Jurnal Forum Nuklir
Not a member yet
208 research outputs found
Sort by
PENGUATAN BUDAYA KESELAMATAN DI INSTALASI ELEMEN BAKAR EKSPERIMENTAL
No full textPENGUATAN BUDAYA KESELAMATAN DI INSTALASI ELEMEN BAHAN BAKAR EKSPERIMENTAL (IEBE) dititik-beratkan pada upaya membangun kesadaran personil akan pentingnya keselamatan kerja dan keselamatan instalasi. Sasarannya agar setiap personil memiliki rasa tanggungjawab atas keselamatan dan mau berkontribusi aktif dalam pengembangan budaya keselamatan di IEBE. Tujuannya meningkatkan jaminan keselamatan secara berkelanjutan dalam pengoperasian IEBE (personil, masyarakat, lingkungan). Penguatan budaya keselamatan dilakukan dengan mengacu pada atribut budaya keselamatan yang kuat sebaga imana terdapat dalam International Atomic Energy Agency (IAEA) Safety Guide GS-G-3.5. Strategi utama yang dilakukan adalah; (a) intemalisasi nilai -nilai keselamatan melalui briefing pagi, coffee morning, poster/spanduk , workshop dan pelatihan; (b) meningkatkan efekti titas kepemimpinan melalui walktime pimpinan di tempat kerja, pelatihan safety leadership, dan kualifikasi personil; (c) integralisasi keselamatan dalam proses kerja melalui job hazard analysis (JHA), workplace hazard assesment (WHA), housekeeping melalui kerjabakti membersihkan dan merapikan tempat kerja; (d) pembelajaran keselamatan melalui inspeksi keselamatan dan kesehatan kerja (K3), kaji diri keselamatan, pelaporan terbuka masalah keselamatan (nearmiss, incident, accident), partisipasi dalam Fuel incident Notification and Analysis System (FINAS); dan (e) meningkatkan akuntabilitas kinerja keselamatan melalui pelaporan rutin keselamatan operasi ke badan pengawas, pengisian dan evaluasi Safety Performance Indicator (SPI), detinisi peran dan tanggungjawab setiap personil, dan lain lain. Model SPI yang dikembangkan IEBE - BATAN telah dipakai sebagai contoh SPI Instalasi Nuklir Non Reaktor di Indonesia oleh Badan Pengawas Tenaga Nuklir (Bapeten). Melalui kegiatan tersebut terlihat nyata adanya kemajuan dalam budaya keselamatan di IEBE, yaitu meningkatnya keterlibatan dan tanggungjawab personil dalam perbaikan berkelanjutan kinerja keselamatan kerja, membaiknya kondisi housekeeping (kerapihan dan kebersihan) tempat kerja, dan keselamatan kerja
STRATEGI PENGEMBANGAN RISET DALAM BIDANG IPTEK NUKLIR DALAM RANGKA PENYIAPAN SDM YANG BERKUALIFIKASI TINGGI
Full text linkIptek Nuklir memiliki aplikasi yang luas baik dalam bidang energi, kedokteran/kesehatan, industri, pertanian, keamanan, militer dsb. Secara umum Iptek nuklir merupakan Iptek berkadar tinggi dan memerlukan prasarat tertentu dan regulasi tertentu untuk mengimplementasikannya dengan baik. Reaktor Nuklir untuk pembangkitan energi listrik (PLTN), desalinasi air laut, persuplai panas bagi proses kimia dan revitalisasi sumursumur minyak habis pakai telah mengalami evolusi dari waktu ke waktu. Pasca kecelakaan Chernobyl maka terjadi pergeseran paradigma secara mendasar pada disain dan keselamatan reaktor daya Nuklir dan saat ini perkembangan terbaru dalam disain reaktor daya Nuklir dikenal sebagai generasi IV PLTN. Pelibatan mahasiswa dalam kegiatan riset merupakan salah satu strategi yang dapat ditempuh untuk menciptakan SDM handal dan berkualitas dalam bidang Nuklir khususnya yang menuntut kemampuan analisis yang cukup tinggi baik dalam bidang perancangan netronik, perancangan termal hidrolik dan analisis keselamatan reaktor. Berdasarkan pengalaman yang telah cukup lama (10 tahun lebih) mahasiswa S1 – S2 maupun S3 dapat mengikuti kegiatan riset dalam bidang reaktor Nuklir asalkan sebelumnya ditunjang dengan perkuliahan dan praktikum yang memadai sehingga mereka memiliki kesiapan yang baik
PENGOLAHAN LIMBAH RADIOAKTIF HEPA FILTER MENGGUNAKAN METODE REDUKSI VOLUME DAN IMOBILISASI DENGAN MATRIK SEMEN
No full textPENGOLAHAN LIMBAH RADIOAKTIF PADAT HEPA FILTER MENGGUNAKAN METODE REDUKSI VOLUME DAN IMOBILISASI DENGAN MATRIK SEMEN. Telah dilakukan pengolaban limbah radioaktif padat yang berupa HEPA filter dengan metode reduksi volume dan kondisioning dengan matrik semen. Limbah tersebut berasal dari fasilitas nuklir di lingkungan BATAN. Tujuan dari pengolahan adalah untuk reduksi volume dan pengungkungan unsur radioaktif dalam limbah sehingga lebih aman dan selamat dalam penyimpanannya di Interim Storage. Alat reduksi volume yang digunakan adalah kompaktor hidrolik dengan gaya tekan 600 kN. Proses pengolahan dilakukan dengan cara limbah HEPA filter diletakkan dalam drum 100 liter kemudian dipres dalam drum 200 liter yang bagian dasarnya telab berisi batu koral diameter 5 cm, satu drum 200 liter memuat antara 6 - 9 drum 100 liter. Drum 200 liter yang sudah berisi limbah terkompaksi diberi batu koral berdiameter 2,5 cm kemudian dikondisioning dengan adonan semen. Dosis paparan kontak wadah limbah sebelum diolah antara 0,54 - 110 µSv/jam dan setelah diolah menjadi 0,12 - 0,48 µSv/jam. Bulk density dari drum 200 liter hasil sementasi antara 2 140 - 2360 kg/m3 di atas batas minimal yang diijinkan oleh IAEA (IAEA ρ=1700 - 2500 kg/m3). Hasil olah limbah radioaktif padat adalah 141 drum 100 L dan direduksi volumenya dalam 16 drum 200 L, besarnya reduksi volume 71,23 %.
SISTEM MONITORING ALARM DAN KENDALI JARAK JAUH POMPA TANGKI LIMBAH RADIOAKTIF CAIR BERBASIS SMS
No full textSISTEM MONITORING ALARM DAN KENDALI JARAK JAUH POMPA TANGKI LIMBAH RADIOAKTIF CAIR BERBASIS SMS. Tangki Limbah Radioaktif Cair di Pusat Radioisotop dan Radiofarmaka (PRR) - BATAN memerlukan sistem level alarm yang terkoneksi dengan peralatan pribadi operator agar potensi banjir akibat meluapnya Tangki Limbab Cair dapat dihindari. Salah satu fitur yang dewasa ini dapat digunakan adalah SMS. Tidak hanya level alarm yang digunakan untuk melakukan monitoring melalui SMS. tetapi pompa tangki juga dapat dikendalikan melalui SMS. Sensor yang digunakan untuk mengukur level limbah radioaktif cair adalah Ultrasonic rangefinder, data level tersebut diakuisisi oleh mikrokontroler dengan setting alarm level tertentu. Alarm tersebut melalui RMC akan mengirimkan SMS ke operator. Selanjutnya pompa akan dioperasikan secara otomatis atau operator juga dapat melakukan kendali pompa dengan mengirimkan SMS ke RMC.Kata kunci: Monitoring. alarm kendali, tangki limbah, mikrokontroler, SM
KAJIAN WAKTU TUTUP DAN KEBOCORAN TIGHT DAMPER ISOLATION
No full textKAJlAN WAKTU TUTUP DAN KEBOCORAN TIGHT DAMPER ISOLATION. Makalah ini mengkaji permasalahan materi pengujian katup tight damper isolation dalam proses kegiatan perawatan sistem ventilasi gedung reaktor RSG-GAS. Kajian ini dilakukan dalam rangka memperbaiki prosedur perawatan pengujian katup damper berdasarkan kaidah manfaat dan keselamatan operasi reaktor. Untuk menjamin keselamatan operasi telah disusun suatu program perawatan yang telah dibakukan didalam LAK reaktor RSG-GAS, dan ketentuan tersebut harus dilaksanakan oleh penguasa instalasi. Didalam LAK terdapat ketentuan untuk melakukan uji waktu tutup dan uji kebocoran udara pada tight damper isolation gedung, sementara dari prosedur perawatan yang ada hanya petunjuk untuk melakukan uji buka dan tutup katup damper isolation, sehingga dibuat kajian untuk memperbaiki prosedur yang telah ada. Dari kajian diperoleh hasil babwa uji waktu tutup tidak diperlukan, tetapi yang diperlukan adalah prosedur perawatan motor damper dan pengujian laju kebocoran udara pada damper isolasi gedung reaktor RSG-GAS. Dengan adanya pengujian ini maka besarnya pelepasan zat radioaktif ke lingkungan dapat dikendalikan
ANALISIS BAHAN APRON SINTETIS DENGAN FILLER TIMBAL (II) OKSIDA SESUAI SNI UNTUK PPOTEKSI RADIASI SINAR-X
Full text linkANALISIS BAHAN APRON SINTESIS DENGAN FILLER TIMBAL (II) OKSIDA SESUAI SNI UNTUK PROTEKSI RADIASI SINAR-X. Telah dilakukan penelitian tentang bahan apron sintetis filler timbal (II) oksida untuk proteksi radiasi sinar-X sesuai dengan peraturan kepala BAPETEN No.8 tahun 2011 yang menyebutkan bahwa apron yang disediakan di unit radiologi diagnostik intervensional harus setara dengan 0,35 mm Pb atau 0,5 mm Pb. Pembuatan bahan apron sintetis berbahan dasar PVC dengan cara calendering dengan timbal (II) oksida sebagai filler dimaksudkan agar didapatkan apron yang memenuhi standar keselamatan, ringan, kuat dan nyaman digunakan serta memenuhi Standar Nasional Indonesia (SNI 1294-2009). Hasil pengujian menggunakan pesawat sinar-X Lorad LPX 200 STTN-BATAN dengan tegangan tabung sebesar 120 kV menunjukan bahwa koefisien atenuasi sampel adalah sebesar 0,25 mm-1 dan melalui perhitungan diketahui tebal bahan apron kulit sintetis filler PbO yang setara dengan pelat timbal murni Pb 0,5 mm adalah sebesar 3,425 mm dengan daya serap sebesar 57,52% dan memenuhi pengujian kuat tarik dan kemuluran bahan sesuai SNI 1294-2009
PERANCANGAN REAKTOR BATCH UNTUK PEMISAHAN PERAK DARI LARUTAN BEKAS PENCUCIAN FILM RADIOGRAFI
Full text linkPERANCANGAN REAKTOR BATCH UNTUK PEMISAHAN PERAK DARI LARUTAN BEKAS PENCUCIAN FILM RADIOGRAFI. Penelitian ini dilakukan untuk menentukan kinetika proses pelarutan dan desain reaktor batch. Fixer bekas menjadi masalah dikarenakan pada fixer bekas mengandung logam Ag yang termasuk logam berat dan digolongkan limbah B3.Namun selain fixer bekas tergolong dalam limbah B3, logam Ag yang terkandung pada fixer bekas juga mempunyai nilai ekonomis karena tergolong logam mulia. Oleh karena itu, dilakukan perancangan reakotr batch untuk untuk mengurangi masalah limbah di lingkungan. Metode untuk menentukan konstanta kinetika pada proses pelarutan adalah melarutkan Ag2S dan HNO3, diaduk dan dipanaskan pada suhu 90OC konstan dengan memvariasikan waktu pengadukan. Nilai konstanta kinetika proses Pelarutan Adalah 0,216/menit. Berdasarkannilai konstanta knetika yang diperoleh, dapat dihitung rancangan reaktor batch pada proses pertukaran logam untuk kapasitas 99 L/bulan sebesar D = 45 cm, H = 68cm, t = 0,35 cm, P = 0,76watt, dan pada proses pelarutan adalah D = 44 cm, H = 66cm, t = 0,33 cm, P =42,29watt
IDENTIFIKASI KETIDAKSTABILAN SPEKTROMETER GAMMA RSC-GAS DAN CARA MENANGGULANGINYA
Full text linkIDENTIFIKASI KETIDAKSTABlLAN SPEKTROMETER GAMMA RSG-GAS DAN CARA MENANGGULANGINYA. Telah dilakukan identifikasi ketidakstabilan spektrometer gamma RSG-GAS dan cara menanggulanginya. Spektrometer gamma adalah salah satu peralatan proteksi radiasi yang dimiliki oleh RSG-GAS, yang digunakan untuk menganalisis kandungan nuklida yang terdapat dalam air primer, limbah cair dan udara. Keberadaan alat ini merupakan tanggung jawab Sub Bidang Pengendalian Daerah Kerja (PDK), karena sesuai dengan salah satu tusi PDK yaitu melakukan pengelolaan laboratorium proteksi radiasi. Setelah dioperasikan selama 26 tahun alat ini terkadang penunjukkannya tidak stabil, dan tidak representatif. Oleh karena itu perlu dilakukan identifikasi permasalahan spektrometer gamma RSG-GAS dan dicari cara penanggulangannya agar diketahui secara pasti kemampuan kinerjanya. ldentifikasi dilakukan dengan cara melakukan pemeriksaan hardware, software dan diikuti dengan pengukuran sampel dua sumber standar. Berdasarkan hasil identifikasi yang di lakukan dapat diketahui bahwa penyebab ketidakstabilan spektrometer gamma RSG-GAS adalah karena sering terlambat dalam melakukan pendinginan dan melemahnya unjuk kerja amplifier. Setelah pendinginan selalu dikondisikan dengan baik dan dilakukan penggantian terhadap amplifier maka spektrometer gamma RSG-GAS berada dalam kondisi normal kembali.llmu dan Kata kunci : ldentifikasi dan ketidakstabilan, spektrometer gamma, RSG-GA
METODE ANALISIS FISIKOKIMIA PADA BAHAN BAKAR U3SI2-AL DENSITAS 4,8 GU/CM3 PASCA IRADIASI
Full text linkMETODE ANALISIS FISIKOKIMIA PADA BAHAN BAKAR U3Si2-Al DENSITAS 4,8 gU/cm3 PASCA IRADIASI. Untuk melakukan uji PIE (Post Irradiation Examination) khususnya analisis fisikokimia terhadap PEB U3Si2-Al dengan densitas 4,8 gU/cm3 pasca iradiasi telah dilakukan beberapa pembakuan metode. Pembakuan metode yang dilakukan antara lain metode penentuan distribusi hasil fisi, pemotongan, pelarutan PEB, sedangkan untuk pemisahan dan analisis isotop hasil fisi khususnya 134Cs/137Cs, serta heavy element isotop U dan Pu masih perlu dilakukan pengkajian. Tujuan penelitian ini adalah untuk mendapatkan parameter distribusi isotop hasil fisi, pemisahan dan analisis isotop hasil belah Cs dari isotop U dan Pu di dalam PEB U3Si2-Al densitas 4,8 gU/cm3 pasca iradiasi dengan burn up. Pembakuan metode dilakukan berdasarkan metode ASTM dan hasil penelitian terhadap PEB U3Si2-Al dengan densitas 2,96 gU/cm3 pasca iradiasi. Analisis fisikokimia yang dilakukan terhadap PEB U3Si2-Al dengan densitas 2,96 gU/cm3 diperoleh kandungan isotop 137Cs sebesar 0,000753 g/g sampel, isotop 235U sebesar 0,032839 g/g sampel dan 239Pu 0,0000109 g/g sampel. Kandungan isotop di dalam PEB U3Si2-Al densitas 2,96 gU/cm3 digunakan untuk perhitungan burn up. Metode yang diperoleh siap digunakan untuk analisis fisikokimia terhadap PEB U3Si2-Al densitas 4,8 gU/cm3 pasca iradiasi setelah pelaksanaan uji non destructive test, NDT selesai dilakukan di reaktor
EKSTRAKSI DAN STRIPPING THORIUM DARI RAFINAT HASIL EKSTRAKSI URANIUM MONASIT BANGKA
No full textEKSTRAKSI DAN STRIPPING THORIUM DARI RAFINAT HASIL EKSTRAKSI URANIUM MONASIT BANGKA. Pusat Teknologi Bahan Galian Nuklir – Badan Tenaga Nuklir Nasional (PTBGN- BATAN) yang bekerja sama dengan PT Timah mengimplementasikan penelitian pengolahan monasit menjadi logam tanah jarang ke dalam skala pilot plant 50 kg/hari. Kegiatan tersebut menghasilkan limbah berupa unsur radioaktif seperti uranium dan thorium. Thorium merupakan alternatif pengganti bahan bakar uranium. Agar dapat dijadikan bahan bakar nuklir maka perlu dilakukan pemisahan thorium. Salah satu metode pemisahan adalah ekstraksi-stripping. Ekstraksi-stripping thorium dilakukan menggunakan rafinat ekstraksi uranium pada limbah pengolahan monasit. Solven yang digunakan dalam ekstraksi yaitu TBP dan dalam stripping yaitu HNO3 encer. Berdasarkan penelitian tersebut diperoleh bahwa semakin tinggi keasaman umpan maka rekoveri dan koefisien distribusi thorium semakin meningkat serta semakin tinggi konsentrasi HNO3 maka rekoveri semakin menurun dan koefisien distribusi thorium semakin meningkat. Ekstraksi pada waktu 15 menit, pH umpan 0,09, TBP/kerosin 50/50, dan perbandingan A/O = 1/1 memberikan koefisien distribusi sebesar 13,80 dengan rekoveri ekstraksi sebesar 93%. Stripping pada waktu 15 menit, konsentrasi HNO3 0,1 N, dan perbandingan A/O = 1/1 memberikan koefisien distribusi 1,57 dengan rekoveri sebesar 38,92%. Jika rekoveri thorium ingin ditingkatkan menjadi 95% maka dibutuhkan 2 stage ekstraksi pada perbandingan A/O 1/1, 8 stage stripping pada perbandingan A/O 2/1, dan 5 stage stripping pada perbandingan A/O = 3/1