Prosiding Seminar Nasional Teknologi Pengelolaan Limbah XV - 2017 ISSN 1410 - 6086

KAJIAN PENGOLAHAN LIMBAH RADIOAKTIF PAD AT DARI OPERASI

REAKTOR HIGH TEMPERATURE REACTOR 10 MW

Mirawaty, Yuli PurwantoPusat Teknologi Pengolahan Limbah - BAT AN

mirawaty@batan.go.id

ABSTRAK

KAJIAN PENGOLAHAN LIMBAH RADIOAKTIF PADAT OARI OPERASI REAKTOR HIGH TEMPERATURE

REACTOR 10 MW. Operasi reaktor High Temperature Reactor 10 MW (HTR-I 0) akan menimbulkan limbah radioaktifyang harus dikelola dengan baik agar tidak mencemari lingkungan. Salah satu limbah yang ditimbulkan adalah limbahpadat berupa debu grafit, padatan terkontaminasi, dan drum filter. Kajian ini akan mengkaji pengelolaan limbahradioaktif padat yang dihasilkan dari operasi reaktor HTR-IO. Beberapa penelitian yang telah dilak>ukan untukpengolahan limbah grafit dengan proses disposal langsung setelah dikemas dengan wadah yang sesuai, disposal setelahdi insenerasi, disposal dengan pengolahan secara kimia, kondisioning, dan pengemasan yang tepat. Pengolahan limbahgrafit ini harus memperhatikan adanya energi wigner, jenis grafit, ukuran wadah dan berat, tingkat dosis pad a kemasan,keluaran panas dan kontaminasi permukaan, dan pelepasan radioaktif pada kondisi normal (saat penanganan,pengangkutan dan disposal) atau kecelakaan. Sedangkan untuk limbah filter dan limbah padat terkontaminasipengolahannya dapat dilakukan dengan proses kompaksi dan sementasi.

Kata Kunci : High Temperature Reactor 10 MW, grafit, limbah radioaktifpadat, pengolahan

ABSTRACT

The study of a solid radioactive waste treatment from the operation of a 10 MW high temperature reactor. An operationof a 10MW high temperature reactor (HTR-10) creates a solid radioactive waste which has to be treated to avoidenvironmental pollution. Several solid wastes that are created during the operation are dust graphite, contaminatedsolids and filter drums. The current study investigates of the solid radioactive waste treatment that produces from theoperation of HTR-1 O. Several studies treated the graphite waste using direct disposal after suitable packaging. disposalafter incineration. disposal after chemical treatment, conditioning, and proper packaging. The graphite wastetreatments should consider wigner energy presence, the graphite type by the container size and weight, the dose levelwithin the packaging, the heat output and suiface contamination, and the radioactive releases in the normal condition,which are during the handling, transport and disposal, or accident. As for filter waste and contaminated solid wasteprocessing call be done by compactioll and cementation process.

Keywords: High Temperature Reactor 10 MW, graphite, solid radioactive waste, treatment

PENDAHULUANReaktor High Temperature Reactor 10

MW merupakan reaktor dengan temperaturtinggi yang mempunyai daya termal 10 MW.Reaktor ini yang akan diaplikasikan dalampembangunan Reaktor Daya Eksperirnen (RDE)sebagai salah satu program dalam renstraBATAN tahun 2015-2019. RDE yang akandibangun adalah reaktor dengan temperaturtinggi dengan daya termal 10 MW danmenggunakan pending in gas (High TemperatureReactor 10 MW thermal, HTR-lO). Adanyapembangunan RDE akan ditirnbulkan limbahradioaktif yang harus dikelola karena merupakansalah satu bagian penting dari keselamatanoperasi reaktor tersebut dan lingkungan. Limbahyang ditirnbulkan salah satunya limbah radioaktifpadat yang berupa debu grafit, padatanterkontaminasi, dan drum filter. Material grafit

berfungsi sebagai moderator pada bahan bakarkernel dan sebagai struktur penyangga daripartikel bahan bakar TRISO.

Kajian ini akan mengkaji pengelolaanlimbah radioaktif padat yang dihasilkan darioperasi RDE HTR-IO terutama limbah grafit.Berdasarkan lAEA- TECDOC-1521 pengolahanlimbah grafit dan dilakukan dengan prosesinsenerasi (jurnance, fluidized bed, laser) danenkapsulasi menggunakan bahan matriiks (semen,aspal, polimer, gelas) [1,2]. Beberapa Negaramelakukan pengolahan limbah radioaktif grafitdengan cara daur ulang seperti yang dilakukan diAmerika dan Jerman, namun dihentikan karenaaspek non-proliferasi [3,4,5]. Jerman juga pernahmelakukan pembuangan langsung limbahradioaktif grafit ke tambang gararn, namunmemerlukan tempat pembuangan yang besarkarena volumenya. Proses imobilisasi

247

Prosiding Seminar Nasional Teknologi Pengelolaan Limbah XV - 2017 /SSN /410 - 6086

menggunakan bahan matrik gelas juga pernahdilakukan untuk limbah radioaktif grafit karenaefisien untuk limbah dari produksi fisi danaktinida. Matrik gelas telah banyak digunakan dibeberapa negara seperti Praneis, Jerman, Belgia,Inggris, Amerika Serikat, Jepang, Rusia [3,6].Penelitian pemisahan TRISO dari grafit jugapernah dilakukan namun mempuyai kelemahanseperti biaya yang tinggi, kegagalan lapisan,pemisahan yang parsial, kompleksitas TRISOyang terpisah, juga perlu memperhatikan panasyang ditimbulkan[ 1,7,8].

Reaktor Daya Eksperimen High TemperatureReactor 10 MW (RDE HTR-I0)

RDE HTR-I0 merupakan reaktordengan daya termal 10 MW, daya listrik 2,5 MWdengan bahan bakar U-235 pengkayaan 17% danmenggunakan pending in primer gas helium yangbertekanan 3,5 atm[9]. Reaktor HTR-IOmempunyai keunggulan efisiensi termal tinggi,seeara keamanan mempunyai power density yang

rendah, dan mempunyai kapasitas termal yangbesar pada inti. Reaktor ini telah ban yakdikembangkan di Jerman, Cina, Rusia, AfrikaSelatan, Amerika Serikat, Inggris dan Jepang [3].Reaktor HTR -10 menggunakan bahan bakarpebbel yang mengandung kernel tipe termaldengan struktur dan konstruksi partikel berlapistriso (triso coated particle), berikut deskripsibahan bakar pebbel sebagai berikut [9]:1. Partikel berJapis triso terdiri dari 5 (lima)

lapisan seperti ditunjukkan pada Gambar 1dan Tabell.

2. Partikel berlapis triso sebanyak 8.335digabungkan dalam elemen pebbel (bentukbola) dengan diameter 6 em

3. Elemen pebbel mengandung 5 gram heavymetal (HM) yang merupakan eampuran dariU-234, U-235, dan U-238

4. Semua partikel-partikel tersebut didalampebbel yang terimobilisasi dengan matriksgrafit seperti ditunjukkan pada Gambar 2.

Tabell. Lapisan yang terdapat dalam Triso [9]

Lapisan Keterangan- Berdiameter 450 flmPertama

- Bagian tengah : bahan bakar kernel UOz yang dilapisi moderator keramikdan grafit- Tebal90 flmKedua

- lapisanbufferdarigrafitberporiyangmempunYaIfungsiuntuk

penyerapan unsur radioaktif hasil fisi yang lepas dari lapisan pertama- berfungsi untuk mengakomodasi pembengkakan kernel yang disebabkanpemuaian karena kenaikan suhu sampai 1600 °C- Tebal35 flmKetiga- Terbuat dari karbon pirolitik

- Berfungsisebagailapisanbejanapenenmatekanandarilapisan

sebelumnya - T ebal 40 flmKeempat

- Terbuat dari silisium karbida

- Berfungsi sebagai penahan keselamatan unsur radioaktif hasil fisi yanglepas dari lapisan kedua dan menetrasi lapisan ketiga- Tebal45 flmKelima- dibuat dari grafit pirolitik berfungsi sebagai pertahanan akhir dari bahan

bakar

248

Prosiding Seminar Nasional Teknologi Pengelolaan Limbah XV - 2017 /SSN /410 - 6086

~.Iaplsan PyC paelat

baglan luar (±45pm)

3. elensltas renelah

bagian dalam

lapison PyC (:t35IJm)

4. lapisan SiC (:t4Opm)

2. Lapisan ""nyangga

(:1:90pm)

-- _. 1$ 751>JJm)

1. Elemen bakat kernel UO,

(:t451>JJm)

GambaI' 1. Bahan Bakar Kernel Partikel Berlapis Triso (Triso Coated Particle) [9,10,11]

GambaI' 2. Elemen Pebbel Yang Berisi Partikel Triso Dan Terimobilisasi dalam Matriks grafit [9,10,11]

Kapasitas teras reaktor HTR-lObervolume 5 m3, menggunakan 27.000 buahpebbel yang terdiri dari 14.310 elemen pebbelkernel (sebagai bahan bakar) dan 12.690 pebbelgrafit (sebagai moderator) [9,12]. Pendingin yangdigunakan adalah gas helium yang akanmenghasilkan gas hasil fisi, partikel debu grafit,gas tritium dan karbon-14 basil aktivasi. Melaluisistem purifikasi gas helium dapatmenghilangkan debu grafit, humiditas dan unsur­unsur radioaktifnya. Digunakan juga filter karbonaktif untuk menangkap gas Yodium dan gasmulia sekaligus untuk penundaan gas mulia umurpendek[ 12].

Limbah yang ditimbulkan dari operasireaktor RDE

Limbah radioaktif padat tingkat rendahdan sedang yang ditimbulkan dari operasi reaktorRDE antara lain debu grafit dari purifikasi gashelium yang tertangkap oleh filter, padatan yangterkontaminasi dari kegiatan operasional dan

perawatan, drum filter dari fasilitasdekontaminasi, pebbel moderator grafit yangmengalami kerusakan (retak, pecah,dll) jugagrafit bekas dari carbon brick konstruksi sipilteras reaktor yang secara berkala (setiap 20tahun) mengalami pergantian. Beberapa filteryang menjadi limbah radioaktif padat antara lainbag filter untuk menangkap debu grafit dalamkegiatan purifikasi gas helium, filter karbon aktifuntuk penangkapan gas (iodine, karbon, kripton,dan xenon), pre-filter, filter High EfficiencyParticulate Air (HEP A), dan glass fiber paperdari sistem VAC-OjJ Gas [9,13]. Perkiraanjumlah limbah radioaktif padat yang ditimbulkandari operasi reaktor HTR-1O seperti ditunjukkanpada Tabe12.

249

Prosiding Seminar Nasional Teknologi Pengelolaan Limbah XV - 2017 ISSN 1410 - 6086

Tabel2.Jenis danjumlah limbah padat dari operasi HTR-lO [9,14]

Limbah debu moderator grafitditimbulkan dari sistem purifikasi gas heliumyang berfungsi sebagai penghilang kontaminankimia dan partikel debu grafit dari pending inprimer. Berdasarkan perhitungan seperti padadokumen teknis jumlah limbah debu grafit yangditimbulkan dari operasi RDE HTR-I0 mencapai160 kg/tahun, dengan kandungan kontaminanyodium, karbon, dan beberapa gas mulia(Kripton, Xenon) seperti ditunjukkan pada Tabel2. Limbah ini dikategorikan sebagai limbahradioaktif tingkat rendah yang dapat diolahdengan beberapa opsi. Pengolahan limbahtersebut yang dapat digunakan dengan prosesinsenerasi, proses imobilisasi langsung dan dapatjuga dilakukan pra pengolahan sebelumimobilisasi (proses termal, kimia, pirolisis,pelapisan dan penjenuhan) [2,15,16].

Pengolahan limbah debu grafit denganproses insenerasi dapat mereduksi volumedengan rasio grafit terhadap debu sekitar 160 danperlu diperhatikan kemungkinan adanya lepasandari C-14, Cl-36, dan residu tritium yangmempunyai waktu paro panjang [16].Menghidari adanya lepasan tersebut diperlukanadanya filter yang terdiri dari pre-filter, backfilter, dan HEP A filter sebelum dilepas kelingkungan [15,16,17]. Pengolahan denganproses imobilisasi langsung dapat menggunakanbahan matriks semen, semen yang dimodifikasi,polimer, resin, bitumen, gelas [9,16,18]. Padaproses imobilisasi perlu diperhatikan

No.

~ De~u mudem.u, gmfitFilter karbon aktif2~kas Filter bekas jenis bag3.

I filter

Pre- filter jenis glass

4.I fiber paper

~A filter bekas

5.Limbah padat6.

terkontaminasi

7.

Drum filter

8.

Pebbel moderator grafit

9.

Grafit (Carbon brick)

PEMBAHASAN

Kontaminanllinu anIt7t ··t

LRTRI

160 kg/th

1-131,1-132,1-133,1-134,1-135, C-14,

Kr-85, Kr-87, Kr-88, Xe-133, Xe-135.LRTR

I1-131,1-132,1-133,1-134,1-135, C-14,5 kg/th Kr-85, Kr-87, Kr-88, Xe-133, Xe-135.

LRTR

I

10 m3/th

1-131,1-132,1-133,1-134,1-135, C-14,

Kr-85, Kr-87, Kr-88, Xe-133, Xe-135.LRTR

I10 m3/th

1-131,1-132,1-133,1-134,1-135, C-14,

Kr-85, Kr-87, Kr-88, Xe-133, Xe-135.LRTR0,20 m3/th1-131, C-14, danhasil belah

LRTR0,28 m3/th

Cs-137 dan Sr-90

LRTR

5 m3/th Cs-137 dan Sr-90

LRTS

4.230 elemenlthProduk fisi dan aktivasi

LRTS

23,4 m3/20 thProduk fisi dan aktivasi

kemungkinan terjadinya korosi galvanik.Sedangkan proses imobilisasi untuk limbah grafityang terkontaminasi uranium dan aktinida

dilakukan dengan proses self propagating hightemperature synthesis (SHS) yang pernahdiusulkan oleh federasi Rusia [2].

Proses pra-pengolaahn juga dapatdilakukan sebelum proses imobilisasi denganproses secara termal dan kimia untukmenghilangkan C-14 [16]. Proses secara termaldilakukan pemanasan tanpa mengoksidasisebagian besar grafit, sehingga terjadi gasifikasigrafit dimana atom karbon bereaksi denganoksigem membentuk gas COx [16, 19-22].Proses secara kimia dilakukan denganmendekontaminasi lapisan grafit danmenghancurkan bahan pengikat menggunakanbahan kimia seperti asam mineral, larutan alkali,detergen. Proses secara kimi juga dapatdikombinasikan dengan teknologi elektrokimiaatau grafit mikro-oksidasi [16,23,24]. Prosespirolisis dilakukan dengan pemanasan padatemperatur tinggi, dimana limbah diubah menjadihidrogen (H), karbon monoksida (CO) danproduk gas dioksidasi lebih lanjut denganoksigen tambahan sehingga menghasilkanproduk yang tidak berbahaya, karbon dioksida(C02) dan air (H20) [26]. Proses pelapisan danpenjenuhan dilakukan untuk mengungkunglimbah. Proses pelapisan dilakukan denganmelindungi grafit dari oksidasi radiolitik denganlapisan silica, sedangkan penjenuhan dilakukandengan menutupi lapisan permukaan dari limbahdengan lapisan tipis menggunakan bahan

250

Prosiding Seminar Nasional Teknologi Pengelolaan Limbah XV - 2017 /SSN /4/0 - 6086

penjenuhan seperti ultra-fine grouting, semen,bitumen, polimer. Pengolahan limbah grafitdengan imobilisasi dan berkonsentrasi padaproses penjenuhan telah dikembangkan diPerancis [16, 25].

Limbah filter yang ditimbulkan darioperasi reaktor HTR-IO salah satunyaditimbulkan dari proses purifikasi yangdigunakan untuk menghilangkan debu grafit,humiditas dan unsur-unsur radioaktif. Jenis filter

dari proses purifikasi antara lain bag filter, pre­filter, HEP A filter, dan filter karbon aktif. Jenisbag filter digunakan untuk menghilangkan debugrafit yang mengandung tritium, karbon-14 danunsur radioaktif hasil fisi. Filter karbon aktif

dalam sistem purifikasi digunakan untukmenangkap gas yodium dan gas mulia, jugauntuk menunda peluruhan gas mulia yangberumur paro pendek [9]. Limbah filter jugaditimbulkan dari sistem VAC dan Off Gas berupalimbah pre-filter jenis glass fiber paper, filterkarbon aktif dan HEPA. Filter-filter tersebut

digunakan untuk menarik udara dari peralatanterkontaminasi bahan kimia dan radioaktif yangterdapat dalam gedung fasilitas. Udaraterkontaminasi akan disaring terlebih dahuludengan pre- filter jenis glass fiber paper yangkemudian akan disaring lagi dengan filter karbonaktif dan HEP A melalui proses dehumidifikasi,absorpsi, dan filtrasi, selanjutnya udara dilepasmelalui cerobong. Fasilitas dekontaminasi jugamenimbulkan limbah padat berupa drum filteryang mengandung kontaminan Cs-137 dan Sr-90.

Perkiraan jumlah limbah bag filterbekas sebanyak 10 m3/tahun, HEP A filtersebanyak 0,2 m3/tahun dengan asumsi umurekonomis nya 2-3 tahun, limbah filter karbonaktif bekas sebanyak 5 kgltahun, dan pre-filterjenis glass fiber paper sebanyak 10 m3ltahun [9].Limbah filter dari sistem purifikasi dan sistemVAC-Off Gas mengandung kontaminan yodium,karbon, dan beberapa gas mulia (Kripton,Xenon), sedangkan dari fasilitas dekontaminasimengandung kontaminan Cs-137 dan Sr-90 [13].Pengolahan limbah berupa filter dilakukandengan proses kompaksi untuk memperkecilvolume sehingga mempermudah untuk prosespengolahan selanjutnya. Setelah proses kompaksidilakukan imobilisasi menggunakan bahanmatrik semen untuk mempermudah prosespenyimpanannya [9]

Kegiatan operasional dan perawatanreaktor juga menimbulkan limbah padatterkontaminasi yang berupa sarung tang an,kertas, kain dan pakaian. Limbah padat inimengandung kontaminan Cs-137 dan Sr-90.Pengolahannya dapat dilakukan dengan proseskompaksi untuk memperkecil volume, danselanjutnya untuk mempermudah penyimpanan

diimobilisasi menggunakan bahan matrik semen[9].

Limbah pebel moderator grafitditimbulkan dari pebel yang digunakanmengalami rusak seperti retak atau pecah dandiklasifikasikan sebagai limbah radioaktif padattingkat sedang. Perkiraan jumlah limbah yangditimbulkan sebanyak 4.230 elemen per tahundengan kandungan radionuklida dari produk fisidan aktivasi [9]. Sedangkan limbah grafit(carbon brick) ditimbulkan karena konstruksisipil teras reaktor yang secara berkala dig antisetiap 20 tahun. Limbah ini ditimbulkansebanyak 23,4 m3/20 tahun dengan kandunganradionuklida dari produk fisi dan aktivasi [9].

Limbah pebel moderator grafit dangrafit (carbon brick) merupakan grafit dalamteras reaktor yang telah teriradiasi netronsehingga mengalami perubahan karakterisasifisiknya. Limbah ini mengandung energi wigneryang besar dan panas mencapai 350°C [2, 15].Energi wigner merupakan selisih panaspembakaran grafit teriradiasi dan grafit yangtidak teriradiasi [9]. Pendekatan pengolahanenergi wigner dengan mencampur grafit denganbahan lain atau dengan grafit dalam jumlah yanglebih rendah dari yang tersimpan [16].Pengelolaan limbah energi wigner dapatdilakukan dengan proses gasifikasi menggunakansuperheated steam yang bersuhu 600- 700°Cuntuk pembentukan hidrogen dan CO2. Sehinggauntuk pengolahan limbah pebel moderator grafitdan grafit (carbon brick) perlu diperhatikanadanya energi wigner dan selanjutnya dapatdisimpan di tempat penyimpanan sementara yangkhusus dengan menjaga suhu lingkungannya [9].Beberapa hal yang harus di perhatikan dalampengolahan limbah grafit antara lain jenis grafit,ukuran wadah dan berat, tingkat dosis padakemasan, keluaran panas dan kontaminasipermukaan, dan pelepasan radioaktif padakondisi normal (saat penanganan, pengangkutandan disposal) atau kecelakaan [16,17].

KESIMPULAN

Hasil pengkajian ini pengolahan limbahpadat dari operasi reaktor HTR-IO berupa grafitdapat dilakukan dengan proses disposallangsungsetelah dikemas dengan wadah yang sesuai,disposal setelah di insenerasi (diabukan),disposal dengan pengolahan secara kimia,kondisioning, pengemasan yang tepat. Denganmemperhatikan adanya energi wigner, jenisgrafit, ukuran wadah dan berat, tingkat dosispada kemasan, keluaran panas dan kontaminasipermukaan, dan pelepasan radioaktif padakondisi normal (saat penanganan, pengangkutandan disposal) atau kecelakaan. Limbah yang

251

Prosiding Seminar Nasional Teknologi Pengelolaan Limbah XV - 2017 ISSN 1410 - 6086

berupa filter dan limbah padat terkontaminasipengolahannya dapat dilakukan dengan proseskompaksi dan sementasi. Pengolahan limbahpebel moderator grafit dan grafit (carbon brick)perlu diperhatikan adanya energi wigner danselanjutnya dapat disimpan di tempatpenyimpanan sementara yang khusus denganmenjaga suhu lingkungannya

DAFTAR PUSTAKA

1. Fabrice Guittonneau, AbdesselamAbdelouas, Bernd Grambow, HTR FuelWaste Management: TRISO separationand acid-graphite intercalationcompounds preparation, Journal ofNuclear Materials 407, (2010),71-77,

2. IAEA, Characterization, treatment and

conditioning of radioactive graphitefrom decommissioning of nuclearreactors, IAEA- TECDOC-1521,Vienna, Australia, (2006)

3. Abdesselam Abdelouas, SamuelNoirault, Bernd Grambow,Immobilization of inert TRISO-coatedfuel in glass for geological disposal,Journal of Nuclear Materials 358 (2006)1-9

4. H. Nickel, H. Nabielek, G. Pott, AW.Mehner, Long time experience with thedevelopment of HTR fuel elements inGermany, Nuclear Engineering andDesign., 217 (1-2) (2002), pp. 141-151

5. K. Sawa, S. Ueta, Research and

development on HTGRfuel in the HTTRproject, Nuclear Engineering andDesign, 233 (1-3) (2004), pp. 163-172

6. R. Giere, P. Stille, Energy, Waste andthe Environment: A Geochemical

Perspective, Geological Society ofLondon, Special Publication 236, 688pp. ISBN 1-86239167-x, (2004)

7. Masson M, Grandjean S, Lacquement J,Bourg S, Delauzun 1M, Lacombe 1. ,Block-type HTGR spent fuel processing:CEA investigation program and initialresults. Nucl Eng (Des 2006); 236: 516­525

8. F. Guittonneau, A Abdelouas, B.Grambow, M. Dialinas, F. Cellier, Newmethods for HTR Fuel WasteManagement, in: Proceedings of the 4thInternational Topical Meeting on HighTemperature Reactor Technology, HTR2008; 28th September-1st October 2008,ASME, (2008).

9. Dokumen Teknis, Kajian PengelolaanLimbah Radioaktif Reaktor DayaEksperimental (RDE) Tipe HTR-lO,

252

No. P.002/BN 04 02/TLR.2, Revisi 1.0,Pus at Teknologi Limbah Radioaktif,(Desember 2015).

10. lrsonJ, " Important ViewpointsProposed for a Safety Approach ofHTGR Reactions in Europe ",International Proceeding ICENES,Belgia, (2005).

11. Wu Z and YuS, "HTGR Projects inChina ", International Journal on

Nuclear Engineering and Technology,vo139. No 2, (2007), 103-110.

12. ZongxinWu, DengcaiLin, DaxinZhong,"The Design Features of The HTR-lO",Nuclear Engineering and Design 218,Elsevier, (2002).

13. Kuat Heriyanto, Karakteristik LimbahRadioaktif Tingkat Rendah DanSedangdari Reaktor Daya EksperimentalHtr-lO, Presiding Seminar NasionalTeknologi Pengelolaan Limbah XIV,ISSN 1410 - 6086, Pusat TeknologiLimbah Radioaktif - BATAN dan

Sekolah Ilmu Lingkungan - Ul,Desember (2016).

14. Sofiltra-Poelman, "Filter and Filter

Equipment for Genaral Industry andNuclear Industry", France, (1985).

15. Alan Wareing, Liam Abrahamsen-Mills,Linda Fowler, Michael Grave,RichardJarvis, Martin Metcalfe, Simon Norris,Anthony William Banford,Development of integrated wastemanagement options for irradiatedgraphite, Nuclear Engineering andTechnology, (2017),1-9.

16. Junfeng Li, Mary Lou Dunzik-Gouga,Jianlong Wang, Recent advances in thetreatment of irradiated graphite: Areview, Annals of Nuclear Energy 110,(2017), 140-147.

17. Johannes Fachinger, Werner von Lensa,Tatjana Podruhzina, Decontamination ofnuclear graphite, Nuclear Engineeringand Design 238, (2008),3086-3091.

18. Kearsey, H.A, Page, R.J., JointBNFL/DOE Intermediate-Level Waste

Research Programme: ProductEvaluation Task Force, Phase One

Report for CAGR Graphite, ReportDOE/RW/84/183. (1984).

19. Fachinger, 1., Von Lensa, W.,Podruhzina, T., Decontamination ofnuclear graphite. In: 3rd InternationalTopical Meeting on High TemperatureReactor Technology. North- WestUniversity, South Africa, (2006).

20. Fachinger, J., Podruhzina, T., VonLensa, W.,. Decontamination of NuclearGraphite by Thermal Treatment,

If

Prosiding Seminar Nasional Teknologi Pengelolaan Limbah XV - 2017 ISSN 1410 - 6086

Proceedings, Solutions for GraphiteWaste, Manchester, (2007).

21. Podruzhina, T., Graphite as radioactivewaste: corrosion behavior under finalrepository conditions and thelmaltreatment, Diss. Rheinisch­Westfalischen Technischen Hochschule

Aachen, (2004).22. Von Lensa, W., Vulpius, D., Steinmetz,

H.1., Girke, N., Bosbach, D.,Thomauske, B.,Banford, A.W.,Bradbury, D., Grambow, B., Grave,M.1., Jones, A.N., Petit, L., Pina, G.,Treatment and disposal of irradiatedgraphite and other carbonaceous waste.Atw. Int. 1. Nucl. Power. 57, (2011),263-269.

23. Tian, L., Wen, M., Li, L., Chen, 1.,Disintegration of graphite matrix fromthe simulative high temperature gas­cooled reactor fuel element byelectrochemical method. ElectrochirnActa 54, (2009), 7313-7317.

24. Liu, J., Wang, c., Dong, L.M., Liang,T.X., Study on the recycling of nucleargraphite after micro-oxidation. Nucl.Eng. Techno!. 48, (2016), 182-188.

25. Bradbury, D., Mason, 1.B.,Pyrolysis/steam reforming and itspotential use in nuclear graphitedisposal. In: Proceedings, EPRI/EdFInternational Decommissioning andRadioactive Waste Workshop, LyonFrance, (2004).

26. Costes, 1.R., de Tassigny, c., Vidal, H.,Conditioning of graphite bricks fromdismantled gas-cooled reactors fordisposal. Waste Manage. 10, (1990),297-302.

Tanya - Jawab

Pertanyaaan I.Dari : Marhaeni Joko PuspitoPertanyaan : Bahan bakar HTR sudah meleburberapa % untuk menjadi limbah dan bagaimanauntuk mendeteksinya ?Jawaban : Nilai bern up pebel elemen bakarmencapai 10% baru menjadi limbah,menggunakan sistem komputer/detektor untukmengatur perintah penggantian pabel elemenbakar.

Pertanyaan 2.Penanya : Siti AidahPertanyaan : bagairnana proses tempatpenyimpanan bahan bakar setelah dari reaktorJawaban BBNB dirnasukkan dalam

kontainer yang kemudian ditransfer ke lokasi

penyimpanan sementara dengan sistem out door,mengalami pendinginan dengan udara konveksi,laju alir udara konveksi dapat dihitung melaluiperhitungan transfer panas peluruhan dari dalamkontainer menuju permukaan dinding luarkontainer

253