cover
Contact Name
Nurhasyim
Contact Email
adminplr@batan.go.id
Phone
-
Journal Mail Official
-
Editorial Address
Pusat Teknologi Limbah Radioaktif (PTLR) Badan Tenaga Nuklir Nasional Gedung 50 Kawasan Puspiptek Serpong, Tangerang Selatan 15310, INDONESIA
Location
Kota adm. jakarta selatan,
Dki jakarta
INDONESIA
Buletin Limbah
ISSN : 08535221     EISSN : -     DOI : -
Core Subject : Science,
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 8 Documents
Search results for , issue " Vol 12, No 1 (2008): Vol.12 No.1 Tahun 2008" : 8 Documents clear
SISTEM PERTANGGUNG JAWABAN DAN PENGENDALIAN BAHAN NUKLIR (SPPBN) DI MBA RI-G Rahayu, Dyah Sulistyani
Buletin Limbah Vol 12, No 1 (2008): Vol.12 No.1 Tahun 2008
Publisher : Buletin Limbah

Show Abstract | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (210.432 KB)

Abstract

SISTEM PERTANGGUNGJAWABAN DAN PENGENDALIAN BAHAN NUKLIR (SPPBN) DI MBA RI-G. Indonesia telah menandatangani dan melaksanakan perjanjian safeguards sejak tahun 1980 dan Indonesia menandatangani perjanjian Non Proliferation Treaty (NPT) pada tanggal 3 Maret 1970 serta meratifikasi menjadi UU No. 8 tahun 1978 pada tanggal 18 Desember 1978. Sebagai negara peserta NPT, maka Indonesia harus menyelenggarakan State System of Accounting for and Control of Nuclear (SSAC) atau Sistem Pertanggungjawaban dan Pengendalian Bahan Nuklir (SPPBN), sehingga semua bahan nuklir dapat diawasi dan dikendalikan penggunaannya. Saat ini di Indonesia ada 7 fasilitas yang menangani bahan nuklir yang dikenakan safeguards. Berdasarkan Perka BAPETEN No.2/2005 yang pada awalnya berupa SK Dirjen BATAN No.362/DJ/IX/1994 dan berdasarkan SK Kepala Pusat Nomor 11/PLR/1/2007, dibentuk susunan tim Pelaksana SPPBN di MBA RI-G. MBA RI-G terdiri dari 2 KMP alir dan 2 KMP Inventory. KMP Alir, terdiri dari KMP 1, merupakan KMP Penerimaan Bahan Nuklir dari MBA lain dan KMP 2, merupakan KMP Pengiriman Bahan Nuklir ke MBA lain. KMP Inventory, terdiri dari KMP A, merupakan lokasi penyimpanan bahan bakar segar dan KMP B, merupakan lokasi penyimpanan bulk material dan lokasi lain selain lokasi di atas. Inspeksi rutin Physical Inventory Physic (PIV) dilaksanakan rutin setiap tahun di MBA RI-G dilakukan oleh Bapeten, sedangkan inspeksi PIV oleh IAEA tidak dilakukan setiap tahun, tetapi dilakukan sekali dalam 4 (empat) tahun. Dalam inspeksi dilakukan inventory verification (verifikasi inventori), yaitu verifikasi terhadap inventori buku dan inventori fisik. Ada 2 macam inventory verification, yaitu Physical Inventory Verification (PIV) dan Interim Inventory Verification (IIV).
CATU DAYA LISTRIK PADA INSTALASI KOMPAKSI DAN IMMOBILISASI PUSAT TEKNOLOGI LIMBAH RADIOAKTIF Tomo, Bung
Buletin Limbah Vol 12, No 1 (2008): Vol.12 No.1 Tahun 2008
Publisher : Buletin Limbah

Show Abstract | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (97.28 KB)

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.
UJI KEMAMPUAN MESIN PENDINGIN YORK YCHA 175 PASCA REFUNGSIONALISASI PADA FASILITAS IPLR Budiyono, Budiyono
Buletin Limbah Vol 12, No 1 (2008): Vol.12 No.1 Tahun 2008
Publisher : Buletin Limbah

Show Abstract | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (138.752 KB)

Abstract

UJI KEMAMPUAN MESIN PENDINGIN YORK YCHA 175 PASCA REFUNGSIONALISASI PADA FASILITAS IPLR. Dalam rangka meningkatkan kapasitas pendinginan gedung Instalasi Pengolahan Limbah Radioaktif, telah dilaksanakan refungsionalisasi satu unit mesin pendingin York YCHA 175. Untuk mengetahui unjuk kerja mesin pasca refungsionalisasi perlu dilakukan uji kemampuan operasi. Metode pengujian dengan membandingkan data-data operasi mesin dengan standar acuan. Hasil yang diperoleh nilai prosentase arus > 30% FLA, tekanan oli > 20 Psid, tekanan hisap > 44 psi dan tekanan discharge < 395 Psi. Dengan berfungsinya kembali salah satu mesin pendingin telah menurunkan suhu ruang IPLR sebesar 8 prosen.
DATA HASIL PENGELOLAAN LIMBAH RADIOAKTIF DI PUSAT TEKNOLOGI LIMBAH RADIOAKTIF SAMPAI DENGAN TAHUN 2007 Muzayati, Ayi
Buletin Limbah Vol 12, No 1 (2008): Vol.12 No.1 Tahun 2008
Publisher : Buletin Limbah

Show Abstract | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (97.792 KB)

Abstract

DATA HASIL PENGELOLAAN LIMBAH RADIOAKTIF DI PUSAT TEKNOLOGI LIMBAH RADIOAKTIF SAMPAI DENGAN TAHUN 2007. Menurut Undang-Undang No. 10 Tahun 1997 tentang ketenaganukliran, pelaksanaan pengelolaan limbah radioaktif dilakukan oleh Badan Tenaga Nuklir Nasional (BATAN), dan selanjutnya melalui Peraturan Kepala BATAN No. 123/KA/VIII/2007 tentang Rincian Tugas Unit Kerja di Lingkungan BATAN, tugas pokok Pusat Teknologi Limbah Radioaktif (PTLR) adalah melaksanakan pengelolaan limbah radioaktif. Pelaksanaan kegiatan tersebut memerlukan data limbah radioaktif sebagai acuan untuk tindak lanjut pengolahannya maupun untuk pemantauan kondisi limbah pada penyimpanannya, agar aman bagi manusia dan lingkungan. Data limbah radioaktif diperoleh dengan mengumpulkan formulir lembar isian pengelolaan limbah kemudian mencatatnya dalam log book dan dibuat data base-nya dalam program excell sesuai dengan jenis limbahnya sehingga didapatkan rekapan data limbah sesuai dengan jenisnya. Sampai dengan tahun 2007 limbah radioaktif yang dikelola oleh PTLR terdiri dari limbah konsentrat yang disementasi dalam shell beton 950 L berjumlah 19 buah, limbah semi cair yang disementasi dalam shell beton 950 L berjumlah 64 buah, limbah padat dalam drum 200 L hasil pengolahan secara kompaksi berjumlah 291 buah, limbah padat dalam drum 200 L hasil pengolahan sementasi langsung berjumlah 352 buah, shell drum 200 L yang berisi LTSS (Long Term Shield Storage) hasil kondisioning sumber bekas radium berjumlah 11 buah, sumber bekas non radium yang diterima oleh PTLR berjumlah 558 buah, shell drum 200 L berisi sumber bekas berjumlah 19 buah, penangkal petir yang diterima berjumlah 63 buah, dan sumber bekas jarum radium yang diterima berjumlah 464 buah. DATA OF RADIOACTIVE WASTE MANAGED BY RADIOACTIVE WASTE TECHNOLOGY CENTER UNTIL 2007. Based on the State Rules No. 10/1997 about nuclear energy, the treatment process of radioactive waste has been conducted at National Nuclear Energy Agency, as follow up by the decree of BATAN Chairman No. 123/KA/VIII/2007, one of RWTC task is to manage the radioactive waste. This activity needs data of radioactive waste as base for handling process and control of waste condition in storage according to the safety for humans and environment. This activity was done by collecting data form sheets of waste management then written in the log book and made the data base in excell programme according to waste character so a list of waste data was obstained. Data summary of the waste managed by RWTC until 2007 are concentrated waste packages from cementation process were 19 concrette shells 950 L, semi liquid waste packages from cementation process were 64 concrette shells 950 L, solid waste packages from compaction process were 291 drums 200 L, solid waste packages from direct cementation process were 352 drums 200 L, LTSS for conditioning radium spent source were 11 shell drums 200 L, non radium spent source were 558 pieces, shell drum 200 L to contain spent source were 19 pieces, lighting rod were 63 pieces, and radium spent source were 464 pieces.
PERANCANGAN PEMBUATAN ALAT PENGANGKAT DRUM LIMBAH RADIOAKTIF AKTIVITAS TINGGI Sagino, Sagino
Buletin Limbah Vol 12, No 1 (2008): Vol.12 No.1 Tahun 2008
Publisher : Buletin Limbah

Show Abstract | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (321.024 KB)

Abstract

PERANCANGAN DAN PEMBUATAN ALAT PENGANGKAT DRUM LIMBAH RADIOAKTIF AKTIVITAS TINGGI. Rancangan alat pengangkat drum 60 liter dari bahan stainless steel di maksudkan untuk mengangkat atau memindahkan kemasan limbah dalam drum 60 liter/100 liter. Crane digunakan untuk alat menaikkan dan menurunkan paket limbah tersebut. Alat pengangkat drum ini terletak di atas tutup drum sebelum drum dimasukan ke dalam transfer cask. Kemudian diangkut dengan Forklift dari penimbul limbah menuju IPLR untuk menunggu proses. Pengolahan yang selanjutnya dimasukan ke dalam sumuran sedalam 4 meter di tempat Penyimpanan Sementara Limbah Radioaktif Aktivitas Tinggi (PSLAT). Dalam gedung penyimpanan ini alat pengangkat berfungsi untuk menurunkan limbah radioaktif aktivitas tinggi dalam drum 60 liter/100 liter ke dalam sumuran gedung PSLAT dan diatur sampai 6 susun. DESIGN AND MANUFACTURE OF HIGH LEVEL WASTE DRUM GRIP. The objective of the grip for 60 liter SS drum is to lift and handle the drum. This drum grip would attached on the drum before the drum placed in transfer cask. After that transfer cask tranported by forklift from waste generation facility put to the waste management for HLW interim storage. In this storage the function is of grip have to 60/100 liter waste package in 4 m deep drum. The capacity of the grip is 60 kg and could lifting and lovering waste into transfer cask also at the well storage with assited by the crane. The drum grip contruction was made from thin of metal sheet.
PENGARUH pH TERHADAP PENGENDAPAN STRONSIUM-90 DALAM CONTOH URIN Ginting, Ruminta
Buletin Limbah Vol 12, No 1 (2008): Vol.12 No.1 Tahun 2008
Publisher : Buletin Limbah

Show Abstract | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (103.936 KB)

Abstract

PENGARUH pH TERHADAP PENGENDAPAN STRONSIUM-90 DALAM CONTOH URIN. Pada penelitian ini telah ditentukan pengaruh pH terhadap pengendapan strontium-90 dalam contoh urin. Stronsium-90 adalah salah satu produk fisi yang jika masuk ke dalam tubuh manusia khususnya tulang sebagai organ kritis , dapat mengganggu kesehatan . Tujuan penelitian ini adalah untuk menentukan kondisi optimum pada pengendapan stronsium-90 dalam contoh urin pekerja radiasi. Pengendapan Sr-90 dilakukan dengan metode pengendapan pada berbagai pH melalui penambahan Ammonium Oksalat jenuh. Stronsium-90 diekstraksi dengan HDEHP, lalu diendapkan kembali dengan Ammonium Oksalat jenuh dan endapannya dicacah dengan - low back ground counter. Dari hasil percobaan yang dilakukan diperoleh hasil bahwa kondisi optimum untuk pengendapan Sr-90 adalah pada pH 3 dan kedapat ulangan yang diperoleh adalah 60,8 %. THE INFLUENCE OF pH TO PRECIPITATION OF STRONTIUM-90 IN URINE SAMPLE. In this experiment the influence of pH to the precipitation of Strontium-90 in urine sample has been carried out. Strontium-90 is a fission product and if its entry to the human body, especially bone as critical organ can be the problem to the health. The aim of this experiment is to determine the optimum condition on precipitation of Strontium-90 in the urine sample of radiation worker. The precipitation of Strontium-90 by variation of pH, in saturated Ammonium Oxalate medium. Strontium-90 extracted with HDEHP and then precipitate again with saturated Ammonium Oxalate and the precipitate is counted by - low back ground counter. The results of the experiment was obtained that the optimum condition for precipitation of Strontium-90 is on pH 3 and recovery is 60,8 %
PENGARUH UKURAN BUTIR LIMBAH KARBON AKTIF MENGANDUNG Cs-137 TERHADAP KERAPATAN DAN KUAT TEKAN SEMEN LIMBAH Wahyuni, Heru Sri
Buletin Limbah Vol 12, No 1 (2008): Vol.12 No.1 Tahun 2008
Publisher : Buletin Limbah

Show Abstract | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (150.016 KB)

Abstract

PENGARUH UKURAN BUTIR LIMBAH KARBON AKTIF MENGANDUNG Cs-137 TERHADAP KERAPATAN DAN KUAT TEKAN SEMEN 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. EFFECT of PARTICLE SIZE OF spent activated carbon CONTAINS 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 result indicated that optimum density was 1.7543 g/cm3 with compressive strength 25 N/mm2.
PENGELOLAAN LIMBAH RADIOAKTIF DI PEMBANGKIT LISTRIK TENAGA NUKLIR 1000 MW Zamroni, Husen; Nuraeni, Endang; Rachmadetin, Jaka
Buletin Limbah Vol 12, No 1 (2008): Vol.12 No.1 Tahun 2008
Publisher : Buletin Limbah

Show Abstract | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (310.272 KB)

Abstract

PENGELOLAAN LIMBAH RADIOAKTIF CAIR PEMBANGKIT LISTRIK TENAGA NUKLIR 1000 MW. Kebanyakan Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN) menyediakan tempat sistem pengumpulan dan penyimpanan limbah untuk menangani limbah selama operasi reaktor. Bermacam teknik dan teknologi reduksi volume diterapkan dengan baik pada PLTN. Limbah radioaktif cair yang dilepas ke lingkungan harus sangat rendah dan lebih rendah dari batas yang ditentukan oleh badan regulasi. Limbah cair diolah dengan cara evaporasi, penukar ion, membarn dan pengendapan selanjutnya konsentrat disimpan dalam penyimpanan sementara. Sludge limbah radioaktif dikumpukan dalam tangki koleksi, tangki sedimen dan sumpit. Konsentrat evaporator bersama dengan resin bekas dari pengolah pendingin reaktor di simpan dalam tangki stainless steel dalam gedung bantu. LIQUID RADIOACTIVE WASTE MANAGEMENT AT NUCLEAR POWER PLANT 1000 MW. Most of the NPP generally were provided with waste collection and storage systems to accommodate lifetime arising of NPP operation. Source reduction techniques and technologies are well known and implemented to varying degrees at most nuclear plants. Liquid radioactive releases into the environment were to be kept very low, generally significantly lower than regulatory guidelines. Liquid waste was treated by evaporation, ion exchanger, membrane reverse osmosis and precipitacion furthermore concentrates were stored at the interim storage. Radioactive sludges exist mainly in drain collection and sedimentation tanks or sumps. The evaporator concentrates, together with spent ion exchange resins from coolant treatment, were planned to be stored in stainless steel tanks in the auxiliary buildings

Page 1 of 1 | Total Record : 8