Studi pengolahan limbah radioaktif cair yang mengandung Np-237 dan uranium dengan metode pertukaran anion

Telah dilakukan penelitian pengolahan limbah radioaktif cair yang mengandung Np-237 dan uranium dengan metode pertukaran anion. Simulasi limbah radioaktif cair yang dipakai dalam penelitian ini adalah larutan standar Np-237 dengan aktivitas awal = 2,65 x 10⁻⁴ μCi/ml. Penelitian secara eksperimental ini merupakan tahap awal dari studi pengolahan limbah cair yang mengandung unsur uranium dan transuranium, dimana radionuklida Np-237 merupakan salah satu dari sebagian banyak unsur yang terdapat di dalamnya. Penelitian ini bertujuan mempelajari pengaruh pH limbah, geometri kolom dari resin penukar anion IRA-400 yang dinyatakan sebagai L/D, kecepatan alir dari umpan limbah dan dan perbandingan mol bahan pengompleks (sulfat) dengan mol radionuklida/ unsur dalam limbah terhadap efisiensi pertukaran anion. Dari parameter-parameter operasi yang telah diteliti meliputi, pengaruh pH limbah yang bervariasi 1-14, geometri kolom (L/D) dari 0,69-8,53, kecepatan alir dari 2,5-10 ml/menit dan perbandingan mol sulfat/mol radionuklida yang bervariasi dari 1,10,20,30,40 dan 50 terhadap faktor dekontaminasi (FD) atau efisiensi pemisahannya (EP) diperoleh hasil bahwa kondisi operasi pertukaran anion yang optimum dicapai pada pH limbah = 12, kecepatan alir = 2,5 ml/menit dan L/D = 8,53 serta perbandingan mol sulfat/ mol radionuklida = 10 dan FD maksimum = 102 atau EP maksimum 99%. Dari hasil analisis terhadap beningan yang keluar dari kolom penukar kation IRA-400 tersebut (yang telah diolah pada kondisi optimum di atas) ternyata besar aktivitasnya berkisar antara 2,6 x 10⁻⁶ μCi/ml sampai dengan 1,4 x 10⁻⁸ μCi/ml. Sedangkan batas konsentrasi/aktivitas tertinggi yang diizinkan (KTD) untuk di buang ke lingkungan menurut ketentuan keselamatan kerja radiasi (mengacu pada SK Dirjen BATAN No. 10/DJ/II/1986) adalah 10⁻⁷ μCi/ml, dengan demikian aktivitas beningan tersebut cukup aman untuk di dispersi ke lingkungan.