cover
Contact Name
-
Contact Email
-
Phone
-
Journal Mail Official
ganendra@batan.go.id
Editorial Address
Jl. Babarsari Kotak Pos 6101 ykbb, Yogyakarta 55281
Location
Kota adm. jakarta selatan,
Dki jakarta
INDONESIA
Ganendra: Majalah IPTEK Nuklir
ISSN : 14106957     EISSN : 25035029     DOI : https://doi.org/10.17146/gnd
Core Subject : Science, Education,
Jurnal Iptek Nuklir Ganendra merupakan jurnal ilmiah hasil litbang dalam bidang iptek nuklir, diterbitkan oleh Pusat Teknologi Akselerator dan Proses Bahan (PTAPB) - BATAN Yogyakarta. Frekuensi terbit dua kali setahun setiap bulan Januari dan Juli.
Arjuna Subject : -
Articles 6 Documents
Search results for , issue "Volume 21 Nomor 1 Januari 2018" : 6 Documents clear
DETERMINATION OF MINERALS CONTENT IN LEAVES OF MORINGA OLEIFERA BY NEUTRON ACTIVATION ANALYSIS Theresia Rina Mulyaningsih; Saeful Yusuf
GANENDRA Majalah IPTEK Nuklir Volume 21 Nomor 1 Januari 2018
Publisher : Website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (392.527 KB) | DOI: 10.17146/gnd.2018.21.1.3683

Abstract

DETERMINATION OF MINERALS CONTENT IN LEAVES OF MORINGA OLEIFERA BY NEUTRON ACTIVATION ANALYSIS.  Moringa oleifera ( Mo) or kelor is a high-value plant,  distributed in many tropical and subtropical countries.  This plant can be used as a vegetable,  cosmetic oil, and medicinal plant.  The leaves of Mo is rich in essential minerals needed by the body’s health.  Moringa  oleifera widely cultivated in various places in Indonesia, easily obtained and inexpensive so precious can be used to overcome malnutrition. Research on the macro-micro mineral content in Moringa leaves here is still limited. Mineral composition in leaves include  Mo  leaves varies depending on location grow. The purpose of this research is to determine the mineral content in the  leaves of  the Mo  taken from Indonesia. For the preliminary study samples was taken from Central Java to be compared with the results of studies conducted in several other countries. Leaf samples were collected randomly from sampling area. Mineral content in the samples is determined using  Neutron  Activation  Analysis (NAA). Irradiation was carried out at Rabbyt System of  Multipurpose Reactor G.A Siwabessy on neutron flux ~1013n.cm-2.dt-1. The results obtained    indicate that Mo is rich in  essential minerals, mainly  Ca, Mg, K, Zn, Fe and Cl.  Content in dried leaves include: calcium (3.45 % ), magnesium ( 0.66 % ), potassium ( 3.35 % ), chloride (0,25%), iron (147.20 mg/kg),  sodium ( 152.52 mg/kg ),  zinc ( 35.71 mg / kg ),  and     manganese    ( 102.10 mg/kg ) .  Mo  also contains other minerals such as chromium (4.76 mg/kg), bromine (4.82 mg/kg), cobalt (0.16 mg/kg), and aluminium (150.40 mg/kg) in addition to other element.  Compared with the results of existing studies, it shows that mineral composition in Mo leaves varies depending on the location where the plant is grown.
STUDI PENGOTOR PADA PENDINGIN PRIMER REAKTOR RSG GAS SETELAH 30 TAHUN BEROPERASI Elisabeth Ratnawati; Diyah Erlina Lestari; Th. Rina Mulyaningsih
GANENDRA Majalah IPTEK Nuklir Volume 21 Nomor 1 Januari 2018
Publisher : Website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (543.505 KB) | DOI: 10.17146/gnd.2018.21.1.3675

Abstract

ABSTRAKSTUDI  PENGOTOR PADA PENDINGIN PRIMER REAKTOR RSG GAS SETELAH  30 TAHUN BEROPERASI. Sistem pendingin primer reaktor dengan air sebagai media berfungsi sebagai pendingin, moderator dan perisai radiasi. Setelah beroperasi selama 30 tahun diduga terdapat pengotor yang mengendappada dasar kolam, yang berasal dari produk korosi teraktivasi maupun akibat kegiatan pemanfaatan reaktor. Untuk mengurangi jumlah endapan pengotor dan mengetahui jenis nuklida yang terkandung didalamnya maka dilakukan penyedotan air dasar kolam reaktor dengan pompa benam pada saat reaktor shut down di akhir teras 91. Air hasil penyedotan dicacah menggunakan Multi channel analyzer (MCA) Ortec A65-B32 Maestro-32 dengan detektor HPGe. Hasil pencacahan menunjukkan adanya nuklida Cr-51, Sb-124, Sb-125, Sc-46, Fe-59, Zn-65 dan Co-60. Endapan yang terbentuk dianalisis dengan menggunakan metode AAN. Hasil analisis endapan menunjukkan adanya kesamaan dengan nuklida yang teridentifikasi dalam sampel air hasil penyedotan. Beberapa jenis unsur yang sama juga teridentifikasi dalam air bekas pencucian batu topaz pra iradiasi.  Hasil pemantauan rutin  terhadap kualitas air pendingin menunjukkan bahwa aktivitas nuklida yang teridentifikasi masih berada dibawah nilai yang tercantum dalam dokumen Laporan Analisis Keselamatan. Ini disebabkan karena  sistem purifikasi yang berfungsi dengan baik. Namun demikian penyedotan secara berkala perlu dilakukan untuk mengurangi pengotor yang mengendap didasar tangki kolam reaktor, disamping itu perlu diperhatikan pula proses pencucian batu topaz pra iradiasi sesuai dengan prosedur yang ditetapkan  untuk memperkecil kemungkinan terbentuknya pengotor dalam sistem pendingin primer. Kata Kunci : Pendingin primer, reaktor,  pengotor, produk korosi.
REKAM JEJAK KIMIA PERMUKAN SIO2 PRODUKSI FASILITAS TEKNOLOGI PEMURNIAN ZIRKONIUM PSTA Muzakky Akhmad
GANENDRA Majalah IPTEK Nuklir Volume 21 Nomor 1 Januari 2018
Publisher : Website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (431.785 KB) | DOI: 10.17146/gnd.2018.21.1.3922

Abstract

AbstrakRekam jejak kimia permukan SiO2 produksi fasilitas teknologi pemurnian zirkonium PSTA. Telah dilakukan rekam jejak kimia permukan SiO2 produksi fasilitas teknologi pemurnian zirkonium PSTA. Tujuan dari pelenilian ini adalah untuk melakukan merekaman jejak gugus silanol (≡Si-OH), siloksan (≡Si-O-Si≡) serta group air (OH) di permukaan produk hasil pemurnian SiO2gel. Sebagai parameter proses pemurnian dilakukan variable fungsi suhu, waktu dan konsentrasi asam HF.  Rekam jejak SiO2(gel) dilakukan dengan Fourier- transform infrared (FT-IR) spectroscopy  dan deteksi desorpsi pengotor Fe3+ memakai absorpsi serapan atom (AAS).  Hasil  Pemurnian SiO2(gel) dengan pelarut campuran HF dan HCl, sebaiknya dilakukan pada komposisi 1% HF dan 1N HCl pada suhu 80 oC selama 8 jam. Pada keadaan proses pemurnian 5%HF, suhu 100 oC dan waktu konatak 10 jam akan merusan gugus silanol, siloksan dan group air.  Rekam jejak FTIR pada hasil terdeteksi  puncak di panjang gelombang 3448 cm-1, 1635 cm-1, 1103 cm-1 dan 462 cm-1 yang merupakan karakteristik dari SiO2.  Dengan munculnya puncak disekitar panjang gelombang 1103 cm-1 dapat diprediksi cuplikan terdapat mineral jenis α quart.  Proses pemurnian SiO2(gel) yang dilakukan kondisi optimal, ternyata dapat menghilangkan pengotor dalam filtrat sebesar 60,4 ppm Fe3+ 
ANALISIS OPTIMASI TARGET U-235 PENGKAYAAN RENDAH (LEU) UNTUK MENDUKUNG PRODUKSI 99Mo DAN TARGET BATU TOPAZ DI REAKTOR RSG-GAS Sutrisno Sutrisno; Elisabeth Ratnawati; Fitri Susanti
GANENDRA Majalah IPTEK Nuklir Volume 21 Nomor 1 Januari 2018
Publisher : Website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (480.505 KB) | DOI: 10.17146/gnd.2018.21.1.3946

Abstract

ANALISIS OPTIMASI TARGET U-235 PENGKAYAAN RENDAH (LEU) UNTUK MENDUKUNGPRODUKSI 99Mo DAN TARGET BATU TOPAZDI REAKTOR RSG-GAS. Peningkatan utilitas produksi radioisotop di reaktor RSG-GAS, seperti produksi99Mo dan target batu topaz perlu upaya optimasi  iradiasi target U-235 pengkayaan rendah (LEU) di dalam teras reaktor RSGF-GAS. Terdapat 4 posisi IP (Irradiation Position) yang saat ini digunakan untuk iradiasi batu topaz secara rutin dari 8 posisi iradiasi yang tersedia di dalam teras reaktor.  Oleh karena itu, iradiasi target yang lain hanya dapat dilakukan di posisi CIP (Central Irradiation Position).  Penelitian ini bertujuan untuk menganalisis jumlah target LEU yang optimum di posisi CIP dan iradiasi batu topaz di IP RSG-GAS.  Ruang lingkup penelitian ini meliputi pemantauan batasan keselamatan operasi faktor puncak daya radial maksimum, margin reaktivitas padam saat stuck rod dan perubahan fluks neutron di detektor un-balanced load. Pendekatan perhitungan menggunakan metode difusi neutron 2-dimensi, Batan-2DIFF dengan asumsi target LEU menggunakan proses electroplating. Hasil perhitungan menunjukkan jika 4 posisi CIP diisi penuh target LEUdengan massa optimal 14,4 g (1,2 g per kapsul) dan 36 g (3 g per kapsul) diperoleh 0,72% ∆k/k dan 1,12% ∆k/k jika dibandingkan dengan safety margin sebesar 2% ∆k/k maka seluruh parameter teras masih memenuhi syarat batas keselamatan operasi. Dengan demikian reaktor RSG-GAS aman dioperasikan untuk mengiradiasi targetLEU dengan massa yang optimal.
PENILAIAN RADIOLOGI EFFLUENT PUSAT SAINS DAN TEKNOLOGI AKSELERATOR (PSTA) KE SISTEM BIOTA DENGAN ERICA TOOL Adinda Tisha Desviana; Gede Sutresna Wijaya
GANENDRA Majalah IPTEK Nuklir Volume 21 Nomor 1 Januari 2018
Publisher : Website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (755.197 KB) | DOI: 10.17146/gnd.2018.21.1.3947

Abstract

PENILAIAN RADIOLOGI EFFLUENT PUSAT SAINS DAN TEKNOLOGI AKSELERATOR (PSTA) KE SISTEM BIOTA DENGAN ERICA TOOL. Salah satu konsekuensi dari beroperasinya Reaktor Kartini adalah adanya limbah dari aktivitas pada fasilitas tersebut. Limbah cair adalah salah satu dari beberapa limbah yang dihasilkan dari beroperasinya reaktor. Limbah cair pada saluran terpadu harus dikelola dengan baik karena meskipun sangat kecil dimungkinkan ada kontaminan baik itu zat kimia ataupun zat radioaktif. Zat radioaktif yang terlepas ke lingkungan melalui effluent ke badan air berpotensi bercampur dengan sumber air yang dimanfaatkan oleh masyarakat untuk irigasi dan perikanan, serta mencemari habitat bermacam-macam organisme. Pencegahan terhadap lepasan radionuklida dilakukan dengan cara mengambil sampel sebagai bentuk pemantauan lingkungan. Sampel yang diambil di antaranya adalah sampel air dan sedimen. Selain itu, dilakukan prediksi dosis serap yang diterima oleh biota non manusia dengan menggunakan perangkat lunak ERICA Tool. Tujuan penelitian ini adalah untuk menganalisis apakah dosis yang diterima biota jika terdapat lepasan masih berada dalam batas yang diizinkan oleh BAPETEN sesuai dengan Peraturan Kepala BAPETEN Nomor 7 Tahun 2013. Dari hasil penelitian diperoleh bahwa di sampel air terkandung radionuklida alami 212Pb, 214Pb, 228Ac, 212Bi, dan 214Bi. Di dalam sampel sedimen terdapat kandungan radionuklida alami 212Pb, 214Pb, 228Ac, 212Bi, 214Bi, dan 137Cs dengan konsentrasi aktivitas 1,10 x 10-3 Bq/jam. Konsentrasi 137Cs yang terukur masih jauh di bawah batas yang diizinkan BAPETEN yaitu sebesar 5,1 x 103 Bq/jam sehingga masih digolongkan aman untuk biota. Hasil perhitungan dosis menggunakan ERICA Tool menunjukkan bahwa dosis serap pada biota masih tergolong aman.
ISOLASI DAN IDENTIFIKASI MOLEKULAR BAKTERI TOLERAN URANIUM YANG BERPOTENSI DALAM BIOPRESIPITASI URANIUM Bernadetta Octavia; Triwibowo Yuwono; Agus Taftazani
GANENDRA Majalah IPTEK Nuklir Volume 21 Nomor 1 Januari 2018
Publisher : Website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (384.982 KB) | DOI: 10.17146/gnd.2018.21.1.3909

Abstract

Penelitian mengenai bakteri toleran uranium yang berpotensi dalam biopresipitasi uranium telah dilakukan. Untuk menetapkan bakteri yang paling toleran uranium maka dilakukan skrining bertingkat dengan medium TGY cair yang mengandung larutan uranium dengan konsentrasi 0,4 mM; 0,8 mM; 1 mM; dan 2 mM terhadap isolat bakteri yang telah diisolasi dari limbah radioaktif cair aktivitas rendah fase organik dan fase air yang dimiliki oleh PSTA BATAN Yogyakarta. Dari hasil skrining awal (preliminary screening) ini diperoleh 51 isolat bakteri toleran uranium. Setelah dilakukan karakterisasi yang meliputi pengecatan Gram, pengamatan bentuk sel dan morfologi koloni serta penghitungan kinetika pertumbuhan dan dikombinasikan dengan teknik rep-PCR maka diperoleh 26 klaster dari 51 isolat bakteri pada tingkat keserupaan (similarity) 83%. Selanjutnya dari tiap klaster dipilih satu isolat dengan laju pertumbuhan spesifik (µ) tertinggi. Dengan demikian didapatkan 26 isolat bakteri toleran uranium yang   diuji selanjutnya sebagai bakteri polifosfat. Untuk mendapatkan bakteri polifosfat maka isolat bakteri ini ditumbuhkan dalam medium agar plate yang tidak mengandung P dan diinkubasikan selama 5 hari pada suhu ruang untuk diamati daya hidup (viability) dan perkembangannya. Berdasarkan hasil seleksi ini diperoleh 7 isolat bakteri polifosfat yang mampu tumbuh dan berkembang dengan menggunakan cadangan polifosfat di dalam selnya sebagai sumber energi dan berpotensi dalam biopresipitasi uranium.  Bakteri polifosfat ini diberi kode : A-14, A-25, A- 66, A-67 I, O-21, O-27 dan O-29. Selain karakterisasi dilakukan pula identifikasi molekular berdasarkan urutan nukleotida gen 16S rRNA terhadap 7 isolat bakteri polifosfat. Hasil analisis hubungan filogenetik 7 isolat bakteri polifosfat menggunakan bakteri acuan Bacillus cereus ATCC 14579 dan Acinetobacter radioresisten DSM 6976 dengan melihat nilai keserupaan dan perbedaan  nukleotida maka dapat ditetapkan bahwa isolat bakteri dengan kode A-35, A-14, A-66, O-27, O-21, dan O-29 memiliki kemiripan dengan Bacillus cereus sedangkan isolat bakteri dengan kode A-67 I memiliki kemiripan dengan Acinetobacter radioresistens.

Page 1 of 1 | Total Record : 6