Buletin Limbah
ISSN : -     EISSN : -
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.
Articles 123 Documents
METODA CEPAT UNTUK PENENTUAN CESIUM-137 DALAM AIR LAUT

Makmur, Murdahayu ( Pusat Teknologi Limbah Radioaktif - BATAN )

Buletin Limbah Vol 8, No 2 (2004): 2004
Publisher : Buletin Limbah

Show Abstract | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (158.438 KB)

Abstract

METODA 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.

DEKONTAMINASI HYPALON DAN NEPRENE GLOVES, PVC DAN BEMCOT TISSUE DENGAN MEDIATOR PERAK (II)

Suwardiyono, Suwardiyono ( Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATAN )

Buletin Limbah Vol 8, No 2 (2004): 2004
Publisher : Buletin Limbah

Show Abstract | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (144.903 KB)

Abstract

Telah dilakukan dekontaminasi hypalon gloves, neoprene gloves, PVC dan bemcot tissue menggunakan sel oksidasi elektrokimia berskala laboratorium dengan kondisi anolit 0,05 M AgNO3/4 M HNO3, katolit 13 M HNO3, temperatur 20, 30 dan 40 0C, arus 10 amper dan kecepatan pengadukan 1000 rpm. Faktor dekontaminasi (FD) Hypalon gloves (chlorosulphonated polyethylene) dan pplyvinyl chloride (PVC) pada waktu elektorpisis sampai 180 menit, temperatur antara 30 oC – 40 oC adalah berkisar antara 100 – 200. Neoprene glove tidak dapat di dekontaminasi karena terjadi penggumpalan dan lengket satu sama lain. Beamcot tissue (cellulosic material) tidak dapat diaplikasikan untuk didekontaminasi karena telah terdekomposisi habis menjadi CO2 selama elektrolisis.The decontamination of Hypalon gloves, Neoprene gloves, PVC and bemcot tissue using a laboratory scale electrochemical oxidation cell were carried out under the condition of anolyte of 0,05 M AgNO3/4 M HNO3, catholyte of 13 M HNO3, temperature of 20, 30 and 40 0C, current of 10 A and stirring speed of 1000 rpm. The decontamination factor (DF) of Hypalon gloves (chlorosulphonated polyethylene) and polyvinyl chloride (PVC) at the electrolysis time until 180 minutes, temperature between 30 oC – 40 oC was about 100 – 200. Neoprene gloves might not suitable for this decontamination, because occurred the hump and adhesive on the surface among the neoprene glove sheets due to their partial decomposition which interferes the decontamination was observed. Bemcot tissue (cellulosic material) is inapplicable for this decontamination, because it was completely decomposed to be carbon dioxide during electrolysis.

KONSENTRASI GAS RADON DI PERMUKAAN TANAH DI DAERAH PPTN SERPONG DAN PUSPIPTEK

Ginting, Terima ( Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATAN ) , Hari, budi ( Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATAN )

Buletin Limbah Vol 8, No 2 (2004): 2004
Publisher : Buletin Limbah

Show Abstract | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (156.151 KB)

Abstract

Pengukuran konsentrasi radon dipermukaan tanah di daerah PPTN dan Puspiptek Serpong telah dilakukan. Tujuan penelitian ini adalah untuk mengetahui konsentrasi radon di permukaan tanah di daerah PPTN dan Puspiptek Serpong. Pengukuran konsentrasi aktivitas gas radon dilakukan pada pagi hari (jam 6.00-7.00) dan siang hari (jam 12.00-13.00). Hasil yang diperoleh konsentrasi gas radon rerata di permukaan tanah di daerah PPTN pada pagi hari sebesar 538.50 Bq/m3 dan pada siang hari (jam 12.oo-13.oo) sebesar 749.25 Bq/m3 , sedangkan di daerah Puspiptek pada pagi hari (jam 6.00-7.00) rerata sebesar 705.08 Bq/m3 dan pada siang hari rerata sebesar 783.61 Bq/m3. Konsentrasi gas radon di permukaan tanah di daerah PPTN Serpong untuk stasiun RO1, RO2, RO3, RO4 dan di daerah Puspiptek di stasiun PO1, PO2, PO3 rendah pada pagi hari tinggi pada siang hari, kecuali di stasion PO2 di daerah Puspiptek pagi hari lebih tinggi daripada siang hari. Konsentrasi gas radon di permukaan tanah di daerah PPTN tidak menunjukkan perbedaan yang nyata dengan daerah Puspiptek dan berbeda nyata dengan daerah Cepu, Cirebon, Prabumulih pada taraf kepercayaan 90%. Investigation time was done in the morning and the afternoon. The results of average radon gas concentrations in surface soil at the PPTN Serpong areas in the morning was 538.50 Bq/m3 and in the afternoon was 749.25 Bq/m3. At the Puspiptek area in the morning was 705.08 Bq/m3 and in the afternoon was 783.61 Bq/m3. The radon gas concentrations in surface soil for RO1, RO2, RO3, RO4 stations at the PPTN Serpong and for PO1, PO3, PO4 stations at the Puspiptek areas in the morning more smaller if compared to the afternoon, except for PO2 station at the Puspiptek areas in the morning more bigger if compared to the afternoon. The averages radon gas concentrations in surface soil at the PPTN Serpong areas if compared to the Puspiptek areas is not difference, and significant difference if compared to the other areas like Cepu areas, Prabumulih areas, Cirebon

STUDI LIMBAH RADIOAKTIF YANG DITIMBULKAN DARI OPERASIONAL PLTN PWR 1000 MWe

Zamroni, Husen ( Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATAN )

Buletin Limbah Vol 8, No 2 (2004): 2004
Publisher : Buletin Limbah

Show Abstract | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (219.051 KB)

Abstract

Limbah 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.

STUDI PENGELOLAAN LIMBAH RADIOAKTIF PADAT PEMBANGKIT LISTRIK TENAGA NUKLIR

Santoso, Gangsar ( Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATAN )

Buletin Limbah Vol 8, No 2 (2004): 2004
Publisher : Buletin Limbah

Show Abstract | 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.

OPTIMASI ALAT CACAH WBC ACCUSCAN-II UNTUK PENCACAHAN CONTOH URIN

Tedjasari, R. Suminar ( Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATAN ) , Ginting, Ruminta ( PTLR-BATAN )

Buletin Limbah Vol 8, No 1 (2004): 2004
Publisher : Buletin Limbah

Show Abstract | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (565.368 KB)

Abstract

Telah dilakukan penelitian untukmengoptimalkan pemakaian alat cacah WBC ACCUSCAN-II dalampemantauan radiasi interna, yaitu untuk pencacahan radiasi gamma dalamcontoh urin. Untuk pencacahan contoh urin ini, alat cacah WBC dikalibrasidengan menggunakan sumber standar Eu-152 yang mempunyai energigamma dalam rentang 121,78 keV hingga 1408,00 keV. Sumber standar cairmempunyai konsentrasi aktivitas sebesar 210,20 kBq/500cc dan dimasukkandalam botol sampel plastik. Pencacahan dilakukan selama 600 detik denganjarak antara detektor dengan botol sumber bervariasi dari 15 cm hingga 30cm (rapat dinding WBC). Dari hasil analisis diperoleh data yangmenunjukkan bahwa hasil pengukuran pada jarak 15 cm dari detketor adalahyang terbaik, dengan fungsi kalibrasi energi adalah E(c) = -31,5 + 0,43c –3,96x10-5c2 + 6,34x10-9 c3 dan fungsi kalibrasi efisiensi adalah Ef(E) = -2,70 + 1,01E – 0,13E2. The WBC ACCUSCANII was calibrated using standard source of Eu-152 with gamma energy from 121.78 kev to 1408.00 keV. The Liquid standard source of Eu-152 has an activity concentration of 210.20 kBq/500 cc and it was placed in a plastic sample bottle. The source was counted for 600 seconds and was placed 15 cm to 30 cm from detector. The analysis results indicated that counting at 15 cm from detector yield is the best, and the energy calibration function is E(c)= -31,5 + 0,43c – 3,96x10-5c2 + 6,34x10-9 c3 and efficiency calibration is

STUDI WAKTU TINGGAL PARTIKULAT DALAM AIR LAUT PERMUKAAN SEMENANJUNG MURIA MELALUI PENGUKURAN 238U Dan 234Th

Lubis, Erwansyah ( PTLR-BATAN ) , Lubis, Erwansyah ( PTLR-BATAN )

Buletin Limbah Vol 8, No 1 (2004): 2004
Publisher : Buletin Limbah

Show Abstract | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (1079.503 KB)

Abstract

STUDI 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 dalam

PROGRAM JAMINAN KUALITAS PADA PENGUKURAN RADIONUKLIDA PEMANCAR GAMMA ENERGI RENDAH:RADIONUKLIDA Pb-210

Goeritno, Arief ( PTLR-BATAN )

Buletin Limbah Vol 8, No 1 (2004): 2004
Publisher : Buletin Limbah

Show Abstract | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (137.362 KB)

Abstract

Telah 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

Purnomo, Sugeng ( PTLR-BATAN )

Buletin Limbah Vol 8, No 1 (2004): 2004
Publisher : Buletin Limbah

Show Abstract | 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 %.

PENGELOLAAN BAHAN BAKAR BEKAS REAKTOR NUKLIR

Wisnubroto, Djarot Sulistyani ( PTLR-BATAN )

Buletin Limbah Vol 9, No 1 (2005): PENGELOLAAN BAHAN BAKAR BEKAS REAKTOR NUKLIR
Publisher : Buletin Limbah

Show Abstract | Original Source | Check in Google Scholar |

Abstract

Dalam 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.

Page 1 of 13 | Total Record : 123