Jurnal Forum Nuklir
Not a member yet
208 research outputs found
Sort by
PENENTUAN KADAR URANIUM DALAM SERBUK UO2 DARI YELLOW CAKE SECARA POTENSIOMETRI DAN GRAVIMETRI
Full text linkPENENTUAN KADAR URANIUM DALAM SERBUK UO2 DARI YELLOW CAKE SECARA POTENSIOMETRI DAN GRAVIMETRI. Telah dilakukan penentuan kadar uranium dalam serbuk UO2 dari yellow cake yang berasal dari Pusat Teknologi Bahan Galian Nuklir (PTBGN). Serbuk UO2 yang ditentukan kadar uraniumnya merupakan hasil konversi yellow cake melalui jalur amonium diuranat (ADU) dan amonium uranil karbonat (AUK). Dalam penentuan kadar uranium diperlukan suatu metode yang valid sehingga diperoleh data yang akurat. Dalam kegiatan ini dibandingkan dua metode penentuan kadar uranium dalam serbuk UO2, yaitu secara potensiometri dan secara gravimetri. Tujuannya untuk menentukan mana metode yang memberikan hasil dengan ketelitian dan presisi tinggi. Penentuan kadar uranium secara potensiometri mengacu kepada ASTM C1267-11 yang dimodifikasi dengan mereduksi pemakaian pereaksi menjadi 10% dari metode asli, sedangkan metode gravimetri mengacu kepada ASTM C1453-00 (2011). Penentuan kadar uranium secara potensiometri berdasarkan oksidasi-reduksi, sedangkan secara gravimetri berdasarkan perubahan berat setelah serbuk UO2 dikalsinasi pada temperatur 900°C selama 3 jam hingga diperoleh berat konstan. Dari kegiatan ini diperoleh hasil rerata untuk penentuan kadar uranium dalam serbuk UO2 melalui jalur ADU dan AUK secara potensiometri masing-masing adalah (87,4019 ± 0,7873) % dan (87,5575 ± 0,4775) %, sedangkan secara gravimetri masing-masing adalah (87,5241 ± 0,0432) % dan (87,4492 ± 0,0440) %. Uji t dari kedua metode menunjukkan bahwa hasil penentuan kadar uranium tidak mempunyai perbedaan yang signifikan. Oleh sebab itu, penentuan kadar uranium dalam serbuk UO2 pada penelitian berikutnya digunakan metode gravimetri karena lebih mudah tahapan pengerjaannya dibandingkan dengan metode potensiometri
PENGKAJIAN IMOBILISASI LIMBAH RADIOAKTIF AKTIVITAS TINGGI DAN ALFA UMUR PANJANG MENGGUNAKAN MATRIKS SYNROC
No full textPENGKAJIAN TEKNOLOGI IMOBILISASI LIMBAH RADIOAKTIF AKTIVITAS TINGGI DAN ALFA UMUR PANJANG MEGGUAKAN MATRIKS SYNROC. Pengkajian teknologi imobilisasi limbah cair radioaktif aktivitas tinggi (LCAT) dan limbah alfa umur panjang menggunakan bahan matriks synroc dilakukan untuk menyiapkan penyimpanan akhir di fasilitas penyimpanan lestari tanah dalam .Synroc adalah bentuk limbah kristalin yang tersusun dari gabungan fase-fase titanat yang stabil dan dipilih karena kestabilan geokimia dan kemampuan kolekiif untuk imobilisasi semua unsur radioaktif dalam limbah radioaktif aktivitas tinggi. Pengembangan komposisi synroc untuk imobilisasi limbah tergantung pada kandungan radionuklida, untuk LCAT tipe purex yang mengandung aktinida dikembangkan synroc kaya zirconolite, CaZrTi2O7, untuk limbah uranium dan plutonium dikembangkan synroc kaya pyrochlore, CaATi2O7 dengan penambahan unsur-unsur absorber netron (Hf dan Gd) untuk mencegah kritikalitas, dan untuk limbah yang mengandung Tc,Cs, dan Sr (dari produk proses pemanasan LAT) dikembangkan synroc kaya fase hollandite/pirovskite, Ba(Al,Ti)2Ti6O16/CaTiO3. Laju pelindihan untuk unsur-unsur dalam synroc adalah jauh lebih kecil dari pada tipe gelas borosilikat limbah. Bahan matriks synroc untuk imobilisasi LCAT lebih baik dari pada menggunakan matriks gelas borosilikat, dan juga lebih baik untuk imobilsasi limbah alfa umur panjang dari pada menggunakan aspal dan plastik polimer. Di Indonesia, adaptasi teknologi imobilisasi LCAT dengan bahan synroc akan dilakukan untuk imobilisasi LCAT yang ditimbulkan dari uji pasca-iradiasi elemen bakar nuklir dan produksi radioisotop 99Mo, dan untuk limbah alfa umur panjang yang mengandung uranium
DISTRIBUSI FLUKS NEUTRON TERMAL DAYA 2 MW PADA POSISI IRADIASI B-6, D-9 DAN G-7 REAKTOR RSG-GAS
No full textDISTRIBUSI FLUKS NEUTRON TERMAL DAYA 2 MW PADA POSISI IRADIASI B-6, D-9 DAN G-7 REAKTOR RSG-GAS. Distribusi fluks neutron termal telah dilakukan pada tiga posisi iradiasi (B-6, D-9 dan G-7) teras 83 reaktor RSG GAS. Pengukuran dilakukan dengan metode aktivasi keping emas. lradiasi keping dilakukan pada daya menengah dengan mengoperasikan sistem pendingin primer. Aktivitas keping diukur dan dihitung pada saat keluar dari reaktor. Distribusi fluks neutron termal dapat dihitung dari aktivitas keping yang terukur tersebut. Dari hasil analisis diperoleh fluks neutron termal di posisi B-6 pada daya 2 MW, posisi ditengah sebesar 9,70.10+13 n/cm2.s., fluks neutron termal di posisi iradiasi D-9, pada posisi ditengah sebesar 9,79.10+13 n/cm2.s. Fluks neutron termal di posisi iradiasi G-7 pada posisi ditengah 9,81.10+13 n/cm2.s. Dengan pengukuran ini diperoleh data fluks neutron termal terkini untuk mendukung produksi radioisotop, pengembangan elemen bakar dan komponen reaktor, penelitian dalam bidang sains materi dan berbagai litbang lain dalam bidang industri nuklir.Kata kunci: distribusi fluks neutron termal, posisi iradiasi, RSG-GA
PEMANTAUAN PAPARAN RADIASI LlNGKUNGAN TERPADU DENGAN KOMUNIKASI GSM/GPRS
Full text linkPEMANTAUAN PAPARAN RADIASI LlNGKUNGAN TERPADU DENGAN KOMUNIKASI GSM/GPRS. Penjaminan pengoperasian reaktor yang tidak membahayakan pekerja dan masyarakat sangat penting untuk dilakukan. Untuk itu perlu dilakukan pemantauan paparan radiasi dan lingkungan secara terus menerus. Perkembangan teknologi informasi dan komunikasi terkini memungkinkan dilakukan pengukuran paparan radiasi dan lingkungan terpadu secara jarak jauh, on-line dan real time. Paper ini memperkenalkan dan membahas rancang bangun sistem pemantauan paparan radiasi lingkungan terpadu dengan memanfaatkan teknologi informasi dan komunikasi. Data berupa paparan radiasi, suhu, arah angin, kecepatan angina, dan curah hujan, dikirim secara periodis dengan memanfaatkan teknologi GSM/GPRS. Modul Arduino yang berbasis mikrokontroler AT Mega 328, digunakan untuk akuisi data dari kelima sensor tersebut, untuk selanjutnya melalui shield GSM/GPRS data dikirim ke komputer informasi proses melalui pesan singkat SMS. Data yang diterima ditampilkan dalam komputer dalam bentuk tabel dan dapat diolah dengan perangkat lunak lainnya. Hasil menunjukan bahwa sistem yang dibangun berhasil diimplemantasikan untuk pemantauan paparan radiasi lingkungan terpadu secara on-line dan real time untuk pemantauan jarak jauh. Rerata kesalahan pembacaan setelah dilakukan kalibrasi adalah 6,34 persen.Kata Kunci : Monitor Radiasi, lingkungan. mikrokontroler, komunikasi GSM/GP
Prarancang Unit Proses Pabrikasi Coating Kernel UO2 dengan Kapasitas 10 Ton/Tahun
Full text linkPRARANCANGAN UNIT PROSES PABRIKASI COATING KERNEL UO2 DENGAN KAPASITAS 10 TON/TAHUN. Pabrik coating kernel UO2 dapat dirancang dengan melakukan beberapa tahapan yaitu: penentuan kapasitas, penentuan teknologi proses, perhitungan neraca massa, perhitungan neraca panas, perancangan alat, penentuan letak peralatan dan peta pabrik, dan perhitungan kelayakan pabrik berdasarkan analisis ekonomi. Pabrik coating kernel UO2 memiliki kapasitas 10 ton / tahun dengan waktu operasi 330 hari, proses yang digunakan dalam coating kernel uranium oksida adalah proses metoda chemical vapour deposition. Ukuran reaktor pelapisan porous pyrocarbon, inner pyrocarbon dan outter pyrocarbon dengan diameter dalam 1,08 m, tebal isolator 0,02 m, tebal shell 0,150 m dengan tinggi reaktor 5,54 m. Ukuran reaktor pelapisan Silicon carbide dengan diameter dalam 1,08 m, tebal isolator 0,09 m, tebal shell 0,260 m dengan tinggi reaktor 6.25 m. Utilitas meliputi listrik sebesar 924,81 kW, air sebanyak 441,836 m3. Hasil perhitungan kelayakan ekonomi menunjukan fix capital investment sebesar Rp 192.812.494.326,40, Working capital Rp 10.310.828.573,60, manufacturing cost Rp 406.596.300.982,24, ROI (Return On Investment) sebesar 22 % sebelum pajak dan 16 % setelah pajak, POT (Pay Out Time) sebesar 3 tahun sebelum pajak dan 3,8 tahun setelah pajak, SDP (Shut Down Point) sebesar 32,85 %, BEP (Break Even Point) sebesar 53,67 %
PENGARUH TEGANGAN DAN WAKTU PADA PENGOLAHAN LIMBAH RADIOAKTIF URANIUM DAN THORIUM DENGAN PROSES ELEKTROKOAGULASI
No full textPENGARUH TEGANGAN DAN WAKTU PADA PENGOLAHAN LIMBAH RADIOAKTIF URANIUM DAN THORIUM DENGAN PROSES ELEKTROKOAGULASI. Metode pengolahan limbah radioaktif dengan metode fisika dan kimia yang telah dilakukan dinilai kurang efektif, memerlukan waktu yang lama dan biaya yang mahal. Untuk itu perlu dilakukan pengolahan limbah uranium dan thorium dengan proses elektokoagulasi untuk memisahkan uranium dan thorium dalam limbah cair. Limbah yang digunakan memiliki kadar kontaminan Uranium dan Thorium 500 mg/liter. Pengolahan dilakukan dengan tegangan 10V, 12,5V, dan 15 volt dengan waktu 10,20,30,40,50,dan 60 menit dengan elektroda alumunium. Hasil penelitian menunjukkan effisiensi penurunan kontaminan terbaik pada pengolahan ini diperoleh pada kondisi 12,5V dan waktu 60 menit untuk uranium, dengan efisiensi sebesar sebesar 97,2 %, dan thorium pada 12,5 V waktu 30 menit dengan efisiensi penurunan sebesar 99,6 %
RANCANG BANGUN SISTEM AKUISISI DATA UNTUK PENCARIAN SUMBER RADIASI NUKLIR MENGGUNAKAN ROBOT HEXAPOD
No full textRANCANG BANGUN SISTEM AKUISISI DATA UNTUK PENCARlAN SUMBER RADIASI NUKLIR MENGGUNAKAN ROBOT HEXAPOD. Telah dirancang dan dibangun sistem akuisisi data untuk pencarian sumber radiasi nuklir menggunakan robot hexapod. Tujuan penelitian ini adalah membuat suatu sistem akuisisi data yang dapat diakses dari jarak jauh. Radiasi nuklir ditangkap oleh detektor Geiger Muller menghasilkan pulsa listrik. Pulsa dikondisikan oleh rangkaian inverter dan pembentuk pulsa kemudian dicacah oleh rangkaian minimum system ATMega8. Data selanjutnya ditansmisikan oleh transreceiver UM96 dan ditampilkan pada komputer menggunakan software Borland Delphi. Telah diuji pencarian sumber Co-60 dengan metode sisir sehingga diketahui letak sumber. Jarak jangkau maksimum akuisisi data adalah 220 m. Robot dilengkapi dengan kamera untuk mengetahui lingkungan sekitar robot
PENGEMBANGAN PERANGKAT LUNAK KOMUNIKASI DATA SMS PADA SISTEM MONITORING LEVEL GAUGE
Full text linkPENGEMBANGAN PERANGKAT LUNAK KOMUNIKASI DATA SMS PADA SISTEM MONITORING LEVEL GAUGE. Monitoring level gauge minyak dalam tangki penampung minyak dari jarak jauh sangatlah penting, terutama jika areal perusahaan yang cukup luas sehingga operator dapat mengetahui ketinggiannya tanpa harus berjalan mendatangi tangki penampung tersebut. Pengukuran tersebut dapat dilakukan dengan berbagai cara, salah satunya yaitu level gauging radioisotop. Level gauging mempunyai banyak keunggulan dibanding dengan sensor elektonik, level gauging tidak dipengaruhi oleh ganguan-ganguan dari luar. Tujuan penelitian ini adalah untuk mengembangkan perangkat lunak komunikasi data SMS pada sistem monitoring level gauge dengan penampil LabVIEW. Ketinggian cairan dalam tangki penampung diukur dengan menggunakan perangkat modul level gauge yang kemudian data ini dikirimkan ke komputer operator yang berada di ruang kontrol melalui SMS. Modem Wavecom Fastrack USB digunakan untuk pengirim dan penerima data monitoring. Pada komputer terdapat program aplikasi yang dapat menampilkan ketinggian secara visual dalam bentuk angka, diagram batang, dan grafik yaitu LabVIEW. Delay time pada program LabVIEW diatur bertujuan untuk mendapatkan waktu komputasi yang optimum. Keseluruhan sistem dapat berjalan sesuai dengan yang diharapkan. Pada program mencari indeks didapat nilai delay time 1,5 ms dan pada program membaca SMS 20 ms. Dari hasil pengujian dapat diketahui bahwa waktu komputasi optimum yang dibutuhkan perangkat lunak untuk mendapatkan data keseluruhan yaitu 992 ms
PEMBUATAN THERMOLUMINESENSE DOSIMETER DARI BAHAN LITIUM FLUORIDA DAN PENGOTOR TITANIUM
No full textPEMBUATAN THERMOLUMINESENSE DOSIMETER DARI BAHAN LITIUM FLUORIDA DAN PENGOTOR TITANIUM. Teknologi nuklir bermanfaat dalam berbagai bidang, misalnya bidang energi, pertanian, kedokteran, radiologi, lingkungan dan lain-lain, disamping itu paparan radiasi dari teknologi nuklir berdampak buruk bagi sel-sel tubuh manusia. perlu ada pengawasan terhadap pemanfaatan radiasi teknologi nuklir dengan menggunakan alat proteksi radiasi berupa dosimeter personal yaitu thermoluminesense dosimeter (TLD) yang saat ini pengunaannya di Indonesia masih di impor. TLD dapat dibuat dari bahan litium fluorida dengan variasi konsentrasi pengotor titanium 0,04%, 0,06%, dan 0,08% melalui metode kristalisasi dengan pemanasan pada suhu 950 celcius selama lima jam. kristal yang terbentuk dibuat serbuk dan diuji respon, keseragaman, kalibrasi, pemudaran dan pengulangan. hasil pembuatan menunjukkan TLD yang dibuat memiliki respon terhadap radiasi yang optimum pada konsentrasi pengotor titanium 0,06%. TLD yang dibuat memiliki faktor kalibrasi sebesar 0,0936 dan dapat diulang pemakaian sebanyak 5 kali. Pemudaran TLD yang dibuat sebesar 20% selama 14 hari.
PREDIKSI KESETIMBANGAN ADSORPSI URANIUM PADA AIR DAN BERBAGAI SEDIMEN
Full text linkPREDIKSI KESETIMBANGAN ADSORPSI URANIUM PADA AIR DAN BERBAGAI SEDIMEN. Kegiatan penelitian, pengembangan, penambangan, dan pemurnian uranium berpotensi menimbulkan pencemaran lingkungan. Uranium merupakan salah satu logam berat berbahaya karena bersifat racun dan radioaktif sehingga perlu diketahui sampai sejauh mana sebaran uranium di lingkungan. Penelitian ini bertujuan meramalkan model kesetimbangan adsorpsi uranium yang dapat berlaku umum pada berbagai sedimen. Manfaat yang diharapkan dari penelitian ini adalah sebagai data dukung bagi kegiatan analisis dampak lingkungan dalam pembangunan PLTN. Percobaan adsorpsi uranium dijalankan dalam sistem batch. Air limbah sebanyak 100 mL yang mengandung uranium dimasukkan ke dalam erlenmeyer dan pH larutan diatur menjadi 7. Sebanyak 0,5 g sedimen dengan berbagai kandungan bahan organik, dimasukkan ke dalam erlenmeyer. Erlenmeyer ditempatkan dalam shaker dengan kecepatan 100 rpm selama 6 jam dan dibiarkan selama 24 jam sampai tercapai kesetimbangan. Filtrat yang terbentuk disaring dan dianalisis menggunakan spektrofotometer. Lima model kesetimbangan isotermal diajukan untuk mendekati data kesetimbangan. Kesetimbangan Chapman cocok dalam mendekati data percobaan pada berbagai sedimen dengan berbagai kadar bahan organik. Hasil olah data menunjukkan hanya bahan organik yang signifikan berperan dalam adsorpsi uranium. Berdasarkan asumsi hanya bahan organik yang mengadsorpsi uranium diajukan suatu metode yang dapat dipakai untuk meramalkan kesetimbangan adsorpsi uranium yang berlaku umum pada berbagai sedimen. Sebagai hasil, kesetimbangan Chapman memiliki nilai parameter α, β, γ berturut-turt sebesar 255 mg/g bahan organik; 0,049 L/mg, dan 1,9