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
PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir
Published by Badan Tenaga Nuklir Nasional
ISSN : -     EISSN : -     DOI : -
Core Subject : Science,
Energy Materials Science & Nanotechnology
Majalah Ilmiah Pengelolaan Instalasi Nuklir "PIN" yang diterbitkan oleh Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir (PTBN) - BATAN, menerima dan mempublikasikan naskah berupa hasil penelitian, kajian dan tinjauan ilmiah yang berhubungan dengan kegiatan pengelolaan instalasi nuklir
Arjuna Subject : -
Articles 6 Documents
 1 
Search results for , issue "Vol 12, No 22 (2019): April 2019" : 6 Documents clear
PENENTUAN FAKTOR PINDAH KERTAS USAP MODEL WHATMAN GRADE 42 PADA BERBAGAI MACAM BAHAN PERMUKAAN Nur Yulianto Darojad; Muradi Muradi; R. Budi Santosa
PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir Vol 12, No 22 (2019): April 2019
Publisher : PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (306.298 KB)

Abstract

Penentuan Faktor Pindah   kertas usap model  W h a t m a n , g r a d e 4 2 telah dilakukan dengan metoda tes usap kering. Pengukuran tingkat kontaminasi suatu bahan permukaan, sangatlah tergantung dari besaran Faktor  Pindah    dari suatu kertas usap, Harga Faktor  Pindah    dari kertas usap yang biasa   digunakan untuk perhitungan tingkat kontaminasi   pada suatu permukaan dalam kegiatan pemantauan rutin selama ini diasumsikan sebesar 0,1. Untuk dapat mengetahui seberapa besar tingkat kontaminasi dari suatu permukaan  secara lebih teliti lagi, maka harus dilakukan perhitungan harga Faktor Pindah   untuk   kertas usap dengan metoda test usap kering. Tujuan penelitian ini adalah untuk:mendapatkan harga  Faktor Pindah   kertas usap model W h a t m a n , g r a d e 4 2 pada berbagai macam bahan permukaan, .Bahan permukaan yang digunakan pada penelitian ini adalah keramik, baja tahan karat, dan Epoxy. Kontaminan buatan yang digunakan adalah P-32 dengan aktivitas sebesar 20mCi/100 mL . Test Usap kering dilakukan dengan terlebih dahulu meneteskan larutan P-32 sebanyak 10  mL  pada  bahan permukaan  dengan luasan 10 cm x 10 cm dan pada planset yang nantinya digunakan untuk standart.  Test Usap dilakukan dengan menggunakan kertas usap model whatman grade 42 pada bahan permukaan pada kondisi kering, kemudian dilakukan pencacahan dengan alat alpa beta  counter  Ludlum  3030  terhadap  kertas  usap  dan  juga  kontaminan  standart  pada permukaan bahan. Harga  Faktor Pindah   didapat dengan membandingkan antara cacah pada kertas usap dengan cacah standart. Harga Faktor  Pindah kertas model  W h a t m a n ,  g r a d e4 2  yang diperoleh dari penelitian ini   untuk permukaan: keramik, baja tahan karat, Epoxy, berturut-turut adalah: (0,721±0,0062), (0,047±0,0006), (0,071±0,0015)  Kata kunci : Faktor Pindah, Kertas Usap, Kontaminan ABSTRACTRemoval Factor determination of smear paper model whatman grade 42 has been done,using dry smear test method. The measurement of a contamination level  on surface material is highly dependent on the of  Removal Factor value from a smear  paper, the value of Removal Factor from the smear paper commonly used for calculating of contamination level in routine monitoring activities is assumed to be 0.1. To be able to find out more about the contamination level of a material surface, it is necessary to calculate the   Removal Factor value for smear paper using the dry smear test method. The aim of this research is to find removal factor values of smear paper model whatman grade 42 on some surfaces. The surface materials used in this research were ceramics, stainless steel and Epoxy. The artificial contaminants used are P-32 with activities of 20 µCi / 100mL. Dry Wipe Test is carried out by first dripping a 10 mL P-32 solution on a surface material with an area of 10 cm x 10 cm and at a cup which will be used for standard. The Wipe Test was carried out by using a grade 42 smear paper on the surface material in dry conditions, then the counting process was carried out with an alpha beta counter Ludlum 3030 on the smear paper and also standard contaminants on the surface of the material. FP value are obtained by comparing count result between paper smears and standard sample. The removal factor values of smear paper model whatman grade 42   for surfaces: ceramic, stainless steel and Epoxy were :(0,721±0,0062), (0,047±0,0006), (0,071±0,0015)Key Words :Removal Factor, Smear paper, Contaminan
Pemisahan Impuritas Dari Larutan Uranil Nitrat dengan Proses Ekstraksi dan Re-ekstraksi di Pilot Conversion Plant Islah Mukminati; Putra Oktavianto; Agus Sartono Dwi Santosa; Anne Ariyanita Ariyanita
PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir Vol 12, No 22 (2019): April 2019
Publisher : PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (560.626 KB)

Abstract

Pemisahan Impuritas Dari Larutan Uranil Nitrat dengan Proses Ekstraksi dan Re- ekstraksi di Pilot Conversion Plant. Telah dilakukan proses pemurnian uranil nitrat meliputi proses  ekstraksi dan re-ekstraksi (stripping) pada seksi 400 di instalasi Pilot Conversion Plant dengan umpan uranium kadar rendah sebesar 77,51 gr U/L, kecepatan alir pompa P-40142L/jam, keasaman ± 3N dan dikontakan dengan pelarut organik TBP-kerosene (30:70) dalammixer settler MS-401 dengan kecepatan alir 32L/jam. Dalam proses reekstraksi (stripping) laju alir uranium (fase organik) 32L/jam, nitrat encer (fase anorganik) yang digunakan dengan kadar0,05 N dan laju alir 32L/jam. Dengan umpan uranil nitrat kadar rendah tersebut diperoleh recovery uranil nitrat hasil pemurnian sebesar 44,65%. Impurities yang mampu dipisahkan dalam proses ini unsur Al sebesar 76,54%;Ca dan Mg 94,09%;Cr   62,41%;Co 99,97%;Cu76,68%;Fe 79,46% ;Pb 88,34% ; Mn 74,84%;Ni 43,82% ; Zn 93,96%. Kata kunci: ekstraksi, re-ekstraksi (stripping), uranil nitrat, nuclear grade, Pilot Conversion Plant    ABSTRACTImpurities Separation From Uranyl Nitrate Solution with Extraction and Stripping Process in Pilot Conversion Plant. Uranyl nitrate from refining process has been carried out including the extraction and stripping process in section 400 Pilot Conversion Plant where the feed is low grade uranium with 77,518 gr U / L, flow rate of P-401 pump is 42L / hour, acidity ± 3N, the solution contacted with TBP-kerosene as organic solvent (30:70) in the MS-401 settler mixer at a flow rate of 32L / hr. In the process of re-extracting (stripping), uranium flow rate (organic phase) is 32L / hr, 0.05 N nitratic acid (inorganic phase) is used and the flow rate is 32L / hr. With this low grade uranyl nitrate feed, recovery of uranyl nitrate from this purification process reached 44,65%. The Impurities which separated in this process are Al 76,54%; Ca and Mg94,09%; Cr 62,41%; Co 99,97%; Cu 76,68%; Fe 79,46%; Pb 88, 34%; Mn 74,84%; Ni 43,82%; Zn 93,96%. Keywords: extraction, stripping, uranyl nitrat, nuclear grade, Pilot Conversion Plant
PENGOLAHAN DATA PEMANTAUAN DI DAERAH RADIASI DAN KONTAMINASI IRM TAHUN 2018 BERBASIS KOMPUTER Endang Sukesi Ismojowati; Nur Yulianto Darojad
PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir Vol 12, No 22 (2019): April 2019
Publisher : PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (747.804 KB)

Abstract

Kegiatan Pengolahan data pemantauan di daerah radiasi dan kontaminasi IRM tahun 2018 berbasis komputer TELAH dilakukan untuk memberikan informasi  dan cara pengolahan data keselamatan yang lebih cepat, efisien dan efektif tentang besaran paparan, radioaktivitas alpha dan beta untuk   daerah kerja   kepada pekerja radiasi.   Metoda yang dilakukan antara lain: pengambilan samplE di tempat yang sudah ditentukan sesuai SOP  Pemantauan Daerah Kerja dan LAK, pencacahan sampeL serta pengolahan data menggunakan perangkat lunak yang ada di antarmuka pada perangkat Alpha-beta Model 3030. Data pemantauan radiasi dan kontaminasi yang ditransfer ke dalam rekaman Lembar Bantu (LB), Lembar Pemantauan (LP) dan juga data ini bisa ditampilkan pada layar monitor  sebelum pintu  akses masuk ke dalam Laboratorium IRM. Setiap pekerja radiasi yang akan masuk dan bekerja di dalam laboratorium IRM, hendaknya melihat data hasil pemantuan ini sebagai peringatan dan informasi awal, apakah daerah kerja aman atau tidak. Jika terdapat paparan radiasi tinggi atau radiokatifitas alpha beta yang tinggi/melebihi MPC, maka pekerja radiasi dapat meminta bantuan petugas keselamatan dan PPR utuk memastikan tentang keselamatan radiasi dan kontaminasi di dalam laboratorium. Rekaman LP selanjutnya diverifikasi oleh PPR, kemudian disetujui oleh Kepala Sub Bidang Keselamatan Kerja dan Proteksi Radiasi. Rekaman LP tersebut diserahkan kepada Kepala BKKABN untuk digunakan sebagai bahan laporan pengoperasian IRM dan kebutuhan inspeksi BAPETEN dalam rangka perizinan IRM. Radioaktivitas udara tertinggi alpha beta berada di zona III ruang 143 (service area) dengan nilai tertinggi untuk alpha sebesar 10,224Bq/m3 untuk beta sebesar 32,769 Bq/m3. Nilai ini masih di bawah nilai batas yang diijinkan yaitu≤ 20 Bq/m3 untuk alpha dan ≤ 200 Bq/m3untuk beta. Radioaktivitas alpha permukaan lantai tertinggi berada di zona II R 135 sebesar 0,022. Radioaktivitas permukaan lantai tertinggi beta berada di zona III ruang 143 (service area) sebesar 1,752 Bq/cm2. Walau begitu nilai ini jugamasih jauh di bawah nilai batas yang diijinkan yaitu 0,37 - 3,7 Bq/cm2 untuk alpha dan 3,7 - 37Bq/cm2 untuk beta. Hasil kegiatan pengolahan data pemantauan radioaktif tahun 2018 berbasis komputer  disimpulkan  bahwa  nilai  paparan  dan  radioaktivitas  permukaan  serta  udara  diLaboratorium IRM masih berada di bawah Nilai Batas yang diijinkan dan memenuhi BatasanKondisi Operasi IRM yang tercantum dalam LAK Kata kunci : sampling, pengolahan data, radioaktif, radiasi, kontaminasi ABSTRACTComputer based Monitoring data processing activities in the radiation and contamination  area of IRM at 2018   have been carried out to provide information and manner of safety data processing can be faster, more efficient and effective on the amount of exposure, work area radiation of alpha and beta radioactivity to radiation workers. The methods carried out include: sampling the sample at a designated location according to the SOP for Monitoring the Work Area and LAK, sample counting and data processing using software available at the interface on the Alpha-beta Model 3030 device. Radiation and contamination monitoring data transferred
PROSES PENGENDAPAN URANIL NITRAT MELALUI JALUR AMONIUM DIURANAT (ADU) PADA FASILITAS PILOT CONVERSION PLANT (PCP) Putra Oktavianto; Anne Ariyanita Ariyanita; Islah Mukminati
PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir Vol 12, No 22 (2019): April 2019
Publisher : PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (388.798 KB)

Abstract

Larutan hasil proses pemekatan seksi 600 dengan kadar U sebesar ±188 gU/L dikirim ke seksi mencapai pH pengendapan optimum memerlukan jumlah yang cukupbanyak. Maka dari itu, dilakukan pengurangan volume umpan larutan UN dalam tangki sehingga larutan amonium hidroksida (NH4OH) yang masuk ke dalam tangki akan lebih banyak jumlahnya. Dengan cara ini diharapkan pH hasil larutan ADU yang diperoleh bisa mencapai  pH 9. Pada proses yang telah dilakukan, pH proses dicapai 7,6 dan  endapan ADU yang terbentuk sudah dianggap sempurna sehingga  bisa  dilakukan  proses  selanjutnya.  Sedangkan jumlah  serbuk  ADU  kering  yang diperoleh adalah sebanyak 3 Kg. Jumlah ini kurang dari jumlah kapasitas maksimal yang bisa didapatkan yaitu  12,5  Kg,  karena volume umpan larutan UN  dilakukan pengurangan dari volume yang telah ditentukan, sehingga jumlah uranium yang terendapkan juga berkurang.900 untuk dilakukan proses pengendapan. Proses pengendapan ini dilakukan untuk mengkonversi larutan uranil nitrat (UN) menjadi endapan amonium diuranat (ADU). Proses pengendapan larutan uranil nitrat (UN) pada seksi 900 dilakukan dengan menambahkan larutan amonium  hidroksida  (NH OH)  pada  larutan  uranil  nitrat  (UN)  pada  temperatur  ±60oC menggunakan tangki pengendapan C-902. Larutan amonium hidroksida (NH4OH) yang tersedia saat  ini  molaritasnya sangat rendah  yaitu 2,8  M.  Hal tersebut dapat menyebabkan untukKata kunci : PCP, proses pengendapan, uranil nitrat, amonium hidroksida,amonium diuranat, pHABSTRACTThe resulting solution of the evaporation process section 600 with a U level of ± 188 g U / L was sent to section 900 for the precipitation process. This precipitation process for conversion from uranyl nitrate (UN) solution to ammonium diuranate (ADU). The precipitation process of uranyl nitrate (UN) solution in the 900 section was carried out by adding a solution of ammonium hydroxide (NH4OH) in  uranyl nitrate (UN) solution at  a  temperature ±  60 C  in  the  C-902 precipitation tank. Ammonium hydroxide (NH4OH) solution available now have very low molarity of 2.8 M. The effect is the pH of the solution obtained can’t reach pH 9 so that the precipitation process is not perfect. Therefore, in this process the volume of feed of the UN solution in the tank will be reduced so that the ammonium hydroxide (NH4OH) solution that fill in the tank will be more the quantities. With this method is expected the pH of the ADU solution obtained can reach pH 9. In the process that has been done, reached pH 7.6 . At this pH, the formed ADU sediment are considered perfect and can be carried out for next process. While the amount of dry ADU powder obtained is as much as 3 kg. This amount is less than the maximum capacity that can be obtained, that is 12.5 kg. This is because the volume of the UN solution feed is reduced from the maximum volume, so the amount of precipitated uranium is also reduced.Keywords: PCP, precipitation process, uranyl nitrate, ammonium hydroxide, ammonium diuranate, PH
PENINGKATAN KAPASITAS SISTEM AIR PENDINGIN CHILLER IEBE Ahmad Paid Paid; Kusyanto Kusyanto; Eko Yuli Rustanto; Amar Marup
PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir Vol 12, No 22 (2019): April 2019
Publisher : PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (673.241 KB)

Abstract

Telah dilakukan evaluasi peningkatan kapasitas sistem air pendingin untuk kebutuhan air dingin pada fasilitas IEBE sebesar 8.632 L/menit  = 517.920 L/jam, desain awal untuk mendinginkan air  tersebut dipergunakan mesin pendingin air / chiller  water sentrifugal jenis pendingin air dan menggunakan refrigerant R11, kapasitas pendinginan per-unit sebesar 377 TR dengan kapasitas air dingin yang dihasilkan sebesar 3.162 liter/menit yang dioperasikan 2-3 unit chiller, dari hasil perhitungan dengan menggunakan selisih temperatur air dingin masuk dengan keluarantara 5 – 6 oC didapatkan 852,96 – 1023,56 TR,   seiring perjalanan waktu chiller   watersentrifugal terjadi penuaan dan kerusakan yang tidak mungkin lagi untuk dilakukan perbaikan serta menyangkut pelarangan penggunaan R.11, secara bertahap dilakukan pergantian chiller water unit beralih menggunakan refrigerant R-22, pada saat ini telah terpasang 2 unit chiller masing-masing dengan kapasitas pendinginan 211 TR × 2 unit = 422 TR, dari hasil perhitungan masih diperlukan penambah chiller dan akan dilakukan pemenuhan secara bertahap, pada tahun ini direncanakan akan dilakukan pengadaan chiller baru dengan kapasitas pendinginan sekitar 802 kW/ 288 TR. Kata kunci: sistem ventilasi, air handling unit, refrigerant, chiller.  ABSTRACTAn evaluation of the improvement of the cooling water system for cold water needs at the IEBEfacility has been carried out at 8,632 L / min = 517,920 L / hr, the initial design to cool the cold water was used a water cooling machine / centrifugal water chiller type water cooler and used R11 refrigerant, per-unit cooling capacity of 377 TR with the resulting cold water capacity of3,162 liters / minute operated by 2-3 chiller units, from the results of calculations using the difference in temperature of cold water entering and leaving between 5-6 oC obtained 852.96 -1023.56 TR, Over time the centrifugal water chiller occurs aging and damage that is no longer possible to be repaired and involves banning the use of R.11, gradually the water chiller unit ischanged to switch to using R-22 refrigerant, at this time 2 chiller units have been installed each with a cooling  2 units = 422 TR´capacity of 211 TR, from the results of the calculation is still needed to increase the chiller and will be carried out in stages, this year it is planned to beprocured a new chiller with a cooling capacity of around 802 kW / 288 TR. Keywords: ventilation system, air handling unit, refrigerant, chiller
PEMISAHAN UMo PADA PEB UMo/Al SECARA ELEKTROLISIS Heri Hardiyanti Hardiyanti; Banawa Sri Galuh; Lilis Windaryati; Anne Ariyanita Ariyanita
PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir Vol 12, No 22 (2019): April 2019
Publisher : PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (396.364 KB)

Abstract

PEMISAHAN UMo  PADA  PEB  UMo/Al SECARA ELEKTROLISIS. Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir (PTBBN) Batan Serpong sedang melakukan penelitian dan pengembangan  salah satunya bahan bakar UMo/Al.   Adapun produk dari penelitian   yang tidak sesuai spesifikasi harus diolah ulang. Olah karenanya dalam penelitian ini dilakukan pemisahan   UMo dengan metoda   elektrolisis. Pemisahan   serbuk UMo/Al telah dilakukan secara elektrolisis dengan elektroda platina (Pt) sebagai anoda, dan gagalan pelat elemen bakar (PEB) sebagai katoda. Sampel yang digunakan merupakan potongan dari  PEB UMo/AL dengan ukuran 1x7 cm. Parameter yang dipelajari dalam percobaan ini adalah dengan variabel konsentrasi elektrolit HNO3 dan arus listrik. Setelah elektrolisis selesai, hasil serbuk UMo yang terendap pada larutan elektrolit dan berat akhir elektroda Pt ditimbang. Hasil percobaan menunjukkan bahwa kondisi elektrolisis terbaik dicapai pada elektrolit HNO3  0,5 N dengan hasil endapan serbuk UMo0,1632g serta arus listrik 3,5 ampere (A). Kata Kunci – Elektrolisis , Serbuk UMo 2, UMo/Al , Plat Elemen Bakar  ABSTRACTEXTRACTION  OF  UMo  IN  UMo/AL  FUEL  PLATE  BY  ELECTROLYSIS.  Center  for  FuelTechnology is  conducting    research and  development of  nuclear  material extraction from rejected fuel product UMo/Al fuel plate.   The purpose of the research is to minimize waste containing  nuclear  material  from  fuel  fabrication.  Minimizing  the  waste  can  be  done  by extracting the nuclear material using electrolisys. Extraction of UMo/Al powder has been done by electrolisys method using platinum electrode as anoda and sample sizing 1x7 cm of rejected fuel plate as cathode.     The parameters studied are concentration of HNO3  electrolyte and electric current. Weight of presipitated UMo powder and the rest of platinum electrode are recorded. The experiment results presipitated powder UMo 0,1632 g under optimum condition at Concentration of HNO3 0,5 N and electric current 3,5 A. Kata Kunci – Electrolysis, Serbuk UMo powder, UMo/Al , Fuel Plate

Page 1 of 1 | Total Record : 6

 1 

Filter by Year

2019 2019


Reset
Filter By Issues
All Issue Vol 13, No 25 (2020): Oktober 2020 Vol 13, No 24 (2020): April 2020 Vol 12, No 23 (2019): Oktober 2019 Vol 12, No 22 (2019): April 2019 Vol 11, No 21 (2018): Oktober 2018 Vol 11, No 20 (2018): April 2018 Vol 10, No 19 (2017): Oktober 2017 Vol 10, No 18 (2017): April 2017 Vol 9, No 17 (2016): Oktober 2016 Vol 9, No 16 (2016): April 2016 Vol 8, No 15 (2015): April 2015 Vol 7, No 14 (2014): Oktober 2014 No 13 (2014): April 2014 No 12 (2013): Oktober 2013 No 11 (2013): April 2013 No 9-10 (2012): April-Oktober 2012 No 8 (2011): Oktober 2011 No 7 (2011): April 2011 Vol 3, No 06 (2010): Oktober 2010 Vol 3, No 5 (2010): April 2010 Vol 2, No 03 (2009): April 2009 Vol 2, No 4 (2009): Oktober 2009 Vol 1, No 02 (2008): Oktober 2008 Vol 1, No 01 (2008): April 2008 More Issue