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 60 Documents
 1   2   3   4   5 
PENERAPAN METODE SORPSI SIRKULER BERTAHAP UNTUK MEREDUKSI AKTIVITAS RADIOSTRONSIUM Sugeng Purnomo
Buletin Limbah Vol 8, No 1 (2004): 2004
Publisher : Buletin Limbah

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (166.383 KB)

Abstract

Telah 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 %.
PEMELIHARAAN INSTALASI PENYIMPANAN LIMBAH RADIOAKTIF Yhon Irzon
Buletin Limbah Vol 9, No 2 (2005): Tahun 2005
Publisher : Buletin Limbah

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

Abstract

PEMELIHARAAN INSTALASI PENYIMPANAN LIMBAH RADIOAKTIF. Perawatan atau pemeliharaan merupakan kegiatan yang bertujuan untuk menjaga kinerja dari suatu peralatan atau sistem peralatan agar dapat bekerja atau berfungsi sesuai dengan yang diharapkan. Untuk proses pemeliharaan suatu peralatan dipengaruhi banyak faktor, diantaranya faktor umur dari peralatan itu sendiri, faktor lingkungan dan cara pengoperasian peralatan tersebut.. Alasan utama sistem perawatan terencana yaitu untuk melindungi investasi dana pada peralatan, prasarana, gedung, agar digunakan lebih lama, menjamin investasi, mencegah kesia-siaan alat, suku cadang dan bahan. Selain itu juga menjamin informasi yang memadai dalam pemeliharaan, juga evaluasi bagi perencanaan pengadaan dan anggaran yang pada hasilnya untuk menjamin hasil yang lebih baik, baik untuk keamanan instalasi itu sendiri maupun untuk keamanan lingkungan. Maka telah dilakukan perbaikan-perbaikan pada instalasi penyimpanan sementara limbah radioaktif berupa perbaikan pintu dorong pada interime storage 1 (IS-1), pengecatan gedung agar terlihat rapi dan bersih serta pemasangan beberapa buah exhaust fan dalam ruangan penyimpanan dengan tujuan agar bisa mendapatkan sirkulasi udara yang bersih dalam ruangan penyimpanan pada saat melakukan penataan wadah-wadah limbah. Selain itu dilakukan pemanasan alat-alat pada instalasi penyimpanan sementara dan pemanasan exhaust fan di PSLAT. MAINTENANCE OF RADIOACTIVE WASTE STORAGE INSTALATION. Maintenance is an activity conducted to maintain performance of equipment or equipment system in order to keep them work or functionalized as expected. The process of maintenance of equipment is affected by many factors, such as life time of the equipment, environment and method of operation of the equipment. In accordance to that, several repairs of temporary storage of radioactive waste been done, such as repairs of sliding door at interim storage (IS-1), pain job of building to keep it tidy and clean and installation of several exhaust fans within the building to obtain clean air circulation in storage room within the building during arrangement of waste containers. The main reason for programmed maintenance system is to protect budget investment on the equipment, facilities, building, to prolong life time, as well as to guarantee sufficient information in maintenance, to evaluate procurement and budgeting program. The expected final result is to guarantee better result, in accordance with installation and environment safety.
STUDI DAN DESAIN SISTEM PENDINGIN UNTUK INSTALASI DEKONTAMINASI ELEKTROLITIK BERSKALA LAB Ratiko Ratiko
Buletin Limbah Vol 13, No 2 (2009): Tahun 2009
Publisher : Buletin Limbah

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

Abstract

STUDI 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.
KALIBRASI ENERGI DAN PENENTUAN EFISIENSI SPEKTROMETER-γ DENGAN MENGGUNAKAN SUMBER STANDARD Eu-152 Sudiyati Sudiyati
Buletin Limbah Vol 9, No 1 (2005): Tahun 2005
Publisher : Buletin Limbah

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

Abstract

KALIBRASI 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 LIMBAH KARBON AKTIF Cs-137 TERHADAP KERAPATAN DAN KUAT TEKAN BETON LIMBAH Heru Sri Wahyuni; Suryantoro Suryantoro; Giyatm Giyatmi
Buletin Limbah Vol 12, No 2 (2008): Tahun 2008
Publisher : Buletin Limbah

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

Abstract

PENGARUH LIMBAH KARBON AKTIF Cs-137 TERHADAP KERAPATAN DAN KUAT TEKAN BETON 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. The EFFECT OF spent activated carbon 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 test result indicated that optimum density was 1.7543 g/cm3 with compressive strength 25 N/mm2.
STUDI PENGELOLAAN LIMBAH RADIOAKTIF PADAT PEMBANGKIT LISTRIK TENAGA NUKLIR Gangsar Santoso
Buletin Limbah Vol 8, No 2 (2004): 2004
Publisher : Buletin Limbah

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (1073.851 KB)

Abstract

Pembangunan 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.
CATU DAYA LISTRIK PADA INSTALASI KOMPAKSI DAN IMMOBILISASI PUSAT TEKNOLOGI LIMBAH RADIOAKTIF Bung Tomo
Buletin Limbah Vol 12, No 1 (2008): Tahun 2008
Publisher : Buletin Limbah

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

Abstract

CATU DAYA LISTRIK PADA INSTALASI KOMPAKSI DAN IMMOBILISASI PUSAT TEKNOLOGI LIMBAH RADIOAKTIF. Unit kompaksi dan immobilisasi merupakan salah satu fasilitas pengolahan limbah radioaktif yang dimiliki oleh Pusat Teknologi Limbah Radioaktif, Pada proses kompaksi bertujuan untuk mereduksi volume limbah padat. Drum 100 L sebagai wadah limbah dikompaksi menggunakan kompaktor berkekuatan 600 kN. Proses immobilisasi dilaksanakan untuk mengungkung unsur radioaktif dalam limbah padat yang telah dikompaksi, proses tersebut dilakukan dalam unit immobilisasi dimana preparasi semen cair dari campuran semen – pasir – air dan pengecoran slurry semen ke limbah padat diatas vibrator dilakukan. Kebutuhan daya listrik pada saat proses kompaksi sebesar 12,5 kW, pada proses immobilisasi besarnya daya listrik yang dibutuhkan sebesar 13,6 kW. Total daya listrik yang dibutuhkan untuk proses kompaksi dan immobilisasi sebesar 26,1 kW. Dengan mengetahui kebutuhan daya listrik untuk unit kompaksi dan immobilisasi, diharapkan pihak Bidang Operasi Penunjang Sarana melalui system power emergency menggunakan genset dapat mengalokasikan suplai daya listriknya untuk instalasi kompaksi dan immobilisasi. ELECTRICAL POWER SUPPLY ON COMPACTION AND IMMOBILIZATION INSTALATION IN RADIOACTIVE WASTE TECHNOLOGI CENTRE. Compaction and immobilization unit is one of the treatments facility for radioactive waste in Radioactive Waste Technologi Centre. On the compaction process operation for volume reduction of solid waste. The 100 L mild steel drum containing solid waste is compacted using compactor 600 kN. Immobilization process was done for conditioning of compacted waste, that processing was done on the immobilization unit where preparation of the cement slurry form mixtures of cement – sand – water and immobilization of solid waste performed. Electrical power during compaction process is 12,5 kW, on immobilization process electrical power consumtion was around 13,6 kW. Electrical power totally needed for compaction process and immobilization operation was required for emergency supply system using genset by utility operator.
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.
ANALISIS SISTEM KOMPUTER UNTUK MANAJEMEN DAN ESTIMASI BIAYA DEKOMISIONING PLTN Nurokhim Nurokhim; Raden Sumarbagiono
Buletin Limbah Vol 9, No 2 (2005): Tahun 2005
Publisher : Buletin Limbah

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

Abstract

ANALISIS SISTEM KOMPUTER UNTUK MANAJEMEN DAN ESTIMASI BIAYA DEKOMISIONING PLTN. Dekomisioning reaktor nuklir merupakan kegiatan sangat kompleks yang harus direncanakan dan dilaksanakan secara cermat. Suatu sistem berbasis komputer perlu dikembangkan untuk membantu manajemen dekomisioning reaktor nuklir. Telah dipelajari beberapa sistem komputer untuk manajemen dekomisioning reaktor nuklir. Sistem perangkat lunak COSMARD dan DEXUS yang dikembangkan di Jepang dan IDMT di Italia digunakan sebagai contoh untuk analisis dan pembahasan Manajemen dan estimasi biaya dekomisioning PLTN. Dapat disimpulkan bahwa sistem komputer untuk manajemen dekomisioning PLTN cukup komplek dengan melibatkan beberapa code komputer untuk perhitungan database inventori radioaktif, modul perhitungan pada berbagai tahap dekomisioning, serta pengembangan sistim data spasial untuk virtual reality. THE COMPUTER SYSTEM ANALISYS FOR MANAGEMENT AND COST ESTIMATION OF NUCLEAR POWER PLANT DECOMMISSIONING. Nuclear reactor decommissioning is complex activity that should be planed and implemented carefully. A system based on computer need to be developed to support nuclear reactor decommissioning. Some computer system have been studied for management of nuclear power reactor decommisioning. Software system COSMARD and DEXUS that have been developed in Japan and IDMT in Italy are used as models for analisys and discussion concerning the management and cost estimation of Nuclear Power Plant (NPP) decommissioning. Its can be concluded that a computer system management for nuclear power plant decommissioning is quite complex that involved some computer code for radioactive inventory database calculation, calculation of modul on various the stages of decommissioning phase, and development of the spatial data system development for virtual reality. PENDAHULUAN
PENINGKATAN SISTEM PROTEKSI RADIASI KAWASAN NUKLIR SERPONG Syahrir Syahrir; Lucia Kwin Pudjiastuti; Untara Untara; Sri Widayati
Buletin Limbah Vol 13, No 2 (2009): Tahun 2009
Publisher : Buletin Limbah

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

Abstract

PENINGKATAN 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.

Page 3 of 6 | Total Record : 60

 1   2   3   4   5 

Filter by Year

2004 2009


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