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
 2   3   4   5   6 
PENGUKURAN DOSIS IODINEINE DALAM ORGAN THYROID DENGAN DETEKTOR NaI(Tl) Tri Bambang Lestariyanto; Ratu Suminar Tedjasari
Buletin Limbah Vol 10, No 1 (2006): Tahun 2006
Publisher : Buletin Limbah

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

Abstract

PENGUKURAN DOSIS IODINEINE DALAM ORGAN THYROID DENGAN DETEKTOR NaI(Tl). Penelitian dilakukan dengan dua tahapan, tahap I adalah perakitan perangkat (Instalasi modul) sistem alat cacah iodineine dalam organ thyroid dengan detektor NaI(Tl) dan tahap II optimalisasi pengukuran dosis iodineine dalam organ thyroid dengan detektor NaI(Tl). Kegiatan yang telah dilakukan tahap I adalah perakitan perangkat meliputi pemilihan detektor dan peralatan penunjang, inventarisasi data modul, pemasangan modul sistem pencacah, mengamati dan mempelajari sinyal-sinyal listrik dari setiap modul dengan osciloskop berdasrkan sumber standart Co-60 atau Cs-137. Hasil yang diperoleh, bahwa detektor dan beberapa modul masih bisa digunakan untuk perakitan sistem pencacah, namun dari kegiatan tahap I belum diperoleh rangkaian sistem yang utuh. Sistem spektrometri yang direncanakan akan meliputi detektor NaI(Tl), PreAmplifier, Amplifier, Power Supply, Hight Voltage, MCA dengan perangkat lunak Genie 2000. MEASUREMENT OF IDINE DOSE IN THYROID BY USING NaI(Tl) DETECTOR. This research will be done in two steps. Fisrt step, is making the assembling of iodine counting system in thyroid using NaI(Tl) detector. The second step, is optimalizing measurement of iodine dose in thyroid using NaI(Tl) detector. The first step has finished. Module assembling include detector and supporting equipment selection, module inventarisation, assembling of counting system. Module observation of electrical pulses from each module using osciloscop base on the Co-60 or Cs-137 standar source. The result allowed that detector and modules that can be used for assembling of counting system. In this first step the counting system installation that has been done, isn’t complete yet. The complete planned of counting system is consist of NaI(Tl) detector, preamplifier, amplifier, power supply, hight voltage and genie 2000 software.
PENGOLAHAN LIMBAH SOLVENT ORGANIK DARI PROSES PEMURNIAN ASAMFOSFAT DENGAN METODE OKSIDASIBIOKIMIA Zainus Salimin; Gunandjar Gunandjar
Buletin Limbah Vol 9, No 2 (2005): Tahun 2005
Publisher : Buletin Limbah

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

Abstract

PENGOLAHAN LIMBAH SOLVENT ORGANIK DARI PROSES PEMURNIAN ASAM FOSFAT DENGAN METODE OKSIDASI BIOKIMIA. Telah dilakukan percobaan pengolahan limbah “gunk” yang mengandung solven organik dari pemurnian asam fosfat melalui proses oksidasi biokimia. Limbah berupa campuran solven organik Di 2(ethyl hexyl) phosphoric acid (D2EHPA) dan tri octyl phosphine oxide (TOPO) dalam larutan kerosen yang mengandung asam fosfat, dikenai oksidasi biokimia menggunakan bakteri untuk mengkonversi zat organik sehingga tersuspensi, terflokulasi dan terendapkan oleh gaya gravitasi. Limbah yang memiliki kadar awal COD/BOD 26000/1820 ppm dan TSS 1000 ppm dioksidasi biokimia pada suhu kamar dalam reaktor volume 18,6 liter dengan variabel operasi pH 6, 6,5; 7 dan 7,5. Limbah cair ini diproses dengan bio-oksidasi menggunakan bakteri jenis Super Growth Bacteria (SGB) 102 yang merupakan campuran spesies bakteri mutan pseudomonas sp., bacillus sp., arthrobacter sp., dan aeromonas sp. dengan penambahan aerasi dan nutrisi nitrogen dan fosfor. Setelah bakteri menyesuaikan kondisi, sampel larutan diambil 2 jam sekali untuk dianalisa kandungan COD, BOD, dan TSS. Hasilnya menunjukkan bahwa kandungan COD dan BOD mengalami penurunan, selama 22 jam berturut-turut pada pH 6, 6,5; 7 dan 7,5 nilai COD/BOD adalah 765/6; 31/2,48; 3/0,24; 12/0,96. Pengurangan COD/BOD optimum dicapai pada kondisi operasi pH 7, dengan nilai 3/0,24 TREATMENT OF ORGANIC SOLVENT WASTE ARISING FROM PHOSPHORIC ACID PURIFICATION PROCESS BY BIO-OXIDATION METHOD. The experiment of treatment of the gunk waste containing organic solvent waste arising from phosphoric acid purification process by bio-oxidation method was performed. The liquid waste containing organic solvent of di-2-ethyl-hexyl phosphoric acid (D2EHPA), tri-octyl phosphine oxide (TOPO) and phosphoric acid on the kerosene solution was treated by bio-oxidation method using aerobic microorganism for degrading the biodegradable organic component on the solution to be suspended, flocculated, and precipitated by gravitation. The liquid waste contain of COD/BOD 26000/1820 ppm and TSS 1000 ppm was treated by bio-oxidation process on the room temperature in the reactor of 18.6 liter volume with the operation variables are pH 6; 6.5; 7, and 7.5. The liquid waste was processed by bio-oxidation using bacteria of Super Growth Bacteria (SGB) 102 which consist of species mixture of bacteria i.e. bacillus sp., pseudomonas sp., aeromonas sp., and arthrobacter sp. by addition of aeration and nutrition of nitrogen and phosphorus. After the adaptation of bacteria on the solution, the sampling of solution was performed every two hours for analyzing of COD, BOD, and TSS contains. The results showed that the COD/BOD decreasing during period of operation 22 hours, on the pH 6, 6.5, 7, and 7.5 the value of COD/BOD are 75/6, 31/2.48; 3/0.24 and 12/0.96 respectively. The optimum value for decreasing of COD/BOD is achieved on pH 7 with the value of COD/BOD is 3/0.24.
EVALUASI KESELAMATAN KERJA PADA PROSES LOADING BAHAN BAKAR BEKAS RSG-GAS DARI KOLAM KE TRANSFER CASK Lucia Kwin Pudjiastuti; Dyah Sulistyani Rahayu; Arie Budianti Budianti; Muhamad Cecep Cepi H
Buletin Limbah Vol 13, No 2 (2009): Tahun 2009
Publisher : Buletin Limbah

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

Abstract

EVALUASI KESELAMATAN RADIASI PADA PROSES LOADING BAHAN BAKAR BEKAS DARI KOLAM KE TRANSFER CASK. Telah dilakukan pemantauan terhadap potensi bahaya radiasi dan non radiasi pada personil, serta pengukuran paparan radiasi pada proses loading bahan bakar bekas sebanyak 42 buah sebelum dilakukan repatriasi. Hal tersebut dilakukan dengan tujuan untuk meyakinkan kepada pekerja bahwa pekerjaan yang sedang ditangani aman dan terkendali. Loading Bahan Bakar Bekas dari kolam dilakukan melalui dua tahapan. Tahap pertama adalah memindahkan bahan bakar bekas dari rak dalam kolam kedalam transfer hood, tahap kedua adalah memindahkan transfer hood ke cask. Hasil pemantauan menunjukkan laju dosis serta kontaminasi permukaan tidak melebihi nilai batas dosis yang diizinkan. RADIATION SAFETY EVALUATION ON SPENT FUEL LOADING FROM POOL TO TRANSFER CASK. Monitoring for radiation and non radiation hazard to workers and the radiation exposure measurement on 42 unit spent fuel loading was done before re- export. These activity is to give the protection for the worker and convince the worker to work peaceful. The loading of spent fuel from pool to do with two step. First step are remove spent fuel from rack from the pool into transfer hood, second step are remove transfer hood to the cask. The radiation monitored showed that dose rate and surface contamination were not less than the permitted dose.
PENGELOLAAN BAHAN BAKAR BEKAS REAKTOR NUKLIR Djarot Sulistyo 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.
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
PENCEMARAN UDARA Agus Gindo Simandjuntak
Buletin Limbah Vol 11, No 1 (2007): Tahun 2007
Publisher : Buletin Limbah

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

Abstract

Pencemaran udara disebabkan oleh sumber bergerak dan sumber tidak bergerak yang meliputi sektor transportasi, industri, dan domestik. Faktor lainnya yang secara tidak langsung berpengaruh terhadap terjadinya pencemaran udara adalah pertumbuhan penduduk, laju urbanisasi. yang tinggi, pengembangan tataruang yang tidak seimbang dan rendahnya tingkat kesadaran masyarakat mengenai pencemaran udara. Pencemaran udara merupakan salah satu permasalahan lingkungan yang serius di Indonesia saat ini, sejalan dengan semakin meningkatnya jumlah kendaraan bermotor dan peningkatan ekonomi transportasi. Dalam tulisan ini diuraikan mengenai jenis pencemaran udara, dampak negatif dan uapaya penaggulangannya. Diperlukan kesadaran masyarakat akan pembatasan penggunaan kendaraan pribadi dan didukung dengan penyediaan angkutan massal yang baik dan nyaman oleh pemerintah akan menciptakan lingkungan udara yang sehat bagi manusia Indonesia.
STUDI WAKTU TINGGAL PARTIKULAT DALAM AIR LAUT PERMUKAAN SEMENANJUNG MURIA MELALUI PENGUKURAN 238U Dan 234Th Erwansyah Lubis
Buletin Limbah Vol 8, No 1 (2004): 2004
Publisher : Buletin Limbah

Show Abstract | Download Original | 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
STUDI PENGELOLAAN BAHAN BAKAR NUKLIR BEKAS PLTN JENIS PWR DAN BWR Wati Wati
Buletin Limbah Vol 10, No 1 (2006): Tahun 2006
Publisher : Buletin Limbah

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

Abstract

STUDI PENGELOLAAN BAHAN BAKAR NUKLIR BEKAS PLTN JENIS PWR DAN BWR. Telah dilakukan studi tentang pengelolaan bahan bakar nuklir bekas sebagai upaya antisipasi bagi program pengoperasian PLTN di Indonesia. Dalam makalah ini diperkirakan kuantitas bahan bakar nuklir bekas (B2NB) yang ditimbulkan berdasarkan skenario pemenuhan kebutuhan energi listrik nasional, tingkat daya dan tipe PLTN kemudian dibahas alternatif pengelolaanya terkait dengan strategi daur bahan bakar nuklir yang akan dikembangkan. Data untuk perkiraan digunakan PLTN jenis Pressure Water Reactor (PWR) untuk tingkat daya 1.000 MWe. Dengan melakukan komparasi pengalaman negara-negara yang sudah mengoperasikan PLTN, ada empat strategi daur bahan bakar nuklir yang dapat dilakukan yaitu : direct disposal, reprocessing, DUPIC (Direct Use of Spent PWR Fuel In Candu) dan wait and see. Terkait dengan B2NB yang ditimbulkan ada empat alternatif pengelolaanya yaitu : penyimpanan sementara di lokasi reaktor (at the reactor/AR), disediakan fasilitas tersentralisasi jauh dari reaktor (away from reactor/AFR) tipe basah, disediakan AFR tipe kering atau mempersiapkan fasilitas reprocessing. Untuk kasus di Indonesia, metode pengelolaan B2NB secara AFR tipe basah adalah pilihan yang paling tepat jika yang akan dioperasikan adalah PLTN jenis PWR atau BWR. Kata kunci : pembangkit listrik tenaga nuklir, bahan bakar nuklir bekas THE STUDY OF MANAGEMENT SPENT FUEL FROM NPP’S PWR AND BWR TYPE. Management of spent nuclear fuel from Nuclear Power Plant (NPP) reactor had been studied to anticipate for program of NPP operation in Indonesia. In this paper the quantity of spent nuclear fuel (SNF) predicted. Data for the estimate used NPP type Pressure Water Reactor (PWR) 1.000 MWe and the SNF management overview base on the experiences of some countries that have NPP. There are four strategy nuclear fuel cycle which can be developed i.e : direct disposal, reprocessing, DUPIC (Direct Use of Spent PWR Fuel In Candu) and wait and see. And four alternative for SNF management that are : store in the reactor building (AR), make wet centralized storage AFR, make dry centralized storage AFR and prepare for reprocessing facility. For the Indonesian case, centralized facility of the wet type is recommended for PWR or BWR spent fuel. Keywords : nuclear power plant, spent nuclear fuel
STUDI PENGOLAHAN LIMBAH DARI PROSES DAUR BAHAN BAKAR NUKLIR subiarto Subiarto
Buletin Limbah Vol 8, No 1 (2004): 2004
Publisher : Buletin Limbah

Show Abstract | Download Original | 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.
PENGANGKUTAN LIMBAH RADIOAKTIF Sagino Sagino
Buletin Limbah Vol 9, No 1 (2005): Tahun 2005
Publisher : Buletin Limbah

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

Abstract

Pengangkutan limbah radioaktif dapat dilakukan jika telah diperoleh ijin pengangkutan yang dikeluarkan oleh BAPETEN, serta seluruh persyaratan secara teknis maupun administrasi yang berkaitan dengan kegiatan limbah telah dipenuhi oleh instansi terkait atau penghasil limbah. Sebelum proses pengangkutan, dilakukan survei dengan tujuan untuk koordinasi pelaksanaan pengangkutan, untuk mengetahui kondisi limbah, menentukan peralatan apa yang diperlukan dalam pengangkutan, dan apakah sumber limbah radioaktif masih terpasang pada alatnya, atau telah dilepaskan dari alatnya. Dari berbagai pengalaman dan hasil koordinasi BAPETEN, BATAN serta penghasil limbah maka Subbidang Pengangkutan dapat melaksanakan pengangkutan limbah sesuai peraturan yang berlaku.

Page 5 of 6 | Total Record : 60

 2   3   4   5   6 

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