cover
Article Per Year (5 Year)
All
Home Page
OAI Link
Editorial Team
Contact
Reviewer
Google Scholar
Contact Name
-
Contact Email
-
Phone
-
Journal Mail Official
-
Editorial Address
-
Location
Kota adm. jakarta selatan,
Dki jakarta
INDONESIA
Buletin Limbah
Published by Badan Tenaga Nuklir Nasional
ISSN : -     EISSN : -     DOI : -
Core Subject : Science,
Computer Science & IT Earth & Planetary Sciences
Buletin LIMBAH terdiri dari rubrik atrikel dan info limbah. Rubrik artikel memuat makalah tentang Iptek Limbah meliputi tren teknologi pengolahan limbah serta aspek keselamatan lingkungan. Sedangkan info limbah berisi informasi mutakhir tentang Iptek limbah dari dalam dan luar negeri, serta aktifitas PTLR-BATAN.
Arjuna Subject : -
Articles 6 Documents
 1 
Search results for , issue "Vol 10, No 1 (2006): Tahun 2006" : 6 Documents clear
PENGOLAHAN LIMBAH AKTIVITAS TINGGI DENGAN GELAS FOSFAT Herlan Martono; Aisyah Aisyah
Buletin Limbah Vol 10, No 1 (2006): Tahun 2006
Publisher : Buletin Limbah

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar

Abstract

PENGOLAHAN 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.
UJI PENYERAPAN CS-137 OLEH NANOKOMPOSIT Hanafi Kamarz; Sugeng Purnomo; Suhartono Suhartono
Buletin Limbah Vol 10, No 1 (2006): Tahun 2006
Publisher : Buletin Limbah

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar

Abstract

UJI 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.
PRARANCANG BANGUN FACILITY PENGOLAHAN LIMBAH RADIOAKTIF CAIR DARI INSTALASI RADIOMETALURGI Cerdas Tarigan; Wasito Wasito
Buletin Limbah Vol 10, No 1 (2006): Tahun 2006
Publisher : Buletin Limbah

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar

Abstract

PRARANCANG 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.
STUDI PENGELOLAAN BAHAN BAKAR NUKLIR BEKAS PLTN JENIS PWR DAN BWR Wati Wati
Buletin Limbah Vol 10, No 1 (2006): Tahun 2006
Publisher : Buletin Limbah

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar

Abstract

STUDI 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 fuel
PENGUKURAN DOSIS IODINEINE DALAM ORGAN THYROID DENGAN DETEKTOR NaI(Tl) Tri Bambang Lestariyanto; Ratu Suminar Tedjasari
Buletin Limbah Vol 10, No 1 (2006): Tahun 2006
Publisher : Buletin Limbah

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar

Abstract

PENGUKURAN 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.
STUDI PENGELOLAAN BAHAN BAKAR NUKLIR BEKAS PLTN JENIS PWR DAN BWR Wati Wati
Buletin Limbah Vol 10, No 1 (2006): Tahun 2006
Publisher : Buletin Limbah

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar

Abstract

STUDI 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 fuel

Page 1 of 1 | Total Record : 6

 1 

Filter by Year

2006 2006


Reset
Filter By Issues
All Issue Vol 13, No 2 (2009): Tahun 2009 Vol 13, No 1 (2009): Tahun 2009 Vol 12, No 2 (2008): Tahun 2008 Vol 12, No 1 (2008): Tahun 2008 Vol 11, No 1 (2007): Tahun 2007 Vol 10, No 1 (2006): Tahun 2006 Vol 9, No 2 (2005): Tahun 2005 Vol 9, No 1 (2005): Tahun 2005 Vol 8, No 2 (2004): 2004 Vol 8, No 1 (2004): 2004