Buletin Limbah
Not a member yet
60 research outputs found
Sort by
AN INTRODUCTION TO RADIOACTIVITY IN THE MARINE ENVIRONMENT
No full text1. Introduction Awareness of exposure to natural radioactivity and its technological enhancement in marine systems is growing. However, common misconceptions are the association of radioactive discharges only with the nuclear industry and that radioactivity is somehow unnatural. Environmental radioactivity is a natural occurrence, it was the combination of nuclear reactions and radioactivity that created all matter and variations in the stability of nuclides determined which elements are abundant and which are rare in the universe. Of the more than 5000 atoms (nuclides) known, about 95% are radioactive - they are the norm rather than the exception. Virtually all materials and environments on our planet are both radioactive and naturally exposed to ionising radiation. The energy from nuclear decay powers major geological changes on the Earth, such as internal convection cycles, earthquakes, volcanic activity and continental drift. Natural radioactivity triggers and catalyses key stages in the evolution of life and fusion reactors, such as our sun, provide the essential energy to our planet in the form of light and heat which regulates climate
PENGARUH pH TERHADAP PENGENDAPAN STRONSIUM-90 DALAM CONTOH URIN
Get PDFPENGARUH pH TERHADAP PENGENDAPAN STRONSIUM-90 DALAM CONTOH URIN. Pada penelitian ini telah ditentukan pengaruh pH terhadap pengendapan strontium-90 dalam contoh urin. Stronsium-90 adalah salah satu produk fisi yang jika masuk ke dalam tubuh manusia khususnya tulang sebagai organ kritis , dapat mengganggu kesehatan . Tujuan penelitian ini adalah untuk menentukan kondisi optimum pada pengendapan stronsium-90 dalam contoh urin pekerja radiasi. Pengendapan Sr-90 dilakukan dengan metode pengendapan pada berbagai pH melalui penambahan Ammonium Oksalat jenuh. Stronsium-90 diekstraksi dengan HDEHP, lalu diendapkan kembali dengan Ammonium Oksalat jenuh dan endapannya dicacah dengan - low back ground counter. Dari hasil percobaan yang dilakukan diperoleh hasil bahwa kondisi optimum untuk pengendapan Sr-90 adalah pada pH 3 dan kedapat ulangan yang diperoleh adalah 60,8 %. THE INFLUENCE OF pH TO PRECIPITATION OF STRONTIUM-90 IN URINE SAMPLE. In this experiment the influence of pH to the precipitation of Strontium-90 in urine sample has been carried out. Strontium-90 is a fission product and if it's entry to the human body, especially bone as critical organ can be the problem to the health. The aim of this experiment is to determine the optimum condition on precipitation of Strontium-90 in the urine sample of radiation worker. The precipitation of Strontium-90 by variation of pH, in saturated Ammonium Oxalate medium. Strontium-90 extracted with HDEHP and then precipitate again with saturated Ammonium Oxalate and the precipitate is counted by - low back ground counter. The results of the experiment was obtained that the optimum condition for precipitation of Strontium-90 is on pH 3 and recovery is 60,8
KALIBRASI ENERGI DAN PENENTUAN EFISIENSI SPEKTROMETER-γ DENGAN MENGGUNAKAN SUMBER STANDARD Eu-152
No full textKALIBRASI ENERGI DAN PENENTUAN EFISIENSI SPEKTROMETER-γ DENGAN MENGGUNAKAN SUMBER STANDARD Eu-152. Untuk analisis suatu sampel dengan metode spaktro-metri-, terlebih dahulu harus dilakukan kalibrasi terhadap alat tersebut. Standard Eu-152 sangat menguntungkan untuk dipakai sebagai kalibrator, karena radionuklida tersebut mempunyai jangkauan energi yang relatif lebar, yaitu 121–1408 keV. Oleh karena banyaknya puncak spesifik yang dapat dipakai untuk analisis maka radionuklida Eu-152 tersebut dikenal sebagai standard multi-gamma. Hasil dari pekerjaan kalibrasi dengan menggunakan standard Eu-152 didapatkan suatu persamaan efisiensi sbb: Eff = 1 / { 0.18873* E ^ ( 0.99545 ) }, dan besaran efisiensi dari energi terendah sampai energi tertinggi adalah antara: 0.0037 s/d 0.0214.Energy Calibration And Determination of Efficiency of a γ-Spectrometer by Using Eu-152 Standard Source. For analyzing a sampel with γ-spectrometry, the instrument sould be calibrated first. By using Eu-152 Standard is appropriate as a calibrator because it has a width energy range, 121 – 1408 keV. Eu-152 radionuclide known as multi-gamma standard, because it has many spesific peaks which can be used to analyze working. Efficiency Equation from calibration by using Eu-152 standard can be written as: Eff = 1 / { 0.18873* E ^ ( 0.99545 ) }, which has the range of efficiency equation between 0.0037 s/d 0.0214
PENGARUH UKURAN BUTIR LIMBAH KARBON AKTIF MENGANDUNG Cs-137 TERHADAP KERAPATAN DAN KUAT TEKAN SEMEN LIMBAH
No full textPENGARUH UKURAN BUTIR LIMBAH KARBON AKTIF MENGANDUNG Cs-137 TERHADAP KERAPATAN DAN KUAT TEKAN SEMEN 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. EFFECT of PARTICLE SIZE OF spent activated carbon CONTAINS 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 result indicated that optimum density was 1.7543 g/cm3 with compressive strength 25 N/mm2
STUDI PENGELOLAAN BAHAN BAKAR NUKLIR BEKAS PLTN JENIS PWR DAN BWR
No full textSTUDI PENGELOLAAN BAHAN BAKAR NUKLIR BEKAS PLTN JENIS PWR DAN BWR. Telah dilakukan studi tentang pengelolaan bahan bakar nuklir bekas sebagai upaya antisipasi bagi program pengoperasian PLTN di Indonesia. Dalam makalah ini diperkirakan kuantitas bahan bakar nuklir bekas (B2NB) yang ditimbulkan berdasarkan skenario pemenuhan kebutuhan energi listrik nasional, tingkat daya dan tipe PLTN kemudian dibahas alternatif pengelolaanya terkait dengan strategi daur bahan bakar nuklir yang akan dikembangkan. Data untuk perkiraan digunakan PLTN jenis Pressure Water Reactor (PWR) untuk tingkat daya 1.000 MWe. Dengan melakukan komparasi pengalaman negara-negara yang sudah mengoperasikan PLTN, ada empat strategi daur bahan bakar nuklir yang dapat dilakukan yaitu : direct disposal, reprocessing, DUPIC (Direct Use of Spent PWR Fuel In Candu) dan wait and see. Terkait dengan B2NB yang ditimbulkan ada empat alternatif pengelolaanya yaitu : penyimpanan sementara di lokasi reaktor (at the reactor/AR), disediakan fasilitas tersentralisasi jauh dari reaktor (away from reactor/AFR) tipe basah, disediakan AFR tipe kering atau mempersiapkan fasilitas reprocessing. Untuk kasus di Indonesia, metode pengelolaan B2NB secara AFR tipe basah adalah pilihan yang paling tepat jika yang akan dioperasikan adalah PLTN jenis PWR atau BWR. Kata kunci : pembangkit listrik tenaga nuklir, bahan bakar nuklir bekas THE STUDY OF MANAGEMENT SPENT FUEL FROM NPP’S PWR AND BWR TYPE. Management of spent nuclear fuel from Nuclear Power Plant (NPP) reactor had been studied to anticipate for program of NPP operation in Indonesia. In this paper the quantity of spent nuclear fuel (SNF) predicted. Data for the estimate used NPP type Pressure Water Reactor (PWR) 1.000 MWe and the SNF management overview base on the experiences of some countries that have NPP. There are four strategy nuclear fuel cycle which can be developed i.e : direct disposal, reprocessing, DUPIC (Direct Use of Spent PWR Fuel In Candu) and wait and see. And four alternative for SNF management that are : store in the reactor building (AR), make wet centralized storage AFR, make dry centralized storage AFR and prepare for reprocessing facility. For the Indonesian case, centralized facility of the wet type is recommended for PWR or BWR spent fuel. Keywords : nuclear power plant, spent nuclear fue
PENGOLAHAN LIMBAH SOLVENT ORGANIK DARI PROSES PEMURNIAN ASAMFOSFAT DENGAN METODE OKSIDASIBIOKIMIA
Get PDFPENGOLAHAN LIMBAH SOLVENT ORGANIK DARI PROSES PEMURNIAN ASAM FOSFAT DENGAN METODE OKSIDASI BIOKIMIA. Telah dilakukan percobaan pengolahan limbah “gunk” yang mengandung solven organik dari pemurnian asam fosfat melalui proses oksidasi biokimia. Limbah berupa campuran solven organik Di 2(ethyl hexyl) phosphoric acid (D2EHPA) dan tri octyl phosphine oxide (TOPO) dalam larutan kerosen yang mengandung asam fosfat, dikenai oksidasi biokimia menggunakan bakteri untuk mengkonversi zat organik sehingga tersuspensi, terflokulasi dan terendapkan oleh gaya gravitasi. Limbah yang memiliki kadar awal COD/BOD 26000/1820 ppm dan TSS 1000 ppm dioksidasi biokimia pada suhu kamar dalam reaktor volume 18,6 liter dengan variabel operasi pH 6, 6,5; 7 dan 7,5. Limbah cair ini diproses dengan bio-oksidasi menggunakan bakteri jenis Super Growth Bacteria (SGB) 102 yang merupakan campuran spesies bakteri mutan pseudomonas sp., bacillus sp., arthrobacter sp., dan aeromonas sp. dengan penambahan aerasi dan nutrisi nitrogen dan fosfor. Setelah bakteri menyesuaikan kondisi, sampel larutan diambil 2 jam sekali untuk dianalisa kandungan COD, BOD, dan TSS. Hasilnya menunjukkan bahwa kandungan COD dan BOD mengalami penurunan, selama 22 jam berturut-turut pada pH 6, 6,5; 7 dan 7,5 nilai COD/BOD adalah 765/6; 31/2,48; 3/0,24; 12/0,96. Pengurangan COD/BOD optimum dicapai pada kondisi operasi pH 7, dengan nilai 3/0,24 TREATMENT OF ORGANIC SOLVENT WASTE ARISING FROM PHOSPHORIC ACID PURIFICATION PROCESS BY BIO-OXIDATION METHOD. The experiment of treatment of the gunk waste containing organic solvent waste arising from phosphoric acid purification process by bio-oxidation method was performed. The liquid waste containing organic solvent of di-2-ethyl-hexyl phosphoric acid (D2EHPA), tri-octyl phosphine oxide (TOPO) and phosphoric acid on the kerosene solution was treated by bio-oxidation method using aerobic microorganism for degrading the biodegradable organic component on the solution to be suspended, flocculated, and precipitated by gravitation. The liquid waste contain of COD/BOD 26000/1820 ppm and TSS 1000 ppm was treated by bio-oxidation process on the room temperature in the reactor of 18.6 liter volume with the operation variables are pH 6; 6.5; 7, and 7.5. The liquid waste was processed by bio-oxidation using bacteria of Super Growth Bacteria (SGB) 102 which consist of species mixture of bacteria i.e. bacillus sp., pseudomonas sp., aeromonas sp., and arthrobacter sp. by addition of aeration and nutrition of nitrogen and phosphorus. After the adaptation of bacteria on the solution, the sampling of solution was performed every two hours for analyzing of COD, BOD, and TSS contains. The results showed that the COD/BOD decreasing during period of operation 22 hours, on the pH 6, 6.5, 7, and 7.5 the value of COD/BOD are 75/6, 31/2.48; 3/0.24 and 12/0.96 respectively. The optimum value for decreasing of COD/BOD is achieved on pH 7 with the value of COD/BOD is 3/0.24
PENGOLAHAN LIMBAH AKTIVITAS TINGGI DENGAN GELAS FOSFAT
No full textPENGOLAHAN LIMBAH AKTIVITAS TINGGI DENGAN GELAS FOSFAT. Limbah cair pelarut bekas bahan bakar nuklir teriradiasi dari Instalasi Radiometalurgi mempunyai tingkat aktivitas dan panas radiasi yang ditimbulkan tidak setinggi limbah cair aktivitas tinggi (LCAT) dari ekstraksi siklus I proses olah ulang. Umur limbah cair pelarut bekas bahan bakar nuklir lebih pendek dibandingkan LCAT dari proses olah ulang tersebut. Berdasarkan atas karakteristik limbah pelarut bekas bahan bakar nuklir, maka pengolahan atau imobilisasi limbah cair tersebut dapat dilakukan dengan gelas fosfat, walaupun gelas fosfat lebih korosif dan mengalami devitrifikasi pada suhu yang lebih rendah. Keuntungan gelas fosfat adalah dapat bercampur dengan unsur Mo dan titik leburnya lebih rendah dibanding gelas borosilikat. Campuran limbah simulasi berturut-turut 0, 15, 20, 25, dan 30 % berat dengan bahan pembentuk gelas fosfat 100, 85, 80, 75, dan 70 % berat dilakukan dalam crucibel porselin. Masing-masing campuran dipanaskan pada suhu 950 °C dalam crucibel platina selama 2,5 jam, kemudian lelehan gelas-limbah dituang kedalam crucibel grafit. Annealing dilakukan pada suhu 510 °C selama 2jam, kemudian didinginkan dengan laju 16,7 °C/jam sampai suhu kamar sehingga terbentuk gelas-limbah. Contoh gelas-limbah diuji lindih dengan alat Soxhlet pada 100 °C dan 1 atm selama 6 jam. Makin tinggi kandungan limbah makin tinggi laju pelindihannya. Hasil yang dipertimbangkan untuk imobilisasi adalah gelas-limbah dengan kandungan limbah 30 % berat. Kata kunci : limbah aktivitas tinggi, pelarut bekas, gelas-fosfat. TREATMENT OF HIGH LEVEL WASTE BY PHOSPHATE GLASS. Activity and radiation heat of liquid waste of irradiated nuclear fuel spent solvent from Radiometallurgy Installation is lower than high level liquid waste from the first cycle extraction of spent fuel reprocessing. The life time of spent solvent liquid waste is shorter than high level liquid waste from the reprocessing. Based on those characteristics of nuclear fuel spent solvent, so that treatment or immobilization of liquid waste can be conducted by phosphate glass, although phosphate glass more corrosive and lower in temperature devitrification. The advantage of phosphate glass are that it can be mixed with Mo element and it’s melting temperature is lower than borosilicate glass. The mixture of simulated waste with fraction are 0, 15, 20, 25, and 30 % weight and phosphate glass material are 100, 85, 80, 75, and 70 % weight respectively are conducted in the porcelain crucible. Each of the mixtures are heated at 950 °C in the platinum crucible for 2.5 hours. The molted waste-glass are poured in the graphite crucible, and then annealing are conducted at 510 °C for 2 hours, and then cooling rate are conducted with 16,7 °C/hour until room temperature, so that waste-glass are occured. The leaching of the waste-glasses sample are tested for with Soxhlet apparatus at 100 °C and 1 atm for 6 hours. The higher of waste loading, the higher of it’s leaching rate. The consideration for immobilization is the waste-glass with waste loading 30 % weight
PENGOPERASIAN SISTEM TATA UDARA INSTALASI PENGOLAHAN LIMBAH RADIOAKTIF
No full textPENGOPERASIAN SISTEM TATA UDARA INSTALASI PENGOLAHAN LIMBAH RADIOAKTIF. Telah dilakukan pengoperasian tata udara untuk mendukung proses pengolahan limbah radioaktif di Instalasi Pengolahan Limbah Radioaktif (IPLR). Kegiatan operasi bertujuan menjaga agar ruangan IPLR berada pada keadaan hampa parsial terhadap tekanan udara luar (negative pressure), membatasi kemungkinan adanya kontaminasi di dalam ruang dengan cara menghembuskan udara segar, dan pengolahan udara sebelum dibuang keluar IPLR. Kegiatan dilakukan dengan cara mengoperasikan dan merawat peralatan serta pengukuran paramater operasi. Hasil kegiatan diperoleh suhu daerah tipe A dibawah 25 oC, daerah tipe B dibawah 28 oC dan daerah tipe C dibawah 50 oC. Nilai kelembaman relatif daerah tipe A dan tipeB kurang dari 60 % dan tipe C lebih besar dari 60 %. Tekanan negatif sesuai standar persyaratan kecuali zona 4. Delapan HEPA filter mempunyai pressure drop diatas 105 daPa. OPERATION FOR ARRAGEMENT ATMOSPHERE RADIOACTIVE WASTE TREATMEN INSTALATION. Operation to arrange atmosphere to support radioactive waste treatment process in Radioactive Waste treatment installation. The activity for keeping in order room in partial vacuum condition to external atmosphere pressure, limits possibility that existence of contamination in space by the way with supply fresh air and processing of atmosphere before exit from Radioactive Waste Instalation. Activity is done by operating and maintenance equipments and measurement of operation parameter. Result of activity is obtained A type region temperature under 25 oC, B type region under 28 oC and C type region less than 50 oC. Relative humidity value of A type and B type region under 60 % and C type more than 60 %. Pressure drop 8 HEPA filter are more than 105 daPa PENDAHULUA
PENGELOLAAN LIMBAH SUMBER BEKAS RADIUM-226 BERASAL DARI RUMAH SAKIT DAN PATIR-BATAN
Get PDFPENGELOLAAN LIMBAH SUMBER BEKAS RADIUM-226 BERASAL DARI RUMAH SAKIT DAN PATIR-BATAN. Pemakaian Radium-226 di Indonesia telah dihentikan sehingga seluruh limbah sumber bekas Radium Ra-226 disimpan di Pusat Teknologi Limbah Radioaktif. Ra-226 mempunyai waktu paro 1600 tahun. Untuk mencegah lepasnya bahan radioaktif dan untuk meminimalkan paparan radiasi. Direkomendasikan bahwa pengungkungan sumber bekas dilakukan dengan enkapsulasi yang mempunyai tingkat integritas yang tinggi sehingga dapat mengatasi masalah emisi gas radon yang timbul dari peluruhan Ra-226 tersebut. Paparan radiasi harus seminimal mungkin dengan shielding yang tepat. Pengelolaan sumber bekas radium dilakukan dengan preparasi awal dan pengepakan, pengangkutan, kondisioning dan penyimpanan sementara. Limbah sumber bekas radium yang berasal dari Rumah sakit berupa jarum berjumlah 87 buah dan dikondisioning dalam 24 buah kapsul stainless steel ukuran kecil dan limbah dari PATIR-BATAN dikondisioning dalam kapsul besar. Kapsul – kapsul dimasukkan dalam 3 buah LTTS (Long TTAerm Storage Shield), untuk meminimalkan paparan radiasi dan memudahkan dalam penyimpanan LTTS dimasukkan lagi dalam shell drum 200 L. Paparan kontak dari shell drum no. 12, 13 dan 14 adalah 13,9 mRem/jam, 16,8 mRem/jam dan 2,37 mRem/jam sehingga lebih aman dalam penyimanpananya di Interim Storag
PENINGKATAN SISTEM PROTEKSI RADIASI KAWASAN NUKLIR SERPONG
Get PDFPENINGKATAN SISTEM PROTEKSI RADIASI KAWASAN NUKLIR SERPONG. Review proteksi radiasi di Kawasan Nuklir Serpong oleh Misi Ahli IAEA (International Atomic Energy Agency) pada akhir tahun 2006 digunakan untuk meningkatkan program proteksi radiasi fasilitas nuklir kawasan. Misi Ahli mereview dokumen, mengunjungi fasilitas dengan pengamatan dan diskusi teknis. Review menghasilkan sejumlah temuan dan rekomendasi baik untuk masing-masing fasilitas maupun berlaku untuk kawasan. Review di antaranya merekomendasikan pembentukan komite proteksi radiasi, standarisasi aturan proteksi radiasi antar instalasi di kawasan nuklir Serpong, penerapan nilai batas dosis internasional terkini, penerapan dose constraint, sasaran ALARA (as low as reasonably achievable) dan batas buangan (discharge limits). Sebagai tindak lanjut dilakukan koordinasi dengan bidang keselamatan sekawasan Serpong dan diinventaris operasional proteksi radiasi antar instalasi di kawasan nuklir Serpong. Sementara Komite Proteksi Radiasi tidak dapat dibentuk, kerjasama antar fasilitas tetap diteruskan untuk menindaklanjuti temuan dan rekomendasi yang dianggap penting untuk meningkatkan program proteksi radiasi fasilitas. Dari kerjasama dilaksanakan beberapa tindak lanjut yang disepakati bersama maupun yang hanya dilaksanakan oleh fasilitas terkait. Pada akhir November 2008 Misi Ahli IAEA kedua untuk mengevaluasi tindak lanjut temuan dan pelaksanaan rekomendasi 2006 dilaksanakan. Misi ini memperkuat rekomendasi sebelumnya agar dibentuk suatu Central Authority dalam mengkoordinasikan program proteksi radiasi kawasan. Misi Ahli juga prihatin (concerned) dengan masih adanya paparan berlebih ada pada pekerja dan mendesak usaha nyata penanggulangannya. Selain temuan dan rekomendasi, Misi juga menganjurkan tahapan untuk meningkatkan program proteksi radiasi yang terpadu untuk fasilitas di kawasan nuklir Serpong. Central Authority telah disetujui pimpinan untuk dibentuk dengan usulan nama Komisi Proteksi Radiasi Kawasan Nuklir Serpong dengan tugas membuat standar proteksi radiasi sekaligus mengawasi pelaksanaannya di fasilitas maupun kawasan. IMPROVING RADIATION PROTECTION SYSTEM FOR SERPONG NUCLEAR ESTABLISH¬MENT The Review of radiation protection at Serpong Nuclear Center conducted by Expert Mission of IAEA (International Atomic Energy Agency) in 2006 has been used to improve radiation protection program by nuclear facilities in the area. The mission reviewed some documents, visited facilities with observation and discussion. The Review results findings and recommendations for the facilities and the site. It recommended a radiation protection committee that develop a radiation protection system for all facilities in Serpong site and enforce it. It also recommended to implement recent international dose limitations, dose constraint, discharge levels and ALARA objectives. All the relevant representative facilities discussed the the follow-up of the findings and the recommendations. The committee can not be fulfilled but the representative agreed to take action on the recommendations and findings as they are important to improve facility radiation protection programs. On November 2008 the second expert mission for Review of Radiation Protection by IAEA was conducted. The mission was stressing the need of a Central Authority in radiation protection for Serpong. It also concerned with overdose to some workers and urged real effort to cope with. Some findings to some facilities and recommendations are given on the mission report. The report also suggests a basic schedule in steps to improve a unified radiation protection program for facilities in Serpong Nuclear Establishment. Chairman of BATAN (National Nuclear Energy agency) agreed to form the Central Authority with the proposed name as Radiation Protection Commission for Serpong Nuclear Establishment. The Commission is asssigned to establish a radiation protection standard for Serpong site and control its implementation