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 5 Documents
Search results for , issue " Vol 8, No 1 (2004): 2004" : 5 Documents clear
OPTIMASI ALAT CACAH WBC ACCUSCAN-II UNTUK PENCACAHAN CONTOH URIN Tedjasari, R. Suminar; Ginting, Ruminta
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; Lubis, Erwansyah
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
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
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 %.
STUDI PENGOLAHAN LIMBAH DARI PROSES DAUR BAHAN BAKAR NUKLIR Subiarto, subiarto
Buletin Limbah Vol 8, No 1 (2004): 2004
Publisher : Buletin Limbah

Show Abstract | Original Source | Check in Google Scholar

Abstract

STUDI PENGOLAHAN LIMBAH DARI PROSES DAUR BAHAN BAKAR NUKLIR. Telah dilakukan pengkajian terhadap pengolahan limbah dari proses daur bahan bakar nuklir. Limbah daur bahan bakar nuklir dihasilkan dari berbagai fasilitas dalam lingkup daur bahan bakar nuklir seperti fasilitas pemurnian uranium, pengayaan dan pabrikasi bahan bakar nuklir, termasuk limbah transuranium (TRU) yang dihasilkan dari fasilitas pabrikasi bahan bakar Mixed Oxide (MOX) dan fasilitas olah ulang. Limbah radioaktif aktivitas tinggi (High Level Waste/HLW) diolah dengan cara pemadatan untuk menjaga kestabilan limbah. Limbah hasil pengolahan disimpan selama 30 -50 tahun untuk pendinginan, kemudian disimpan pada tanah dalam yang disebut sebagai penyimpanan lestari. Limbah uranium dengan umur paruh panjang yang dihasilkan dari proses pemurnian, pengayaan dan pabrikasi bahan bakar sebagian besar mempunyai aktivitas rendah sehingga perlu dipertimbangkan metode penyimpanan yang sesuai. ABSTACT STUDY OF WASTE THE TREATMENT FROM NUCLEAR FUEL CYCLING PROCESS. Study of the Waste treatment from nuclear fuel cycling process have been done. Fuel cycle wastes were arisen from the facilities in the nuclear fuel cycle facilities, such as uranium purification, enrichment, and nuclear fuel fabrication facilities, include transuranium (TRU) waste that arisen from Mixed Oxide (MOX) fuel fabrication and processing facilities. High level radioactive waste (HLW) was treated by solidification process to keep waste stability. The treated waste was stored for 30 -50 years to cooling, and then stored in deep geologic for disposal. Uranium waste with long half life that arisen from purification process, enrichment and fuel fabrication have majority low activity so that it needed to  be considered to the appropiate of storage method.

Page 1 of 1 | Total Record : 5