Buletin Limbah
Not a member yet
60 research outputs found
Sort by
OPTIMASI ALAT CACAH WBC ACCUSCAN-II UNTUK PENCACAHAN CONTOH URIN
Get PDFTelah dilakukan penelitian untukmengoptimalkan pemakaian alat cacah WBC ACCUSCAN-II dalampemantauan radiasi interna, yaitu untuk pencacahan radiasi gamma dalamcontoh urin. Untuk pencacahan contoh urin ini, alat cacah WBC dikalibrasidengan menggunakan sumber standar Eu-152 yang mempunyai energigamma dalam rentang 121,78 keV hingga 1408,00 keV. Sumber standar cairmempunyai konsentrasi aktivitas sebesar 210,20 kBq/500cc dan dimasukkandalam botol sampel plastik. Pencacahan dilakukan selama 600 detik denganjarak antara detektor dengan botol sumber bervariasi dari 15 cm hingga 30cm (rapat dinding WBC). Dari hasil analisis diperoleh data yangmenunjukkan bahwa hasil pengukuran pada jarak 15 cm dari detketor adalahyang terbaik, dengan fungsi kalibrasi energi adalah E(c) = -31,5 + 0,43c –3,96x10-5c2 + 6,34x10-9 c3 dan fungsi kalibrasi efisiensi adalah Ef(E) = -2,70 + 1,01E – 0,13E2. The WBC ACCUSCANII was calibrated using standard source of Eu-152 with gamma energy from 121.78 kev to 1408.00 keV. The Liquid standard source of Eu-152 has an activity concentration of 210.20 kBq/500 cc and it was placed in a plastic sample bottle. The source was counted for 600 seconds and was placed 15 cm to 30 cm from detector. The analysis results indicated that counting at 15 cm from detector yield is the best, and the energy calibration function is E(c)= -31,5 + 0,43c – 3,96x10-5c2 + 6,34x10-9 c3 and efficiency calibration i
DEKONTAMINASI HYPALON DAN NEPRENE GLOVES, PVC DAN BEMCOT TISSUE DENGAN MEDIATOR PERAK (II)
Get PDFTelah dilakukan dekontaminasi hypalon gloves, neoprene gloves, PVC dan bemcot tissue menggunakan sel oksidasi elektrokimia berskala laboratorium dengan kondisi anolit 0,05 M AgNO3/4 M HNO3, katolit 13 M HNO3, temperatur 20, 30 dan 40 0C, arus 10 amper dan kecepatan pengadukan 1000 rpm. Faktor dekontaminasi (FD) Hypalon gloves (chlorosulphonated polyethylene) dan pplyvinyl chloride (PVC) pada waktu elektorpisis sampai 180 menit, temperatur antara 30 oC – 40 oC adalah berkisar antara 100 – 200. Neoprene glove tidak dapat di dekontaminasi karena terjadi penggumpalan dan lengket satu sama lain. Beamcot tissue (cellulosic material) tidak dapat diaplikasikan untuk didekontaminasi karena telah terdekomposisi habis menjadi CO2 selama elektrolisis.The decontamination of Hypalon gloves, Neoprene gloves, PVC and bemcot tissue using a laboratory scale electrochemical oxidation cell were carried out under the condition of anolyte of 0,05 M AgNO3/4 M HNO3, catholyte of 13 M HNO3, temperature of 20, 30 and 40 0C, current of 10 A and stirring speed of 1000 rpm. The decontamination factor (DF) of Hypalon gloves (chlorosulphonated polyethylene) and polyvinyl chloride (PVC) at the electrolysis time until 180 minutes, temperature between 30 oC – 40 oC was about 100 – 200. Neoprene gloves might not suitable for this decontamination, because occurred the hump and adhesive on the surface among the neoprene glove sheets due to their partial decomposition which interferes the decontamination was observed. Bemcot tissue (cellulosic material) is inapplicable for this decontamination, because it was completely decomposed to be carbon dioxide during electrolysis
PERANCANGAN PEMBUATAN ALAT PENGANGKAT DRUM LIMBAH RADIOAKTIF AKTIVITAS TINGGI
No full textPERANCANGAN DAN PEMBUATAN ALAT PENGANGKAT DRUM LIMBAH RADIOAKTIF AKTIVITAS TINGGI. Rancangan alat pengangkat drum 60 liter dari bahan stainless steel di maksudkan untuk mengangkat atau memindahkan kemasan limbah dalam drum 60 liter/100 liter. Crane digunakan untuk alat menaikkan dan menurunkan paket limbah tersebut. Alat pengangkat drum ini terletak di atas tutup drum sebelum drum dimasukan ke dalam transfer cask. Kemudian diangkut dengan Forklift dari penimbul limbah menuju IPLR untuk menunggu proses. Pengolahan yang selanjutnya dimasukan ke dalam sumuran sedalam 4 meter di tempat Penyimpanan Sementara Limbah Radioaktif Aktivitas Tinggi (PSLAT). Dalam gedung penyimpanan ini alat pengangkat berfungsi untuk menurunkan limbah radioaktif aktivitas tinggi dalam drum 60 liter/100 liter ke dalam sumuran gedung PSLAT dan diatur sampai 6 susun. DESIGN AND MANUFACTURE OF HIGH LEVEL WASTE DRUM GRIP. The objective of the grip for 60 liter SS drum is to lift and handle the drum. This drum grip would attached on the drum before the drum placed in transfer cask. After that transfer cask tranported by forklift from waste generation facility put to the waste management for HLW interim storage. In this storage the function is of grip have to 60/100 liter waste package in 4 m deep drum. The capacity of the grip is 60 kg and could lifting and lovering waste into transfer cask also at the well storage with assited by the crane. The drum grip contruction was made from thin of metal sheet
DOSIMETER FILM DAN TLD SEBAGAI DOSIMETER PERORANGAN
Get PDFPaparan kerja dari sumber radiasi eksterna dapat terjadi akibat dari ber¬bagai kegiatan antara lain dari berbagai tahapan daur bahan bakar nuklir serta penggunaan sumber radioaktif di bidang kedokteran, penelitian ilmiah, pertanian dan industri. Rekomendasi International Commission for Radiation Protection (ICRP) tahun 1990 dan ketentuan Badan Pengawas Tenaga Nuklir (BAPETEN) mensyarat¬kan bahwa pekerja yang diduga men¬dapat dosis radiasi harus mendapat layanan pemantauan penerimaan dosis radiasi perorangan. Sistem dosimeter perorangan yang digunakan untuk memantau dosis radiasi yang diterima oleh pekerja disesuaikan jenis instalasi dan sumber radiasi yang digunakan, sedangkan alat pemantauan dosis perorangan biasanya disebut dosimeter perorangan. Dosimeter perorangan yang ada saat ini banyak jenisnya antara lain : dosimeter film fotografi, dosimeter termoluminesens (TLD), dosimeter radiofoto¬luminesens (RPL), dosimeter gelem¬bung, dosimeter jejak, dosimeter luminesens stimulasi optik (OSL) dan lain-lain
SISTEM PERTANGGUNG JAWABAN DAN PENGENDALIAN BAHAN NUKLIR (SPPBN) DI MBA RI-G
Get PDFSISTEM PERTANGGUNGJAWABAN DAN PENGENDALIAN BAHAN NUKLIR (SPPBN) DI MBA RI-G. Indonesia telah menandatangani dan melaksanakan perjanjian safeguards sejak tahun 1980 dan Indonesia menandatangani perjanjian Non Proliferation Treaty (NPT) pada tanggal 3 Maret 1970 serta meratifikasi menjadi UU No. 8 tahun 1978 pada tanggal 18 Desember 1978. Sebagai negara peserta NPT, maka Indonesia harus menyelenggarakan State System of Accounting for and Control of Nuclear (SSAC) atau Sistem Pertanggungjawaban dan Pengendalian Bahan Nuklir (SPPBN), sehingga semua bahan nuklir dapat diawasi dan dikendalikan penggunaannya. Saat ini di Indonesia ada 7 fasilitas yang menangani bahan nuklir yang dikenakan safeguards. Berdasarkan Perka BAPETEN No.2/2005 yang pada awalnya berupa SK Dirjen BATAN No.362/DJ/IX/1994 dan berdasarkan SK Kepala Pusat Nomor 11/PLR/1/2007, dibentuk susunan tim Pelaksana SPPBN di MBA RI-G. MBA RI-G terdiri dari 2 KMP alir dan 2 KMP Inventory. KMP Alir, terdiri dari KMP 1, merupakan KMP Penerimaan Bahan Nuklir dari MBA lain dan KMP 2, merupakan KMP Pengiriman Bahan Nuklir ke MBA lain. KMP Inventory, terdiri dari KMP A, merupakan lokasi penyimpanan bahan bakar segar dan KMP B, merupakan lokasi penyimpanan bulk material dan lokasi lain selain lokasi di atas. Inspeksi rutin Physical Inventory Physic (PIV) dilaksanakan rutin setiap tahun di MBA RI-G dilakukan oleh Bapeten, sedangkan inspeksi PIV oleh IAEA tidak dilakukan setiap tahun, tetapi dilakukan sekali dalam 4 (empat) tahun. Dalam inspeksi dilakukan inventory verification (verifikasi inventori), yaitu verifikasi terhadap inventori buku dan inventori fisik. Ada 2 macam inventory verification, yaitu Physical Inventory Verification (PIV) dan Interim Inventory Verification (IIV)
PENYIMPANAN LESTARI LIMBAH TENORM DARI INDUSTRI MINYAK DAN GAS BUMI
Get PDFPENYIMPANAN LESTARI LIMBAH TENORM DARI INDUSTRI MINYAK DAN GAS BUMI. Limbah Technically Enhanced Naturally Occurred Radioactive Materials (TENORM) yang berasal dari industri/pertambangan minyak dan gas bumi, wajib dikelola agar tidak mencemari lingkungan dan membahayakan masyarakat. Tahapan pengelolaan yang harus dilakukan meliputi inventarisasi, identifikasi, pengangkutan, on-site dan atau off-site treatment, pewadahan, penyimpanan sementara dan penyimpanan lestari. Dalam makalah ini hanya akan dibahas tentang penyimpanan lestari limbah TENORM. Arahan International Atomic Energy Agency (IAEA) dan pengalaman dari beberapa negara maju dalam penyimpanan lestari limbah TENORM bisa dikaji untuk dikembangkan dan diterapkan di Indonesia. Dengan hasil kajian tersebut maka diharapkan masalah penyimpanan limbah TENORM dapat ditangani dengan baik, yang dilandasi dengan karakterisasi tapak, desain pewadahan, fasilitas disposal dan pengkajian keselamatan yang memadai. Dengan konsep yang optimal maka bisa diterapkan di masa mendatang untuk mendukung program industri nasional yang menjamin keselamatan masyarakat dan lingkungan. DISPOSAL FOR TENORM WASTE FROM OIL AND GAS INDUSTRY. Technically Enhanced Naturally Occurred Radioactive Materials (TENORM) waste, mainly originated from petroleum industry/mining, must be managed to protect the environment and the public from contamination and damage. The steps of the management of TENORM waste include identification, inventory, transport, on-site and or off-site treatment, packaging, storage and disposal. This paper would only explain about disposal for TENORM waste. IAEA recommendation and the experiences of TENORM waste disposal from various advance countries could be assessed to be developed and applied in Indonesia. For this reason there is needed an effort to solve the problem in Indonesia by an appropriate disposal system development which suitable with the wastes and the sites. Based on the results of the study, the problem of waste emplacement could be solved well, based on site characterization, package design, disposal and an appropriate safety assessment. Finally, by finding the optimum concept could be applied in the future to support the national industry program which assure the public and environmental safety
PERANCANGAN PEMBUATAN ALAT PENGANGKAT DRUM LIMBAH RADIOAKTIF RADIASI TINGGI
Get PDFPERANCANGAN DAN PEMBUATAN ALAT PENGANGKAT DRUM LIMBAH RADIOAKTIF RADIASI TINGGI. Rancangan alat pengangkat drum 60 liter dari bahan stainless steel di maksudkan untuk mengangkat atau memindahkan kemasan limbah dalam 60 liter/100liter. Alat pengangkat drum ini terletak di atas tutup drum sebelum drum dimasukan ke dalam transfer cask. Kemudian diangkut dengan Forklift dari penimbul limbah menuju PTLR untuk menunggu proses. Selanjutnya dimasukan kedalam sumuran sedalam 4 meter tempat Penyimpanan Sementara Limbah Radioaktif Aktivitas Tinggi (PSLAT). Dalam gedung penyimpanan ini alat pengangkat drum berfungsi untuk menurunkan limbah radioaktif radiasi tinggi dalam drum 60 liter/100 liter ke dalam sumuran gedung PSLAT sampai ke dalam 4 meter dan diatur sampai 6 susun. Alat ini dirancang untuk mengangkat drum limbah dengan kapasitas 60 kg. Crane digunakan untuk alat menaikan dan menurunkan paket limbah teersebut. DESIGN AND MANUFACTURE HIGH LEVEL WASTE GRIP DRUM. Grip drum for 60 liter SS drum has been applied to lift place 60/100 liter into waste package drum. This grip drum would attached on drum life before the drum placed in transfer cask. After that transfer cask tranforted by forklift from waste generate to waste management for HWL interim storage. In this storage the grip have function to leave 60/100 liter waste package in 4 m deep drum. In desaining this have 60 kg capacity and coud lifting and lovering waste into transfer cask also at the weel storage with assited by the crane. The grip drum contruction was made by thin of metal sheet
PENGUKURAN DOSIS IODINEINE DALAM ORGAN THYROID DENGAN DETEKTOR NaI(Tl)
Get PDFPENGUKURAN DOSIS IODINEINE DALAM ORGAN THYROID DENGAN DETEKTOR NaI(Tl). Penelitian dilakukan dengan dua tahapan, tahap I adalah perakitan perangkat (Instalasi modul) sistem alat cacah iodineine dalam organ thyroid dengan detektor NaI(Tl) dan tahap II optimalisasi pengukuran dosis iodineine dalam organ thyroid dengan detektor NaI(Tl). Kegiatan yang telah dilakukan tahap I adalah perakitan perangkat meliputi pemilihan detektor dan peralatan penunjang, inventarisasi data modul, pemasangan modul sistem pencacah, mengamati dan mempelajari sinyal-sinyal listrik dari setiap modul dengan osciloskop berdasrkan sumber standart Co-60 atau Cs-137. Hasil yang diperoleh, bahwa detektor dan beberapa modul masih bisa digunakan untuk perakitan sistem pencacah, namun dari kegiatan tahap I belum diperoleh rangkaian sistem yang utuh. Sistem spektrometri yang direncanakan akan meliputi detektor NaI(Tl), PreAmplifier, Amplifier, Power Supply, Hight Voltage, MCA dengan perangkat lunak Genie 2000. MEASUREMENT OF IDINE DOSE IN THYROID BY USING NaI(Tl) DETECTOR. This research will be done in two steps. Fisrt step, is making the assembling of iodine counting system in thyroid using NaI(Tl) detector. The second step, is optimalizing measurement of iodine dose in thyroid using NaI(Tl) detector. The first step has finished. Module assembling include detector and supporting equipment selection, module inventarisation, assembling of counting system. Module observation of electrical pulses from each module using osciloscop base on the Co-60 or Cs-137 standar source. The result allowed that detector and modules that can be used for assembling of counting system. In this first step the counting system installation that has been done, isn’t complete yet. The complete planned of counting system is consist of NaI(Tl) detector, preamplifier, amplifier, power supply, hight voltage and genie 2000 software
PENGELOLAAN BAHAN BAKAR BEKAS REAKTOR NUKLIR
Get PDFDalam 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
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