Analisis Terak Baja Sebagai Agregat Beton Untuk Kontainer Limbah Radioaktif Yang Dapat Dipindahkan

Farid Rosyidi, Fitrotun Aliyah, S.T., M.Eng., Ph.D

2026 | Skripsi | TEKNIK NUKLIR

Limbah radioaktif mengalami peningkatan volume setiap tahunnya. Hal tersebut disebabkan oleh aktivitas pemanfaatan bahan radioaktif di berbagai industri. Oleh karena itu, diperlukan peningkatan aspek keselamatan pada pengelolaan limbah radioaktif.

Penelitian ini berfokus pada analisis pengaruh penambahan terak baja pada beton sebagai bahan kontainer limbah radioaktif. Properti mekanik beton terak baja diuji menggunakan standar ASTM C642 dan ASTM C39/C39M. Eksperimen dan simulasi Monte Carlo PHITS dilakukan untuk menganlisis nilai properti proteksi radiasi gamma (cesium-137 dan cobalt-60) seperti koefisien atenuasi linear, Half Value Layer (HVL), dan Tenth Value Layer (TVL). Untuk mengetahui laju dosis kontainer sesuai standar IAEA, kontainer diisi dengan limbah radioaktif beraktivitas 1 Ci dan disimulasikan menggunakan PHITS.

Hasil pengelitian menunjukkan penambahan terak baja dapat meningkatkan properti mekanik dan properti proteksi radiasi gamma. Beton dengan komposisi 100% terak baja (SSC100) mampu mencapai nilai densitas dan kuat tekan masing-masing yaitu 2,92 g/cm3 dan 39,92 MPa. Selain itu, SSC100 juga memiliki koefisien atenuasi linear tertinggi yaitu 0,6241 cm-1 untuk Cesium-137 dan 0,2567 (untuk Cobalt-60). Laju dosis kontainer dengan ketebalan dinding 20 cm pada permukaan dan jarak 1 meter masing-masing yaitu 1,05 uSv/jam dan 0,40 uSv/jam. Oleh karena itu, desain kontainer dinilai sudah memenuhi standar karena laju dosis sudah berada di bawah 2 mSv/jam

The volume of radioactive waste increases annually. This is due to the use of radioactive materials in various industries. Therefore, Safety aspects are needed in radioactive waste management.

This research focuses on analyzing the effect of adding steel slag to concrete as a radioactive waste container. The mechanical properties of steel slag concrete were tested using ASTM C642 and ASTM C39/39M standards. PHITS Monte Carlo simulations and experiments were conducted to analyze the gamma radiation protection value (Cesium-137 and Cobalt-60), such as the linear attenuation coefficient, Half Value Layer (HVL), and Tenth Value Layer (TVL). To determine the container dose rate according to IAEA standards, the container was filled with radioactive waste with an activity of 1 Ci and simulated using PHITS.

The result showed that the addition of steel slag can improve the mechanical properties and gamma radiation protection properties. Concrete with composition of 100% steel slag (SSC100) is able to achieve density and compressive strength values of 2,92 g/cm3 and 39,92 MPa, respectively. In addition, SSC100 also has the best linear attenuation coefficient of 0,6241 cm-1 for Cesium-137 and 0,2567 cm-1 for Cobalt-60. A container with a wall thickness of 20 cm is able to achieve a dose rate at surface and a distance of 1 meter of 1,05 uSv/hour and 0,40 uSv/hour, respectively. Therefore the container design is considered to have met the standards because the dose rate is already below 2 mSv/hour.

Kata Kunci : Beton terak baja, Kontainer limbah radioaktif, shielding radiasi gamma, simulasi Monte Carlo PHITS, Pengelolaan limbah radioaktif