
aspal (bitumen)
Penyimpanan
tanah dalam
selama jutaan
tahun.
Beta-gamma
selama beberapa
ratus tahun,
kemudian setelah
itu yang utama
alfa.
Co-60, Sr,90,
Np-137, Pu-239,
Am-241, dan
Am-243.
Gelas (vitrifikasi).
Penyimpanan
tanah dalam
selama jutaan
tahun.
Bahan matriks plastik dipakai juga untuk solidifikasi limbah radioaktif berumur pendek
aktivitas rendah dan sedang, disamping dapat pula untuk solidifikasi limbah radioaktif alfa berumur
panjang. Selain plastik polimer, solidifikasi limbah alfa berumur panjang juga dapat digunakan
bahan matriks aspal (bitumen). Bahan matrik gelas borosilikat dipakai untuk solidifikasi limbah cair
aktivitas tinggi (LCAT) umur panjang yang ditimbulkan dari proses olah-ulang bahan bakar nuklir
bekas. Keempat jenis bahan matrik tersebut (semen, aspal, plastik polimer, dan gelas) telah
digunakan secara komersial di negara-negara maju di bidang nuklir.
Tabel 1 menunjukkan bahwa untuk limbah radioaktif pemancar alfa berumur panjang aktivitas
rendah atau sedang (termasuk limbah sludge dari dekomosioning fasilitas PAF-PKG) dapat
disolidifikasi menggunakan bahan matrik plastik polimer atau aspal. Pengembangan terakhir limbah
jenis ini digunakan bahan matriks synroc.
3
Gunandjar: Pengembangan Teknologi Pengolahan Limbah Cair dari Industri: Imobilisasi Limbah Sludge Radioaktif dari
Dekomisioning Fasilitas Pemurnian Asam Fosfat Menggunakan Bahan Matriks Synroc
Pengembangan Imobilisasi Limbah Dengan Bahan Matriks Synroc
Pengembangan bahan matriks synroc pertama kali dikemukakan sebagai alternatif
pengganti gelas borosilikat untuk imobilisasi limbah cair aktivitas tinggi (LCAT), dengan ide dasar
memasukkan limbah hasil belah dan aktinida ke dalam kisi-kisi kristal mineral sintetis yang telah
diketahui mempunyai umur yang sangat panjang (beberapa juta tahun) di alam. Sebagai ilustrasi
ditemukan chemical zoning dari mineral zirconite alam dalam umur 40 juta tahun yang ditemukan di
Adamello Itali Utara, kristal tersebut mengandung : 2,7 – 17,1 % berat ThO2 dan 0,7 – 6,0 % berat
16
UO2 dan telah dihitung dosis peluruhan adalah 0,2 – 1,0 x 10  /mg yang equivalen dengan
5
6
[8]
umur suatu synroc yang disimpan selama 10 sampai 10 tahun .
[9]
Perkembangan selanjutnya pada tahun 1978, RINGWOOD
menemukan synroc yang
merupakan gabungan mineral titanat yang jauh lebih tahan terhadap air dibanding dengan gelas
borosilikat. Proses imobilisasi limbah dalam synroc dilakukan dengan cara mencampurkan limbah
hasil belah atau aktinida dalam larutan asam nitrat dengan prekursor oksida (precursor oxide),
kemudian campuran tersebut dikeringkan, dikalsinasi dan dipres-panas dibawah kondisi reduksi
0
[10]
pada suhu sekitar 1200 C untuk membentuk suatu keramik multi-fase yang padat . Komposisi
prekursor oksida (dalam % berat) adalah : Al2O3 (5,4); BaO (5,6); CaO (11,0); TiO2 (71,4)
dan ZrO2 (6,6). Pembentukan fase-fase utama mineral synroc terjadi pada suhu tinggi sekitar 1200
0
C dengan reaksi sebagai berikut :
BaO + Al2O3 + 8 TiO2 --------> Ba(Al,Ti)2Ti6O16 + 2O2
(Hollandite)
(1)
CaO + ZrO2 + 2TiO2 -------> CaZrTi2O7 (Zirconolite)
(2)
CaO + TiO2
--------> CaTiO3 (Perovskite)
(3)
Pada pengembangan synroc terbentuk turunan fase utama dengan unsur-unsur yang
terkandung dalam limbah, yaitu : pyrochlore (CaATi2O7, A = Gd, Hf, Pu, dan U) yang merupakan
turunan zirconolite dengan penambahan unsur penyerap neutron (Hf dan Gd) untuk mencegah
terjadinya kritikalitas, brannerite (AnTi2O6, An = aktinida), dan freudenbergite (Na2Fe2Ti6O16).
Pembuatan synroc dengan prekursor slurry dapat meningkatkan tingkat muat sampai 30% berat
[8,10]
limbah
. Fase-fase penyusun synroc dan radionuklida yang masuk ke dalam kisi-kisi berbagai
fase mineral yang ada ditunjukkan pada Tabel 2.
Tabel 2. Fase-fase utama dan turunannya dalam mineral synroc-C (standar) dan radionuklida yang
[8,9]
masuk dalam kisi-kisi fase mineral
.
Fase mineral
Hollandite,
Zirconolite,
Perovskite,
a)
Pyrochlore
b)
Brannerite
Freudenbergite
Titan Oksida
Fase paduan
Rumus kimia
c)
Ba(Al,Ti)2Ti6O16
CaZrTi2O7
CaTiO3
CaATi2O7
An Ti2O6
Na2Fe2Ti6O16
Ti O2
Paduan Logam
Radionuklida dalam kisi fase mineral
- Cs dan Rb.
- Logam tanah jarang, Aktinida (An).
- Sr, Logam tanah jarang, dan Aktinida (An)
- Ca dan A (Gd, Hf, Pu, U)
- Aktinida (An)
- Na, Fe
-
Tc, Pd, Rh, Ru, dll.
a)
Turunan zirconolite dengan penggantian Zr oleh A (Gd, Hf, Pu, U).
Turunan perovskite dengan penggantian Ca oleh An (Aktinida).
c)
Turunan hollandite dengan penggantian Ba, (Al,Ti) oleh Na dan Fe.
b)
Pengembangan selanjutnya dilakukan dengan modifikasi synroc-C menjadi beberapa
turunan synroc, yaitu dengan mengubah komposisi synroc yang disesuaikan dengan kandungan
radionuklida dalam limbah. Solidifikasi limbah yang mengandung aktinida, digunakan synroc kaya
zirconolite (80 % berat zirconolite). Solidifikasi limbah U dan Pu digunakan synroc kaya pyrochlore.
Solidifikasi limbah Tc, Cs, dan Sr hasil pemanasan LCAT digunakan synroc kaya fase hollandite /
[9]
perovskite . Pengembangan selanjutnya, synroc digunakan untuk solidifikasi limbah alfa umur
panjang aktivitas rendah dan sedang.
4
Jurnal Teknologi Pengelolaan Limbah (Journal of Waste Management Technology), ISSN 1410-9565
Volume 14 Nomor 2 Desember 2011 (Volume 14, Number 2, December, 2011)
Pusat Teknologi Limbah Radioaktif (Radioactive Waste Technology Center)
METODOLOGI
Metode pengkajian dilakukan dengan mempelajari dan melakukan analisis data dan
informasi yang diperoleh dari berbagai studi pustaka dengan permasalahan imobilisasi limbah
radioaktif. Pengkajian diawali dengan mempelajari proses solidifikasi limbah radioaktif yang telah
dilakukan di negara maju di bidang nuklir, dan pengembangan imobilisasi limbah dengan bahan
matriks synroc yang merupakan teknologi imobilisasi yang paling mutakhir yang dipilih untuk limbah
radioaktif alfa umur panjang. Pengkajian kemudian difokuskan pada evaluasi data proses imobilisasi,
laju pelindihan, dan pengaruh radiasi terhadap blok limbah hasil solidifikasi menggunakan bahan
matriks synroc, serta perbandingannya dengan bahan matriks gelas borosilikat untuk LCAT, dan
dengan matriks aspal atau plastik polimer untuk imobilisasi limbah radioaktif alfa umur panjang.
Selanjutnya dilakukan pengkajian adaptasi teknologi imobilisasi dengan bahan matriks synroc untuk
limbah sludge radioaktif yang ditimbulkan dari dekomisioning fasilitas PAF-PKG yang merupakan
limbah radioaktif alfa umur panjang yang mengandung uranium.
Tempat dan waktu
Pengkajian ini dilakukan di Pusat Tenologi Limbah Radioaktif –BATAN, Kawasan Puspiptek
Serpong, Tangerang, Banten pada tahun 2010, sebagai upaya untuk mempersiapkan proses
pengolahan limbah sludge radioaktif alfa umur panjang yang mengandung uranium yang
ditimbulkan dari dekomisioning fasilitas PAF-PKG.
HASIL STUDI DAN PEMBAHASAN
Diagram alir proses pengolahan limbah cair radioaktif dengan synroc ditunjukkan pada
Gambar 1. Prekursor non-radioaktif synroc dibuat di luar hot-cell menggunakan metode kimia yang
[10]
dikembangkan Dosch
. Bahan ini
mempunyai
luas
permukaan tinggi dan
berfungsi sebagai media penukar ion jika dicampur dengan larutan limbah. Hasil slurry dikeringkan
o
pada 130 C dalam drum pengering berputar menjadi serbuk bebas alir, kemudian dimasukkan
o
sebagai moving bed ke dalam vertikal kiln dimana kalsinasi dilakukan pada 750 C dalam kontrol
media reduksi dengan Ar-44 % H2. Serbuk yang tidak menguap dituang ke dalam wadah baja tahan
karat dan dimasukkan 2 % logam Ti untuk mempermudah pengendalian proses redoks selama
pres-panas. Wadah (container) kemudian divakumkan dan ditutup. Sedang unsur yang menguap
seperti Cs akan diolah dengan sitem pengolahan gas buang. Campuran synroc dari serbuk
prekursor dan limbah (~ 25 % densitas teoritis) dikonversi menjadi keramik monolit yang sangat
o
kompak dengan pres-panas pada 1150 – 1200 C, dan tekanan 500 – 1000 bar. Proses untuk
tahap ini adalah pres-panas isostatik (hot isostatic pressing = HIP) yang digunakan secara luas
pada skala komersial. Reduksi volume limbah yang besar menyertai langkah ini dan limbah hasil
pres-panas (synroc monoliths ) dikumpulkan dalam canister, dan selanjutnya setelah canister
besar penuh ditutup. Synroc monoliths dalam canister besar kemudian ditumpuk di dalam fasilitas
penyimpanan lestari tanah dalam.
5
Gunandjar: Pengembangan Teknologi Pengolahan Limbah Cair dari Industri: Imobilisasi Limbah Sludge Radioaktif dari
Dekomisioning Fasilitas Pemurnian Asam Fosfat Menggunakan Bahan Matriks Synroc
Gambar 1. Diagram alir proses pengolahan limbah cair radioaktif dengan synroc
[11]
.
Daya tahan synroc limbah terhadap air
Data hasil pengujian pelindihan (daya tahan synroc limbah terhadap air) dengan gelas
borosilikat sebagai pembanding dapat dilihat pada Gambar 2, 3, dan 4. Pada Gambar 2 dan 3, tipe
gelas borosilikat hasil imobilisasi LCAT (PNL 76-68) digunakan sebagai pembanding, menunjukkan
laju pelindihan 17 unsur pada dasarnya tetap konstan pada periode waktu yang panjang, pada suhu
o
-2
-1
75 C harganya berkisar pada 0,2 – 1,0 g.m .hari . Sedang laju pelindihan untuk berbagai unsur
dalam synroc menunjukkan suatu rentang harga yang lebar. Laju pelindihan dengan cepat turun
dalam beberapa hari (10-30 hari) pertama, kemudian turun secara asymptotic menuju suatu harga
minimum yang menunjukkan kurva yang hampir mendatar.
o
Gambar 2. Perbandingan perilaku pelindihan synroc + 9% limbah aktivitas tinggi (LAT) pada 95 C
o
[11,12]
dan Gelas Borosilikat (PNL 76-68 borosilicate glass) pada 75 C dalam air murni
.
6
Jurnal Teknologi Pengelolaan Limbah (Journal of Waste Management Technology), ISSN 1410-9565
Volume 14 Nomor 2 Desember 2011 (Volume 14, Number 2, December, 2011)
Pusat Teknologi Limbah Radioaktif (Radioactive Waste Technology Center)
Gambar 3. Laju pelindihan Ba, Ca, Sr, Cs , U, Ti, Zr, dan Nd pada suhu 200 oC untuk synroc dengan
tingkat muat LAT 9 dan 20 %berat [11,12].
Daya tahan synroc limbah terhadap air jauh lebih tinggi dibanding dengan gelas borosilikat
limbah. Setelah 10-30 hari, pelindihan unsur-unsur valensi satu dan dua (Cs, Ca, Sr, dan Ba) dalam
synroc adalah 500 sampai 2000 kali lebih kecil daripada gelas borosilikat. Sedang untuk laju
pelindihan unsur-unsur multivalen seperti Nd, Zn, Ti dan U dalam synroc adalah sekitar 10.000 kali
lebih kecil daripada dalam gelas borosilikat. Pada Gambar 3, laju pelindihan synroc limbah pada
dasarnya konstan terhadap perubahan tingkat muat limbah dari 9 – 20 % berat LAT . Studi
pelindihan mineral synroc alam dan synroc sintetis adalah relatif sama dengan data yang
o
terkandung pada Gambar 2 dan 3. Pada suhu yang lebih tinggi (300-800 C) synroc menunjukkan
ketahanan pelindihan masih sangat baik, tetapi pada gelas borosilikat dengan cepat terjadi
[11]
kerusakan .
Selain data penelitian tersebut di atas, ada beberapa data penelitian lain yang mempelajari
laju pelindihan untuk studi daya tahan synroc terhadap fasa air dari berbagai jenis limbah. Data
tersebut saling melengkapi dan saling memperkuat dan rangkumannya ditunjukkan pada Tabel 3.
Pada Tabel 3 dapat dilihat bahwa laju pelindihan unsur-unsur dari synroc dengan berbagai
jenis limbah sangat rendah dan tidak ada perbedaan yang signifikan, terutama pada kondisi steady
state (yang dicapai pada waktu pelindihan ≥ 100 hari). Hal ini dapat dilihat bahwa laju pelindihan U
(sebagai salah satu unsur aktinida) relatif sama dengan unsur aktinida Pu, Np, Am, dan Cm dari
-5
-6
-2
-1
synroc limbah yang berbeda yaitu sekitar 10 -10 g.m .hari . Dari data tersebut di atas
menunjukkan bahwa synroc mempunyai ketahanan yang tinggi terhadap fase air dan lebih baik dari
pada gelas borosilikat limbah. Hasil pengujian synroc limbah ini menunjukkan bahwa laju pelindihan
synroc relatif sangat rendah dan dapat diterima, serta memenuhi nilai standar dari IAEA. Pelindihan
unsur-unsur multivalen (seperti U atau aktinida yang lain dan Nd) sangat rendah daripada
unsur-unsur valensi satu dan dua , oleh karena itu synroc limbah akan sangat baik untuk imobilisasi
unsur-unsur aktinida pemancar alfa umur panjang.
7
Gunandjar: Pengembangan Teknologi Pengolahan Limbah Cair dari Industri: Imobilisasi Limbah Sludge Radioaktif dari
Dekomisioning Fasilitas Pemurnian Asam Fosfat Menggunakan Bahan Matriks Synroc
Tabel 3. Rangkuman laju pelindihan unsur-unsur dalam berbagai jenis synroc limbah yang
mengandung uranium, aktinida atau TRU pada air bebas ion dan waktu pengujiannya
[11,13,14,15]
.
Unsur yang
terlindih
Sr
Ba
Cs
Ca
Nd
Ti
Zr
U
Ba
Cs
Sr
Ti
U
Np, Pu,
Am,Cm.
Pu, Gd
Ti, Zr,Hf
Laju Pelindihan,
-2
-1
(g.m .hari )
Media
Waktu
pengujian
-3
1,5 x 10
-3
2,0 x 10
-4
8,5 x 10
-4
4,0 x 10
-5
9,0 x 10
-5
3,3 x 10
-5
2,5 x 10
-6
5,0 x 10
-2
2,0 x 10
-1
1,3 x 10
-1
1,3 x 10
-5
3,0 x 10
-5
9,0 x 10
-5
-6
10 - 10
-6
1x 10
Takterdeteksi
Air bebas ion,
o
95 C
Air bebas ion,
o
70 C
Air bebas ion,
o
70 C
Air bebas ion,
o
70 C
100
7
hari
hari
1000 hari
Jangka
waktu
panjang
lebih dari 1
tahun
Jenis synroc
limbah
Synroc limbah dari
LCAT mengandung
hasil belah dan
[11]
aktinida
Synroc limbah dari
99
produksi Mo
(44%berat limbah
[13]
simulasi)
Synroc-C, limbah
[14]
TRU .
Synroc-C kaya
zirconolite,LCAT
[15]
mengandung Pu
Daya Tahan Synroc Limbah Terhadap Radiasi
Studi kerusakan akibat radiasi dilakukan dengan studi difraksi terhadap mineral-mineral
sejenis synroc dengan iradiasi elektron, netron dan ion-ion berat terhadap cuplikan sintetis dan
244
cuplikan yang ditambah (doping) dengan radionuklida pemancar yaitu Cm (T1/2 = 18 tahun) dan
238
Pu (T1/2 = 87 tahun). Proses kerusakan yang signifikan dan permanen terhadap bentuk limbah
synroc hanya terjadi karena adanya peluruhan , dengan kerusakan utama timbul dari atom-atom
yang terpelanting (recoil), bukan partikel itu sendiri. Karena recoil atom mempunyai jangkauan
yang sangat pendek (~20 nm), maka kebanyakan kerusakan terjadi pada fase-fase yang
mengandung aktinida pemancar . Hasil-hasil penelitian pengaruh radiasi terhadap synroc
238
244
ditunjukkan pada Tabel 4. Hasil penelitian menunjukkan bahwa adanya
Pu dan
Cm dalam
synroc menyebabkan terjadinya swelling (mengembang) dan peningkatan laju pelindihan. Dengan
244
adanya doping
Cm, laju pelindihan synroc meningkat walaupun hanya ~10 kali dibanding bila
244
-4
-5
-2
-1 [16]
238
244
tidak didoping dengan Cm (menjadi 10 - 10 g.m .hari ) . Adanya Pu dan Cm pada fase
zirconolite / pyrochlore dan pada synroc-C menyebabkan terjadinya swelling sekitar 4 [17,18]
6,9 %volume
. Walaupun demikian perbedaan swelling pada berbagai fase kristalin tidak
menyebabkan micro-cracking (peretakan mikro) dalam synroc-C. Sedang pada synroc kaya
natrium (Na), dimana jumlah freudenbergik (Na2Fe2Ti6O16) yang signifikan distabilkan oleh Na
18
[19]
dan micro-cracking baru dapat diamati pada dosis ~ 1x10
/g .
Kerusakan akibat radiasi dapat diminimalisasi dengan annealing secara termal pada suhu
0
serendah-rendahnya 200 C, selain itu panas peluruhan gamma dapat digunakan untuk membatasi
[20]
kerusakan akibat radiasi selama penyimpanan
. Kejadian secara alami pada synroc fase
20
zirconolite dengan paparan radiasi sampai sekitar 3x10 peluruhan /g telah ditunjukkan dapat
9
[21]
menahan unsur-unsur aktinida selama periode waktu sampai 2,5x10 tahun .
Dari hasil-hasil penelitian tersebut telah difahami perilaku synroc akibat radiasi pada
dosis tinggi yang menunjukan bahwa kerusakan synroc relatif sangat rendah dan masih dapat
diterima. Selain itu tidak ada tanda adanya proses terjadinya peretakan antar-butiran (intergranular
cracking) synroc pada proses pres-panas.
8
Jurnal Teknologi Pengelolaan Limbah (Journal of Waste Management Technology), ISSN 1410-9565
Volume 14 Nomor 2 Desember 2011 (Volume 14, Number 2, December, 2011)
Pusat Teknologi Limbah Radioaktif (Radioactive Waste Technology Center)
Tabel 4.
Pengaruh radiasi
Jenis synroc
Synroc-C
standar dan
Synroc fase
amorf
zirconolite
Doping unsur
pemancar
244
Cm
238
Synroc kaya
zirconolite dan
pyrochlore
Synroc-C dan
specimen fase
tunggal untuk
zirconolite dan
perovskite.
terhadap kerusakan synroc (laju pelindihan dan
238
Pu
244
Pu dan Cm
(11,2%berat
238
PuO2 atau
4% berat
244
Cm2O3
dengan dosis
19
1,5 x10
/g
o
pada 300 K).
swelling)
[16,17,18]
Pengaruh radiasi terhadap
synroc
(laju pelindihan dan swelling)
Peneliti
Laju pelindihan meningkat 10 kali
-4
-5
menjadi 10 sampai 10
-2
-1
g.m .hari .
Weber dkk,
Mitamura
dkk
[16]
.
Terjadi swelling ~ 6% volume.
Clinard dkk
Terjadi swelling 4,0 – 6,9 %vol.
Perbedaan swelling pada
berbagai fase tidak
menyebabkan micro- cracking.
Sedang pada synroc kaya Na,
micro-cracking baru teramati
18
pada dosis ~10
/g.
Ewing dkk,
Houg
&
Marples,
Mitamura
dkk
[17]
.
.
[18]
Perbandingan bahan matriks synroc dengan aspal dan plastik polimer
Solidifikasi limbah alfa umur panjang dengan bahan matriks synroc merupakan
pengembangan terakhir, yang sebelumnya telah digunakan bahan matriks aspal atau plastik
polimer (Tabel 1). Perbandingan bahan matriks synroc dengan aspal dan plastik polimer untuk
solidifikasi limbah alfa umur panjang ditinjau dari keuntungan dan kerugiannya ditunjukkan pada
Tabel 5.
Pada Tabel 5 terlihat bahwa synroc lebih banyak mempunyai keunggulan dari pada
menggunakan matriks aspal atau plastik polimer. Dengan demikian teknologi imobilisasi dengan
matriks synroc adalah teknologi terbaik dibanding dengan gelas borosilikat untuk LCAT yang
mengandung radionuklida hasil belah dan transuranium, maupun dibanding dengan matriks aspal
atau polimer untuk limbah radioaktif alfa umur panjang aktivitas rendah dan sedang, karena synroc
mempunyai kestabilan geokimia dan kemampuan kolektif untuk imobilisasi semua unsur radioaktif,
serta ketahanan tinggi terhadap air tanah dalam penyimpanan lestari pada formasi tanah dalam.
Pada awalnya pengembangan synroc adalah untuk imobilisasi LCAT, limbah pemancar
umur panjang (U, Pu dan TRU), dan limbah hasil pemisahan radionuklida mobile umur panjang dari
LCAT (Tc, Cs dan Sr) yang ditimbulkan dari olah-ulang bahan bakar nuklir bekas, kemudian
99
dikembangkan untuk limbah radioaktif umur panjang dari produksi radioisotop Mo.
9
Gunandjar: Pengembangan Teknologi Pengolahan Limbah Cair dari Industri: Imobilisasi Limbah Sludge Radioaktif dari
Dekomisioning Fasilitas Pemurnian Asam Fosfat Menggunakan Bahan Matriks Synroc
Tabel 5. Perbandingan bahan matriks aspal, plastik polimer, dan synroc untuk solidifikasi limbah
[11,22]
ditinjau dari kebaikan dan kerugiannya
Karakteristik Yang
Ditinjau
Kekakuan/kekerasan
sesudah
pembekuan/pendinginan
Penimbunan
Ketahanan terhadap
kompresi
Kemungkinan perubahan
bentuk
Ketahanan terhadap
kondisi atmosfir
Berat jenis pada 25 ºC
Penanganan
Pemasukan limbah
Berat limbah yang
dimasukan
Ketahanan terhadap
mikroorganisme
Ketahanan terhadap radiasi
Ketahanan terhadap api
(dalam 30 menit pada 700
ºC – 900 ºC)
Aspal
[22]
Diperlukan
sebuah
penampungan
Diperlukan
sebuah kontainer
Buruk
Bahan Solidifikasi
[11]
Termoseting
Synroc
[22]
Plastik
Baik
Sangat baik
Memungkinkan
langsung
2
10 kN/cm
Langsung
Ya
tidak
tidak
Baik
Baik
Sangat baik
3
0,9 – 1,1 g/cm
Pemanasan tangki
penampungan
aspal, timbul uap.
Perlu
perlindungan
terhadap
kebakaran
Proses panas
Maksimum 50 %
tergantung
kandungan bahan
dalam limbah
Tidak terpengaruh
8
9
10 – 10 rad
Terbakar
3
1,2 g/cm
Peralatan
konvensional
Sangat baik
3
2,5-3,4 g/cm
Press panas pada
suhu tinggi
o
1100-1200 C
Proses dingin
Maksimum
70 %
Proses dingin
Maksimum 70 %
Tidak
terpengaruh
Tidak terpengaruh
(tahan jutaan
tahun)
9
5 x 10 rad
Sangat tahan
(Tahan sampai
suhu tinggi >1100
o
C).
9
5 x 10 rad
Rusak sebagian
Adaptasi Teknologi Proses Imobilisasi Limbah Sludge Aktif Dari Dekomisioning Fasilitas
PAF-PKG Dengan Matriks Synroc
Dari data dan pengembangan penggunaan synroc untuk imobilisasi limbah radioaktif
tersebut di atas, maka adaptasi teknologi imobilisasi dengan matriks synroc akan sangat baik pula
untuk imobilisasi limbah sludge radioaktif yang mengandung uranium dari dekomisioning fasilitas
PAF-PKG. Limbah sludge radioaktif hasil proses biooksidasi limbah radioaktif cair organik dari
dekomisioning fasilitas PAF-PKG mempunyai aktivitas alfa pada nilai 0,4 ≤ α ≤ 40,2 Bq/liter (≤
-6
3
-4
3
1,08x10 Ci/m ), beta pada harga 1173 ≤ β ≤ 4100 Bq/liter (≤ 1,107x10 Ci/m ) dan kadar padatan
total 40-50 % berat. Radionuklida dalam limbah tersebut berasal dari batuan fosfat yang
mengandung uranium alam (99,27 % U-238, 0,7205 % U-235, dan 0,0056 % U-234) dan
radionuklida anak luruhnya. Sesuai Tabel 2, limbah tersebut masuk dalam klasifikasi limbah alfa
aktivitas rendah atau sedang. Berdasar uraian pada data studi dan pembahasan di atas,
penggunaan matriks synroc lebih baik dari pada penggunaan matriks aspal ataupun plastik polimer.
Proses solidifikasi limbah sludge radioaktif dengan matriks synroc dapat dilakukan secara
proses kontinu seperti yang dilakukan di fasilitas nuklir ANSTO-Australia (Gambar 1), yaitu melalui
o
o
tahapan pencampuran, pengeringan pada 130 C, kalsinasi pada 750 C, dan pres-panas pada
10
Jurnal Teknologi Pengelolaan Limbah (Journal of Waste Management Technology), ISSN 1410-9565
Volume 14 Nomor 2 Desember 2011 (Volume 14, Number 2, December, 2011)
Pusat Teknologi Limbah Radioaktif (Radioactive Waste Technology Center)
o
suhu tinggi (1200 C), tetapi mengingat kondisi peralatan yang tersedia maka adaptasi teknologi
imobilisasi dengan matriks synroc ini dapat dilakukan melalui penelitian skala laboratorium terlebih
dahulu dengan mengembangkan proses solidifikasi melalui proses sintering pada suhu tinggi
sebagai pengganti proses pres-panas pada suhu tinggi. Pengembangan proses solidifikasi dengan
matriks synroc melalui sintering ditunjukkan pada Gambar 4.
Pada operasi imobilisasi dengan synroc (Gambar 4) pada kadar padatan total 50 % berarti
dalam sludge terdapat fraksi berat padatan 50 % dan fraksi berat cairan 50 %. Padatan tersebut
mempunyai komponen penyusun biomassa bakteri yang mengandung unsur radioaktif hasil
biosorpsi dan P2O5, dengan fraksi cair yang mengandung zat organik (sama dengan konsentrasi
dalam beningan) dengan nilai COD dan BOD berturut-turut berharga 51 dan 21 ppm (yang
menunjukkan bahwa dalam sludge masih terdapat sedikit solven D2EHPA, TOPO dan kerosin.
Mengingat bahwa sludge radioaktif yang akan disolidifiksi masih mengandung cairan fraksi berat
sekitar 50%, perlu tidaknya proses filtrasi pada langkah awal operasi yang harus dilakukan
penelitian. Bila proses filtrasi dilakukan maka diperoleh padatan atau cake dengan kadar air < 10 %.
Cake tersebut dicampur dengan campuran prekursor oksida sambil diaduk sehingga terbentuk
o
o
slurry, kemudian dikeringkan pada suhu 130 C, dilanjutkan proses kalsinasi pada suhu 750 C, dan
o
kemudian proses pres-dingin dan dilanjutkan dengan sintering pada suhu tinggi 1100 C. Produknya
berupa synroc limbah ditampung dalam wadah (kanister), kemudian hasil solidifikasi disimpan di
fasilitas penyimpanan sementara. Pada proses pengeringan, kalsinasi, sampai sintering maka
semua air, pelarut organik sisa dan bahan organik berupa bakteri telah terurai menguap atau
terabukan sehingga tinggal radionuklida dan prekursor oksida yang kemudian membentuk monolit
synroc.
Gambar 4. Diagram alir pengembangan proses solidifikasi limbah sludge radioaktif dari
dekomisioning fasilitas PAF-PKG melalui proses sintering suhu tinggi.
Model komposisi fase dalam synroc dari adaptasi yang dikembangkan (Gambar 4) dengan
sintering suhu tinggi, sesuai dengan kandungan limbahnya yaitu uranium dan anak luruhnya serta
unsur-unsur pengotor lainnya. Masing-masing radionuklida akan terserap dan masuk ke dalam
kisi-kisi fase mineral yang sesuai. Komposisi synroc mengandung fase utama pyrochlore atau
zirconolite, hollandite dan perovskite, dengan penambahan unsur-unsur absorber neutron (Gd
atau Hf ) untuk mencegah kritikalitas, serta fase minor titan oksida dan paduan logam. Proses
sintering akan memberikan energi yang dibutuhkan untuk pertumbuhan butir fase-fase synroc yang
kemudian dapat menutupi pori-pori synroc dan menjadi bentuk suatu keramik monolit multi fase
yang padat.
11
Gunandjar: Pengembangan Teknologi Pengolahan Limbah Cair dari Industri: Imobilisasi Limbah Sludge Radioaktif dari
Dekomisioning Fasilitas Pemurnian Asam Fosfat Menggunakan Bahan Matriks Synroc
KESIMPULAN
Limbah sludge radioaktif dari dekomisioning fasilitas PAF-PKG mengandung uranium
termasuk dalam klasifikasi limbah alfa umur panjang yang harus diimobilisasi melalui proses
solidifikasi. Imobilisasi menggunakan synroc dikaji sebagai alternatif matriks untuk solidifikasi
limbah sludge radioaktif tersebut. Synroc adalah bentuk kristalin padat yang tersusun dari
gabungan fase-fase titanat yang stabil dan dipilih karena kestabilan geokimia dan kemampuan
kolektif untuk imobilisasi semua unsur radioaktif dalam limbah radioaktif. Data uji pelindihan Synroc
limbah menunjukkan bahwa laju pelindihan untuk unsur-unsur valensi satu dan valensi dua (Cs, Ca,
Sr, Ba) dalam synroc adalah 500 sampai 2000 kali lebih kecil dari pada tipe gelas borosilikat limbah
(sebagai pembanding). Laju pelindihan untuk unsur-unsur multivalent ( Nd, Zr, Ti, dan U) dari synroc
limbah adalah sekitar 10.000 kali lebih kecil daripada dari gelas borosilikat limbah. Data hasil
pengujian synroc limbah dapat disimpulkan bahwa laju pelindihan dan pengaruh radiasi terhadap
synroc relatif sangat rendah dan dapat diterima. Synroc limbah berhasil baik untuk imobilisasi
limbah cair aktivitas tinggi dan sangat baik terutama untuk imobilisasi unsur-unsur aktinida
pemancar alfa umur panjang, termasuk untuk imobilisasi limbah slude radioaktif dari dekomisioning
fasilitas PAF-PKG. Imobilisasi limbah radioaktif alfa umur panjang dengan matriks synroc lebih
baik daripada menggunakan aspal dan plastik polimer. Adaptasi dan pengembangan imobilisasi
melalui solidifikasi menggunakan matriks synroc melalui proses sintering suhu tinggi sebagai upaya
o
alternatif (penganti) imobilisasi melalui pres-panas suhu tinggi 1100-1200 C.
DAFTAR PUSTAKA
[1].
[2].
[3].
[4].
[5].
[6].
[7].
[8].
[9].
[10].
[11].
[12].
[13].
[14].
[15].
[16].
12
Salimin, Z., Gunandjar, Zaid,A., Pengolahan Limbah Radioaktif Cair Organik Dari Kegiatan
Dekomisioning Fasilitas Pemurnian Asam Fosfat Petrokimia Gresik Melalui Proses Oksidasi
Biokimia, Seminar Nasional Teknologi Lingkungan VI, ITS, Surabaya, 10 Agustus 2009.
Benedict, M. et.al, Nuclear Chemical Engineering, Second Edition, McGraw-Hill Book
Company, New York, (1981).
Keputusan Kepala Bapeten No. 01/Ka-BAPETEN/V-99 tentang Ketentuan Keselamatan
Kerja Terhadap Radiasi, Jakarta, (1999).
Keputusan Menteri Lingkungan Hidup No. Kep.02/MENLH/1988 Tentang Pedoman
Penetapan Baku Mutu Lingkungan, (1998).
Keputusan Kepala Badan Pengawas Tenaga Nuklir No. 02/Ka.Bapeten/V-99 Tentang Baku
Tingkat Radioaktivitas Di Lingkungan, (1999).
Taillard, D., Traitment et Conditionement des Dechets Solid de Faible et Moyenne Activity,
Communaute Europeennes, (1988).
ANDRA, Classification Des Dechets Radioactifs, Commissariat A L’Energie Atomique,
Agence Nationale Pour La Gestion Des Dechets Radioactifs, France,(1983).
nd
Vance E.R., Status of Synroc Ceramics for
HLW ,
Proc. of The 2 Bianual
Int. Workshop on HLRW Management, Dep. of Nuclear Engineering, Fac. of Engeneering,
Gadjah Mada Univ., Yogyakarta, (1999).
Ringwood A.E, et.al, In Radioactive Waste Form for the Future, Elsevier, (Eds W.Lutze and
R.C.Ewing),North Holland, 233-334, (1988).
Dosch, R.G. and Lynch, A.W., Solution Chemistry Techniques in Synroc Preparatio,,
Sandia Laboratories, Albuquerque. Publ. SAND80-2375, (1980).
Ringwood A.E, Overby, V.M., Kesson, S.E., Synroc: Leaching Performance and Process
Technology, Proc. of the International Seminar on Chemistry and Process Engineering for
High Level Liquid Waste Solidification, Julich, (1981).
o
Oversby, V.M. and Ringwood, A.E., Leach testing of Synroc and glass samples at 85 C and
o
200 C, Nuclear Chem. Waste Management, (1980).
Vance, E.R. et.al., Synroc as a Ceramic Wasteform for Deep Geological Disposal, Int.Conf.
on Deep Geological Disposal of Radioactive Waste, Winnipeg, (1996).
Levins, D.M., ANSTO’s Waste Management Action Plan, Third Seminar on RWM, Nuclear
Cooperation in Asia, China (1997).
Jostsons, A., et.al., Surplus Plutonium Disposition Via Immobilisation in Synroc,
Spectrum ’96, International Topical Meeting on Nuclear and Hazardous Waste Management,
Seattle, WA (1996).
Weber, W.J., Wald, J.W. and Matzke, HJ., Effects of Self-Radiation Damage in Cm-Doped
Gd2Ti2O7 and CaZrTi2O7, J. Nuclear Materials, 138, (1986).
Jurnal Teknologi Pengelolaan Limbah (Journal of Waste Management Technology), ISSN 1410-9565
Volume 14 Nomor 2 Desember 2011 (Volume 14, Number 2, December, 2011)
Pusat Teknologi Limbah Radioaktif (Radioactive Waste Technology Center)
[17].
[18].
[19].
[20].
[21].
[22].
Clinard F.W.Jr., et.al., J. Nuclear Materials, 126, (1984).
Ewing, R.C., et.al.,Radiation Effects in
Nuclear Waste Forms for High Level
Radioactive Waste, Prog..In Nuclear Energy, 29, (1995).
Kitamura, H., et.al., Self-Irradiation Damage of a Curium-Doped Titanate Ceramic
Containing Sodium-Rich High Level Nuclear Waste, J.Am.Ceram. Soc., Vol. 73 [11], (1990).
Reeve, K.D.,et.al., Reformulation of Synroc for Purex High Level Nuclear Wastes Containing
Further Chemical Additions,Proc. International Ceramic Conference, Austceram 92 (Ed M.J.
Bannister), CSIRO, Australia, (1992).
Lumpkin G.R., et.al., Retention of Actinides in Natural Pyrochlores and Zirconolites,
Radiochemica Acta, Vol. 66/67, (1994).
Taillard, D., “Traitment et Conditionement des Dechets Solid de Faible et Moyenne Activity”,
Communaute Europeennes, 1988.
13
Jurnal Teknologi Pengelolaan Limbah (Journal of Waste Management Technology), ISSN 1410-9565
Volume 14 Nomor 2 Desember 2011 (Volume 14, Number 2, December, 2011)
Pusat Teknologi Limbah Radioaktif (Radioactive Waste Technology Center)
PERUBAHAN STRUKTUR MIKRO DAN SIFAT MEKANIK PADA
PENGELASAN DRUM BAJA KARBON
WADAH LIMBAH RADIOAKTIF
Aisyah
Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATAN
Kawasan PUSPIPTEK, Serpong-Tangerang 15310
ABSTRAK
PERUBAHAN STRUKTUR MIKRO DAN SIFAT MEKANIK PADA PENGELASAN DRUM BAJA
KARBON WADAH LIMBAH RADIOAKTIF. Drum volume 200 liter digunakan sebagai wadah limbah
radioaktif hasil kompaksi. Drum wadah limbah terbuat dari pelat baja karbon rendah yang dalam
fabrikasinya memerlukan pengelasan. Adanya siklus termal dalam pengelasan dapat mengakibatkan
terjadinya perubahan struktur mikro dan sifat mekanik dari bahan drum. Dalam pemakaiannya drum
wadah limbah mengalami beban tarik pada saat pengangkutan dan beban tumpuk pada saat
penyimpanan, sehingga perubahan sifat mekanik yang terjadi harus mampu menahan beban tersebut.
Dari perhitungan harga karbon ekivalen (Ceq) sebesar 0,194 % bermakna bahwa baja karbon yang
digunakan sebagai wadah limbah memiliki sifat mampu las yang baik. Pengelasan dilakukan dengan
las busur listrik sedangkan pengamatan perubahan struktur mikro dilakukan dengan mikroskop optik
dan mikroskop elektron. Perubahan sifat mekanik diamati dengan melakukan pengujian tarik dan
kekerasan. Hasil penelitian menunjukkan bahwa perubahan struktur mikro terutama terjadi pada Heat
Affected Zone (HAZ) dan daerah las. Pada HAZ terbentuk struktur bainite yang merupakan agregat
ferrite dan cementite yang keras karena mengandung karbon. Namun demikian, saat pengelasan HAZ
mengalami pemanasan dan pendinginan yang lambat sehingga terjadi pertumbuhan butir.
Terbentuknya butir yang besar pada HAZ menjadikan daerah ini memiliki kekerasan yang lebih rendah
dibandingkan dengan daerah las. Struktur mikro daerah las terdiri dari struktur widmanstatten yang
kasar dan daerah las merupakan daerah yang paling keras dan getas. Namun demikian perubahan
struktur mikro dan sifat mekanik pada HAZ dan daerah las yang terjadi masih dalam batas wajar dan
selamat bagi wadah limbah radioaktif.
Kata kunci: Limbah radioaktif, baja karbon, pengelasan, struktur mikro, sifat mekanik
ABSTRACT
MICROSTRUCTUR AND MECHANICAL PROPERTIES CHANGE ON CARBON STEEL DRUM
WELDING OF RADIOACTIVE WASTE CONTAINER. Drum of 200 litre is used for container of
compacted radioactive waste. The drum is made of low carbon steel sheet of which its fabrication
involves welding process. Thermal cycle in the welding process may result in microstructure and
mechanical properties change on drum material. At their application, the waste container drum wrecked
the tensile load at handling and stack load at storage, so the mechanical properties change had to able
to restrain their load. The based on the calculated equivalent carbon (Ceq) value of 0.194 %, that
means the carbon steel used as material for radioactive waste drum has a good weld ability. The
welding was conducted by electric arc welding and observation of microstructure change was carried
out by means of optical and electron microscopes. The observation of mechanical properties change
was carried out by tensile strength and hardness test. The result of the research shows that the
microstructure change has taken place on Heat Affected Zone (HAZ) and weld regions. On the HAZ
region a hard bainite structure was produced, composed of ferrite and cementite agregat, the hard
structure is caused by the carbon exist. During welding, the HAZ was exposed to a slow heating and
cooling process resulting in the occurrence of particle growing in the region. The occurrence of large
particles in the HAZ results in softer material was compared to that in the welding zone. Microstructure
of the welding zone is composed of coarse widmanstatten structure, therefore the welding zone is the
toughest zone but brittle. Nevertheless, the change of microstructure and mechanical properties of the
welding zone was normal and safe for radioactive waste drum.
Keywords: radioactive waste, carbon steel, welding, microstructure, mechanical properties.
14
Aisyah: Perubahan Struktur Mikro dan Sifat Mekanik pada Pengelasan Drum Baja Karbon Wadah Limbah Radioaktif
PENDAHULUAN
Menurut Undang-Undang No.10 Tahun 1997 tentang ketenaganukliran dimana pada pasal 23
ayat (1) menyebutkan bahwa
pengelolaan limbah radioaktif dilaksanakan oleh Badan Pelaksana,
dalam hal ini Pusat Teknologi Limbah Radioaktif (PTLR). Untuk mengemban tugas tersebut, maka
PTLR memiliki Instalasi Pengolahan Limbah Radioaktif (IPLR) yang berfungsi untuk mengolah limbah
radioaktif cair, semi cair, padat dan sumber bekas dari seluruh wilayah Indonesia dengan skema
pengelolaan limbahnya seperti yang ditunjukkan pada Gambar 1.
Pada Gambar 1 dijelaskan bahwa limbah radioaktif cair diolah dengan cara evaporasi dan
konsentrat hasil evaporasi diimobilisasi dalam shell beton 950L dengan campuran semen. Bila limbah
cair bersifat korosif maka limbah diolah secara kimia (chemical treatment) sebelum diimobilisasi.
Limbah cair organik dan limbah padat terbakar direduksi volumenya dengan cara insenerasi.Limbah
padat termampatkan proses reduksi volumenya dilakukan dengan cara kompaksi dan hasil kompaksi
selanjutnya diimobilisasi dalam drum 200L. Limbah padat tak terbakar dan tak termampatkan
pengolahannya dimasukkan secara langsung dengan cara imobilisasi dalam shell beton 350L/950L
Dalam penelitian ini akan dipelajari salah satu wadah limbah radioaktif yang berupa drum
volume 200 liter yang merupakan wadah limbah radioaktif aktivitas rendah dan sedang yang telah
dikompaksi. Pada umumnya limbah radioaktif padat aktivitas rendah dan sedang berasal dari kegiatan
yang menggunakan bahan radioaktif ataupun alat-alat kerja yang terkontaminasi, seperti pakaian,
kertas, filter, sepatu, sarung tangan dan sebaginya. Limbah ini ditempatkan dalam drum 100 liter.
Reduksi volume dilakukan dengan mengkompaksi limbah dalam drum 200 liter.
Gambar 1. Pengelolaan limbah radioaktif di PTLR [1,2]
15
Jurnal Teknologi Pengelolaan Limbah (Journal of Waste Management Technology), ISSN 1410-9565
Volume 14 Nomor 2 Desember 2011 (Volume 14, Number 2, December, 2011)
Pusat Teknologi Limbah Radioaktif (Radioactive Waste Technology Center)
Dalam satu drum 200 liter memuat antara 4-7 buah drum limbah 100 liter yang telah terkompaksi
yang tergantung dari jenis dan berat limbah. Drum volume 200 liter wadah limbah yang telah berisi
limbah terkompaksi kemudian diimobilisasi dengan semen sehingga menjadi padatan yang kompak.
Gambar 2 menunjukkan drum 200 liter wadah limbah radioaktif .
Gambar 2. Drum 200 liter wadah limbah radioaktif [2]
Drum 200 liter wadah limbah hasil imobilisasi terbuat dari pelat baja karbon rendah yang
terdapat di pasaran. yang kemudian dalam fabrikasinya dilakukan pengelasan. Akibat adanya
pengelasan, maka bahan akan mengalami siklus termal yaitu pemanasan dan pendinginan yang
bervariasi sehingga akan mengakibatkan terjadinya penurunan kekuatan mekanik karena adanya
perubahan stuktur mikro bahan. Hasil pengelasan akan mempunyai kualitas yang baik apabila daerah
lasan yang dihasilkan dapat memberikan kontinuitas yang sempurna antara bagian yang disambung
dengan setiap bagian sambungan, sehingga sambungan dan logam induknya tidak menunjukkan
perbedaan yang jelas. Oleh karena itu ada kondisi-kondisi yang harus dipenuhi dalam proses
pengelasan antara lain adanya pemilihan bahan, suplai energi, cara pengelasan, bebas dari
kontaminasi seperti oksida dan kotoran, proteksi terhadap atmosfir yang baik dan metalurgi las yang
terkontrol.
Perubahan metalurgi yang paling penting dalam pengelasan adalah perubahan struktur mikro
pada Heat Affected Zone (HAZ) maupun daerah las. Perubahan struktur mikro yang terjadi akan
menentukan sifat mekanik pada sambungan las, seperti kuat tarik dan kekerasannya. Hal ini terkait
dengan pemakaian drum wadah limbah yang harus mampu menahan beban tarik yaitu pada saat
pengangkutan ataupun beban tumpuk pada saat penyimpanan, sehingga sambungan las pada drum
wadah limbah harus mempunyai karakteristik yang tidak jauh berbeda dengan bahan induknya.
Diharapkan perubahan struktur mikro dan sifat mekanik yang terjadi masih dalam batas aman dan
menghasilkan sambungan las yang kuat, sehingga pada waktu pengujian tarik bahan tidak putus pada
sambungan lasnya namun pada logam induk atau HAZ. Heat Affected Zone yang biasa disebut daerah
terpengaruh panas adalah daerah dengan jarak tertentu dari sambungan las yang mengalami
pemanasan akibat adanya panas dari pengelasan dan mengalami pendinginan yang lebih lambat.
Dalam penelitian ini dilakukan pengelasan pada pelat baja karbon rendah yang ada di pasaran
yaitu produksi dari PT. Krakarau Steel sebagai bahan drum 200 liter wadah limbah radioaktif.
Pengelasan dilakukan dengan mesin las busur listrik. Perubahan struktur mikro yang terjadi diamati
dengan mikroskop optik kemudian diperkaya dengan hasil pengamatan
mikroskop elektron yang
dilakukan oleh peneliti lain, sedangkan perubahan sifat mekanik diamati dengan cara
16
melakukan
Aisyah: Perubahan Struktur Mikro dan Sifat Mekanik pada Pengelasan Drum Baja Karbon Wadah Limbah Radioaktif
pengujian tarik dan pengujian kekerasan. Penyiapan sampel uji tarik menggunakan standar JIS Z 2201
dan uji tarik dilakukan dengan mesin uji tarik, sedangkan pngujian kekerasan dilakukan dengan mesin
uji kekerasan Vikers.
TATA KERJA
Waktu dan Tempat
Penelitian ini dilakukan di Laboratorium Bidang Teknologi Pengolahan Limbah Radioaktif
Dekontaminasi dan Dekomisioning di Pusat Teknologi Limbah Radioaktif , Badan Tenaga Nuklir
Nasional (BATAN), Kawasan Puspiptek Serpong pada Tahun 2009
Bahan
Bahan yang digunakan dalam penelitian ini adalah pelat baja karbon rendah tebal 3 mm yang
ada di pasaran yang diproduksi oleh PT. Krakatau Steel
dengan komposisi kimia seperti yang
ditunjukkan pada Tabel 1[3], elektrode jenis E 6013 dengan diameter 2,6 mm, amplas, pasta alumina
dan larutan etsa dengan komposisi 3% asam nital.
Tabel 1. Komposisi kimia baja karbon rendah [ 3 ]
Unsur
C
Si
Mn
P
S
Prosentase (%)
0,112
< 0,117
0,443
< 0,0008
< 0,0002
Unsur
Ni
Mo
Cu
Al
Fe
Cr
Prosentase (%)
0,0143
0,0065
0,0176
0,0381
99,350
0,0085
Peralatan
Peralatan yang digunakan dalam penelitian ini adalah las busur listrik type BX 6-160-2, mesin uji
tarik Servopulser Shimadzu, mesin uji keras (Vickers Hardness Testing Machine), mesin grinding,
polishing, mikroskop optik dan lainnya.
Metode
Dalam penelitian ini dilakukan pengelasan terhadap bahan drum yang berupa pelat baja karbon
rendah. Dipelajari perubahan struktur mikro dan sifat mekanik yang terjadi akibat adanya pengelasan.
Perubahan struktur mikro diamati dengan pengujian metalografi, sedangkan perubahan sifat mekanik
diamati dengan melakukan pengujian tarik dan pengujian kekerasan.
Pengelasan
Pengelasan pelat bahan baja karbon rendah dilakukan dengan mesin las Busur Listrik Type BX
6-160-2 dengan arus las 60 – 110 ampere, tegangan busur 24 volt, jenis elektrode E6013, panjang
elektrode 350 mm, diameter kawat 2,6 mm, polaritas AC/DC dan laju las 20 mm/detik [4-6 ].
17
Aisyah: Perubahan Struktur Mikro dan Sifat Mekanik pada Pengelasan Drum Baja Karbon Wadah Limbah Radioaktif
Pengujian metalografi
Pengamatan perubahan struktur mikro akibat pengelasan diamati dengan pengujian metalografi
yang dilakukan pada daerah logam induk, batas antara logam induk dan HAZ, HAZ, daerah batas
antara HAZ dan daerah las serta daerah las. Pengujian dilakukan dengan cara memotong sampel
sesuai ukuran kemudian dibingkai dengan resin dan selanjutnya dilakukan pemolesan. Penggerindaan
dilakukan dengan kertas amplas yang bertingkat kekasarannya sedangkan pemolesan dilakukan
dengan pasta alumina. Sampel yang telah mengkilap dietsa dengan larutan etsa asam nital 3% untuk
selanjutnya diamati struktur mikronya dengan
mikroskop optik [7-10]. Untuk lebih mempedalam
gambaran perubahan struktur mikro maka dilakukan pengkayaan data struktur mikro yang dilakukan
oleh peneliti lain.
Pengujian tarik
Sifat mekanik yang dipelajari adalah kekuatan tarik
dan kekerasan bahan akibat adanya
pengelasan. Pengujian tarik dilakukan untuk mengetahui tegangan tarik, tegangan luluh dan regangan
pada bahan induk dan bahan yang telah mengalami pengelasan Pengujian dilakukan sesuai dengan
standar JIS Z 2201 dengan ukuran sampel seperti yang ditunjukkan pada Gambar 3. Kekuatan tarik
merupakan kemampuan dari sambungan las untuk menerima beban tarik. Pengujian dilakukan dengan
menggunakan mesin uji tarik Servopulser Shimadzu dengan cara menjepit sampel dengan kuat dan
beban diberikan secara kontinyu sampai sampel tersebut putus. Sifat-sifat mekanis yang diharapkan
untuk diketahui adalah kekuatan (tegangan) tarik, kekuatan luluh dan regangan dengan perhitungan
menggunakan rumus [11-13]:
1. Tegangan tarik, yaitu tegangan maksimum yang dapat ditahan oleh sampel
σt = Fmak/A0
(1)
2
dimana σt : Kuat tarik sampel (kg/mm )
Fmak: Gaya maksimum yang dapat ditahan oleh sampel (kg)
A0
2
: Luas penampang awal sampel (mm )
2. Tegangan luluh, yaitu tegangan yang terjadi pada saat terjadi regangan tetap atau plastis
σy = Fmak/A0
dimana
(2)
2
σy : Tegangan luluh (kg/mm )
Fmak : Gaya pada saat sampel mengalami luluh (kg)
A0
2
: Luas penampang awal sampel (mm )
3. Regangan, yaitu perpanjangan benda pada saat keadaan tegang. Regangan yang dimaksud adalah
regangan linier rata-rata
ε = L-L0/ L0
dimana ε : Regangan
L : Panjang benda pada saat putus (mm)
L0 : Panjang awal sampel (mm)
18
(3)
Aisyah: Perubahan Struktur Mikro dan Sifat Mekanik pada Pengelasan Drum Baja Karbon Wadah Limbah Radioaktif
R
R
W
L
P
L
P
W
R
= 200 mm
= 220 mm
= 40 mm
= 25 mm
Gambar 3. Bentuk sampel pada uji tarik ( standar JIS Z 2201) [11,14]
Pengujian Kekerasan
Pengujian kekerasan dimaksudkan untuk mendapatkan data perubahan kekerasan dari bahan
akibat adanya pengelasan. Pengujian dilakukan dengan mesin uji keras (Vickers Hardness Testing
Machine) dengan cara melakukan penekanan pada sampel menggunakan penekan berbentuk piramida
0
intan yang dasarnya bujur sangkar. Besarnya sudut puncak identor piramida intan 136 . Besarnya
angka kekerasan dihitung berdasarkan persamaan [11,15]:
HVN = 1,8544 x P/d
dimana
2
(4)
HVN : Angka kekerasan Vickers (Hardness Vickers
Number )
P : Beban yang digunakan (kg)
d
: Diagonal identasi (mm)
Pengujian kekerasan dilakukan pada sampel pada daerah logam induk, batas antara logam
induk dan HAZ, HAZ, daerah batas antara HAZ dan daerah las serta daerah las
HASIL DAN PEMBAHASAN
Hasil penelitian
tentang perubahan struktur mikro dan sifat mekanik akibat pengelasan
ditunjukkan pada gambar-gambar berikut. Struktur mikro logam induk hasil pengamatan dengan
mikroskop optik pada perbesaran 500 kali ditunjukkan pada Gambar 4. Pada Gambar 4 tampak butirbutir ferrite (berwarna terang), dan fasa pearlite (berwarna gelap). Butir ferrite cenderung lebih halus
dan lunak sedangkan butir pearlite lebih kasar dan keras karena mengandung karbon.
Logam induk mengandung karbon 0,112 % seperti yang ditunjukkan pada Tabel 1 sehingga
dikatakan bahwa baja karbon ini termasuk baja karbon rendah. Selain itu dengan memperhatikan
diagram fasa Fe-C seperti yang ditunjukkan pada Gambar 5 maka baja karbon rendah ini termasuk
jenis baja hypoeutektoid karena prosentase unsur pemadu karbonnnya tidak melebihi 0,8%.
19
Aisyah: Perubahan Struktur Mikro dan Sifat Mekanik pada Pengelasan Drum Baja Karbon Wadah Limbah Radioaktif
Gambar 4. Struktur mikro logam induk, hasil pengamatan dengan
mikroskop optik
Gambar 5. Diagram Fasa Fe – C [16]
20
Aisyah: Perubahan Struktur Mikro dan Sifat Mekanik pada Pengelasan Drum Baja Karbon Wadah Limbah Radioaktif
Pada Gambar 5 tampak bahwa pada suhu kamar baja hypoeutectoid memiliki struktur mikro
yang terdiri dari butiran kristal ferrite dan pearlite. Hal ini sesuai dengan Gambar 4 bahwa struktur mikro
logam induk terdiri dari ferrite dan perlit. Ferrite adalah suatu komposisi logam (fasa) yang mempunyai
0
batas maksimum kelarutan karbon 0,025 % pada suhu 723 C, struktur kristalnya Body Center Cubic
(BCC) dan pada suhu kamar mempunyai batas kelarutan karbon 0,008 %. Sedangkan pearlite ialah
0
campuran eutectoid antara ferrite dengan cementite yang terbentuk pada suhu 723 C
dengan
kandungan karbon 0,83 %. Cementite ialah suatu senyawa yang terdiri dari unsur Fe dan C dengan
perbandingan tertentu (Fe3C) dengan struktur kristalnya Orthohombik [ 16 ]. Pengamatan dengan
mikroskop elektron menunjukkan bahwa struktur pearlite terdiri dari lamelar ferrite dan cementite seperti
yang ditunjukkan pada Gambar 6 [ 17 ].
Gambar 6. Struktur pearlite, hasil pengamatan dengan mikroskop
elektron [17]
Perubahan struktur mikro yang terjadi pada HAZ ditunjukkan pada Gambar 7.
Gambar 7. Struktur mikro daerah HAZ, hasil pengamatan dengan mikroskop optik
Dari Gambar 7 tampak bahwa struktur mikro pada HAZ yang diamati dengan mikroskop optik
pada perbesaran 500 kali terdiri dari ferrite halus, ferrite kasar dan bainite. Heat Affected Zone adalah
daerah pada logam induk yang berdekatan dengan logam las. Selama proses pengelasan daerah ini
mengalami siklus termal pemanasan dan pendinginan agak cepat (sedang), sehingga daerah ini
merupakan daerah yang paling kritis pada sambungan las. Sesuai dengan diagram Continous Cooling
21
Aisyah: Perubahan Struktur Mikro dan Sifat Mekanik pada Pengelasan Drum Baja Karbon Wadah Limbah Radioaktif
Transformation (CCT) seperti yang ditunjukkan pada Gambar 8 tampak bahwa pada proses
pendinginan sedang (garis b), akan terbentuk struktur mikro bainite disamping pearlite. Namun pada
proses pendinginan secara perlahan (garis a) akan terbentuk struktur pearlite dan ferrite, sedangkan
pada proses pendinginan cepat (garis c ) akan terbentuk struktur martensite [ 18 ]
Gambar 8. Diagram Continous Cooling Transformation (CCT)
pada baja karbon [ 18 ]
Bainite yang merupakan agregat dari ferrite dan cementite (Fe3C) terbentuk pada kecepatan
pendinginan sedang dimana pada kondisi ini karbon sulit berdifusi kedalam fasa austenite. Pengamatan
struktur bainite menggunakan mikroskop elektron ditunjukkan pada Gambar 9 dimana struktur bainite
berupa ferrite yang tumbuh dari batas butir austenite yang berbentuk pelat dengan Fe3C berada di
antara plat-plat tersebut [19]
Gambar 9. Struktur mikro bainite, pengamatan dengan mikroskop
elektron [19]
Perubahan struktur mikro yang terjadi pada daerah las seperti ditunjukkan pada Gambar 10.
22
Aisyah: Perubahan Struktur Mikro dan Sifat Mekanik pada Pengelasan Drum Baja Karbon Wadah Limbah Radioaktif
Gambar 10 . Struktur mikro daerah las, pengamatan dengan mikroskop optik
Pada Gambar 10 tampak struktur mikro daerah las yang diamati dengan mikroskop optik pada
perbesaran 500 kali, terdiri dari ferrite Widmanstatten, ferrite acicular, dan ferrite batas butir(grain
boundary ferrite). Struktur mikro ini terbentuk karena daerah las mengalami pendinginan yang cepat.
Pengamatan dengan mikroskop elektron memberikan gambaran struktur mikro daerah las yang lebih
jelas seperti yang ditunjukkan pada Gambar11[ 20 ].
Gambar
11 menunjukkan
bentuk struktur AF, GF dan WF yang terbentuk selama
pengelasan, dimana struktur AF tampak saling berkaitan membentuk interlocking stucture. Struktur
WF terbentuk karena adanya pendinginan cepat pada daerah las. Struktur WF ini memiliki struktur
berbutir panjang (columnar grains). Pertumbuhan struktur WF ini berawal dari logam induk yang tumbuh
ke arah tengah daerah logam las seperti yang ditunjukkan pada Gambar 12.
Gambar 11. Struktur mikro daerah las, pengamatan dengan mikroskop elektron [20]
(AF : Acicular Ferrite,GF : Grain boundary Ferrite dan WF : Widmanstanten Ferrit )
Gambar 12 menjelaskan bahwa titik mula dari struktur pilar (titik A) terletak pada logam induk. Titik ini
tumbuh menjadi garis lebur dengan arah sama dengan sumber panas. Pada garis lebur ini sebagian
dari logam induk ikut mencair dan selama proses pembekuan, logam las tumbuh pada butir-butir logam
induk
23
Aisyah: Perubahan Struktur Mikro dan Sifat Mekanik pada Pengelasan Drum Baja Karbon Wadah Limbah Radioaktif
Gambar 12. Arah pembekuan logam Las [4]
Pada umumnya struktur mikro logam las merupakan kombinasi dari beberapa struktur mikro
berikut [ 15,21,22]:
Ferrite batas butir, terbentuk pertama kali pada transformasi austenite-ferrite dan biasanya
0
terbentuk di sepanjang batas austenite pada suhu 1000 – 650 C.
0
Ferrite widmanstatten, terbentuk pada suhu 750 – 650 C di sepanjang batas butir
austenite
Ferrite acicular, berbentuk intragranular dengan ukuran yang kecil dan mempunyai
0
orientasi arah yang acak. Biasanya ferrite acicular ini terbentuk sekitar suhu 650 C
Bainite, merupakan ferrite yang tumbuh dari batas butir austenite dan terbentuk pada
0
suhu 400 -500 C.
Martensite, terbentuk pada proses pendinginan yang sangat cepat.
Selama proses pengelasan, pada daerah logam las dan HAZ akan mengalami serangkaian
siklus termal,yaitu pemanasan sampai mencapai suhu tertentu yang kemudian
diikuti dengan
pendinginan. Siklus termal tersebut mempengaruhi struktur mikro dan sifat mekanik logam las dan HAZ,
di mana logam las akan mengalami transformasi fasa. Hal ini dapat diilustrasikan seperti pada Gambar
13[23]
Gambar 13. Perubahan struktur mikro pada logam yang mengalami pengelasan [ 23 ]
24
Aisyah: Perubahan Struktur Mikro dan Sifat Mekanik pada Pengelasan Drum Baja Karbon Wadah Limbah Radioaktif
Gambar 13 menyajikan ilustrasi dari hubungan antara struktur mikro dengan distribusi suhu dalam
proses pengelasan. Terlihat adanya perubahan struktur mikro (notasi a,b,c dan d) terkait dengan distribusi
suhu akibat adanya pengelasan. Gambar ilustrasi ini bekaitan dengan diagram fasa Fe-C yang ditunjukkan
pada Gambar 5 yaitu bahwa:
Pada daerah (a) yaitu daerah logam induk, pada suhu dibawah garis A 1 (pada Gambar 5:
0
1333 F) struktur mikro merupakan campuran butir ferrite dan pearlite
Pada daerah (b) pearlite bertransformasi menjadi austenite, namun karena suhunya tidak
dapat melebihi garis A3 (pada Gambar 5: 1670
0
F) maka tidak semua butir ferrite
bertransformasi menjadi austenite, posisi ini biasanya merupakan posisi perbatasan antara
daerah logam induk dan HAZ
Pada daerah (c) adalah daerah yang mengalami siklus termal tepat pada garis A 3 (pada
0
Gambar 5: 1670 F ) maka austenite secara sempurna bertransformasi.
Pada daerah (d) yaitu daerah yang mengalami siklus termal di atas garis A3 (pada Gambar 5:
0
>1670 F ) terjadi pertumbuhan butir. Heat Affected Zone biasanya merupakan daerah yang
mengalami pertumbuhan butir. Butir tumbuh membesar sehingga kekuatan mekanik
menurun
Perubahan struktur mikro pada daerah perbatasan antara HAZ dan daerah las ditunjukkan pada
Gambar 14.
Gambar 14 . Struktur mikro daerah perbatasan antara HAZ dan daerah las, pengamatan dengan
mikroskop optik [24]
Pada Gambar 14 tampak bahwa struktur mikro daerah ini mirip dengan struktur mikro pada
daerah las yaitu terdiri dari ferrite acicular, ferrite batas butir dan ferrite Widmanstatten. Daerah ini
25
Aisyah: Perubahan Struktur Mikro dan Sifat Mekanik pada Pengelasan Drum Baja Karbon Wadah Limbah Radioaktif
mengalami pendinginan yang lebih lambat dari daerah las sehingga struktur ferrite batas butir, ferrite
acicular berupa bilah-bilah yang menyilang namun berbutir kasar
Struktur mikro daerah perbatasan antara logam induk dan HAZ ditunjukkan pada Gambar 15.
Gambar 15. Struktur mikro daerah perbatasan antara HAZ dan logam induk, pengamatan dengan
mikroskop optik [24]
Pada Gambar 15 tampak bahwa daerah ini memiliki struktur mikro yang mirip dengan struktur mikro
logam induk, hal ini karena daerah ini menerima panas yang tidak terlalu tinggi dan pendinginan yang
lambat. Struktur mikro yang terbentuk terdiri dari ferrite, ferrite halus dan pearlite. Struktur mikro ferrite
pada daerah ini tersusun paling renggang dibandingkan dengan struktur mikro pada HAZ. Pada Gambar
15 terlihat ferrite (berwarna terang) dan ferrite halus yang mengisi sela sela struktur ferrite
Hasil pengujian perubahan sifat mekanik yaitu pengujian tarik, luluh, regangan dan kekerasan
ditunjukkan pada Gambar 16,17 dan 18.
T. Luluh
40
30
20
.
10
0
1
2
(1: Logam induk, 2: Las)
Gambar 16. Hasil pengujian kekuatan tarik dan
kekuatan luluh pada logam induk dan
bahan yang mengalami pengelasan.
26
30
T. Tarik
T. Luluh
25
Regangan
Tegangan (kg mm -2)
T. Tarik
50
20
15
10
5
0
Logam
induk
Las
Gambar 17. Hasil pengujian regangan pada
logam induk dan bahan yang
mengalami pengelasan.
Aisyah: Perubahan Struktur Mikro dan Sifat Mekanik pada Pengelasan Drum Baja Karbon Wadah Limbah Radioaktif
Kekerasan (kg mm -2)
210
180
150
120
90
60
30
0
Logam Induk
LI-HAZ
HAZ
HAZ-L
Las
Gambar 18. Hasil pengujian kekerasan pada daerah logam induk, batas antara logam induk dan HAZ,
HAZ, batas antara HAZ dan las serta daerah las.
Gambar 16 menunjukkan perubahan kekuatan tarik bahan akibat pengelasan yaitu kekuatan tarik,
kekuatan luluh pada logam induk dan las, sedangkan Gambar 17 menunjukkan perubahan regangan pada
bahan akibat adanya pengelasan dan Gambar 18 menunjukkan distribusi kekerasan pada daerah logam
induk, HAZ, daerah las, batas antara logam induk dan HAZ serta daerah batas HAZ dan daerah las.
Pada Gambar 16 terlihat bahwa logam induk memiliki kekuatan tarik yang tinggi dibandingkan
dengan logam las. Seperti diketahui bahwa logam induk mengandung unsur Mn 0,443 % dan kandungan
unsur silikon (Si) sebesar 0,117 %. Fungsi dari unsur Mn adalah dapat mengikat karbon (C) membentuk
karbida mangan (Mn3C) yang dapat menaikkan kekuatan, ketangguhan baja dan meningkatkan kekerasan.
Fungsi dari kandungan unsur silikon adalah pembentuk ferrite yang sangat kuat dan juga untuk
menguatkan baja. Nilai regangan untuk logam induk juga lebih tinggi dibandingkan dengan setelah
mengalami pengelasan.
Pada Gambar 18 tampak bahwa logam las memiliki kekerasan yang paling tinggi dibandingkan
dengan yang lainnya. Pada daerah las terjadi pendinginan yang cepat sehingga dalam bahan terkandung
tegangan sisa yang cukup besar. Selain itu struktur mikro pada daerah las ini terdiri dari AF yang saling
berkaitan satu sama lain membentuk interlocking structure dimana struktur seperti ini merupakan struktur
yang paling efektif dalam menahan beban sehingga daerah ini menjadi lebih keras. Namun demikian
daerah ini getas terlihat dari nilai tegangan luluh dan regangannnya yang lebih rendah dibandingkan
dengan logam induk.
Pada HAZ terlihat kekerasan yang menurun dibandingkan dengan logam induk maupun daerah
las. Seperti yang ditunjukkan pada Gambar 13. tentang hubungan antara distribusi suhu dan struktur mikro
terlihat bahwa pada daerah (d) tampak terjadi pertumbuhan butir. Butir menjadi lebih besar yang
mengakibatkan bahan menjadi lunak dan lemah. Hal ini sesuai dengan Persamaan Hall-Petch yang
menggambarkan hubungan antara kekuatan baja dengan ukuran butirnya dengan
rumus sebagai berikut
[ 21,25 ]:
σy = σf + K.D
-1/2
(5)
dimana σy: batas luluh
σf: tegangan friksi
27
Aisyah: Perubahan Struktur Mikro dan Sifat Mekanik pada Pengelasan Drum Baja Karbon Wadah Limbah Radioaktif
K: konstanta
D: diameter butir.
Dari rumus tersebut tampak bahwa semakin halus ukuran butir suatu bahan, maka bahan akan memiliki
kekuatan yang besar. Sedangkan pada HAZ terjadi pendinginan yang lambat sehingga butir akan
membesar. Butir yang besar memiliki kekerasan yang lebih kecil.
Hasil pengujian kekerasan pada daerah batas antara las dan HAZ terlihat bahwa pada daerah ini
struktur mikronya mirip dengan struktur mikro daerah las, namun ferrite yang terbentuk lebih kasar
dibandingkan dengan ferrite pada daerah HAZ. Semakin kasar struktur ferrite maka semakin tinggi nilai
kekerasannya namun bahan semakin getas.
Hasil pengujian kekerasan pada daerah batas logam induk dan HAZ menunjukkan kekerasan yang
lebih rendah dari logam induk tapi lebih tinggi dari HAZ. Daerah ini menerima panas yang tidak terlalu
tinggi dibandingkan dengan HAZ karena memang letaknya lebih jauh dari daerah las. Oleh karena itu
daerah ini hanya sedikit mengalami perbesaran butir sehingga hanya sedikit mengalami penurunan
kekerasan dibandingkan dengan daerah logam induk.
Secara keseluruhan memang terjadi perubahan struktur mikro dan sifat mekanik akibat adanya
siklus termal pada pengelasan. Namun dari hasil pengujian kekuatan mekanik (pengujian tarik dan
pengujian kekerasan) menunjukkan nilai yang masih dalam batas wajar dan selamat bagi drum wadah
limbah yang mengalami beban tarik pada saat pengangkutan dan beban tumpuk dalam penyimpanan. Hal
ini sejalan dengan sifat mampu las (weldability) dari bahan drum wadah limbah yang dapat diketahui
dengan menghitung nilai karbon ekivalen (Ceq) dengan rumus [4,26]:
Ceq = (C + 1/6 Mn +1/24 Si + 1/40 Ni + 1/5 Cr + ¼ Mo + 1/14 V)%
(6)
Mampu las (weldability) merupakan ukuran kemampuan suatu bahan untuk dapat dilas dengan
hasil memuaskan baik dari segi mekanis, fisis maupun kimiawi. Faktor utama weldability suatu bahan
logam adalah komposisi bahan dasar, masukan panas dan laju pendinginan. Masukan panas dan laju
pendinginan merupakan karakteristik dari proses pengelasan dan teknik yang dipakai.
Apabila Ceq sama atau lebih kecil dari 0,45% maka baja tersebut cukup weldable dan pengelasan
tidak memerlukan cara-cara khusus, bila Ceq sama atau lebih besar 0,45% maka baja memerlukan
perlakuan khusus dalam pengelasan. Dari komposisi jenis baja karbon yang dipakai dalam penelitian ini,
maka didapat harga Ceq sebesar 0,194%. Harga Ceq ini masih berada dalam batas aman, sehingga
dikatakan bahwa baja karbon yang dipakai sebagai
bahan drum wadah limbah radioaktif memiliki
kemampuan las yang baik.
KESIMPULAN
Dari hasil penelitian yang telah dilakukan dapat disimpulkan bahwa adanya pengelasan pada
bahan drum baja karbon mengakibatkan terjadinya perubahan struktur mikro dan sifat mekanik.
Perubahan struktur mikro terjadi karena adanya siklus termal yaitu pemanasan yang diikuti dengan
pendinginan akibat pengelasan. Pada daerah las terbentuk struktur AF yang membentuk interlocking
structure sehingga daerah las ini menjadi keras. Namun demikian daerah ini lebih getas dibandingkan
dengan logam induknya, karena adanya pendinginan yang cepat mengakibatkan tersimpan energi
tegangan sisa yang lebih banyak. Pada daerah yang paling kritis yaitu HAZ terbentuk struktur mikro bainite
28
Aisyah: Perubahan Struktur Mikro dan Sifat Mekanik pada Pengelasan Drum Baja Karbon Wadah Limbah Radioaktif
yang merupakan agregat dari ferrite dan cementite. Struktur bainite ini sebenarnya agak keras karena
mengandung karbon. Namun pada daerah ini yang dominan adalah adanya pendinginan lambat yang
mengakibatkan perbesaran butir sehingga menurunkan kekuatan dan kekerasannya. Namun demikian
perubahan struktur mikro dan sifat mekanik yang terjadi masih dalam batas yang wajar dan selamat bagi
drum wadah limbah. Hal ini sejalan dengan harga Ceq sebesar 0,194 % yang menunjukkan bahwa bahan
ini memiliki kemampuan las yang baik, sehingga yang perlu diperhatikan adalah meminimalkan pengaruh
pengelasan terhadap perubahan struktur mikro sehingga penurunan kekuatan mekanik masih dalam
batas yang selamat.
DAFTAR PUSTAKA
[1].
[2].
[3].
[4].
[5].
[6].
[7].
[8].
[9].
[10].
[11].
[12].
[13].
[14].
[15].
[16].
[17].
[18].
[19].
[20].
[21].
[22].
[23].
Pusat Teknologi Limbah Radioaktif, Laporan Analisis Keselamatan rev. 5, PTLR, Tangerang,
(2006).
Pusat Teknologi Limbah Radioaktif, Pengelolaan Limbah, http://www.batan.go.id/ptlr/08id, diunduh
pada tanggal 12 Mei 2008
Wardoyo, T. J., Metode Peningkatan Tegangan Tarik dan Kekerasan pada Baja Karbon Rendah
Melalui Baja Fasa Ganda, Teknoim, 10(3): 237-248, (2005).
Wiryosumarto, H. dan Okumura, T., Teknologi Pengelasan Logam, PT. Pradya Paramita, Jakarta,
(2000).
Messler, R.W., Principles of Welding (Processes, Physics, Chemistry, and Metallurgy), John Wiley
and Sons, United States, (1999).
th
Kelly, F., Handbook, Vol. 6 : Welding, Brazing and Soldering, 9 ed, ASM, USA, (1992).
th
George F. Vander Voort, ASM Handbook, Vol. 9 : Metallography and Micro Structures, 9 ed,
ASM, USA, (1992).
nd
Sindo Kou, Welding Metallurgy, 2 ed., John Wiley & Sons, Inc, New York, (2003).
Amelinckx, S., et.al., Handbook of Microscopy: Applications in Materials Science, Solid-State
st
Physics and Chemistry, 1 ed., Wiley-VCH, (1996).
Yajiang, L.I., et.al., XRD and TEM Analysis of Microstructure in the Wwelding Zone of 9Cr-1Mo-VNb Heat Resisting Steel, Bulletin of Materials Science, 25 (3): 213-217, (2002).
th
Khun, H., Meslin, D, ASM Handbook, Vol. 8 : Mechanical Testing and Evaluation, 9 ed, ASM,
USA, (1992)
th
Crancovic, M.G., SM Handbook, Vol. 10 : Materials Characterization, 9 ed, ASM, USA, (1992).
ASTM Standards, Metal Test Methods and Analytical Procedures Volume 03.01 Edisi 3, West
Conshohocken, (2001).
Pimenta. G., and Bastian, F., Influence of Plate Thickness on the Mechanical Properties of Welded
Joints Subjected to Long-Term Post Weld Heat, Journal of Materials Engineering and Performance,
11(2): 130-137, (2002).
Tata Surdia, dkk., Pengetahuan Bahan Teknik, Edisi 4, PT. Pradya Paramita, Jakarta, (1999)
Anonim, Besi dan Baja, http://www.sapuijux.multiply.com/journal/item/18/besi dan baja, diunduh
tanggal 5 Mei 2008
Anonim, Transformasi Baja pada Kondisi Non Equilibrium, http://its.ac.id/personal/material/750fahmi, diunduh pada tanggal 4 Mei 2008.
Anonim, Perlakuan Panas (Heat Treatment) pada Baja, http://gregorius.blogdetik.com, diunduh
pada tanggal 7 Mei 2008.
George F.,Vander Voort, Microstructure of Ferrous Alloys, Research & Technology, Buhler Ltd,
Lake Bluff,Il, 2001, http://www.industrialheating.com/articles/Cover_strory/93096f835 cbb 70 10
Vgn VCM 100000f932a 8c0, diunduh pada tanggal 8 Mei 2008
Setiawan, A., Wardana,Y.A.Y., Analisa Ketangguhan dan Struktur Mikro pada Daerah Las dan HAZ
Hasil Pengelasan Sumerged ARC Welding pada Baja SM 490, Jurnal Teknik Mesin, 8 (2): 57-63,
(2006).
nd
Karl-Eric, T., Steel and Its Heat Treatment, 2 ed , Buffer Warth & Co, Boston, London, (1994).
Pllack, W.H., Pollack, H., Meterials Sience And Metallurgy, Reston Publising Company, Virginia.
(1997)
Anonim, The Metallurgy of Carbon Steel, http://www.gowelding.com/met/Carbon.htm, diunduh
tanggal 5 mei 2008
29
Aisyah: Perubahan Struktur Mikro dan Sifat Mekanik pada Pengelasan Drum Baja Karbon Wadah Limbah Radioaktif
[24].
[25].
[26].
30
Santoso, J., Pengaruh Arus Pengelasan Terhadap Kekuatan Tarik dan Ketangguhan Las SMAW
dengan Elektroda E7018, Skripsi Strata 1,Fakultas Teknik, Universitas Negeri Semarang,
Semarang, (2006).
Trindade Filho, V.B., et.al., Normalizing Heat Treatment Effect on Low Alloy Steel Weld Metals, J.
Braz. Soc. Mech. Sci. & Eng, 26 (1): 62-66, (2004).
Steiner, R., ASM Handbook, Volume 1: Properties and Selection: Irons, Steels, and HighPerformance Alloys, ASM, USA, (1998)
Jurnal Teknologi Pengelolaan Limbah (Journal of Waste Management Technology), ISSN 1410-9565
Volume 14 Nomor 2 Desember 2011 (Volume 14, Number 2, December, 2011)
Pusat Teknologi Limbah Radioaktif (Radioactive Waste Technology Center)
KARAKTERISASI DAN IDENTIFIKASI
BAKTERI TOLERAN URANIUM
PADA LIMBAH URANIUM FASE ORGANIC TBP-KEROSIN
Mirna Windiya Jayanti1) , Bernadetta Octavia1), M. Yazid2)
1)
Program Studi Biologi, FMIPA-Universitas Negeri Yogyakarta
Karangmalang-Yogyakarta
2) Pusat Teknologi Akseleator dan Proses Bahan- BATAN
Jl. Babarsari, Yogyakarta
ABSTRAK
KARAKTERISASI DAN IDENTIFIKASI BAKTERI TOLERAN URANIUM PADA LIMBAH
URANIUM FASE ORGANIK TBP-KEROSIN. Karakterisasi dan identifikasi bakteri tolerant uranium pada
limbah uranium fase organic TBP-Kerosin telah dilakukan. Penelitian ini bertujuan untuk mengisolasi
dan mengidentifikasi bakteri toleran uranium pada limbah uranium fase organik TBP-kerosin. Bakteri
toleran uranium diisolasi secara selektif dari media pengkayaan yang terdiri dari 10%v/v limbah uranium
dalam media glukosa cair sehingga diperoleh 10 koloni. Masing-masing koloni disubkultur pada media
isolasi dan skrinning sehingga diperoleh isolat kultur murni bakteri toleran uranium. Masing-masing
kultur murni tersebut ditumbuhkan pada media yang mengandung uranium dengan variasi
konsentrasi 0 ppm, 120 ppm,150 ppm, dan 180 ppm. Isolat bakteri yang memiliki konstanta
pertumbuhan instan tertinggi pada media yang mengandung 180 ppm uranium merupakan bakteri
toleran uranium terpilih yang selanjutnya dikarakterisasi. Karakterisasi isolat bakteri terdiri dari;
morfologi koloni, morfologi sel, pewarnaan gram, dan uji biokimiawi. Hasil karakterisasi diidentifikasi
dengan metode profile matching dengan genus acuan yang ditelusuri pada Bergey’s Manual of
Determinative. Hasil identifikasi menujukkan bahwa isolat-isolat bakteri toleran uranium terpilih
termasuk dalam genus Pseudomonas, Escherichia dan Citrobacter.
Kata kunci : Karakterisasi, identifikasi, bakteri, limbah uranium
ABSTRACT
CHARACTERIZATION AND IDENTIFICATION OF URANIUM TOLERANT BACTERIA IN TBPKEROSIN ORGANIC PHASE OF URANIUM WASTE. Characterization and identification of uranium
tolerant bacteria in TBP-Kerosene organic phase of uranium waste has been investigated. The purpose
of this research was to characterize and identify uranium tolerant bacteria from uranium waste. The
uranium tolerant bacteria was selectively isolated from enrichment medium which is consist of 10%v/v
uranium waste in liquid glucose then ten colonies were isolated. Each colony was sub cultured in
isolation and screening agar media then the pure culture isolate of uranium tolerant bacteria was
resulted. Each pure culture was grown on media which contain of uranium in varies concentration; 120
ppm, 150 ppm, and 180 ppm. Isolate with the highest instantaneous growth constant in concentration
180 ppm uranium was the chosen of uranium tolerant bacteria and then was characterized.
Characterize of isolate consist of; colony morphology, cell morphology, gram coloring and biochemical
test. The result of characterization was identified by profile matching method with references genus
which is traced in Bergey’s Manual of Determinative. Identification result showed that uranium tolerant
bacteria include in genus of Pseudomonas, Escherichia and Citrobacter.
Keywords: Characterization, identification, bacteria, uranium waste.
PENDAHULUAN
Pemanfaatan teknologi nuklir dan zat radioaktif di berbagai negara pada bidang kedokteran,
farmasi, biologi, dan industri telah menciptakan bermacam-macam produk yang berguna bagi
kesejahteraan manusia. pemanfaatan teknologi nuklir di Indonesia telah dikembangkan sejak tahun
[1]
1986 dan pemanfaatannya telah diterapkan pada berbagai bidang ilmu pengetahuan .
31
:
Mirna Windiya Jayanti, Bernadetta Octavia, M. Yazid: Karakterisasi dan Identifikasi Bakteri Toleran Uranium pada Limbah
Uranium Fase Organic Tbp-Kerosin
Salah satu dampak negatif pemanfaatan teknologi nuklir di berbagai bidang yaitu timbulnya
limbah radioaktif yang dapat mencemari lingkungan dan membahayakan keselamatan manusia.
menyatakan bahwa kegiatan industri nuklir menimbulkan limbah cair organik radioaktif seperti limbah
detergen persil dari pencucian pakaian kerja radiasi, limbah solven 30% TBP (tri-nbutylphosphate)
dalam kerosin dari pemurnian atau pengambilan uranium dari kegagalan fabrikasi bahan bakar nuklir,
limbah solven yang mengandung D2EHPA (di-2-ethyl hexylphosphoric acid), dan TOPO
[2]
(trioctylphospineoxide) .
Limbah-limbah tersebut merupakan limbah cair organik radioaktif yang yang mengandung unsur
radioaktif uranium serta anak luruhnya. Oleh karena itu, limbah-limbah tersebut harus memiliki
pengelolaan yang optimal untuk menjamin keselamatan manusia dan lingkungan.
Salah satu metode alternatif yang dikembangkan untuk menangani masalah lingkungan yang
tercemar logam berat dan dapat diterapkan pada proses pengolahan limbah yakni bioremidiasi.
Bioremidiasi adalah proses pembersihan lingkungan dari bahan pencemar dengan menggunakan
[3]
material biologis antara lain tumbuhan dan mikroorganisme .
Keuntungan menggunakan mikroorganisme sebagai agen bioremidiasi yaitu tersedia di alam,
biaya produksi yang murah, mampu melakukan recovery logam yang spesifik, dan mudah diperlakukan
dalam limbah skala besar karena memiliki kinetika yang cepat dan tingkat selektivitas yang tinggi dalam
[4]
mengurangi logam .
Selain itu, bioremediasi dapat dijadikan sebagai metode alternatif
penanggulangan pencemaran karena sudah diakui mempunyai kelebihan yaitu ramah lingkungan
karena senyawa organik mengalami mineralisasi dan menghasilkan produk akhir yang stabil dan tidak
[5]
beracun .
Pemahaman mekanisme strategi bioremidiasi pada daerah tercemar dan mikroorganisme yang
berperan sebagai agen bioremidiasi akan diperoleh jika pengetahuan akan distribusi dan
keanekaragaman mikroorganisme telah dipelajari terlebih dulu. Keanekaragaman mikroorganisme
menyebabkan mereka melimpah di bumi. Sebagian besar dari mikroorganisme tersebut belum
diketahui karena 96 % mikroorganisme tersebut belum diisolasi di dalam laboratorium. Domain
mikroorganisme yang belum dieksplorasi memiliki potensial yang besar pada bidang agrokultur,
kehutanan, industri makanan, obat-obatan, remidiasi logam, dan lainnya. Untuk lebih memahami
mekanisme bioremidiasi oleh mikroorganisme, dan proses yang terjadi pada mikroorganisme di
[6 ]
lingkungan, maka mikroorganisme tersebut perlu diisolasi dan dikarakterisasi .
Salah satu mikroorganisme yang berpotensi dalam bioremidiasi lingkungan adalah bakteri.
Bakteri hidup pada berbagai habitat (dari kondisi yang ideal hingga pada lingkungan yang ekstrim)
untuk mendukung setiap bentuk kehidupan di bumi.. Mengetahui pola keanekaragaman bakteri
merupakan salah satu hal yang penting karena bakteri meliputi sebagian besar keanekaragaman
spesies di bumi, mereka berperan dalam berbagai siklus yang mendukung kehidupan bumi, dan
keanekaragamannya berperan penting dalam bioremidiasi dan memiliki prospek biologis (dalam
[7]
pengobatan dan industri) .
Berdasarkan uraian di atas, dimungkinkan terdapat bakteri toleran uranium yang mampu hidup
di dalam limbah uranium fase organik TBP-Kerosin. Sehingga pada penelitian ini akan dilakukan isolasi,
karakterisasi, dan identifikasi bakteri toleran uranium yang bersumber pada limbah uranium fase
organik TBP-Kerosin. Dengan demikian isolat–isolat bakteri toleran uranium yang telah diidentifikasi
diharapkan merupakan bakteri toleran uranium indigenous Indonesia yang dapat dipelajari
keanekaragamannya dan dapat berpotensi dalam bioremidiasi lingkungan.
Penelitian ini bertujuan untuk memperoleh isolat bakteri toleran uranium, mengetahui
karakteristik bakteri bakteri toleran uranium dan menduga genus bakteri toleran uranium yang berasal
dari limbah uranium fase organik TBP –Kerosin berdasarkan karakter fenotipiknya.
TATA KERJA
Preparasi sampel
Limbah uranium fase organik TBP-Kerosin berasal dari Laboratorium Bioremidial PT ABP
BATAN Yogyakarta yang telah disiapkan. Sampel dimasukkan ke dalam botol sampel yang telah
disediakan oleh pihak BATAN. Pada sampel limbah uranium fase organik TBP-Kerosin dilakukan
pengamatan parameter fisikawi yaitu warna dan temperatur serta pengukuran parameter kimiawi yaitu
238
pH. kadar uranium, dan aktivitas radionuklida uranium U .
Isolasi Bakteri Toleran Uranium
Metode isolasi untuk mendapatkan isolat bakteri toleran uranium terdiri dari beberapa tahap,
yaitu :
32
Jurnal Teknologi Pengelolaan Limbah (Journal of Waste Management Technology), ISSN 1410-9565
Volume 14 Nomor 2 Desember 2011 (Volume 14, Number 2, December, 2011)
Pusat Teknologi Limbah Radioaktif (Radioactive Waste Technology Center)
Preparasi media enrichment, dimana media enrichment merupakan media diperkaya untuk
menumbuhkan bakteri toleran uranium yang berada pada limbah uranium fase organik TBP-Kerosin.
Media ini terdiri dari 10 %(v/v) limbah uranium fase organik TBP-Kerosin di dalam media glukosa cair
dengan volume total 250 mL. Media dishaker dengan kecepatan 150 rpm hingga media berubah
0
menjadi keruh (terdapat pertumbuhan bakteri) pada suhu ruang (± 28 C). Tahap preparasi media
isolasi dan skrinning, dimana media yang digunakan untuk isolasi pertumbuhan bakteri toleran uranium
terdiri dari agar 9 gram, tryptone 5 gram, yeast extract 2.5 gram dan glukosa 1 gram ditambahkan
akuadest sampai volumenya menjadi 1 liter. Media didihkan di atas hot plate dan didinginkan sejenak
setelah media masak. Pada pembuatan media isolasi dan skrining yang mengandung 20 ppm uranium,
sebanyak 5 mL uranil nitrat 1000 ppm dimasukkan ke dalam labu ukur 250 mL kemudian ditambahkan
media isolasi sampai tanda tera labu ukur 250 mL. Media dalam labu ukur tersebut dikocok kemudian
dimasukkan ke dalam erlemeyer 500 mL. Media isolasi dan skrinning yang mengandung 20 ppm
o
uranium disterilkan dengan autoclave pada suhu 121 C dengan tekanan 1 atm selama 15 menit.
Media isolasi dan skrinning yang mengandung 20 ppm uranium dituang pada petridish di dalam
LAF (laminar air flow) setelah media hangat. Media yang padat disimpan di lemari es dengan kondisi
terbalik. Media ini merupakan media isolasi dan skrinning yang mengandung 20 ppm uranium untuk
isolasi bakteri toleran uranium secara selektif.
2.3 Isolasi Bakteri Toleran Uranium
Media enrichment yang sudah keruh dikocok kemudian diambil secara aseptik satu ose penuh
dan diinokulasikan dengan metode quadrant streak plate pada media isolasi dan skrinning agar plate
yang mengandung 20 ppm uranium. Media yang telah diinokulasi selanjutnya diinkubasi pada suhu
O
ruang (±28 C) sampai tumbuh koloni-koloni bakteri pada permukaan media isolasi dan skrinning agar
plate yang mengandung 20 ppm uranium.
Tahap subkultur (kultur murni) isolat bakteri toleran Uranium, koloni-koloni bakteri yang tumbuh terpisah
pada media isolasi dan skrinning agar plate yang mengandung 20 ppm uranium, kemudian
ditumbuhkan pada media isolasi dan skrinning agar miring yang mengandung 20 ppm uranium. Pada
tahap subkultur ini akan diperoleh sejumlah kultur murni isolat bakteri toleran uranium yang selanjutnya
masuk dalam tahap skrining.
Skrining isolat bakteri toleran Uranium, metode skrining untuk mendapatkan isolat bakteri toleran
uranium terpilih terdiri dari beberapa tahap yaitu : pengukuran pertumbuhan isolat bakteri toleran
Uranium. Masing-masing kultur murni isolat bakteri toleran uranium diambil secara aseptik satu ose
penuh dan diinokulasikan pada media Nutrient Broth yang mengandung 20 ppm uranium. Media
O
tersebut kemudian dishaker dengan kecepatan 120 rpm pada suhu ruang (±28 C) dan diinkubasi
6
sampai jumlah sel minimal 10 sel/mL. Isolat bakteri toleran uranium yang telah mencapai jumlah sel
6
minimal 10 sel/mL diinokulasikan sebanyak 10%(v/v) mL ke dalam masing-masing media Nutrient
Broth yang mengandung variasi konsentrasi uranium yaitu 0 ppm, 120 ppm, 150 ppm, dan 180 ppm
O
kemudian dishaker dengan kecepatan 120 rpm pada suhu ruang (±28 C).
Pertumbuhan isolat bakteri toleran uranium pada interval waktu 0 sampai 120 jam ditentukan
dengan mengukur kekeruhan atau nilai OD (optical density) dengan spektofotometrik pada panjang
gelombang 620nm. Pengukuran Optical Density dikonversi dengan Klett unit yaitu:
1 Klett unit = nilai OD yang terukur x 500
Pengukuran parameter pertumbuhan isolat bakteri toleran Uranium. Kurva OD (optical density)
pertumbuhan isolat bakteri toleran uranium digunakan untuk mengukur parameter pertumbuhan yaitu
menghitung konstanta kecepatan pertumbuhan instan (µ), jumlah generasi (n), waktu generasi (g), dan
konstanta kecepatan rerata pertumbuhan (k) masing-masing isolat bakteri. Isolat bakteri toleran
uranium terpilih adalah isolat bakteri yang memiliki konstanta kecepatan pertumbuhan instan (µ) paling
besar pada media Nutrient Broth yang mengandung180 ppm uranium.
Dalam penelitian ini persamaan yang digunakan untuk mengukur parameter pertumbuhan yang
menurut Madigan et al.,(2000) yaitu:
a. Jumlah generasi (n):
b. Konstanta kecepatan pertumbuhan rerata (k):
33
:
Mirna Windiya Jayanti, Bernadetta Octavia, M. Yazid: Karakterisasi dan Identifikasi Bakteri Toleran Uranium pada Limbah
Uranium Fase Organic Tbp-Kerosin
c. Konstanta kecepatan pertumbuhan instan (µ) :
d.
Waktu generasi (g):
g = 1/k
dimana Nt: populasi bakteri pada waktu tertentu, No: populasi awal bakteri, (t-to) : waktu inkubasi
Log 2 :0,301, Log e :0,43429
Karakterisasi fenotipik isolat bakteri toleran Uranium, dilakukan pada semua kultur murni solat
bakteri toleran uranium. Karakterisasi ini meliputi pengamatan morfologi koloni, morfologi sel, dan
pengecatan gram sedangkan pada isolat bakteri toleran uranium terpilih juga dilakukan uji biokimiawi.
Pengamatan morfologi koloni, dilakukan dengan menginokulasikan masing-masing kultur murni
isolat bakteri toleran uranium pada media isolasi dan skrining agar plate, media isolasi dan skrining
agar miring, dan media nutrient broth.
Pengamatan morfologi sel dan penentuan sifat gram, dilakukan dengan cara pengecatan gram.
Pengecatan gram dilakukan dengan membuat olesan bakteri toleran uranium pada gelas benda yang
bersih dan bebas lemak. Olesan bakteri tersebut difiksasi dengan melewatkannya beberapa kali di atas
nyala api bunsen. Setelah kering, dibubuhi secara merata dengan gram A (kristal violet), dibiarkan
selama 30 detik kemudian dicuci bersih dengan air mengalir. Olesan bakteri dibubuhi merata dengan
gram B (larutan iodine),dibiarkan selama 30 detik dan dicuci dengan air mengalir. Lakukan dekolorisasi
(penghilangan warna) dengan membubuhkan olesan tersebut dengan gram C (etil alkohol 95%) selama
10-30 detik. Dekolorisasi telah terjadi dan berakhir ketika aliran solvent (etil alkohol) menjadi tidak
berwarna lagi. Olesan bakteri dibubuhi dengan gram D (safranin) selama 20-30 detik dan dicuci dengan
air mengalir. Olesan bakteri dikeringkan dengan kertas penghisap. Preparat bakteri diamati dengan
mikroskop. Bakteri gram positif (+) ditunjukkan oleh warna ungu, sedangkan gram negatif (-)
ditunjukkan oleh warna merah.
Uji biokimiawi meliputi pengujian fermentasi karbohidrat, dilakukan dengan mengambil masingmasing satu ose koloni bakteri dan diinokulasikan dalam masing-masing media glukosa, laktosa,
maltosa, dan sukrosa. Ke dalam media pengujian fermentasi karbohidrat ditambahkan indikator phenol
red untuk memperjelas perubahan warna yang terjadi sebagai reaksi fermentasi. Disamping itu terdapat
tabung durham dalam posisi terbalik di dalam media untuk melihat gas yang terbentuk sebagai reaksi
O
fermentasi. Masing-masing media diinkubasi pada suhu 37 C selanjutnya diamati perubahan warna
media yang terjadi. Warna kuning menunjukkan media bersifat asam (hasil positif untuk uji fermentasi
karbohidrat) sedangkan warna merah muda menunjukan media yang bersifat basa.
Pengujian hidrolisa zat pati, dilakukan dengan cara menginokulasikan dengan cara
menggoreskan satu ose koloni bakteri pada media starch agar. Media yang telah diinokulasi diinkubasi
O
pada suhu 37 C selama 2x24 jam. Uji positif ditunjukkan dengan terbentuknya zona jernih di sekitar
koloni, sebaliknya uji negatif ditunjukkan dengan tidak terbentuknya zona jernih
Produksi sulfur dan uji motilitas, dilakukan dengan menginokulasikan satu ose koloni bakteri
O
dengan metode tusukan pada media SIM. Media diinkubasi pada suhu suhu 37 C selama 24 jam,
selanjutnya diamati ada tidaknya pembentukan sulfur dan motilitas koloni bakteri.
Hasil sulfur positif ditandai dengan terbentuknya warna hitam pada media SIM. Kekeruhan yang
menyebar sepanjang bekas tusukan menunjukkan reaksi positif terhadap motilitas bakteri.
Pengujian sitrat sebagai sumber karbon, dilakukan dengan cara menginokulasikan koloni bakteri
O
pada media Simmon Citrate. Media diinkubasi pada suhu 37 C selama 24 jam, selanjutnya diamati
perubahan warna media yang terjadi. Warna biru menunjukkan reaksi positif dan warna hijau
menunjukkan reaksi negatif pada media Simmon Citrate
Produksi Indol dilakukan dengan cara menginokulasikan koloni bakteri pada media Triptone
Broth selama 24 jam. Uji pembentukan indol dilakukan dengan menambahkan reagen Kovaks pada
media tersebut. Adanya cincin merah yang terbentuk pada media tersebut menunjukkan reaksi positif
terhadap pembentukkan indol.
Uji katalase dilakukan dengan cara menginokulasikan satu ose koloni bakteri pada gelas benda
steril kemudian ditetesi H2O2. Timbulnya gelembung gas menunjukkan reaksi positif terhadap uji
katalase.
Uji Voges-Proskauer (VP) dilakukan dengan cara menginokulasikan satu ose koloni bakteri
pada media MRVP broth. Media MRVP broth yang keruh (terdapat pertumbuhan bakteri) diambil
masing-masing 1 mL dan dimasukan dalam tabung reaksi steril. Pada tabung reaksi tersebut
ditambahkan 0,6 mL larutan alpha naphtol dan 0,2 mL KOH 40% kemudian dikocok. Pada tabung
reaksi tersebut ditambahkan sedikit kristal kreatinin untuk mempercepat reaksi kemudian dikocok
kembali dan didiamkan ± 2 jam. Reaksi positif ditandai dengan terbentuknya warna merah muda
34
Jurnal Teknologi Pengelolaan Limbah (Journal of Waste Management Technology), ISSN 1410-9565
Volume 14 Nomor 2 Desember 2011 (Volume 14, Number 2, December, 2011)
Pusat Teknologi Limbah Radioaktif (Radioactive Waste Technology Center)
0
sampai merah delima. Sisa MRVP broth diinkubasi kembali selama 48 jam pada suhu 35 C untuk
digunakan dalam uji methyl red.
0
Uji MR (Methyl Red) MRVP broth yang telah diinkubasi kembali selama 48 jam pada suhu 35 C,
ditambahkan 5 tetes indikator methyl red. Reaksi positif ditandai dengan terbentuknya warna merah dan
negatif jika terbentuk warna kuning.
Identifikasi isolat bakteri toleran Uranium dilakukan dengan metode profile matching . Pada
metode profile matching data karakter morfologi koloni, morfologi sel, dan uji biokimiawi dicocokkan
dengan karakter genus acuan Pseudomonas, Escherichia dan Citrobacter yang ditelusuri melalui
Bergey’s Manual of Determinative.
HASIL DAN PEMBAHASAN
Penentuan sifat fisikawi dan kimiawi limbah Uranium fase TBP-kerosin
Limbah uranim fase organik TBP-Kerosin berasal dari proses ekstrasi uranium di laboratorium
BATAN dan disimpan dalam drum yang diletakkan dalam ruangan yang khusus. Pada waktu
pengambilan limbah dilakukan pengukuran dan pengamatan faktor fisika dan kimia yaitu warna, suhu,
pH, kadar uranium dan aktivitas radionuklidan uranium. Hasil penentuan sifat fisikawi dan kimiawi
limbah uranim fase organik TBP-Kerosin disajikan dalam tabel di bawah ini.
Tabel 1. Parameter fisikawi dan kimiawi limbah uranium uranim fase organik TBP-Kerosin
NO.
1
2
3
4
5
Parameter Fisikawi dan Kimiawi
Warna
Suhu
pH
Kadar uranium
Aktivitas radionuklida uranium U
238
Hasil Pengukuran
Coklat pekat
o
29 C
7.5
90-100 ppm
3
1.23 x 10 Bq/L
Data pengamatan limbah uranium fase organik TBP-Kerosin secara fisikawi dan kimiawi dapat
dijadikan data pengamatan habitat awal bakteri toleran uranium. Limbah uranium fase organik TBP0
Kerosin memiliki suhu 29 C, pH 7.5, memiliki kadar uranium 90-100 ppm, dan memiliki aktivitas
238
3
radionuklida U yaitu 1.23 x 10 Bq/L. Jadi bakteri-bakteri yang tumbuh dalam limbah uranium fase
organik TBP-Kerosin kemungkinan telah beradaptasi dengan melakukan mekanisme detoksifikasi
tertentu untuk tetap hidup di lingkungan yang mengandung uranium.
Limbah uranium ini masih disimpan dan belum diperbolehkan untuk dibuang ke lingkungan
238
karena limbah ini masih mengandung uranium dan aktivitas radionuklida U
masih di atas batas
tertinggi. Menurut Surat Keputusan KA. BAPETEN No. 02/Ka-BAPETEN/V-99 Tentang Baku Tingkat
3
Radioaktivitas di Lingkungan, batas tertinggi tingkat radioaktivitas di lingkungan adalah 1 x 10 Bq/L.
Metode pengolahan limbah secara fisikawi dan kimiawi untuk mengolah limbah dengan kadar uranium
kurang dari 100 ppm membutuhkan biaya yang tinggi sehingga diperlukan metode alternatif yang dapat
mengolah limbah dan mengunduh kembali uranium di dalam limbah tersebut.
Salah satu upaya alternatif yang telah dikembangkan dalam berbagai penelitian yaitu
memanfaatkan potensi bakteri sebagai agen bioremidiasi. Untuk memahami mekanisme strategi
bioremidiasi uranium dan bakteri-bakteri yang berperan sebagai agen bioremidiasi, maka bakteri toleran
uranium tersebut perlu diisolasi dikarakterisasi dan diidentifikasi.
Isolasi selektif bakteri toleran Uranium
Isolasi bakteri toleran uranium pada limbah uranium fase organik TBP-Kerosin diawali dengan
pengkayaan bakteri di dalam media enrichment. Media enrichment mengandung limbah uranium fase
organik TBP-Kerosin, air, triptofan, dan glukosa sebagai nutrisi untuk mendukung pertumbuhan bakteri.
Bakteri toleran uranium yang tumbuh pada media isolasi dan skrining agar plate secara selektif
berjumlah 10 koloni bakteri yaitu Mn 1, Mn 2, Mn 3, Mn 4, Mn 5, Mn 6, Mn 7, Mn 8, Mn 9, dan Mn 10.
Kesepuluh bakteri yang tumbuh pada media isolasi dan skrining merupakan bakteri toleran uranium
karena hanya bakteri toleran uranium yang mampu tumbuh pada lingkungan yang mengandung
uranium.
35
:
Mirna Windiya Jayanti, Bernadetta Octavia, M. Yazid: Karakterisasi dan Identifikasi Bakteri Toleran Uranium pada Limbah
Uranium Fase Organic Tbp-Kerosin
Gambar 1. Kultur murni bakteri toleran uranium dari limbah uranium TBP-Kerosin pada media isolasi
dan skrining agar miring yang mengandung 20 ppm uranium
Pola pertumbuhan isolat bakteri toleran Uranium
Pengukuran pertumbuhan bakteri toleran uranium dimulai pada waktu inkubasi 0 sampai 120 jam
dengan interval waktu 24 jam. Pada waktu inkubasi 0 sampai 24 jam terlihat bahwa bakteri memasuki
fase lag. Apabila mikroorganisme dipindahkan ke dalam suatu media, mula-mula mikroorganisme
tersebut akan mengalami fase lag. Pada fase ini, mikroorganisme menyesuaikan diri dengan media dan
[8]
kondisi lingkungan di sekitarnya .Pada fase ini belum terjadi pembelahan sel karena mungkin
beberapa enzim belum disintesis. Data pengukuran nilai optical density pada waktu inkubasi 0 sampai
24 jam terlihat masih rendah karena pembelahan sel mungkin belum terjadi pada waktu inkubasi
tersebut.
Gambar 2. Pertumbuhan Isolat Bakteri Toleran Uranium Pada Konsentrasi Uranium 0 ppm
36
Jurnal Teknologi Pengelolaan Limbah (Journal of Waste Management Technology), ISSN 1410-9565
Volume 14 Nomor 2 Desember 2011 (Volume 14, Number 2, December, 2011)
Pusat Teknologi Limbah Radioaktif (Radioactive Waste Technology Center)
Gambar 3. Pertumbuhan Isolat Bakteri Toleran Uranium Pada Konsentrasi Uranium 120 ppm
Gambar 4. Pertumbuhan Isolat Bakteri Toleran Uranium Pada Konsentrasi Uranium 150 ppm
37
:
Mirna Windiya Jayanti, Bernadetta Octavia, M. Yazid: Karakterisasi dan Identifikasi Bakteri Toleran Uranium pada Limbah
Uranium Fase Organic Tbp-Kerosin
Gambar 5. Pertumbuhan Isolat Bakteri Toleran Uranium Pada Konsentrasi Uranium 180 ppm
Pada grafik pertumbuhkan kesepuluh isolat bakteri toleran uranium menunjukkan bahwa fase
eksponesial dimulai pada waktu inkubasi 24 jam dan semua isolat mengalami puncak fase
eksponensial pada waktu inkubasi 72 jam. Namun terdapat kemungkinan bahwa puncak eksponensial
dapat terjadi pada waktu inkubasi antara 24 sampai 96 jam. Nilai optical density yang meningkat pada
fase eksponensial disebabkan oleh sel bakteri yang melakukan pembelahan dengan maksimal.
Pada waktu inkubasi 96 sampai 120 jam tampak penurunan nilai optical density. Ion uranil
akan menghambat metabolisme sitrat, reaksi enzimatis, dan menyebabkan kematian sel
mikroorganisme sehingga terdapat kemungkinan bahwa pertumbuhan bakteri yang menurun
disebabkan karena terhambatnya metabolisme isolat bakteri toleran uranium dan stock nutrisi dalam
media sudah mulai berkurang. Stock nutrisi yang berkurang dapat menyebabkan sel yang tidak mampu
[9]
bertahan dan mati .
Tabel 2. Parameter pertumbuhan isolat bakteri toleran uranium pada konsentrasi 180 ppm Uranium
Kode
Isolat
Parameter Pertumbuhan
Isolat Bakteri Toleran
Uranium
(n)
(k)
(µ)
(g)
Mn 1
1,41
33,88
23,48
0,02
Mn 2
0,91
21,90
15,18
0,04
Mn 3
1,08
25,93
17,97
0,04
Mn 4
1,15
27,75
19,23
0,03
Mn 5
1,31
31,53
21,85
0,03
Mn 6
1,28
30,72
21,29
0,03
Mn 7
0,30
7,37
5,11
0,13
Mn 8
1,24
29,85
20,96
0,03
Mn 9
0,87
21,02
14,56
0,04
Mn10
0,77
18,64
12,92
0,05
38
Keterangan:
(n): waktu generasi
(g): jumlah generasi
(k): konstanta kecepatan pertumbuhan rerata
(µ): konstanta kecepatan pertumbuhan instan
Jurnal Teknologi Pengelolaan Limbah (Journal of Waste Management Technology), ISSN 1410-9565
Volume 14 Nomor 2 Desember 2011 (Volume 14, Number 2, December, 2011)
Pusat Teknologi Limbah Radioaktif (Radioactive Waste Technology Center)
Hasil pengukuran parameter pertumbuhan digunakan sebagai metode skrining untuk
mendapatkan isolat bakteri toleran uranium terpilih yang memiliki konstanta kecepatan pertumbuhan
instan (µ) tertinggi. Kelima isolat bakteri toleran uranium yaitu Mn 1, Mn 4, Mn 5, Mn 6 dan Mn 8
merupakan isolat bakteri toleran uranium terpilih yang memiliki konstanta pertumbuhan lebih tinggi
dibandingkan kelima isolat bakteri toleran uranium yang lainnya
Karakterisasi fenotipik isolat bakteri toleran Uranium terpilih
Hasil skrining menunjukkan bahwa kelima Karakterisasi isolat bakteri toleran uranium terpilih
dari limbah uranium fase organik TBP-Kerosin dilakukan dengan pengamatan morfologi koloni,
pengecatan gram, morfologi sel, dan uji biokimiawi.
Pengamatan pada morfologi koloni tampak bahwa isolat bakteri toleran uranium Mn 1, Mn 4
dan Mn 6 memiliki bentuk koloni yang serupa yaitu round with scalloped margin sedangkan isolat
bakteri toleran uranium Mn 5 dan Mn 6 memiliki bentuk koloni yang sama yaitu round. Kelima isolat
bakteri tolaran uranium memiliki warna koloni yang serupa yaitu putih. Isolat bakteri toleran uranium Mn
1, Mn 5, dan Mn 8 memiliki tepi jenis smooth sedangkan isolat bakteri toleran uranium Mn 4 dan Mn 6
memiliki tepi jenis irregular. Hasil pengamatan elevasi isolat bakteri toleran uranium terpilih tampak
bahwa semua isolat bakteri toleran uranium terpilih memiliki elevasi jenis flat kecuali isolat Mn 5 yaitu
jenis conveks.
Hasil pewarnaan gram menunjukkan bahwa semua isolat bakteri toleran uranium terpilih
termasuk dalam kelompok gram negatif. Kelompok bakteri gram negatif ditandai dengan sel bakteri
yang berwarna merah saat pengamatan secara mikroskopik. Warna merah tersebut disebabkan karena
hilangannya pewarna kristal violet pada waktu dekolorisasi dengan alkohol kemudian sel bakteri
menyerap pewarna merah yaitu safranin. Bakteri gram negatif mengandung konsentrasi lipid lebih
rendah sehingga dinding sel bakteri akan lebih mudah terdehidrasi akibat perlakuan dengan alkohol.
Dinding sel yang terdehidrasi menyebabkan daya permeabilitasnya berkurang sehingga zat warna ungu
kristal keluar dari sel kemudian sel akan menyerap safranin.
Hasil pengujian pertumbuhan pada media cair menunjukkan bahwa semua isolat bakteri
toleran uranium kecuali Mn 1 tumbuh merata dalam media. Isolat bakteri toleran uranium Mn 1 tumbuh
pada permukaan media di dalam tabung reaksi sehingga isolat bakteri toleran uranium Mn 1
merupakan bakteri aerob sedangkan isolat bakteri toleran uranium Mn 4, Mn 5, Mn 6, dan Mn 8 tumbuh
merata di dalam media cair. Hal ini menunjukkan bahwa isolat bakteri toleran uranium Mn 4, Mn 5, Mn
6, dan Mn 8 merupakan bakteri anaerob fakultatif yang mampu hidup di lingkungan yang mengandung
sedikit oksigen.
Hasil dari pengujian motilitas bakteri menunjukkan bahwa isolat bakteri toleran uranium terpilih
bersifat motil. Sifat motil dapat dilihat dari pertumbuhannya yang menyebar sepanjang tusukan pada
media SIM. Semua isolat bakteri toleran uranium terpilih bersifat motil karena bakteri tersebut
mempunyai flagella sebagai organ penggerak sel.
Media SIM mengandung asam amino sistin yang dapat diuraikan oleh bakteri menjadi asam
disulfida (H2S) oleh aktivitas enzim desulfurase sehingga terjadi perubahan media menjadi berwarna
[10]
hitam .Hasil uji terhadap kelima isolat menunjukkan bahwa semua isolat bakteri tersebut tidak
mempunyai enzim desulfurase yang berfungsi untuk memecah sistin yang menghasilkan H 2S sehingga
media SIM tidak berubah warna menjadi hitam. Jadi dapat disimpulkan bahwa semua isolat bakteri
toleran uranium tidak menggunakan asam amino sistin sebagai sumber energinya
Uji katalase digunakan untuk mengetahui adanya enzim katalase pada isolat bakteri toleran
uranium. Hasil uji katalase menunjukan bahwa semua isolat bakteri toleran uranium terpilih memiliki
enzim katalse. Hal ini tampak pada gelembung-gelembung gas yang dihasilkan di atas gelas benda
yang sebelumnya telah diinokulasikan isolat bakteri toleran uranium kemudian ditetesi dengan reagen
katalase. Gelembung-gelembung gas tersebut berasal dari hidrogen peroksida (H 2O2) yang terurai
menjadi air dan O2 oleh aktivitas enzim katalase yang dimiliki oleh semua isolatbakteri toleran uranium.
Uji indol digunakan untuk mengetahui adanya enzim triptofanase pada bakteri yang dapat
menghidrolisis asam amino triptofan menjadi indol dan asam piruvat. Asam amino triptofan merupakan
asam amino yang lazim terdapat pada protein sehingga asam amino ini dengan mudah dapat
digunakan oleh mikroorganisme sebagai sumber energinya. Pembentukan indol dari triptofan oleh
mikroorganisme dapat diketahui dengan menumbuhkannya dalam media yang kaya dengan triptofan.
Penumpukan indol dalam media tersebut dapat diketahui dengan penambahan reagen Kovacs. Reagen
tersebut bereaksi dengan indol dan menghasilkan senyawa yang tidak larut air dan berwarna merah
[10]
pada permukaan media . Hasil uji indol pada isolat bakteri toleran uranium Mn4, Mn 5, Mn 6, dan Mn
8 menunjukkan bahwa pada media tersebut terbentuk indol yang ditandai dengan warna merah di
bagian permukaan media. Hal ini menunjukkan bahwa keempat isolat bakteri tersebut mempunyai
enzim triptofanase yang dapat menghidrolisis asam amino triptofan menjadi indol sedangkan isolat
39
:
Mirna Windiya Jayanti, Bernadetta Octavia, M. Yazid: Karakterisasi dan Identifikasi Bakteri Toleran Uranium pada Limbah
Uranium Fase Organic Tbp-Kerosin
bakteri toleran uranium Mn 1 tidak mampu menghidrolisis asam amino triptofan karena tidak terbentuk
indol yang ditandai dengan tidak munculnya warna merah di bagian permukaan media triptofan.
Uji sitrat digunakan untuk melihat kemampuan bakteri toleran uranium dalam menggunakan
sitrat sebagai sumber energi bagi metabolisme sel. Media yang digunakan untuk uji ini adalah Simmons
+
citrate yang merupakan media sintetik dengan Na-sitrat sebagai satu-satunya sumber karbon dan NH4
sebagai sumber N. Bila mikroorganisme mampu menggunakan sitrat, maka asam akan dihilangkan dari
[10]
media, sehingga menyebabkan peningkatan pH, dan mengubah warna media dari hijau menjadi biru .
Dari hasil uji diperoleh data bahwa isolat bakteri toleran uranium Mn 5 dan Mn 8 menunjukan hasil yang
positif terhadap uji sitrat yang ditandai dengan warna hijau pada media. Jadi isolat bakteri toleran
uranium Mn 5 dan Mn 8 mampu menggunakan sitrat sebagai sumber energi sedangkan isolat bakteri
toleran uranium Mn 1, Mn 4, dan Mn 6 tidak mampu menggunakan sitrat sebagai sumber energi.
Dari hasil pengujian terhadap fermentasi glukosa menunjukan bahwa semua isolat bakteri
toleran uranium dapat memfermentasikan glukosa dengan menghasilkan asam (media berwarna
kuning) dan membentuk gas.
Isolat bakteri toleran uranium Mn 4 dan Mn 6 juga dapat memfermentasi laktosa namun isolat
bakteri toleran uranium Mn 1, Mn 5 dan Mn 8 tidak dapat menfermentasikan laktosa yang ditandai
dengan warna media yang merah. Isolat bakteri toleran uranium Mn 4 dan Mn 6 dapat memfermentasi
laktosa karena isolat bakteri toleran uranium tersebut memiliki enzim laktase yang mampu memecah
laktosa menjadi glukosa dan galaktosa.
Dari hasil pengujian fermentasi maltosa, menunjukkan bahwa semua isolat bakteri toleran
uranium terpilih yaitu Mn 1, Mn 4, Mn 5, Mn 6, dan Mn 8 dapat memfermentasikan maltosa. Hal ini
ditandai dengan media yang berwarna kuning sehingga menandakan bahwa semua isolat bakteri
toleran uranium terpilih memiliki enzim maltase yang mampu memecah maltosa menjadi dua molekul
glukosa.
Hasil pengujian fermentasi sukrosa menunjukkan bahwa isolat bakteri toleran uranium terpilih
yaitu Mn 1, Mn 4, Mn 6, dan Mn 8 dapat memfermentasikan sukrosa sehingga media berubah warna
menjadi kuning Hal ini menandakan bahwa isolat bakteri toleran uranium terpilih Mn 1, Mn 4, Mn 6, dan
Mn 8 memiliki enzim sukrase yang mampu memecah sukrosa menjadi fruktosa dan glukosa.
Sedangkan isolat Mn 5 tidak mampu menfermentasikan sukrosa sehingga media berubah warna
menjadi merah muda.
Uji hidrolisis pati dilakukan untuk mengetahui adanya enzim amilase yang berfungsi untuk
memecah pati menjadi komponen yang lebih sederhana. Bila zat pati dihidrolisis oleh eksoenzim
amilase, maka senyawa tersebut akan diuraikan menjadi maltosa dan glukosa. Zat pati yang bereaksi
secara kimia dengan yodium ditandai dengan terbentuknya warna biru kehitaman. Warna biru
kehitaman ini terjadi bila molekul yodium masuk ke dalam bagian yang kosong pada molekul zat pati
(amilosa) yang berbentuk spiral. Proses yodinisasi zat pati menghasilkan molekul yang dapat
mengabsorpsi semua cahaya, terkecuali warna biru. Tidak terbentuknya warna biru sewaktu
[10].
penambahan larutan yodium ke dalam media merupakan petunjuk adanya hidrolisis zat pati
Hasil uji
hidrolisis zat pati menunjukkan bahwa isolat bakteri toleran uranium Mn 4, Mn5, dan Mn 6 dapat
menguraikan zat pati. Hal tersebut ditandai dengan terbentuknya zona jernih di sekeliling koloni bakteri
sewaktu penambahan larutan yodium ke dalam media sedangkan isolat bakteri toleran uranium Mn 1
dan Mn 8 tidak dapat menguraikan zat pati sehingga terbentuk warna biru di sekeliling koloni bakteri
sewaktu penambahan larutan yodium.
Hasil positif uji methyl red ditandai dengan terbentuknya warna merah pada media pengujian
yang menandakan bahwa isolat bakteri mampu memfermentasikan glukosa dalam media menjadi asam
[11]
campuan yaitu asam laktat, asam asetat, asam suksinat, dan asam format
.Pada uji methyl red
semua isolat bakteri toleran uranium terpilih menunjukkan hasil yang positif pada uji ini kecuali isolat
bakteri toleran uranium Mn 1. Hal ini menunjukkan bahwa isolat bakteri toleran uranium Mn 4, Mn 5, Mn
6, Mn 8 mampu memfermentasikan glukosa dalam media menjadi asam campuran yaitu asam laktat,
asam asetat, asam suksinat, dan asam format sehingga media berwarna merah. Tetapi isolat bakteri
toleran uranium Mn 1 tidak mampu memfermentasikan glukosa dalam media menjadi asam campuran
yaitu asam laktat, asam asetat, asam suksinat dan asam format sehingga media uji berwarna kuning.
Hasil positif uji Voges Proskauer ditandai dengan terbentuknya warna merah jambu yang
menandakan bahwa bakteri tersebut mampu memfermentasikan glukosa melalui jalur glikolisis
menghasilkan asam piruvat. Asam piruvat tersebut kemudian masuk dalam jalur butanediol
[11]
menghasilkan acetoin yang dapat tereduksi menjadi 2.3 butanadiol
. Pada pengujian Voges
Proskauer tampak bahwa semua isolat bakteri toleran uranium terpilih (Mn 1, Mn 4, Mn5, Mn 6, dan Mn
8) menunjukkan hasil negatif pada uji ini karena pada media pengujian tidak terbentuk warna merah
jambu dan media berwarna kuning. Hal ini menunjukkan bahwa semua isolat bakteri toleran uranium
40
Jurnal Teknologi Pengelolaan Limbah (Journal of Waste Management Technology), ISSN 1410-9565
Volume 14 Nomor 2 Desember 2011 (Volume 14, Number 2, December, 2011)
Pusat Teknologi Limbah Radioaktif (Radioactive Waste Technology Center)
terpilih tidak memfermentasikan glukosa menghasilkan acetoin yang dapat tereduksi menjadi 2.3
butanadiol.
Identifikasi isolat bakteri toleran Uranium terpilih
Identifikasi isolat bakteri toleran uranium terpilih dilakukan dengan metode profile matching
berdasarkan genus acuan Pseudomonas, Citrobacter, dan Escherichia yang ditelusuri melalui Bergey’s
Manual of Determinative Bacteriology Edisi 9.
Hasil identifikasi isolat bakteri toleran uranium terpilih berdasarkan karakter fenotipik
morfologi sel, pengecatan gram, kebutuhan O2, dan uji biokimiawi menunjukkan bahwa bakteri toleran
uranium Mn 1 diduga termasuk dalam golongan genus Pseudomonas, isolat bakteri toleran uranium
Mn 4 dan Mn 6 diduga termasuk dalam golongan genus Escherichia, dan isolat bakteri toleran
uranium Mn 5 dan Mn 8 diduga termasuk dalam golongan genus Citrobacter.
Isolat bakteri toleran uranium Mn 1 diduga merupakan anggota genus Pseudomonas, karena
memiliki karakter yang mirip dengan genus tersebut. Karakter fenotipik genus Pseudomonas yang
dimiliki isolat bakteri toleran uranium Mn 1 yaitu berbentuk batang pendek, gram negatif, bersifat aerob,
motil, tidak memproduksi H2S, mampu memfermentasikan glukosa, mampu menghidrolisa zat pati ,
katalase positif, pengujian indol negatif, reduksi metyl red negatif, tes Voges Proskauer negatif, serta
tidak menggunakan sitrat sebagai sumber energi.
Isolat bakteri toleran uranium Mn 4 dan Mn 6 diduga merupakan anggota genus Escherichia,
karena memiliki karakter yang mirip dengan genus tersebut. Karakter fenotipik genus Escherichia yang
dimiliki isolat bakteri toleran uranium Mn 4 dan Mn 6 yaitu berbentuk batang pendek, gram negatif,
bersifat anaerob fakultatif, motil, tidak memproduksi H2S, mampu menfermentasikan glukosa, mampu
menfermentasikan laktosa, katalase positif, pengujian indol positif, reduksi metyl red positif, tes Voges
Proskauer negatif serta tidak menggunakan sitrat sebagai sumber energi.
Isolat bakteri toleran uranium Mn 5 dan Mn 8 diduga merupakan anggota genus Citrobacter,
karena memiliki karakter yang mirip dengan genus tersebut. Karakter fenotipik genus Citrobacter yang
dimiliki isolat bakteri toleran uranium Mn 5 dan Mn 8 yaitu berbentuk batang pendek, mampu
menfermentasikan glukosa, mampu menfermentasikan maltosa, gram negatif, bersifat anaerob
fakultatif, motil, tidak memproduksi H2S, katalase positif, pengujian indol positif, reduksi metyl red
positif, tes Voges Proskauer negatif serta menggunakan sitrat sebagai sumber energi.
Namun untuk benar–benar memastikan bahwa isolat bakteri toleran uranium Mn 1 termasuk
dalam genus Pseudomonas, isolat bakteri toleran uranium Mn 4 dan Mn 6 termasuk dalam genus
Escherichia, dan isolat bakteri toleran uranium Mn 5 dan Mn 8 termasuk dalam genus Citrobacter,
diperlukan karakteristik genotipik pada tingkat molekuler.
KESIMPULAN
Berdasarkan penelitian yang telah dilakukan maka dapat diambil kesimpulan bahwa :
Bakteri toleran uranium dapat diisolasi dari Limbah uranium fase organik TBP-Kerosin. Isolat bakteri
toleran uranium yang diisolasi dari limbah cair uranium fase TBP kerosin memiliki karakter fenotipik
yaitu isolat bakteri toleran uranium Mn 1, Mn 4 dan Mn 6 memiliki bentuk koloni yang serupa yaitu round
with scalloped margin sedangkan isolat bakteri toleran uranium Mn 5 dan Mn 6 memiliki bentuk koloni
yang sama yaitu round. Kelima isolat bakteri tolaran uranium memiliki warna koloni yang serupa yaitu
putih. Isolat bakteri toleran uranium Mn 1, Mn 5, dan Mn 8 memiliki tepi jenis smooth sedangkan isolat
bakteri toleran uranium Mn 4 dan Mn 6 memiliki tepi jenis irregular. Semua isolat bakteri toleran
uranium terpilih memiliki elevasi jenis flat kecuali isolat Mn 5 yaitu jenis conveks. Isolat bakteri toleran
uranium Mn 1 yaitu berbentuk batang pendek, gram negatif, bersifat aerob, motil, tidak memproduksi
H2S, mampu memfermentasikan glukosa, mampu menghidrolisa zat pati , katalase positif, pengujian
indol negatif, reduksi metyl red negatif, tes Voges Proskauer negatif, serta tidak menggunakan sitrat
sebagai sumber energi. Karakter fenotipik isolat bakteri toleran uranium Mn 4 dan Mn 6 yaitu berbentuk
batang pendek, gram negatif, bersifat anaerob fakultatif, motil, tidak memproduksi H 2S, mampu
menfermentasikan glukosa, mampu menfermentasikan laktosa, katalase positif, pengujian indol positif,
reduksi metyl red positif, tes Voges Proskauer negatif serta tidak menggunakan sitrat sebagai sumber
energi. Karakter fenotipik isolat bakteri toleran uranium Mn 5 dan Mn 8 yaitu berbentuk batang pendek,
mampu menfermentasikan glukosa, mampu menfermentasikan maltosa, gram negatif, bersifat anaerob
fakultatif, motil, tidak memproduksi H2S, katalase positif, pengujian indol positif, reduksi metyl red
positif, tes Voges Proskauer negatif serta menggunakan sitrat sebagai sumber energi. Hasil identifikasi
isolat bakteri toleran uranium terpilih berdasarkan karakter fenotipik menunjukkan bahwa bakteri toleran
uranium Mn 1 diduga termasuk dalam golongan genus Pseudomonas, isolat bakteri toleran uranium
41
:
Mirna Windiya Jayanti, Bernadetta Octavia, M. Yazid: Karakterisasi dan Identifikasi Bakteri Toleran Uranium pada Limbah
Uranium Fase Organic Tbp-Kerosin
Mn 4 dan Mn 6 diduga termasuk dalam golongan genus Escherichia, dan isolat bakteri toleran
uranium Mn 5 dan Mn 8 diduga termasuk dalam golongan genus Citrobacter.
DAFTAR PUSTAKA
[1]
[2]
Suratman, Introduksi Proteksi Radiasi. Yogyakarta: BATAN, (1996).
Salimin, Zainus., Endang Nuraini, Mirawaty dan Cerdas Tarigan, Perancangan Unit Keteknikan
Proses Oksidasi Biokimia Untuk Pengolahan Limbah Cair Organik Radioaktif, Makalah disajikan
dalam Seminar Nasional V, pada 5 November 2009 di BATAN Yogyakarta. (2009).
th
[3] Madigan, T.M., Martinko, J.M., dan Parker , J., Brock Biology of Microorganism. 9 edition.
Prentice Hall International UK Limited, pp. 73, (2000).
[4] Genter, R.B., Ecology of Inorganic Chemical Stress to Algae. In Algae Ecology. Stevenson R.J.,
Bothwell M.I., and Lowe R.L., Eds. San Diego. USA: Academic Press, pp. 403-465, (1996).
[5] Thomas, J.M, Ward C.H., Raymond R.L., Wilson J.T., dan Loehr R.C., Bioremediation.
Encyclopedia Of Microbiology. Volume 1. Academic, (1992).
[6] Sarkar, et al,. Microbial Biodiversity Screening for Metal Accumulators from mineral Ore Rich Site
in Andhra Pradesh, India. Jurnal of Biological Sciences 8 (2):32-40, (2008).
[7] Devine, M.Claire Horner, Karen M. Carney and Brendan J.M. Bohannan, An Ecological
Perspective on Bacterial Biodiversity”. The Royal Society. Pp 113-122, (2003).
[8] Waluyo, Lud., Mikrobiologi Umum. Malang:UMM Press, ( 2004).
[9] Latmani, R.B., Leckie, J.L and Spoorman, A., Interaction of Pseudomonas with Uranyl. Conference
Abtrac 5. Cambrige Universitty Press, (2000).
[10] Lay, B.W., Analisis Mikroba di Laboratorium. Jakarta:Raja Grafindo Persada, (1994).
[11] Litaay, Magdalena, Risco B. Gobel, As’adl Abdullah, Karunia Alle, Serii Lejab., “Kualitas Medai
Pemeliharaan Larva Lola Merah dan Kima Sisik Hasil Filtrasi Bertingkat di Hatchery’. Ilmu
Kelautan Edisi Maret 2007.pp 24-30, (2007).
42
Jurnal Teknologi Pengelolaan Limbah (Journal of Waste Management Technology), ISSN 1410-9565
Volume 14 Nomor 2 Desember 2011 (Volume 14, Number 2, December, 2011)
Pusat Teknologi Limbah Radioaktif (Radioactive Waste Technology Center)
PENENTUAN Kd RADIONUKLIDA ACUAN Cs-137
OLEH TANAH LOKASI SP-4
DI KAWASAN NUKLIR SERPONG
Budi Setiawan
Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATAN,
Kawasan PUSPIPTEK, Serpong-Tangerang 15310
ABSTRAK
PENENTUAN Kd RADIONUKLIDA ACUAN Cs-137 OLEH TANAH LOKASI SP-4 DI KAWASAN
NUKLIR SERPONG. Lokasi SP-4 merupakan lahan yang terletak di dalam Kawasan Nuklir Serpong yang
direncanakan akan dibangun suatu fasilitas disposal limbah radioaktif untuk demonstrasi. Rencana ini
dimaksud selain sebagai sarana untuk mendemonstrasikan kemampuan rancang-bangun suatu fasilitas
disposal juga untuk mengantisipasi peningkatan volume paket limbah terolah yang ada pada fasilitas
penyimpanan sementara. Untuk keperluan perancangan tersebut diperlukan tersedianya data sorpsi
radionuklida yang diwakili radiocesium oleh tanah lokasi. Data yang diperoleh merupakan data keandalan
lokasi tersebut untuk mengantisipasi kemungkinan terjadinya sebaran radionuklida ke lingkungan. Tujuan
dari percobaan ini adalah mendapatkan data distribusi radiocesium oleh tanah lokasi SP-4 untuk mempelajari
keandalan lokasi SP-4 terhadap adanya radiocesium di air tanah. Sampel tanah yang digunakan adalah
tanah hasil pengeboran dengan kedalaman 8 dan 12 m dari permukaan tanah. Tanah tersebut dipreparasi
dengan cara dikeringkan dengan oven, di gerus, diayak hingga diperoleh ukuran butir 100 mesh dan
dikeringkan secara udara bebas. Sampel tanah dan larutan yang mengandung radiocesium dikontakkan
dalam vial PE 20 ml selama waktu tertentu. Parameter yang berpengaruh seperti waktu kontak, kekuatan
ionic larutan, konsentrasi Cs dan adanya ion-ion koeksistensi dikenakan pada percobaan ini. Ratio tanah-air
adalah 10-2 g/ml. hasilnya menunjukkan bahwa kondisi kesetimbangan dicapai setelah pengontakkan selama
8 hari dengan nilai Kd 3600 dan 4750 ml/g masing-masing untuk sampel SP-4.1 dan SP-4.2. Penurunan nilai
Kd radiocesium oleh sampel tanah sesuai dengan perubahan kekuatan ionik larutan akibat adanya kompetisi
antara garam latar dengan ion Cs di larutan untuk melakukan sorpsi ke sampel tanah. Meningkatnya
konsentrasi Cs di larutan telah menurunkan nilai Kd radiocesium dan isoterm sorpsi yang terjadi telah
mengikuti aturan Freundlich. Keberadaan ion-ion koeksistensi di larutan telah menurunkan nilai Kd dengan
urutan Ca2+ > Mg2+ > K+ > Na+. Karakter sorpsi radiocesium oleh sampel tanah lokasi SP-4 ternyata sangat
dipengaruhi oleh kondisi ion-ion logam yang terdapat di larutan.
Kata kunci: Lokasi SP-4, sampel tanah, radiocesium, Kd
ABSTRACT
Kd DETERMINATION OF REFERENCE RADIONUCLIDE Cs-137 ONTO SOIL OF SP-4 LOCATION IN
SERPONG NUCLEAR AREA. Location SP-4 is a land that place within the Serpong Nuclear Area which is
planned to build a radioactive waste disposal facility for the demonstration purpose. This plan is intended to
demonstrate the ability of design-engineered a disposal facility and also to anticipate the increasing volume of
processed waste packages that exist in an interim storage facility. For the purposes of designing of disposal
facility need an availability of radiocesium sorption data by location soil. The data obtained is a reliable data of
location to anticipate the possibility of distribution of radionuclides into the environment. The objective of the
experiment is to obtain the distribution data of radiocesium onto soil of SP-4 location to study the reliability of
the location of SP-4 for the presence of radiocesium in the groundwater. Soil samples used were soil from
drilling results with 8 and 12 m depth from ground level. The soil was prepared by oven-dried, crushed,
sieved to obtain grain size 100 mesh and then dried in open air. Soil samples and radiocesium contained
solution was contacted in a 20 ml vial of PE in a certain time. Affected parameters such as contact time, ionic
strength solution, the concentration of Cs and the coexistence of charged ions were applied in this
experiment. Soil-water ratio is 10-2 g/ml, results indicate that the equilibrium condition was achieved after
contacted for 8 days with Kd values 3600 and 4750 ml / g for the SP-4.1 and SP-4.2 samples respectively.
Declined in the Kd value of radiocesium onto soil samples in accordance with the changes of ionic strength in
solution due to competition between the background salt with Cs ions in the solution to sorption onto soil
samples. Increased in concentrations of Cs in solution has reduced the value of Kd and radiocesium sorption
isotherms have been following the Freundlich law. The presence of coexistence ions in solution has lowered
the value of Kd with the order Ca2 +> Mg2 +> K +> Na +. Character of radiocesium sorption onto locations SP-4
soil sample was greatly influenced by the condition of the metal ions present in solution.
Keywords: Location of SP-4, soil samples, radiocesium, Kd
43
Budi Setiawan: Penentuan Kd Radionuklida Acuan Cs-137 oleh Tanah Lokasi SP-4 di Kawasan Nuklir Serpong
PENDAHULUAN
Lokasi SP-4 merupakan lapangan yang terletak di dalam Kawasan Nuklir Serpong (KNS), di
sebelah utara gedung penyimpanan sementara-2 (interim storage-2/IS-2) yang berada di dalam pagar
kuning BATAN dengan luas area ± 0,8 Ha tepatnya didepan gedung fasilitas IS-2 milik Pusat Teknologi
Limbah Radioaktif-BATAN, Serpong-Tangerang. Pada lokasi tersebut direncanakan akan dibangun
suatu fasilitas disposal limbah radioaktif untuk keperluan demonstrasi. Selain sebagai sarana untuk
mendemonstrasikan kemampuan rancang-bangun suatu fasilitas disposal juga untuk mengantisipasi
terjadinya peningkatan volume paket limbah terolah yang ada pada fasilitas penyimpanan sementara.
Pada fasilitas IS-1 dan 2 sampai akhir tahun 2010 telah tersimpan paket limbah dalam drum 200 L
maupun dalam shell beton 350 dan 950 L sebanyak 824 drum 200 L, 16 shell drum 200 L, 19 shell
beton 350 L dan 101 shell beton 950 L, dan diperkirakan terus akan bertambah ditahun-tahun
mendatang [1]. Fasilitas demonstrasi yang akan dibangun terutama diperuntukkan untuk limbahlimbah dengan klasifikasi aktivitas sangat rendah-rendah serta berumur paruh pendek dimana dalam
panduan IAEA disarankan untuk dapat disimpan pada sarana fasilitas disposal jenis dekat permukaan
(near surface disposal/NSD) [2,3] sehingga fasilitas disposal yang akan direncanakan merupakan
fasilitas jenis NSD. Untuk keperluan perancangan tersebut salah satunya data yang diperlukan tersedia
adalah data sorpsi radionuklida (yang diwakili radiocesium) oleh tanah lokasi. Data yang diperoleh
merupakan data keandalan lokasi tersebut untuk mengantisipasi kemungkinan terjadinya sebaran
radionuklida ke lingkungan.
Radiocesium (Cs-137) adalah radionuklida yang masuk ke lingkungan dapat melalui jatuhan dari
percobaan senjata atom beberapa dekade yang lalu, dan merupakan radionuklida yang sangat
diperhatikan pada program pengkajian keselamatan fasilitas disposal limbah radioaktif karena
merupakan radionuklida yang dominan pada inventori limbah radioaktif, berwaktu paro yang panjang
(30 tahun) serta kelarutannya yang tinggi di lingkungan [4,5]. Sifat-sifatnya yang demikian menjadikan
radiocesium penting untuk dipelajari pada analisis keselamatan disposal limbah dimana karakteristik
host rocknya harus mampu untuk menhambat terjadinya migrasi radiocesium ke lingkungan melalui
mekanisme sorpsi. Sehingga data sorpsi radiocesium oleh sampel tanah dari lokasi SP-4 sangat
diperlukan. Tujuan dari percobaan ini adalah mendapatkan data distribusi radiocesium oleh tanah
lokasi SP-4 untuk mempelajari keandalan lokasi SP-4 terhadap adanya radiocesium di air tanah
dengan mempertimbangkan beberapa aspek yang mempengaruhi sorpsi radiocesium ke sampel tanah.
TATA KERJA
Sampel tanah yang digunakan adalah coring tanah hasil pengeboran pada lokasi SP-4 dengan
kedalaman 8 dan 12 m dari permukaan tanah [6] yang selanjutnya disebut sebagai SP-4.1 dan SP-4.2.
Tanah tersebut kemudian dipreparasi di laboratorium dengan cara dikeringkan dengan oven, di gerus,
diayak hingga diperoleh ukuran butir 100 mesh dan dikeringkan secara udara bebas. Sampel tanah
dan larutan yang mengandung radiocesium dikontakkan dalam vial PE 20 ml selama interval waktu
tertentu sampai dicapainya kondisi kesetimbangan. Setelah dipisahkan fase padat dan cairnya dengan
cara filtrasi menggunakan filter 0,45 m nucleopore kemudian aktivitas- pada beningan di ukur dengan
menggunakan alat
spektrometer sistem merk Canberra. Dari hasil pengukuran aktivitas ini
kemudian koefisien distribusi (Kd) radiocesium di sampel tanah dapat dihitung dengan cara
membandingkan antara banyaknya aktivitas terserap di padatan dengan banyaknya aktivitas tersisa di
larutan. Karakter sorpsi dari sampel tanah dipelajari dengan melihat parameter yang berpengaruh pada
kontak antara sampel tanah dengan larutan yang mengandung Cs-137. seperti waktu kontak, kekuatan
ionic larutan, konsentrasi Cs dan adanya ion-ion koeksistensi dikenakan pada percobaan ini. Ratio
-2
tanah-air adalah 10 g/ml.
Untuk percobaan pengaruh kekuatan ionik larutan, maka larutan pengontak di kondisikan
sebagai 0,1 dan 1,0 M NaCl. Sedangkan untuk pengaruh konsentrasi Cs, konsentrasi awal CsCl yang
-8
-3
diberikan di larutan adalah 10 sampai 10 M CsCl. Pengaruh ion koeksistensi dipelajari dengan
memberikan larutan yang mengandung ion-ion Na, K, Mg dan Ca masing-masing dengan konsentrasi
-8
-4
-4
10 , 10 dan 10 M. Larutan kemudian diberi pengemban Cs-137. Kegiatan ini dilakukan di
laboratorium kimia Bidang Teknologi Penyimpanan Lestari, Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATAN,
Serpong-Tangerang pada tahun anggaran 2011.
HASIL DAN PEMBAHASAN
Kinetika sorpsi radiocesium oleh sampel SP-4.1 dan SP-4.2 dapat ditunjukkan pada Gambar 1.
Dari gambar diatas terlihat bahwa penyerapan radiocesium oleh sampel tanah terjadi sangat cepat,
dimana nilai Kd mencapai konstan atau tercapainya kondisi kesetimbangan setelah pengontakkan
44
Jurnal Teknologi Pengelolaan Limbah (Journal of Waste Management Technology), ISSN 1410-9565
Volume 14 Nomor 2 Desember 2011 (Volume 14, Number 2, December, 2011)
Pusat Teknologi Limbah Radioaktif (Radioactive Waste Technology Center)
mendekati hari ke-8 dengan pertambahan yang tidak nyata setelah waktu tersebut. Dengan adanya
kontak antara radiocesium dengan sampel tanah maka site aktif sampel tanah menjadi terisi dan
kemudian menjadi jenuh setelah pengontakkan selama 8 hari, sehingga waktu kontak 8 hari dipilih
untuk percobaan selanjutnya. Nilai Kd yang diperoleh adalah skitar 3600 dan 4750 ml/g masingmasing untuk sampel SP-4.1 dan SP-4.2. Penyerapan Cs yang seketika dapat mengindikasikan bahwa
mekanisme pertukaran ion dapat terjadi pada interaksi antara radiocesium dengan sampel tanah dari
lokasi SP-4.
Gambar 1. Kinetika sorpsi radiocesium oleh sampel SP-4.1 (kiri) dan SP-4.2 (kanan)
Gambar 2. Pengaruh kekuatan ionic pelarut terhadap sorpsi Cs-137
oleh sampel SP-4.1 (kiri) dan SP-4.2 (kanan)
Gambar 2 menunjukkan berkurangnya nilai Kd pada setiap sampel tanah akibat dari
meningkatnya kekuatan ionik larutan yang direpresentasikan oleh meningkatnya konsentrasi NaCl di
larutan. Kekuatan ionik larutan yang meningkat telah menaikkan banyaknya konsentrasi ion Na di
larutan yang dapat menetralisir site aktif pertukaran disekeliling permukaan sampel tanah [7] yang
mengakibatkan terjadinya kompetisi ionik antara ion-ion Na dengan Cs yang berinteraksi dengan
sampel tanah. Meningkatnya ion Na di larutan dapat menghalangi terjadinya interaksi antara Cs dengan
sampel tanah sehingga dapat mengurangi banyaknya Cs terserap oleh sampel tanah.
45
Budi Setiawan: Penentuan Kd Radionuklida Acuan Cs-137 oleh Tanah Lokasi SP-4 di Kawasan Nuklir Serpong
Gambar 3. Pengaruh konsentrasi CsCl terhadap perubahan nilai Kd Cs-137
oleh sampel SP-4.1 (kiri) dan SP-4.2 (kanan)
Perubahan nilai Kd terjadi disepanjang rentang konsentrasi awal CsCl dilarutan setelah
dilakukan pengontakkan selama 8 hari. Konsentrasi awal yang diberikan terentang dari tingkat kelumit
-8
-3
(10 M) sampai dengan 10 M CsCl. Nilai Kd dari radiocesium terlihat menurunnya dengan
meningkatnya konsentrasi Cs di larutan dengan tidak mengikuti garis lurus. Nilai Kd menurun secara
nyata karena keterbatasan kapasitas serap ion logam oleh sampel tanah, diperkirakan uptake
radiocesium oleh tanah telah meningkat tetapi tidak sebanding dengan kapasitas serapnya [.8.].
46
Jurnal Teknologi Pengelolaan Limbah (Journal of Waste Management Technology), ISSN 1410-9565
Volume 14 Nomor 2 Desember 2011 (Volume 14, Number 2, December, 2011)
Pusat Teknologi Limbah Radioaktif (Radioactive Waste Technology Center)
Gambar 4. Isoterm sorpsi radiocesium oleh sampel SP-4.1 (kiri) dan SP-4.2 (kanan)
Regresi linier terlihat baik mengikuti plot log-log data sorpsi seperti pada Gambar 4, hal ini
menandakan bahwa isoterm sorpsi yang terjadi telah mengikuti persamaan Freundlich sepanjang
rentang konsentrasi awal Cs [9],
Log[Cs]padatan = log K + N log[Cs]larutan
-1
dimana [Cs]padatan adalah banyaknya konsentrasi Cs terserap pada fase padat (mol, g ),
[Cs]larutan adalah konsentrasi Cs yang berada di larutan (M) dan N,K adalah slope dari kurva yang
diperoleh dan konstanta Freundlich. Hasil isoterm sorpsi dari kedua sampel tanah terlihat sangat mirip
diantara keduanya.
47
Budi Setiawan: Penentuan Kd Radionuklida Acuan Cs-137 oleh Tanah Lokasi SP-4 di Kawasan Nuklir Serpong
Gambar 5. Pengaruh ion-ion koeksistensi terhadap sorpsi radiocesium oleh sampel SP-4.1 (kiri) dan
SP-4.2 (kanan)
Kompetisi antara kation-kation pada saat berinteraksi dengan sampel tanah sangat dipengaruhi
oleh sifat serap dari ion Cs. Keberadaan ion-ion Na, K, Mg dan Ca di larutan telah mampu mereduksi
sorpsi Cs ke sampel tanah. Selanjutnya kompetisi yang terjadi antara Cs dengan ion-ion koeksistensi
dipengaruhi oleh energy relative interaksi antara ion-ion koeksisitensi-radiocesium dan site aktif
permukaan sampel tanah (10). Kekuatan ion-ion koeksistensi di larutan untuk menurunkan nilai Kd
2+
2+
+
+
berturut-turut dengan urutan Ca > Mg > K > Na .
KESIMPULAN
Penentuan Kd radiocesium oleh tanah lokasi SP-4 di Kawasan Nuklir Serpong telah lakukan,
dimana lokasi SP-4 adalah lahan yang terletak di dalam Kawasan Nuklir Serpong yang direncanakan
akan dibangun suatu fasilitas disposal limbah radioaktif untuk demonstrasi. Hasil kegiatan ini
menunjukkan bahwa kondisi kesetimbangan dicapai setelah pengontakkan radiocesium dengan sampel
tanah selama 8 hari dengan nilai Kd 3600 dan 4750 ml/g masing-masing untuk sampel SP-4.1 dan SP4.2. Perubahan kekuatan ionik telah menyebabkan terjadinya penurunan nilai Kd radiocesium oleh
sampel tanah akibat adanya kompetisi antara garam latar dengan ion Cs di larutan untuk melakukan
sorpsi ke sampel tanah. Meningkatnya konsentrasi Cs di larutan telah menurunkan nilai Kd
48
Jurnal Teknologi Pengelolaan Limbah (Journal of Waste Management Technology), ISSN 1410-9565
Volume 14 Nomor 2 Desember 2011 (Volume 14, Number 2, December, 2011)
Pusat Teknologi Limbah Radioaktif (Radioactive Waste Technology Center)
radiocesium dan isoterm sorpsi yang terjadi telah mengikuti aturan Freundlich. Keberadaan ion-ion
2+
2+
+
+
koeksistensi di larutan telah menurunkan nilai Kd dengan urutan Ca > Mg > K > Na . Karakter
sorpsi radiocesium oleh sampel tanah lokasi SP-4 ternyata sangat dipengaruhi oleh kondisi ion-ion
logam yang terdapat di larutan.
UCAPAN TERIMA KASIH
Terima kasih ditujukan kepada Sdr. Teddy Sumantry B.Sc., Sdri. Heru Sriwahyuni S.ST dan
Nurul Efriekaningrum S.ST dari Bidang Teknologi Penyimpanan Lestari, PTLR-BATAN atas bantuan
preparasi dan pekerjaan radiokimianya.
DAFTAR PUSTAKA
[1]. BPL, Data Akumulasi Paket Limbah Olahan Tahun 2010, PTLR-BATAN (2010).
[2]. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Near Surface Disposal of Radioactive Waste,
Safety Requirements No. WS-R-1, IAEA, Vienna (1999).
[3]. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Near Surface Disposal of Radioactive Wastes,
Safety Series No. 111-S.3, IAEA, Vienna (1994).
[4]. RILEY R.G., ZACHARA J.M., AND WOBBER F.J., Chemical Contaminants on DOE Lands and
Selection of Contaminant Mixtures for Subsurface Science Research. DOE/ER-0547T, US
Department of Energy Office of Energy Research, Washington, D.C., (1992).
137
[5]. Staunton S., AND Roubaud M., Adsorption of Cs on Montmorillonite and Illite: Effect of charge
compensating cation, ionic strength, concentration of Cs, K, and fulvic acid. Clays and Clay
Minerals, 45, 251 – 260 (1997).
[6]. PPGN BATAN, Laporan Akhir Penyelidikan Geologi Teknik dan Hidrogeologi Tapak Fasilitas
Demo Plant PLLR di PPTN Serpong, PTLR BATAN (2010).
[7]. Cornell R.M., Adsorption of Cesium on Minerals: A review. J. Radioanal. and Nucl. Chem., 171,
483 – 500, (1993).
[8]. Comans R.N.J., and Hockley D.E., Kinetics of Cesium Sorption on Illite. Geochim. et Cosmochim.
Acta, 56, 1157– 1164, (1992).
[9]. Liang T.J., Hsu C.N., Liou D.C., Modified Freundlich Sorption of Caesium and Strontium on
Wyoming Bentonite, Appl Radiat Isot 44:1205-1208, (1993).
[10]. Lyklema J., Simple Hofmeister Series, Chem. Physics Letters 467, 217-222, (2009).
49
Jurnal Teknologi Pengelolaan Limbah (Journal of Waste Management Technology), ISSN 1410-9565
Volume 14 Nomor 2 Desember 2011 (Volume 14, Number 2, December, 2011)
Pusat Teknologi Limbah Radioaktif (Radioactive Waste Technology Center)
SORPSI RADIOCESIUM PADA BENTONIT ASAL CIRANGGABOGOR: PENGARUH WAKTU KONTAK, KONSENTRASI CS
DAN KEKUATAN IONIK LARUTAN
Budi Setiawan, Heru Sriwahyuni, Nurul Efri Ekaningrum, Teddy Sumantry
Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATAN,
Kawasan Puspiptek Serpong, Tangerang 15310
ABSTRAK
SORPSI RADIOCESIUM PADA BENTONIT ASAL CIRANGGA-BOGOR:Pengaruh Waktu
Kontak, Konsentrasi Cs dan Kekuatan Ionik Larutan. Dengan memahami kemampuan mineral lempung
seperti bentonit untuk menyerap radiocesium di larutan merupakan hal pokok untuk memperkirakan
keadaan polutan ini di lingkungan. Penelitian sorpsi radiocesium ini dilakukan untuk memperoleh data
spesifik sorpsi radiocesium pada bentonit yang berasal dari Cirangga, Bogor-Jawa Barat dan
percobaan dilakukan secara catu di laboratorium. Hasilnya diekspresikan sebagai nilai koefisien
distribusi. Sedangkan sifat sorpsinya dipelajari dengan memperhatikan variasi parameter seperti waktu
kontak, konsentrasi kation/Cs dan kekuatan ionik di larutan. Hasilnya menunjukkan bahwa waktu
kontak akan meningkat sampai dicapainya kondisi kesetimbangan dalam 2 tahapan. Meningkatnya
konsentrasi Cs di larutan akan menurunkan nilai Kd dan kekuatan ionik mempengaruhi sorpsi
radiocesium ke bentonit. Kondisi larutan dan konsentrasi ion logam akan berpengaruh pada nilai Kd ion
logam pada bentonit.
Kata kunci : Radiocesium, bentonit, waktu kontak, konsentrasi Cs, kekuatan ionik
ABSTRACT
RADIOCESIUM SORPTION ONTO BENTONITE CIRANGGA-BOGOR ORIGIN: Effects of
Contact Time, concentration of Cs and Ionic Strength of Solution. A thorough understanding of the
capacity of clay mineral such as bentonite to adsorb radiocesium in solution is essential in order to
predict the fate of this pollutant in the environment. Investigation the sorption of radiocesium have been
done to find out the specific sorption data of radiocesium onto bentonite from Cirangga, Bogor-West
Jawa, and the experiments were performed in batch method at laboratory. The results have been
expressed as the distribution coefficient values. And the sorption properties have been studied with
respect to various parameters, such as contact time, concentration of cation/Cs and ionic strength in
solution. Result showed that contact time increased until equilibrium condition reached in 2 steps.
Increasing in concentration of Cs in solution decreased on Kd values, and ionic strength dependence of
radiocesium sorption onto bentonite. The conditions of solution and metal ion concentrations could
effect on Kd values of metal ion in bentonite.
Keywords: Radiocesium, bentonite, contact time, concentration of Cs, ionic strength
PENDAHULUAN
Radiocesium Cs-137 mempunyai waktu paro yang panjang dan dapat menciptakan masalah
radioekologi di biosfer. Radioisotop ini dapat berasal dari jatuhan bahan fisi dari percobaan bom atom
disekitar tahun 1960an atau dapat pula berasal dari adanya kemungkinan lepasan radiocesium dari
fasilitas penyimpanan limbah radioaktif. Sifat kimianya yang mirip dengan ion K menjadikan Cs mudah
berpindah pada kondisi lingkungan yang ada. Selain itu ion logam ini sangat mudah melakukan
asimilasi dengan tumbuhan maupun organisme yang ada di air. Sehingga untuk keselamatan
lingkungan perlu dipelajari sifat sorpsinya terhadap mineral lempung seperti bentonit, karena bentonit
diperkirakan mampu menyerap radiocesium sehingga akan dapat menghambat mobilitas radiocesium
di air tanah atau lingkungan [1]. Hal seperti inilah yang menjadikan bentonit digunakan sebagai bahan
penyangga maupun bahan isian pada fasilitas penyimpanan limbah radioaktif.
Fasilitas penyimpanan limbah radioaktif menggunakan bentonit dan campurannya sebagai
bahan penyangga dan bahan isian [2]. Bahan penyangga yang diletakkan disekeliling fasilitas
penyimpanan limbah akan berperan sebagai pengatur laju alir air tanah yang menuju ke fasilitas baik
50
Budi Setiawan, Heru Sriwahyuni, Nurul Efri Ekaningrum, Teddy Sumantry: Sorpsi Radiocesium pada Bentonit Asal CiranggaBogor: Pengaruh Waktu Kontak, Konsentrasi Cs dan Kekuatan Ionik Larutan
berupa air dari permukaan maupun dari rembesan air tanah. Semakin lama paket limbah terhindar dari
air tanah maka semakin awet paket pengungkung limbah terhadap kemungkinan terjadinya lepasan
radionuklida dari paket limbah. Adanya lepasan radionuklida dari paket limbah akan bereaksi dengan
bentonit sebagai bahan isian yang berperan sebagai penyerap adanya radionuklida yang ”lepas” dari
paket limbah. Untuk itu penelitian tentang kemampuan bentonit untuk menyerap radionuklida perlu
dilakukan, terutama data untuk bentonit lokal yang masih sangat minim. Penyerapan ion logam yang
ada di air tanah akan sangat tergantung pada besar nilai tukar kation suatu bahan [3] yang melakukan
kontak dengan ion logam tersebut, juga akan tergantung pada konsentrasi ion logam yang akan diserap
[4] serta kekuatan ionik larutan yang dapat menyebabkan terjadinya kompensasi muatan kation pada
bentonit [5].
Tujuan penelitian ini adalah melakukan penyelidikan yang sistematis mengenai sorpsi
radiocesium oleh bentonit asli Indonesia dengan suatu kondisi yang terkontrol di laboratorium.
Pengaruh dari parameter-parameter seperti waktu kontak, konsentrasi ion Cs dan kekuatan ionik
larutan telah dipelajari. Kegiatan ini telah dilakukan pada laboratorium Kimia Bidang Teknologi
Penyimpanan Lestari, Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-Badan Tenaga Nuklir Nasional di SerpongTangerang pada tahun 2011.
TATA KERJA
Bentonit yang digunakan berasal dari perusahaan industri pertambangan CV Sumber Wahana
Sejati-Sukabumi yang diambil dari daerah Cirangga, Bogor-Jawa Barat. Di laboratorium, bentonit
tersebut dipreparasi dengan cara dibersihkan dari segala kotoran (akar, kerikil, dedaunan) kemudian di
o
keringkan secara oven (T=90 C, 4 jam) lalu di tumbuk, digerus dan disaring sehingga diperoleh ukuran
butir 100 mesh. Terakhir serbuk bentonit ini dikeringkan secara alami dengan dianginkan ditempat
yang sejuk, sampel siap digunakan untuk percobaan. Isotop Cs-137 digunakan sebagai pengembang
dalam percobaan, dengan aktivitas 37 MBq dalam 5 ml. Radiocesium selanjutnya digunakan tanpa
dilakukan preparasi lebih lanjut, sedangkan bahan kimia lainnya seperti CsCl, NaCl berasal dari Merck.
-8
Sampel bentonit selanjutnya dikontakkan dengan CsCl 10 M dalam wadah vial PE volume 20
ml. Pengemban Cs-137 ditambahkan sebagai penanda untuk analisis radiometrik. Campuran dikocok,
pada periode waktu tertentu larutan diambil untuk dianalisis radioaktivitasnya sampai diperoleh waktu
setimbang. Indikator dari analisis adalah terjadinya perubahan nilai distribusi koefisiennya/ nilai Kd
dimana didefinisikan sebagai banyaknya ion Cs yang terserap di fase padat dibandingkan dengan
-2
besarnya ion Cs tersisa di larutan. Ratio padat/cair sampel adalah 10 g/ml. Alat analisis yang
digunakan adalah
spektrometer merek Canberra Sedangkan pengaruh konsentrasi Cs dilakukan
-8
dengan cara mengontakkan sampel bentonit dengan CsCl yang konsentrasinya di variasi 10 sampai
-3
10 M dan diberi radiocesium sebagai pengemban. Pengaruh kekuatan ionik dilakukan pada kondisi
larutan 0; 0,1 dan 1,0 M NaCl, dan perlakuan selanjutnya sama denga percobaan sebelumnya.
Hasil yang diperoleh diekspresikan sebagai nilai Kd. Konsentrasi Cs di larutan dihitung dari
pengukuran aktivitas supernatan sebelum dan sesudah pengontakkan dan nilai Kd didapat dari,
Dimana C0 dan Ct adalah besar konsentrasi/aktivitas Cs-137 sebelum dan setelah pengontakkan,
sedangkan V dan m adalah volume larutan yang digunakan dan berat kering sampel bentonit yang
digunakan.
HASIL DAN PEMBAHASAN
Penentuan lokasi bahan bentonit di Pulau Jawa berdasarkan data dan informasi yang ada pada
peta penyebaran mineral alam di Pulau Jawa [6] sehingga dari data itu dapat dikenali beberapa daerah
potensi dan penambangan bentonit di Pulau Jawa secara umum dan di daerah Jawa Barat secara
khusus, salah satunya di Cirangga-Bogor. Dimana bentonite untuk sampel diperoleh dari perusahaan
penambangan bentonit secara komersial yang ada di Sukabumi yaitu CV. Sumber Wahana Sejati.
Gambar 1 menunjukkan pengaruh waktu kontak atau disebut juga sebagai kinetika sorpsi radiocesium
oleh bentonit. Terlihat bahwa bertambahnya waktu kontak antara sampel bentonite dan radiocesium,
maka sebagian dari Cs yang ada di larutan telah berpindah ke fase padat/sampel bentonite sampai
diperoleh kondisi yang setimbang yang ditandai oleh grafik yang melandai. Dalam Gambar 1 ini telah
diperoleh 2 grafik yang melandai pada hasil kinetika sorpsi Cs oleh bentonite, hal ini disebabkan karena
bentonit merupakan lempung yang struktur kristalnya terdiri dari tiga lapis [7]. Dimana satu lapisan
berbentuk oktahedral dan dua lapisan berbentuk tetrahedral oleh Silikon dan Oksigen. Lapisan ini akan
51
Jurnal Teknologi Pengelolaan Limbah (Journal of Waste Management Technology), ISSN 1410-9565
Volume 14 Nomor 2 Desember 2011 (Volume 14, Number 2, December, 2011)
Pusat Teknologi Limbah Radioaktif (Radioactive Waste Technology Center)
menyatu dengan ujung-ujung kisi tetrahedral Silikon membentuk lapisan dengan lapisan Hidroksil dari
oktahedral yang akhirnya akan membentuk lapisan 3 layer mineral bentonit dengan susunan:
tertrahedral-oktahedral-tetrahedral. Mineral bentonit akan sangat baik untuk sorpsi ion-ion logam
karena mempunyai ukuran partikel yang sangat kecil serta mempunyai kapasitas penukaran ion yang
baik antara ion-ion logam dengan ion-ion Ca atau Na dari bentonit.
Gambar 1. Kinetika sorpsi radiocesium oleh sampel bentonit dari Cirangga
Sorpsi radiocesium terjadi dalam dua tahap, dimana tahap pertama ion Cs akan mengisi kisi
tetrahedral sampai jenuh kemudian ion Cs sisanya melakukan kontak dengan kisi oktahedal sehingga
dalam grafik ini dapat terlihat seperti ada 2 tahapan penyerapan. Dimana penyerapan pertama mulai
terlihat jenuh pada hari ke-8, sedangkan penyerapan ke-2 terlihat jenuh setelah waktu kontak minimal
16 hari. Nilai Kd mencapai konstan setelah waktu kontak mencapai 16 hari dengan nilai Kd mencapai
sekitar 17.000 ml/g.
Gambar 2 menunjukkan pengaruh konsentrasi awal ion Cs dalam larutan versus nilai Kd
-8
-3
sepanjang rentang konsentrasi yang diberikan 10 sampai 10 M CsCl. Nilai Kd terlihat menurun
seiring dengan bertambahnya konsentrasi awal ion Cs di larutan. Hal ini bersesuaian dengan falsafah
Kd dimana konsentrasi Cs yang ada di larutan akan diserap oleh bentonite sampai kapasitas bentonite
menjadi jenuh. Adanya peningkatan konsentrasi Cs di larutan akan menaikkan banyaknya Cs yang
tersisa di larutan yang akhirnya akan menurunkan distribusi koefisien dari Cs di bentonit sesuai dengan
falsafah Kd.
52
Budi Setiawan, Heru Sriwahyuni, Nurul Efri Ekaningrum, Teddy Sumantry: Sorpsi Radiocesium pada Bentonit Asal CiranggaBogor: Pengaruh Waktu Kontak, Konsentrasi Cs dan Kekuatan Ionik Larutan
Gambar 2. Pengaruh konsentrasi CsCl terhadap sorpsi radiocesium oleh sampel bentonit dari Cirangga
Gambar 3. Isoterm sorpsi radiocesium oleh sampel bentonit dari Cirangga
Pada Gambar 2, variasi nilai Kd radiocesium dengan konsentrasi awal Cs menunjukkan bahwa
isotherm sorpsi yang terjadi tidak membentuk garis lurus. Nilai Kd menurun bersama dengan
meningkatnya konsentrasi Cs di larutan padahal pada kondisi yang sebenarnya adalah konsentrasi Cs
yang terserap di bentonit terus meningkat. Bila data yang sama kemudian diekspresikan dengan cara
-1
lain dimana data banyaknya Cs terserap per-unit massa padatan di bentonite (mol g ) di plotkan versus
-1
banyaknya Cs tersisa per-unit volume di larutan (mol ml ) pada skala logaritma dapat ditunjukkan pada
Gambar 3. Hasil regresi yang berupa garis lurus pada grafik skala logaritma ini menunjukkan bahwa
isoterm sorpsi yang terjadi telah mengikuti isoterm Freundlich sejauh rentang konsentrasi yang
diberikan.
Gambar 4 menunjukkan berkurangnya nilai Kd radiocesium karena adanya penambahan
konsentrasi NaCl di larutan yang mengekspresikan adanya perubahan kekuatan ionik larutan.
Konsentrasi NaCl yang diberikan adalah 0; 0,1 dan 1,0 M NaCl. Hasilnya menunjukkan bahwa
53
Jurnal Teknologi Pengelolaan Limbah (Journal of Waste Management Technology), ISSN 1410-9565
Volume 14 Nomor 2 Desember 2011 (Volume 14, Number 2, December, 2011)
Pusat Teknologi Limbah Radioaktif (Radioactive Waste Technology Center)
pengaruh pemberian konsentrasi NaCl telah menurunkan nilai Kd secara nyata. Diperkirakan karena
adanya kompetisi antara ion-ion Na dengan Cs yang ada di larutan kedalam bentonit. Ion-ion Na di
larutan akan segera menetralisir ion-ion negatif yang ada di sekitar site aktif bentonit sehingga akan
menghambat upaya ion-ion Cs yang akan berinteraksi dengan bentonit. Akibatnya ion-ion Cs bila akan
melakukan interaksi dengan bentonit harus berkompetisi dengan ion-ion Na yang ada disekeliling
sampel bentonit, dan ini dapat menyebabkan menurunnya nilai Kd dari Cs oleh bentonit. Gejala seperti
ini telah pula dijumpai pada hasil penelitian dari Di Toro [8]. Sampai sekarang masih belum ada suatu
penelitian yang dilaporkan yang secara sistematis mengenai pengaruh I terhadap proses penyerapan
ion logam dari larutan sehingga beberapa peneliti memperkirakan tentang adanya kemungkinan
bekerjanya gaya-gaya elektrostatis disekitar padatan/ bentonit akibat berubahnya I larutan telah
membuat terjadinya penurunan selektivitas ion-ion logam terhadap site pertukaran yang ada di
padatan/ bentonit [9].
Gambar 4. Pengaruh I larutan terhadap sorpsi radiocesium oleh sampel bentonit dari Cirangga
KESIMPULAN
Untuk memperoleh data spesifik sorpsi radiocesium pada bentonit yang berasal dari Cirangga,
Bogor-Jawa Barat telah dilakukan serangkaian kegiatan penelitian yang hasilnya adalah, bentonit dari
Cirangga mempunyai kemampuan sorpsi radiocesium yang cukup baik terlihat dari nilai Kd yang
mencapai sekitar 17.000 ml/g yang dicapai setalah pengontakan selama 16 hari. Kejenuhan sorpsi
radiocesium oleh bentonit dicapai dalam 2 tahapan yang mencerminkan bahwa bentonit merupakan
mineral banyak lapis (multi-layer). Meningkatnya konsentrasi awal Cs di larutan telah menurunkan nilai
Kd dan telah memberikan isoterm sorpsi yang mengikuti aturan Freundlich. Adanya konsentrasi NaCl di
larutan telah menurunkan nilai Kd, hal ini diperkirakan karena telah terjadinya kompetisi antara ion-ion
Na dan Cs untuk berinteraksi dengan site aktif bentonit. Untuk memperkaya database kemampuan
sorpsi bahan mineral asli Indonesia perlu dilakukan penelitian sejenis untuk bahan/mineral dari daerah
lain di Indonesia, dimana data ini dapat bermanfaat sekali sebagai salah satu masukan untuk kegiatan
pengkajian keselamatan suatu fasilitas penyimpanan limbah radioaktif di masa depan.
UCAPAN TERIMA KASIH
Penulis mengucapkan terima kasih kepada Kementerian Riset dan Teknologi Republik Indonesia
atas bantuan dana penelitian pada kegiatan ini melalui Program Insentif Riset PKPP Tahun 2011,
kepada CV. Sumber Wahana Sejati-Sukabumi atas bantuan sampel bentonitnya.
DAFTAR PUSTAKA
[1]. Cornell, RM., Adsorption of Cesium on Minerals: A review. J Radioanal Nucl Chem 171:483-500
(1993).
54
Budi Setiawan, Heru Sriwahyuni, Nurul Efri Ekaningrum, Teddy Sumantry: Sorpsi Radiocesium pada Bentonit Asal CiranggaBogor: Pengaruh Waktu Kontak, Konsentrasi Cs dan Kekuatan Ionik Larutan
[2]. Ding, M. ,et.al., Sorption Characteristics of Radionuclides on Clays in Yucca Mountain Alluvium,
Presented to 2006 IHLRWM, April 30 - May 4, 2006, Las Vegas, Nevada.
[3]. Wendling, LA., Harsh, JB., Palmer, CD., Hamilton, MA., Flury, M., Cesium Sorption Illite, Clays
and Clay Minerals, Vol. 52, No. 3, 375–381, (2004).
[4]. Mironenko, MV. et.al., Experimental Study of Sorption of Np(V) on Kaolinite, Herald of the
Department of the Earth Sciences RAS, (2004).
[5]. UM, Wy, and Papelis, C., Sorption Mechanisms of Sr and Pb on Zeolitized Tuffs from The Nevada
Test Site as a Function of pH and Ionic Strength, American Mineralogist, Vol. 88, 2028–2039,
(2003).
[6]. Dir. SDM, Peta Sebaran Mineral Industri dan Batuan Indonesia, skala 1: 5000.000, (1990).
[7]. Encyclopedia of Geological Science, Mc Graw-Hill, NY (1978).
[8]. Di Toro, DM., et.al., Effect of Nonreversibility, Particle Concentration and I on Heavy Metal
Sorption, Env. Scie. Technol. 20, 55-61 (1986).
[9]. Staunton, S., Roubaud, M., Adsorption 137Cs on Montmorillonite and Illite, Clay & Clay Minerals
Vol.45, No.2, 251-260 (1997).
55
Jurnal Teknologi Pengelolaan Limbah (Journal of Waste Management Technology), ISSN 1410-9565
Volume 14 Nomor 2 Desember 2011 (Volume 14, Number 2, December, 2011)
Pusat Teknologi Limbah Radioaktif (Radioactive Waste Technology Center)
RESPON ENZIM ANTIOKSIDAN PADA BIOAKUMULASI
SENYAWAAN MERKURI PADA Oreochromiss mossambicus
Heny Suseno1), Sumi Hudyono PWS2)
1) Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATAN
Kawasan PUSPIPTEK, Serpong-Tangerang 15310
2) Departemen Kimia - Universitas Indonesia,
Kampus UI-Depok
ABSTRAK
RESPON ENZIM ANTIOKSIDAN PADA BIOAKUMULASI SENYAWAAN MERKURI PADA
Oreochromiss mossambicus. Telah dilakukan penelitian respon enzim antioksidan dalam tubuh
oreochromis mossambicus yang terpapar oleh senyawaan merkuri. Penelitian ini bertujuan untuk
mempelajari mempelajari respon enzim-enzim antioksidan terhadap cemaran merkuri dan metil
merkuri. Hasil penelitian ini diharapkan dapat memberikan informasi hubungan antara proses
bioakumulasi senyawaan merkuri dan respon biologisnya dalam tubuh O. mossambicus dan dapat
diaplikasikan dalam monitoring lingkungan pesisir. Eksperimen dilakukan berdasarkan simulasi ekologi
+
2+.
perairan pesisir yang terkontaminasi CH3Hg dan Hg Simulasi ini dilakukan di aquarium, respon
enzim SOD dan CAT diamati pada setiap perubahan konsentrasi kedua kontaminan tersebut. Hasil
eksperimen menunjukkan kenaikan konsentrasi kedua kontaminan tersebut menyebabkan peningkatan
aktivitas enzim SOD dan CAT pada daging, usus, insang, ginjal dan hati O. mossambicus dan
menyebabkan penurunan rasio aktivitas enzim SOD terhadap CAT. Hubungan antara konsentrasi
kedua kontaminan tersebut terhadap respon enzim SOD dan CAT maupun rasio kedua enzim tersebut
memberikan berbagai persamaan linier yang dapat digunakan untuk kepentingan pemantauan cemaran
senyawaan merkuri pada air payau.
Kata kunci : Enzim, SOD, CAT, Oreochromis mossambicus
ABSTRACT
RESPONSE OF ANTIOKSIDANT ENZYMES AS RESULT OF BIOACCUMULATION MERCURY
ON Oreochromiss mossambicus. The study of response of antioxidant enzymes as result of
bioaccumulation mercury on Oreochromiss mossambicus has been done. This research aims to study
the response of antioxidant enzymes to mercury and methyl mercury contamination. The results of this
study is expected to provide the information link between the process of bioaccumulation of mercury
coumpounds and biological responses in the body O.mossambicus and can be applied in
monitoring the coastal environment. Simulation experiments was performed in the aquarium, the
response of
enzymes SOD and CAT observed
in any change
the
concentration
+
+
of these contaminants. The experimental shown that increasing of CH3Hg and Hg concentrations
would increased the SOD and CAT enzyme activity in the flesh, intestines, gills, kidneys and liver of
O. mossambicus and decreased the ratio of SOD to CAT. The relationship between the concentrations
of these contaminants on the response of these two enzymes SOD and CAT as well as the ratio of the
two enzymes that provide a variety of linear equations that can be used for monitoring contamination of
mercurycompounds in brackish water.
Keywords: Enzymes, SOD, CAT, , Oreochromis mossambicus
PENDAHULUAN
Berbagai jenis polutan masuk ke lingkungan pesisir laut sebagai akibat eksternalisasi beragam
jenis limbah industri dan domestik ke dalam sungai. Salah satu jenis polutan adalah merkuri yang
merupakan unsur non esensial bersifat neurotoksin. Merkuri mengalami metilasi dalam lingkungan
perairan anaerob dan kaya akan sulfur. Metilmerkuri yang terbentuk memberikan dampak toksik pada
berbagai organisme termasuk manusia. Toksisitas metil merkuri lebih berbahaya daripada merkuri.
Pemantauan metil merkuri dapat dilakukan berdasarkan analisis dan penggunaan bioindikator.
56
Heny Suseno, Sumi Hudyono PWS: Respon Enzim Antioksidan Pada Bioakumulasi Senyawaan Merkuri Pada Oreochromiss
mossambicus
Penggunaan bioindikator dapat dilakukan berdasarkan kadar merkuri dalam tubuh biota maupun
respon biomarker.
Biomarker didefinisikan sebagai sinyal indikator suatu kondisi dalam sistem biologi atau sampel
yang memberikan ukuran paparan, efek atau dugaan. Indikator dapat berupa senyawaan kimia yang
[1,2]
terukur, biokimia, psikologi, sifat atau altererasi dalam suatu organisme
Biomarker saat ini
digunakan dalam pemantauan lingkungan sebagai sinyal peringatan dini (early warning). Penelitian
biomarker yang berkaitan dengan bioindikator logam berat termasuk merkuri dan metil merkuri telah
[3-8].
dilakukan
Pada penelitian tersebut terbukti bahwa bioakumulasi logam berat selalu diikuti oleh
perubahan konsentrasi biomarker dibandingkan pada kondisi normal.
Ikan banyak digunakan dalam studi respon biokimia dan biologis terhadap kontaminasi
lingkungan. Ikan mudah dijumpai disebagian besar lingkungan akuatik dan memainkan peranan penting
[9]
dalam tatanan ekologi dan jejaring makanan akuatik . Oreochromis mossambicus (ordo Percifomes,
family cichlidae, genus Oreochromis) dapat digunakan sebagai bioindikator perairan pesisir karena
banyak dibudidayakan diperairan payau dan mempunyai toleransi yang tinggi terhadap perubahan
[10]
salitinas .
Pada penelitian sebelumnya telah dipelajari kemampuan akumulasi senyawaan merkuri oleh O.
[11]
Mossambicus . Penelitian ini bertujuan untuk mempelajari mempelajari respon enzim-enzim
antioksidan terhadap cemaran merkuri dan metil merkuri. Hasil penelitian ini diharapkan dapat
memberikan informasi hubungan antara proses bioakumulasi senyawaan merkuri dan respon
biologisnya dalam tubuh O. Mossambicus.
TATA KERJA
Hewan percobaan (O. mossambicus) secara terpisah dipapar merkuri dan metil merkuri (0,105;
-1
+
-1
0,361 dan 1,832 µg.l CH3Hg dan 0,2; 2,0; 10,0 dan 20,0 µg.l ) selama 30 hari seperti pecobaan
sebelumnya [Jtpl] Selanjutnya hewan percobaan siap untuk dianalisis kandungan biomarkernya
mengunakan tahapan-tahapan sebagai berikut:
Setelah terpapar merkuri dan metil merkuri selama 30 hari, seluruh ikan ditimbang dan di
bedah. Bagian hati (liver) dicuci dengan air garam dan sebanyak 0,3 gram bagian yang telah dicuci
tersebut dihomogenasi dalam 3 ml 10 mM Tris buffer (pH 7.5) yang mengandung 0,01 M Tris, 0.25 M
sucrose, and 0.01 M EDTA. Larutan yang mengandung jaringan hati tersebut selanjutnya disentrifugasi
o
pada suhu 4 C dengan kecepatan 10000 rpm selama 10 menit. Supernatan yang dihasilkan merupakan
larutan enzim dan siap dianalisis kandungan protein serta empat jenis enzim antioksidan.
[12]
Aktivitas enzim CAT ditentukan menggunakan metoda Xu . Metoda ini didasari pada reaksi
orde satu antara CAT dengan H2O2. Sebanyak 10 µl larutan enzim hasil preparasi tersebut di atas
ditambahkan 3,0 ml larutan buffer H2O2-fosfat dan absorbansi H2O2 diukur setiap 5 sampai 60 detik
menggunakan spektrofotometer. Larutan buffer H2O2-fosfat dibuat melalui pengenceran 0,16 ml H2O2
(30% W/V) kedalam 100 ml bufer fosfat (pH 7). Disisi lain bufer fosfat dibuat dengan cara melarutkan
3,522 g KH2PO4 and 7,268 g Na2HPO4·H2O ke dalam 1000 ml akuades. Penambahan buffer fosfat
juga dilakukan pada larutan enzim yang berasal dari ikan yang dipelihara dalam kondisi normal. Satu
unit aktivitas CAT didifinisikan menggunakan persamaan (1)
(1)
Dimana K adalah slope kurva ln Absorban pada 250 nm terhadap waktu (t).
[12]
Aktivitas SOD ditentukan menggunakan metode Zhu . Metoda ini didasari oleh inhibisi enzim
SOD melalui autooksidasi 1,2,3-benzenetriol. Pertama-tama kecepatan autookidasi (Ko) 1,2,3benzenetriol dalam larutan buffer 0,05 M Tris-HCl (pH=8,2) secara spektrofotometri pada panjang
gelombang 325 nm. Selanjutnya kecepatan inhibisi autooksidasi
SOD (K SOD) diukur melalui
penambahan 10 μl larutan enzim hasil preparasi tersebut di atas pada larutan buffer yang sama. Satu
unit aktivitas SOD (U) didefinisikan sebagai kuantitas protein enzim yang digunakan untuk menginhibisi
o
50% kecapatan autooksidasi 1,2,3 benzenetriol pada suhu 25 C dan dihitung menggunakan persamaan
(2).
(2)
HASIL DAN PEMBAHASAN
Paparan merkuri dan metal merkuri secara internal dan eksternal pada sel menghasilkan spesi
oksigen reaktif (ROS). Pada kondisi normal biota menjaga keseimbangan antara menghasilkan dan
menetralkan ROS dan pada saat terpapar oleh polutan (termasuk senyawaan merkuri) laju produksi
●−
●−
ROS seperti radikal anion (O2 ), hidrogen peroxide (H2O2), radikal hidroksi (OH ) dan radikal peroksil
[7]
(ROO ) meningkat . Spesi oksigen reaktif tersebut akan bereaksi dengan makromolekul (lipida,
57
Jurnal Teknologi Pengelolaan Limbah (Journal of Waste Management Technology), ISSN 1410-9565
Volume 14 Nomor 2 Desember 2011 (Volume 14, Number 2, December, 2011)
Pusat Teknologi Limbah Radioaktif (Radioactive Waste Technology Center)
protein dan asam nukleat). Oksigen reaktif ini menyebabkan perubahan sitosol termasuk keseimbangan
redoks, inaktivasi enzim peroksidasi lipida, degradasi protein - kematian sel. Seluruh biota mempunyai
sistem pertahanan berupa antioksidan di dalam sel baik berupa komponen enzimatik maupun
nonenzimatik. Jalur enzimatik mengandung Super oksida dismutase (SOD), katalase (CAT) dan
●−
glutathion peroksidase (GPX). Radikal O2
dieliminir oleh SOD menjadi H2O2 , selanjutnya H2O2
dinetralisir oleh GPX yang mengkatalisis reduksi H2O2 menjadi air dan peroksida organik. Enzim
Glutathion reduktase meregenerasi GSH dari glutathione teroksidasi (GSSG). Konjugat GST
xenobiotik dikonjugasi oleh GSH untuk diekresikan keluar sistem tubuh.
2+
+
Pembentukan ROS merupakan faktor utama pada toksisitas Hg dan CH3Hg . Stress oksitatif
+
[13]
yang ditimbulkan oleh CH3Hg berkaitan dengan interaksinya dengan gugus tiol seperti GSH . Seperti
halnya logam toksik lainnya, merkuri dalam berbagai bentuk senyawaan memicu pembentukan ROS di
dalam jaringan tubuh ikan. ROS menyebabkan kerusakan berbagai molekul biologis. Dalam kondisi
normal ikan mampu mendetoksifikasi dan menghilangkan ROS dalam sel melalui sistem antioksidan
[14]
dan mempertahankan keseimbangan antara pembentukan ROS dengan netralisasinya .
+
2+
Pembentukan ROS dipengaruhi oleh dosis CH3Hg dan Hg terhadap tubuh O. mossambicus. Dosis
ini berkaitan dengan konsentrasi eksternal dari medium air. Eksperimen ini hanya melakukan
pengujian respon enzim SOD dan CAT terhadap variasi konsentrasi paparan kedua kontaminan
tersebut. Informasi yang diperoleh cukup untuk menjelaskan hubungan antara kemampuan akumulasi
+
2+
CH3Hg dan Hg oleh O. mossambicus terhadap berbagai pengaruh faktor eksternal yang berkaitan
+
toleransinya pada tingkatan toksisitas kedua kontaminan tersebut. Pengaruh paparan CH3Hg dan
2+
Hg terhadap aktivitas enzim antioksidan yang direpresentasikan oleh SOD dan CAT ditunjukkan pada
Gambar 1.
80
R= 0,50
Aktivitas SOD
70
2+
= 1,06 [Hg ] + 21.10
daging
Daging
Usus
Insang
Ginjal
Hati
2+
usus
= 0,10[Hg ] + 2,18
R= 0,53
Aktivitas SOD
2+
Insang
= 0,38[Hg ] + 2,72
Aktivitas Enzim CAT (U/mg)
Aktivitas SOD
Aktivitas Enzim SOD (U/mg)
R= 0,93
60
Aktivitas SOD
2+
Ginjal
= 0,42[Hg ] +5,77
R= 0,67
Aktivitas SOD
50
2+
Hati
= 0,82[Hg ] +5,94
R= 0,84
40
30
20
10
0
2
4
6
8
10
12
14
2+
Konsentrasi Hg
(a)
58
16
-1
( g.l )
18
20
22
200
2+
190 Aktivitas CAT daging= 4,89 [Hg ] + 6,01
R=
0,85
180
2+
170 Aktivitas CAT daging= 1,19 [Hg ] + 5,18
160 R= 0,71
2+
150 Aktivitas CAT insang = 2,53 [Hg ] + 7,30
R= 0,90
140 Aktivitas CAT
2+
= 1,16 [Hg ] + 12,98
Ginjal
130 R= 0,62
120 Aktivitas CAT = 3,11 [Hg2+] + 13,37
Hati
110 R= 0,87
100
90
Ginjal
80
Daging
70
Insang
Usus
60
Hati
50
40
30
20
10
0
0 2 4 6 8 10 12 14 16 18 20 22
2+
-1
Konsentrasi Hg ( g.l )
(b)
Heny Suseno, Sumi Hudyono PWS: Respon Enzim Antioksidan Pada Bioakumulasi Senyawaan Merkuri Pada Oreochromiss
mossambicus
100
80
70
Aktivitas SOD
Daging
750
= 0,59[CH3Hg ] + 2,11
700
R= 0,55
Aktivitas SOD
+
Usus
= 4,82[CH3Hg ] + 6,96
R= 0,89
Aktivitas Enzim CAT (U/mg)
Aktivitas Enzim SOD (U/mg)
90
800
+
+
Aktivitas SODInsang = 3,09[CH3Hg ] + 5,44
R= 0,09
60
50
Aktivitas SOD
R= 0,57
Aktivitas SOD
+
Ginjal
= 7,83[CH3Hg ] + 7,69
+
Hati
= 9,17[CH3Hg ] + 6,71
R= 0,84
40
30
Ginjal
Daging
Insang
Usus
Hati
20
+
Aktivitas CAT Daging = 9,79[CH3Hg ] + 7,90
R= 0,87
650
Aktivitas CAT Usus = 212,08[CH3Hg ] + 6,01
600
R= 0,98
+
+
550
500
Aktivitas CATInsang = 34,29[CH3Hg ] + 4,35
R= 0,95
+
Aktivitas CAT Ginjal = 46,75[CH3Hg ] + 3,73
450
R= 0,62
400
Aktivitas CAT Hati = 101,00[CH3Hg ] + 5,34
350
300
250
200
150
+
R= 0,98
Ginjal
Daging
Insang
Usus
Hati
100
10
50
0
0
0.0 0.2 0.4 0.6 0.8 1.0 1.2 1.4 1.6 1.8 2.0
0.0 0.2 0.4 0.6 0.8 1.0 1.2 1.4 1.6 1.8 2.0
Konsentrasi CH3Hg ( g.l )
Konsentrasi CH3Hg ( g.l )
+
-1
+
-1
(c)
(d)
+
2+
Gambar 1. Pengaruh konsentrasi CH3Hg dan Hg terhadap aktifitas enzim antioksidan berbagai
+
+
organ O. mossambicus. (a). SOD akibat terpapar CH3Hg (b) CAT akibat terpapar CH3Hg (d). SOD
2+
2+
akibat terpapar Hg (d) CAT akibat terpapar Hg
2+
Gambar 1 menunjukkan bahwa kenaikan konsentrasi Hg dalam medium air menyebabkan
peningkatan aktivitas SOD maupun CAT di setiap jaringan tubuh O. mossambicus. Peningkatan O2
menyebakan kenaikan aktivitas enzim baik SOD maupun CAT. Kenaikan aktivitas enzim SOD pada
-1
2+
daging, usus, insang, ginjal dan hati O. mossambicus setelah terpapar 20µgl Hg selama 23 hari
berturut-turut sebesar 2,19; 3,26; 6,72; 3,07 dan 12,56 kali dibandingkan tidak terdapat paparan. Disisi
-1
2+
lain kenaikan aktivitas enzim CAT akibat terpapar 20µgl Hg selama 23 hari pada daging, usus,
insang, ginjal dan hati O. mossambicus berturut-turut sebesar 24,82; 33,82; 33,10; 24,82 dan 16,57
2+
kali dibandingkan tidak terkena paparan Hg .
Gambar 4.30 menunjukkan kenaikan konsentrasi
+
CH3Hg dalam medium air menyebabkan peningkatan aktivitas SOD maupun CAT di setiap jaringan
-1
+
tubuh O. mossambicus. Setelah 30 hari terpapar 1,831µgl CH3Hg , kenaikan aktivitas enzim SOD
pada daging, usus, insang, ginjal dan hati O. mossambicus berturut-turut sebesar 5,83; 1,82; 5,92;
1,30 dan 14,10 kali dibandingkan tidak terdapat paparan. Disisi lain kenaikan aktivitas enzim CAT
-1
+
akibat terpapar 1,831µgl CH3Hg selama 30 hari pada daging, usus, insang, ginjal dan hati O.
mossambicus berturut-turut sebesar 26,16; 5,06; 37,39; 17,15 dan 19,02 kali dibandingkan tidak
2+
terkena paparan Hg . Peningkatan aktivitas kedua jenis enzim tersebut berhubungan dengan upaya
2+
+
menetralkan ROS yang tdihasilkan akibat paparan Hg maupun CH3Hg .
Kemampuan O. mossambicus mengeliminasi ROS dapat dibandingkan dengan ikan jenis lain
yang terpapar oleh logam berat. Sebagai contoh, telah dilakukan eksperimen pengaruh paparan
[15]
merkuri terhadap Pomatoschistus microps sejenis ikan yang hidup dimuara . Hasil percobaan
menunjukkan tersebut dapat dibandingkan dengan menunjukkan aktivitas enzim SOD maupun CAT
2+
-1
mengalami peningkatan setelah terpapar Hg 3,125 - 50 µg.L . Aktivitas enzim SOD mengalami
-1
-1
peningkatan dari 23 U.mg menjadi 40 U.mg atau mengalami peningkatan 1,74 kali dibandingkan
2+
-1
-1
tidak terpapar Hg . Aktivitas enzim CAT mengalami peningkatan dari 33 U.mg menjadi 105 U.mg
2+
atau mengalami peningkatan 3,18 kali dibandingkan tidak terpapar Hg .
Huang et al (2010)
2+
melakukan percobaan pengaruh paparan Hg pada tahapan larva dan juvenil Paralichthys olivaceus
2+
-1
sejenis ikan damersal. Hasil penelitian menunjukkan paparan Hg 10 µg.l meningkatkan masingmasing SOD sebesar 80,1 dan 89,1% pada larva dan juvenil. Aktivitas enzim CAT juga mengalami
2+
peningkatan sebesar 127.2% pada larva dan 169,4% pada juvenil. Pengaruh paparan Pb terhadap
aktivitas enzim SOD dan CAT menunjukkan hal yang berbeda. Penelitian pada Chlamys farreri
menunjukkan penurunan aktivitas SOD dibandingkan dengan hewan kontrol yang digunakan yang
2+
mana mengindikasikan paparan Pb tersebut menginhibisi enzim SOD yang menyebabkan gangguan
- [16]
pada mitokondria sel yang memfasilitasi pelepasan O 2
. Demikian halnya dengan aktivitas CAT
59
Jurnal Teknologi Pengelolaan Limbah (Journal of Waste Management Technology), ISSN 1410-9565
Volume 14 Nomor 2 Desember 2011 (Volume 14, Number 2, December, 2011)
Pusat Teknologi Limbah Radioaktif (Radioactive Waste Technology Center)
2+
mengalami inghibisi sebesar 28,7% setelah terpapar Pb sehingga H2O2 yang terbentuk dari ROS
2+
mengalami menumpukan akibat terlambat dihilangkan dari sel. Pada O. niloticus paparan Cd 1,0
-1
[17]
mgL meningatkan aktivitas enzim CAT 183% pada liver dibandingkan kondisi tidak terpapar . Disisi
-1
2+
2+
6+
lain pada organ ginjal, peningkatan konsentrasi masing-masing sebesar 0,1 mg.l Cd , Cu , Cr ,
+
Ag menurunkan aktivitas enzim CAT masing-masing sebesar 87%; 25%; 21% dan 44%.
Dibandingan dengan biota lainnya, peningkatan aktivitas enzim SOD dan CAT pada O.
mossambicus sangat besar. Pada data pembanding tersebut di atas, aktivitas enzim dianalisis setelah
2 sampai 96 jam terpapar kontaminan. Pada penelitian ini analisis enzim SOD dan CAT dilakukan
2+
+
setelah kondisi tunak tercapai pada proses bioakumulasi Hg dan CH3Hg . Untuk mengetahui
2+
+
pengaruh peningkatan konsentrasi Hg dan CH3Hg terhadap aktivitas enzim SOD dan CAT harus
diketahui keseimbangan antara produksi dan eliminasi ROS dari tubuh O. mossambicus. Tingkatan
ROS pada keadaan tunak bisa digunakan untuk mengetahui keseimbangan antara produksi dan
[18-20]
+
2+
eliminasi
. Pengaruh kenaikan konsentrasi CH3Hg dan Hg
terhadap rasio enzim SOD/CAT
ditunjukkan pada Gambar 2
8.0
2+
Rasio SOD/CAT Daging = -0,09[Hg ] +2,11
7.5
2.0
R= 0,19
Rasio SOD/CAT
+
7.0
6.5
Rasio SOD/CAT Usus = -0,03[CH3Hg ] + 0,70
R= 0,47
R= 0,10
Rasio SOD/CAT
+
Rasio SOD/CAT Insang = -0,60[CH3Hg ] +0,03
6.0
1.5
+
Rasio SOD/CAT Ginjal = -0,02[CH3Hg ] +0,57
R= 0,30
4.5
4.0
3.5
Daging
Usus
Insang
Ginjal
Hati
3.0
2.5
2.0
Rasio SOD/CAT
Rasio SOD/CAT
+
Rasio SOD/CAT Hati= -0,01[CH3Hg ] +0,52
Rasio SOD/CAT
R= 0,14
Rasio SOD/CAT
R= -0,33
5.0
= -0,09[CH3Hg ] +0,28
+
Usus
= -0,18[CH3Hg ] +0,35
R= 0,33
R= 0,18
5.5
+
Daging
+
Insang
= -0,55[CH3Hg ] +1,22
+
Ginjal
= -0,004[CH3Hg ] +0,19
R= -0,33
Rasio SOD/CAT
+
= -0,22[CH3Hg ] +0,54
Hati
R= 0,46
1.0
Ginjal
Daging
Insang
Usus
Hati
0.5
1.5
1.0
0.5
0.0
0.0
-2
0
2
4
6
8
10 12 14 16 18 20 22
2+
Konsentrasi Hg
-1
( g.l )
0.0
0.5
1.0
1.5
+
2.0
-1
Konsentrasi CH3Hg ( g.l )
Gambar 2. Rasio aktivitas enzim SOD terhadap CAT dalam berbagai organ O. mossambicus .
2+
(a) setelah terpapar Hg dari medium air
+
(b) setelah terpapar CH3Hg dari medium air
2+
Pada kondisi tidak terpapar Hg rasio aktivitas SOD/CAT dalam daging, usus, insang, ginjal dan hati
2+
-1
berturut-turut 3,59; 1,32; 0,57; 0,88 dan 0,65. Setelah terpapar Hg 20 µg.l selama 23 hari rasio
aktivitas SOD/CAT tersebut menjadi 0,32; 0,13; 0,19; 0,11 dan 0,31. Disisi lain, pada kondisi tidak
+
terpapar CH3Hg rasio aktivitas SOD/CAT dalam daging, usus, insang, ginjal dan hati berturut-turut
2+
-1
0,75; 0,35; 0,98; 1,11 dan 0,33. Setelah terpapar Hg 20µg.l selama 23 hari rasio aktivitas SOD/CAT
tersebut menjadi 0,17; 0,13; 0,15; 0,083 dan 0,24. Evaluasi rasio SOD terhadap CAT untuk
+
memahami efek dari paparan CH3Hg terhadap sistem antioksida telah dilakukan pada penelitian di
[19]
+
Itali . Rasio SOD/CAT meningkat akibat paparan CH3Hg . Pada kasus ini, peningkatan konsentrasi
+
CH3Hg menyebabkan produksi O2 bertambah dan sel melakukan upaya menaikan aktivitas SOD.
Kenaikan aktivitas SOD tidak diimbangi dengan peningkatan aktifitas CAT secara proporsional dan
●
menyebabkan penumpukkan H2O2 dalam sel yang memfasilitasi produksi hidroksida reaktif (OH ).
Rasio SOD/CAT yang tidak seimbang memicu kerusakan sel dan biomolekul.
2+
+
Hasil eksperimen ini menunjukkan bahwa kenaikan konsentrasi Hg
maupun CH3Hg
menyebakan rasio SOD/CAT menurun. Penurunan ini mengindikasikan ketidakseimbangan antara
produksi ROS dengan eliminasinya.
KESIMPULAN
1.
60
Respon enzim antioksidan terhadap paparan senyawaan merkuri adalah sebagai berikut:
kenaikan aktivitas enzim SOD pada daging, usus, insang, ginjal dan hati O. mossambicus
Heny Suseno, Sumi Hudyono PWS: Respon Enzim Antioksidan Pada Bioakumulasi Senyawaan Merkuri Pada Oreochromiss
mossambicus
2.
3.
berturut-turut sebesar 5,83; 1,82; 5,92; 1,30
dan 14,10 kali dibandingkan tidak terdapat
+
+
paparan CH3Hg . Kenaikan aktivitas enzim CAT akibat terpapar CH3Hg selama 30 hari pada
daging, usus, insang, ginjal dan hati O. mossambicus berturut-turut sebesar 26,16; 5,06; 37,39;
2+
17,15 dan 19,02 kali dibandingkan tidak terkena paparan Hg .
+
2+
Peningkatan konsentrasi CH3Hg dan Hg dalam air menyebabkan penurunan rasio aktivitas
enzim SOD terhadap CAT.
Hubungan antara konsentrasi kedua kontaminan tersebut terhadap respon enzim SOD dan CAT
maupun rasio kedua enzim tersebut memberikan berbagai persamaan linier yang dapat
digunakan untuk kepentingan pemantauan cemaran senyawaan merkuri pada air payau.
DAFTAR PUSTAKA
[1].
[2].
[3].
[4].
[5].
[6].
[7].
[8].
[9].
[10].
[11].
[12].
[13].
[14].
[15].
[16].
[17].
[18].
Huang, W et al. Antioxidative Responses and Bioaccumulation in Japanese Flounder Larvae and
Juveniles Under Chronic Mercury Exposure, Comparative Biochemistry and Physiology, 152,
99–106 (2010)
Hédouin, L. et al. Allometric Relationships in The Bioconcentration of Heavy Metals by The
Edible Tropical Clam Gafrarium tumidum. Science of the Total Environment 366, 154–163.
(2006)
Steffens, W., Hilge, V. The importance of tilapias (Cichlidae) for tropical aquaculture. Proceed
Deutscher Tropentag. Berlin (1999)
Morgan, T.P., et al. The Time Course of Silver Accumulation in Rainbow Trout During Static
Exposure to Silver Nitrate: physiological regulation or an artifact of the exposure conditions?
Aquatic Toxicology. 66: 55–72 .(2004)
Franco, J.L., et al.Methylmercury Neurotoxicity is Associated With Inhibition of The Antioxidant
Enzyme Glutathione Peroxidase. Free Radical Biology & Medicine 47 (2009) 449–457.(2009)
Gochfeld, M. Cases of Mercury Exposure, Bioavailability, and Absorption. Ecotoxicology and
Environmental Safety 56, 174–179 (2003).
Verlecar, X.N.; Jena,K.B.; Chainy, G.B.N. Biochemical Markers of Oxidative Stress in Perna
Viridis Exposed to Mercury and Temperature, National Institute of Oceanography, Dona Paula,
Goa, India, 18p (2007)
Ravichandran, M. Interactions Between Mercury and Dissolved Organic Matter––a review.
Chemosphere 55, 319–33(2004)
Van der Oost, R., Beyer, J., Vermeulen, N.P.E. Fish Bioaccumulation and Biomarkers in
Environmental Risk Assessment: a review. Environmental Toxicology and Pharmacology 13:57149 (2003)
Sotero M. Aban, S.M. Farming of All-Male Java Tilapia (Oreochromis mossambicus) at Two
Stocking Densities in Cages in a Brackishwater Pond. Fish Nutrition and Feeds '94 Proceedings,
87-93 (1994)
Budiawan, Heny Suseno. Prediksi Metilasi Merkuri Pada Bioakumulasi Merkuri Anorganik Oleh
Oreochromiss Mossambicus. J. Tek. Peng.Lim 14,1 (2011)
An, R., et al. Respones Antioxidant Enzymes in Catfise Exposed to Liquid Crystals From EWaste. Int.J. Environ.Res.Public.Health. (5) 2, 99-103. (2008)
Vieira. L.R., et al.. Acute Effects of Copper and Mercury on The Estuarine Fish Pomatoschistus
microps: Linking biomarkers to behaviour. Chemosphere 76 , 1416–1427 .(2009).
Simmons-Willis,T.A., et al., Ballatory Transport of a Neurotoxicant by Molecular Mimicry : The
methylmercury–L-cysteine complex is a substrate for human L-type large neutral amino acid
transporter (LAT) 1 and LAT2, Biochem. J. 367: 239-246, (2002).
Zhang, Y et al., Biomarker Responses in The Bivalve (Chlamys farreri) to Exposure of The
Environmentally Relevant Concentrations of Lead, Mercury, Copper. Environmental Toxicology
and Pharmacology 30: 19–25, (2010).
+
2+
6+
2+
2+
Atli, G et al. Response of Catalase Activity to Ag , Cd , Cr , Cu and Zn in Five Tissues of
Freshwater Fish Oreochromis niloticus, Comparative Biochemistry and Physiology, C 143, 218–
224.(2006).
Paasivirta, J.K. Long-term Effects of Bioaccumulation in Ecosystems, The Handbook of
Environmental Chemistry,Vol. 2 Part J Bioaccumulation (ed. by B. Beek) © Springer-Verlag
Berlin Heidelberg (2000).
Grotto, D., et al. Low Level and Sub-chronic Exposure to Methylmercury Induces Hypertension in
Rats: nitric oxide depletion and oxidative damage as possible mechanisms, Arch Toxicol. 83,
653–662, (2009).
61
Jurnal Teknologi Pengelolaan Limbah (Journal of Waste Management Technology), ISSN 1410-9565
Volume 14 Nomor 2 Desember 2011 (Volume 14, Number 2, December, 2011)
Pusat Teknologi Limbah Radioaktif (Radioactive Waste Technology Center)
PERKIRAAN PENERIMAAN DOSIS RADIASI DARI
PENGOPERASIAN PEMBANGKIT LISTRIK TENAGA NUKLIR:
DOSIS RADIASI PENDUDUK DARI PELEPASAN EFLUEN CAIR
KE LAUT PESISIR PULAU BANGKA
E.Lubis, Nurokhim, Agus Gindo S.
Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATAN,
Kawasan PUSPIPTEK, Serpong- Tangerang-15310
ABSTRAK
PERKIRAAN PENERIMAAN DOSIS RADIASI DARI PENGOPERASIAN PEMBANGKIT LISTRIK
TENAGA NUKLIR (PLTN): Dosis Radiasi Penduduk Dari Pembuangan Efluen Cair ke Laut Pesisir Pulau
Bangka. Dalam pengoperasian PLTN selain ditimbulkan limbah aktivitas tinggi (LAT) juga ditimbulkan limbah
aktivitas menengah (LAM) dan limbah aktivitas rendah (LAR). Limbah aktivitas menengah dan LAR cair
umumnya diolah di intalasi pengolahan limbah radioaktif (IPLR) yang dibangun di kawasan PLTN. Dalam
pengolahan limbah cair radioaktif akan dihasilkan limbah sisa proses yang dikenal sebagai efluen cair. Efluen
cair ini berpotensi mengandung sejumlah kecil zat radioaktif. Bila efluen cair dilepas ke laut pesisir,
radionuklida yang terkandung dalam limbah ini berpotensi mengkontaminasi ekosistem laut yang pada
gilirannya dapat meningkatkan penerimaan dosis radiasi pada anggota masyarakat yang mengkonsumsi hasil
laut dan beraktivitas di pinggir pantai. Berdasarkan source-term PLTN jenis ABWR daya 1300 MWe,
penerimaan dosis maksimal untuk kelompok umur anak-anak dan orang dewasa per tahun masing-masing
adalah 29,8 MSv (2,98 % NBD) dan 40,0 µSv (4,0 % NBD). Probabilitas terjadinya kanker fatal untuk
perorangan masing-masing adalah 1,5x10-6 dan 2,0 x 10-6 per tahun. Penerimaan dosis eksternal dari
paparan permukaan sedimen untuk orang dewasa adalah 0,15 µSv per tahun (0,02 % NBD). Berdasarkan
source-term PLTN jenis PWR daya 1100 MWe, penerimaan dosis maksimal untuk anak-anak dan orang
dewasa masing-masing adalah 0,25 µSv (0,025% NBD) dan 0,27 µSv (0,027 % NBD) per tahun. Probabilitas
untuk terjadinya kanker fatal untk kelompok umur anak-anak dan orang dewasa adalah 1,3 x 10-8 per tahun.
Berdasarkan uraian di atas dapat disimpulkan, bahwa penerimaan dosis radiasi oleh adanya pelepasan
efluen cair radioaktif dari pengoperasian PLTN jenis PWR dan ABWR dengan daya 1100 MWe dan 1300
MWe ke laut pesisir pulau Bangka tidak memberikan dampak radiologik yang signifikan, karena probabilitas
terjadinya kanker fatal cukup rendah, hanyalah 1,3 x 10-8 – 2,0 x 10-6 per tahun
Kata kunci : Efluen Cair, Radioaktif, PLTN, Dosis Radiasi, Penduduk.
ABSTRACT
DOSE ESTIMATION FROM THE OPERATION OF NUCLEAR POWER PLANT (NPP): Radiation
Dose From Liquids Effluent Released To The Sea of Bangka Island. In Nuclear Power Plant (NPP)
operations, the hight radioactive waste (HRW), medium radioactive waste (MRW) and low radioactive waste
(LRW) were generated. The MRW and LRW of liquid waste were processed in radioactive waste installation
(RWI), that also built in the nuclear site. In the proccessing of MRW and LWR liquid will generated the liquid
effluent that still contain a small quantity of radionuclides. This liquids effluent after monitoring program will be
released to water-body. If released to the sea, the radionuclides will be dispersed and contaminate the sea
compartements and finally will contaminate man by many kind of pathways. The estimation dose base on the
source-term of NPP ABWR type of 1300 MWe, showed that the maximal dose received by the infants were
29.8 µSv per year (2.98 % LD) and for the adults were 40.0 uSv per year (4.0 % LD). The probabilities of
cancer fatal happen were 1.5 x 10-6 and 2.0 x 10-6 respectivelly. The dose received from external radiation
coming from surface sedimen is 0,15 µSv per year (0.02 % NBD). The estimation dose base on the sourceterm of PWR reactor types with 1100 Mwe were 0.25 µSv (0.025 % LD) and 0.27 µSv (0.027 % LD) per
years. The probability of cancer occurred for individual is 1.3 x 10-8, based on the fatal risk coeficient of 5 %
per Sievert (Sv). Base on this assessment, indicated that the dose received by the public from effluent
released to the sea of Bangka island from the operation of NPP ABWR type of 1300 MWe and PWR type of
1100 MWe, the radiological impact were insignificant, because the probability of cancer happen just 1.3 x 10-8
– 2.0 x 10-6 per years.
Keywords: Liquid Efluent, Radioactive, NPP, Radiation Dose, Public.
62
E.Lubis, Nurokhim, Agus Gindo S.: Perkiraan Penerimaan Dosis Radiasi dari Pengoperasian Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir:
Dosis Radiasi Penduduk dari Pelepasan Efluen Cair ke Laut Pesisir Pulau Bangka
PENDAHULUAN
Dalam pengoperasian Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN) akan ditimbulkan limbah
aktivitas tinggi (LAT), limbah aktivitas menengah (LAM) dan limbah aktivitas rendah (LAR). LAT
umumnya berupa bahan bakar nuklir (BBN) bekas, sesuai Undang-Undang Ketenaganukliran No. 10
Tahun 1997 limbah ini disimpan di kawasan nuklir selama pengoperasian PLTN [1]. Sementara LAM
dan LAR padatan dan cair akan diolah di intalasi pengolahan limbah radioaktif (IPLR) yang dibangun
dekat dengan kawasan PLTN. Dalam proses pengolahan limbah radioaktif cair akan dihasilkan limbah
sisa proses yang dikenal sebagai efluen cair yang berpotensi mengandung sejumlah kecil zat radioaktif.
Setelah melalui program pemantauan, efluen cair dilepas ke badan air, dalam hal ini ke laut pesisir,
maka limbah ini berpotensi mengkontaminasi ekosistem laut yang pada gilirannya dapat meningkatkan
penerimaan dosis radiasi melalui berbagai jalur-perantara pada penduduk yang bermukim di sekitar
kawasan PLTN.
Berdasarkan kajian, 5 % kebutuhan energi listrik nasional dimasa datang akan dipenuhi dari
PLTN [2]. Pembangunan dan pengoperaian PLTN di negara-negara industri nuklir umumnya dekat
dengan sumber air (sungai, danau ataupun laut). Sumber air ini selain dapat digunakan untuk sistem
pendingin sekunder untuk disipasi panas juga sebagai media untuk pelepasan efluen cair yang berasal
dari sisa proses pengolahan limbah radioaktif cair (doubtful efluent). Di laut pesisir zat radioaktif yang
terlepaskan ke lingkungan ini akan dibawa dan didispersi oleh air laut dan berpotensi terjadi akumulasi
dalam sedimen dan berbagai biota laut yang hidup di dalamnya. Pelepasan efluen cair ini akan
berlangsung selama operasi PLTN (> 40 tahun), sehingga akumulasi yang terjadi dalam komponen
ekosistem laut dapat meningkatkan penerimaan dosis radiasi melalui jalur konsumsi hasil laut dan
berbagai kegiatan penduduk yang bermukim di sekitar PLTN. Untuk pelepasan efluen cair ke laut
pesisir jalur perpindahan zat radioaktif ke manusia yang dominan adalah dari mengkonsumsi hasil laut
berupa berbagai jenis ikan dan kerang-kerangan, serta paparan eksternal dari sedimen yang terdapat
di pinggir pantai, dan dari jalur perpindahan lain yang diakibatkan oleh kebiasaan hidup penduduk yang
bermukim di pinggir pantai seperti berenang, menangkap ikan dan berekreasi di pinggir pantai.
Dalam penelitian ini dilakukan perkiraan penerimaan dosis radiasi penduduk berdasarkan
asumsi adanya pelepasan efluen cair ke laut pesisir di calon lokasi PLTN di daerah pulau Bangka.
Perkiraan dosis radiasi penduduk dilakukan dengan metode Faktor Pemekatan (Concentration Factor
Method). Perhitungan dosis radiasi dilakukan dengan menggunakan metodologi yang dipublikasi dalam
Safety Series Reports No. 19 [3]. Data yang digunakan adalah data primer bila tersedia dan untuk
data yang belum ada akan digunakan data generik untuk jenis reaktor Prssurized Water Reactor (PWR)
atau jenis reaktor lainnya dengan daya ±1000 MWe.
LOKASI PEMBANGUNAN PLTN
Badan Tenaga Nuklir Nasional (BATAN) dan Dewan Energi Nasional (DEN) serta pemerintah
Provinsi Bangka telah menetapkan 2 kawasan (site) untuk lokasi pembangunan Pembangkit Listrik
Tenaga Nuklir (PLTN), yaitu di Bangka Barat dan Bangka Selatan. Daerah Bangka merupakan derah
yang relatif mempunyai probabilitas yang rendah dari ancaman alamiah, sepertihalnya kegempaan,
gunung api dan tsunami (di luar zone ring of fire). Jarak calon lokasi PLTN di Bangka Barat dan Bangka
Selatan ke pulau Sumatera masing-masing adalah ± 25 km dan ± 13 km, sehingga sistem jaringan ke
pulau Sumatera relatif akan lebih pendek [4].
63
Jurnal Teknologi Pengelolaan Limbah (Journal of Waste Management Technology), ISSN 1410-9565
Volume 14 Nomor 2 Desember 2011 (Volume 14, Number 2, December, 2011)
Pusat Teknologi Limbah Radioaktif (Radioactive Waste Technology Center)
Gambar 1. Daerah Provinsi Pulau Bangka
o
o
o
Posisi geografis provinsi pulau Bangka adalah 1 50’ – 3 10’ Lintang Selatan, 108 Bujur Timur.
Daerah kepulauan Bangka dihubungkan oleh perairan laut dan pulau-pulau kecil. Secara keseluruhan
daratan dan perairan pulau Bangka merupakan suatu kesatuan dari bagian daratan Sunda (Sunda
Shelf), dengan kedalaman laut ± 30 m [5]. Perairan Bangka mempunyai 2 jenis perairan, yaitu perairan
terbuka dan semi tertutup. Perairan terbuka terdapat di sekitar pulau Bangka sebelah Utara, Timur dan
Selatan. Perairan semi tertutup terdapat di Selat Bangka dan Teluk Kelabat di Bangka Utara. Perairan
di Pulau Belitung umumnya bersifat terbuka. Dalam pengkajian ini diasumsikan PLTN dioperasikan di
pesisir pantai daerah Bangka Barat dan Bangka Selatan, karena akan mempunyai jalur distribusi yang
relatif dekat dengan pulau Sumatera.
SOURCE-TERM
Sebagai source-term dalam pengkajian dosis ini digunakan konsentrasi radionuklida yang
terdapat dalam pelepasan efluen cair ke badan air dari pengoperasian PLTN ABWR (2x1300) MWe)
Lungmen Unit-1 dan 2, Taiwan [6], dan data source-term dari PLTN Diablo Canyon dan San Onofre, 2
unit PWR 1100 MWe yang berlokasi di pantai Avila, California [7,8]. Data sources–term ini selanjutnya
digunakan untuk memperkirakan penerimaan dosis bagi anggota masyarakat untuk kasus
pengoperasian PLTN di Pulau Bangka.
METODOLOGI
Metodologi penyebaran radionuklida di air laut dan perkiraan dosis yang digunakan dalam
pengkajian mengadopsi dari publikasi Safety Series No.19 Generic, Model for Use in Assessing the
Impact of Discharge of Radioactive Subtances to the Environment, IAEA, 2001 [3].
HASIL DAN PEMBAHASAN
Berdasarkan data sources-term PLTN ABWR telah dilakukan perhitungan konsentrasi
radionuklida yang akan terdeposisi di pinggir pantai dan dosis eksterna yang akan diterima perorangan
bila beraktivitas di pinggir pantai setiap hari. Perhitungan dilakukan dengan memvariasi jarak pelepasan
efluen cair ke tengah laut. Hasil yang diperoleh ditampilkan dalam Gambar 2 dan 3.
Dalam Gambar 2 terlihat bahwa semakin jauh titik pelepasan efluen cair radioaktif dari bibir
2
pantai ke tengah laut (searah sumbu-Y), konsentrasi total radionuklida (Bq/m ) yang terdapat di
permukaan sedimen di pinggir pantai sebagai fungsi jarak dari titik pembuangan (searah sumbu-X)
menurun secara eksponensial. Pembuangan efluen pada jarak 100 m dari bibir pantai (Y = 100 m)
tegak lurus arah arus laut, konsentrasi total radionuklida maksimal di pinggir pantai terjadi pada jarak
3000 m dari titik pelepasan. Data dalam Gambar 2 juga menunjukkan pada jarak 15.000 – 20.000 m
untuk pelepasan dengan jarak Y= 200 m, Y= 300 m dan Y= 500 m relatif tidak menunjukkan perbedaan
64
E.Lubis, Nurokhim, Agus Gindo S.: Perkiraan Penerimaan Dosis Radiasi dari Pengoperasian Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir:
Dosis Radiasi Penduduk dari Pelepasan Efluen Cair ke Laut Pesisir Pulau Bangka
yang signifikan untuk konsentrasi radionuklida di permukaan sedimen pada jarak X= >15000 m.
20
y=200m
y=100m
y=300m
15
y=500m
y=100m
2
Bq/m10
y=200m
5
y=300m
y=500m
0
0
5000
10000
meter
15000
20000
2
Gambar 2.: Konsentrasi radionuklida (Bq/m ) di pinggir pantai sebagai fungsi jarak pelepasan ke
tengah laut
Hal ini memberikan informasi bahwa pembuangan efluen cair sebaiknya dilakukan pada jarak Y >200 m
dari bibir pantai agar dampak yang ditimbulkannya di pinggir pantai minimal untuk kegiatan manusia
yang berada pada jarak X> 15.000 m dari titik pelepasan, namun hal ini sangat bergantung pada
konsentrasi Source-Term atau jenis dan daya PLTN yang akan diintroduksi, sehingga perlu dilakukan
pengkajian lebih lanjut.
Gambar 3, menampilkan prakiraan penerimaan dosis eksternal (µSv/tahun) dari sedimen pinggir
pantai, dengan asumsi melakukan kegiatan selama 24 jam per hari. Dosis yang diterima perorangan
(kelompok umur dewasa dan anak-anak) dari paparan eksterna pada jarak X=10000 m dari titik
pelepasan untuk pelepasan Y=100 m, Y=200 m, Y=300 m dan Y= 500 m relatif tidak jauh berbeda,
hanya sebesar 0,11 – 0,15 µSv/ tahun. Penerimaan dosis ini hanyalah 0,01 – 0.015 % dari nilai
batasan dosis (NBD) untuk anggota masyarakat. NBD untuk anggota masyarakat adalah 1 mSv/ tahun,
NBD ini berdasarkan koefisien risiko sebesar 5 % per Sievert (Sv) atau memberikan probabilitas
-5
terjadinya risiko kanker adalah sebesar 5 x 10 per tahun [9].
1
y = 100 m
y = 200 m
y = 300 m
y = 500 m
mSv/tahun
0.75
y = 300 m
0.5
y = 100 m
y = 200 m
0.25
y = 500 m
0
0
5000
10000
meter
15000
20000
Gambar 3 : Dosis eksternal (Sv/tahun) di pinggir pantai sebagai fungsi jarak pelepasan ke laut
65
Jurnal Teknologi Pengelolaan Limbah (Journal of Waste Management Technology), ISSN 1410-9565
Volume 14 Nomor 2 Desember 2011 (Volume 14, Number 2, December, 2011)
Pusat Teknologi Limbah Radioaktif (Radioactive Waste Technology Center)
Dalam Gambar 4, ditampilkan prakiraan penerimaan dosis (µSv per tahun) untuk kelompok umur
anak-anak dari jalur konsumsi ikan (hasil laut), untuk pelepasan efluen pada jarak Y= 200 m dari bibir
pantai. Ikan yang ditangkap nelayan diasumsikan pada jarak X=1500 m, X=3000 m, X=5000 m dan
X=10.000 m dari titik pelepasan bila dikonsumsi oleh ana-anak berumur 1-2 tahun dengan laju
konsumsi 25 kg ikan laut per tahun.
50.00
mSv/tahun
40.00
30.00
Anak-anak
20.00
Orang dewasa
10.00
0
3000
6000
9000
12000
meter
Gambar 4. Perkiraan dosis efektif (µSv per tahun) untuk kelompok umur anak-anak dan dewasa dari
jalur konsumsi ikan laut.
Berdasarkan data yang disajikan dalam Gambar 4, anak-anak kelompok umur 1-2 tahun bila
mengkonsumsi ikan laut yang ditangkap nelayan pada jarak X= 1500 m, X= 3000 m, X= 5000 m dan
X=10.000 m sebanyak 25 kg per tahun diperkirakan akan menerima dosis efektif sebesar 29,8 µSv,
12,5 µSv, 6,1 µSv dan 2,4 µSv per tahun. Penerimaan dosis ini masing-masing hanyalah sebesar 2,98
%; 1,25; %, 0.61 % dan 0,24 % NBD. Penerimaan dosis ini relatif sangat kecil dan probabilitas potensi
-6
-7
-7
untuk terjadinya kanker fatal masing-masing adalah sebesar 1,5 x 10 ; 6,3 x 10 ; 3,5 x 10 dan 1,2 x
-7
10 per tahun, berdasarkan koefisien risiko 5% per Sievert (Sv).
Dalam Gambar 4 juga ditampilkan prakiraan penerimaan dosis untuk orang dewasa dari jalur
konsumsi hasil laut berupa ikan dan kerang-kerangan yang diasumsikan ditangkap/ dibudidayakan oleh
nelayan pada jarak X=1500 m, X=3000 m, X=5000 m dan X=10.000 m dari titik pelepasan, titik
pelepasan Y= 200 m dari bibir pantai. Berdasarkan data yang disajikan dalam Gambar 4, orang
dewasa bila mengkonsumsi ikan yang ditangkap nelayan pada jarak X= 1500 m, X= 3000 m, X= 5000
m dan X=10.000 m sebanyak 50 kg ikan laut dan 5 kg kerang-kerangan per tahun diperkirakan akan
menerima dosis efektif sebesar 40,01 µSv, 17,80 µSv, 9,20 µSv dan 4,02 µSv per tahun. Penerimaan
dosis ini masing-masing hanyalah sebesar 4,0 %; 1,78; %, 0,92 % dan 0,40 % dari NBD. Penerimaan
dosis ini relatif sangat kecil dan probabilitas potensi untuk terjadinya kanker fatal masing-masing adalah
-6
-7
-7
-7
sebesar 2,01 x 10 ; 8,9 x 10 ; 4,6 x 10 dan 2,0 x 10 per tahun.
66
E.Lubis, Nurokhim, Agus Gindo S.: Perkiraan Penerimaan Dosis Radiasi dari Pengoperasian Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir:
Dosis Radiasi Penduduk dari Pelepasan Efluen Cair ke Laut Pesisir Pulau Bangka
0.6
0.5
mSv/tahun
0.4
0.3
dewasa
0.2
0.1
0
0
3000
6000
9000
12000
meter
Gambar 5. Prakiraan penerimaan dosis eksterna berdasarkan jalur aktivitas di pinggir pantai untuk
orang dewasa.
Gambar 5 menampilkan prakiraan penerimaan dosis eksterna (µSv/jam) untuk orang dewasa
dari sedimen pinggir pantai, dengan asumsi melakukan kegiatan/ berada di pinggir pantai selama 24
jam per hari. Dosis yang diterima perorangan dari paparan eksterna pada jarak X=10.000 m dari titik
pelepasan untuk pelepasan Y=200 dan Y= 1500 m, 3000 m, 5000 m dan 10.000 m. Penerimaan dosis
eksterna masing-masing hanyalah sebesar 0.42 Sv, 0.51 µSv, 0.32 µSv dan 0.15 µSv per tahun.
Penerimaan dosis eksterna tertinggi terjadi pada jarak 3000 m dari titik pelepasan efluen adalah
sebesar 0, 51 µSv per tahun (0,05 % NBD).
Tabel 1.
Perkiraan penerimaan dosis efektif (µSv per tahun) berdasarkan Source-Term pengalaman
operasi PLTN Diablo Canyon di Amerika Serikat.
Kelompok Umur
Jalur Paparan
Anak-Anak
Orang Dewasa
Paparan Sedimen
1,95 E-05
1.95 E-05
Ingestion
0,25
0,27
Tabel 2. Perkiraan penerimaan dosis efektif (µSv per tahun) berdasarkan Source-Term pengalaman
operasi PLTN San Onofre di Amerika Serikat.
Kelompok Umur
Jalur Paparan
Anak-Anak
Orang Dewasa
Paparan Sedimen
6,1 E-04
6,1 E-04
Ingestion
0,10
0.13
Hasil perkiraan penerimaan dosis efektif untuk kelompok umur anak-anak dan orang dewasa
dengan menggunakan source-term PLTN PWR, pengalaman pengoperasian PLTN Diablo Canyon dan
PLTN San Onofre di Amerika Serikat ditunjukkan dalam Tabel 1 dan Tabel 2. Dalam Tabel 1 dan 2
terlihat bahwa penerimaan dosis efektif dari pelepasan efluen cair ke laut berdasarkan souce-term
pengalaman operasi PLTN Diablo Canyon dan San Onofre di Amerika Serikat, jenis reaktor PWR daya
1100 MWe, untuk kelompok umur anak-anak dan orang dewasa relatif rendah dibadingkan dengan
NBD yang direkomendasikan. Berdasarkan source-term PLTN Diablo Canyon masing-maing hanyalah
sebesar 0,25 µSv per tahun (0,025 % NBD) untuk kelompok umur anak-anak dan 0,27 µSv per tahun
(0,027 % NBD) untuk kelompok umur orang dewasa. Berdasarkan source-term PLTN San Onofre
kelompok umur anak-anak dan orang dewasa masing-masing menerima hanyalah sebesar 0,1 µSv per
67
Jurnal Teknologi Pengelolaan Limbah (Journal of Waste Management Technology), ISSN 1410-9565
Volume 14 Nomor 2 Desember 2011 (Volume 14, Number 2, December, 2011)
Pusat Teknologi Limbah Radioaktif (Radioactive Waste Technology Center)
tahun (0,01 % NBD) untuk kelompok umur anak-anak dan 0,13 Sv per tahun (0,013 % NBD) untuk
kelompok umur orang dewasa. Probabilitas potensi untuk terjadinya kanker fatal hanyalah sebesar 1,3
-8
x10 per tahun.
Dosis pembatas (Dose Constraint) yang direkomendasikan oleh International Atomic Energy
Agency (IAEA) dalam Safety Standard No.WS-G-23 untuk pelepasan efluen cair radioaktif ke
lingkungan adalah 10 % dari 0,3 mSv per tahun, yaitu sebesar 30 µSv per tahun [10]. Berdasarkan
batasan Dosis Pembatas (DP) ini, penerimaan dosis oleh kelompok umur anak-anak dan orang dewasa
pada jarak 10.000 m dari titik pelepasan yang dihitung berdasarkan source-term untuk jenis reactor
ABWR dan PWR umumnya sangat rendah, di bawah 10 % nilai DP. Hal ini memberikan informasi
bahwa PLTN yang dioperasikan saat ini di negara-negara industri maju sangatlah aman dilihat dari
dampak radiologik yang ditimbulkannya pada operasi normal.
Berdasarkan pembahasan di atas terlihat penerimaan dosis dari PLTN jenis ABWR relatif lebih
besar dibandingkan dengan source-term untuk jenis reaktor PWR. Hal ini mungkin berkaitan erat
dengan jenis reaktor dari PLTN itu sendiri. PLTN dengan jenis reaktor ABWR dan PWR dalam
pengoperasian menggunakan air ringan sebagai moderator. Dalam ABWR hanya terdapat 1 loop
(sistem primer), uap panas (steam) yang dihasilkan untuk memutar turbin kontak langsung dengan
bahan bakar nuklir (BBN) yang ada di teras reaktor, setelah memutar turbin akan kembali ke teras
reaktor setelah mengalami kondensasi oleh karena itu steam ini terkontaminasi dengan zat radioaktif
yang ada dalam teras reaktor. Sementara dalam PWR, terdapat 2 loop, sistem primer dan sistem
sekunder yang masing-masing merupakan siklus yang tertutup. Sistem primer kontak langsung dengan
BBN, sementara sistem sekunder yang memutar turbin mengambil panas dari sistem primer dan tidak
kontak dengan BBN. Hal ini yang mengakibatkan PLTN jenis PWR lebih sedikit dalam menimbulkan
jumlah dan jenis radionuklida yang terdapat dalam limbah cair yang ditimbulkan.
KESIMPULAN
1.
2.
3.
4.
5.
Berdasarkan uraian dalam Bab pembahasan dapat ditarik beberapa kesimpulan sebagai berikut,
Pelepasan efluen cair radioaktif pada jarak Y> 200 m dari bibir pantai untuk kedalaman laut ± 30
m dengan kecepatan arus laut 0,1 m per detik di selat Bangka, konsentrasi radionuklida di
pinggir pantai untuk jarak X > 15.000 m tidak menunjukkan perbedaan yang nyata. Pelepasan
efluen cair dari pengoperasian PLTN sebaiknya dilakukan pada jarak Y>200 m dari bibir pantai
agar dampak radiologik yang akan ditimbulkannya di pinggir pantai menjadi minimal.
Berdasarkan source-term PLTN jenis ABWR, Lungmen-1 dan 2 dengan daya 1300 MWe yang
dioperasikan di Taiwan, perkiraan penerimaan dosis maksimal untuk kelompok umur anak-anak
dan orang dewasa pada jarak 1500 m dari titik pelepasan efluen per tahun masing-masing
adalah 29,8 µSv (2,98 % NBD) dan 40,0 µSv (4,0 % NBD). Probabilitas terjadinya kanker fatal
-6
-6
untuk perorangan dari penerimaan dosis ini adalah 1,5 x 10 dan 2,0 x 10 per tahun.
Berdasarkan source-term pengalaman operasi PLTN dengan jenis reaktor PWR di Amerika
Serikat untuk PLTN Diablo Canyon dan San Omofre dengan daya masing-masing 1100 MWe,
penerimaan dosis radiasi maksimal oleh kelompok umur anak-anak dan orang dewasa pada
jarak 1500 m dari pelepasan efluen masing-masing adalah 0,25 µSv (0,025 % NBD) dan 0,27
µSv (0,027 % NBD). Probabilitas untuk terjadinya kanker fatal untuk penerimaan dosis radiasi ini
-8
hanyalah 1,3 x 10 per tahun.
Penerimaan dosis radiasi dari pelepasan efluen cair radioaktif dari pengoperasian PLTN reaktor
jenis ABWR dan PWR tidak memberikan dampak radiologik yang siginifikan, karena probabilitas
-8
-6
terjadinya kanker untuk perorangan relatif rendah, hanyalah sebesar 1,3 x 10 – 2,0 x 10 per
tahun.
Pengkajian ini merupakan pengkajian awal, sehingga perlu dilanjutkan untuk lebih rinci dengan
menggunakan data spesifik kondisi laut daerah Bangka Barat Dan Bangka Selatan di mana
PLTN direncanakan untuk dibangun. Data kecepatan arus, arah arus dan kedalaman laut di 2
daerah calon lokasi perlu diteliti, mengingat di sebelah barat Selat Bangka terdapat 2 sungai
besar yang bermuara, yaitu sungai Musi dan Batang Hari, yang diperkirakan akan
mempengaruhi pola penyebaran polutan yang dilepas ke selat Bangka.
UCAPAN TERIMA KASIH
Ucapan terima kasih di sampaikan kepada berbagai pihak yang telah membantu terlaksananya
penelitian ini. Kegiatan ini merupakan kontrak kerjasama tentang Pelaksanaan Insentif Peningkatan
Kemampuan Peneliti dan Perekayasa (PI-PKPP) antara satuan kerja Kementerian Riset dan Teknologi
dengan Badan Tenaga Nuklir Nasional, Nomor.08/SEK/IPKPP/PKIII/2011, tanggal 14 Maret 2011.
68
E.Lubis, Nurokhim, Agus Gindo S.: Perkiraan Penerimaan Dosis Radiasi dari Pengoperasian Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir:
Dosis Radiasi Penduduk dari Pelepasan Efluen Cair ke Laut Pesisir Pulau Bangka
DAFTAR PUSTAKA
[1].
[2].
[3].
[4].
[5].
[6].
[7].
[8].
[9].
[10].
[11].
[12].
[13].
Undang-Undang No. 10 Tahun 1997 Tentang Ketenaganukliran (lembaran Negara Republik
Indonesia Tahun 1997 Nomor 68, Tambahan Lembaran Negara Nomor 3699).
Blue-print Pengelolaan Energi Nasional 2005 – 2025, Jakarta, 2005.
IAEA., Generic Model for Use in Assessing the Impact of Discharge of Radioactive Subtances to
the Environment., Safety Series No.19, IAEA-Vienna, 2001.
http://blognuklir.wordpress.com/
http://id.wikipedia.org/wiki/Kepulauan_Bangka_Belitung.
The Lungmen Nuclear Power Station (NPS), ABWR Unit-1 and Unit-2, Preliminary Safety
Analysis Report (PSAR), Taiwan, July 1995.
PG & E. Diablo Canyon Power Plant 2009, Annual Radioactive Effluent Release Report, April
28, 2010.
SOUTHERN CALIFORNIA EDISON., San Onofre Nuclear Generation Station: Annual
Radioactive Effluent Release Report 2009 January-December, April 28, 2010.
IAEA., International Basic Safety Standard for Protection Against Ionizing Radiation and for the
Safety of Radiation Sources. Safety Series No.115, IAEA-Vienna, 1996.
IAEA., Regulatory Control of Radioactive Discharge to the Environment, Safety Standards No.
WS-G-23, IAEA-Vienna, 2000.
IAEA, Generic Model and Parameters for Assessing the Environmental Transfer of
Radionuclides from Routine Release, Safety Series 57, IAEA-Vienna, 1982.
BAPETEN., Peraturan Pemerintah No.63 Tahun 2000 Tentang Keselamatan dan Kesehatan
Terhadap Pemanfaatan Radiasi Pengion, BAPETEN-Jakarta, 2000
Lambers, B., Thorne, M.C., Initial Radiological Assessment Methodology Part-2, Method Input
Data, Environmental Agency, Rio House, Waterside Drive, Aztec West, Bristol, 2006.
69
Jurnal Teknologi Pengelolaan Limbah (Journal of Waste Management Technology), ISSN 1410-9565
Volume 14 Nomor 2 Desember 2011 (Volume 14, Number 2, December, 2011)
Pusat Teknologi Limbah Radioaktif (Radioactive Waste Technology Center)
KAJIAN SISTEM KEDARURATAN NUKLIR IRLANDIA
AKHMAD KHUSYAIRI
Pusat Pengkajian Sistem dan Teknologi Pengawasan Instalasi dan Bahan Nuklir- BAPETEN,
Jl. Gajah Mada no 8 Jakarta
ABSTRAK
KAJIAN SISTEM KEDARURATAN NUKLIR IRLANDIA. Irlandia hingga saat ini belum
mempunyai PLTN yang digunakan untuk memasok kebutuhan energi listrik di Negaranya. Namun
demikian Negara-negara disekeliling Irlandia telah memiliki dan mengoperasikan PLTN yang
mempunyai potensi dampak radiologi hingga Irlandia. Oleh karena itu Irlandia perlu membangun sistem
kedaruratan nuklir nasional yang melibatkan beberapa instansi pemerintah baik pusat maupun local
dalam menangani kejadian kedaruratan nuklir yang terjadi di Negara tentangganya. Beberapa instansi
pemerintah dilibatkan dalam sistem kedaruratan nasional Irlandia dan mereka memiliki tugas dan fungsi
masing-masing. Disamping itu Irlandia telah membentuk suatu sistem komunikasi dengan badan
internasional baik IAEA maupun WMO terkait dengan penanggulangan kedaruratan nuklir yang terjadi
di Negara tetangganya. Dan hingga kini juga telah dibangun sistem pemantau disepanjang perbatasan
Negara.
Kata kunci : PLTN, kedaruratan, Irlandia
ABSTRACT
IRELAND NUCLEAR EMERGENCY SYSTEM ASSESSMENT. Ireland so far has no nuclear
power plants to supply electrical energy needs. However, the countries around the Irish already have
and operate nuclear power plants that have the potential radiological impact to Ireland. Therefore,
Ireland will need to build a national nuclear emergency system involving several agencies both central
and local governments in dealing with nuclear emergency incident that occurred in the country around
Ireland. Some government agencies involved in national emergency system and they have duty and
function of each. Besides, Ireland has established a communication system with both international
agencies, WMO and IAEA related to nuclear emergency response that occurred in neighboring
countries. Ireland has been operating monitoring system in State border.
Keywords: NPP,emergency, Ireland
PENDAHULUAN
Hingga saat ini Irlandia belum memiliki dan mengoperasikan satu pun PLTN untuk memenuhi
kebutuhna energi nasional mereka, namun demikian Irlandia mempunyai Negara tetangga yang telah
membangun dan mengoperasikan PLTN di pantai yang dekat dengan wilayah Irlandia. Jika terjadi
kedaruratan pada instalasi nuklir milik Negara tetangga, maka dapat dimungkinkan dampak radiologi
mencapai Irlandia.
Saat ini Irlandia telah menetapkan National Emergency Plan for Nuclear Accidents (NEPNA).
Rencana kedaruratan ini dibangun dan dikembangkan untuk megantisipasi kedaruratan instalasi nukir
dengan skala besar yang mungkin terjadi di luar negeri (Irlandia) yang mempunyai potensi dampak
hingga mencapai Irlandia.
Hingga tahun 2010, Irlandia belum memutuskan untuk membangun dan mengoperasikan PLTN
untuk memenuhi kebutuhan energi mereka, namun demikian disepanjang pantai barat Inggris telah
dibangun beberapa PLTN. Yang berjarak kurang dari 100 km dari pantai Timur Irlandia.
Pada tahun 2000, Irlandia menetapkan Statutory Instrument (SI) no 125/2000 tentang Rencana
Kedaruratan Nuklir yang mungkin terjadi di Negara tetangga yang mempunyai potensi dampak radiologi
hingga Irlandia. SI 125/2000 memiliki payung hukum Undang-Undang Proteksi Radiasi (Radiological
Protection Act) tahun 1991. Disamping itu, Irlandia dalam membangun system kedaruratan nuklir juga
mengacu pada dokumen safety standard IAEA GS-R-2 Safety Standard Preparedness and Response
70
Akhmad Khusyairi: Kajian Sistem Kedaruratan Nuklir Irlandia
for Nuclear or Radiological Emergency (Department of The Environment, Heritage and Local
Goverment, 2005).
Populasi penduduk Irlandia pada tahun 2008 mencapai 6,2 juta jiwa. PLTN Inggris yang terdekat
dengan dataran Irlandia adalah PLTN Wilfa dengan daya elektrik sebesar 980 MWe yang dibangun
pada thaun 1963.
Sebagian besar PLTN yang dioperasikan oleh Inggris berada pada pantai Barat dataran Inggris
yang berhadapan langsung dengan pantai timur Irlandia. Jika terjadi kedaruratan nuklir pada PLTN
yang dioperasikan Inggris, maka potensi dampak radiologi dapat mencapai Irlandia, oleh karena itu
Irlandia memerlukan system kedaruratan nuklir nasional untuk melindungi warganya dari dampak
radiologi tersebut.
Kajian ini bertujuan untuk mempelajari metode yang digunakan Irlandia dalam membangun
system kedaruratan nuklir terkait dengan kejadian kedaruratan PLTN Inggris yang beroperasi di pantai
barat dataran Inggris.
Kajian ini hanya akan mengkaji bagaimana sistem yang dibangun oleh Pemerintah Irlandia
dalam megantisipasi dampak radiologi yang mungkin terjadi akibat kedaruratan PLTN di Inggris.
Posisi Geografis Irlandia
Irlandia merupakan pulau ketiga terbesar di Eropah dan terbesar keduapuluh di dunia. Irlandia
terletak di barat laut benua Eropah dan dikelilingi ratusan pulau. Sebelah timur Irlandia adalah Inggris
yang terpisah oleh laut Irlandia. Pulau Irlandia terbagi menjadi 2 bagian, yaitu Republik Irlandia dan
Irlandia Utara. Irlandia Utara merupakan bagian dari United Kingdom. Secara geografis, Irlandia di
bagian utara yang berhadapan dengan lautan Atlantik dikelilingi oleh pantai gunung.
Inggris memiliki beberapa komplek PLTN yang berada di daerah pantai barat dataran Inggris.
Beberapa PLTN telah mengalami shut down permanen dan sebagian lagi masih beroperasi. Beberapa
PLTN di wilayah barat pantai Inggris yang masih beroperasi adalah,
1. PLTN Oldbury, yang dibangun pada tahun 1962 dengan daya 434 MWe masuk kedalam
jaringan listrik nasional pada tahun 1967 dan beroperasi komersial pada tahun 1968. Reaktor
nuklir ini menggunakan bahan bakar type Magnox.
2. PLTN Wylfa, yang dibangun pada tahun 1963, dengan daya 2 x 490 MWe masuk dalam jaringan
listrik nasional pada tahun 1971 dan beroperasi komersial pada tahun 1972. Reaktor nuklir ini
menggunakan bahan bakar type Magnox.
3. PLTN Hinkley Point, yang dibangun pada tahun 1967, dengan desain daya sebesar 1.250 MWe
masuk pada jaringan listrik nasional pada tahun 1976 dan pada tahun yang sama juga
beroperasi komersial. Reaktor nuklir ini menggunakan type reaktor AGR (Advanced Gas-cooled
Reactor).
4. PLTN Hunterston B, yang dibangun pada tahun 1967, dengan kapasitas total daya 1.190 MWe
masuk jaringan listrik nasional 1976 dan pada tahun yang sama juga beroperasi komersial.
Reaktor nuklir ini menggunakan type reaktok AGR (Advanced Gas-cooled Reactor).
5. PLTN Heysham 1, yang dibangun pada tahun 1970, dengan kapasitas total daya 1.150 MWe
masuk jaringan listrik nasional 1983 dan pada tahun 1989 beroperasi komersial. Reaktor nuklir
ini menggunakan type reaktor AGR (Advanced Gas-cooled Reactor).
6. PLTN Heysham 2, yang dibangun pada tahun 1980, dengan kapasitas total daya 1.250 MWe
masuk jaringan listrik nasional tahun 1988 dan pada tahun 1989 beroperasi komersial. Reaktor
nuklir ini menggunakan type reaktor AGR (Advanced Gas-cooled Reactor).
Type Kedaruratan Nuklir yang Mungkin Terjadi
Pemerintah Republik Irlandia telah membangun sistem kedaruratan nasional yang ditujukan
untuk kedaruratan besar yang mungkin terjadi bukan hanya untuk PLTN saja namun juga untuk semua
instalasi nuklir yang mempunyai potensi dampak radiologi tinggi yang mencapai hingga Irlandia seperti
kecelakaan yang mungkin terjadi pada fasilitas daur ulang bahan bakar nuklir dan kejadian kecelakaan
yang terjadi di Chernobyl tahun 1986.
Di Irlandia sendiri bahan radioaktif telah banyak digunakan untuk tujuan kedokteran nuklir,
industry dan pendidikan, sama halnya dengan pemanfaatan untuk pembangkit listrik, penggunaan
bahan radioaktif untuk keperluan tersebut juga mempunyai potensi dampak terhadap masyarakat
umum namun dampak yang dihasilkan hanya bersifat lokal. Meskipun bersifat lokal rencana
kedaruratan harus tetap ada. Jika terjadi kedaruratan nuklir lokal, maka system kedaruratan lokal harus
mempunyai akses terhadap Radiological Protection Institute of Ireland (RPII) untuk memperoleh
informasi dan sumberdaya yang tepat terkait dengan upaya tanggap darurat.
71
Jurnal Teknologi Pengelolaan Limbah (Journal of Waste Management Technology), ISSN 1410-9565
Volume 14 Nomor 2 Desember 2011 (Volume 14, Number 2, December, 2011)
Pusat Teknologi Limbah Radioaktif (Radioactive Waste Technology Center)
Kecelakaan yang Berdampak pada Penduduk Irlandia
Kecelakaan nuklir yang mungkin terjadi pada instalasi nuklir luar negeri yang terdekat dengan
perbatasan Irlandia dapat memberikan dampak kesehatan baik secara langsung pada saat itu maupun
tidak. Oleh karena itu pihak Pemerintah Republic Irlandia menganggap perlu untuk melakukan upaya
antisipasi guna meminimalisasi resiko yang dapat diterima oleh warganya.
Tingkat keparahan insiden maupun kecelakaan instalasi nuklir telah diklasifikasikan dalan
International Nuclear Event Scale (INES), gambar 1, yang mempunyai skala keparahan tertinggi 7.
Kecelakaan nuklir yang mempunyai dampak radiologi hingga Irlandia merupakan kecelakaan nuklir
yang mempunyai skala keparahan 5 atau lebih. Dalam hal terjadinya kecelakaan nuklir yang terjadi di
luar negeri, material radioaktif yang terlepas ke lingkungan berpotensi terbawa oleh pergerakan angin
yang kemudian masuk kedalam tubuh manusia melalui jalur pernafasan dan dimungkinkan juga
terdeposisi di tanah setelah terbawa angin. Konsentrasi material radioaktif yang terbawa angin akan
menurun seiring dengan semakin jauhnya lokasi kejadian kecelakaan instalasi nuklir.
Gambar 1. Skala INES
Faktor kecepatan dan arah angin dan curah hujan juga berpengaruh terhadap konsentrasi
material radioaktif di suatu titik. Jika kontaminasi mencapai Irlandia, maka terdapat 3 cara terjadinya
paparan terhadap penduduk Irlandia:
1. Paparan radiasi yang berasal dari material radioaktif di udara dan tanah,
2. Melalui jalur pernafasan yang menghirup udara yang terkontaminasi oleh material radioaktif,
3. Mengkonsumsi makanan dan air yang terkontaminasi.
72
Akhmad Khusyairi: Kajian Sistem Kedaruratan Nuklir Irlandia
Sistem Peringatan Dini
Tanggap darurat Irlandia terkait dengan kecelakaan nuklir akan menjadi efektif jika kejadian
kecelakaan diketahui sedini mungkin. Ketika terjadi kecelakaan nuklir Chernobyl tahun 1986, semua
Negara di luar Uni Soviet waktu itu tidak ada yang mengetahui, baru setelah 2 hari kemudian diketahui
ketika system pemantauan yang terpasang di PLTN Swedia mendeteksi laju radioaktivitas di atmosfer
mencapai titik abnormal.
Terdapat dua system peringatan dini yang digunakan untuk memantau kejadian kecelakaan
nuklir di luar negeri (diluar Irlandia). Setelah kejadian Chernobyl, Negara-negara yang memiliki PLTN
sepakat untuk menandatangani konvensi tentang Early Notification of a Nuclear Accident, dimana
setiap Negara yang mengoperasikan instalasi nuklir mempunyai kewajiban untuk menginformasikan
kepada IAEA sesegera mungkin jika terjadi kecelakaan nuklir. Unit tanggap darurat IAEA yang
berkedudukan di Vienna segera menginformasikan hal ini ke semua Negara anggota termasuk Irlandia.
Disamping itu terdapat system peringatan dini yang terpisah dari system peringatan dini yang
dimiliki oleh IAEA, yaitu European Community Urgent Radiological Information Exchange (ECURIE).
ECURIE merupakan system peringatan dini dibawah kendali Uni Eropah. Dengan system ini semua
Negara anggota Uni Eropah yang memiliki instalasi nuklir mempunyai kewajiban untuk memberikan
notifikasi ke Negara anggota yang lain jika terjadi kecelakaan radiologi yang berpotensi keluar dari
territory Negaranya. Negara tersebut juga harus melakukan upaya protektiv dan memberikan hasil
pengukuran yang mereka lakukan kepada Negara anggota yang lain.
Sistem peringatan dini ini dirancang untuk memberikan peringatan dini secepat mungkin kepada semua
Negara anggota. System ini juga diujicoba secara berkala baik pada level nasional maupun
internasional dan secara kontinyu ditingkatkan performanya baik berdasarkan pengalaman maupun
perkembangan teknologi.
Jaringan nasional pemantau radiasi yang dimiliki Irlandia bekerja secara 24 jam, yang tersebar
disepanjang perbatasan Negara. Dengan demikian kontaminasi radioaktif yang tiba di Irlandia dapat
segera terdeteksi oleh sistem pemantau ini, yang kemudian secara otomatis akan memicu alarm untuk
memberikan notifikasi RPII yang bekerja 7 hari dalam seminggu dan 24 jam dalam sehari. Ketika
system peringatan dini diterima, National Emergency Plan for Nuclear Accident sesegera mungkin
bertindak dan mengiformasikan kepada masyarakat umum.
Petunjuk dan saran-saran secara resmi akan diberikan melalui radio dan televisi, hal ini akan
dikeluarkan oleh Department of Environment, Heritage dan Local Government sesuai dengan arahan
yang dari komite yang dibentuk oleh kementerian terkait. Sementara itu materi yang akan dirilis
disiapkan oleh RPII melalui biro Informasinya.
METODOLOGI
Metode kajian yang digunakan dalam kajian ini adalah penelusuran data berdasarkan study
pustaka terhadap beberapa sumber.
PEMBAHASAN
Proses Pengambilan Keputusan
Dalam hal terjadi kedaruratan nuklir yang dampaknya bisa mencapai Irlandia, sebuah Komite
Menteri terbentuk dari beberapa kementerian akan dibentuk dan memberikan rekomnedasi dan arahan
terkat dengan upaya penanggulangan yang telah ditetapkan sebelumnya oleh Emergency Response
Co-ordination Commite (ERCC) yang berbasiskan pada saran dari RPII.
ERCC kemudian akan mempertimbangkan kajian teknis yang dilakukan oleh RPII terkait dengan
potensi konsekwensi dan konsekwensi aktual akibat kecelakaan nuklir yang terjadi. Rekomendasi dari
RPII tentang upaya penanggulangan harus dilakukan dalam kaitannya untuk meminimalisasi paparan
radiasi terhadap masyarakat umum. Disamping itu ERCC juga memberikan saran kepada komite yang
dibentuk oleh beberapa kementerian tersebut terkait dengan issue-siue praktis dan implikasinya terkait
dengan rekomendasi yang diberikan oleh RPII dan juga mengkoordinasikan implementasi upaya
penanggulangan.
Pada tahap awal terjadinya kecelakaan nuklir di luar negeri, kesulitan dalam memprediksikan
dampak dialami karena terdapat ketidakpastian situasi awal yang diperoleh dan juga pengaruh
signifikan musim serta cuaca. Perencanaan kedaruratan ditujukan juga untuk meminimalisasi
keterlambatan yang disebabkan oleh ketidakpastian yang ada. Proses pengambilan keputusan dapat
diilustrasikan pada gambar 2.
73
Jurnal Teknologi Pengelolaan Limbah (Journal of Waste Management Technology), ISSN 1410-9565
Volume 14 Nomor 2 Desember 2011 (Volume 14, Number 2, December, 2011)
Pusat Teknologi Limbah Radioaktif (Radioactive Waste Technology Center)
Gambar 2. Proses Pengambilan Keputusan
Met Éireann, merupakan badan meteorologi nasional Irlandia, dalam hal kedaruratan nuklir, para
ahli meteorologi Met Éireann membantu tim RPII dalam melakukan kajian dampak radiologi akibat
kecelakaan nuklir di luar Irlandia yang mungkin mencapai Irlandia. Met Éireann mempunyai akses
terhadap data meteorologi internasional yang dapat digunakan untuk melakukan prediksi lintasan
material radioaktiv yang dibawa oleh pergerakan angin dari lokasi kecelakaan nuklir. Kajian yang
dilakukan oleh RPII nantinya akan meliputi estimasi dosis radiasi yang diterima warga Irlandia pada
saat material radioaktif tersebut tiba di Irlandia. Berdasarkan data tersebut maka pengambilan
keputusan untuk melakukan upaya penanggulangan dapat dilakukan sesegera mungkin. Sesaat
setelah material/debu radioactive terdeteksi di Irlandia, maka data yang diperoleh dari jaringan nasional
stasiun meteorologi digunakan untuk membantu fokus pada upaya implementasi penanggulangan pada
wilayah yang terkena dampak, khususnya yang terkait dengan terjadinya hujan yang mungkin terjadi.
Tanggap Darurat
Dalam kurun waktu 24 jam hingga 36 jam berikutnya dapat diperoleh maping dan kuatifikasi
level kontaminasi serta dilakukan indentifikasi partikel radioaktiv, hal ini sangat penting dilakukan guna
melakukan penanganan terbaik pasca kejadian kecelakaan. Langkah selanjutnya yaitu dilakukan
analisis terhadap sampel tumbuhan/vegetasi, tanah ataupun parameter lingkungan pada beberapa
lokasi di Irlandia. Pihak Pemerintah Lokal (Kota) dengan dibantu Civil Defence melakukan
pengumpulan sampel yang kemudian dilakukan pengukuran kontaminasi di laboratorium RPII.
Rencana jangka pangjang yang harus dilakukan adalah surveillance terhadp level kontaminasi
yang mungkin bisa dilakukan dalam periode minggu, bulan bahkan juga tahun. Berdasarkan hasil
surveillance ini maka akan dikeluarkan rekomendasi maupun saran guna menjaga agar paparan radiasi
yang diterima warga dapat serendah mungkin. Hal ini bisa dilakukan dengan melakukan pengendalian
terhadap bahan makanan
Upaya Proteksi Warga
IAEA saat ini telah mengeluarkan panduan yang bisa digunakan oleh lembaga nasional yang
berwenang diseluruh dunia dalam menentukan kapan dan bagaimana upaya penanggulangan harus
dilakukan. Pada prinsipnya tujuan dari upaya penanggulangan kedaruratan nuklir adalah untuk
74
Akhmad Khusyairi: Kajian Sistem Kedaruratan Nuklir Irlandia
mengurangi paparan yang diterima warga Irlandia setelah terjadinya kecelakaan nuklir di luar Irlandia.
Beberapa upaya pencegahan yang bisa dilakukan diantaranya adalah:
Perlindungan ;
Larangan mengkonsumsi makanan dan persediaan air yang terkontaminasi;
Pengukuran level kontaminasi pada lahan pertanian untuk mereduksi kontaminasi pada
bahan makanan
Pemberian tablet iodine pada warga ditujukan untuk mengurangi penyerapan iodine
radioaktif oleh kelenjar thyroid baik melalui pernafasan maupun jalur makanan.
Evakuasi warga dari daerah yang terkontaminasi ke daerah yang bebas kontaminasi atau
daerah yang mempunyai level kontaminasi lebih rendah.
Secara umum, prinsip upaya penanggulangan dan bagaimana hal tersebut diimplementasikan
diuraikan sebagai berikut;
Perlindungan
Bedasarkan panduan internasional, perlindungan dapat dilakukan dengan cara menutup pintu
dan jendela serta mematikan sistem ventilasi aktif, hal ini dapat mereduksi kontaminasi dari jalur
pernafasan dan juga paparan eksternal akibat material radioaktif di udara dan di tanah. Hal ini cukup
efektif dilakukan untuk jangka waktu yang pendek, namun hal ini sulit dilakukan untuk jangka waktu
panjang.
Pengendalian Bahan Makanan dan Cadangan Air
Jika terjadi fallout radioaktif maka muncul resiko terjadinya kontaminasi bahan makanan dan
persediaan air minum. Bahan makanan yang jelas mempunyai resiko tinggi diantaranya susu dan
sayuran yang berdaun rimbun yang tumbuh didaerah terbuka. Analisis level kontaminasi terhadap
bahan makanan tersebut guna menentukan apakah diperlukan pelarangan mengkonsumsi atau tidak
terhadap bahan makanan tersebut. Jika diperlukan maka pelarangan distribusi dan konsumsi terhadap
bahan makanan dapat dilakukan sesegera mungkin terhadap area yang terdampak. Berdasarkan
perundang-undangan proteksi radiologi, maka lembaga yang relevan diberi kewenangan untuk
melakukan penyitaan dan pemusnahan susu dan bahan makanan lain yang terkontaminasi. Impor dan
ekspor bahan makanan yang berasal dari daerah ini dikendalikan secara ketat.
Sektor Pertanian
Langkah-langkah yang relative sederhana menjadi sangat efektif dalam mengurangi dampak
radiologi dari kecelakaan nuklir terhadap produk pertanian. Kontaminasi pada bahan makanan dan
dosis radiasi yang diterima warga dapat direduksi jika upaya penanggulangan dilakukan sebelum
terjadinya kontaminasi pada tanah. Seiring dengan berjalannya waktu, pengendalian dilakukan secara
kontinyu terhadap perpindahan hewan dan pengawasan pemotongan ternak untuk konsumsi, hal ini
dilakukan untuk memastikan level radioaktivitas dalam susu dan daging tidak melebihi nilai batas yang
diizinkan.
Tanaman dan hasil tanam rumahan semacam sayuran berdaun dan buah-buahan yang tumbuh
diluar ruangan dan siap untuk dikonsumsi pada saat terjadinya kecelakaan mempunyai potensi
kontaminasi permukaan dan tidak baik jika dikonsumsi. Sementara itu akar tanaman yang terllindungi
tanah tidak rentan terhadap kontaminasi permukaan, namun hal ini sangat tergantung pada level
kontaminasi dan hasil pengujian oleh karena itu akan dikeluarkan rekomendasi apakah produk tersebut
layak untuk dikonsumsi atau tidak.
Tablet Iodine
Tidak semua kecelakaan nuklir akan melepaskan yodium radioaktif, dari hasil penelitian
mengindikasikan bahwa bayi dan anak-anak muda paling rentan terhadap yodium radioaktif karena
kelenjar tyroid mereka masih berkembang. Oleh karena itu pemberian tablet yodium lebih diutamakan
untuk kelompok usia bayi dan anak-anak. Paparan radiasi yang berasal dari yodium radioaktif dapat
meningkatkan resiko kanker tyroid, oleh karena itu pemberian yodium stabil dapat mengurangi daya
serap kelenjar tyroid terhadap yodium radioaktif secara efektif.
75
Jurnal Teknologi Pengelolaan Limbah (Journal of Waste Management Technology), ISSN 1410-9565
Volume 14 Nomor 2 Desember 2011 (Volume 14, Number 2, December, 2011)
Pusat Teknologi Limbah Radioaktif (Radioactive Waste Technology Center)
Keanggotaan Komite Koordinasi Tanggap Darurat
Department of the Environment, Heritage and Local Government (Chair)
RPII
Department of Agriculture and Food
Department of Defence
Department of Health and Children
Department of Communications, Marine and Natural Resources
Department of the Taoiseach
Food Safety Authority of Ireland
An Garda Síochána
Keanggotaan Komite Menteri
Minister for the Environment, Heritage and
Local Government (Chair)
Minister for Health and Children
Minister for Agriculture and Food
Minister for Communications, Marine and Natural Resources
Minister for Defence.
KESIMPULAN
Irlandia hingga saat ini masih belum memiliki PLTN guna memenuhi kebutuhan listrik dalam
negerinya, namun demikian disebelah timur pantai Irlndia, Inggris mendirikan dan mengoperasikan
beberapa PLTN yang dimungkinkan jika terjadi kecelakaan dapat mengakibatkan dampak radiologi
yang bisa mencapai Irlandia.
Oleh karena itu Pemerintah Irlandia menetapkan suatu system kedaruratan nuklir yang mungkin
terjadi di luar Irlandia, system kedaruratan nuklir Irlandia mempunyai akses komunikasi dengan
lembaga internasional seperti IAEA, WMO dan syetem tanggap darurat Uni Eropah, ECURIE. System
kedaruratan Irlandia terdiri dari beberapa instansi pemerintah, baik pada level pusat, daerah maupun
Pemerintah Kota. Masing-masing agen yang tergabung dalam system kedaruratan mempunyai tugas
dan fungsi masing masing dalam melakukan upaya penanggulangan kedaruratan.
DAFTAR PUSTAKA
[1]. Department of The Environment, Heritage and Local Goverment. National Emergency Plan for
Nuclear Accidents. Dublin 1: Nuclear Safety Section, (2005).
[2]. Wikipedia.
(n.d.).
wikipedia.org.,
from
Wikipedia:
http://en.wikipedia.org/wiki/
nuclear_power_in_the_United_Kingdom, Retrieved June 01, 2011
76
Jurnal Teknologi Pengelolaan Limbah (Journal of Waste Management Technology), ISSN 1410-9565
Volume 14 Nomor 2 Desember 2011 (Volume 14, Number 2, December, 2011)
Pusat Teknologi Limbah Radioaktif (Radioactive Waste Technology Center)
URGENSI AMANDEMEN TERHADAP PERATURAN
PEMERINTAH NOMOR 26 TAHUN 2002 TENTANG
KESELAMATAN PENGANGKUTAN ZAT RADIOAKTIF
Nanang Triagung Edi Hermawan
Direktorat Pengaturan Pengawasan Fasilitas Radiasi dan Zat Radioaktif- BAPETEN,
Jl. Gajah Mada No. 8 Jakarta
ABSTRAK
URGENSI AMANDEMEN TERHADAP PERATURAN PEMERINTAH NOMOR 26 TAHUN 2002
TENTANG KESELAMATAN PENGANGKUTAN ZAT RADIOAKTIF. Pemanfaatan zat radioaktif di
Indonesia semakin berkembang pesat, meliputi seluruh wilayah provinsi. Kondisi ini menyebabkan
kebutuhan pengangkutan zat radioaktif antar wilayah, maupun dari dan ke luar negeri juga mengalami
peningkatan. Frekuensi pengangkutan zat radioaktif yang tinggi harus diatur secara komprehensif untuk
menjamin keselamatan terhadap personil pengangkut, anggota masyarakat, dan lingkungan hidup.
Peraturan Pemerintah Nomor 26 Tahun 2002 memiliki beberapa kelemahan yang menyebabkan
kemampulaksanaan peraturan tersebut tidak optimal. Di sisi lain, isu tentang penerapan aspek
keamanan dalam pengangkutan zat radioaktif perlu dilakukan dengan mempertimbangkan dinamika
kondisi keamanan saat ini, baik di tingkat nasional, regional, maupun global. Amandemen terhadap
Peraturan Pemerintah Nomor 26 Tahun 2002 memiliki tingkat kemendesakan yang tinggi. Amandemen
harus mencakup pengaturan tentang keamanan, serta melengkapi, merinci, dan mempertegas
pengaturan teknis. Dengan demikian peraturan pemerintah yang baru akan lebih komprehensif, jelas,
tegas, dan memiliki tingkat kemampulaksanaan yang tinggi.
Kata kunci: Amandemen, peraturan pemerintah, pengangkutan, zat radioaktif.
ABSTRACT
AMENDMENT URGENCY OF GOVERNMENT REGULATION NUMBER 26 YEAR 2002 ABOUT
THE SAFETY TRANSPORTATION OF RADIOACTIVE MATERIAL. The practice of radioactive material
in Indonesia grows quickly, in all province regency. These condition caused transportation of radioactive
material inter region, or internationally grows up. High frequency of radioactive material transportation
has to be arranged by comprehensive regulation to reach the safety of transportation personnel,
member of public, and environment. Government Regulation Number 26 Year 2002 has some leaks
that makes the regulation implementation doesn’t optimum. The other issue is implementation security
aspect on radioactive material transportation. It needs to be done by considering security condition in
national, regional, and global level. Amendment of Government Regulation Number 26 Year 2002 has
high urgency. The amendment should cover security issue, complete, detail, and enforce of technical
regulations. By the amendment, new government regulation will comprehensive, clear, and has high
implementation.
Keywords: Amendment, government regulation, transportation, radioactive material.
PENDAHULUAN
Pemanfaatan tenaga nuklir dewasa ini telah merambah berbagai bidang kegiatan, di antaranya
penelitian dan pengembangan, pendidikan, industri, kesehatan, pertanian, dan energi. Hingga saat ini
penggunaan zat radioaktif di bidang kesehatan telah mencapai 7.199 izin dengan 2.192 instansi
pengguna. Di bidang industri pemanfaatan radiasi dilakukan oleh 662 perusahaan dengan jumlah izin
sebanyak 8.352 Khusus untuk kegiatan riset maupun operasional reaktor riset terdapat 79 izin untuk 14
badan hukum.[1] Aplikasi penggunaan zat radioaktif dengan sekian ribu izin tersebut menyebar hampir
merata di 33 provinsi, dan diperkirakan akan terus mengalami peningkatan kuantitas dan kualitasnya di
masa depan.
Sesuai dengan perkembangan dan peningkatan penggunaan zat radioaktif yang meluas di
setiap wilayah sebagaimana tersebut di atas, maka dapat dipastikan bahwa kebutuhan untuk
77
Jurnal Teknologi Pengelolaan Limbah (Journal of Waste Management Technology), ISSN 1410-9565
Volume 14 Nomor 2 Desember 2011 (Volume 14, Number 2, December, 2011)
Pusat Teknologi Limbah Radioaktif (Radioactive Waste Technology Center)
pengangkutan zat radioaktif dari satu lokasi menuju ke lokasi yang lain dengan menggunakan moda
angkutan umum juga terus meningkat. Moda angkutan yang dimaksud meliputi moda angkutan darat
yang terdiri atas kendaraan jalan raya dan kereta, moda angkutan air berupa kapal, serta moda
angkutan pesawat udara. Karena pengangkutan zat radioaktif melintasi ranah publik, baik yang bersifat
domestik ataupun lintas negara, maka harus diberlakukan peraturan perundang-undangan yang
memadai untuk menjamin keselamatan kepada pekerja, anggota masyarakat, maupun kelestarian
lingkungan hidup.
Sejarah pengaturan terhadap pengangkutan zat radioaktif diawali dengan diterbitkannya
Peraturan Pemerintah Nomor 13 Tahun 1975 tentang Ketentuan Keselamatan Pengangkutan Zat
Radioaktif. Peraturan ini merupakan payung hukum yang dibuat berdasarkan ketentuan dalam Undangundang Nomor 31 Tahun 1964 tentang Ketentuan-ketentuan Pokok Tenaga Atom. Seiring dengan
pemberlakuan Undang-undang Nomor 10 Tahun 1997 tentang Ketenaganukliran[2], maka peraturan
pemerintah sebagaimana tersebut di atas diamandemen dengan Peraturan Pemerintah Nomor 26
Tahun 2002 tentang Keselamatan Pengangkutan Zat Radioaktif.[3] Sebagaimana judulnya, peraturan
tersebut mengatur pelaksanaan pengangkutan zat radioaktif dari sisi keselamatan terhadap bahaya
radiasi (safety aspect).
Tragedi 11 September 2001 yang menimpa WTC menyebabkan perhatian dunia terhadap aspek
keamanan meningkat. Demikian halnya dalam pemanfaatan zat radioaktif, aspek keamanan menjadi
hal yang penting dan tidak dapat dikesampingkan lagi. Aspek keamanan (security) menjadi sejajar
prioritasnya sebagaimana keselamatan (safety) dan seifgard (safeguard). Aspek keamanan tidak hanya
diterapkan dalam penggunaan zat radioaktif pada fasilitas atau instalasi pemanfaatan saja, namun juga
menjadi sangat penting pada saat pengangkutan zat radioaktif yang langsung melalui wilayah publik
dimana potensi ancaman berupa sabotase, teror, serta perampokan yang signifikan.
Di samping perlunya pengaturan tentang aspek keamanan selama pengangkutan zat radioaktif,
beberapa pengaturan dalam PP No. 26 tahun 2002 dipandang memiliki kelemahan sehingga kurang
mampu diterapkan sesuai dengan kebutuhan hukum di lapangan. Beberapa hal terkait dengan desain,
pembuatan, pengujian, dan penerbitan sertifikat terhadap zat radioaktif dan bungkusan perlu diatur
lebih rinci dan tuntas sehingga peraturan lebih operasional. Dengan demikian amandemen terhadap
peraturan pengangkutan zat radiokatif tersebut memiliki kemendesakan dan urgensi untuk segera
dilaksanakan.
Pembahasan dalam makalah ini hanya mencakup urgensi pengamandemenan Peraturan
Pemerintah No. 26 Tahun 2002 tentang Keselamatan Pengangkutan Zat Radioaktif dari sudut pandang
perkembangan konsep pengaturan di tingkat internasional dan kebutuhan dibentuknya sistem
peraturan perundang-undangan yang lebih komprehensif, jelas, serta memiliki kemampulaksanaan di
tingkat lapangan.
Adapun tujuan penulisan paparan mengenai urgensi amandemen terhadap Peraturan
Pemerintah No. 26 tahun 2002 diantaranya adalah:
a. menelaah pengaturan tentang keselamatan pengangkutan zat radioaktif yang saat ini
berlaku;
b. menelaah kelemahan dan kekurangan sistem pengaturan PP No. 26 Tahun 2002;
c. menelaah perkembangan pengaturan pengangkutan dari aspek keselamatan dan keamanan
dari berbagai referensi internasional;
d. memberikan gambaran pokok-pokok pengaturan yang harus diperbarui atau ditambahkan;
e. memberikan wahana kepada setiap pemangku kepentingan dalam pengangkutan zat
radioaktif untuk saling berkomunikasi dan memberikan masukan agar terwujud peraturan
yang lebih komprehensif dan implementatif di lapangan.
METODOLOGI
Dalam penyusunan makalah mengenai amandemen terhadap Peraturan Pemerintah No. 26
Tahun 2002 tentang Keselamatan Pengangkutan Zat Radioaktif ini, dilakukan dengan metode diskriptif
melalui studi pustaka dengan tahapan langkah meliputi pengumpulan literatur dan informasi
pendukung, analisa, diskusi dan pembahasan, serta penyusunan laporan. Lingkup pembahasan
dititikberatkan mengenai urgensi diperlukannya amandemen peraturan tersebut, dan muatan-muatan
baru yang perlu diatur.
PERKEMBANGAN SISTEM INTERNASIONAL
Dunia internasional telah merintis pengembangan publikasi untuk keselamatan pengangkutan
barang berbahaya sejak 1953 dengan dibentuknya United Nations Committe of Experts oleh United
Nations Economic and Social Council (Dewan PBB yang menangani masalah Ekonomi dan Sosial).
78
Nanang Triagung Edi Hermawan: Urgensi Amandemen Terhadap Peraturan Pemerintah Nomor 26 Tahun 2002 Tentang
Keselamatan Pengangkutan Zat Radioaktif
Pada tahun 1959 komite tersebut menjalin kerja sama dengan International Atomic Energy Agency
(IAEA) untuk merintis perumusan publikasi tentang keselamatan pengangkutan zat radioaktif. Hasilnya
adalah diterbitkannya publikasi tentang ketentuan keselamatan dalam pengangkutan zat radioaktif pada
tahun 1961. Menindaklanjuti perkembangan teknologi dan kebutuhan operasional di lapangan, IAEA
terus menerus mengevaluasi, mengembangkan, untuk kemudian melakukan revisi-revisi
penyempurnaan yang diperlukan. Hingga saat ini telah dilakukan enam kali revisi, masing-masing versi
tahun 1967, 1973, 1985, 1996, 2005, dan yang terakhir 2009 (Regulation for the Safe Transport of
Radioactive Material).[4]
Dalam hal pengangkutan bahan berbahaya, International Civil Aviation Organization (ICAO),
International Maritime Organization (IMO), dan United Nations Economic Commission for Europe
(UNECE) menyusun publikasi the United Nations Model Regulations for the Transport of Dangerous
Goods, yang lebih dikenal sebagai The Model Regulations.[5] Menyadari urgensi peningkatan ancaman
keamanan pasca peristiwa 11 September 2001, komite ahli PBB mulai mengintroduksi tindakan untuk
meningkatkan keamanan dalam kegiatan pengangkutan barang berbahaya dan barang berbahaya
berisiko tinggi pada revisi ke dua belas the Model Regulations yang dicantumkan pada bagian 1.4.
Khusus untuk pengangkutan bahan nuklir, IAEA telah menetapkan pengamanan bahan nuklir
dengan mengintroduksi sistem proteksi fisik sejak 1979 dalam the Convention on the Physical
Protection of Nuclear Material.[6] Untuk mendukung pelaksanaan konvensi tersebut, dikeluarkanlah
publikasi the Physical Protection of Nuclear Material and Nuclear Facilities[7] dan panduan teknis dalam
Guidence and Considerations for the Implementation of INFCIRC/225/rev.4.[8]
Secara khusus dalam penerapan aspek keamanan untuk kegiatan pengangkutan zat radioaktif
selain bahan nuklir, IAEA telah merumuskan Security in Transport of Radioactive Material yang
diterbitkan September 2008.[9] Fokus utama rekomendasi ini adalah dampak radiologik dan bahaya
yang ditimbulkan oleh pemindahan secara tidak sah, sabotase, pencurian, perampokan, dan tindakan
melawan hukum yang lain, selama kegiatan pengangkutan zat radioaktif.
POKOK PENGATURAN PP No. 26 Tahun 2002
Ruang lingkup Peraturan Pemerintah Nomor 26 Tahun 2002 tentang Keselamatan
Pengangkutan Zat Radioaktif meliputi perizinan untuk pelaksanaan pengangkutan, kewajiban dan
tanggung jawab para pihak yang terlibat dalam pengangkutan, persyaratan mengenai pembungkusan,
program proteksi radiasi, pelatihan bagi personil yang terlibat, program jaminan kualitas, jenis dan
batasan zat radioaktif yang diangkut, pengaturan tentang pengangkutan zat radioaktif yang memiliki
sifat bahaya lain, serta penanggulangan keadaan darurat selama pengangkutan. Isi PP No. 26 Tahun
2002 bab per bab selengkapnya dapat dilihat dalam Tabel 1.[3]
Tabel 1. Pokok-pokok pengaturan PP No.26 Tahun 2002
BAB
I
II
III
IV
V
VI
VII
VIII
IX
X
XI
XII
XIII
XIV
POKOK PENGATURAN
Ketentuan Umum
Ruang Lingkup dan Tujuan
Perizinan
Kewajiban dan Tanggung Jawab
Pembungkusan
Program Proteksi Radiasi
Pelatihan
Program Jaminan Kualitas
Jenis dan Aktivitas Zat Radioaktif
Zat Radioaktif dengan Sifat Bahaya Lain
Penanggulangan Keadaan Darurat
Sanksi Administratif
Ketentuan Pidana
Ketentuan Penutup
Ketentuan umum berisi tentang definisi peristilahan yang dipergunakan dalam batang tubuh
peraturan pemerintah ini. Ruang lingkup merupakan pembatasan keberlakuan peraturan beserta
pengecualian-pengecualian terhadap pemindahan zat radioaktif yang tidak diatur dengan peraturan ini.
Adapun tujuan pengaturan memberikan uraian tentang maksud disusun dan diberlakukannya peraturan
pemerintah tentang pengangkutan untuk menjamin tercapainya keselamatan bagi pekerja, anggota
masyarakat, dan lingkungan hidup.
79
Jurnal Teknologi Pengelolaan Limbah (Journal of Waste Management Technology), ISSN 1410-9565
Volume 14 Nomor 2 Desember 2011 (Volume 14, Number 2, December, 2011)
Pusat Teknologi Limbah Radioaktif (Radioactive Waste Technology Center)
Bab tentang perizinan yang mempersyaratkan bahwa pihak pengirim dan penerima dalam
pengangkutan zat radioaktif haruslah pihak yang memiliki izin pemanfaatan zat radioaktif. Di samping
memiliki izin pemanfaatan, pada setiap pelaksanaan pengangangkutan zat radioaktif harus diajukan
persetujuan pengiriman dari BAPETEN.
Bab ke empat merumuskan aturan tentang kewajiban dan tanggung jawab pengirim,
pengangkut, dan penerima. Pengangkut wajib menyiapkan bungkusan yang akan dikirim, diantaranya
dengan memilih bungkusan yang sesuai dengan jenis zat radioaktif yang akan diangkut, memberikan
tanda, label ataupun plakat. Khusus dalam pengangkutan bahan nuklir, pengirim harus melakukan
sistem proteksi fisik. Pengirim juga memiliki kewajiban untuk memberikan petunjuk tertulis kepada
pengangkut dalam hal bungkusan tidak mungkin diserahkan kepada penerima. Demikian halnya
petunjuk mengenai penyimpanan bungkusan di tempat transit. Sedangkan kewajiban pengangkut yang
diatur adalah tanggung jawab atas keselamatan bungkusan selama pengiriman, serta sistem pelaporan
apabila terjadi kerusakan bungkusan atau kehilangan bungkusan saat pengiriman. Adapun pihak
penerima memiliki kewajiban untuk memeriksa keutuhan bungkusan pada saat menerimanya, dan
memastikan tidak ada kerusakan bungkusan yang mengakibatkan kebocoran atau kontaminasi. Apabila
terjadi kebocoran atau kontaminasi, maka penerima harus menginformasikannya kepada pengirim dan
BAPETEN.
Bab tentang pembungkusan mengatur kesesuaian isi dan tipe bungkusan yang dipergunakan.
Bungkusan harus lolos pengujian dan mendapatkan sertifikat dari laboratorium yang terakreditasi.
Bungkusan yang berasal dari luar negeri harus menyertakan sertifikat bungkusan yang kemudian
divalidasi oleh BAPETEN. Setiap bungkusan tidak boleh berisi barang lain, dan apabila zat radioaktif
memiliki sifat bahaya lain, maka sifat tersebut harus mendapatkan perhatian dan ditangani sesuai
dengan ketentuan mengenai penanganan bahan berbahaya dan beracun yang berlaku. Setiap
bungkusan yang akan diangkut harus disertai dengan dokumen pengangkutan, diberi tanda, label atau
plakat yang jelas.
Bab mengenai program proteksi radiasi mengharuskan pengangkutan memenuhi aspek proteksi
radiasi. Khusus untuk bahan nuklir harus ditambahkan persyaratan proteksi fisik sesuai dengan
golongannya. Bungkusan harus ditempatkan pada jarak aman dari personil pengangkut dan terhadap
personil yang dimaksud dilakukan pemantauan dosis radiasi sesuai dengan kondisi pengangkutan.
Pemeriksaan bungkusan oleh instansi lain seperti Kepolisian atau Bea Cukai hanya dapat dilakukan
apabila dihadiri oleh petugas proteksi radiasi, serta bungkusan yang telah diperiksa harus dikembalikan
seperti kondisi semula untuk diangkut kembali.
Personil yang terlibat rutin dalam pengangkutan zat radioaktif harus mendapatkan pelatihan
terkait, hal ini menjadi tanggung jawab pengirim. Pengirim harus membuat program jaminan mutu
pengangkutan yang akan dilaksanakan oleh pengirim dalam persiapan pengangkutan, dan oleh
pengangkut pada saat pengiriman berlangsung. Program jaminan mutu dimaksud harus mendapat
persetujuan dari BAPETEN.
Dalam hal terjadi kecelakaan radiasi pada saat pengiriman, pengangkut wajib
memberitahukannya kepada pengirim, penerima, BAPETEN, dan instansi lain yang terkait. Apabila
terjadi kebocoran atau kontaminasi, pengangkut harus melakukan isolasi dan memberikan tanda-tanda
pengamanan lokasi atau isolasi. Pengirim atau penerima harus mengirimkan petugas proteksi radiasi
untuk melakukan tindakan pemulihan dan dekontaminasi.
Pengaturan selanjutnya mengenai sanksi administratif sebagai konsekuensi terhadap
pelanggaran aturan-aturan yang telah ditetapkan dalam peraturan pemerintah ini. Sanksi pidana dirujuk
kepada Undang-undang No.10 Tahun 1997 tentang Ketenaganukliran sebagai peraturan induk yang
mengamanatkan peraturan ini.
PEMBAHASAN
Kelemahan PP No. 26 Tahun 2002
Bila dicermati norma pengaturan dalam PP No. 26 Tahun 2002 ini, terdapat beberapa aturan
yang diamanatkan untuk diatur lebih teknis di tingkat Peraturan Kepala BAPETEN. Amanat pengaturan
tersebut dapat dilihat dalam Tabel 2.
No.
1.
2.
3.
80
Tabel 2. Amanat pengaturan dalam PP No. 26 Tahun 2002
Pasal
Pengamanatan
Pasal 6 ayat (3)
Pasal 12 ayat (6)
Pasal 14 ayat (5)
Persetujuan pengiriman
Penanganan kebocoran bungkusan
Tipe, kategori, pengujian, dan sertifikat bungkusan
Nanang Triagung Edi Hermawan: Urgensi Amandemen Terhadap Peraturan Pemerintah Nomor 26 Tahun 2002 Tentang
Keselamatan Pengangkutan Zat Radioaktif
4.
5.
6.
7.
8.
9.
10.
11.
Pasal 16 ayat (3)
Pasal 19 ayat (3)
Pasal 22 ayat (2)
Pasal 23 ayat (2)
Pasal 24 ayat (2)
Pasal 27 ayat (3)
Pasal 28 ayat (4)
Pasal 29 ayat (2)
Validasi sertifikat bungkusan yang berasal dari luar negeri
Dokumen, tanda, label dan plakat
Proteksi fisik untuk pengangkutan bahan nuklir
Jarak aman antara bungkusan dan personil pengangkut
Pemantauan dosis terhadap personil pengangkut
Pelatihan personil pengangkut
Program Jaminan Kualitas Pengangkutan
Jenis dan aktivitas zat radioaktif
Semenjak PP No.26 Tahun 2002 diundangkan hingga saat ini, peraturan teknis setingkat
Peraturan Kepala BAPETEN tentang pengangkutan zat radioaktif yang berlaku hanyalah Perka
No.IV/Ka.BAPETEN/1999 tentang Ketentuan Keselamatan untuk Pengangkutan Zat Radioaktif[10] dan
Perka No.05P/Ka.BAPETEN/2000 tentang Pedoman Persyaratan untuk Keselamatan Pengangkutan
Zat Radioaktif[11], sedangkan sebelas amanat pengaturan sebagaimana ditampilkan dalam Tabel 2
belum satupun yang diterbitkan. Dengan demikian PP No.26 Tahun 2002 sudah pasti kurang
operasional.
Kemudian dengan mencermati kembali substansi atau pokok-pokok pengaturan dalam
Peraturan Pemerintah No. 26 Tahun 2002, maka ditemukan beberapa kekurangan atau kelemahan
pengaturan baik secara substansi yuridis maupun teknis yang berpengaruh pada kemampulaksanaan
dan kepatuhan terhadap peraturan dimaksud. Kekurangan atau kelemahan tersebut meliputi, antara
lain[12]:
a. lingkup pengaturan Peraturan Pemerintah Nomor 26 Tahun 2002 belum mencakup seluruh proses
atau elemen yang menjadi bagian dari pelaksanaan kegiatan pengangkutan zat radioaktif. Dengan
kata lain ketentuan dalam Peraturan Pemerintah tersebut tidak mampu memberikan arah
pengaturan dan solusi hukum untuk kegiatan desain, manufaktur, pengujian zat radioaktif dan
bungkusan;
b. dalam tinjauan subjek hukum, Peraturan Pemerintah Nomor 26 Tahun 2002 tidak secara tuntas
memberikan pengaturan. Pengirim, penerima, dan pengangkut yang diatur merupakan subjek
hukum yang melaksanakan kegiatan pengangkutan di tahap lanjut atau akhir, sedangkan pada
tahap awal seperti desainer atau pabrikan yang merupakan badan hukum terpisah atau tersendiri
dalam skema pengangkutan zat radioaktif tidak disentuh;
c. pengaturan mengenai persetujuan pengiriman yang perlu peninjauan kembali secara praktik,
kesesuaiannya dengan praktik internasional, dan kemanfaatan hukumnya;
d. pengaturan mengenai instrumen yuridis yang diperlukan dalam pengangkutan zat radioaktif tidak
mampu laksana. Pengaturan dimaksud meliputi persyaratan dan tata cara sertifikasi zat radioaktif
dan bungkusan, validasi, permohonan dan penerbitan persetujuan terhadap zat radioaktif,
bungkusan, program proteksi radiasi yang diperlukan dalam pelaksanaan pengangkutan sesuai
dengan standar internasional;
e. pengaturan yang tidak tuntas mengenai persyaratan keselamatan radiasi yang diperlukan untuk
pengangkutan zat radioaktif, seperti misalnya pembungkus dan bungkusan, program proteksi
radiasi, penentuan Indeks Angkutan atau Indeks Keselamatan Kekritisan, pemantauan dosis, nilai
batas aktivitas (activity limit) atau penentuan dan penggunaan nilai A1 dan A2, pemasangan plakat,
dan pelabelan;
f. perlunya menata dan mengatur kembali tanggung jawab subjek hukum, pelatihan personil yang
melaksanakan pengangkutan zat radioaktif, program jaminan mutu, penanggulangan keadaan
darurat dalam pengangkutan zat radioaktif; dan
g. tidak terdapatnya pengaturan mengenai compliance assurance program yang jelas dalam
pengangkutan zat radioaktif.
Memperhatikan dan menimbang kelemahan yang terdapat dalam PP No. 26 Tahun 2002
tentang Keselamatan Pengangkutan Zat Radioaktif sebagaimana telah diuraikan di atas, maka urgensi
kebutuhan untuk mengamandemen peraturan pemerintah tersebut memiliki prioritas kemendesakan
yang tinggi.
Tujuan Amandemen
Adapun tujuan penyusunan Rancangan Peraturan Pemerintah sebagai amandemen terhadap
PP No. 26 Tahun 2002 tentang Keselamatan Pengangkutan Zat Radioaktif, di antaranya untuk[12]:
1. menyempurnakan dan memperkuat landasan hukum yang memiliki kemampulaksanaan,
kedayagunaan, dan kehasilgunaan yang optimum terhadap kegiatan pengangkutan zat radioaktif;
81
Jurnal Teknologi Pengelolaan Limbah (Journal of Waste Management Technology), ISSN 1410-9565
Volume 14 Nomor 2 Desember 2011 (Volume 14, Number 2, December, 2011)
Pusat Teknologi Limbah Radioaktif (Radioactive Waste Technology Center)
2. menjamin kepastian hukum yang lebih komprehensif terhadap terwujudnya keselamatan pekerja,
anggota masyarakat, serta perlindungan kelestarian lingkungan hidup dari potensi timbulnya bahaya
radiasi selama pengangkutan zat radioaktif; dan
3. memberikan landasan hukum yang jelas dan pasti terhadap internalisasi dan penerapan aspek
keamanan dalam pengangkutan zat radioaktif pada skala nasional.
Pertimbangan Amandemen
Sesuai dengan tujuan dilakukannya amandemen terhadap PP No. 26 Tahun 2002 sebagaimana
telah diuraikan di atas, maka ada beberapa hal penting yang harus diperhatikan dalam mensinergikan
dan menyelaraskan pola serta substansi terkait dengan aspek keselamatan dan keamanan,
diantaranya adalah[12]:
1. harmonisasi dengan rekomendasi internasional;
2. kebutuhan hukum pemegang izin yang bertindak sebagai pengirim atau penerima dalam memenuhi
dan mematuhi ketentuan, serta pihak pemerintah selaku pelaksana tugas pengawasan
pengangkutan zat radioaktif;
3. kesesuaian dan keselarasan dengan peraturan perundang-undangan yang mengatur kegiatan
pengangkutan bahan berbahaya serta pengangkutan umum di tingkat nasional;
4. interaksi atau keterkaitan implementasi antara persyaratan keselamatan dan keamanan dalam
pengangkutan zat radioaktif.
Pokok Amandemen
a. Judul
Mempertimbangkan bahwa salah satu urgensi dilakukannya amandemen terhadap PP No. 26
Tahun 2002 adalah kebutuhan pengaturan dari tinjauan sistem keamanan dalam pengangkutan, maka
judul peraturan yang melingkupi aspek keselamatan dan keamanan yaitu Keselamatan dan Keamanan
dalam Pengangkutan Zat Radioaktif.
b. Subyek Hukum
Subyek hukum utama dalam kegiatan pengangkutan zat radioaktif adalah pengirim dan
penerima. Kedua subyek ini sebagaimana diatur dalam Peraturan Pemerintah Nomor 29 Tahun 2008
tentang Perizinan Pemanfaatan Sumber Radiasi Pengion dan Bahan Nuklir memiliki kedudukan hukum
sebagai pemegang izin.[13] Dengan kedudukan demikian, pengirim dan penerima dipandang memiliki
kemampuan yang memadai untuk memahami dan menerapkan persyaratan keselamatan dan
keamanan, melaksanakan segala tanggung jawab dan kewajiban hukum dalam setiap tahapan
kegiatan pengangkutan zat radioaktif. Dengan demikian penyiapan bungkusan, pelaksanaan
pengiriman, penanganan bungkusan pada saat transit, hingga serah terima kepada pengirim dapat
dilaksanakan dengan baik.
Subyek hukum lain adalah pengangkut, dan pendesain, pembuat, atau penguji zat radioaktif
maupun bungkusan. Pengirim harus memastikan bahwa pengangkut mengerti dan paham mengenai
muatan barang yang diangkutnya secara umum, meliputi gambaran zat radioaktif, sifat dan potensi
bahaya, serta tindakan-tindakan yang harus dilakukan dalam hal terjadi situasi kedaruratan. Adapun
pengaturan yang lebih jelas dan terinci harus diterapkan kepada orang atau badan yang mendesain,
membuat, atau menguji zat radioaktif dan bungkusan yang akan diangkut. Pengaturan dimaksud terkait
dengan penerbitan sertifikat persetujuan desain produk, jenis uji yang harus dilakukan dan sertifikat
hasil uji oleh lembaga yang terakreditasi.
c. Tujuan Pengaturan
Tujuan pengaturan mencakup dua aspek, yaitu keselamatan dan keamanan, dirumuskan
sebagai berikut:
1. menjamin keselamatan dan memberikan perlindungan terhadap pekerja, anggota masyarakat,
dan lingkungan hidup dari bahaya radiasi dalam pengangkutan zat radioaktif; dan
2. mencegah upaya pencurian, tindakan sabotase, pemindahan tidak sah, dan perbuatan melawan
hukum yang dapat mengakibatkan timbulnya bahaya radiasi terhadap pekerja, anggota
masyarakat dan lingkungan hidup akibat tindakan ancaman keamanan.
82
Nanang Triagung Edi Hermawan: Urgensi Amandemen Terhadap Peraturan Pemerintah Nomor 26 Tahun 2002 Tentang
Keselamatan Pengangkutan Zat Radioaktif
d. Lingkup Pengaturan
Lingkup pengaturan merupakan batasan substansi hukum yang diatur dalam sebuah peraturan
perundang-undangan. Berbeda dengan pokok pengaturan dalam PP No. 26 Tahun 2002 sebagaimana
telah ditampilkan dalam Tabel 1, lingkup pengaturan teknis dalam amandemen peraturan ini meliputi:
1. persyaratan keselamatan dalam pengangkutan zat radioaktif;
2. persyaratan keamanan dalam pengangkutan zat radioaktif;
3. kedaruratan dalam pengangkutan zat radioaktif; serta
4. penatalaksanaan pengangkutan zat radioaktif.
Selain merinci ketentuan-ketentuan yang diatur secara normatif pasal per pasal, ada beberapa
zat radioaktif yang pengaturan pengangkutannya dikecualikan atau tidak diatur dengan peraturan
pemerintah hasil amandemen. Beberapa hal yang tidak diatur tersebut, meliputi:
1. zat radioaktif yang merupakan bagian tak terpisahkan dari peralatan pengangkutan;
2. zat radioaktif yang dipindahkan dalam satu kawasan yang tidak melalui sarana jalan atau rel
umum;
3. zat radioaktif yang terpasang atau melekat pada orang atau binatang untuk keperluan diagnosis
atau pengobatan;
4. zat radioaktif yang terkandung dalam produk konsumen yang distribusi dan peredarannya telah
mendapatkan izin pengalihan dari BAPETEN;
5. bahan galian alam dan bijih yang mengandung zat radioaktif alam (Naturally Occuring
Radioactive Materials, NORM);
6. benda padat yang terkontaminasi zat radioaktif di permukaannya dimana tingkat
kontaminasinya tidak melebihi batas yang telah ditetapkan BAPETEN.
e.
Persyaratan Keselamatan
Pokok-pokok pikiran yang akan diatur dalam bab ini, diantaranya klasifikasi zat radioaktif, tipe
bungkusan, desain, pembuatan, serta pengujian dan sertifikasi terhadap zat radioaktif dan bungkusan,
proteksi radiasi, nilai batas aktivitas, persiapan pengiriman, penanganan bungkusan selama
pengiriman, pengiriman dengan pengaturan khusus, serta penanganan kondisional tertentu.
Zat radioaktif yang menjadi isi bungkusan diklasifikasikan dengan mempertimbangkan tipe, jenis,
serta aktivitas radionuklida, sifat fisika, kimia dan potensi bahaya, tingkat kontaminasi, dan kemampuan
dapat belah. Di samping pertimbangan tersebut, klasifikasi zat radioaktif juga menekankan kepada
kebutuhan teknis penanganan pada saat pelaksanaan persiapan, pemuatan, pengiriman,
pembongkaran, hingga penyerahan kepada penerima. Dari pertimbangan tersebut, dan sesuai dengan
rekomendasi internasional, maka zat radioaktif yang akan diangkut diklasifikasikan menjadi[4]:
1. zat radioaktif aktivitas jenis rendah (low specific activity material);
2. zat radioaktif bentuk khusus (special form of radioactive material);
3. zat radioaktif daya sebar rendah (low dispersible of radioactive material);
4. benda terkontaminasi permukaan (surface contaminated object);
5. bahan fisil (fissile material); dan
6. Uranium Hexaflorida (UF6).
Bungkusan merupakan satu kesatuan antara isi bungkusan dan pembungkus. Bungkusan dibuat
dengan memenuhi beberapa kriteria atau fungsi, seperti sebagai bahan penyerap (absorbent
materials), kerangka (spacing structure), peralatan perawatan dan perbaikan (service equipment),
peredam goncangan (shock absorbent), penanganan dan pengikat (handling and tie-down capability),
pengisolasi panas (thermal insulation), pengungkung (containment), serta penyungkup (confinement).
Selanjutnya berdasarkan nilai batas aktivitas dan pembatasan zat radioaktif, tipe bungkusan dibedakan
menjadi[4]:
1. bungkusan dikecualikan;
2. bungkusan industri;
3. bungkusan Tipe A;
4. bungkusan Tipe B(U) dan B(M); dan
5. bungkusan Tipe C.
Zat radioaktif dan bungkusan harus didesain, dibuat dan diuji berdasarkan standar yang berlaku.
Untuk zat radioaktif bentuk khusus, zat radioaktif daya sebar rendah, bungkusan yang berisi lebih dari
0,1 kg UF6, bungkusan berisi bahan nuklir, bungkusan tipe B dan C, harus mendapatkan sertifikat
83
Jurnal Teknologi Pengelolaan Limbah (Journal of Waste Management Technology), ISSN 1410-9565
Volume 14 Nomor 2 Desember 2011 (Volume 14, Number 2, December, 2011)
Pusat Teknologi Limbah Radioaktif (Radioactive Waste Technology Center)
persetujuan desain dari BAPETEN. Selanjutnya zat radioaktif dan bungkusan harus diuji oleh lembaga
uji yang terakreditasi, dibuktikan dengan sertifikat hasil uji sesuai dengan standar yang berlaku. Khusus
untuk zat radioaktif atau bungkusan yang berasal dari luar negeri, sertifikat zat radioaktif atau
bungkusan dari negara asal akan divalidasi oleh BAPETEN.
Dalam pengangkutan zat radioaktif, pengirim harus melaksanakan prinsip proteksi radiasi
dengan menerapkan limitasi dan optimisasi. Limitasi dosis radiasi dibedakan atas potensi dosis radiasi
yang dapat diterima oleh personil pengangkut dalam satu tahun, meliputi kurang dari 1 mSv, antara 1 –
6 mSv, dan lebih besar dari 6 mSv. Untuk potensi penerimaan dosis kurang dari 1 mSv/thn tidak
diperlukan tindakan proteksi khusus. Untuk potensi penerimaan dosis antara 1 - 6 mSv/thn, perlu
dilakukan pengukuran paparan radiasi di sekeliling kendaraan pengangkut. Adapun untuk potensi
penerimaan paparan personil yang melebihi 6 mSv/thn, selain dilakukan pengukuran paparan radiasi di
sekeliling kendaraan pengangkut, setiap personil harus menggunakan alat pemantau dosis personal.
Optimisasi dilakukan dengan mempertimbangkan paparan normal dan paparan potensial.
Paparan normal adalah paparan yang diterima personil pengangkutan pada kondisi rutin dan normal.
Adapun paparan potensial merupakan paparan yang tidak dapat dipastikan terjadinya, namun memiliki
potensi untuk terjadi. Paparan ini dapat berasal dari kecelakaan, atau dikarenakan terjadinya suatu
peristiwa atau rangkaian peristiwa yang bersifat probabilistik, termasuk kegagalan peralatan dan
kesalahan operasi. Tindakan optimisasi yang dilakukan oleh pengirim dan penerima dituangkan secara
terstruktur dan sistematis ke dalam dokumen program proteksi dan keselamatan radiasi. Khusus untuk
pengangkutan bahan nuklir tindakan yang sama harus tercermin dalam dokumen Laporan Analisis
Keselamatan (LAK).
Zat radioaktif harus dibungkus dengan pembungkus yang sesuai dengan tipe bungkusan.
Batasan isi bungkusan tipe A adalah nilai A1 untuk zat radioaktif bentuk khusus, dan nilai A2 untuk zat
radioaktif bentuk lain. Untuk zat radioaktif yang aktivitas atau konsentrasi aktivitasnya melebihi nilai
3000A1 atau 3000A2, harus diangkut menggunakan bungkusan tipe B atau C.
Setelah zat radioaktif dibungkus dengan tipe bungkusan yang sesuai, selanjutnya dilakukan
penentuan indeks angkutan. Indeks angkutan ditentukan dengan mengukur laju paparan radiasi
maksimum pada jarak 1 m dari permukaan bungkusan atau pembungkus luar. Indeks angkutan
berfungsi sebagai dasar pemisahan bungkusan dari bahan non radioaktif, seperti film yang belum
diolah atau barang kiriman lainnya. Selain itu indeks angkutan juga berguna sebagai batasan tingkat
paparan radiasi bagi anggota masyarakat, dan personil pengangkut, serta pengaturan untuk
penyimpanan selama kendaraan transit. Khusus untuk isi bungkusan berupa bahan fisil harus
ditentukan pula indeks keselamatan kekritisan.
Bungkusan,
termasuk
pembungkus
luar
atau
tambahan,
harus
ditentukan
pengkategorisasiannya untuk penentuan tanda, label, maupun plakat. Kategorisasi ini didasarkan
kepada nilai indeks angkutan dan tingkat radiasi pada permukaan. Kategori bungkusan terdiri atas
kategori I-Putih, II-Kuning, dan III-Kuning. Penentuan kategori sebagaimana dimaksud di atas dilakukan
berdasarkan nilai pada Tabel 3.
Tabel 3. Kategori Bungkusan dan Pembungkus Luar[4]
Kondisi
Kategori
Tingkat radiasi maksimum di
Indeks Angkutan (IA)
permukaan (mSv/jam)
0
0 < IA < 1
1 < IA < 10
IA > 10
f.
0,005 < R
0,005 < R < 0,5
0,5 < R < 2
2 < R < 10
I – PUTIH
II – KUNING
III – KUNING
III – KUNING (penggunaan tunggal)
Persyaratan Keamanan
Pengirim, pengangkut, dan penerima harus menerapkan tindakan keamanan sesuai dengan
lingkup tanggung jawab masing-masing, berdasarkan kepada potensi tingkat acaman. Tanggung jawab
utama perencanaan program keamanan dilakukan oleh pengirim. Khusus untuk pengangkutan bahan
nuklir, tindakan keamanan yang dilakukan harus sesuai dengan ketentuan mengenai proteksi fisik
bahan nuklir selama pengangkutan.
Untuk bungkusan yang berisi zat radioaktif selain bahan nuklir, persyaratan keamanan
diberlakukan sesuai dengan tingkat keamanan. Tingkat keamanan dimaksud meliputi tingkat keamanan
84
Nanang Triagung Edi Hermawan: Urgensi Amandemen Terhadap Peraturan Pemerintah Nomor 26 Tahun 2002 Tentang
Keselamatan Pengangkutan Zat Radioaktif
umum (prudent management level), dasar (basic security level), dan lanjut (enhanced security level).[9]
Persyaratan dimaksud, diantaranya meliputi:
1.data identitas personil pengangkut;
2.sistem segel dan/atau penguncian;
3.rencana keamanan;
4.pelatihan untuk personil pengangkut;
5.prosedur tertulis;
6.peralatan pemantau posisi dan komunikasi; dan/atau
7.pengawalan untuk pengiriman penggunaan tunggal.
Penerapan persyaratan sebagaimana tersebut di atas, dilakukan sesuai dengan tingkatan risiko
ancaman keamanan. Dalam hal pelaksanaan pengiriman memerlukan transit di suatu tempat, maka
pengirim harus memastikan bahwa pengangkut melakukan tindakan keamanan selama transit
sebagaimana tindakan keamanan pada saat penggunaan atau penyimpanan di lokasi pemanfaatan.
g.
Kedaruratan dalam Pengangkutan Zat Radioaktif
Keadaan kedaruratan dalam pengangkutan zat radioaktif dapat terjadi karena faktor tidak
tercapainya tindakan keselamatan maupun karena adanya ancaman keamanan. Pengirim harus
membuat rencana atau program penanggulangan keadaan darurat yang menjadi satu kesatuan dengan
dokumen program proteksi dan keselamatan radiasi atau laporan analisis keselamatan. Dalam rencana
tersebut paling tidak terdapat prosedur atau instruksi yang jelas perihal tindakan yang harus dilakukan
oleh personil pengangkut, ataupun masyarakat di sekitar lokasi kejadian. Pengangkut harus melakukan
tindakan sucukupnya untuk mengamankan kendaraan dan barang kiriman. Selanjutnya ia melaporkan
kejadian darurat tersebut kepada polisi setempat.
Dalam hal terdapat dugaan telah terjadi kerusakan pada bungkusan, maka pengangkut harus
memberitahukan kepada pengirim atau petugas proteksi radiasi. Jika terdapat tanda-tanda kebocoran
atau kontaminasi zat radioaktif di luar bungkusan, maka kendaraan harus dilokalisir sedemikian
sehingga terdapat jarak aman dari paparan radiasi. Tindakan penanganan selanjutnya harus menunggu
instruksi atau kedatangan petugas proteksi radiasi di lokasi kejadian.
Untuk keadaan darurat yang dipicu oleh ancaman keamanan, seperti sabotase, perampokan,
pencurian, ataupun penyanderaan terhadap barang kiriman, maka pengirim harus memastikan terdapat
prosedur pelaporan kepada pengirim, penerima, BAPETEN, termasuk kepada kepolisian. Di samping
itu harus ada juga tindak lanjut untuk melakukan pelacakan, penyidikan, dan penyelidikan untuk
menelusuri dan menemukan keberadaan zat radioaktif yang telah berpindah tangan ke pihak yang tidak
bertanggung jawab.
h.
Penatalaksanaan Pengangkutan Zat Radioaktif
Sebelum melakukan pengangkutan zat radioaktif, pengirim harus memperoleh persetujuan
pengiriman dari BAPETEN. Pengajuan tersebut dilakukan dengan mengisi formulir dan dilengkapi
dengan:
1.salinan sertifikat zat radioaktif;
2.salinan sertifikat bungkusan;
3.program proteksi dan keselamatan radiasi;
4.program keamanan selama pengangkutan zat radioaktif; dan/atau
5.program proteksi fisik, khusus untuk pengangkutan bahan nuklir.
Dalam pelaksanaan pengangkutan zat radioaktif, pengangkut harus melakukan tindakantindakan yang diperlukan dalam hal memerlukan transit, pengangkutan bersamaan dengan barang lain,
pengangkutan zat radioaktif dengan sifat bahaya lain, pengangkutan bahan fisil, dan apabila bungkusan
tidak dapat terkirim ke tempat tujuan.
Kendali operasional selama transit dilakukan antara lain dengan cara melakukan pemisahan
atau pengaturan jarak antara bungkusan zat radioaktif dari personil pengangkut rutin, kelompok
masyarakat kritis, film fotografi yang belum diolah, serta terhadap bahan berbahaya dan beracun.
Apabila bungkusan zat radioaktif diangkut bersamaan dengan barang lain yang non radioaktif,
maka bungkusan tidak boleh berisi barang lain selain zat radioaktif, bungkusan harus dipisahkan dari
barang berbahaya dan beracun yang lain sesuai dengan ketentuan peraturan perundang-undangan
yang mengatur bahan berbahaya dan beracun. Di samping itu pembungkus zat radioaktif tidak boleh
dipergunakan untuk mengangkut barang atau bahan lain, kecuali pembungkus tersebut telah
didekontaminasi dan mencapai batasan aman sesuai ketentuan.
85
Jurnal Teknologi Pengelolaan Limbah (Journal of Waste Management Technology), ISSN 1410-9565
Volume 14 Nomor 2 Desember 2011 (Volume 14, Number 2, December, 2011)
Pusat Teknologi Limbah Radioaktif (Radioactive Waste Technology Center)
Untuk pengangkutan bahan fisil, pengirim harus melakukan tindakan pencegahan kekritisan
dengan memastikan bahwa bungkusan tidak mengalami kebocoran, efisiensi penyerap dan moderator
netron tetap terjaga, tidak dilakukan penata-ulangan bungkusan di perjalanan, jarak antar bungkusan
tidak berubah, bungkusan tidak terendam air, temperatur bungkusan stabil, dan ketentuan terkait
indeks kritikalitas tetap terpenuhi.
Dalam hal bungkusan tidak dapat terkirim ke tempat tujuan, maka pengirim harus memberikan
prosedur atau petunjuk agar pengangkut menempatkan bungkusan tersebut di tempat yang aman.
Selanjutnya pengangkut harus memberitahukan perihal tersebut kepada pengirim, penerima, dan
BAPETEN.
Apabila dalam proses pengiriman dilakukan pemeriksaan terhadap isi bungkusan oleh instansi
selain BAPETEN, seperti kepabeanan atau kepolisian, maka tindakan tersebut hanya dapat dilakukan
dengan disaksikan oleh petugas proteksi atau inspektur keselamatan BAPETEN. Hal ini untuk
memastikan tidak terjadi kesalahan prosedur atau tindakan yang dapat memberikan paparan radiasi
berlebih terhadap personil lain. Selanjutnya bungkusan hanya dapat diangkut kembali atau meneruskan
perjalanan, apabila sudah dipastikan bahwa bungkusan dikembalikan sebagaimana kondisi dan
keadaan semula.
i.
Inspeksi
Pengaturan tentang pelaksanaan inspeksi oleh inspektur keselataman nuklir BAPETEN harus
diatur berdasarkan kewenangan, sesuai dengan peraturan perundang-undangan yang berlaku.
Tindakan ini perlu dilakukan untuk memastikan terpenuhinya segala persyaratan pengangkutan zat
radioaktif sehingga akan tercapai keselamatan dan keamanan.
j.
Pengaturan hal lain
Pengaturan lain yang dimaksud adalah perihal sanksi administratif, ketentuan peralihan, dan
penutup. Pengaturan ketiga hal tersebut harus mengacu kepada konstruksi dan formulasi norma
batang tubuh rancangan peraturan amandemen secara utuh.
KESIMPULAN
Dari uraian dan analisis sebagaimana telah dipaparkan dalam malakah ini, maka dapat
disimpulkan bahwa amandemen terhadap Peraturan Pemerintah No. 26 Tahun 2002 tentang
Keselamatan dalam Pengangkutan Zat Radioaktif memiliki tingkat kemendesakan dan urgensi yang
tinggi. Amandemen yang dilakukan harus mencakup aspek keamanan dalam pengangkutan zat
radioaktif, serta mampu menutup kelemahan-kelemahan pengaturan sebelumnya. Dengan pengaturan
yang lebih lengkap, rinci, tegas, dan jelas, akan terbentuk sistem peraturan yang memiliki
kemampulaksanaan tinggi di lapangan, dan mempunyai kedudukan hukum yang kuat.
DAFTAR PUSTAKA
[1].
[2].
[3].
[4].
[5].
[6].
[7].
[8].
[9].
[10].
[11].
[12].
86
Anonim, Nuclear Safety with BAPETEN, BAPETEN, Jakarta, 2011;
Undang-undang Nomor 10 Tahun 1997 tentang Ketenaganukliran;
Peraturan Pemerintah Nomor 26 Tahun 2002 tentang Keselamatan Pengangkutan Zat
Radioaktif;
IAEA, Regulation for the Safe Transport of Radioactive Material , TSR-1, IAEA, Vienna, 2009;
United Nations, the United Nations Model Regulations for the Transport of Dangerous Goods,
New York, 2009;
IAEA, the Convention on Physical Protection of Nuclear Material, IAEA, Vienna, 1979;
IAEA, the Physical Protection of Nuclear Material and Nuclear Facilities, INFCIRC/225/rev.4,
IAEA, Vienna, 1999;
IAEA, Guidance and Considerations for the Implementation of INFCIRC/225/rev.4, IAEA
TECDOC 967(rev.1), IAEA, Vienna,
IAEA, Security in Transport of Radioactive Material, NSS No.9, IAEA, Vienna, 2008;
Peraturan Kepala BAPETEN Nomor 04/Ka.BAPETEN/V-99 Tahun 1999 tentang Ketentuan
Keselamatan untuk Pengangkutan Zat Radioaktif;
Peraturan Kepala BAPETEN Nomor 05P/Ka.BAPETEN/VII-00 Tahun 2000 tentang Pedoman
Persyaratan untuk Keselamatan Pengangkutan Zat Radioaktif;
Anonim, Rancangan Konsepsi Amandemen PP No. 26 Tahun 2002 tentang Keselamatan dalam
Pengangkutan Zat Radioaktif, BAPETEN, Jakarta, 2010.
Akreditasi B No. 284/AU1/P2MBI/05/2010
SK Kepala LIPI Nomor : 452/D/2010, Tanggal : 6 Mei 2010
JURNAL TEKNOLOGI PENGELOLAAN LIMBAH
Pedoman Penulisan Naskah
Redaksi Jurnal Teknologi Pengelolaan Limbah menerima naskah/makalah karya tulis ilmiah dari kegiatan penelitian
dan pengembangan di bidang pengelolaan limbah yang meliputi aspek-aspek pengolahan limbah, penyimpanan limbah,
dekontaminasi-dekomisioning, keselamatan lingkungan dan radioekologi kelautan untuk penerbitan pada bulan Juni dan
Desember setiap tahun.
Ketentuan penulisan naskah :
1. Naskah asli yang belum pernah dipublikasikan berupa karya tulis ilmiah dari hasil penelitian, survei, pengkajian atau
studi literatur.
2. Naskah ditulis dalam bahasa Indonesia atau bahasa Inggris dengan format: menggunakan kertas A4, 1 kolom dengan
margin atas, bawah, kiri dan kanan masing-masing 3 cm (1,18”). Gunakan jenis huruf “Arial” ukuran 9. Jumlah halaman
naskah termasuk gambar dan tabel maksimal 20 halaman,
3. Sistematika penulisan meliputi JUDUL, ABSTRAK, KATA KUNCI, PENDAHULUAN, TATA KERJA, HASIL DAN
PEMBAHASAN, KESIMPULAN, UCAPAN TERIMA KASIH (bila ada), DAFTAR PUSTAKA. Untuk makalah pengkajian
dan perancangan dapat menyesuaikan.
4. Judul tulisan menggunakan huruf Kapital, bold, font 14. Nama penulis dicantumkan tanpa gelar, bold, font 11,
sedangkan alamat penulis berupa Nama Unit Kerja, Instansi dan alamat Instansi.
5. Abstrak tidak melebihi 250 kata, dengan spasi 1, font 9 dan Judul tulisan dicantumkan kembali di dalam abstrak sebagai
kalimat pertama. Abstrak berbahasa Inggris ditulis dalam format Italic.
6. Bab dan Sub-bab dalam tulisan tidak bernomor tapi dibedakan dengan huruf besar dan huruf kecil, bold, font 9
7. Penulisan “Tabel” dan “Gambar” dibelakangnya diserta dengan angka Arab dan penjelasannya. Contohnya:
i) . Tabel 1. Hasil Analisis X-RF ………………………………… (ditulis di atas Tabel)
ii) . Gambar 2. Kurva Kesetimbangan …………………………. (ditulis di bawah Gambar)
8. Pustaka yang dikutip dalam teks diberi nomor angka Arab di belakangnya sesuai dengan urutan pemunculan dalam
Daftar Pustaka. Contoh: Standar IAEA memberi arahan bahwa kegiatan siting umumnya dilaksanakan melalui 4
tahapan utama [3],...
9. Penulisan Daftar Pustaka menggunakan format sebagai berikut:
Buku referensi :
[1] Akhmediev, M. and Ankiewicz, Y.: A Solution, Nonlinear Pulses and Beams, Chapman & Hall, London (1997).
Artikel yang terdapat dalam buku referensi:
[2] Dean, R.G.: Freak waves: A Possible Explanation, in Water Wave Kinetics, Editor: Torum, A and Gudmestad, O.T.,
Kluwer, Amsterdam, 609 – 612, (1990).
Artikel dari jurnal :
[3] Choppin, G.R.: The Role of Natural Organics in Radionuclide Migration in Natural Aquifer Systems, Radiochim.
Acta 58/59, 113, (1992)
Artikel dalam proceeding
[4] Chung, F., Erdös, P., Graham , R.: On Sparse Sets Hitting Linear Forms, Proc. of the Number Theory for the
Millennium, I, Urbana, IL, USA, 57 – 72, (2000).
10.
11.
12.
13.
Dewan Redaksi berhak untuk menolak suatu tulisan yang dianggap tidak memenuhi syarat.
Dewan Redaksi dapat mengedit naskah tanpa mengurangi makna.
Isi tulisan sepenuhnya merupakan tanggung jawab penulis.
Naskah diserahkan dalam bentuk cetakan 2 rangkap disertai compact disk (CD) berisi file naskah dalam format MS
Word.