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 60 Documents
 1   2   3   4   5 
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
SISTEM PERTANGGUNG JAWABAN DAN PENGENDALIAN BAHAN NUKLIR (SPPBN) DI MBA RI-G Dyah Sulistyani Rahayu
Buletin Limbah Vol 12, No 1 (2008): Tahun 2008
Publisher : Buletin Limbah

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

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).
STUDI LIMBAH RADIOAKTIF YANG DITIMBULKAN DARI OPERASIONAL PLTN PWR 1000 MWe Husen Zamroni
Buletin Limbah Vol 8, No 2 (2004): 2004
Publisher : Buletin Limbah

Show Abstract | Download Original | 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.
UJI PENYERAPAN CS-137 OLEH NANOKOMPOSIT Hanafi Kamarz; Sugeng Purnomo; Suhartono Suhartono
Buletin Limbah Vol 10, No 1 (2006): Tahun 2006
Publisher : Buletin Limbah

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

Abstract

UJI PENYERAPAN CS-137 OLEH NANOKOMPOSIT. Penelitian ini dilakukan untuk mengetahui sifat penyerapan berbagai variasi nanokomposit magnet oksida besi dengan bentonit terhadap kontaminan radionuklida Cs-137 dalam larutan. Komposisi nanokomposit magnet oksida besi-bentonit divariasikan berdasarkan perbandingan berat dengan harga: 1 : 0 ; 3 : 1 dan 0 : 1. Penyerapan dilakukan dengan sistem bath, dimana 50 mg nanokomposit dimasukkan ke dalam 10 ml aquades sehingga membentuk suspensi. Larutan standar Cs-137 ditambahkan, sehingga konsentrasi setiap larutan kontaminan menjadi 100; 200; 300, 400; 500 dan 600 Bq/ml. Setelah digoyang selama 24 jam, partikel nanokomposit yang berupa suspensi dipisahkan dengan lempengan magnet. Laju cacah larutan awal dan beningan diamati dengan Liquid Scintillation Counter (LSC). Penyerapan terbaik 52,0 – 68,21 % untuk nanokomposit dengan ratio oksida-besi bentonit 3 : 1 dan dikuti oleh nanokomposit dengan ratio 1 : 0 (25,85 – 33,07 %) dan nanokomposit dengan ratio 0 : 1 (05,98 – 11,28 %). Dapat disimpulkan bahwa baik oksida besi maupun bentonit dapat menyerap Cs-137 sedang untuk nano komposit yang mengandung oksida besi dan bentonit dapat meningkatkan kemampuan penyerapan Cs-137 yang terdapat dalam larutan. EXPERIMENT OF Cs-137 ABSORPTION BY NANOKOMPOSIT. The aim of this research is to get the absorption characteristics of various compositions of iron oxide magnetic nanocomposite and bentonite to Cs-137 radionuclide contaminant in a solution. The composition of iron oxide magnetic nanocomposite bentonit was varied by the weight ratio of iron oxide / bentonite were: 1 : 0 ; 3 : 1 and 0 : 1. Absorption was carried out by bath system which for 50 mg of nanocomposite was filled into 10 ml aquades until the suspension was formed. Standard solution of Cs-137 was added, so then the concentration (activity) of each solution were100; 200; 300, 400; 500 dan 600 Bq/ml. After the solution were shaked for 24 hours, nanocomposite particles in the suspension was separated using magnetic plate. Counting rate of the solution and effluent were analyzed by Liquid Scintillation Counter (LSC). The best absorption reach 52,90 to 68,21 % by nanocomposite with iron oxide / bentonit ratio 3 : 1, and followed by nanocomposite with ratio 1 : 0 (25,85 - 33,07 %) and nanocomposite with ratio 0 : 1 (05,98 – 11,28 %). It is concluded that either iron oxide or bentonite can absorb Cs-137 and then for the nanocomposite counting of iron oxide and bentonite can increase the absorption of Cs-137 in the solution.
PENYIMPANAN LESTARI LIMBAH TENORM DARI INDUSTRI MINYAK DAN GAS BUMI Sucipta Sucipta
Buletin Limbah Vol 13, No 1 (2009): Tahun 2009
Publisher : Buletin Limbah

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (722.618 KB)

Abstract

PENYIMPANAN LESTARI LIMBAH TENORM DARI INDUSTRI MINYAK DAN GAS BUMI. Limbah Technically Enhanced Naturally Occurred Radioactive Materials (TENORM) yang berasal dari industri/pertambangan minyak dan gas bumi, wajib dikelola agar tidak mencemari lingkungan dan membahayakan masyarakat. Tahapan pengelolaan yang harus dilakukan meliputi inventarisasi, identifikasi, pengangkutan, on-site dan atau off-site treatment, pewadahan, penyimpanan sementara dan penyimpanan lestari. Dalam makalah ini hanya akan dibahas tentang penyimpanan lestari limbah TENORM. Arahan International Atomic Energy Agency (IAEA) dan pengalaman dari beberapa negara maju dalam penyimpanan lestari limbah TENORM bisa dikaji untuk dikembangkan dan diterapkan di Indonesia. Dengan hasil kajian tersebut maka diharapkan masalah penyimpanan limbah TENORM dapat ditangani dengan baik, yang dilandasi dengan karakterisasi tapak, desain pewadahan, fasilitas disposal dan pengkajian keselamatan yang memadai. Dengan konsep yang optimal maka bisa diterapkan di masa mendatang untuk mendukung program industri nasional yang menjamin keselamatan masyarakat dan lingkungan. DISPOSAL FOR TENORM WASTE FROM OIL AND GAS INDUSTRY. Technically Enhanced Naturally Occurred Radioactive Materials (TENORM) waste, mainly originated from petroleum industry/mining, must be managed to protect the environment and the public from contamination and damage. The steps of the management of TENORM waste include identification, inventory, transport, on-site and or off-site treatment, packaging, storage and disposal. This paper would only explain about disposal for TENORM waste. IAEA recommendation and the experiences of TENORM waste disposal from various advance countries could be assessed to be developed and applied in Indonesia. For this reason there is needed an effort to solve the problem in Indonesia by an appropriate disposal system development which suitable with the wastes and the sites. Based on the results of the study, the problem of waste emplacement could be solved well, based on site characterization, package design, disposal and an appropriate safety assessment. Finally, by finding the optimum concept could be applied in the future to support the national industry program which assure the public and environmental safety.
PENENTUAN TARIF DISMANTLING PERALATAN NUKLIR Atam Atam; Bayu Ainal Prayitno
Buletin Limbah Vol 9, No 1 (2005): Tahun 2005
Publisher : Buletin Limbah

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

Abstract

Tarif dismantling peralatan nuklir ditentukan berdasarkan pada biaya orang, peralatan dan bahan serta tingkat risiko dan tingkat kesulitan selama proses dismantling. Tingkat risiko dan kesulitan dismantling ini secara umum dan ringkas dapat dikelompokkan berdasarkan dua kategori: 1. Aktivitas sumber atau peralatan yang akan didismantling 2. Tingkat kesulitan/posisi alat terha-dap pekerja Secara umum semakin besar aktivitas sumber atau semakin jauh posisi alat dari pekerja, maka berturut-turut semakin tinggi pula tingkat risiko dan tingkat kesulitan pengerjaannya.
PENGOLAHAN LIMBAH RADIOAKTIF PADAT HASIL DEKOMISIONING FASILITAS INSTALASI PEMURNIAN ASAM FOSFAT PETROKIMIA GRESIK Bung Tomo; Irwan Santoso
Buletin Limbah Vol 13, No 1 (2009): Tahun 2009
Publisher : Buletin Limbah

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (167.856 KB)

Abstract

PENGOLAHAN LIMBAH RADIOAKTIF PADAT HASIL DEKOMISIONING FASILITAS PEMURNIAN ASAM FOSFAT PETROKIMIA GRESIK. Dekomisioning Fasilitas Pemurnian Asam Fosfat – Petrokimia Gresik (PAF-PKG) adalah untuk menghentikan secara tetap beroperasinya fasilitas PAF-PKG yang digunakan untuk memproduksi “yellow cake”. Limbah hasil dekomisioning berupa limbah padat, cair, sluge dan yellow cake diolah oleh Pusat Teknologi Limbah Radioaktif (PTLR). Tujuan pengolahan adalah untuk mengungkung limbah dan mengurangi laju dosis paparan yang ditimbulkannya. Pengolahan limbah padat dilakukan dengan cara immobilisasi menggunakan matriks semen. Limbah padat dipreparasi dan dimasukkan dalam drum 100 liter, selanjutnya drum 100 liter yang sudah berisi limbah dimasukkan dalam drum 200 liter untuk menjalani proses immobilisasi. Adonan semen dibuat dengan komposisi 1 liter adonan semen terdiri dari 1,313 kg semen; 0,328 kg pasir; 0,437 liter air; 0,029 liter aditif. Dosis paparan limbah sebelum diolah antara 0,25 – 25,00 µSv/jam dan paparan setelah diolah antara 0,17 - 9,31 µSv/jam. Densitas bulk dari drum 200 liter hasil immobilisasi antara 1250 - 2330 kg/m3. Pada pengolahan limbah radioaktif padat hasil dekomisioing Instalasi PAF-PKG dengan cara immobilisasi dengan matrik semen telah diperoleh 149 drum 200 liter. TREATMENT OF SOLID RADIOACTIVE WASTE RESULTED FROM DECOMISSIONING OF PHOSPORIC ACID PURIFICATION FACILITY PETROKIMIA GRESIK. Decomissioning of phosporic acid purification facility Petrokimia Gresik (PAF-PKG) was performed to stop permanently the operation of facility for taking “yellow cake”. Docomissioning activities results the solid waste, liquid waste, sludge and remaining powder. All of them were handled on Radioactive Waste Technology Centre. The objective of thats radioactive waste treatment is to shield radioactive waste and reduce waste exposure dose. Method of treatment is immobilization by cement matrix. Solid waste and than putted in to 100 litre drum for immobilization process on the 200 litre drum. The composition of 1 litre cement slurry is 1,313 kgs cement; 0,328 kgs sand; 0,437 litre water; 0,029 litre additif. Radiation doses of waste before treatment is 0,25 – 25,00 µSv/hr and after treatment is 0,17 - 9,31 µSv/hr. The bulk density of solidified 200 litre drum is 1250 - 2330 kg/m3. Radioactive waste from decomisioning PAF-PKG was immobilized into 149 drum of 200 litre.
PENGELOLAAN BAHAN BAKAR BEKAS REAKTOR NUKLIR Djarot Sulistyani Wisnubroto
Buletin Limbah Vol 9, No 1 (2005): Tahun 2005
Publisher : Buletin Limbah

Show Abstract | Download Original | 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.
PENGARUH pH TERHADAP PENGENDAPAN STRONSIUM-90 DALAM CONTOH URIN Ruminta Ginting
Buletin Limbah Vol 12, No 1 (2008): Tahun 2008
Publisher : Buletin Limbah

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

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 it's 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 %
PENGOLAHAN LIMBAH BAHAN BERBAHAYA DAN BERACUN Dyah Sulistyani Rahayu
Buletin Limbah Vol 11, No 1 (2007): Tahun 2007
Publisher : Buletin Limbah

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

Abstract

Hazardous waste menjadi perhatian sekitar tahun 1970 sejak sebuah lembaga studi nasional di Amerika Serikat melakukan kajian secara intensif, dan menjadi sebuah tren pada pertengahan 1970-an yang diprakarsai oleh badan legislatif Amerika Serikat yang berinisiatif mengaturnya. Sebelum itu nama hazardous waste dikenal dengan limbah industri atau limbah kimia. Badan Perlindungan Lingkungan AS (Enviromental Protection Agency EPA) memerlukan waktu hampir 4 tahun untuk mengkajinya sejak diterbitkan peraturan pertama tentang hazardous waste pada tahun 1976, dan mengumumkan peraturan tentang istilah hazardous waste. EPA mengkarakteristikannya dalam 4 katagori , yaitu limbah mudah terbakar, korosi, reaktif, dan beracun [1]. Di Indonesia hazardous waste diterjemahkan dengan limbah B3. Limbah B3 menurut Peraturan Pemerintah no 74 tahun 2001 adalah bahan yang karena sifat dan atau konsentrasinya dan atau jumlahnya, baik secara langsung maupun tidak langsung, dapat mencemarkan dan atau merusak lingkungan hidup, dan atau dapat membahayakan lingkungan hidup manusia serta makhluk hidup lainnya. Sedangkan limbah B3 menurut jenisnya adalah limbah B3 tidak spesifik yaitu limbah yang umumnya bukan berasal dari proses utama, misalnya pada kegiatan pemeliharaan alat, sumber spesifik, dan bahan kimia kadaluarsa.

Page 2 of 6 | Total Record : 60

 1   2   3   4   5 

Filter by Year

2004 2009


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