## Urania Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir
Beranda jurnal: http://jurnal.batan.go.id/index.php/urania/

## PENGARUH KONDISI PENYIMPANAN TERHADAP KETAHANAN KOROSI DRUM BAJA KARBON WADAH LIMBAH RADIOAKTIF
Dwi Luhur Ibnu Saputra 1 , Aisyah 1 , Risdiyana Setiawan 1 , Pungky Ayu Artiani 1 , Kuat Heriyanto 1 , Jaka Rachmadetin 1
1 Pusat Riset Teknologi Daur Bahan Bakar Nuklir dan Limbah Radioaktif – BRIN K.S.T. B.J. Habibie Gedung 720, Serpong, Tangerang Selatan, Banten 15314 e-mail: pungky.ayu.artiani@brin.go.id
(Naskah diterima: 31 –12–2022, Naskah direvisi: 10–01–2023, Naskah disetujui: 03–02–2023)

## ABSTRAK
PENGARUH  KONDISI  PENYIMPANAN  TERHADAP  KETAHANAN  KOROSI  DRUM  BAJA KARBON WADAH LIMBAH RADIOAKTIF . Instalasi pengelolaan Limbah Radioaktif (IPLR) yang berlokasi  di  Kawasan  Nuklir  Serpong  merupakan  satu  satunya  fasilitas  pengelolaan  limbah radioaktif  yang  telah  mengelola  limbah  radioaktif  dari  seluruh  wilayah  Indonesia.  Berbagai  jenis limbah telah diolah di fasilitas ini antara lain limbah padat material terkontaminasi tingkat rendah maupun sedang  yang menggunakan wadah drum baja karbon. Sebagai wadah limbah radioaktif drum wadah limbah ini harus memiliki ketahanan korosi yang baik sehingga drum wadah limbah mampu  bertahan  dalam  jangka  penyimpanan  yang  panjang.  Telah  dilakukan  penelitian  tentang korosi  baja  karbon  wadah  limbah  radioaktif  dengan  tujuan  mendapatkan  data  laju  korosi  bahan yang  mengalami  pengelasan  maupun  logam  induknya  pada  kondisi  penyimpanan  lestari.  Pada penyimpanan  lestari  dimungkinkan  adanya  genangan  air  yang  masuk  ke  dalam  fasilitas penyimpanan  sehingga  akan  berinteraksi  dengan  drum  dan  dapat  meningkatkan  laju  korosinya. Pada penelitian ini diukur laju korosi dalam berbagai media pengkorosi yaitu air SP4, air demin, air semen dan air bentonite . Hasil penelitian menunjukkan bahwa laju korosi drum wadah limbah yang mengalami  pengelasan  lebih  tinggi  dari  laju  korosi  logam  induknya  pada  berbagai  media pengkorosi.  Laju  korosi  tertinggi  didapat  pada  media  air  SP4  yaitu  7,86  dan  6,78  kalinya dibandingkan dengan air demin. Sedangkan laju korosi pada media air demin, air bentonite dan air semen pada kisaran  yang  tidak jauh berbeda satu sama lain. Laju korosi merupakan parameter wadah  limbah  radioaktif  yang  penting  untuk  diperhatikan,  karena  drum  wadah  limbah  dengan ketahanan  korosi  yang  tinggi  akan  mampu  menahan  radionuklida  yang  tersimpan  didalamnya dalam jangka waktu yang panjang.
Kata kunci : Limbah radioaktif, baja karbon, pengelasan, korosi.
e-ISSN: 25280473
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir (Vol. 29 No. 1 Tahun 2023) 1 – 10
Pengaruh Kondisi Penyimpanan Terhadap Ketahanan Korosi
Drum Baja Karbon Wadah Limbah Radioaktif (Dwi Luhur Ibnu Saputra, Aisyah, Risdiyana Setiawan, Pungky Ayu Artiani,
Kuat Heriyanto, Jaka Rachmadetin)
ABSTRACT EFFECT OF REPOSITORY CONDITIONS ON CORROSION RESISTANCE OF CARBON STEEL RADIOACTIVE WASTE CONTAINERS. The Radioactive Waste Management Installation (IPLR) in the Serpong Nuclear Area is Indonesia’s only radioactive waste management facility. This facility has  treated  various  types  of  waste  using  carbon  steel  containers,  including  low  and  medium- contamination solid waste. Radioactive waste containers must have good corrosion resistance so that the waste container can survive a long storage period. Research on the corrosion of carbon steel  radioactive  waste  containers  has  been  carried  out.  This  study  aims  to  obtain  data  on  the corrosion  rate  of  welded  materials  radioactive  waste  container  and  their  parent  metals  under disposal  conditions.  In  the  disposal  facility,  there  is  a  potential  for  water  seeps  in  so  that  the interaction with the waste container may occurred. This condition will increase the corrosion rate. In  this  study  measured  the  corrosion  rate  in  various  corrosion  media,  namely  SP4  water, demineralization  water,  cemented  solution,  and  bentonite  solution.  The  results  showed  that  the corrosion  rate  of  the  welded  container  was  higher  than  the  corrosion  rate  of  its  parent  metal  in various  corrosion  media.  The  highest  corrosion  rate  is  SP4  water  media,  which  is  7.86  and 6.78 times compared to demineralization water. Meanwhile, the corrosion rate in demineralization water media, bentonite water, and cement water is not significantly different. The corrosion rate is an  essential  parameter  of  radioactive  waste  containers  because  waste  containers  with  high corrosion resistance will be able to confine radionuclides for a long period time.
Keywords: Radioactive waste, carbon steel, welded materials, corrosion.
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir (Vol. 29 No. 1 Tahun 2023) 1 – 10
Pengaruh Kondisi Penyimpanan Terhadap Ketahanan Korosi Drum Baja Karbon Wadah Limbah Radioaktif (Dwi Luhur Ibnu Saputra, Aisyah, Risdiyana Setiawan, Pungky Ayu Artiani,
Kuat Heriyanto, Jaka Rachmadetin)

## PENDAHULUAN
Instalasi  pengolahan  limbah  radioaktif (IPLR) merupakan satu-satunya fasilitas yang memiliki kewajiban mengelola limbah radioaktif  dari  seluruh  wilayah  Indonesia. Fasilitas  ini  berada  di  Kawasan  Nuklir Serpong  (KNS)  dan  dikelola  oleh  Direktorat Pengelolaan Fasilitas Ketenaganukliran
(DPFK)  Badan  Riset  dan  Inovasi  Nasional (BRIN).  Sampai  saat  ini  fasilitas  IPLR  telah mengelola  berbagai  jenis  limbah  radioaktif baik  padat,  semi  padat,  maupun  cair  [1]. Selain  itu  terdapat  juga  pengelolaan  limbah bahan  bakar  nuklir  bekas  [2] –[4]  dan  limbah sumber  bekas  radioaktif  dengan  tingkat aktivitas  rendah  dan  sedang  [3].  Skema pengelolaan limbah yang dilakukan di fasilitas IPLR ditunjukkan pada Gambar 1.
Gambar  1.  Pengelolaan  limbah  di  fasilitas IPLR.
Pada  Gambar  1  terlihat  bahwa  limbah radioaktif  cair  dapat  diolah  secara  evaporasi ataupun  menggunakan  resin  penukar  ion, kemudian  limbah  tersebut  disementasi  dan dimasukan  ke  dalam  shell  beton  950  lt. Limbah  radioaktif  semi  padat  yang  berupa resin bekas diolah secara sementasi langsung di dalam shell beton 950 lt. Limbah radioaktif terbakar  diolah  secara  insenerasi  kemudian disementasi di dalam drum 100 lt [1]. Limbah radioaktif  padat  tidak  terbakar  dimasukkan kedalam drum baja karbon 100 liter kemudian dilakukan  reduksi  volume  dengan  kompaksi. Selanjutnya  limbah  ini  disementasi  di  dalam
drum  baja  karbon  200  lt.  Pada  drum  ini terdapat  5-6  drum  baja  karbon  100  lt  yang terkompaksi  seperti  yang  disajikan  pada Gambar  2  [1].  Limbah  sumber  bekas dikondisioning  dalam  shell  drum  baja  karbon 200  lt maupun shell  beton  350  lt [3].  Seluruh wadah limbah hasil imobilisasi dengan semen kemudian  disimpan  ke  dalam  penyimpanan sementara dan nantinya akan disimpan pada penyimpanan lestari [3].
Gambar 2. Drum  baja  karbon  200  lt  wadah limbah radioaktif
Dalam  proses  fabrikasinya  drum  baja karbon  wadah  limbah  mengalami  proses pengelasan  akibatnya  terjadi  penurunan kekuatan mekanik karena adanya perubahan struktur mikro. Salah satu perubahan struktur mikro  yang  terjadi  pada  daerah  las  yaitu daerah Heat  Affected  Zone (HAZ)  [5],  [6]. Perubahan struktur mikro ini disebabkan oleh siklus termal karena adanya pemanasan dan pendinginan  pada  pengelasan  sehingga mempengaruhi  struktur  mikro  dan  sifat mekanik  pada  sambungan  las  seperti  kuat tarik, kekerasan dan laju korosi bahan [5], [6]. Pada  penyimpanan  sementara,  drum yang  telah  berisi  limbah  disimpan  di  Gudang penyimpanan  sementara  ( Interim  Storage) , yang  selanjutnya  pada  saatnya  nanti    akan disimpan  secara  lestari  dalam  penyimpanan tanah  dangkal  ( shallow  land  disposal )  [3].
Untuk  menjamin  keselamatan  manusia  dan lingkungan, fasilitas disposal dilengkapi dengan  penahan  ganda  rekayasa  ( engineer barrier )  yang  terdiri  dari  limbah  yang  telah diimobilisasi  sehingga  menjadi  bentuk  yang
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir (Vol. 29 No. 1 Tahun 2023) 1 – 10
Pengaruh Kondisi Penyimpanan Terhadap Ketahanan Korosi Drum Baja Karbon Wadah Limbah Radioaktif
(Dwi Luhur Ibnu Saputra, Aisyah, Risdiyana Setiawan, Pungky Ayu Artiani, Kuat Heriyanto, Jaka Rachmadetin)
monolith, backfill dan host  rock [7].  Pada bagian backfill material,  tumpukan  drum limbah akan dikelilingi oleh timbunan bentonite dan  beton  (semen)  [7]. Backfill material berfungsi sebagai penahan air tanah yang  masuk  ke  dalam  drum  dan  sebagai penyerap  jika  terdapat  radionuklida  terlepas ke  lingkungan.  Untuk  itu  dipilih  material penyusun backfill yang  mempunyai  daya serap dan koefisien distribusi yang tinggi yaitu bentonite [8], [9]. Suatu saat jika air masuk ke dalam  fasilitas  disposal,  maka  akan  terjadi korosi drum wadah limbah.
Beberapa peneliti telah melakukan riset terkait dengan baja karbon seperti Jina Feng melakukan  penelitian  laju  korosi  pada  baja karbon  di  larutan  karbonat  semen  pada lingkungan geothermal [10]. Olivier X. Leupin melakukan  penelitian  mengenai  laju  korosi akibat bakteri anaerob pada baja karbon pada larutan bentonit, namun logam yang digunakan  hanya  logam  baja  karbon  tanpa pengelasan [11]. Penelitian mengenai ketahanan  korosi  drum  baja  karbon  pada lingkungan calon tapak  disposal di Indonesia ataupun  calon  tapak  disposal  di  Kawasan Nuklir Serpong (SP4) belum pernah dilakukan. Lingkungan sangat mempengaruhi ketahanan  korosi  drum  wadah  limbah, sehingga  perlu  untuk  diketahui  agar  drum penyimpan  limbah  radioaktif  aman  dan selamat  selama  proses  penyimpanan  lestari berlangsung.
Penelitian ini bertujuan untuk mengetahui  pengaruh  pengelasan  terhadap ketahanan  korosi  drum  baja  karbon  wadah limbah radioaktif pada kondisi air tanah SP4, air yang bercampur bentonite , dan air semen. Pada  penelitian  ini  juga  dilengkapi  dengan data struktur mikro dan kekuatan mekanik dari baja  karbon  wadah  limbah  radioaktif  akibat pengelasan  yang  berasal  dari  penelitian sebelumnya  [12].  Adanya  air  yang  kontak dengan  drum  wadah  limbah  diasumsikan karena  terdapat  air  yang  menembus  semen dan bentonite karena  terdapat  kerusakan pada fasilitas disposal.

## METODOLOGI
a.  Bahan
Pengukuran  laju  korosi  menggunakan bahan  baja  karbon  DIN  St  37-2  yaitu  bahan drum  wadah  limbah  dengan  komposisi material seperti yang ditunjukkan pada Tabel 1 berikut.
Media yang digunakan dalam pengukuran laju korosi adalah air semen 20%, air  bentonit  2,5%,  air  demin,  serta  air  tanah SP4. Karakteristik air tanah SP4 dapat dilihat pada Tabel 2.
Tabel 1.  Komposisi kimia baja karbon rendah
[12] Unsur % Berat C 0,112 Si < 0,117 Mn 0,443 P < 0,0008 S < 0,0002 Cr 0,0085 Ni 0,0143 Mo 0,0065 Cu 0,0176 Al 0,0381 Fe 99,350 Tabel 2. Karakteristik air tanah SP4 [13] Parameter Nilai pH Cu(mg/L) Zinc (mg/L) Ca (mg/L) Fe (mg/L) Cr (mg/L) K 2 O (mg/L) Mg (mg/L) Mn (mg/L) Al (g/L) Cl (ppm) TDS (ppm) Conductivity Warna (Pt-co) Bau Rasa 4,5 – 6,0 0 0 0 0,1 – 0,4 0 20,0 – 25,0 6,7 – 150,0 0,8 – 1,1
0 1
33,2 – 74,0
46,1 – 104,0
5 – 418,7
- -

## b.  Preparasi Sampel Uji Korosi
Sampel  logam  baja  karbon  dibuat  dari drum  wadah  limbah  radioaktif  dengan parameter  baja  karbon  yang  mengalami pengelasan  dan  yang  tidak  mengalami pengelasan. Pengelasan sampel menggunakan  mesin  las  busur  listrik  tipe 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.
Proses  pembuatan  sampel  uji  korosi, logam  baja  karbon  baik  yang  dilas  maupun yang tidak dilas dipotong membentuk silinder
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir (Vol. 29 No. 1 Tahun 2023) 1 – 10
Pengaruh Kondisi Penyimpanan Terhadap Ketahanan Korosi Drum Baja Karbon Wadah Limbah Radioaktif (Dwi Luhur Ibnu Saputra, Aisyah, Risdiyana Setiawan, Pungky Ayu Artiani,
Kuat Heriyanto, Jaka Rachmadetin)
dengan  diameter  11,91  mm  dan  ketebalan 1,11 mm. Sampel kemudian dibingkai dengan resin  yang  terlebih  dahulu  dipasang  kabel untuk  menghubungkan  logam  ke  alat  ukur, selanjutnya sampel dihaluskan dengan menggunakan  alat polishing dan  amplas. Sampel  uji  korosi  dapat  dilihat  pada  Gambar 3.
(a)
(b)
Gambar 3. Sampel  Uji  Korosi  Logam  Baja karbon, (a) tidak dilas (b) dilas
c.  Uji Korosi
Alat  ukur  yang  digunakan  dalam penentuan  laju  korosi  adalah  potensiostat Reference 600 . Terdapat 2 metode pengukuran laju korosi yaitu metode polarization  resistance dan  metode  Tafel  Fit
[14] –[16].  Pada  penelitian  ini  menggunakan metode Tafel Fit untuk pengukuran laju korosi . Nilai  arus  korosi  (icorr)  akan  dihasilkan  pada pengukuran dengan menggunakan alat potensiostat. Laju korosi biasanya dinyatakan dengan  laju  penetrasi  logam  (mpy:  mils  per year)  atau  laju  pengurangan  berat  (mdd: mg/dm 2 hari) yang dinyatakan dengan persamaan  (Lian  -  Fulia,    and  Jean-Pierre Celisa,2004; Kojima, Y., et.al, 1996;  Pandey, J.L, et.al., 1997).
Laju korosi = 0,129 icorr 𝑊 𝜌 (1)
dengan, icorr : rapat arus korosi (ρA/cm 2 ) W : berat ekivalen (g.ekivalen) ρ : rapat massa logam (g/cm 3 ) 0,129  : faktor konversi

## HASIL DAN PEMBAHASAN
Hasil  pengukuran  laju  korosi  baja karbon wadah limbah radioaktif pada berbagai media korosi ditunjukkan pada Tabel 3. Pada Tabel  3  terlihat  bahwa  nilai  laju  korosi  di semua  media  pada  logam  yang  dilas  lebih besar  dibanding  dengan  logam  induk  (tidak dilas). Hal ini terjadi karena proses pengelasan  dapat  merubah  struktur  mikro
logam  sehingga  berpengaruh  pada  sifat mekanik  maupun  laju  korosinya.  Adanya pengelasan terutama pada daerah HAZ akan meningkatkan  laju  korosinya  seperti  yang ditunjukkan  pada  Tabel  3.  Pada  Tabel  3 terlihat  bahwa  untuk  logam  yang  mengalami pengelasan pada berbagai media pengkorosi memiliki  laju  korosi  yang  lebih  tinggi dibandingkan dengan logam induknya. Hal ini karena  adanya  pengelasan  mengakibatkan logam mengalami pemanasan dan pendinginan yang bervariasi dan hal ini akan berakibat  pada perubahan  struktur mikronya. Perubahan  struktur  mikro  bahan  akan berakibat  pada  perubahan  laju  korosinya  [6], [17], [18].
Tabel 3.  Laju  Korosi  Logam  Baja  Karbon pada Berbagai Media Media Perlakuan Laju Korosi (mpy) Air SP4 Tidak di las 6,943 Las 7,349 Air Demineralisasi Tidak di las 0,884 Las 1,084 Air Bentonit Tidak di las 1,289 Las 1,653 Air Semen Tidak di las 0,949 Las 1,094 Pada  penelitian  sebelumnya  telah dilakukan
analisis struktur mikro menggunakan mikroskop optik terhadap drum baja  karbon  wadah  limbah  baik  yang  dilas maupun  logam  induknya  seperti yang ditunjukkan pada Gambar 4 [12].
Gambar 4. Struktur  mikro  logam  induk,  hasil pengamatan  dengan  mikroskop optik [12]
Skala 1:500
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir (Vol. 29 No. 1 Tahun 2023) 1 – 10
Pengaruh Kondisi Penyimpanan Terhadap Ketahanan Korosi Drum Baja Karbon Wadah Limbah Radioaktif
(Dwi Luhur Ibnu Saputra, Aisyah, Risdiyana Setiawan, Pungky Ayu Artiani, Kuat Heriyanto, Jaka Rachmadetin)
Pada  Gambar  4  tampak  butir-butir 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  bisa  dikatakan  bahwa  baja  karbon ini termasuk baja karbon rendah.
Gambar 5. Struktur  mikro  daerah  HAZ,  hasil pengamatan  dengan  mikroskop optik [12]
Perubahan struktur mikro yang terjadi pada HAZ ditunjukkan pada Gambar 5. Pada gambar tersebut tampak bahwa struktur mikro pada  HAZ  yang  diamati  dengan  mikroskop optik 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  sedang,  sehingga  daerah  ini merupakan  daerah  yang  paling  kritis  pada sambungan  las  dan  terbentuk  struktur  mikro bainite di samping pearlite [5], [19].
Pada  struktur  mikro  HAZ  karena adanya  pengaruh  pemanasan,  maka  butir akan membesar dibandingkan dengan logam induk.  Material  dengan  butir  yang  membesar akan lebih lemah, lunak serta disertai dengan peningkatan  laju  korosi  [6],  [17],  [18].  Itulah sebabnya laju korosi pada sampel yang dilas pada berbagai media menunjukkan nilai yang lebih  tinggi.  Seperti  yang  ditunjukkan  pada Tabel  3,  nilai  laju  korosi  tertinggi  yaitu 7,349  mpy  dan  6,943  mpy  masing-masing untuk  bahan  yang  dilas  dan  logam  induknya pada  media  air  SP4.  Jika  dikaitkan  dengan ketebalan  drum  wadah  limbah  6  mm  maka kemampuan  drum  bertahan  dalam  media tersebut  menjadi  rendah.  Namun  demikian dalam sistem penyimpanan lestari diterapkan
sistem  penahan  ganda  rekayasa  ( engineer barrier system ) yang akan melindungi limbah terhadap  intrusi  air  kontak  dengan  limbah. Sistem  penahan  ganda  tersebut  diantaranya terdapat  backfill  material  ( bentonite )  yang impermeable yang  melingkupi  seluruh  drum limbah dan juga fasilitas penyimpanan lestari dibuat  dengan  semen  yang  mengelilinginya. Jika  air  tanah  mencapai  drum  maka sebelumnya akan menembus semen, bentonite  dan  baru  mencapai  drum  dengan kondisi  air  tanah  yang  sudah  berubah karakteristiknya.  Seperti  yang  ditunjukkan pada  Tabel  3  laju  korosi  dalam  air  semen 0,949  dan  1,094  mpy  masing-masing  untuk drum  yang  tidak  dilas  dan  drum  yang mengalami pengelasan, maka dengan ketebalan  drum  6  mm  maka  drum  mulai terkorosi  setelah  lama  penyimpanan  sekitar 260 tahun. Hal ini pun belum dipertimbangkan dengan  adanya  pertahanan  dari bentonite yang impermeable sehingga air sulit menjangkau  drum  limbah.  Dengan  kondisi penahan  ganda  maka  diperkirakan  drum mampu  bertahan  lebih  lama  dari  260  tahun. Oleh  karena  itu  drum  dikhususkan  untuk menyimpan limbah radioaktif aktivitas rendah sedang  yang tidak mengandung radionuklida umur paro panjang.
Air SP4 memiliki karakteristik bersifat asam  dengan  pH  yang  rendah  sekitar  5  dan juga  TDS  yang  relatif  tinggi  seperti  yang ditunjukkan  pada  Tabel  2.  Selain  itu  adanya kandungan  klor  (Cl)  dalam  air  SP4  dapat meningkatkan  laju  korosi  karena  adanya interaksi antara Fe dalam baja karbon dengan Cl  membentuk produk  korosi (Fe(OH) 2 ) dengan reaksi yang dituliskan pada persamaan (2) dan (3). Keberadaan beberapa faktor tersebut menjadi penyebab peningkatan nilai laju korosi.
Fe + + 2Cl - → FeCl 2 (2)
FeCl 2 + 2 H 2 O → Fe(OH) 2 + 2 HCl
(3)
Tabel 4 menunjukkan bahwa nilai laju korosi pada media air demin, air bentonite dan air  semen  pada  kisaran  yang  tidak  jauh berbeda  satu  sama  lain.  Berdasarkan  hasil pengukuran,  ketiga  media  tersebut  memiliki pH 6,16; 10,24 dan 8,66 masing-masing untuk air  demin  KH-IPSB3,  air  semen  dan  air bentonite,  artinya  media  tidak  bersifat  asam sehingga mengurangi efek pengikisan bahan. Namun demikian nilai laju korosi dalam media bentonite tertinggi  di  antara  ketiganya  baik

## Skala 1:500
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir (Vol. 29 No. 1 Tahun 2023) 1 – 10
Pengaruh Kondisi Penyimpanan Terhadap Ketahanan Korosi Drum Baja Karbon Wadah Limbah Radioaktif (Dwi Luhur Ibnu Saputra, Aisyah, Risdiyana Setiawan, Pungky Ayu Artiani,
Kuat Heriyanto, Jaka Rachmadetin)
untuk  bahan  yang  mengalami  pengelasan maupun logam induknya. Pada media larutan bentonite terlihat laju korosi lebih besar sekitar 31,4%  untuk  logam  induk  dan  34,4%  untuk logam yang dilas dibandingkan dengan pada pada media air semen. Butiran bentonit pada media larutan bentonite lebih kasar dibanding dengan butiran semen. Butiran-butiran bentonite yang  lebih  kasar  akan  lebih  kuat mengikis  lapisan  permukaan  pada  logam sehingga dapat memperbesar laju korosi.
Nilai laju korosi bahan yang mengalami pengelasan maupun logam induk dalam  media  air  demin  paling  rendah dibandingkan dengan media larutan bentonite maupun media larutan semen. Hal ini karena air  demin  memiliki  pH  netral  dan  TDS  paling rendah  serta  bebas  dari  kation  sehingga menurunkan  efek  lingkungan  korosif  bahan seperti  yang  ditunjukkan  pada  Tabel  4. Dibandingkan  dengan  air  SP4  yang  memiliki laju korosi 7,86 dan 6,78 kalinya dibandingkan dengan air demin, sehingga perlu kajian yang lebih  mendalam  tentang  karakteristik  lokasi SP4  jika  akan  digunakan  sebagai  tempat penyimpanan limbah.
Tabel 4.  Karakteristik Air Demineralisasi KH- IPSB3, Air Semen dan Air Bentonit.
Parameter pH TDS (ppm) Air Demineralisasi KH-IPSB3 6,16 0,56 Air Semen 10,24 1055 Air Bentonit 8,66 15 Selain data laju korosi, kekuatan drum wadah  limbah  perlu  diperhatikan  kekuatan mekaniknya yaitu kekuatan tarik dan kekerasan  bahan  mengingat  drum  wadah limbah  menerima  beban  tumpuk  pada  saat penyimpanan sementara dan juga beban tarik waktu handling dan  transportasi.  Sementara adanya  pengelasan  akan  memperlemah kekuatan  mekanik  bahan.  Oleh  karena  itu berdasarkan pada penelitian sebelumnya  [12] menunjukkan  bahwa  drum  wadah  limbah memiliki  kekuatan  tarik  masing  masing sebesar 48 dan 39 kg.mm -2 untuk logam induk dan bahan yang mengalami pengelasan. Nilai Kekerasan Vickers (HVN) adalah 152 dan 97 masing masing untuk logam induk dan bahan yang mengalami pengelasan. Penurunan sifat mekanik ini karena adanya perubahan struktur mikro. Pada logam yang mengalami pengelasan yaitu HAZ akan terjadi
perbesaran butir yang mengakibatkan melemahnya  sifat  mekanik  bahan  yaitu  kuat tarik  dan  kekerasan  bahan menjadi  menurun [5],  [19].  Namun  demikian  kekuatan  mekanik ini masih cukup baik untuk bahan drum wadah limbah radioaktif mengingat kekuatan drum ini juga diperkuat dengan kekuatan semen yang ada  di  dalam  drum  sebagai  bahan  matriks untuk  solidifikasi  limbah  radioaktif.  Untuk mengurangi  penurunan  sifat  mekanik  bahan maupun  laju  korosinya  maka  diupayakan seminimal  mungkin  efek  dari  pengelasan. Meminimalisir  efek  pengelasan  antara  lain dapat dilakukan dengan penggunaan arus las yang  minimal  maupun  menerapkan  metode annealing bahan setelah pengelasan. Annealing atau  perlakuan  panas  pasca pengelasan adalah proses pemanasan kembali bahan yang telah  mengalami pengelasan,  ditahan  pada  suhu  tersebut dalam  waktu  tertentu.  Perlakuan  panas  ini disebut Post  Weld  Heat  Treatment (PWHT). Proses PWHT dilakukan dengan tujuan untuk mengurangi  tegangan  sisa  setelah  proses pengelasan, sehingga material akan mengalami perubahan struktur yang lebih baik [20], [21].

## SIMPULAN
Data  laju  korosi  merupakan  parameter penting  untuk  pemilihan  wadah  limbah radioaktif.  Bahan  dengan  ketahanan  korosi yang  tinggi  akan  mampu  bertahan  sebagai wadah  limbah  radioaktif  dalam  jangka Panjang.  Adanya  pengelasan  drum  wadah limbah  mempengaruhi  laju  korosi  dan  sifat mekanik  bahan.  Bahan  yang  dilas  memiliki laju  korosi  yang  lebih  besar  dibandingkan dengan logam induknya  masing-masing 7,86 dan 6,78 kali dibandingkan dengan dalam air demineralisasi. Hal ini karena air SP4 memiliki karakteristik  bersifat  asam  dengan  pH  yang rendah  sekitar  5,  TDS  yang  relatif  tinggi  dan juga  mengandung  klor  (Cl)  yang  dapat berinteraksi dengan Fe yang dapat meningkatkan  laju  korosi.  Nilai  laju  korosi terbesar  adalah  pada  pengukuran  dengan media  air  SP4  baik  untuk  bahan  yang  dilas maupun  logam  induknya.  Laju  korosi  pada media air demin, air semen dan air bentonite menunjukan nilai yang tidak jauh berbeda satu dengan  yang  lainnya.  Sebagai  bahan  wadah limbah  radioaktif  harus  memiliki  karakteristik kekuatan mekanik yang tinggi dan laju korosi yang  rendah  karena  wadah  akan  disimpan dalam jangka waktu yang lama.
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir (Vol. 29 No. 1 Tahun 2023) 1 – 10
Pengaruh Kondisi Penyimpanan Terhadap Ketahanan Korosi Drum Baja Karbon Wadah Limbah Radioaktif
(Dwi Luhur Ibnu Saputra, Aisyah, Risdiyana Setiawan, Pungky Ayu Artiani, Kuat Heriyanto, Jaka Rachmadetin)

## UCAPAN TERIMA KASIH
Pendanaan penelitian ini didukung oleh Program  Pendanaan  Riset  dan  Inovasi Indonesia  Maju  (RIIM)  dan  Rumah  Program Hasil Inovasi Teknologi Nuklir (HITN), Badan Riset  dan  Inovasi  Nasional  (BRIN)  dan Lembaga Pengelola Dana Pendidikan (LPDP) [No:B1746/II.7.5/FR/11/2022;B4849/III.2/HK. 04.03/11/2022].  Selain  itu,  penulis  juga mengucapkan  terimakasih  kepada  Ibu  Titik Sundari  dan  Mohammad  Nur  Chabibi  yang telah membantu pelaksanaan penelitian ini..

## DAFTAR PUSTAKA
[1] P.  A.  Artiani  and  Aisyah,  “Storage  of radioactive waste generated from Molybdenum-99 radioisotope production: Strategy  and  criticality  a nalysis,”  in Proceedings of the  17th  Annual  Nuclear Safety Seminar (ANSS), AIP Conference Proceedings , 2022, p. 080001. doi: 10.1063/5.0127290.
[2]  P.  A.  Artiani,  Cahyana,  D.  Haryanto,  J. Rachmadetin,  and  Aisyah,  “Spent  fuel inventories calculation of G.A. Siwabessy Research Reactor 15 MW,” in GREENVC 2021,  IOP  Conf.  Series:  Earth  and Environmental Science , 2022, p. 1017. doi: 10.1088/1755-1315/1017/1/012015.
[3]  D.  S.  Wisnubroto,  H.  Zamroni,  R. Sumarbagiono, and G. Nurliati,
“Challenges  of  implementing  the  policy and strategy for management of radioactive waste and nuclear spent fuel in  Indonesia,” Nucl.  Eng.  Technol. ,  vol. 53, no. 2, pp. 549 –561, 2021. doi: 10.1016/j.net.2020.07.005.
[4]  R.  Ratiko,  D.  S.  Wisnubroto,  N. Nasruddin, and T. M. I. Mahlia, “Current and  future  strategies  for  spent  nuclear fuel  m anagement  in  Indonesia,” Energy Strateg.  Rev. ,  vol.  32,  p.  100575,  2020. doi: 10.1016/j.esr.2020.100575.
[5]  Z. Xiong, S.  Liu, X. Wang, C. Shang, X. Li,  and  R. D.  K.  Misra,  “Contribution  of intragranular
acicular ferrite
microstructural  constituent  on  impact toughness  and  impeding  crack  initiation and  propagation  in  the  Heat-Affected Zone (HAZ) of low-carbon s teels,” Mater. Sci. Eng. A , vol. 636, pp. 117 –123, 2015. doi: 10.1016/j.msea.2015.03.090.
[6]  M.  Sailender, et  al ,  “Prediction  and comparison  of  the  dilution  and  Heat Affected  Zone  in  Submerged  ARC Welding (SAW) of low carbon alloy steel
j oints,” Meas.  J.  Int.  Meas.  Confed. ,  vol.
150, p. 107084, 2020. doi:10.1016/j.measurement.2019.107084
[7]  S.  J.  Benbow et  al. , “Potential migration of  buoyant  LNAPL  from  Intermediate Level  Waste  (ILW)  emplaced  in  a Geological Disposal Facility (GDF) for UK radioactive  w aste,” J.  Contam.  Hydrol. , vol. 167, pp. 1 –22, 2014. doi: 10.1016/j.jconhyd.2014.07.011.
[8] H. Komine, “Predicting hydraulic conductivity  of  sand-bentonite  mixture backfill before and after swelling deformation  for  underground  disposal  of radioactive w astes,” Eng. Geol. , vol. 114, no. 3 –4, pp. 123–134, 2010. doi: 10.1016/j.enggeo.2010.04.009.
[9]  T.  Sasagawa,  T.  Chida,  and  Y.  Niibori, “Deposition rate of supersaturated silicic acid on Na-type bentonite as a backfilled material in the geological d isposal,” Appl. Geochemistry ,  vol.  98,  pp.  377 –382, 2018. doi: 10.1016/j.apgeochem.2018.08.007.
[10]  J.  Feng,  Z.  M. Wang,  D.  Zheng,  and  G. Song,  “The  localized  corrosion  of  mild steel in carbonated cement pore solution under  supercritical  carbon-dioxide  in  a simulated geothermal e nvironment,”
Constr. Build. Mater. , vol. 274, p. 122035, 2021.
doi: 10.1016/j.conbuildmat.2020.122035.
[11]  O. X. Leupin et al. , “Anaerobic corrosion of carbon steel in b entonite : An evolving i nterface,” Corros.  Sci. ,  vol.  187,  no.
December 2020, p. 109523, 2021. doi: 10.1016/j.corsci.2021.109523.
[12]  Aisyah  and  H.  Marto no,  “Pengaruh pengelasan  terhadap  kekuatan  mekanik drum  wadah  limbah  aktivitas  r endah,” Pros. PPI-PDIPTN , vol. dil, pp. 333 –339, 2007.
[13]  D.  L.  I.  Saputra  and  Y.  Purwanto, “Pemantauan  kualitas  air  tanah  pada calon  tapak  disposal  di  Kawasan  Nuklir Serpong,”  in Prosiding  Hasil  Penelitian dan  Kegiatan ,  Pusat  Teknologi  Limbah Radioaktif, BATAN, 2018, pp. 47 –51.
[14] L.  Chen,  R.  Kai,  and  L.  Su,  “Corrosion rate  measurement  by  using  polarization resistance  method  for  microcell  and macrocell c orrosion : Theoretical analysis and  experimental  work  with  simulated concrete  pore  s olution,” Constr.  Build. Mater. , p. 121003, 2020. doi:
10.1016/j.conbuildmat.2020.121003.
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir (Vol. 29 No. 1 Tahun 2023) 1 – 10
Pengaruh Kondisi Penyimpanan Terhadap Ketahanan Korosi Drum Baja Karbon Wadah Limbah Radioaktif (Dwi Luhur Ibnu Saputra, Aisyah, Risdiyana Setiawan, Pungky Ayu Artiani,
Kuat Heriyanto, Jaka Rachmadetin)
[15]  H. Zheng, B. Zhang, X. Wang, Y.  Lu, F.
Li,  and  C.  Li,  “Improved  corrosion resistance  of  carbon  steel  in  soft  water with dendritic-polymer corrosion i nhibitors,” Chem.  Eng.  J. ,  vol.  452, p. 139043, 2023. doi: 10.1016/j.cej.2022.139043.
[16]  G. Zehethofer, G. Mori, E. Magdalena, M. Moshtaghi,  and  H.  Stefan,  “Results  in materials  investigation  of  the  effects  of temperature  and  exposure  time  on  the corrosion  behavior  of  a  ferritic  steel  in CO 2 environment  using  the  optimized linear  polarization  resistance method,” vol. 14, pp. 1 –7, 2022. doi: 10.1016/j.rinma.2022.100282.
[17]  K. Chen et al. , “Corrosion characteristics of  smulated  reheated  Heat-Affected- Zone of X80 pipeline steel in carbonate/b icarbonate Solution,” Corros. Sci. , vol. 210, p. 110856, 2023. doi: 10.1016/j.corsci.2022.110856.
[18]  Y.  Huang et  al. ,  “Microstructure  and corrosion  characterization  of  weld  metal in  stainless  steel  and  low  carbon  steel joint  under  different  heat  i nput,” Mater. Today  Commun. ,  vol.  29,  p.  102948,
2021. doi: 10.1016/j.mtcomm.2021.102948.
[19]  A. Guo, R. D. K. Misra, J. Liu, L. Chen, X. He, and S. J. Jansto, “An analysis of the microstructure  of  the  heat-affected  zone of  an  ultra-low  carbon  and  niobium- bearing acicular ferrite steel using EBSD and  its  relationship  to  mechanical p roperties,” Mater. Sci. Eng. A , vol. 527, no. 23, pp. 6440 –6448, 2010. doi: 10.1016/j.msea.2010.06.092.
[20]  M.  Soleimani,  H.  Mirzadeh,  and  C. Dehghanian,  “Effects  of  spheroidization heat treatment and intercritical annealing on  mechanical  properties  and  corrosion resistance of medium carbon dual phase s teel,” Mater. Chem. Phys. , vol. 257, no. September  2020,  p.  123721,  2021,  doi: 10.1016/j.matchemphys.2020.123721.
[21]  L. Souza, E. Pereira, L. Matlakhova, V. A. F.  Nicolin,  S.  N.  Monteiro,  and  A.  R.  G. De  Azevedo,  “Ionic  liquids  as  corrosion inhibitors  for  carbon  steel  protection  in hydrochloric acid solution: A first r eview,”
J.  Mater.  Res.  Technol. ,  vol.  22,  pp.
2186 –2205, 2023. doi: 10.1016/j.jmrt.2022.12.066.
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir (Vol. 29 No. 1 Tahun 2023) 1 – 10
Pengaruh Kondisi Penyimpanan Terhadap Ketahanan Korosi Drum Baja Karbon Wadah Limbah Radioaktif
(Dwi Luhur Ibnu Saputra, Aisyah, Risdiyana Setiawan, Pungky Ayu Artiani,
Kuat Heriyanto, Jaka Rachmadetin)

## HALAMAN INI DIBIARKAN KOSONG