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
Buletin Limbah
Published by Badan Tenaga Nuklir Nasional
ISSN : -     EISSN : -     DOI : -
Core Subject : Science,
Computer Science & IT Earth & Planetary Sciences
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 5 Documents
 1 
Search results for , issue "Vol 12, No 2 (2008): Tahun 2008" : 5 Documents clear
STUDI DAN DESAIN SISTEM PENDINGIN UNTUK INSTALASI DEKONTAMINASI ELEKTROLITIK BERSKALA LAB Ratiko Ratiko
Buletin Limbah Vol 12, No 2 (2008): Tahun 2008
Publisher : Buletin Limbah

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

Abstract

STUDI DAN DESAIN SISTEM PENDINGIN UNTUK INSTALASI DEKONTAMINASI ELEKTROLITIK BERSKALA LAB. Telah dilakukan penelitian, kalkulasi serta desain beberapa sistem pendingin untuk instalasi dekontaminasi elektrolitik. Sistem pendingin diperlukan karena efisiensi optimal instalasi bisa dicapai pada temperatur tertentu. Dari kalkulasi dan desain instalasi dekontaminasi elektrolitik berskala laboratorium di PTLR BATAN Serpong diperoleh kapasitas pendingin yang diperlukan instalasi adalah 308,45 Watt, debit masa fluida pendingin (R22) pada temperature evaporasi 20C sebesar 7,45 kg/h, dan debit masa air pendingin pada ΔT = 200C sebesar 12,86 kg/h. Dari berbagai konsep sistem pendingin yang ada, sistem refrigerasi absorpsi dan sistem refrigerasi kompresi uap merupakan sistem pendingin yang sesuai untuk instalasi dekontaminasi elektrolitik. Biaya investasi sistem pendingin absorpsi memang 1,5 hingga 2 kali lebih besar disbanding sistem refrigerasi kompresi uap, namun sistem refrigerasi absorpsi untuk instalasi dekontaminasi elektrolitik berskala 227 liter (dapat mengolah limbah 120 m3 per tahun) mampu menghemat sebesar 13,2 kW tiap satu jam operasi. STUDY AND DESIGN OF COOLING SYSTEM FOR ELECTROTILYTIC DECONTAMINATION INSTALLATION ON LAB SCALE. Some cooling concepts for the electrolytic decontamination plant have been investigated and designed. Cooling system is needed, due to the fact that the optimally efficiency will be reached in the certain anolyte temperature. From the calculation and simulation (based on the lab scale electrolytic decontamination plant in PTLR-BATAN Serpong), it obtained that the cooling capacity of evaporator is 308,45 Watt, the mass flow of refrigerant (R22) at the evaporating temperature of 20C is 7,45 kg/h, the mass flow of chilled water at ΔT = 20 K is 12,86 kg/h. The absorption refrigeration and compression refrigeration system are favorable for the electrolytic decontamination plant. The installed cost for absorption system is 1.5 - 2 times higher than compression system, but the absorption system of 227 litre electrolytic decontamination plant (for 120 m3 waste capacity) could save operating cost of 13,2 kW per hour.
PENGELOLAAN LIMBAH SUMBER BEKAS RADIUM-226 BERASAL DARI RUMAH SAKIT DAN PATIR-BATAN Bung Tomo
Buletin Limbah Vol 12, No 2 (2008): Tahun 2008
Publisher : Buletin Limbah

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

Abstract

PENGELOLAAN LIMBAH SUMBER BEKAS RADIUM-226 BERASAL DARI RUMAH SAKIT DAN PATIR-BATAN. Pemakaian Radium-226 di Indonesia telah dihentikan sehingga seluruh limbah sumber bekas Radium Ra-226 disimpan di Pusat Teknologi Limbah Radioaktif. Ra-226 mempunyai waktu paro 1600 tahun. Untuk mencegah lepasnya bahan radioaktif dan untuk meminimalkan paparan radiasi. Direkomendasikan bahwa pengungkungan sumber bekas dilakukan dengan enkapsulasi yang mempunyai tingkat integritas yang tinggi sehingga dapat mengatasi masalah emisi gas radon yang timbul dari peluruhan Ra-226 tersebut. Paparan radiasi harus seminimal mungkin dengan shielding yang tepat. Pengelolaan sumber bekas radium dilakukan dengan preparasi awal dan pengepakan, pengangkutan, kondisioning dan penyimpanan sementara. Limbah sumber bekas radium yang berasal dari Rumah sakit berupa jarum berjumlah 87 buah dan dikondisioning dalam 24 buah kapsul stainless steel ukuran kecil dan limbah dari PATIR-BATAN dikondisioning dalam kapsul besar. Kapsul – kapsul dimasukkan dalam 3 buah LTTS (Long TTAerm Storage Shield), untuk meminimalkan paparan radiasi dan memudahkan dalam penyimpanan LTTS dimasukkan lagi dalam shell drum 200 L. Paparan kontak dari shell drum no. 12, 13 dan 14 adalah 13,9 mRem/jam, 16,8 mRem/jam dan 2,37 mRem/jam sehingga lebih aman dalam penyimanpananya di Interim Storage
PENGARUH LIMBAH KARBON AKTIF Cs-137 TERHADAP KERAPATAN DAN KUAT TEKAN BETON LIMBAH Heru Sri Wahyuni; Suryantoro Suryantoro; Giyatm Giyatmi
Buletin Limbah Vol 12, No 2 (2008): Tahun 2008
Publisher : Buletin Limbah

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

Abstract

PENGARUH LIMBAH KARBON AKTIF Cs-137 TERHADAP KERAPATAN DAN KUAT TEKAN BETON 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. The EFFECT OF spent activated carbon 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 test result indicated that optimum density was 1.7543 g/cm3 with compressive strength 25 N/mm2.
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 Husen Zamroni; Endang Nuraeni; Jaka Rachmadetin
Buletin Limbah Vol 12, No 2 (2008): Tahun 2008
Publisher : Buletin Limbah

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

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
PRARANCANGAN SISTEM PEMANTAUAN DOSIS EKSTERNAL PERORANGAN PEKERJA RADIASI PLTN Sri Widayati; Yanni Andriani; Elfida Elfida
Buletin Limbah Vol 12, No 2 (2008): Tahun 2008
Publisher : Buletin Limbah

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

Abstract

PRARANCANGAN SISTEM PEMANTAUAN DOSIS EKSTERNAL PERORANGAN PEKERJA RADIASI PLTN. Telah dilakukan kajian mengenai prarancangan sistem pemantauan dosis radiasi eksternal untuk pekerja radiasi di Pusat Listrik Tenaga Nuklir (PLTN). Tujuan kajian ini adalah untuk memperoleh rancangan awal sistem dosimetri perorangan untuk radiasi eksternal pada pengoperasian sebuah PLTN. Kajian ini meliputi sumber radiasi, klasifikasi pekerja radiasi dan prarancangan sistem dosimeter untuk kondisi normal dan kecelakaan. Sistem pemantauan dosis eksternal perorangan PLTN menggunakan dosimeter perorangan baik untuk kondisi operasi normal maupun kondisi kecelakaan yang dipakai oleh pekerja radiasi. Kriteria pemilihan dosimeter perorangan mempertimbangkan antara lain: kepekaan, rentang dosis yang dideteksi, ketergantungan energi, respon dosimeter terhadap arah radiasi datang, ketepatan dan ketelitian, metode pemrosesan, metode evaluasi dosis, pengaruh terhadap mekanik, kenyamanan dalam penggunaan dan faktor ekonomi. Di dalam badge dosimeter perorangan kondisi normal hendaknya sudah terkandung di dalamnya unit dosimeter aktivasi untuk kondisi kecelakaan (dosimeter kekritisan). Periode pemantauan dosis eksternal perorangan dapat dilakukan dalam 2 minggu sampai dengan 3 bulan bergantung potensi paparan pekerjaan (occupational exposure) perorangan. PREDESIGN OF PERSONNEL EXTERNAL DOSE MONITORING SYSTEM FOR A NUCLEAR POWER PLANT. Predesign of personnel external dose monitoring for radiation workers at nuclear power plant has been studied. The aim of this study is to provide preliminary design for personnel dosimetry system in the operation of a nuclear power plant. The study covers radiation sources, radiation workers classification and predesign of dosimeter system for normal and accident conditions. The monitoring system uses both personnel dosimeter for normal and accident conditions. Criteria for choosing personnel dosimeter such as sensitivities, range of doses, dependency on energy, response to radiation incident, accuracy and precision, process methods, dose evaluation methods, influence of dosimeter to mechanics, safety and economy. A dosimeter badge must contain a dosimeter for normal condition and an activation dosimeter for accident condition (criticality dosimeter). The period of monitoring is between 2 (two) weeks to 3 (three) months depends on potential occupational exposure to the individual.

Page 1 of 1 | Total Record : 5

 1 

Filter by Year

2008 2008


Reset
Filter By Issues
All Issue Vol 13, No 2 (2009): Tahun 2009 Vol 13, No 1 (2009): Tahun 2009 Vol 12, No 2 (2008): Tahun 2008 Vol 12, No 1 (2008): Tahun 2008 Vol 11, No 1 (2007): Tahun 2007 Vol 10, No 1 (2006): Tahun 2006 Vol 9, No 2 (2005): Tahun 2005 Vol 9, No 1 (2005): Tahun 2005 Vol 8, No 2 (2004): 2004 Vol 8, No 1 (2004): 2004