Article Per Year (5 Year)
p-Index From 2020 - 2025
0
P-Index
This Author published in this journals
All Journal Jurnal Forum Nuklir Jurnal Teknik Lingkungan Jurnal Zeolit Indonesia
Herlan Martono
Unknown Affiliation
Education Environmental Science Materials Science & Nanotechnology

Published : 3 Documents Claim Missing Document
Claim Missing Document
Check
Articles

Found 3 Documents
Search

 1 
Pengolahan Limbah Produksi Radioisotop Menggunakan Resin Penukar Anion Aisyah Aisyah; Herlan Martono; Wati Wati
Jurnal Forum Nuklir JFN Vol 4 No 1 Mei 2010
Publisher : BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (272.833 KB) | DOI: 10.17146/jfn.2010.4.1.219

Abstract

Dalam produksi radioisotop 99Mo akan ditimbulkan limbah radioaktif yang mengandung campuran uranium dan hasil belah. Pengolahan dilakukan untuk memisahkan uranium dari hasil belah menggunakan resin penukar anion. Resin penukar anion akan selektif mengikat uranium dalam bentuk uranium kompleks. Telah dilakukan penelitian pengolahan limbah simulasi dengan konsentrasi uranium 0,05g/L menggunakan resin penukar anion amberlit IRA-400(Cl) dengan cara mengkomplekkan uranium dengan Na2CO3. Variable yang dipelajari adalah jumlah Na2CO3 dan waktu kontak. Penjerapan uranium yang optimal diperoleh pada penambahan Na2CO3. 0,75 gram (U / Na2CO3 ? 0,067), waktu kontak 60 menit dengan penjerapan uranium 88,6 % berat. Resin IRA-400 (Cl) yang jenuh uranium disolidifikasi dengan polimer resin epoksi. Karakterisasi polimer-limbah hasil solidifikasi dilakukan dengan pengukuran densitas, kuat tekan dan laju pelindihan. Densitas ditentukan dengan mengukur berat dan volume polimer-limbah, kuat tekan ditentukan dengan alat uji tekan Paul Weber dan laju pelindihan ditentukan dengan alat sokhlet. Hasil pengukuran menunjukkan bahwa kandungan limbah yang optimal adalah 20 % berat dengan densitas 1,036 g/cm3, kuat tekan 12,153 kN/ cm2dan tidak terdeteksi adanya pelindihan uranium keluar dari polimer-limbah.
PROCESSING OF URANIUM WASTE USING ALUMINA SILICA PHOSPHATE Aisyah Aisyah; Herlan Martono; Wati Wati
Jurnal Zeolit Indonesia Vol. 7 No. 2 (2008)
Publisher : Jurnal Zeolit Indonesia

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

Abstract

Uranium waste generated from the utilization of nuclear technology on radioisotope production, nuclear fuel production, calibration of fuel post-irradiation, and the purification of uranium from yellow cake. Uranium is a long-lived radionuclides and hazardous if it was entered in human body, thus requiring appropriate treatment with high safety. The processing conducted by separated the uranium which was contained on waste with ions exchange process. Uranium has been separated, later then immobilized with the polymer. The study of simulation uranium waste processing using an Alumina Silica Phosphate (ASP) has been conducted. Simulation uranium waste with the concentration of 0,05 g/l was contacted to ASP with contact timer and pH as a parameters. The Alumina Silica Phosphate which saturated with uranium, later then immobilized with epoxy resin polymer by total of waste contents as a parameter. The immobilization was conducted by mixing ASP which saturated with uranium and epoxy resin. The study showed that the best composition of ASP was obtained at the ratio of 1:1, contact time of 15 minute, and pH of 7 with absorption of uranium about 93,5%. The characteristic of polymer and the immobilization waste showed that optimum of waste content is 20% of weight with the density of 1,0538 g/cm3; compressive strength of 19,96 kN/cm2 and there was not detected the leaching of uranium which out from the polymer-waste. Therefore, ASP can be used on processing of uranium waste and could be suggested to be applied on Radioactive Waste Management Installation.
PENGOLAHAN LIMBAH URANIUM CAIR DENGAN ZEOLIT MURNI DAN H-ZEOLIT SERTA SOLIDIFIKASI DENGAN POLIMER EPOKSI Yusuf Damar Jati; Herlan Martono; Junaidi Junaidi
Jurnal Teknik Lingkungan Vol 2, No 2 (2013): Jurnal Teknik Lingkungan
Publisher : Departemen Teknik Lingkungan Fakultas Teknik Universitas Diponegoro

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (163.108 KB)

Abstract

ABSTRAKRadioisotop teknisium-99m (Tc99m) dipakai di bidang kedokteran nuklir dalam diagnosis jantung, otak, ginjal, hati, dan tulang untuk menemukan penyakit atau kelainan-kelainan yang ada di dalamnya. Radioisotop Tc99m diperoleh dari radioisotop induk Mo99.  Dalam proses pengambilan Mo99 dari target akan ditimbulkan limbah radioaktif yang mengandung campuran U235 sisa yang tidak terbakar, U238yang tidak teraktivasi netron dan radionuklida hasil belah. Limbah radioaktif ini memerlukan ekstraksi bertingkat untuk memisahkan antara uranium dan hasil belah. Salah satu hasil ekstraksi berupa rafinat yang mengandung uranium dan sedikit hasil belah. Limbah rafinat mengandung uranium sebesar 50 ppm. Penelitian ini bertujuan untuk mengolah limbah uranium cair 50 ppmyang terdapat pada limbah rafinat menggunakan adsorben zeolit murni dan H-zeolit, serta solidifikasi menggunakan polimer epoksi.Dari penelitian ini didapat waktu kontak optimum penyerapan uranium 50 ppm oleh zeolit murni dan H-zeolit adalah pada 20 menit. Kemampuan serap optimum zeolit murni terhadap limbah uranium cair yaitu pada kondisi pH 5 sebesar 11,72 mg U per gram zeolit murni. Kemampuan serap optimum H-zeolit terhadap limbah uranium cair yaitu pada kondisi pH 5, sebesar 7,3 mg U per gram H-zeolit. Berdasarkan pertimbangan hasil uji densitas, kuat tekan, dan laju pelindihan maka hasil terbaik blok polimer – limbah terdapat pada kandungan limbah 20 %. Hasil uji karakteristik solidifikasi limbah uranium pada kandungan limbah 20 % yaitu menghasilkan nilai densitas sebesar 1,088 g/cm3,  kuat tekan sebesar 13,746 kN/cm2, dan laju pelindihan sebesar 7,8. 10-5 g. cm-2. hari-1.
Co-Authors Aisyah Aisyah Aisyah Aisyah Junaidi Junaidi Wati Wati Yusuf Damar Jati