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
PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir
Published by Badan Tenaga Nuklir Nasional
ISSN : -     EISSN : -     DOI : -
Core Subject : Science,
Energy Materials Science & Nanotechnology
Majalah Ilmiah Pengelolaan Instalasi Nuklir "PIN" yang diterbitkan oleh Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir (PTBN) - BATAN, menerima dan mempublikasikan naskah berupa hasil penelitian, kajian dan tinjauan ilmiah yang berhubungan dengan kegiatan pengelolaan instalasi nuklir
Arjuna Subject : -
Articles 169 Documents
 10   11   12   13   14 
SARANA DAN PRASARANA KEARSIPAN DI PUSAT TEKNOLOGI BAHAN BAKAR NUKLIR BATAN Emi Jumiyati
PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir No 7 (2011): April 2011
Publisher : PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (987.115 KB)

Abstract

SARANA DAN PRASARANA KEARSIPAN DI PUSAT TEKNOLOGI BAHAN BAKAR NUKLIR BATAN. Pengelolaan arsip yang profesional memerlukan sarana dan prasarana seperti ruangan khusus arsip dan lemari arsip. Tujuan dari pengelolaan arsip ini adalah untuk menjaga agar kearsipan dapat tercatat dengan baik, sehingga data dan informasinya terjaga dengan baik. Metoda yang dilakukan dengan membandingkan masalah sarana dan prasarana kearsipan di Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir (PTBN) dengan teori yang ada, serta memberi gambaran yang benar bagaimana cara menyimpan arsip yang benar. Hasil yang didapat ternyata di PTBN  sarana dan prasarana kearsipan tersebut belum memadai,  sehingga penyimpanan arsip di PTBN tercecer di berbagai tempat hal ini menyebabkan ketelusuran dokumen memerlukan waktu temu yang panjang. Hasil akhir yang ditemukan pengelolaan arsip di PTBN belum dilakukan secara efektif dan efisien.   Kata kunci : arsip, lemari arsip, sarana dan prasarana kearsipan, ruangan khusus arsip.
KESELAMATAN RADIASI PENANGANAN LIMBAH RADIOAKTIF RADIASI TINGGI DARI HOTCELL IRM Sjafruddin Sjafruddin Sjafruddin
PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir Vol 11, No 20 (2018): April 2018
Publisher : PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (328.591 KB)

Abstract

ABSTRAKKESELAMATAN RADIASI PENANGANAN LIMBAH RADIOAKTIF RADIASI TINGGI DARI HOTCELL IRM. Suatu kegiatan keselamatan radiasi dalam penanganan limbah radioaktif radiasi tinggi dari hotcell IRM secara tidak biasa telah dilakukan untuk melindungi personil dari bahaya radiasi. Penanganan limbah yang berdasarkan prosedur normal dilakukan secara remote menggunakan waste lift drum, kali ini dilakukan secara manual melalui hotcell service area sehingga berpotensi terhadap bahaya radiasi dan kontaminasi pada personil dan daerah kerja. Untuk tujuan perlindungan personil, maka aturan dan metoda penanganan limbah dilaksanakan secara ketat dengan menerapkan prinsip-prinsip proteksi radiasi berdasarkan pada kondisi daerah kerja, potensi bahaya yang ada dan teknik penanganan limbah. Dari kegiatan ini telah berhasil ditangani 10 item limbah radioaktif, yaitu 7 item berbentuk kemasan drum limbah dan 3 item limbah radioaktif kemasan kontainer Pb dengan tingkat paparan radiasi permukaan 0,050 – 4,500 mSv/jam. Dosis radiasi harian tertinggi yang diterima personil saat penanganan limbah sebesar 38,52 6 menit. Tidak ada personil yang terkontaminasi eksterna maupun interna, tetapi kontaminasi pada lantai green house sekitar area penanganan limbah mencapai 86,50 Bq/cm2 yang melampaui batas keselamatan 37 Bq/cm2 untuk radiasi-alas lantai plastik green house. Dengan demikian dapat disimpulkan bahwa penanganan limbah radiasi tinggi dari hotcell yang berisiko tinggi dapat terlaksana dengan sukses tanpa ada risiko bahaya radiasi pada personil dan daerah kerja.Kata kunci: keselamatan radiasi, limbah radiasi tinggi, hotcell.
EFEK HYDROGEN EMBRITTLEMENT PADA KELONGSONG ZRY-4 AKIBAT PERLAKUAN PANAS Hadijaya Hadijaya
PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir No 13 (2014): April 2014
Publisher : PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (555.971 KB)

Abstract

EFEK HYDROGEN EMBRITTLEMENT PADA KELONGSONG ZRY-4 AKIBAT PERLAKUAN PANAS. Telah dilakukan eksperimen perlakuan panas pada kelongsong Zry-4. Perlakuan panas dilakukan untuk mengetahui perubahan yang terjadi sebagai pengaruh perapuhan oleh hidrogen (Hydrogen Embrittlement). Pada eksperimen ini kelongsong Zry-4 dipanaskan pada suhu 200-600 oC selama 3-5 Jam. Berdasarkan eksperimen diketahui bahwa perlakuan panas pada suhu tertinggi yaitu 600 oC menyebabkan densitas Zry-4 meningkat dari 6,0983 g/cc hingga mencapai 7,3217 g/cc dengan makin lamanya waktu pemanasan. Hal ini terjadi karena perubahan kisi pada Zry-4 akibat pengaruh panas. Semakin tinggi suhu pemanasan, maka distribusi partikel submikron makin besar. Pemanasan pada suhu 200 oC menghasilkan lapisan oksida setebal 0,005 mm dan kekerasan Zry-4 meningkat dari 220,66 HVN menjadi 247,66 HVN, namun setelah waktu pemanasan diperlama hingga 5 Jam lapisan oksida makin tebal (0,0066 mm) tetapi menyebabkan kekerasan turun menjadi 229,66  HVN. Pemanasan pada suhu 400 oC menghasilkan lapisan oksida setebal 0.0104 mm dan kekerasan meningkat menjadi 258,66 HVN, namun setelah waktu pemanasan diperlama hingga 5 Jam lapisan oksida makin tebal (0.0176 mm) tetapi menyebabkan kekerasan turun menjadi 247 HVN. Sedangkan pemanasan pada suhu 600 oC menghasilkan lapisan oksida setebal 0.0466 mm namun kekerasan mengalami sedikit penurunan yaitu menjadi 214,33 HVN, bahkan setelah waktu pemanasan diperlama hingga 5 Jam lapisan oksida makin tebal (0.0840 mm) tetapi menyebabkan kekerasan terus turun menjadi 197,33 HVN. Fenomena pertumbuhan lapisan oksida sampai ketebalan tertentu disertai peningkatan kekerasan adalah sebagai efek oksidasi. Sedangkan lapisan oksida yang makin tebal karena suhu tinggi dan waktu yang lama disertai penurunan kekerasan adalah sebagai efek hidrogen (hydrogen embrittlement) yang menyebabkan perapuhan.  Kata kunci: Kelongsong Zirkaloy-4, Perubahan massa, Kekerasan, Densitas, Perapuhan oleh hidrogen.
PERBANDINGAN DEPRESIASI UMUR PAKAI PIPA AKIBAT KOROSI PADA PIPA INSTALASI AIR DINGIN, TANPA DAN DENGAN PROGRAM WATER TREATMENT Eric Johneri
PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir Vol 8, No 15 (2015): April 2015
Publisher : PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (321.731 KB)

Abstract

ABSTRAK – Air dingin didistribusikan dari sistem pendingin ke dalam ruang laboratorium dan perkantoran di Instalasi Radiometalurgi (IRM) menggunakan sistem pemipaan dengan spesifikasi Schedule 40, dengan berbagai diameter nominal. Umur pakai dari bahan pipa, dipengaruhi oleh berbagai hal, salah satunya adalah korosi yang disebabkan oleh konstituen yang terkandung dalam air, yang dapat mengikis/ mengurangi ketebalan dari pipa. Mengingat adanya keterbatasan umur pakai dari pipa, maka dilakukan analisa berdasarkan perhitungan pengurangan (depresiasi) umur pakai pipa instalasi air pendingin di gedung IRM akibat korosi. Berdasarkan perhitungan kecepatan korosi normal, maka diperoleh umur pakai pipa tanpa menggunakan water treatment : 5 hingga 8 tahun, sedangkan dengan menggunakan program water treatment : 22 s/d 37 tahun. Artinya umur pakai pipa instalasi akan bertambah hampir 5 kali lipat jika menggunakan program water treatment yang sesuai. Hal ini akan meghasilkan penghematan biaya perawatan/penggantian sebesar 80 % per tahun. Kata kunci : Pipa, umur pakai, korosi, depresiasi. Abstact –In the Installation of Radio Metallurgy (IRM), cold water is distributed from the cooling system into the laboratory area and office use with schedule 40 piping systems and different nominal diameters. Lifespan of the pipe material is influenced by many factors, one of which is corrosion caused by constituents contained in the water that may erode or reduce the thickness of the pipe. Therefore, because of the limited lifespan of the pipe, it is necessary to analysis and calculation of the reduction (depreciation) lifespan of the cooling water pipe installation in the building IRM due to corrosion. In this paper the analysis will be performed to calculate the reduction in lifespan of pipes with and without a water treatment program. The results obtained by calculating the speed of normal corrosion, lifespan of pipe without the use of water treatment is 5 to 8 years, while using a water treatment program is 22 to 37 years. This means that the lifespan the pipeline installation will be increased by almost 5 time if using an appropriate water treatment program. Thus will be obtained maintenance or replacement cost savings of about 80% per year. Keywords: Pipe, lifespan, corrosion, depreciation.
VALIDASI METODA PENENTUAN UNSUR RADIOAKTIF Pb-212, Cs-137, K-40 DENGAN SPEKTROMETER GAMMA Noviarty .
PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir Vol 1, No 01 (2008): April 2008
Publisher : PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (361.246 KB)

Abstract

ABSTRAKVALIDASI METODA PENENTUAN UNSUR RADIOAKTIF Pb-212, Cs-137, K-40 DENGAN SPEKTROMETER GAMMA. Telah dilakukan validasi metoda pada alat Spektrometer Gamma dengan tujuan untuk memastikan bahwa metoda pengukuran yang digunakan memberikan hasil yang dipercaya. Validasi metoda dilakukan terhadap pengukuran unsur radioaktif Pb-212. Cs-137 dan K-40 yang terdapat didalam sampel Ocean Sediment. Dari hasil pengukuran kandungan unsur Pb-212 dalam 1 (satu gram sampel )sebesar 7,015.10-24 gr, kandungan unsur Cs-137 sebesar 1.618. 10-19gr dan kandungan unsur K-40 sebesar 1.445.10-12 gr. Dengan besar aktifitas 3,1192.10-5Bq/g untuk unsur Pb-212, 3,1164.10-5Bq/g untuk unsur K-40 sedangkan untuk unsur Cs-137 aktifitas sebesar 4,440710-5Bq/g dan pengukuran berada di atas batas limit deteksi dan limit kuantitasi, sehingga hasil pengukuran cukup baik dan dapat diterima. Demikian juga dengan presisi pengukuran yang diperoleh lebih kecil dari nilai Tabel Chi square (untuk 6 df = 1,64) yaitu 0,1069 untuk pengukuran unsur Pb-212, 0,0078 untuk unsur Cs-137 dan 0,01311 untuk pengukuran unsur K40. Kata kunci: spektrometri gamma, unsur radioaktif, validasi 
PEMBUATAN GEL CERIA STABILIZED ZIRCONIA METODE GELASI EKSTERNAL Sri Rinanti S Sri Rinanti Susilowati; Sugeng Riyanto Sugeng Riyanto; Dedy Husnurrofiq Dedy Husnurrofiq
PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir Vol 10, No 19 (2017): Oktober 2017
Publisher : PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (691.102 KB)

Abstract

ABSTRAK –Telah dilakukan pembuatan gel ceria stabilized zirconia (CSZ) dengan metoda gelasi eksternal. Sebagai bahan dasar umpan gelasi menggunakan Ce(NO3)3.6H2O dan ZrO(NO3)2.2H2O dengan perbandingan mol Zr/Ce = 8. Pembuatan umpan gelasi kedua bahan pokok dicampur dilarutkan dalam Air Bebas Mineral (ABM) ditambah zat aditif Polyvinyl Alcohol (PVA) sebagai pengatur viskositas dan Tetra Hydro Furfuryl Alcohol (THFA). Untuk memperoleh gel yang baik, maka parameter kunci yang harus dipenuhi antara lain adalah pH sol, viskositas umpan, frekuensi, amplitude dan flow rate aliran umpan. Proses setelah gelasi eksternal meliputi perendaman, pencucian dan pengeringan serta kalsinasi. Pada proses pencucian, konduktivitas air cucian terakhir dikondisikan pada ≤ 20 µS/cm setara dengan 0,001 % berat kandungan NH4OH, dianggap gel sudah cukup baik untuk dilanjutkan ke proses selanjutnya. Proses pengeringan dilakukan pada kondisi vakum pada 80 oC dan kondisi temperature kamar sedangkan kalsinasi pada suhu 300 oC dan 500 oC dengan laju pemanasan < 2oC pada suasana atmosfer. Gel CSZ hasil pengeringan diukur diameternya dan kondisi fisiknya menggunakan mikroskop digital. Dari hasil pengukuran diameter gel CSZ basah, diameter gel hasil pengeringan adalah 1,0058 mm dan diameter hasil kalsinasi pada suhu 300 oC adalah 0,663 mm serta 500 oC diameternya 0,635 mm. Kondisi fisik gel CSZ hasil pengeringan dan kalsinasi adalah utuh, bulat dan tidak pecah. Kata kunci: sol gel, gelasi ekternal, ceria stabilized zirconia ABSTRACT –The ceria stabilized zirconia (CSZ) gel was prepared with an external gelation method. As starting material Ce (NO3) 3.6H2O and ZrO (NO 3) 2.2H2O with mol ratio Zr to Ce 8. Was Used the broth solution of the two starting materials is mixed dissolved in demineral Water plus additives Polivinyl Alcohol (PVA) it is resulted not not viscosity control and Tetra Hydro Furfural Alcohol (THFA). To obtain a good gel, the key parameters such as pH sol, feed viscosity, frequency, amplitude and flowrate of the feed gelation. After the external gelation aging, washing and drying (AWD), as well as calcination were conducted In the washing process, the last wash in water conductivity is conditioned at ≤20μS / cm equivalent to 0.001% by weight of NH4OH content, which is considered to be sufficiently good to proceed to the next process. The drying process is carried out under vacuum at 80 ° C and room temperature conditions while calcination at 300 ° C and 500 ° C with a heating rate <2 ° C/min in atmospheric. The CSZ gel diameter measured and the physical condition was observed by digital microscope. The result of measurement of wet CSZ gel diameter, the drying gel atdiameter is 1.0058 mm and the diameter of the calcined product at 300oC is 0.663 mm and 500oC is 0.635 mm. The physical condition of CSZ gel after dryingprocess and calcination shows intact, round and not cracked . Keywords: sol gel, external gelation, ceria stabilized zirconia
PENENTUAN RASIO O/U SERBUK SIMULASI BAHAN BAKAR DUPIC SECARA GRAVIMETRI Lilis Windaryati; Ngatijo Ngatijo; Agus Sartono
PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir No 12 (2013): Oktober 2013
Publisher : PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (215.139 KB)

Abstract

PENENTUAN RASIO O/U SERBUK SIMULASI BAHAN BAKAR DUPIC SECARA GRAVIMETRI. Telah dilakukan penentuan rasio O/U serbuk simulasi bahan bakar DUPIC. DUPIC (Direct Use of Spent PWR fuel In Candu reactor) adalah daur ulang cara kering (recycle) dari bahan fisil yang berasal dari reaktor PWR untuk diolah ulang menjadi bahan bakar PHWR/CANDU. Berbagai kegiatan dan penelitian telah dilakukan di Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir, untuk mempelajari metode DUPIC ini dari proses pembuatan, keselamatan maupun seifgardnya. Salah satu proses pembuatan bahan bakar DUPIC adalah proses oksidasi-reduksi. Pada tahap ini perlu dilakukan karakterisasi terhadap serbuk yang dihasilkan dengan tujuan untuk mengetahui kualitasnya. Karakterisasi tersebut diantaranya adalah penentuan kadar uranium, densitas, rasio O/U dan kadar pengotor. Pada kegiatan ini dilakukan penentuan rasio O/U terhadap serbuk bahan bakar DUPIC awal dan pelet sinter. Dengan dilakukan penentuan rasio O/U ini dapat diketahui kualitas dari serbuk yang dihasilkan. Metode yang digunakan adalah gravimetri yaitu didasarkan atas pengukuran perubahan berat setelah proses kalsinasi pada suhu 900 oC selama 4 jam. Dari hasil analisis diperoleh rasio O/U pada serbuk DUPIC awal masing-masing dengan burn-up 40 MWD/kg dan 60 MWD/kg sebesar 2,0319 dan 2,0381 dan hasil rasio O/U pelet sinter sebesar 1,9837 dan 1,9814. Hasil kegiatan ini menunjukkan bahwa rasio O/U serbuk simulasi bahan bakar DUPIC awal telah memenuhi batasan yang diijinkan yaitu 2,00 sampai 2,13 sedangkan untuk pelet sinter masih sedikit diluar batasan yang diijinkan.Kata kunci : DUPIC, rasio O/U, gravimetri
PROSES RE-EKSTRAKSI URANIUM HASIL EKSTRAKSI YELLOW CAKE MENGGUNAKAN AIR HANGAT DAN ASAM NITRAT Torowati .; Pranjono .; Rahmiati .; Mm.Lilis Windaryati
PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir Vol 3, No 06 (2010): Oktober 2010
Publisher : PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (199.729 KB)

Abstract

ABSTRAK PROSES RE-EKSTRAKSI URANIUM HASIL EKSTRAKSI  YELLOW CAKE MENGGUNAKAN  AIR HANGAT DAN  ASAM NITRAT. Proses re-ekstraksi uranium  hasil dari proses ekstraksi yellow cake telah dilakukan di Laboratorium Kendali Kualitas, Bidang Bahan Bakar Nuklir, Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir. Tujuan  kegiatan ini  adalah  untuk menentukan media fase air yang cocok untuk digunakan dalam proses re-ekstraksi (pengambilan kembali uranium dari fase organik) secara optimal dan hasilnya akan ditandai dengan diperoleh efisiensi re-ekstraksi yang maksimal. Proses re-ekstraksi dilakukan secara batch. Umpan yang digunakan adalah larutan uranium fase organik hasil ekstraksi yellow cake.   Media fase air yang digunakan untuk proses re-ekstraksi adalah air hangat 60oC dan asam nitrat encer. Konsentrasi asam nitrat divariasi yaitu : 0,01 N dan 0,05 N. Perbandingan fase air : fase organik = 2 : 1. Kecepatan pengadukan 800 rpm selama 30 menit. Dari kegiatan ini diperoleh hasil bahwa media fase air  yang optimum/terbaik untuk proses re-ekstraksi uranium hasil ekstraksi yellow cake adalah   air hangat 60oC dan re-ekstraksi dilakukan sampai 3 stage dengan efisiensi secara kumulatif sebesar 99,24% dengan standar deviasi ± 0,45%.   Kata kunci : efisiensi, yellow cake, re-ekstraksi
PEMANTAUAN RADIOAKTIVITAS UDARA BUANG INSTALASI RADIOMETALURGI TAHUN 2008 Susanto .
PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir Vol 2, No 03 (2009): April 2009
Publisher : PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (318.979 KB)

Abstract

ABSTRAK PEMANTAUAN RADIOAKTIVITAS UDARA BUANG INSTALASI RADIOMETALURGI TAHUN 2008. Pemantauan Radioaktivitas Udara Buang Instalasi Radiometalurgi Tahun 2008, telah dilakukan. Laboratorium IRM berfungsi untuk melakukan penelitian, pengujian terhadap elemen bahan bakar dan komponen reaktor, dimana proses tersebut akan menimbulkan gas produk fisi dan aerosol yang mengandung radioaktif yang dapat terdispersi ke udara. Tujuan pemantauan udara buang adalah untuk mengetahui konsentrasi radioaktivitas  α dan β yang dilepaskan dari cerobong IRM, agar dapat diambil tindakan yang cepat untuk keselamatan radiasi lingkungan apabila melebihi nilai batas yang diijinkan. Metoda pemantauan radioaktivitas α dan β tersebut dilakukan dengan cara pencuplikan udara buang dengan menggunakan air sampler. Kemudian cuplikan tersebut dicacah dengan alat Portable Scaler Ratemeter (PSR-8). Hasil pemantauan menunjukkan konsentrasi tertinggi untuk radioaktivitas gross α selama tahun 2008 sebesar 2,43 Bq/m3, sedangkan konsentrasi radioaktivitas gross β sebesar 16,44 Bq/m3. Konsentrasi rerata tahunan untuk radioaktivitas α di udara sebesar (0,60±0,62) Bq/m3 dan untuk konsentrasi rerata radioaktivitas β di udara sebesar (2,27±3,63) Bq/m3. Radioaktivitas α dan β yang dilepas dari cerobong IRM selama tahun 2008 tidak menimbulkan dampak radiologi dan aman bagi masyarakat serta lingkungan disekitar gedung IRM. Kata kunci : radioaktivitas α dan β,  pemantauan, udara buang.
EVALUASI ASPEK KESELAMATAN KEGIATAN METALOGRAFI DI INSTALASI ELEMEN BAKAR EKSPERIMENTAL Akhmad Saogi Latif . .; A.C. Prasetyowati . .
PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir Vol 9, No 17 (2016): Oktober 2016
Publisher : PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (291.036 KB)

Abstract

ABSTRAK─Telah dilakukan evaluasi aspek keselamatan kegiatan metalografi di Instalasi Elemen Bakar Eksperimental. Tujuan dari kegiatan ini untuk mengetahui aspek keselamatan dari kegiatan metalografi di IEBE. Pengukuran kontaminasi dilakukan terhadap meja preparasi, peralatan metalografi yang berpotensi terkontaminasi, kemudian penanganan limbah cair dan padat serta pelaksanaan dekontaminasi pada meja kerja preparasi, atau lokasi penempatan sampel hasil metalografi. Hasil pengukuran pada titik pantau yang variatif, didapatkan hasil yang tertinggi yaitu pada titik pantau 1, lebih tinggi dari titik pengukuran  yang lain. Dari hasil rata-rata pada titik pantau 1 (satu) didapatkan hasil pengukuran (0,245 ± 0,014 Bq/cm2), sedangkan pada titik pantau 2 (dua) didapat hasil pengukuran (0,228 ± 0,008 Bq/cm2), titik pengukuran 3 (tiga) didapat hasil pengukuran (0,238 ± 0,006550 Bq/cm2)dan titik pantau 4 (empat) didapatkan hasil pengukuran (0,232 ± 0,035 Bq/cm2). Pengukuran tingkat kontaminasi pasca deko pada titik pantau 1 didapat rata-rata 0,245 ± 0,014 Bq/cm2. Pasca dekontaminasi kontaminasi dapat diturunkan menjadi 0,018 ± 0,007 Bq/cm2. Pengukuran kontaminasi juga dilakukan pada peralatan metalografi dan didapatkan hasil pengukuran terendah 0,049 Bq/cm2, sedangkan tertinggi 0,059 Bq/cm2 dengan rata-rata 0,054 ± 0,005 Bq/cm2 Sedangkan pada titik pantau lainnya lebih rendah. Dari kegiatan metalografi ini dipastikan dapat menghasilkan dua jenis limbah baik limbah padat maupun limbah cair. Dari hasil limbah padat yang didapatkan akan ditampung pada wadah limbah yang tersedia, sedangkan untuk limbah cair dilakukan analisa kandungan uraniumnya, apabila terdapat kandungan uranium lebih besar 50 ppm maka akan dilakukan pemungutan kembali.  Secara keseluruhan kegiatan metalografi di IEBE sudah terpenuhi dari aspek keselamatan dan tidak menyimpang dari kaidah dan norma keselamatan yang ada.Kata Kunci : pengukuran,  kontaminasi, meja preparasi, metalografi.

Page 12 of 17 | Total Record : 169

 10   11   12   13   14 

Filter by Year

2008 2020


Reset
Filter By Issues
All Issue Vol 13, No 25 (2020): Oktober 2020 Vol 13, No 24 (2020): April 2020 Vol 12, No 23 (2019): Oktober 2019 Vol 12, No 22 (2019): April 2019 Vol 11, No 21 (2018): Oktober 2018 Vol 11, No 20 (2018): April 2018 Vol 10, No 19 (2017): Oktober 2017 Vol 10, No 18 (2017): April 2017 Vol 9, No 17 (2016): Oktober 2016 Vol 9, No 16 (2016): April 2016 Vol 8, No 15 (2015): April 2015 Vol 7, No 14 (2014): Oktober 2014 No 13 (2014): April 2014 No 12 (2013): Oktober 2013 No 11 (2013): April 2013 No 9-10 (2012): April-Oktober 2012 No 8 (2011): Oktober 2011 No 7 (2011): April 2011 Vol 3, No 06 (2010): Oktober 2010 Vol 3, No 5 (2010): April 2010 Vol 2, No 03 (2009): April 2009 Vol 2, No 4 (2009): Oktober 2009 Vol 1, No 02 (2008): Oktober 2008 Vol 1, No 01 (2008): April 2008 More Issue