Buletin Limbah
Not a member yet
60 research outputs found
Sort by
PROGRAM JAMINAN KUALITAS PADA PENGUKURAN RADIONUKLIDA PEMANCAR GAMMA ENERGI RENDAH:RADIONUKLIDA Pb-210
Get PDFTelah dilakukan kegiatan peningkatan kinerja terhadap pengukuran Pb-210 untuk program jaminan kualitas pengukuran radionuklida pemancar gamma energi rendah. Peningkatan kinerja tersebut,adalah kalibrasi dan pengukuran Certified Reference Material (CRM). Hasilkegiatan yang diperoleh berupa: (i) pengukuran Pb-210 menggunakanspektrometer gamma energi rendah; (ii) kalibrasi spektrometer gamma energi rendah; dan (iii) pengukuran Pb-210 pada CRM. Mengacu ke hasil kegiatan tersebut dapat disimpulkan, bahwa (i) pada sumber titik tidak dipengaruhi oleh fenomena self absorption; (ii) terdapat korelasi yang cukup besar antara nomor salur dan energi dan hasil pengukuran berada pada garis model pada kurva kalibrasi energi dan efesiensi; dan (iii) hasil pengukuran Pb-210 pada CRM mempunyai perbedaan 1,5% dari nilai yang tercantum di dalam sertifikat. The performance raising activity have been done against the Pb-210 measuring for the quality assurance program of the measuring onthe low energy gamma-ray (g-ray) radionuclide, the Pb-210 radionuclide.The raising of performance, namely calibration and meauring of the Certified Reference Material (CRM). The result of activity has gotten, namely (i) measuring of Pb-210 using the low energy gamma spectrometer, (ii) calibration of the low energy gamma spectrometer, and (iii) meassuring of PB-210 on CRM. Base on the result of activity can get the conclusion
PENERAPAN METODE SORPSI SIRKULER BERTAHAP UNTUK MEREDUKSI AKTIVITAS RADIOSTRONSIUM
Get PDFTelah dilakukan percobaan penerapan metode sorpsi sirkuler bertahap untukmereduksi aktivitas radiostronsium. Percobaan mengggunakan kolom sorpsiberukuran diameter 3 cm yang berisi 200 g zeolite alam dengan ukuran butir -25+50 mesh. Larutan umpan sebanyak 4x1000 ml yang terdiri dari 2 serilarutan yang mengandung Sr-90 dengan aktivitas rata-rata 54,65 nCi (larutan1 dan 2) dan 165,70 nCi (larutan 3 dan 4) dilewatkan melalui kolom dengankecepatan alir 0,15 ml/menit, beningan yang diperoleh diumpankan kembalisetelah dilakukan pembilasan kolom. Cuplikan umpan dan beningan darisetiap loop proses diukur aktivitasnya dengan metoda pencacahan Cerenkov.Pengulangan sebanyak 3 loop proses memberikan capaian pemisahan Sr-90dari larutan 1 maupun larutan 2 sebesar 96,16 %, sedangkan dari larutan 3dan 4 dicapai pemisahan 55,06 %.The experiment on application of gradually circular sorption method forradiostrontium activity reduction has been done. The experiment use 200 g natural zeolite -25+50 mesh in sorption column (ID 3 cm). The feedingsolution consist of 4x1000 ml with 2 series of 54,65 nCi (solution 1 and 2)and 165,70 nCi (solution 3 and 4) be passed the column by rate 0,15 ml/min, the outer of solution founded from the column is recirculated to the column again after its rinsing. Samples of the feeding solution and its outer of solution from each process loop are counted by Cerenkov method. Recycling by 3 process-loop, the separation of Sr-90 from solution 1 and 2 achieve of 96,16 %, and from solution 3 and 4 achieve of 55,06 %
PRARANCANG BANGUN FACILITY PENGOLAHAN LIMBAH RADIOAKTIF CAIR DARI INSTALASI RADIOMETALURGI
No full textPRARANCANG BANGUN Fasilitas PENGOLAHAN LIMBAH RADIOAKTIF CAIR DARI INSTALASI RADIOMETALURGI. Telah dilakukan rancang bangun fasilitas pengolahan limbah radioaktif cair yang mengandung Trans-Uranium dari Instalasi Radiometalurgi (IRM). Fasilitas pengolahan terdiri dari unit penampung resin epoksi, unit penampung bahan pengeras, unit penakaran resin epoksi, unit penakaran bahan pengeras, unit penampung limbah cair, unit penakaran limbah cair, unit pencampuran dan unit udara tekan. Fasilitas pengolahan dioperasikan secara tidak kontinyu dengan kapasitas 1 drum 60 liter dan kemudian limbah radioaktif hasil olahan disimpan kedalam di Fasilitas penyimpanan sementara limbah aktivitas tinggi (PSLAT). PRA DESIGN OF FACULTY FOR LIQUID RADIOACTIVE WASTE TREATMENT FROM RADIOMETALLURGI INSTALLATION. Pra design treatment facility for liquid radioactive waste contaning of Trans-Uranium from Radiometellurgi Installation using epoxy resin. The Facility consist of epoxy resin and hardener tank unit, epoxy resin and hardener metering pots unit, liquid radioactive waste tank unit, liquid radioactive waste metering pots unit, mixing unit and compressed air unit. The facility is operated by batch system with capacity 1 drum 60 liter per batch andtreat (immobilized) radioactive waste treated stored in the Facility of Interim Storadge for High Radioactive Waste (ISHLW)level
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 LIMBAH RADIOAKTIF PADAT PEMBANGKIT LISTRIK TENAGA NUKLIR
Get PDFPembangunan PLTN (Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir) di Indonesia, segera dilakukan di wilayah sekitar gunung muria, Jawa Tengah. Hal ini berdasarkan kebutuhan energi listrik yang terus meningkat setiap tahun sekitar 15 % dan penggunaan bahan bakar seperti : minyak, panas bumi, batubara dll belum cukup mendukung kebutuhan energi listrik dimasa mendatang. Penggunaan PLTN memberikan dampak timbulnya masalah limbah radioaktif, baik yang berupa padat, cair ataupun gas. Limbah radioaktif padat yang dihasilkan PLTN perlu diperhitungkan karena volume cukup besar dan mengandung radionuklida yang berumur paro panjang. Studi pengelolaan limbah radioaktif padat PLTN ini digunakan sebagai acuan dalam pengelolaan limbah radioaktif padat dengan berbagai macam sistem dan memperhatikan faktor keselamatan dan tekno-ekonomiThe development of Nuclear Power Plant (PLTN) in Indonesia will be done immediately in area around Muria Mountain. This idea comes based on the electrical energy’s need that always increases every year for about 15% and the uses of a fuel such as: oil, geothermal, coal and others couldn’t get enough to fulfill the need of electrical energy in the future. The uses of PLTN will take effect on the occurrences of a radioactive waste, even in a solid, liquid or gases form. The solid radioactive waste that produced by PLTN need to be calculated because the volume its self is quite big and it contained nuclide radio that has a half time quite long. This study of solid waste radioactive management being used as a reference in a solid waste radioactive management with different kind of system and pay attention into safety factor and also techno-economy factor
PENGELOLAAN LIMBAH RADIOAKTIF DI PEMBANGKIT LISTRIK TENAGA NUKLIR 1000 MW
Get PDFPENGELOLAAN 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
STUDI WAKTU TINGGAL PARTIKULAT DALAM AIR LAUT PERMUKAAN SEMENANJUNG MURIA MELALUI PENGUKURAN 238U Dan 234Th
Get PDFSTUDI WAKTU TINGGAL PARTIKULAT DALAM AIRLAUT PERMUKAAN SEMENANJUNG MURIA MELALUIPENGUKURAN 238U Dan 234Th. Konsentrasi 238U dan 234Th dalam air lautpermukaan S. Muria pada kedalaman 0, 5, 10 dan 15 m telah dianalisis. Hasilyang diperoleh menunjukan konsentrasi 238U sebagai fungsi kedalaman relatifhomogen yaitu 29,6 ± 2,3 mBq/L. Konsentrasi 234Th sebagai fungsikedalaman mengalami peningkatan, hal ini memberikan informasi bahwakonsentrasi 234Th yang mengalami scavenging berkurang denganbertambahnya kedalaman air laut. Waktu tinggal partikulat rerata dalam airlaut permukaan yang dihitung berdasarkan nisbah konsentrasi 234Th / 238Uadalah 99 hari.THE STUDY RESIDENCE TIME OF PARTICLES IN SURFACESEA WATER OF MURIA PENINSULA. The concentrations of 238U and234Th in surface sea water of M. Peninsula was analyzed. The resultsindicated that the concentrations of 238U as function of the water depthrelatively homogeneous, that is 29,6 ± 2,3 mBq/L. The concentrations of 234Thincreased as the function of the water depth, indicated that the scavengingproccess is exist. The averages of residence time of particles in sea surfacesea water calculated based on the ratio of 234Th / 238U is 99 days.Teknik nuklir (isotope) mempunyai kontribusi yang besar dala
MODEL HIDRODINAMIKA LAUT
Get PDFModel hidrodinamika sangat penting untuk mensimulasikan pola gerak air laut secara global. Model hidrodinamika dalam air laut dapat digunakan untuk mengkaji disipasi panas di laut, sebaran radionuklida yang terlepas ke badan air laut serta untuk pengkajian klimatologi laut. Berbagai program komputer dengan menggunakan model hidrodinamika telah dikembangkan untuk berbagai keperluan pemodelan berbagai gejala fisika yang terjadi di laut , antara lain Princeton Ocean Model (POM), Oceanic General Circulation Model (OGCM) dan Surface water Modeling System (SMS). Program-program komputer tersebut telah diimplementasikan untuk berbagai studi kelautan. Hasil yang diperoleh tidak menunjukkan perbedaan yang signifikan dibandingkan dengan data hasil pengamatan. Hydrodynamic model is very important for simulate global oceanic circulation. Hydrodynamic model on oceanic system can be used for assess heat dissipation, dispersion of radionuclide that released to the ocean water, and for ocean climate study. Various computer codes have been developed to simulate many kinds of physical behavior on ocean, i.e., Princeton Ocean Model (POM), Oceanic General Circulation Model (OGCM) and Surface water Modeling System (SMS). These computer codes have been implemented for ocean behavior study. The results show insignificant difference compared with observation data
UJI PENYERAPAN CS-137 OLEH NANOKOMPOSIT
Get PDFUJI PENYERAPAN CS-137 OLEH NANOKOMPOSIT. Penelitian ini dilakukan untuk mengetahui sifat penyerapan berbagai variasi nanokomposit magnet oksida besi dengan bentonit terhadap kontaminan radionuklida Cs-137 dalam larutan. Komposisi nanokomposit magnet oksida besi-bentonit divariasikan berdasarkan perbandingan berat dengan harga: 1 : 0 ; 3 : 1 dan 0 : 1. Penyerapan dilakukan dengan sistem bath, dimana 50 mg nanokomposit dimasukkan ke dalam 10 ml aquades sehingga membentuk suspensi. Larutan standar Cs-137 ditambahkan, sehingga konsentrasi setiap larutan kontaminan menjadi 100; 200; 300, 400; 500 dan 600 Bq/ml. Setelah digoyang selama 24 jam, partikel nanokomposit yang berupa suspensi dipisahkan dengan lempengan magnet. Laju cacah larutan awal dan beningan diamati dengan Liquid Scintillation Counter (LSC). Penyerapan terbaik 52,0 – 68,21 % untuk nanokomposit dengan ratio oksida-besi bentonit 3 : 1 dan dikuti oleh nanokomposit dengan ratio 1 : 0 (25,85 – 33,07 %) dan nanokomposit dengan ratio 0 : 1 (05,98 – 11,28 %). Dapat disimpulkan bahwa baik oksida besi maupun bentonit dapat menyerap Cs-137 sedang untuk nano komposit yang mengandung oksida besi dan bentonit dapat meningkatkan kemampuan penyerapan Cs-137 yang terdapat dalam larutan. EXPERIMENT OF Cs-137 ABSORPTION BY NANOKOMPOSIT. The aim of this research is to get the absorption characteristics of various compositions of iron oxide magnetic nanocomposite and bentonite to Cs-137 radionuclide contaminant in a solution. The composition of iron oxide magnetic nanocomposite bentonit was varied by the weight ratio of iron oxide / bentonite were: 1 : 0 ; 3 : 1 and 0 : 1. Absorption was carried out by bath system which for 50 mg of nanocomposite was filled into 10 ml aquades until the suspension was formed. Standard solution of Cs-137 was added, so then the concentration (activity) of each solution were100; 200; 300, 400; 500 dan 600 Bq/ml. After the solution were shaked for 24 hours, nanocomposite particles in the suspension was separated using magnetic plate. Counting rate of the solution and effluent were analyzed by Liquid Scintillation Counter (LSC). The best absorption reach 52,90 to 68,21 % by nanocomposite with iron oxide / bentonit ratio 3 : 1, and followed by nanocomposite with ratio 1 : 0 (25,85 - 33,07 %) and nanocomposite with ratio 0 : 1 (05,98 – 11,28 %). It is concluded that either iron oxide or bentonite can absorb Cs-137 and then for the nanocomposite counting of iron oxide and bentonite can increase the absorption of Cs-137 in the solution
STUDI DAN DESAIN SISTEM PENDINGIN UNTUK INSTALASI DEKONTAMINASI ELEKTROLITIK BERSKALA LAB
No full textSTUDI DAN DESAIN SISTEM PENDINGIN UNTUK INSTALASI DEKONTAMINASI ELEKTROLITIK BERSKALA LAB. Telah dilakukan penelitian, kalkulasi serta desain beberapa sistem pendingin untuk instalasi dekontaminasi elektrolitik. Sistem pendingin diperlukan karena efisiensi optimal instalasi bisa dicapai pada temperatur tertentu. Dari kalkulasi dan desain instalasi dekontaminasi elektrolitik berskala laboratorium di PTLR BATAN Serpong diperoleh kapasitas pendingin yang diperlukan instalasi adalah 308,45 Watt, debit masa fluida pendingin (R22) pada temperature evaporasi 20C sebesar 7,45 kg/h, dan debit masa air pendingin pada ΔT = 200C sebesar 12,86 kg/h. Dari berbagai konsep sistem pendingin yang ada, sistem refrigerasi absorpsi dan sistem refrigerasi kompresi uap merupakan sistem pendingin yang sesuai untuk instalasi dekontaminasi elektrolitik. Biaya investasi sistem pendingin absorpsi memang 1,5 hingga 2 kali lebih besar disbanding sistem refrigerasi kompresi uap, namun sistem refrigerasi absorpsi untuk instalasi dekontaminasi elektrolitik berskala 227 liter (dapat mengolah limbah 120 m3 per tahun) mampu menghemat sebesar 13,2 kW tiap satu jam operasi. STUDY AND DESIGN OF COOLING SYSTEM FOR ELECTROTILYTIC DECONTAMINATION INSTALLATION ON LAB SCALE. Some cooling concepts for the electrolytic decontamination plant have been investigated and designed. Cooling system is needed, due to the fact that the optimally efficiency will be reached in the certain anolyte temperature. From the calculation and simulation (based on the lab scale electrolytic decontamination plant in PTLR-BATAN Serpong), it obtained that the cooling capacity of evaporator is 308,45 Watt, the mass flow of refrigerant (R22) at the evaporating temperature of 20C is 7,45 kg/h, the mass flow of chilled water at ΔT = 20 K is 12,86 kg/h. The absorption refrigeration and compression refrigeration system are favorable for the electrolytic decontamination plant. The installed cost for absorption system is 1.5 - 2 times higher than compression system, but the absorption system of 227 litre electrolytic decontamination plant (for 120 m3 waste capacity) could save operating cost of 13,2 kW per hour