Buletin Limbah
Not a member yet
60 research outputs found
Sort by
STUDI PENGOLAHAN LIMBAH DARI PROSES DAUR BAHAN BAKAR NUKLIR
No full textSTUDI PENGOLAHAN LIMBAH DARI PROSES DAUR BAHAN BAKAR NUKLIR. Telah dilakukan pengkajian terhadap pengolahan limbah dari proses daur bahan bakar nuklir. Limbah daur bahan bakar nuklir dihasilkan dari berbagai fasilitas dalam lingkup daur bahan bakar nuklir seperti fasilitas pemurnian uranium, pengayaan dan pabrikasi bahan bakar nuklir, termasuk limbah transuranium (TRU) yang dihasilkan dari fasilitas pabrikasi bahan bakar Mixed Oxide (MOX) dan fasilitas olah ulang. Limbah radioaktif aktivitas tinggi (High Level Waste/HLW) diolah dengan cara pemadatan untuk menjaga kestabilan limbah. Limbah hasil pengolahan disimpan selama 30 -50 tahun untuk pendinginan, kemudian disimpan pada tanah dalam yang disebut sebagai penyimpanan lestari. Limbah uranium dengan umur paruh panjang yang dihasilkan dari proses pemurnian, pengayaan dan pabrikasi bahan bakar sebagian besar mempunyai aktivitas rendah sehingga perlu dipertimbangkan metode penyimpanan yang sesuai. ABSTACT STUDY OF WASTE THE TREATMENT FROM NUCLEAR FUEL CYCLING PROCESS. Study of the Waste treatment from nuclear fuel cycling process have been done. Fuel cycle wastes were arisen from the facilities in the nuclear fuel cycle facilities, such as uranium purification, enrichment, and nuclear fuel fabrication facilities, include transuranium (TRU) waste that arisen from Mixed Oxide (MOX) fuel fabrication and processing facilities. High level radioactive waste (HLW) was treated by solidification process to keep waste stability. The treated waste was stored for 30 -50 years to cooling, and then stored in deep geologic for disposal. Uranium waste with long half life that arisen from purification process, enrichment and fuel fabrication have majority low activity so that it needed to be considered to the appropiate of storage method
PRARANCANGAN SISTEM PEMANTAUAN DOSIS EKSTERNAL PERORANGAN PEKERJA RADIASI PLTN
Get PDFPRARANCANGAN SISTEM PEMANTAUAN DOSIS EKSTERNAL PERORANGAN PEKERJA RADIASI PLTN. Telah dilakukan kajian mengenai prarancangan sistem pemantauan dosis radiasi eksternal untuk pekerja radiasi di Pusat Listrik Tenaga Nuklir (PLTN). Tujuan kajian ini adalah untuk memperoleh rancangan awal sistem dosimetri perorangan untuk radiasi eksternal pada pengoperasian sebuah PLTN. Kajian ini meliputi sumber radiasi, klasifikasi pekerja radiasi dan prarancangan sistem dosimeter untuk kondisi normal dan kecelakaan. Sistem pemantauan dosis eksternal perorangan PLTN menggunakan dosimeter perorangan baik untuk kondisi operasi normal maupun kondisi kecelakaan yang dipakai oleh pekerja radiasi. Kriteria pemilihan dosimeter perorangan mempertimbangkan antara lain: kepekaan, rentang dosis yang dideteksi, ketergantungan energi, respon dosimeter terhadap arah radiasi datang, ketepatan dan ketelitian, metode pemrosesan, metode evaluasi dosis, pengaruh terhadap mekanik, kenyamanan dalam penggunaan dan faktor ekonomi. Di dalam badge dosimeter perorangan kondisi normal hendaknya sudah terkandung di dalamnya unit dosimeter aktivasi untuk kondisi kecelakaan (dosimeter kekritisan). Periode pemantauan dosis eksternal perorangan dapat dilakukan dalam 2 minggu sampai dengan 3 bulan bergantung potensi paparan pekerjaan (occupational exposure) perorangan. PREDESIGN OF PERSONNEL EXTERNAL DOSE MONITORING SYSTEM FOR A NUCLEAR POWER PLANT. Predesign of personnel external dose monitoring for radiation workers at nuclear power plant has been studied. The aim of this study is to provide preliminary design for personnel dosimetry system in the operation of a nuclear power plant. The study covers radiation sources, radiation workers classification and predesign of dosimeter system for normal and accident conditions. The monitoring system uses both personnel dosimeter for normal and accident conditions. Criteria for choosing personnel dosimeter such as sensitivities, range of doses, dependency on energy, response to radiation incident, accuracy and precision, process methods, dose evaluation methods, influence of dosimeter to mechanics, safety and economy. A dosimeter badge must contain a dosimeter for normal condition and an activation dosimeter for accident condition (criticality dosimeter). The period of monitoring is between 2 (two) weeks to 3 (three) months depends on potential occupational exposure to the individual
SEKILAS TENTANG LABORATORIUM PEMROSESAN DOSIS PERORANGAN P2PLR - BATAN
No full textLaboratorium Pemrosesan Dosis Perorangan (PDP) yang merupakan salah satu laboratorium di Bidang Keselamatan dan Lingkungan (BKL), Pusat Pengembangan Pengelolaan Limbah Radioaktif (P2PLR)-BATAN, berdasarkan SK Ka Batan No. 77/KA/II/2003 mempunyai tugas melakukan pemantauan penerimaan dosis perorangan untuk kawasan Pusat Penelitian Tenaga Nuklir (PPTN) – Serpong. Tujuan melakukan pemantauan dosis perorangan adalah untuk memenuhi Peraturan Pemerintah No. 63 tahun 2000 tentang Keselamatan dan Kesehatan Terhadap Pemanfaatan Radiasi Pengion serta sebagai sarana untuk mengetahui tingkat penerimaan dosis oleh pekerja dari tiap kegiatan/praktek yang dilakukan di tiap unit kerja
STUDI LIMBAH RADIOAKTIF YANG DITIMBULKAN DARI OPERASIONAL PLTN PWR 1000 MWe
Get PDFLimbah radioaktif yang ditimbulkan dari Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN) dengan daya 1000 MWe terdiri dari limbah aktivitas rendah, sedang dan aktivitas tinggi. Jumlah limbah aktivitas rendah dan sedang dari PLTN setelah dilakukan pengolahan sekitar 300-400 drum 200 liter pertahun. Bahan bakar bekas yang ditimbulkan dari PLTN selama satu tahun sebanyak 25-30 ton dengan volume sekitar 35-50 m3 . Limbah radioaktif yang ditimbulkan dari PLTN telah dilakukan pengelolaan sesuai dengan standar keselamatan nuklir. Radioactive wastes generated from operation nuclear power plant 1000 MWe generally consist of low level waste, intermediate level waste and high level waste. Amount of low and intermediate level waste from nuclear power plant after treatment approximately 300-400 drum 200 litter every year. Spent fuel was generated from nuclear power plant as many as 25-30 tones with volume 35-50 m3 per year. The radioactive waste generated from nuclear power plant (NPP) have been managed according to the nuclear safety standard
PENGARUH TENAGA ASUT MOTOR TERHADAP SISTEM INSTALASI PENERANGAN UNIT KOMPAKSI DAN IMMOBILISASI
Get PDFUnit kompaksi dan imobilisasi merupakan salah satu fasilitas pengolahan limbah radioaktif padat aktivitas rendah yang dimiliki oleh Pusat Pengembangan Pengelolaan Limbah Radioaktif (P2PLR) yang bertugas mengolah limbah radioaktif jenis padat yang dapat ditekan (compactible). Pada unit kompaksi dan imobilisa-si, sumber daya listrik merupakan faktor utama yang sangat penting mendukung berjalannya proses pengolahan limbah. Instalasi listrik tidak hanya digunakan untuk lampu penerangan atau menggerakkan motor listrik, akan tetapi juga digunakan untuk kedua-duanya dan berbagai peralatan lain. Dalam hal seperti tersebut di atas perlu sekali diperhatikan syarat–syarat agar pengaruh pengoperasian motor listrik terhadap instalasi penerangan maupun peralatan lain yang membutuhkan tidak terganggu
APLIKASI XRF UNTUK IDENTIFIKASI LEMPUNG PADA KEGIATAN PENYIMPANAN LESTARI LIMBAH RADIOAKTIF
Get PDFAPLIKASI XRF UNTUK IDENTIFIKASI LEMPUNG PADA KEGIATAN PENYIAPAN PENYIMPANAN LESTARI LIMBAH RADIOAKTIF. X Ray Fluorescence ( XRF) telah lama dikenal sebagai instrumen untuk menganalisis sampel dari lingkungan, sampel biologi atau sampel-sampel dari dunia industri. Jika dibandingkan dengan Atomic Absorption Spectroscopy ( AAS ) atau Inductively Coupled Plasma Spectroscopy ( ICPS ), XRF mempunyai banyak keuntungannya seperti : analisis tidak merusak, multi elemen, cepat dan murah Tujuan makalah ini adalah menginformasikan XRF merupakan salah satu instrumen untuk identifikasi lempung pada kegiatan penyiapan PLLR. Metode yang digunakan adalah sistem spektroskopi sinar pendar ( XRF ) yang menggunakan detektor SiLi. Untuk unsur Fe dan Ti dalam lempung dapat dianalisis dengan menggunakan sumber eksitasi Am-241 sedangkan untuk unsur Si, Ca, Al dan Mg dengan menggunakan sumber eksitasi Fe-55. XRF dapat dipakai untuk identifikasi lempung ( Clay ) baik secara kualitatif maupun secara kuantitatif pada kegiatan penyiapan penyimpanan lestari limbah radioaktif. APLICATION OF X RAY FLUORESCENCE SPECTROSCOPY FOR CLAY IDENTIFY ON RADIOACTIVE WASTE DISPOSAL PREPARATION. X Ray Fluorescence has long been recognized powerful technique for quantitative and qualitative elemental analysis of environmental, biological or industrial samples. Compared to other competitive techniques, such as Atomic Absorption Spectroscopy ( AAS) or Iductively Coupled Plasma Spectroscopy ( ICPS). X Ray Fluorescence ( XRF) has the advantage of being nondestructive, multi-element, fast and cost effective. Objective of the paper is to inform that XRF one of instrument to support for clay selection on radioactive waste disposal preparation. Metode is used XRF spectroscopy with SiLi detector. For Ti and Fe element of clay is using a radioisotope Am-241 excitation source and for Si, Ca, Al and Mg element of clay is using a radioisotop Fe-55 excitation source. So that XRF can be used for identification of clay selection on radioactive waste disposal preparation in quntitative or qualitative analisysi
STUDI DAN DESAIN SISTEM PENDINGIN UNTUK INSTALASI DEKONTAMINASI ELEKTROLITIK BERSKALA LAB
Get PDFSTUDI 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
METODA CEPAT UNTUK PENENTUAN CESIUM-137 DALAM AIR LAUT
Get PDFMETODA CEPAT UNTUK PENENTUAN CESIUM-137 DALAM AIR LAUT. Telah dilakukan pengembangan metoda untuk penentuan cesium-137 dalam air laut. Penentuan cesium-137 dalam air laut dilakukan dengan menggunakan resin heksasianoferat sebagai penukar ion dari sejumlah besar air laut secara batch dan kolom, yang kemudian diukur dengan menggunakan spektrometri gama. Matrik penukar ion heksasianoferat dibuat dengan mereaksikan silika gel dengan kalium heksasianoferat dan tembaga klorida. Didapatkan bahwa rasio komposisi molar optimal antara heksasianoferat dan tembaga klorida adalah 0,5 untuk setiap 10 gram silika gel. Uji kinerja matrik heksasianoferat dilakukan secara batch, dimana air laut diberikan perunut 137Cs dan kemudian diserap menggunakan resin heksasianoferat. Pengukuran aktifitas 137Cs dilakukan dengan mencacah resin yang telah dipisahkan dari larutan sampel untuk mengetahui jumlah 137Cs yang terikat pada matrik penukar ion. Didapatkan bahwa matrik heksasinaoferat dapat memisahkan cesium-137 sebanyak 58% sampai dengan 82%. Sedangkan waktu yang diperlukan untuk pemisahan cesium-137 adalah 77 – 96% untuk rentang waktu dari 0.5 menit – 60 menit dengan presentase tertinggi pada waktu kontak 60 menit. Matrik heksasianoferat kemudian digunakan untuk memisahkan Cs-137 dari 6 liter air laut yang dilakukan dengan menggunakan kolom. Berdasarkan hasil analisis pada tiga titik sampel di Semenanjung Lemahabang Jepara, didapatkan bahwa konsentrasi cesium-137 pada air permukaannya berkisar dari 1.37 Bq/m3 – 2.76 Bq/m3. Determination of cesium-137 in seawater had been done using the hexacyanoferrate resin as ion exchanger from 3 point sampling of surface seawater. The hexacyanoferrate ion exchanger matrix had been prepared by performing the reaction of silica gel supported with potassium hexacyanoferrate and copper (II) chloride. In order to test the performance of the ion exchanger, a batch experiment was performed. A known activity of cesium-137 was used to spike of seawater then added the hexacyanoferrate resin. The separated hexacyanoferrate resin then counted with gamma spectrometer. The cesium-137 concentration used in the work varies between 0.5 Bq – 20 Bq results the adsorbing efficiency varies between 58- 96%. In time variation between 0.5 – 20 minutes, the adsorbing efficiency varies between 77 – 96% with highest efficiency at contact time 60 minutes. The hexacyanoferrate ion exchange columns were used to process the Jepara’s seawater. The calculated cesium-137 activities were 1.37 Bq/m3 – 2.76 Bq/m3
PENGOLAHAN LIMBAH BAHAN BERBAHAYA DAN BERACUN
Get PDFHazardous waste menjadi perhatian sekitar tahun 1970 sejak sebuah lembaga studi nasional di Amerika Serikat melakukan kajian secara intensif, dan menjadi sebuah tren pada pertengahan 1970-an yang diprakarsai oleh badan legislatif Amerika Serikat yang berinisiatif mengaturnya. Sebelum itu nama hazardous waste dikenal dengan limbah industri atau limbah kimia. Badan Perlindungan Lingkungan AS (Enviromental Protection Agency EPA) memerlukan waktu hampir 4 tahun untuk mengkajinya sejak diterbitkan peraturan pertama tentang hazardous waste pada tahun 1976, dan mengumumkan peraturan tentang istilah hazardous waste. EPA mengkarakteristikannya dalam 4 katagori , yaitu limbah mudah terbakar, korosi, reaktif, dan beracun [1]. Di Indonesia hazardous waste diterjemahkan dengan limbah B3. Limbah B3 menurut Peraturan Pemerintah no 74 tahun 2001 adalah bahan yang karena sifat dan atau konsentrasinya dan atau jumlahnya, baik secara langsung maupun tidak langsung, dapat mencemarkan dan atau merusak lingkungan hidup, dan atau dapat membahayakan lingkungan hidup manusia serta makhluk hidup lainnya. Sedangkan limbah B3 menurut jenisnya adalah limbah B3 tidak spesifik yaitu limbah yang umumnya bukan berasal dari proses utama, misalnya pada kegiatan pemeliharaan alat, sumber spesifik, dan bahan kimia kadaluarsa
EVALUASI KESELAMATAN KERJA PADA PROSES LOADING BAHAN BAKAR BEKAS RSG-GAS DARI KOLAM KE TRANSFER CASK
Get PDFEVALUASI KESELAMATAN RADIASI PADA PROSES LOADING BAHAN BAKAR BEKAS DARI KOLAM KE TRANSFER CASK. Telah dilakukan pemantauan terhadap potensi bahaya radiasi dan non radiasi pada personil, serta pengukuran paparan radiasi pada proses loading bahan bakar bekas sebanyak 42 buah sebelum dilakukan repatriasi. Hal tersebut dilakukan dengan tujuan untuk meyakinkan kepada pekerja bahwa pekerjaan yang sedang ditangani aman dan terkendali. Loading Bahan Bakar Bekas dari kolam dilakukan melalui dua tahapan. Tahap pertama adalah memindahkan bahan bakar bekas dari rak dalam kolam kedalam transfer hood, tahap kedua adalah memindahkan transfer hood ke cask. Hasil pemantauan menunjukkan laju dosis serta kontaminasi permukaan tidak melebihi nilai batas dosis yang diizinkan. RADIATION SAFETY EVALUATION ON SPENT FUEL LOADING FROM POOL TO TRANSFER CASK. Monitoring for radiation and non radiation hazard to workers and the radiation exposure measurement on 42 unit spent fuel loading was done before re- export. These activity is to give the protection for the worker and convince the worker to work peaceful. The loading of spent fuel from pool to do with two step. First step are remove spent fuel from rack from the pool into transfer hood, second step are remove transfer hood to the cask. The radiation monitored showed that dose rate and surface contamination were not less than the permitted dose