Buletin Limbah
Not a member yet
60 research outputs found
Sort by
BEBERAPA ASPEK PENTING PADA STUDI MIGRASI RADIONUKLIDA KE LINGKUNGAN
No full textPenyimpanan limbah radioaktif secara umum dikonotasikan sebagai penempatan paket-paket limbah pada suatu badan batuan, dimana hal ini akan memberikan implikasi adanya kemungkinan berpindahnya radionuklida dari fasilitas penyimpanan ke lingkungan. Untuk itu disekeliling fasilitas penyimpanan diberi suatu sistem penghalang yang berlapis. Adanya sistem penghalang berlapis disekeliling paket limbah dimaksudkan untuk meminimalkan adanya kemungkinan berpindahnya radionuklida dari fasilitas penyimpanan ke lingkungan. Keberhasilan suatu sistem penyimpanan limbah untuk menahan besarnya potensi radionuklida berpindah ke lingkungan merupakan concern dari sistem tersebut. Perpindahan radionuklida ke lingkungan merupakan sesuatu yang tidak diharapkan karena akan menciptakan potensi bahaya bagi lingkungan dan pada khususnya ke manusia. Suatu sistem penghalang dibuat sebagai media untuk mentransformasikan beragam radionuklida untuk meluruh ke bentuk yang lebih stabil sebelum radionuklida tersebut dapat mencapai lingkungan hidup sekitarnya. Amerika yang kebijakan dan teknologi penyimpanan limbah radioaktifnya telah lebih mapan mencontohkan bahwa pengaturan suatu potential site untuk kegunaan penyimpanan limbah radioaktif akan didasarkan pada [1]
PENENTUAN TARIF DISMANTLING PERALATAN NUKLIR
Get PDFTarif dismantling peralatan nuklir ditentukan berdasarkan pada biaya orang, peralatan dan bahan serta tingkat risiko dan tingkat kesulitan selama proses dismantling. Tingkat risiko dan kesulitan dismantling ini secara umum dan ringkas dapat dikelompokkan berdasarkan dua kategori: 1. Aktivitas sumber atau peralatan yang akan didismantling 2. Tingkat kesulitan/posisi alat terha-dap pekerja Secara umum semakin besar aktivitas sumber atau semakin jauh posisi alat dari pekerja, maka berturut-turut semakin tinggi pula tingkat risiko dan tingkat kesulitan pengerjaannya
PENGELOLAAN LIMBAH RADIOAKTIF CAIR PEMBANGKIT LISTRIK TENAGA NUKLIR 1000 MW. Kebanyakan Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN) menyediakan tempat sistem pengumpulan dan penyimpanan limbah untuk menangani limbah selama operasi reaktor. Bermacam teknik dan
No full textPENGELOLAAN LIMBAH RADIOAKTIF CAIR PEMBANGKIT LISTRIK TENAGA NUKLIR 1000 MW. Kebanyakan Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN) menyediakan tempat sistem pengumpulan dan penyimpanan limbah untuk menangani limbah selama operasi reaktor. Bermacam teknik dan teknologi reduksi volume diterapkan dengan baik pada PLTN. Limbah radioaktif cair yang dilepas ke lingkungan harus sangat rendah dan lebih rendah dari batas yang ditentukan oleh badan regulasi. Limbah cair diolah dengan cara evaporasi, penukar ion, membarn dan pengendapan selanjutnya konsentrat disimpan dalam penyimpanan sementara. Sludge limbah radioaktif dikumpukan dalam tangki koleksi, tangki sedimen dan sumpit. Konsentrat evaporator bersama dengan resin bekas dari pengolah pendingin reaktor di simpan dalam tangki stainless steel dalam gedung bantu. LIQUID RADIOACTIVE WASTE MANAGEMENT AT NUCLEAR POWER PLANT 1000 MW. Most of the NPP generally were provided with waste collection and storage systems to accommodate lifetime arising of NPP operation. Source reduction techniques and technologies are well known and implemented to varying degrees at most nuclear plants. Liquid radioactive releases into the environment were to be kept very low, generally significantly lower than regulatory guidelines. Liquid waste was treated by evaporation, ion exchanger, membrane reverse osmosis and precipitacion furthermore concentrates were stored at the interim storage. Radioactive sludges exist mainly in drain collection and sedimentation tanks or sumps. The evaporator concentrates, together with spent ion exchange resins from coolant treatment, were planned to be stored in stainless steel tanks in the auxiliary building
KONSENTRASI GAS RADON DI PERMUKAAN TANAH DI DAERAH PPTN SERPONG DAN PUSPIPTEK
Get PDFPengukuran konsentrasi radon dipermukaan tanah di daerah PPTN dan Puspiptek Serpong telah dilakukan. Tujuan penelitian ini adalah untuk mengetahui konsentrasi radon di permukaan tanah di daerah PPTN dan Puspiptek Serpong. Pengukuran konsentrasi aktivitas gas radon dilakukan pada pagi hari (jam 6.00-7.00) dan siang hari (jam 12.00-13.00). Hasil yang diperoleh konsentrasi gas radon rerata di permukaan tanah di daerah PPTN pada pagi hari sebesar 538.50 Bq/m3 dan pada siang hari (jam 12.oo-13.oo) sebesar 749.25 Bq/m3 , sedangkan di daerah Puspiptek pada pagi hari (jam 6.00-7.00) rerata sebesar 705.08 Bq/m3 dan pada siang hari rerata sebesar 783.61 Bq/m3. Konsentrasi gas radon di permukaan tanah di daerah PPTN Serpong untuk stasiun RO1, RO2, RO3, RO4 dan di daerah Puspiptek di stasiun PO1, PO2, PO3 rendah pada pagi hari tinggi pada siang hari, kecuali di stasion PO2 di daerah Puspiptek pagi hari lebih tinggi daripada siang hari. Konsentrasi gas radon di permukaan tanah di daerah PPTN tidak menunjukkan perbedaan yang nyata dengan daerah Puspiptek dan berbeda nyata dengan daerah Cepu, Cirebon, Prabumulih pada taraf kepercayaan 90%. Investigation time was done in the morning and the afternoon. The results of average radon gas concentrations in surface soil at the PPTN Serpong areas in the morning was 538.50 Bq/m3 and in the afternoon was 749.25 Bq/m3. At the Puspiptek area in the morning was 705.08 Bq/m3 and in the afternoon was 783.61 Bq/m3. The radon gas concentrations in surface soil for RO1, RO2, RO3, RO4 stations at the PPTN Serpong and for PO1, PO3, PO4 stations at the Puspiptek areas in the morning more smaller if compared to the afternoon, except for PO2 station at the Puspiptek areas in the morning more bigger if compared to the afternoon. The averages radon gas concentrations in surface soil at the PPTN Serpong areas if compared to the Puspiptek areas is not difference, and significant difference if compared to the other areas like Cepu areas, Prabumulih areas, Cirebo
DATA HASIL PENGELOLAAN LIMBAH RADIOAKTIF DI PUSAT TEKNOLOGI LIMBAH RADIOAKTIF SAMPAI DENGAN TAHUN 2007
Get PDFDATA HASIL PENGELOLAAN LIMBAH RADIOAKTIF DI PUSAT TEKNOLOGI LIMBAH RADIOAKTIF SAMPAI DENGAN TAHUN 2007. Menurut Undang-Undang No. 10 Tahun 1997 tentang ketenaganukliran, pelaksanaan pengelolaan limbah radioaktif dilakukan oleh Badan Tenaga Nuklir Nasional (BATAN), dan selanjutnya melalui Peraturan Kepala BATAN No. 123/KA/VIII/2007 tentang Rincian Tugas Unit Kerja di Lingkungan BATAN, tugas pokok Pusat Teknologi Limbah Radioaktif (PTLR) adalah melaksanakan pengelolaan limbah radioaktif. Pelaksanaan kegiatan tersebut memerlukan data limbah radioaktif sebagai acuan untuk tindak lanjut pengolahannya maupun untuk pemantauan kondisi limbah pada penyimpanannya, agar aman bagi manusia dan lingkungan. Data limbah radioaktif diperoleh dengan mengumpulkan formulir lembar isian pengelolaan limbah kemudian mencatatnya dalam log book dan dibuat data base-nya dalam program excell sesuai dengan jenis limbahnya sehingga didapatkan rekapan data limbah sesuai dengan jenisnya. Sampai dengan tahun 2007 limbah radioaktif yang dikelola oleh PTLR terdiri dari limbah konsentrat yang disementasi dalam shell beton 950 L berjumlah 19 buah, limbah semi cair yang disementasi dalam shell beton 950 L berjumlah 64 buah, limbah padat dalam drum 200 L hasil pengolahan secara kompaksi berjumlah 291 buah, limbah padat dalam drum 200 L hasil pengolahan sementasi langsung berjumlah 352 buah, shell drum 200 L yang berisi LTSS (Long Term Shield Storage) hasil kondisioning sumber bekas radium berjumlah 11 buah, sumber bekas non radium yang diterima oleh PTLR berjumlah 558 buah, shell drum 200 L berisi sumber bekas berjumlah 19 buah, penangkal petir yang diterima berjumlah 63 buah, dan sumber bekas jarum radium yang diterima berjumlah 464 buah. DATA OF RADIOACTIVE WASTE MANAGED BY RADIOACTIVE WASTE TECHNOLOGY CENTER UNTIL 2007. Based on the State Rules No. 10/1997 about nuclear energy, the treatment process of radioactive waste has been conducted at National Nuclear Energy Agency, as follow up by the decree of BATAN Chairman No. 123/KA/VIII/2007, one of RWTC task is to manage the radioactive waste. This activity needs data of radioactive waste as base for handling process and control of waste condition in storage according to the safety for humans and environment. This activity was done by collecting data form sheets of waste management then written in the log book and made the data base in excell programme according to waste character so a list of waste data was obstained. Data summary of the waste managed by RWTC until 2007 are concentrated waste packages from cementation process were 19 concrette shells 950 L, semi liquid waste packages from cementation process were 64 concrette shells 950 L, solid waste packages from compaction process were 291 drums 200 L, solid waste packages from direct cementation process were 352 drums 200 L, LTSS for conditioning radium spent source were 11 shell drums 200 L, non radium spent source were 558 pieces, shell drum 200 L to contain spent source were 19 pieces, lighting rod were 63 pieces, and radium spent source were 464 pieces
PERSONAL DOSE DATABASE SOFTWARE FOR EXTERNAL EXPOSURE
Get PDFPERSONAL DOSE DATABASE SOFTWARE FOR EXTERNAL EXPOSURE. The ERDBase software for external radiation dose database has been made using Borland Delphi 5.0 programming language. The software is proven to be efficient in utilizing memory. It has been tested for workers in the Safety and Environment Division of the Radioactive Waste Management Development Center. Using this software, one can save a large memory and increase service quality in personal dose management
PENGELOLAAN BAHAN BAKAR BEKAS REAKTOR NUKLIR
No full textDalam menghadapi kemungkinan pengelolaan bahan bakar bekas reaktor dalam waktu dekat maupun dalam jangka panjang, untuk reaktor pembangkitan daya listrik, maka perlu dipahami perkembangan teknologi pengelolaan bahan bakar bekas. Sementara itu, kebijaksaan Pemerintah Indonesia dalam aplikasi teknologi nuklir sampai saat ini masih menganut siklus bahan bakar nuklir secara terbuka, artinya, bahan bakar bekas yang keluar dari reaktor nuklir setelah digunakan tidak akan dikenai olah ulang kembali untuk diambil uranium dan plutoniumnya, tapi dikembalikan ke negara asal bahan bakar atau disimpan sementara sambil menunggu proses penyimpanan lestari. Kebijaksanaan ini kemungkinan akan dianut dalam jangka panjang mengingat dari segi teknis penanganan instalasi olah ulang bahan bakar bekas serta pengelolaan limbah aktivitas tinggi sebagai hasil sampingnya sangat kompleks. Di samping itu faktor ekonomi dan politik saat ini dan kemungkinan beberapa dekade ke depan akan memberatkan Indonesia
PEMELIHARAAN INSTALASI PENYIMPANAN LIMBAH RADIOAKTIF
No full textPEMELIHARAAN INSTALASI PENYIMPANAN LIMBAH RADIOAKTIF. Perawatan atau pemeliharaan merupakan kegiatan yang bertujuan untuk menjaga kinerja dari suatu peralatan atau sistem peralatan agar dapat bekerja atau berfungsi sesuai dengan yang diharapkan. Untuk proses pemeliharaan suatu peralatan dipengaruhi banyak faktor, diantaranya faktor umur dari peralatan itu sendiri, faktor lingkungan dan cara pengoperasian peralatan tersebut.. Alasan utama sistem perawatan terencana yaitu untuk melindungi investasi dana pada peralatan, prasarana, gedung, agar digunakan lebih lama, menjamin investasi, mencegah kesia-siaan alat, suku cadang dan bahan. Selain itu juga menjamin informasi yang memadai dalam pemeliharaan, juga evaluasi bagi perencanaan pengadaan dan anggaran yang pada hasilnya untuk menjamin hasil yang lebih baik, baik untuk keamanan instalasi itu sendiri maupun untuk keamanan lingkungan. Maka telah dilakukan perbaikan-perbaikan pada instalasi penyimpanan sementara limbah radioaktif berupa perbaikan pintu dorong pada interime storage 1 (IS-1), pengecatan gedung agar terlihat rapi dan bersih serta pemasangan beberapa buah exhaust fan dalam ruangan penyimpanan dengan tujuan agar bisa mendapatkan sirkulasi udara yang bersih dalam ruangan penyimpanan pada saat melakukan penataan wadah-wadah limbah. Selain itu dilakukan pemanasan alat-alat pada instalasi penyimpanan sementara dan pemanasan exhaust fan di PSLAT. MAINTENANCE OF RADIOACTIVE WASTE STORAGE INSTALATION. Maintenance is an activity conducted to maintain performance of equipment or equipment system in order to keep them work or functionalized as expected. The process of maintenance of equipment is affected by many factors, such as life time of the equipment, environment and method of operation of the equipment. In accordance to that, several repairs of temporary storage of radioactive waste been done, such as repairs of sliding door at interim storage (IS-1), pain job of building to keep it tidy and clean and installation of several exhaust fans within the building to obtain clean air circulation in storage room within the building during arrangement of waste containers. The main reason for programmed maintenance system is to protect budget investment on the equipment, facilities, building, to prolong life time, as well as to guarantee sufficient information in maintenance, to evaluate procurement and budgeting program. The expected final result is to guarantee better result, in accordance with installation and environment safety
PENGARUH LIMBAH KARBON AKTIF Cs-137 TERHADAP KERAPATAN DAN KUAT TEKAN BETON LIMBAH
Get PDFPENGARUH LIMBAH KARBON AKTIF Cs-137 TERHADAP KERAPATAN DAN KUAT TEKAN BETON LIMBAH. Telah dilakukan optimasi perbandingan limbah karbon aktif : semen terhadap uji kerapatan dan kuat tekan hasil imobilisasi karbon aktif – semen. Ukuran butir karbon aktif yang digunakan adalah –40/+50 sampai –60/+70 mesh. Variasi kandungan limbah antara 10 – 90 % berat, dengan dimensi 46 mm diameter dan 50 mm tinggi. Uji kualitas hasil imobilisasi dilakukan dengan menggunakan cara Paul Weber, sedangkan densitas ditentukan dengan cara menimbang dan mengukur volume sample. Tujuan dari penelitian ini adalah mempelajari pengaruh ukuran butir limbah karbon aktif terhadap kerapatan dan kuat tekan, sehingga diperoleh ratio komposisi matriks dan limbah yang optimal. Hasil percobaan menunjukkan bahwa hasil optimal diperoleh pada saat kandungan limbah 50 % berat dengan ukuran butir -50/+60 mesh. Hasil uji tekan menunjukkan densitas optimal adalah 1,7543 g/cm3 dengan kuat tekan 24 N/mm2. The EFFECT OF spent activated carbon Cs-137 TO the density and compression strength of cemented waste. Optimation of spent activated carbon: cement ratio to density and compression strength test of cemented – activated carbon immobilization result has been done. Used particle size of activated carbon was -40/50+ to -60/70+ mesh. Waste contain were varied to 10 – 90 % weight with dimension 46 mm (dia) and 50 mm (h). Quality test of immobilization results were done by using Paul Weber method, while their densities were determined by weighing and volume measurement of sample. Objective of the experiment is to study the effect of particle size activated carbon waste to the density and compression strength, so the optimum ratio of matrix composition and waste loading have been obtained. The result showed that optimum results were obtained on 50 % weight of waste contain with particle size -50/60+ mesh. Compressive strength test result indicated that optimum density was 1.7543 g/cm3 with compressive strength 25 N/mm2
ANALYSIS OF RADIONUCLIDE IN SURFACE SOIL SAMPLE
No full textRadioactive effluent that released to environment may influence the population externally and internally. In order to protect population from the impact of radiation hazard, environmental radionuclide concentration must be monitored periodically. Analysis of radionuclide in surface soil sample is one of the environmental radionuclide monitoring programs task. Analyze of radionuclide that contain in surface soil sample from Higashi Ishikawa sampling point have been done. The analysis results show insignificant difference compared with theoretical estimations and the average of JAEA’s previous data. Radioactive effluent may be discharge to either the atmospheric or the aquatic environment. Radionuclide discharged to the atmosphere is dispersed due to normal atmospheric mixing processes. As they travel downwind, they irradiate the population externally and internally, the latter due to the inhalation of radionuclide from atmosphere. During their transport downwind radionuclide may be deposited from the atmosphere by impaction with the underlying surface or due to rain fall. This transfer onto land surface may lead to further irradiation of people by three important routes: external irradiation from deposited activity, internal irradiation from inhalation of re-suspended activity and ingestion of contaminated food. Liquid radioactive effluent may be discharged to fresh water (principally rivers), estuaries or marine environment. Radionuclide discharged to river is dispersed due to general water movement and sedimentation processes. The principal routes leading to the irradiation of people are external irradiation from sediment and internal irradiation due to ingestion of drinking water and food derived from the river, water used for irrigation of crops and pasture [1]. Man-made radionuclide was released into the environment trough nuclear weapons testing during the 1950’s and 1960’s mainly. The maximum annual deposition of 90Sr and 137Cs were recorded in 1963. After that the deposition of radionuclide from atmosphere decreased, however, most radionuclide that were deposit on land has been retained in surface soil layers. Obtaining the migration rates of radionuclide in the surface soils layer and the transfer factor of the radionuclide from soils to the crops are very important for radiation dose estimation [2]. Environment and peoples must be protected from the impact of radiation hazard. For this reason, environmental radionuclide concentration must be monitored periodically. Radionuclide that contained in atmosphere, surface soil, river water, food stuff, seawater, etc. can be known by some analytical methods and procedures. Sampling for surface soils and food stuffs (leafy vegetables, polished rice and milk) were done at observation area and reference area. Observation area is monitoring area under five kilometers radius from JAEA nuclear facilities. Reference area is area outside of observation area that monitored in order to take comparing data. Sampling for near shore seawater was done at four sampling points. Two sampling points are located at north from JAEA, i.e. Kujihama (6.5 km) and Toyoura (23 km). Two others sampling points are located at south from JAEA, i.e. Ajigaura (6.5 km) and Otake (27.5 km). Sampling for offshore seawater and seabed sediment were done using Seikai monitoring ship. Seafood stuff is bought from fisherman. On this paper, discussion is limited on analysis of radionuclide in surface soil sample from Higashi Ishikawa sampling point. Surface soil sample from Higashi Ishikawa sampling point have been analyzed. There are three analytical methods for analysis of radionuclide in surface soil sample, i.e. gamma spectrometry analysis for 137Cs, oxalate precipitation for 90Sr analysis and ion exchange for 239,240Pu analysis. The analysis results are compared with JAEA’s previous data and also compared with theoretical estimation using data from UNSCEAR 2000 REPORT [3]