Hasil Pencarian  ::  Simpan CSV :: Kembali

Abstrak :
Dalam rangka mendorong pemanfaatan sumber energi baru dan terbarukan yaitu pembangunan PLTN, yang menimbulkan limbah radioaktif Cs-137 dengan T1/2 = 30 tahun. Cs-137 harus ditempatkan pada fasilitas disposal limbah radioaktif dengan bahan penghalang alami yang cocok untuk menghambat transport radionuklida ke lingkungan. Penelitian ini bertujuan untuk menganalisis pengaruh waktu kontak variasi 1-11 hari, konsentrasi Cs 10-8 ? 10-4 M, kekuatan ion yang diwakili NaCl dan KCl 0,1M, 0,5M dan 1 M pada sorpsi Cs-137 dengan tanah lempung formasi Karawang. Hasil sorpsi dengan metode batch, didapatkan waktu kesetimbangan pada hari ke-8 untuk TK-3 dan TK-5 dengan nilai koefisien distribusi (Kd) 21.714 ml/g dan 4.035 ml/g. Meningkatnya konsentrasi Cs-137 di larutan telah menurunkan nilai Kd. Keberadaan ion lain di larutan telah menurunkan nilai Kd Cs-137 dan kekuatan ion K+ lebih besar dibandingkan ion Na+ dalam menurunkan nilai Kd. Pada kedua jenis tanah lempung formasi Karawang menunjukkan kecocokan dengan isoterm Freundlich dan model kinetika orde dua semu. ......In order to encourage the utilization of new and renewable energy sources from construction of nuclear power plants, which generate radioactive waste Cs-137 with T1/2 = 30y. Cs-137 should be placed on radioactive waste disposal facility with a natural barrier (hostrock) that suitable for inhibiting the transport of radionuclides into the environment. The purpose of this research was to analyze the effects of contact time in variation of 1-11 days, the concentration of CsCl 10-8 ? 10-4 M, ionic strength represented NaCl and KCl 0,1M, 0,5M and 1M on Cs-137 sorption with clay of Karawang formation. Results of sorption with batch methods, obtained equilibrium time on 8 days for the TK-3 and TK-5 with the value of the distribution coefficient (Kd) 21,714 ml/g and 4035 ml/g. The increasing concentrations of Cs-137 in solution had reduced the value of Kd. The presence of existence of other ions in solution had reduced the Kd value Cs-137 and the ionic strength of K+ is greater than Na+ on decreased the value of Kd. In both types of clay of formation Karawang were closely fit to Freundlich isotherm and pseudo-order kinetic model.

Abstrak :
OPTIMASI PENEMPATAN DISPOSAL DEMO DALAM LINGKUNGAN GEOLOGI KAWASAN NUKLIR SERPONG. Untuk memenuhi kebutuhan penyimpanan akhir sebagai fasilitas nasional pelayanan pengelolaan limbah radioaktif non PLTN dan sebagai demo-plant, akan dibangun dan dioperasikan fasilitas near surface disposal (NSD) di Kawasan Nuklir Serpong. Penyediaan fasilitas tersebut wajib mempertimbangkan aspek keselamatan masyarakat dan lingkungan. Untuk itu maka perlu dilakukan optimasi penempatan fasilitas disposal dalam lingkungan geologi berdasarkan data limbah dan data lingkungan geologi tapak sehingga sesuai dengan daya dukung lahan maupun keselamatan lingkungan. Aspek lingkungan geologi yang perlu dipertimbangkan meliputi geomorfologi, litostratigrafi, struktur geologi, geologi teknik, hidrogeologi dan potensi bencana geologi. Sasaran akhir penelitian adalah diperoleh disain fasilitas penyimpanan lestari limbah radioaktif aktivitas rendah, yang dirancang memenuhi kriteria keselamatan, yang siap untuk dilakukan konstruksi dan operasi. Berdasarkan data limbah dan karakteristik lingkungan geologi tapak Kawasan Nuklir Serpong, telah dilakukan optimasi penempatan disposal demo yang sesuai. Disposal demo yang diusulkan adalah tipe NSD dengan layout berbentuk bujur sangkar berukuran 34,60 m x 34,60 m dan tinggi 4,5 m, ditempatkan pada kedalaman 2 m dan gundukan (termasuk penutup) setinggi 2,5 m. NSD berada pada residual soil, dengan jarak antara fondasi dan muka air tanah terdangkal sebesar minimum 4 m. Konsep teknologi fasilitas NSD terdiri dari dua vault kompartemen kembar beton bertulang (reinforced concrete vault) yang dilengkapi dengan semua sistem pendukungnya. Vault sisi kiri untuk menampung paket limbah dalam shell beton 950 l sebanyak 72 shell beton dengan susunan lajur 6, baris 6 dan tumpukan 2. Vault sisi kanan untuk menampung paket limbah dalam drum 200 l sebanyak 675 drum dengan susunan lajur 15, baris 15 dan tumpukan 3.

Abstrak :
Penelitian ini bertujuan untuk melakukan prarancangan pengolahan libah radioaktif padat yang berupa abu insenerasi, resin penukar ion bekas, konsentrat padat dan metal sludge dengan proses mokrowave dengan cara peleburan dalam suatu melter menggunakan teknik microwave. Hasil reduksi volum limbah hingga 1/20 kali dari volum limbah semula dan berbentuk padatan yang solid sehingga mudah disimpan dan dipindahkan ketempat penyimpanan limbah. Dengan demikian bahwa pengolahan menggunakan sistem microwave nempunyai banyak kelebihan dibandingkan dengan proses immobilisasi di mana lebih efisien dan efektif. Dalam prarancangan instalasi pengolahan limbah radioaktif padat mokrowave ini dilakukan penyusunan konseptual desain dan proses diagram alir prarancang.

Abstrak :
Studi karakteristik Air Tanah Dangkal Sekitar TPA Bantar Gebang, Bekasi, dengan Metode Sumur Tunggal dan Ganda. Teknik perunut radioaktif dengan menggunakan metode sumur tunggal dan ganda untuk menentukan karakteristik akuifer air tanah dangkal telah dilakukan di tiga desa sekitar tempat pembuangan air (TPA) Bantar gebang, Bekasi. Penentuan arah dan kecepatan filtrasi dilaksanakan dengan metode sumur tunggal, dan parameter akuifer lainnya dilaksanakan dengan metode sumur ganda. Aplikasi kedua metode dapat dipakai untuk mengevaluasi arah gerakan dan kecepatan air tanah serta parameter lain yang akan memberikan informasi yang bermanfaat terhadap manajemen sumberdaya air tanah dan lingkungan. Hasil yang didapatkan menunjukkan bahwa pada musim hujan air tanah dangkal di daerah TPA bergerak ke sekeliling lokasi, sedangkan pada musim kemarau bergerak dari TPA pada desa Ciketing udik dan untuk desa Sumur Batu dan Cikiwul dipengaruhi oleh kondisi hidrologi dan topografi lokasi. Hasil dari parameter lainnya memperlihatkan bahwa desa Ciketing Udik adalah daerah yang mempunyai potensi sumberdaya air tanah dangkal yang lebih baik dibandingkan dengan desa di sebelah utara TPA.

Abstrak :
Paradigma baru dalam pengelolaan dan perkembangan industri pertimahan di Provinsi Bangka Belitung telah memunculkan perusahaan-perusahaan yang melaksanakan pemurnian bijih timah. Dalam proses pemurnian bijih timah hingga menjadi logam timah juga menghasilkan s/ag timah yang mengandung unsur radioaktif. Slag yang dihasilkan dikategorikan sebagai TENORM. Data pengukuran radioaktivitas yang dilakukan dalam penelitian sebelumnya menunjukkan bahwa slag yang dihasilkan mengandung unsur radioaktif melebihi batas yang telah ditentukan. Berdasarkan rekomendasi dari Basic Safety Standard yang dikeluarkan oleh international Atomic Energy Agency (IAEA), batas tindakan penanganan TENORM apabila konsentrasinya = 1000 - 10.000 Bq/kg atau mempunyai paparan radiasi gamma = 50 pR/jam. Jika konsentrasi unsur radioaktif dalam TENORM telah memenuhi batasan tersebut maka TENORM harus dikendalikan sebagaimana halnya limbah radioaktif. Dengan kondisi tersebut berdasarkan ketentuan peraturan perundangan, pengeloljaan terhadap slag yang dihasilkan wajib memiliki izin pemanfaatan tenaga nuklir. Penelitian ini mengidentifikasi faktor-faktor yang mempengaruhi perusahaan smelter timah sehingga belum mengelola limbah yang mengandung unsur radioaktif dan membandingkan kinerja sme/er timah dalam pengelolaan limbah yang mengandung unsur radioaktif. Secara umum penelitian ini dimaksudkan untuk menganalisis faktor-faktor yang. mempengaruhi dan membandingkan kinerja syneiter dalam rangka pengelolaan limbah yang mengandung unsur radioaktif ramah lingkungan. ...... The new paradigm in the management and development on tin industry in Bangka Belitung Province has made the emergence of companies whose business is in the menagement and purification of tin ore. On the other hand, the process of the processing and purification of tin ore into tin metal also produce byproduct such as among others monasite, ilmenite, and slag which contain radioactive elements. Category of produced s/ag is TENORM. Radioactivity measurement data from the previous research indicates that the slag produced contains radioactive elements exceeding the established limit. Based on the recommendations from basic Safety Standard issued by IAEA, the limit for management of TENORM is if the concentration is = 1000 - 10.000 Ba/kg or it has gamma-radiation exposure = 50 pR/hour. if concentration of radioactive elements exceeding the established limit of TENORM, It must be controlled in the same manner as in controlling radioactive wastes. Given the condition, pursuant to laws and regulations the management of produced slag requires a licence for utilization of nuclear energy. This research identifies factors influencing the activities of tin smelter which makes the management of waste and compare the performance of tin smelter in managing the waste containing radioactive elements are not yet properly conducted. This research has the objective to analyze factors influencing and compare the performance of tin smelter, environmentally-friendly in managing the waste containing radioactive elements from tin smelters.

Abstrak :
Pembangunan Near Surface Disposal (NSD) Limbah Radioaktif di Indonesia perlu dilakukan dengan semakin meningkatnya limbah radioaktif aktivitas rendah (low level radioactive waste). Akan tetapi analisis dan kajian terhadap dampak radiologis lingkungan pada Demonstration Plant NSD limbah radioaktif yang akan dibangun sampai saat ini belum dilakukan. Persyaratan terkait dampak radiologis yang ditimbulkan mengacu pada Peraturan Kepala BAPETEN Nomor 7 Tahun 2013 tentang Nilai Batas Radioaktivitas Lingkungan dan Peraturan Kepala BAPETEN Nomor 4 tahun 2013 tentang Proteksi dan Keselamatan Radiasi dalam Pemanfaatan Tenaga Nuklir. Pada penelitian ini, metode yang diterapkan berupa studi non-eksperimental. Dimana analisis terkait dampak radiologis akibat lepasan radionuklida dalam air dan tanah menggunakan perangkat lunak PRESTO (Prediction of Radiological Effects Due To Shallow Trench Operations) yang merupakan suatu model komputer untuk mengevaluasi paparan radiasi dari lapisan tanah yang terkontaminasi. Penerapan skenario yang dipilih dalam pengkajian keselamatan ini adalah skenario migrasi radionuklida Co-60 dan Cs-137 melalui jalur air tanah mengikuti pola aliran air tanah dangkal di daerah tapak NSD. Selain itu dengan menggunakan perangkat lunak SigmaPlot ditentukan pula suatu persamaan guna menentukan besarnya konsentrasi dalam air sumur maupun air sungai. Hasil akhir menunjukkan konsentrasi radionuklida dalam sumur dan aliran sungai jauh di bawah ambang baku mutu yaitu konsentrasi aktivitas radionuklida di sumur berkisar antara 10-10 Bq/m3 sampai 100 Bq/m3 dan di sungai berkisar antara 10-15 Bq/m3 sampai 10-1 Bq/ m3. Dampak dari limbah radioaktif akan menurun mendekati radioaktivitas latar pada jarak kurang dari 10 m dan penetrasi radionuklida Co-60 dan Cs-137 ke dalam lapisan jenuh sampai dengan kedalaman 4 m. Selain itu dosis ekivalen yang memenuhi ketentuan 50mSv/tahun untuk masyarakat di sekitar tapak berada pada jarak sumur acuan di atas 15 m (>15m) yaitu 1,87x100 mSv/tahun sampai 2,38x10-14 mSv/tahun. Pada penelitian ini diperoleh suatu persamaan yang dapat memperkirakan pola konsentrasi radionuklida berdasarkan jarak dan kedalaman dari permukaan tanah terhadap waktu beroperasi fasilitas. ......Near Surface Disposal (NSD) for Radioactive Waste that should be developed due to the increment of the low level radioactive waste, need to be analyzed and evaluated related to the radiological impact of environment. The provision that should be submissive regarding the radioactive release to the environment are BAPETEN Chairman's Regulation Number 7 Year 2013 on Environmental Radioactivity Limit Values and Number 4 Year 2013 on Radiation Protection and Safety in Nuclear Energy Utilization. The research method applied is done by modeling the distribution of radionuclide releases process. Analysis related with the releases of radionuclide in water and soil is using PRESTO (Prediction of Radiological Effects Due to Shallow Trench Operations) which is a computer model for evaluating radiation exposure from contaminated soil layers. The application scenarios selected in this safety assessment is the migrations of Co-60 and Cs-137 scenario through the groundwater follow the shallow groundwater flow pattern in the NSD site. The SigmaPlot software is also used to determine the concentration equation in well water and river water. The final results showed the concentration of radionuclide in wells and streams below the provision. Radionuclide activity concentrations in well ranged from 10-10 Bq/m3 to 100 Bq/m3 and in the river ranged from 10-15 Bq / m3 to 10-1 Bq / m3. The impact of radioactive waste of radionuclide Co-60 and Cs-137 will decrease to the background radiation level at a distance less than 10 m and penetrate into the saturated layer up to 4 m. Meanwhile, the equivalent dose around the site is 1,87x100 mSv/year until 2,38x10-14 mSv/year for a reference well distance above 15 m (> 15m). In this study have been obtained an equation that can predict radionuclide concentration patterns based on the distance and the depth of the ground surface against to the facility operation time.

Abstrak :
Limbah radioaktif yang dihasilkan dari pemanfaatan teknologi nuklir terus bertambah. Penghasil limbah dan atau badan pelaksana dapat menerapkan tingkat klierens untuk mengurangi jumlah limbah radioaktif. Penelitian dilakukan di Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-Badan Tenaga Nuklir Nasional Kawasan Nuklir Serpong. Penelitian ini bertujuan untuk mengidentifikasi konsentrasi aktivitas radionuklida yang terkandung di dalam limbah radioaktif praolah, menganalisis prakiraan dampak penerapan tingkat klierens limbah radioaktif pada aspek ekonomi estimasi penghematan biaya pengolahan limbah radioaktif padat secara kompaksi , menganalisis prakiraan dampak penerapan tingkat klierens limbah radioaktif pada aspek sosial kesehatan pekerja radiasi dan masyarakat: hitung jumlah limfosit dan menganalisis prakiraan dampak penerapan tingkat klierens limbah radioaktif pada aspek lingkungan dosis yang diterima oleh tanah, badan air dan tanaman . Jumlah sampel limbah radioaktif sebanyak 11 drum 100 liter, pekerja radiasi 27 orang dan masyarakat 33 orang. Analisis limbah menggunakan alat spektrometer gamma digiBASE, menghitung dosis di lingkungan menggunakan perangkat lunak RESRAD OFFSITE, dan analisis biaya menggunakan metode valuasi ekonomi. Hasil penelitian menunjukan bahwa terdapat delapan sampel limbah radioaktif yang masuk kategori klierens dan sisanya masih di atas batasan klierens, penerapan tingkat klierens dapat mereduksi biaya pengolahan, penerapan tingkat klierens tidak memberikan dampak pada penurunan kadar limfosit dalam darah, dan juga tidak memberikan tambahan dosis di lingkungan. Tingkat klierens perlu segera diterapkan agar dapat mereduksi volume limbah radioaktif yang ada di fasilitas interim storage. ......The radioactive waste generated from utilization of nuclear technology continues to grow. Waste generator and or operator able to apply clearance level to reduce the amount of radioactive waste. The study was conducted at the Center for Radioactive Waste Technology National Nuclear Energy Agency at Serpong Nuclear Region. The aims of study to identify the activity concentration of radionuclides contained in radioactive waste pre treatment, to analyze impact forecasts of radioactive waste clearance level on the economic aspects estimated cost savings of compactible radioactive waste treatment , to analyze impact forecasts of radioactive waste clearance level on the social aspects health of radiation workers and the public count the number of lymphocytes and to analyze impact forecasts of radioactive waste clearance level on the environmental aspects the dose received by the soil, water bodies and plants . The number of samples are 11 samples of radioactive waste, 27 samples of radiation workers and 33 samples of the public. Analysis of radioactive waste using digiBASE gamma spectrometer, calculate the dose of radiation in the environment using RESRAD OFFSITE computer code, and cost analysis using economic valuation methods. The results showed that there were eight samples of radioactive waste in the category clearance and remaining is still above the clearance limit, application clearance level can reduce the cost of processing, the application clearance level no impact on the decreased levels of lymphocytes in the blood, and also did not provide additional radiation dose in the environment. The clearance level needs to be applied in order to reduce the volume of radioactive waste in interim storage facility.

Abstrak :
ABSTRAK
Dalam penelitian ini limbah grafik dipretreatment dengan proses mekanik dan termal lalu dilakukan modifikasi grafit berbasis CeO2 untuk meningkatkan kapasitas penyerapannya terhadap gas CO2. Pretreatment dilakukan dengan menghaluskan partikel menjadi ukuran seragam 200 mash 75 m , kemudian dipanaskan dalam oven 110 C selama 6 jam. Grafit diaktivasi dengan larutan HNO3, kemudian dimodifikasi menggunakan CeO2 melaui metode presipitasi. Variasi CeO2 yang digunakan yaitu 0,5, 1 dan 2 g. Daya adsorpsi dari grafit/CeO2 diuji dengan menggunakan alat uji adsorpsi CO2. Pengujian dilakukan dengan variasi temperatur 30, 35 dan 45 C dengan setiap suhu diambil data pada variasi tekanan 3, 5, 8, 15 dan 20 bar menggunakan metode volumetrik. Karakterisasi yang digunakan yaitu BET, FTIR dan SEM-EDX. Hasil BET menunjukkan bahwa luas permukaan terbaik didapatkan dari grafit/CeO2 2 g yaitu sebesar 26,82 m2/g. Data FTIR dan SEM-EDX menunjukkan adanya kandungan serium dalam grafit modifikasi. Kapasitas adsorpsi grafit sebelum modifikasi yaitu 0,0713 kg/kg pada 30 C dan 20 bar. Kapasitas maksimum yang diperoleh setelah modifikasi adalah 0,1574 kg/kg pada 30 C dan 20 bar dari grafit/CeO2 0,5 g. Adanya peningkatan kapasitas penyerapan CO2 sebelum dan sesudah modifikasi dalam penelitian ini memperluas penerapan potensial untuk pemisahan CO2.

---

ABSTRACT
In this research, the waste of graph be processed through pretreatment with mechanical and thermal process and then modified graphite based CeO2 to increase its absorption capacity to gas CO2. Pretreatment is done by smoothing the particles into a uniform size of 200 mash 75 m , then heated in a 110 C oven for 6 hours. Graphite is activated with HNO3 solution, and then modified using CeO2 by precipitation method. Variations of CeO2 used were 0.5, 1 and 2 g. The adsorption power of graphite CeO2 was tested using a CO2 adsorption instrument. The test was carried out with temperature variations of 30, 35 and 45 C with each temperature taken data at a pressure variation of 3, 5, 8, 15 and 20 bars with volumetric method. Characterization used is BET, FTIR and SEM EDX. The BET results showed that the best surface area was obtained from Graphite CeO2 2 g of 26.82 m2 g. FTIR and SEM EDX data indicate the presence of cerium in modified graphite. The graphite adsorption capacity before modification is 0.0713 kg kg at 30 C and 20 bars. Maximum capacity obtained after modification is 0.1574 kg kg at 30 C and 20 bars of Graphite CeO2 0.5 g. The increase in CO2 adsorption capacity before and after modification in this study would broaden its potential applicability for CO2 separation.