PENENTUAN WAKTU TUNDA PADA KONDISIONING LIMBAH HASIL PENGUJIAN BAHAN BAKAR PASCA IRADIASI DARI INSTALASI RADIOMETALURGI

Ukuran: px
Mulai penontonan dengan halaman:

Download "PENENTUAN WAKTU TUNDA PADA KONDISIONING LIMBAH HASIL PENGUJIAN BAHAN BAKAR PASCA IRADIASI DARI INSTALASI RADIOMETALURGI"

Transkripsi

1 PENENTUAN WAKTU TUNDA PADA KONDISIONING LIMBAH HASIL PENGUJIAN BAHAN BAKAR PASCA IRADIASI DARI INSTALASI RADIOMETALURGI Herlan Martono, Wati, Nurokhim Pusat Teknologi Limbah Radioaktif ABSTRAK PENENTUAN WAKTU TUNDA PADA KONDISIONING LIMBAH HASIL PENGUJIAN BAHAN BAKAR PASCA IRADIASI DARI INSTALASI RADIOMETALURGI. Telah dilakukan percobaan pengukuran radioaktivitas untuk menentukan hubungan radioaktivitas limbah radioaktif cair dari Instalasi Radiometalurgi (IRM) sebagai fungsi waktu. Adanya hubungan radioaktivitas limbah cair dari IRM sebagai fungsi waktu adalah untuk penentuan waktu tunda sebelum kondisioning limbah cair tersebut. Limbah cair dari IRM ditentukan aktivitasnya sebagai fungsi waktu dibandingkan dengan aktivitas 137 Cs sebagai standar. Hasil menunjukkan bahwa limbah cair dari IRM mengandung aktinida yang berumur panjang. Setelah didinginkan 4 tahun, limbah cair ini mempunyai aktivitas jenis 3,170 x 10-3 µci/ml sama dengan aktivitas limbah cair aktivitas rendah. Selanjutnya limbah cair ini diimobilisasi dengan polimer. ABSTRACT DETERMINATION OF DELAY TIME FOR CONDITIONING WASTE ARISING FROM TESTING OF IRRADIATED FUEL AT RADIOMETALLURGY INSTALLATION. The experiment of radioactivities measurement has been conducted to determine correlation of liquid radioactive waste activities from Radiometallurgy Installation as the time function. The correlation of liquid radioactive waste activities from Radiometallurgy Installation as the time function are proposed for determination delay time before conditioning these liquid waste. The activities liquid radioactive waste from Radiometallurgy Installation were determined as the time function and than compared activities of 137 Cs as standard. The yield show that liquid radioactive waste from Radiometallurgy Installation is contain long live of actinide elements. After cooling for 4 years, these liquid radioactive waste has specific activity 3,170 x 10-3 µci/ml same with low level liquid radioactive waste activity. The liquid radioactive waste then immobilized with polymer. PENDAHULUAN Limbah radioaktif hasil pengujian bahan bakar pasca iradiasi dari Instalasi Radiometalurgi (IRM) berupa limbah cair aktivitas tinggi, mengandung unsur hasil belah dan aktinida. Besarnya radioaktivitas (aktivitas), kandungan unsur hasil belah dan aktinida dipengaruhi oleh pengkayaan uranium ( 235 U) dalam bahan bakar, burn- up (fraksi bakar), dan daya spesifik reaktor yang digunakan. Pengkayaan bahan bakar yang digunakan adalah 20% 235 U. Walaupun aktivitasnya tinggi, limbah cair ini belum tentu termasuk klasifikasi limbah cair aktivitas tinggi karena masih ditentukan ada tidaknya kandungan aktinida dalam limbah. Percobaan penentuan waktu tunda ini juga untuk menentukan apakah limbah cair ini termasuk klasifikasi limbah radioaktif cair aktivitas rendah, limbah radioaktif cair aktivitas tinggi, atau limbah cair transuranium.

2 Jika aktivasi netron terhadap bahan bakar lama sekali atau fraksi bakar bahan bakar tersebut cukup tinggi, maka limbah cair tersebut aktivitasnya tinggi, kandungan hasil belah tinggi, dan kandungan aktinidanya juga tinggi. Komposisi limbah cair seperti itu, tidak terdefinisi (tidak ada di negara maju yang melakukan proses olah ulang). Agar ada kesesuaian dengan definisi, maka dilakukan pengolahan awal yaitu ekstraksi pelarut untuk memisahkan aktinida dan hasil belah. Limbah cair yang banyak mengandung hasil belah dan sedikit terkontaminasi aktinida disebut limbah cair aktivitas tinggi (LCAT)[1]. Limbah cair yang banyak mengandung unsur aktinida dan sedikit terkontaminasi unsur hasil belah disebut Limbah Cair Transuranium (LCTRU)[1]. Pada umumnya LCAT diimobilisasi dengan gelas borosilikat, sedangkan LCTRU diimobilisasi dengan polimer[1,2]. Limbah radioaktif cair aktivitas tinggi dari pengujian bahan bakar pasca iradiasi (LCATPBB) volume totalnya 2 liter, aktivitasnya 6,627 x 10-6 Ci. Data komposisi LCATPBB ditunjukkan pada Tabel 1[3]. Dari data tersebut, kemungkinan aktinidanya kecil sekali dan hasil belah cukup tinggi[4]. Limbah jenis ini jika disimpan untuk beberapa lama, maka akan menjadi limbah aktivitas rendah. Limbah cair aktivitas rendah adalah limbah cair yang mengandung radionuklida pemancar gamma dan tidak mengandung atau sedikit sekali aktinidanya sehingga aktinida tidak memberikan dampak radiologis terhadap manusia dan lingkungannya. Limbah jenis ini diimobilisasi dengan semen di Instalasi Pengolahan Limbah Radioaktif. Disamping data analisis dari Instalasi Radiometalurgi (IRM), perlu ditentukan waktu tunda yang diperoleh dari grafik aktivitas limbah versus waktu. Sebagai pembanding grafik ini adalah grafik aktivitas 137 Cs versus waktu. Jika grafik pembanding lebih curam dibandingkan grafik aktivitas limbah cair dari IRM versus waktu, ini berarti limbah cair mengandung aktinida (radionuklida pemancar alfa yang berumur panjang). Jika hal ini terjadi maka limbah cair dari IRM akan diimobilisasi dengan polimer. Polimer yang dipilih ialah polimer yang eksotermis sehingga biaya prosesnya murah. Jika grafik aktivitas limbah cair dari IRM lebih curam daripada grafik pembanding berarti limbah cair mengandung radionuklida yang berumur paro pendek. Limbah cair dari IRM tidak mengandung unsur aktinida. Jika hal ini terjadi, maka limbah cair dari IRM akan diimobilisasi dengan semen dengan peralatan yang sudah ada di Instalasi Pengolahan Limbah Radioaktif (IPLR). Jadi data tersebut juga digunakan untuk menentukan jenis matriks yang digunakan untuk imobilisasi limbah radioaktif. 15

3 TATA KERJA Bahan - Limbah radioaktif cair dari IRM aktivitas jenis 3,314 x 10-3 µci/ml. Metode - Limbah radioaktif cair dari IRM sebanyak 2 liter dengan aktivitas jenis 122,608 Bq/ml (3,314 x 10-3 µci/ml), diambil sebanyak 7 µl dengan mikropipet kemudian dimasukkan ke dalam labu erlenmeyer 500 ml. - Limbah radioaktif cair diencerkan dengan air bebas mineral dalam labu erlenmeyer 500 ml sehingga volumenya 500 ml. - Limbah radioaktif cair dalam labu erlenmeyer 500 ml dicacah dengan alat cacah radiasi gamma multi chanel analyzer (MCA) setiap bulan. - Grafik aktivitas limbah versus waktu dibuat dan dibandingkan dengan grafik aktivitas 137 Cs versus waktu secara teoritis. HASIL DAN PEMBAHASAN Data komposisi limbah radioaktif cair dari IRM ditunjukkan pada Tabel 1. Dari data tersebut unsur yang dominan adalah 137 Cs. Pengaruh unsur-unsur atau radionuklida yang lain akan dipelajari dari percobaan aktivitas limbah sebagai fungsi waktu. Kemungkinan dari data komposisi limbah terdapat aktinida atau radionuklida umur panjang yang tidak terdeteksi, sehingga perlu penentuan jenis matriks untuk imobilisasi dan waktu pendinginannya. Tabel 1. Komposisi LCATPBB [3] No. Radionuklida Aktivitas Jenis (Bq/ml) Cd 1, Ce 1, Ru 0, Cs 2, Cs 116, Co 0, Ba Ra Total Aktivitas 122,608 Bq/ml 16

4 Pengukuran aktivitas dilakukan pada bulan ke 53, dan pengenceran untuk menghindari paparan yang tinggi sehingga lebih aman bagi pekerja. Pengukuran aktivitas limbah radioaktif cair dari IRM sebagai fungsi waktu ditunjukkan pada Tabel 2. Tabel 2. Aktivitas limbah radioaktif cair dari IRM fungsi waktu dari hasil analisis dibandingkan aktivitas 137 Cs fungsi waktu dari hasil perhitungan secara teoritis. Waktu Aktivitas limbah Aktivitas peluruhan 137 Cs (µci) cair dari IRM (µci) (bulan) hasil analisis secara teoritis 0 6,627 6, ,317 5, ,306 5, ,297 5, ,288 5,950 Persamaan matematis yang menyatakan hubungan aktivitas dan waktu tunda adalah: A = A. e 0 λt (1) dimana: A 0 : aktivitas mula-mula A : aktivitas pada waktu t λ : tetapan peluruhan t : waktu peluruhan (waktu tunda) ln A = ln A 0 λt (2) Grafik ln A versus t merupakan garis lurus dengan ln A 0 adalah intercept dan λ adalah curam (kemiringan). Tetapan peluruhan (λ) didefinisikan sebagai : λ = ln 2 t 1 2 (3) dimana t 1 2 adalah waktu paruh, yaitu waktu yang dibutuhkan radionuklida untuk meluruh sampai separuh dari aktivitas mula-mula. Hubungan aktivitas sebagai fungsi waktu peluruhan atau waktu tunda ditunjukkan pada Gambar 1. 17

5 1,900 1,880 ln A (uci) 1,860 1,840 1,820 1,800 1, Waktu peluruhan (bulan) Peluruhan Cs-137 secara teoritis Peluruhan limbah cair RMI secara analitis Gambar 1. Grafik logaritma aktivitas limbah cair dari IRM fungsi waktu peluruhan Gambar 1 diperoleh berdasarkan persamaan 2 dan 3 yang memperlihatkan bahwa aktivitas limbah cair dari IRM meluruh lebih lama dengan λ rerata sebesar 9,2245 x 10-4 /bulan (t 1/2 = 751 bulan = 62,58 tahun), dibandingkan dengan radioaktivitas Cs-137 secara teoritis dengan λ sebesar 1,925 x 10-3 /bulan (t 1/2 = 30 tahun)[5]. Hal ini menunjukkan bahwa limbah dari IRM, selain unsur Cs-137 juga mengandung unsurunsur lain yang tidak terdeteksi dengan umur paruh yang lebih panjang. Ini berarti pula bahwa kandungan aktinida (radionuklida berumur panjang) cukup berarti. Oleh karena kandungan aktinida cukup berarti, maka limbah cair IRM termasuk klasifikasi limbah cair TRU yang akan diimobilisasi dengan polimer. Untuk imobilisasi limbah cair dari IRM perlu waktu tunda 4 tahun dengan aktivitas jenis 3,170 x 10-3 µci/ml agar aktivitasnya sama dengan limbah cair aktivitas rendah sehingga lebih aman bagi pekerja. KESIMPULAN Limbah cair dari IRM termasuk klasifikasi limbah radioaktif cair TRU (mengandung aktinida yang berumur panjang), perlu waktu tunda 4 tahun dengan aktivitas jenis 3,170 x 10-3 µci/ml yang dapat diimobilisasi dengan polimer. DAFTAR PUSTAKA 1. IAEA, Characteristics of Solidified High Level Waste Products, Technical Report Series No. 187, IAEA, Vienna, IAEA, Chemical Durability and Related Properties of Solidified High Level Waste Forms, Technical Report Series No. 257, IAEA, Vienna,

6 3. P2TBDU, Laporan Analisis Radioaktivitas Unsur dari Radiometalurgi, Bidang Teknologi Daur Ulang Dan Pasca Iradiasi, Jakarta, Martono, H. dan Aisyah, Kajian Pengelolaan Limbah Aktivitas Tinggi dan Transuranium dari Iradiasi Bahan Bakar, Prosiding Presentasi Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir VI P2TBDU-BATAN, Jakarta, Benedict M., T. Pigford, H. Levi, Nuclear Chemical Engineering, McGraw-Hill, New York,

PENGOLAHAN LIMBAH CAIR HASIL SAMPING PENGUJIAN BAHAN BAKAR PASCA IRADIASI DARI INSTALASI RADIOMETALURGI

PENGOLAHAN LIMBAH CAIR HASIL SAMPING PENGUJIAN BAHAN BAKAR PASCA IRADIASI DARI INSTALASI RADIOMETALURGI Jurnal Teknologi Pengelolaan Limbah (Journal of Waste Management Technology), ISSN 1410-9565 Volume 10 Nomor 2 Desember 2007 (Volume 10, Number 2, December, 2007) Pusat Teknologi Limbah Radioaktif (Radioactive

Lebih terperinci

PENGOLAHAN LIMBAH PENDUKUNG INSTALASI PENGOLAHAN LIMBAH RADIOAKTIF

PENGOLAHAN LIMBAH PENDUKUNG INSTALASI PENGOLAHAN LIMBAH RADIOAKTIF PENGOLAHAN LIMBAH PENDUKUNG INSTALASI PENGOLAHAN LIMBAH RADIOAKTIF ABSTRAK Herlan Martono, Aisyah, Wati Pusat Teknologi Limbah Radioaktif PENGOLAHAN LIMBAH PENDUKUNG INSTALASI PENGOLAHAN LIMBAH RADIOAKTIF.

Lebih terperinci

GLASS FRIT DAN POLIMER UNTUK SOLIDIFIKASI LIMBAH CAIR AKTIVITAS RENDAH SKALA INDUSTRI.

GLASS FRIT DAN POLIMER UNTUK SOLIDIFIKASI LIMBAH CAIR AKTIVITAS RENDAH SKALA INDUSTRI. GLASS FRIT DAN POLIMER UNTUK SOLIDIFIKASI LIMBAH CAIR AKTIVITAS RENDAH SKALA INDUSTRI. ABSTRAK Herlan Martono Pusat Teknologi Limbah Radioaktif - BATAN GLASS FRIT DAN POLIMER UNTUK SOLIDIFIKASI LIMBAH

Lebih terperinci

PENENTUAN WAKTU SAMPLING UDARA UNTUK MENGUKUR KONTAMINAN RADIOAKTIF BETA DI UDARA DALAM LABORATORIUM AKTIVITAS SEDANG

PENENTUAN WAKTU SAMPLING UDARA UNTUK MENGUKUR KONTAMINAN RADIOAKTIF BETA DI UDARA DALAM LABORATORIUM AKTIVITAS SEDANG ISSN 852-4777 PENENTUAN WAKTU SAMPLING UDARA UNTUK MENGUKUR KONTAMINAN RADIOAKTIF BETA DI UDARA DALAM LABORATORIUM AKTIVITAS SEDANG Sri Wahyunigsih (1) dan Yusuf Nampira (1) 1. Pusat Teknologi Bahan Bakar

Lebih terperinci

NS., Wahjuni 1 Aisyah 2 Agus Widodo 3

NS., Wahjuni 1 Aisyah 2 Agus Widodo 3 PENGOLAHAN LIMBAH CsCl dan CeO 2 SEBAGAI PENGGANTI LIMBAH PADAT TRANSURANIUM HASIL SAMPING PENGUJIAN BAHAN BAKAR PASCA IRADIASI DARI INSTALASI RADIOMETALURGI NS., Wahjuni 1 Aisyah 2 Agus Widodo 3 Abstract:

Lebih terperinci

KARAKTERISTIK LIMBAH HASIL IMOBILISASI DALAM KESELAMATAN PENYIMPANAN.

KARAKTERISTIK LIMBAH HASIL IMOBILISASI DALAM KESELAMATAN PENYIMPANAN. KARAKTERISTIK LIMBAH HASIL IMOBILISASI DALAM KESELAMATAN PENYIMPANAN Aisyah, Herlan Martono Pusat Teknologi Limbah Radioaktif ABSTRAK KARAKTERISTIK LIMBAH HASIL IMOBILISASI DALAM KESELAMATAN PENYIMPANAN.

Lebih terperinci

PEMADATAN RESIN PENUKAR ION BEKAS YANG MENGANDUNG LIMBAH CAIR TRANSURANIUM SIMULASI DENGAN EPOKSI

PEMADATAN RESIN PENUKAR ION BEKAS YANG MENGANDUNG LIMBAH CAIR TRANSURANIUM SIMULASI DENGAN EPOKSI PEMADATAN RESIN PENUKAR ION BEKAS YANG MENGANDUNG LIMBAH CAIR TRANSURANIUM SIMULASI DENGAN EPOKSI Wati, Gustri Nurliati, Mirawati Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATAN ABSTRAK PEMADATAN RESIN PENUKAR

Lebih terperinci

PROSES PENYIMPANAN LIMBAH RADIOAKTIF

PROSES PENYIMPANAN LIMBAH RADIOAKTIF PROSES PENYIMPANAN LIMBAH RADIOAKTIF RINGKASAN Jenis dan tingkat radioaktivitas limbah radioaktif yang dihasilkan dari pengoperasian fasilitas nuklir bervariasi, oleh karena itu diperlukan proses penyimpanan

Lebih terperinci

IMOBILISASI LIMBAH CAIR TRANSURANIUM SIMULASI DARI INSTALASI RADIOMETALURGI DENGAN POLIMER POLIESTER TAK JENUH

IMOBILISASI LIMBAH CAIR TRANSURANIUM SIMULASI DARI INSTALASI RADIOMETALURGI DENGAN POLIMER POLIESTER TAK JENUH IMOBILISASI LIMBAH CAIR TRANSURANIUM SIMULASI DARI INSTALASI RADIOMETALURGI DENGAN POLIMER POLIESTER TAK JENUH WATI PTLR-BATAN Kawasan Puspiptek Serpong, Tangerang 15310 Abstrak IMOBILISASI LIMBAH CAIR

Lebih terperinci

KARAKTERISTIK BAHAN BAKAR BEKAS BERBAGAI TIPE REAKTOR. Kuat Heriyanto, Nurokhim, Suryantoro Pusat Teknologi Limbah Radioaktif

KARAKTERISTIK BAHAN BAKAR BEKAS BERBAGAI TIPE REAKTOR. Kuat Heriyanto, Nurokhim, Suryantoro Pusat Teknologi Limbah Radioaktif KARAKTERISTIK BAHAN BAKAR BEKAS BERBAGAI TIPE REAKTOR Kuat Heriyanto, Nurokhim, Suryantoro Pusat Teknologi Limbah Radioaktif ABSTRAK KARAKTERISTIK BAHAN BAKAR BEKAS BERBAGAI TIPE REAKTOR. Telah dilakukan

Lebih terperinci

UPAYA MINIMISASI LIMBAH RADIOAKTIF DENGAN CARA PENGAMBILAN KEMBALI RADIONUKLIDA

UPAYA MINIMISASI LIMBAH RADIOAKTIF DENGAN CARA PENGAMBILAN KEMBALI RADIONUKLIDA UPAYA MINIMISASI LIMBAH RADIOAKTIF DENGAN CARA PENGAMBILAN KEMBALI RADIONUKLIDA Sahat M. Panggabean, Yohan, Mard!ni Pusat Pengembangan Pengelolaan Lirl1bah Radioaktif ABSTRAK, UPAYA MINIMISASI LIMBAH RADIOAKTIF

Lebih terperinci

PENGARUH KANDUNGAN LIMBAH RESIN DAN BAHAN ADITIF (BETONMIX) TERHADAP KARAKTERISTIK HASIL SEMENTASI

PENGARUH KANDUNGAN LIMBAH RESIN DAN BAHAN ADITIF (BETONMIX) TERHADAP KARAKTERISTIK HASIL SEMENTASI Jurnal Teknologi Pengelolaan Limbah (Journal of Waste Management Technology), ISSN 1410-9565 Volume 13 Nomor 1 Juni 2010 (Volume 13, Number 1, June, 2010) Pusat Teknologi Limbah Radioaktif (Radioactive

Lebih terperinci

PENGOLAHAN LIMBAH TRANSURANIUM DARI INSTALASI RADIOMETALURGI DENGAN MEDIA POLIMER SUPER ADSORBEN

PENGOLAHAN LIMBAH TRANSURANIUM DARI INSTALASI RADIOMETALURGI DENGAN MEDIA POLIMER SUPER ADSORBEN PENGLAAN LIMBA TRANSURANIUM DARI INSTALASI RADIMETALURGI DENGAN MEDIA PLIMER SUPER ADSRBEN Aisyah, Gustri Nurliati, Mirawaty Pusat Teknologi Limbah Radioaktif ABSTRAK PENGLAAN LIMBA TRANSURANIUM DARI INSTALASI

Lebih terperinci

Resin Poliester Tak Jenuh Untuk Imobilisasi Resin Bekas Pengolahan Simulasi Limbah Radioaktif Cair

Resin Poliester Tak Jenuh Untuk Imobilisasi Resin Bekas Pengolahan Simulasi Limbah Radioaktif Cair Resin Poliester Tak Jenuh Untuk Imobilisasi Resin Bekas Pengolahan Simulasi Limbah Radioaktif Cair 1 Herlan Martono, 2,3 Thamzil Las, 2 Ajeng Sartika K 1) Pusat Teknologi Limbah Radioaktif BATAN PUSPIPTEK

Lebih terperinci

PENGOLAHAN LIMBAH CAIR DARI INSTALASI RADIOMETALURGI SECARA PENYERAPAN DAN KONDISIONING

PENGOLAHAN LIMBAH CAIR DARI INSTALASI RADIOMETALURGI SECARA PENYERAPAN DAN KONDISIONING PENGOLAHAN LIMBAH CAIR DARI INSTALASI RADIOMETALURGI SECARA PENYERAPAN DAN KONDISIONING Aisyah *, Herlan Martono *, Thamsil Laz ** * Pusat Teknologi Limbah Radioaktif ** Universitas Islam Negeri Syarif

Lebih terperinci

ABSTRAK ABSTRACT. Gunandjar. Gunandjar ISSN Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATAN,

ABSTRAK ABSTRACT. Gunandjar. Gunandjar ISSN Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATAN, Gunandjar ISSN 0216-3128 69 PENGOLAHAN LIMBAH CAIR RADIOAKTIF ALFA YANG MENGANDUNG PLUTONIUM DAN URANIUM DENGAN ADSORPSI MENGGUNAKAN ADSORBEN SERAT KARBON AKTIF DAN PROSES PEMBAKARAN Gunandjar Pusat Teknologi

Lebih terperinci

KARAKTERISTIK HASIL KONDISIONING LIMBAH RADIOAKTIF UNTUK KESELAMATAN PENYIMPANAN CHARACTERISTICS OF CONDISIONED RADIOACTIVE WASTE FOR DISPOSAL SAFETY

KARAKTERISTIK HASIL KONDISIONING LIMBAH RADIOAKTIF UNTUK KESELAMATAN PENYIMPANAN CHARACTERISTICS OF CONDISIONED RADIOACTIVE WASTE FOR DISPOSAL SAFETY KARAKTERISTIK HASIL KONDISIONING LIMBAH RADIOAKTIF UNTUK KESELAMATAN PENYIMPANAN CHARACTERISTICS OF CONDISIONED RADIOACTIVE WASTE FOR DISPOSAL SAFETY Aisyah Pusat Teknologi Limbah Radioaktif, Badan Tenaga

Lebih terperinci

KARAKTERISTIK HASIL IMOBILISASI LIMBAH RADIOAKTIF P ADA T DARI INSTALASI RADIOMETALURGI

KARAKTERISTIK HASIL IMOBILISASI LIMBAH RADIOAKTIF P ADA T DARI INSTALASI RADIOMETALURGI Hasil Penelitian dan Kegiatan PTLR Tahun 2006 ISSN 0852-2979 KARAKTERISTIK HASIL IMOBILISASI LIMBAH RADIOAKTIF P ADA T DARI INSTALASI RADIOMETALURGI Aisyah, Herlan Martono, Mirawaty Pusat Teknologi Limbah

Lebih terperinci

ANALISIS KUALITAS DESTILAT, DOUBTFUL EFFLUENT DAN ACTIVE EFFLUENT UNTUK TINDAK LANJUT PELEPASAN PADA TAHUN 2012

ANALISIS KUALITAS DESTILAT, DOUBTFUL EFFLUENT DAN ACTIVE EFFLUENT UNTUK TINDAK LANJUT PELEPASAN PADA TAHUN 2012 Hasil Penelitian dan Kegiatan PTLR Tahun ISSN 0852-2979 ANALISIS KUALITAS DESTILAT, DOUBTFUL EFFLUENT DAN ACTIVE EFFLUENT UNTUK TINDAK LANJUT PELEPASAN PADA TAHUN Darmawan Aji Pusat Teknologi Limbah Radioaktif

Lebih terperinci

ANALISIS LIMBAH RADIOAKTIF CAIR DAN SEMI CAIR. Mardini, Ayi Muziyawati, Darmawan Aji Pusat Teknologi Limbah Radioaktif

ANALISIS LIMBAH RADIOAKTIF CAIR DAN SEMI CAIR. Mardini, Ayi Muziyawati, Darmawan Aji Pusat Teknologi Limbah Radioaktif ANALISIS LIMBAH RADIOAKTIF CAIR DAN SEMI CAIR Mardini, Ayi Muziyawati, Darmawan Aji Pusat Teknologi Limbah Radioaktif ABSTRAK ANALISIS LIMBAH RADIOAKTIF CAIR DAN SEMI CAIR. Telah dilakukan analisis limbah

Lebih terperinci

VALIDASI METODA PENGUKURAN ISOTOP 137 Cs MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA

VALIDASI METODA PENGUKURAN ISOTOP 137 Cs MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA VALIDASI METODA PENGUKURAN ISOTOP MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA Rosika Kriswarini(*), Dian Anggraini(*), Noviarty(**) (*) Fungsional Peneliti, Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir (PTBN), BATAN, Gedung

Lebih terperinci

PEMISAHAN RADIONUKLIDA 137 CS DENGAN METODA PENGENDAPAN CSCLO 4

PEMISAHAN RADIONUKLIDA 137 CS DENGAN METODA PENGENDAPAN CSCLO 4 PEMISAHAN RADIONUKLIDA 137 CS DENGAN METODA PENGENDAPAN CSCLO 4 Arif Nugroho*, Rosika Kriswarini*, Boybul*, Erlina* *Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir - BATAN Kawasan Puspiptek Serpong, Tangerang, 15313,arif52@

Lebih terperinci

STUDI PENGELOLAAN LIMBAH RADIOAKTIF PADAT PEMBANGKIT LISTRIK TENAGA NUKLIR

STUDI PENGELOLAAN LIMBAH RADIOAKTIF PADAT PEMBANGKIT LISTRIK TENAGA NUKLIR ARTIKEL STUDI PENGELOLAAN LIMBAH RADIOAKTIF PADAT PEMBANGKIT LISTRIK TENAGA NUKLIR Gangsar Santoso Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATAN ABSTRAK STUDI PENGELOLAAN LIMBAH RADIOAKTIF PADAT PEMBANGKIT LISTRIK

Lebih terperinci

KARAKTERISTIK PENYIMPANAN BAHAN BAKAR NUKLIR BEKAS DAN GELAS-LIMBAH

KARAKTERISTIK PENYIMPANAN BAHAN BAKAR NUKLIR BEKAS DAN GELAS-LIMBAH Jurnal Teknologi Pengelolaan Limbah (Journal of Waste Management Technology), ISSN 1410-9565 Volume 10 Nomor 1 Juli 2007 (Volume 10, Number 1, July, 2007) Pusat Teknologi Limbah Radioaktif (Radioactive

Lebih terperinci

EVALUASI PENGARUH POLA ALIR UDARA TERHADAP TINGKAT RADIOAKTIVITAS DI DAERAH KERJA IRM

EVALUASI PENGARUH POLA ALIR UDARA TERHADAP TINGKAT RADIOAKTIVITAS DI DAERAH KERJA IRM No. 12/ Tahun VI. Oktober 2013 ISSN 1979-2409 EVALUASI PENGARUH POLA ALIR UDARA TERHADAP TINGKAT RADIOAKTIVITAS DI DAERAH KERJA IRM Endang Sukesi I dan Suliyanto Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir -BATAN

Lebih terperinci

Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka ISSN Journal of Radioisotope and Radiopharmaceuticals Vol 9, Oktoberl 2006

Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka ISSN Journal of Radioisotope and Radiopharmaceuticals Vol 9, Oktoberl 2006 Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka ISSN 14108542 PRODUKSI TEMBAGA64 MENGGUNAKAN SASARAN TEMBAGA FTALOSIANIN Rohadi Awaludin, Abidin, Sriyono dan Herlina Pusat Radioisotop dan Radiofarmaka (PRR), BATAN

Lebih terperinci

PENGUKURAN AKTIVITAS ISOTOP 152 Eu DALAM SAMPEL UJI PROFISIENSI MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA

PENGUKURAN AKTIVITAS ISOTOP 152 Eu DALAM SAMPEL UJI PROFISIENSI MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA ISSN 1979-2409 Pengukuran Aktivitas Isotop 152 Eu Dalam Sampel Uji Profisiensi Menggunakan Spektrometer Gamma (Noviarty) PENGUKURAN AKTIVITAS ISOTOP 152 Eu DALAM SAMPEL UJI PROFISIENSI MENGGUNAKAN SPEKTROMETER

Lebih terperinci

PRODUKSI IODIUM-125 MENGGUNAKAN TARGET XENON ALAM

PRODUKSI IODIUM-125 MENGGUNAKAN TARGET XENON ALAM PRODUKSI IODIUM-125 MENGGUNAKAN TARGET XENON ALAM Rohadi Awaludin Pusat Pengembangan Radioisotop dan Radiofarmaka (P2RR), BATAN ABSTRAK PRODUKSI IODIUM-125 MENGGUNAKAN TARGET XENON ALAM. Iodium- 125 merupakan

Lebih terperinci

KERETAKAN GELAS-LIMBAH DALAM CANISTER. Aisyah, Herlan Martono Pusat Pengembangan Pengelolaan Limbah Radioaktif

KERETAKAN GELAS-LIMBAH DALAM CANISTER. Aisyah, Herlan Martono Pusat Pengembangan Pengelolaan Limbah Radioaktif KERETAKAN GELAS-LIMBAH DALAM CANISTER Aisyah, Herlan Martono Pusat Pengembangan Pengelolaan Limbah Radioaktif ABSTRAK KERETAKAN GELAS-LIMBAH DALAM CANISTER. Limbah aktivitas tinggi adalah limbah yang berasal

Lebih terperinci

KESELAMATAN STRATEGI PENYIMPANAN LIMBAH TINGKAT TINGGI

KESELAMATAN STRATEGI PENYIMPANAN LIMBAH TINGKAT TINGGI KESELAMATAN STRATEGI PENYIMPANAN LIMBAH TINGKAT TINGGI RINGKASAN Limbah radioaktif aktivitas tinggi yang dihasilkan dari proses olah ulang bahan bakar bekas dipadatkan (solidifikasi) dalam bentuk blok

Lebih terperinci

PENGARUH RADIASI TERHADAP GELAS LIMBAH HASIL VITRIFIKASI LIMBAH AKTIVITAS TINGGI RADIATION EFFECT ON WASTE GLASS FROM HIGH LEVEL WASTE VITRIFICATION

PENGARUH RADIASI TERHADAP GELAS LIMBAH HASIL VITRIFIKASI LIMBAH AKTIVITAS TINGGI RADIATION EFFECT ON WASTE GLASS FROM HIGH LEVEL WASTE VITRIFICATION POSTER PENGARUH RADIASI TERHADAP GELAS LIMBAH HASIL VITRIFIKASI LIMBAH AKTIVITAS TINGGI RADIATION EFFECT ON WASTE GLASS FROM HIGH LEVEL WASTE VITRIFICATION Herlan Martono, Aisyah Pusat Teknologi Limbah

Lebih terperinci

EVALUASI PENGUKURAN RADIOAKTIVITAS ALPHA DAN BETA DI PERMUKAAN LANTAI INSTALASI RADIOMETALURGI TAHUN 2009

EVALUASI PENGUKURAN RADIOAKTIVITAS ALPHA DAN BETA DI PERMUKAAN LANTAI INSTALASI RADIOMETALURGI TAHUN 2009 No.05 / Tahun III April 2010 ISSN 1979-2409 EVALUASI PENGUKURAN RADIOAKTIVITAS ALPHA DAN BETA DI PERMUKAAN LANTAI INSTALASI RADIOMETALURGI TAHUN 2009 ABSTRAK Endang Sukesi, Sudaryati, Budi Prayitno Pusat

Lebih terperinci

UJI BANDING SISTEM SPEKTROMETER GAMMA DENGAN METODA ANALISIS SUMBER Eu-152. Nugraha Luhur, Kadarusmanto, Subiharto

UJI BANDING SISTEM SPEKTROMETER GAMMA DENGAN METODA ANALISIS SUMBER Eu-152. Nugraha Luhur, Kadarusmanto, Subiharto Uji Banding Sistem Spektrometer (Nugroho L, dkk) Abstrak UJI BANDING SISTEM SPEKTROMETER GAMMA DENGAN METODA ANALISIS SUMBER Eu-152 Nugraha Luhur, Kadarusmanto, Subiharto UJI BANDING SPEKTROMETER GAMMA

Lebih terperinci

PENGOLAHAN LIMBAH URANIUM CAIR DENGAN ZEOLIT MURNI DAN H-ZEOLIT SERTA SOLIDIFIKASI DENGAN POLIMER EPOKSI

PENGOLAHAN LIMBAH URANIUM CAIR DENGAN ZEOLIT MURNI DAN H-ZEOLIT SERTA SOLIDIFIKASI DENGAN POLIMER EPOKSI PENGOLAHAN LIMBAH URANIUM CAIR DENGAN ZEOLIT MURNI DAN H-ZEOLIT SERTA SOLIDIFIKASI DENGAN POLIMER EPOKSI ABSTRAK Yusuf Damar Jati*), Herlan Martono**), Junaidi**) Program Studi Teknik Lingkungan, Fakultas

Lebih terperinci

EVALUASI DOSIS RADIASI INTERNAL PEKERJA RADIASI PT-BATAN TEKNOLOGI DENGAN METODE IN-VITRO

EVALUASI DOSIS RADIASI INTERNAL PEKERJA RADIASI PT-BATAN TEKNOLOGI DENGAN METODE IN-VITRO EVALUASI DOSIS RADIASI INTERNAL PEKERJA RADIASI PT-BATAN TEKNOLOGI DENGAN METODE IN-VITRO Ruminta Ginting, Ratih Kusuma Putri Pusat Teknologi Limbah Radioaktif - BATAN ABSTRAK EVALUASI DOSIS RADIASI INTERNAL

Lebih terperinci

ANALISIS NEODIMIUM MENGGUNAKAN METODA SPEKTROFOTOMETRI UV-VIS

ANALISIS NEODIMIUM MENGGUNAKAN METODA SPEKTROFOTOMETRI UV-VIS ANALISIS NEODIMIUM MENGGUNAKAN METODA SPEKTROFOTOMETRI UV-VIS Noviarty, Dian Angraini Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir BATAN Email: artynov@yahoo.co.id ABSTRAK ANALISIS NEODIMIUM MENGGUNAKAN METODA SPEKTROFOTOMETRI

Lebih terperinci

PENGUKURAN RADIOAKTIVITAS ALPHA DAN BETA DI PERMUKAAN LANTAI INSTALASI RADIOMETALURGI TAHUN 2008.

PENGUKURAN RADIOAKTIVITAS ALPHA DAN BETA DI PERMUKAAN LANTAI INSTALASI RADIOMETALURGI TAHUN 2008. PENGUKURAN RADIOAKTIVITAS ALPHA DAN BETA DI PERMUKAAN LANTAI INSTALASI RADIOMETALURGI TAHUN 2008. ENDANG SUKESI, BUDI PRAYITNO PUSAT TEKNOLOGI BAHAN BAKAR NUKLIR BATAN Gedung 20 - Kawasan Puspiptek - Serpong

Lebih terperinci

PENGARUH BAHAN PENCAMPUR SEMEN CHORMEN TERHADAP KEKUATAN FISIKA DAN KIMIA BETON LIMBAH

PENGARUH BAHAN PENCAMPUR SEMEN CHORMEN TERHADAP KEKUATAN FISIKA DAN KIMIA BETON LIMBAH PENGARUH BAHAN PENCAMPUR SEMEN CHORMEN TERHADAP KEKUATAN FISIKA DAN KIMIA BETON LIMBAH Winduwati S., Suparno, Kuat, Sugeng Pusat Teknologi Limbah Radioaktif ABSTRAK PENGARUH BAHAN PENCAMPUR SEMEN CHORMEN

Lebih terperinci

OPTIMASI PENGUKURAN KEAKTIVAN RADIOISOTOP Cs-137 MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA

OPTIMASI PENGUKURAN KEAKTIVAN RADIOISOTOP Cs-137 MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA OPTIMASI PENGUKURAN KEAKTIVAN RADIOISOTOP Cs-137 MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA NOVIARTY, DIAN ANGGRAINI, ROSIKA, DARMA ADIANTORO Pranata Nuklir Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir-BATAN Abstrak OPTIMASI

Lebih terperinci

TAHANAN JENIS GELAS-LIMBAH DAN KAPASITAS PANAS UNTUK OPERASI MELTER PADA VITRIFIKASI LIMBAH CAIR AKTIVITAS TINGGI

TAHANAN JENIS GELAS-LIMBAH DAN KAPASITAS PANAS UNTUK OPERASI MELTER PADA VITRIFIKASI LIMBAH CAIR AKTIVITAS TINGGI TAHANAN JENIS GELAS-LIMBAH DAN KAPASITAS PANAS UNTUK OPERASI MELTER PADA VITRIFIKASI LIMBAH CAIR AKTIVITAS TINGGI ABSTRAK Wati *) TAHANAN JENIS GELAS-LIMBAH DAN KAPASITAS PANAS UNTUK OPERASI MELTER PADA

Lebih terperinci

PERATURAN PEMERINTAH REPUBLIK INDONESIA NOMOR 61 TAHUN 2013 TENTANG PENGELOLAAN LIMBAH RADIOAKTIF DENGAN RAHMAT TUHAN YANG MAHA ESA

PERATURAN PEMERINTAH REPUBLIK INDONESIA NOMOR 61 TAHUN 2013 TENTANG PENGELOLAAN LIMBAH RADIOAKTIF DENGAN RAHMAT TUHAN YANG MAHA ESA PERATURAN PEMERINTAH REPUBLIK INDONESIA NOMOR 61 TAHUN 2013 TENTANG PENGELOLAAN LIMBAH RADIOAKTIF DENGAN RAHMAT TUHAN YANG MAHA ESA PRESIDEN REPUBLIK INDONESIA, Menimbang Mengingat : a. bahwa Limbah Radioaktif

Lebih terperinci

PENGOLAHAN LIMBAH RADIOAKTIF PADAT AKTIVITAS RENDAH TERKONTAMINASI AKTINIDA DENGAN METODE REDUKSI VOLUME

PENGOLAHAN LIMBAH RADIOAKTIF PADAT AKTIVITAS RENDAH TERKONTAMINASI AKTINIDA DENGAN METODE REDUKSI VOLUME PENGOLAHAN LIMBAH RADIOAKTIF PADAT AKTIVITAS RENDAH TERKONTAMINASI AKTINIDA DENGAN METODE REDUKSI VOLUME Bung Tomo *) ABSTRAK PENGOLAHAN LIMBAH RADIOAKTIF PADAT AKTIVITAS RENDAH TERKONTAMINASI AKTINIDA

Lebih terperinci

PERATURAN PEMERINTAH REPUBLIK INDONESIA NOMOR 61 TAHUN 2013 TENTANG PENGELOLAAN LIMBAH RADIOAKTIF DENGAN RAHMAT TUHAN YANG MAHA ESA

PERATURAN PEMERINTAH REPUBLIK INDONESIA NOMOR 61 TAHUN 2013 TENTANG PENGELOLAAN LIMBAH RADIOAKTIF DENGAN RAHMAT TUHAN YANG MAHA ESA PERATURAN PEMERINTAH REPUBLIK INDONESIA NOMOR 61 TAHUN 2013 TENTANG PENGELOLAAN LIMBAH RADIOAKTIF DENGAN RAHMAT TUHAN YANG MAHA ESA PRESIDEN REPUBLIK INDONESIA, Menimbang : a. bahwa Limbah Radioaktif yang

Lebih terperinci

Sulistyani, M.Si.

Sulistyani, M.Si. Sulistyani, M.Si. Email: sulistyani@uny.ac.id Laju peluruhan radionuklida per satuan waktu berbanding lurus dengan jumlah radioaktif yang ada pada waktu itu. -dn/dt λn -dn/dt = λn dn/n = - λdt (jika diintegralkan)

Lebih terperinci

KARAKTERISTIK KETAHANAN KOROSI WADAH LIMBAH RADIOAKTIF AKTIVITAS RENDAH DAN TINGGI

KARAKTERISTIK KETAHANAN KOROSI WADAH LIMBAH RADIOAKTIF AKTIVITAS RENDAH DAN TINGGI KARAKTERISTIK KETAHANAN KOROSI WADAH LIMBAH RADIOAKTIF AKTIVITAS RENDAH DAN TINGGI Aisyah PTLR-BATAN, Kawsan Puspiptek Serpong, Tangerang Selatan 15310 Abstrak KARAKTERISTIK KETAHANAN KOROSI WADAH LIMBAH

Lebih terperinci

Ngatijo, dkk. ISSN Ngatijo, Pranjono, Banawa Sri Galuh dan M.M. Lilis Windaryati P2TBDU BATAN

Ngatijo, dkk. ISSN Ngatijo, Pranjono, Banawa Sri Galuh dan M.M. Lilis Windaryati P2TBDU BATAN 181 PENGARUH WAKTU KNTAK DAN PERBANDINGAN FASA RGANIK DENGAN FASA AIR PADA EKSTRAKSI URANIUM DALAM LIMBAH CAIR MENGGUNAKAN EKSTRAKTAN DI-2-ETIL HEKSIL PHSPHAT Ngatijo, Pranjono, Banawa Sri Galuh dan M.M.

Lebih terperinci

ANALISIS UNSUR RADIOAKTIVITAS UDARA BUANG PADA CEROBONG IRM MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA

ANALISIS UNSUR RADIOAKTIVITAS UDARA BUANG PADA CEROBONG IRM MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA No.05 / Tahun III April 2010 ISSN 1979-2409 ANALISIS UNSUR RADIOAKTIVITAS UDARA BUANG PADA CEROBONG IRM MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA Noviarty, Sudaryati, Susanto Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir -

Lebih terperinci

PENGARUH SENYAWA PENGOTOR Ca DAN Mg PADA EFISIENSI PENURUNAN KADAR U DALAM AIR LIMBAH

PENGARUH SENYAWA PENGOTOR Ca DAN Mg PADA EFISIENSI PENURUNAN KADAR U DALAM AIR LIMBAH PENGARUH SENYAWA PENGOTOR Ca DAN Mg PADA EFISIENSI PENURUNAN KADAR U DALAM AIR LIMBAH Ign. Djoko Sardjono, Herry Poernomo Puslitbang Teknologi Maju BATAN, Yogyakarta ABSTRAK PENGARUH SENYAWA PENGOTOR Ca

Lebih terperinci

UJI INTEGRITAS KELONGSONG ELEMEN BAKAR REAKTOR TRIGA 2000 DENGAN METODE UJI CICIP PANAS

UJI INTEGRITAS KELONGSONG ELEMEN BAKAR REAKTOR TRIGA 2000 DENGAN METODE UJI CICIP PANAS UJI INTEGRITAS KELONGSONG ELEMEN BAKAR REAKTOR TRIGA 2000 DENGAN METODE UJI CICIP PANAS Rasito, Sudjatmi K.A., dan P. Ilham Yazid Pusat Teknologi Nuklir Bahan dan Radiometri BATAN Jl. Tamansari No.71 Bandung

Lebih terperinci

Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka ISSN Journal of Radioisotope and Radiopharmaceuticals Vol 10, Oktober 2007

Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka ISSN Journal of Radioisotope and Radiopharmaceuticals Vol 10, Oktober 2007 PERHITUNGAN PEMBUATAN KADMIUM-109 UNTUK SUMBER RADIASI XRF MENGGUNAKAN TARGET KADMIUM ALAM Rohadi Awaludin Pusat Radioisotop dan Radiofarmaka (PRR), BATAN Kawasan Puspiptek, Tangerang, Banten ABSTRAK PERHITUNGAN

Lebih terperinci

ANALISIS RADIONUKLIDA 137 CS DALAM PELAT ELEMEN BAKAR (PEB) U 3 SI 2 -AL DENSITAS 2,96 G/CM 3 PASCA IRADIASI

ANALISIS RADIONUKLIDA 137 CS DALAM PELAT ELEMEN BAKAR (PEB) U 3 SI 2 -AL DENSITAS 2,96 G/CM 3 PASCA IRADIASI ANALISIS RADIONUKLIDA 137 CS DALAM PELAT ELEMEN BAKAR (PEB) U 3 SI 2 -AL DENSITAS 2,96 G/CM 3 PASCA IRADIASI Arif Nugroho 1, Dian Anggraini 2, Noviarty 3 1,2,3Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir-Badan Tenaga

Lebih terperinci

STUDI LIMBAH RADIOAKTIF YANG DITIMBULKAN DARI OPERASIONAL PLTN PWR 1000 MWe

STUDI LIMBAH RADIOAKTIF YANG DITIMBULKAN DARI OPERASIONAL PLTN PWR 1000 MWe ARTIKEL STUDI LIMBAH RADIOAKTIF YANG DITIMBULKAN DARI OPERASIONAL PLTN PWR 1000 MWe Husen Zamroni Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATAN ABSTRAK STUDI LIMBAH RADIOAKTIF YANG DITIMBULKAN OPERASIONAL DARI

Lebih terperinci

PENGARUH LIMBAH KARBON AKTIF Cs-137 TERHADAP KERAPATAN DAN KUAT TEKAN BETON LIMBAH

PENGARUH LIMBAH KARBON AKTIF Cs-137 TERHADAP KERAPATAN DAN KUAT TEKAN BETON LIMBAH PENGARUH LIMBAH KARBON AKTIF Cs-137 TERHADAP KERAPATAN DAN KUAT TEKAN BETON LIMBAH Heru Sriwahyuni *), Suryantoro *), Giyatmi **) * Pusat Tenologi Limbah Radioaktif-BATAN ** Sekolah Tinggi Teknik Nuklir-BATAN

Lebih terperinci

STUDI PEMISAHAN URANIUM DARI LARUTAN URANIL NITRAT DENGAN RESIN PENUKAR ANION

STUDI PEMISAHAN URANIUM DARI LARUTAN URANIL NITRAT DENGAN RESIN PENUKAR ANION STUDI PEMISAHAN URANIUM DARI LARUTAN URANIL NITRAT DENGAN RESIN PENUKAR ANION Iis Haryati, dan Boybul Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir-BATAN, Kawasan Puspiptek Gd 20, Serpong, 15313 Email untuk korespondensi:

Lebih terperinci

ANALISIS LEPASAN RADIOAKTIF DI RSG GAS

ANALISIS LEPASAN RADIOAKTIF DI RSG GAS YOGYAKARTA, 5 NOVEMBER 9 ISSN 98-6 ANALISIS LEPASAN RADIOAKTIF DI RSG GAS SUBIHARTO, NAEK NABABAN, UNGGUL HARTOYO PRSG-BATAN Kawasan Puspiptek Gedung 5 Tangerang Abstrak ANALISIS LEPASAN RADIOAKTIF DI

Lebih terperinci

Aneks TAHAPAN-TAHAPAN DASAR PENGELOLAAN LIMBAH RADIOAKTIF Pengelolaan limbah radioaktif yang efektif harus memperhatikan tahapantahapan dasar

Aneks TAHAPAN-TAHAPAN DASAR PENGELOLAAN LIMBAH RADIOAKTIF Pengelolaan limbah radioaktif yang efektif harus memperhatikan tahapantahapan dasar Aneks TAHAPAN-TAHAPAN DASAR PENGELOLAAN LIMBAH RADIOAKTIF Pengelolaan limbah radioaktif yang efektif harus memperhatikan tahapantahapan dasar (ditunjukkan dalam skema di Gambar A.1) proses pengelolaan

Lebih terperinci

PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 8 TAHUN 2016 TENTANG PENGOLAHAN LIMBAH RADIOAKTIF TINGKAT RENDAH DAN TINGKAT SEDANG

PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 8 TAHUN 2016 TENTANG PENGOLAHAN LIMBAH RADIOAKTIF TINGKAT RENDAH DAN TINGKAT SEDANG PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 8 TAHUN 2016 TENTANG PENGOLAHAN LIMBAH RADIOAKTIF TINGKAT RENDAH DAN TINGKAT SEDANG DENGAN RAHMAT TUHAN YANG MAHA ESA KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR,

Lebih terperinci

KONSEP DAN TUJUAN DAUR BAHAN BAKAR NUKLIR

KONSEP DAN TUJUAN DAUR BAHAN BAKAR NUKLIR KONSEP DAN TUJUAN DAUR BAHAN BAKAR NUKLIR RINGKASAN Penggunaan uranium sebagai bahan bakar pada Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN) selain menghasilkan tenaga listrik dapat juga menghasilkan bahan

Lebih terperinci

PENGARUH ALIRAN UDARA TERHADAP TINGKAT RADIOAKTIVITAS α DI UDARA DALAM LABORATORIUM INSTALASI RADIOMETALURGI

PENGARUH ALIRAN UDARA TERHADAP TINGKAT RADIOAKTIVITAS α DI UDARA DALAM LABORATORIUM INSTALASI RADIOMETALURGI 90 ISSN 06-38 Sri Wahyuningsih, dkk.. PENGARUH ALIRAN UDARA TERHADAP TINGKAT RADIOAKTIVITAS α DI UDARA DALAM LABORATORIUM INSTALASI RADIOMETALURGI Sri Wahyuningsih, Budi Prayitno Pusat Teknologi Bahan

Lebih terperinci

PENGUKURAN KONSENTRASI RADON DALAM TEMPAT PENYIMPANAN LIMBAH RADIOAKTIF. Untara, M. Cecep CH, Mahmudin, Sudiyati Pusat Teknologi Limbah Radioaktif

PENGUKURAN KONSENTRASI RADON DALAM TEMPAT PENYIMPANAN LIMBAH RADIOAKTIF. Untara, M. Cecep CH, Mahmudin, Sudiyati Pusat Teknologi Limbah Radioaktif PENGUKURAN KONSENTRASI RADON DALAM TEMPAT PENYIMPANAN LIMBAH RADIOAKTIF Untara, M. Cecep CH, Mahmudin, Sudiyati Pusat Teknologi Limbah Radioaktif ABSTRAK PENGUKURAN KONSENTRASI RADON DALAM TEMPAT PENYIMPANAN

Lebih terperinci

SISTEM INFORMASI MANAJEMEN LIMBAH RADIOAKTIF DI PUSAT TEKNOLOGI LIMBAH RADIOAKTIF

SISTEM INFORMASI MANAJEMEN LIMBAH RADIOAKTIF DI PUSAT TEKNOLOGI LIMBAH RADIOAKTIF SISTEM INFORMASI MANAJEMEN LIMBAH RADIOAKTIF DI PUSAT TEKNOLOGI LIMBAH RADIOAKTIF Ayi Muziyawati Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATAN ABSTRAK SISTEM INFORMASI MANAJEMEN LIMBAH RADIOAKTIF DI PUSAT TEKNOLOGI

Lebih terperinci

PE GARUH BUR -UP TERHADAP KUA TITAS DA KARAKTERISTIK BAHA BAKAR UKLIR BEKAS PLT. urokhim Pusat Teknology Limbah Radioaktif-BATAN

PE GARUH BUR -UP TERHADAP KUA TITAS DA KARAKTERISTIK BAHA BAKAR UKLIR BEKAS PLT. urokhim Pusat Teknology Limbah Radioaktif-BATAN PE GARUH BUR -UP TERHADAP KUA TITAS DA KARAKTERISTIK BAHA BAKAR UKLIR BEKAS PLT urokhim Pusat Teknology Limbah Radioaktif-BATAN ABSTRAK PE GARUH BUR -UP TERHADAP KUA TITAS DA KARAKTERISTIK BAHA BAKAR UKLIR

Lebih terperinci

OPTIMALISASI PENDINGINAN BAHAN BAKAR NUKLIR BEKAS REAKTOR SERBAGUNA SIWABESSY DI KOLAM PENYIMPANAN SEMENTARA

OPTIMALISASI PENDINGINAN BAHAN BAKAR NUKLIR BEKAS REAKTOR SERBAGUNA SIWABESSY DI KOLAM PENYIMPANAN SEMENTARA OPTIMALISASI PENDINGINAN BAHAN BAKAR NUKLIR BEKAS REAKTOR SERBAGUNA SIWABESSY DI KOLAM PENYIMPANAN SEMENTARA ABSTRAK Kuat Heriyanto, Nurokhim Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATAN OPTIMALISASI PENDINGINAN

Lebih terperinci

RESIN POLIESTER TAK JENUH UNTUK IMOBILISASI RESIN BEKAS PENGOLAH SIMULASI LIMBAH RADIOAKTIF CAIR

RESIN POLIESTER TAK JENUH UNTUK IMOBILISASI RESIN BEKAS PENGOLAH SIMULASI LIMBAH RADIOAKTIF CAIR RESIN POLIESTER TAK JENUH UNTUK IMOBILISASI RESIN BEKAS PENGOLAH SIMULASI LIMBAH RADIOAKTIF CAIR Skripsi Diajukan sebagai syarat untuk memperoleh gelar Sarjana Strata Satu AJENG SARTIKA KUSNADI 103096029792

Lebih terperinci

PENYERAPAN URANIUM DENGAN PENGKOMPLEKS Na 2 CO 3 MENGGUNAKAN RESIN AMBERLITE IRA-400 Cl DAN IMOBILISASI DENGAN RESIN EPOKSI

PENYERAPAN URANIUM DENGAN PENGKOMPLEKS Na 2 CO 3 MENGGUNAKAN RESIN AMBERLITE IRA-400 Cl DAN IMOBILISASI DENGAN RESIN EPOKSI PENYERAPAN URANIUM DENGAN PENGKOMPLEKS Na 2 CO 3 MENGGUNAKAN RESIN AMBERLITE IRA-400 Cl DAN IMOBILISASI DENGAN RESIN EPOKSI UMU ATHIYAH PROGRAM STUDI KIMIA FAKULTAS SAINS DAN TEKNOLOGI UNIVERSITAS ISLAM

Lebih terperinci

PROGRAM JAMINAN KUALITAS PADA PENGUKURAN. RADIONUKLIDA PEMANCAR GAMMA ENERGI RENDAH:RADIONUKLIDA Pb-210

PROGRAM JAMINAN KUALITAS PADA PENGUKURAN. RADIONUKLIDA PEMANCAR GAMMA ENERGI RENDAH:RADIONUKLIDA Pb-210 ARTIKEL PROGRAM JAMINAN KUALITAS PADA PENGUKURAN RADIONUKLIDA PEMANCAR GAMMA ENERGI RENDAH:RADIONUKLIDA Pb-210 ABSTRAK Arief Goeritno Pusat Teknologi Limbah Radioaktif BATAN PROGRAM JAMINAN KUALITAS PADA

Lebih terperinci

2013, No Mengingat : 1. Pasal 5 ayat (2) Undang-Undang Dasar Negara Republik Indonesia Tahun 1945; 2. Undang-Undang Nomor 10 Tahun 1997 tentang

2013, No Mengingat : 1. Pasal 5 ayat (2) Undang-Undang Dasar Negara Republik Indonesia Tahun 1945; 2. Undang-Undang Nomor 10 Tahun 1997 tentang LEMBARAN NEGARA REPUBLIK INDONESIA No.152, 2013 LINGKUNGAN HIDUP. Limbah. Radioaktif- Tenaga Nuklir. Pengelolaan. Pencabutan. (Penjelasan Dalam Tambahan Lembaran Negara Republik Indonesia Nomor 5445) PERATURAN

Lebih terperinci

MATERIAL UNTUK SOLIDIFIKASI LIMBAH RADIOAKTIF DALAM KESELAMATAN PENYIMPANAN

MATERIAL UNTUK SOLIDIFIKASI LIMBAH RADIOAKTIF DALAM KESELAMATAN PENYIMPANAN Seminar Tahunan Pengawasan Pemanfaatan Tenaga Nuklir - Jakarta, II Desember 2003 MATERIAL UNTUK SOLIDIFIKASI LIMBAH RADIOAKTIF DALAM KESELAMATAN PENYIMPANAN ISSN 1693-7902 I Herlan Martono, Aisyah Pusat

Lebih terperinci

PERBANDINGAN IMOBILISASI LIMBAH CAIR AKTIVITAS TINGGI DENGAN METODE SYNROC DAN METODE TEMPERATUR SUPER TINGGI

PERBANDINGAN IMOBILISASI LIMBAH CAIR AKTIVITAS TINGGI DENGAN METODE SYNROC DAN METODE TEMPERATUR SUPER TINGGI Jurnal Teknologi Pengelolaan Limbah (Journal of Waste Management Technology), ISSN 1410-9565 Volume 10 Nomor 1 Juli 2007 (Volume 10, Number 1, July, 2007) Pusat Teknologi Limbah Radioaktif (Radioactive

Lebih terperinci

KELARUTAN BAHAN ALUMINIUM PADA PROSES DEKONTAMINASI KIMIA MENGGUNAKAN LARUTAN ASAM DAN BASA

KELARUTAN BAHAN ALUMINIUM PADA PROSES DEKONTAMINASI KIMIA MENGGUNAKAN LARUTAN ASAM DAN BASA KELARUTAN BAHAN ALUMINIUM PADA PROSES DEKONTAMINASI KIMIA MENGGUNAKAN LARUTAN ASAM DAN BASA Mirawaty, Sugeng Purnomo, Yuli Purwanto*) ABSTRAK KELARUTAN BAHAN ALUMINIUM PADA PROSES DEKONTAMINASI KIMIA MENGGUNAKAN

Lebih terperinci

KARAKTERISASI LIMBAH RADIOAKTIF CAIR DENGAN SPEKTROMETER GAMMA PORTABEL DAN TEKNIK MONTE CARLO

KARAKTERISASI LIMBAH RADIOAKTIF CAIR DENGAN SPEKTROMETER GAMMA PORTABEL DAN TEKNIK MONTE CARLO KARAKTERISASI LIMBAH RADIOAKTIF CAIR DENGAN SPEKTROMETER GAMMA PORTABEL DAN TEKNIK MONTE CARLO Rasito, Zulfahri, S. Sofyan, F. Fitriah, Widanda*) ABSTRAK KARAKTERISASI LIMBAH RADIOAKTIF CAIR DENGAN SPEKTROMETER

Lebih terperinci

PENGANGKUTAN LIMBAH RADIOAKTIF PADAT DAN CAIR DARI PENIMBUL KE INSTALASI PENGOLAHAN LIMBAH RADIOAKTIF. Arifin Pusat Teknologi Limbah Radioaktif -BATAN

PENGANGKUTAN LIMBAH RADIOAKTIF PADAT DAN CAIR DARI PENIMBUL KE INSTALASI PENGOLAHAN LIMBAH RADIOAKTIF. Arifin Pusat Teknologi Limbah Radioaktif -BATAN Hasil Penelitian dan Kegiatan PTLR Tahun ISSN 0852-2979 PENGANGKUTAN LIMBAH RADIOAKTIF PADAT DAN CAIR DARI PENIMBUL KE INSTALASI PENGOLAHAN LIMBAH RADIOAKTIF. ABSTRAK Arifin Pusat Teknologi Limbah Radioaktif

Lebih terperinci

Studi Distribusi Radionuklida 134 Cs pada Sistem Perairan Tawar

Studi Distribusi Radionuklida 134 Cs pada Sistem Perairan Tawar Berkala Fisika ISSN : 1410-9662 Vol. 7, No. 2, April 2004, hal 35-39 Studi Distribusi Radionuklida 134 Cs pada Sistem Perairan Tawar Evi Setiawati 1, Idam Arif 2, Poppy Intan T. 3 1. Laboratorium Fisika

Lebih terperinci

EVALUASI KEGIATAN PROTEKSI RADIASI DALAM PROSES PEMINDAHAN BAHAN PASCA IRADIASI

EVALUASI KEGIATAN PROTEKSI RADIASI DALAM PROSES PEMINDAHAN BAHAN PASCA IRADIASI No.04 / Tahun II Oktober 2009 ISSN 1979-2409 EVALUASI KEGIATAN PROTEKSI RADIASI DALAM PROSES PEMINDAHAN BAHAN PASCA IRADIASI Muradi, Sjafruddin Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir - BATAN ABSTRAK EVALUASI

Lebih terperinci

No Penghasil Limbah Radioaktif tingkat rendah dan tingkat sedang mempunyai kewajiban mengumpulkan, mengelompokkan, atau mengolah sebelum diser

No Penghasil Limbah Radioaktif tingkat rendah dan tingkat sedang mempunyai kewajiban mengumpulkan, mengelompokkan, atau mengolah sebelum diser TAMBAHAN LEMBARAN NEGARA RI No. 5445 LINGKUNGAN HIDUP. Limbah. Radioaktif- Tenaga Nuklir. Pengelolaan. Pencabutan. (Penjelasan Atas Lembaran Negara Republik Indonesia Tahun 2013 Nomor 152) PENJELASAN ATAS

Lebih terperinci

pekerja dan masyarakat serta proteksi lingkungan. Tujuan akhir dekomisioning adalah pelepasan dari kendali badan pengawas atau penggunaan lokasi

pekerja dan masyarakat serta proteksi lingkungan. Tujuan akhir dekomisioning adalah pelepasan dari kendali badan pengawas atau penggunaan lokasi DEFINISI Penghalang (barrier). Suatu penghalang fisik yang mencegah atau menunda pergerakan (misalnya migrasi) radionuklida atau bahan lain diantara komponenkomponen dalam sistem. Penghalang, ganda (barrier,

Lebih terperinci

Penentuan Dosis Gamma Pada Fasilitas Iradiasi Reaktor Kartini Setelah Shut Down

Penentuan Dosis Gamma Pada Fasilitas Iradiasi Reaktor Kartini Setelah Shut Down Berkala Fisika ISSN : 141-9662 Vol.9, No.1, Januari 26, hal 15-22 Penentuan Dosis Gamma Pada Fasilitas Iradiasi Reaktor Kartini Setelah Shut Down Risprapti Prasetyowati (1), M. Azam (1), K. Sofjan Firdausi

Lebih terperinci

PENGOLAHAN LIMBAH PRODUKSI RADIOISOTOP MENGGUNAKAN RESIN PENUKAR ANION

PENGOLAHAN LIMBAH PRODUKSI RADIOISOTOP MENGGUNAKAN RESIN PENUKAR ANION PENGOLAHAN LIMBAH PRODUKSI RADIOISOTOP MENGGUNAKAN RESIN PENUKAR ANION AISYAH, HERLAN MARTONO, WATI Pusat Teknologi Limbah Radioaktif Kawasan Puspiptek Serpong, Tangerang 15310 Abstrak PENGOLAHAN LIMBAH

Lebih terperinci

IRADIASI NEUTRON PADA BAHAN SS316 UNTUK PEMBUATAN ENDOVASCULAR STENT

IRADIASI NEUTRON PADA BAHAN SS316 UNTUK PEMBUATAN ENDOVASCULAR STENT 86 IRADIASI NEUTRON PADA BAHAN SS316 UNTUK PEMBUATAN ENDOVASCULAR STENT Rohadi Awaludin, Abidin, dan Sriyono Pusat Radioisotop dan Radiofarmaka (PRR), Badan Tenaga Nuklir Nasional (BATAN), Kawasan Puspiptek

Lebih terperinci

PENENTUAN ISOTOP 137 Cs DAN UNSUR Cs DALAM LARUTAN AKTIF CsNO 3

PENENTUAN ISOTOP 137 Cs DAN UNSUR Cs DALAM LARUTAN AKTIF CsNO 3 ISSN 0852-4777 Penentuan Isotop 137Cs dan Unsur Cs Dalam Larutan Aktif CsNO3 (Dian Anggraini dan Rosika Kriswarini) PENENTUAN ISOTOP 137 Cs DAN UNSUR Cs DALAM LARUTAN AKTIF CsNO 3 Dian Anggraini (1), Rosika

Lebih terperinci

PEMISAHAN DAN ANALISIS RADIONUKLIDA 137 Cs DI DALAM PEB U 3 Si 2 -Al TINGKAT MUAT URANIUM 2,96 g/cm 3 PASCA IRADIASI

PEMISAHAN DAN ANALISIS RADIONUKLIDA 137 Cs DI DALAM PEB U 3 Si 2 -Al TINGKAT MUAT URANIUM 2,96 g/cm 3 PASCA IRADIASI Pemisahan dan Analisis Radionuklida 137 Cs di Dalam PEB U3Si-Al Tingkat Muat Uranium 2,96 g/cm 3 Pasca Iradiasi Aslina Br. Ginting, Yusuf Nampira, Arif N., Dian A., Rosika K., Boybul PEMISAHAN DAN ANALISIS

Lebih terperinci

PENGELOLAAN LIMBAH RADIOAKTIF PADAT DAN CAIR DI PUSAT TEKNOLOGI BAHAN BAKAR NUKLIR TAHUN 2010

PENGELOLAAN LIMBAH RADIOAKTIF PADAT DAN CAIR DI PUSAT TEKNOLOGI BAHAN BAKAR NUKLIR TAHUN 2010 PENGELOLAAN LIMBAH RADIOAKTIF PADAT DAN CAIR DI PUSAT TEKNOLOGI BAHAN BAKAR NUKLIR TAHUN 2010 Sunardi, Susanto, Budi Prayitno Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir BATAN Kawasan Puspiptek Gd. 20, Serpong

Lebih terperinci

2. Dari reaksi : akan dihasilkan netron dan unsur dengan nomor massa... A. 6

2. Dari reaksi : akan dihasilkan netron dan unsur dengan nomor massa... A. 6 KIMIA INTI 1. Setelah disimpan selama 40 hari, suatu unsur radioaktif masih bersisa sebanyak 0,25 % dari jumlah semula. Waktu paruh unsur tersebut adalah... 20 hari 8 hari 16 hari 5 hari 10 hari SMU/Ebtanas/Kimia/Tahun

Lebih terperinci

EVALUASI KINERJA SPEKTROMETER GAMMA YANG MENGGUNAKAN NITROGEN CAIR SEBAGAI PENDINGIN DETEKTOR

EVALUASI KINERJA SPEKTROMETER GAMMA YANG MENGGUNAKAN NITROGEN CAIR SEBAGAI PENDINGIN DETEKTOR EVALUASI KINERJA SPEKTROMETER GAMMA YANG MENGGUNAKAN NITROGEN CAIR SEBAGAI PENDINGIN DETEKTOR POSTER PERFORMANCE EVALUATION OF GAMMA SPECTROMETER WHICH USING LIQUID NITROGEN FOR COOLING ITS DETECTORS Daya

Lebih terperinci

PENGARUH WAKTU PENGAMBILAN SAMPLING PADA ANALISIS UNSUR RADIOAKTIF DI UDARA DENGAN MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA

PENGARUH WAKTU PENGAMBILAN SAMPLING PADA ANALISIS UNSUR RADIOAKTIF DI UDARA DENGAN MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA PENGARUH WAKTU PENGAMBILAN SAMPLING PADA ANALISIS UNSUR RADIOAKTIF DI UDARA DENGAN MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA Noviarty, Iis Haryati, Sudaryati, Susanto Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir-BATAN Kawasan

Lebih terperinci

UJI PRODUKSI 99 Mo HASIL FISI DENGAN BAHAN SASARAN FOIL LEU BUATAN P2TBDU-BATAN

UJI PRODUKSI 99 Mo HASIL FISI DENGAN BAHAN SASARAN FOIL LEU BUATAN P2TBDU-BATAN UJI PRODUKSI 99 Mo HASIL FISI DENGAN BAHAN SASARAN FOIL LEU BUATAN P2TBDU-BATAN Hotman Lubis, A. Muthalib, A. H. Gunawan, Sriyono, Edi Sucipto dan Hambali Pusat Pengembangan Radioisotop dan Radiofarmaka

Lebih terperinci

PENYERAPAN URANIUM DENGAN RESIN PENUKAR ANION DAN IMOBILISASI MENGGUNAKAN POLIMER.

PENYERAPAN URANIUM DENGAN RESIN PENUKAR ANION DAN IMOBILISASI MENGGUNAKAN POLIMER. PENYERAPAN URANIUM DENGAN RESIN PENUKAR ANION DAN IMOBILISASI MENGGUNAKAN POLIMER. Herlan Martono*), Thamzil Las**) ABSTRAK PENYERAPAN URANIUM DENGAN RESIN PENUKAR ANION DAN IMOBILISASI MENGGUNAKAN POLIMER.

Lebih terperinci

PENENTUAN DECAY GAMMA REAKTOR HTGR 10 MWth PADA BERBAGAI TINGKAT DAYA

PENENTUAN DECAY GAMMA REAKTOR HTGR 10 MWth PADA BERBAGAI TINGKAT DAYA PENENTUAN DECAY GAMMA REAKTOR HTGR 10 MWth PADA BERBAGAI TINGKAT DAYA Anis Rohanda Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir - BATAN ABSTRAK PENENTUAN DECAY GAMMA REAKTOR HTGR 10 MWTH PADA BERBAGAI

Lebih terperinci

Hasil Penelitian dan Kegiatan PTLR Tahun 2012 ISSN 0852-2979

Hasil Penelitian dan Kegiatan PTLR Tahun 2012 ISSN 0852-2979 EVALUASI KESELAMATAN RADIASI DI KANAL HUBUNG INSTALASI PENYIMPANAN SEMENTARA BAHAN BAKAR NUKLIR BEKAS (KH-IPSB3) PASCA PENGISIAN BAHAN BAKAR NUKLIR BEKAS REAKTOR SERBA GUNA GA. SIWABESSY ABSTRAK L.Kwin

Lebih terperinci

BAB 1 PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang

BAB 1 PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang 1 BAB 1 PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Salah satu aspek penting yang perlu diperhatikan dalam pengembangan pemanfaatan tenaga nuklir di Indonesia dan dipersiapkan secara optimal adalah masalah pengelolaan

Lebih terperinci

BAB III DAUR ULANG PLUTONIUM DAN AKTINIDA MINOR PADA BWR BERBAHAN BAKAR THORIUM

BAB III DAUR ULANG PLUTONIUM DAN AKTINIDA MINOR PADA BWR BERBAHAN BAKAR THORIUM BAB III DAUR ULANG PLUTONIUM DAN AKTINIDA MINOR PADA BWR BERBAHAN BAKAR THORIUM 3.1. Siklus Bahan Bakar Nuklir Siklus bahan bakar nuklir (nuclear fuel cycle) adalah rangkaian kegiatan yang meliputi pemanfaatan

Lebih terperinci

DISAIN KONSEPSUAL PROGRAM MANAGEMEN DEKOMISIONING REAKTOR RISET

DISAIN KONSEPSUAL PROGRAM MANAGEMEN DEKOMISIONING REAKTOR RISET DISAIN KONSEPSUAL PROGRAM MANAGEMEN DEKOMISIONING REAKTOR RISET ABSTRAK Suwardiyono Pusat Rekayasa Perangkat Nuklir, BATAN Kawasan PUSPIPTEK Serpong, Gedung 71, Tangerang 15310 E-mail: swardy@batan.go.id

Lebih terperinci

PRE ESTIMATE OF GRAPHITE THERMAL COLUMN RADIOAKTIVE WASTE FOR KARTINI REACTOR YOGYAKARTA DECOMMISSIONING PLAN

PRE ESTIMATE OF GRAPHITE THERMAL COLUMN RADIOAKTIVE WASTE FOR KARTINI REACTOR YOGYAKARTA DECOMMISSIONING PLAN PRAKIRAAN LIMBAH RADIOAKTIF GRAPHITE THERMAL COLUMN PADA PERENCANAAN DEKOMISIONING REAKTOR KARTINI, YOGYAKARTA PRE ESTIMATE OF GRAPHITE THERMAL COLUMN RADIOAKTIVE WASTE FOR KARTINI REACTOR YOGYAKARTA DECOMMISSIONING

Lebih terperinci

INVENTARISASI PAKET LIMBAH OLAHAN UNTUK PENYIMPANAN AKHIR DALAM DISPOSAL DEMO PLANT

INVENTARISASI PAKET LIMBAH OLAHAN UNTUK PENYIMPANAN AKHIR DALAM DISPOSAL DEMO PLANT INVENTARISASI PAKET LIMBAH OLAHAN UNTUK PENYIMPANAN AKHIR DALAM DISPOSAL DEMO PLANT ABSTRAK Heru Sriwahyuni Pusat Teknologi Limbah Radioaktif -BATAN INVENTARISASI PAKET LIMBAH OLAHAN UNTUK PENYIMPANAN

Lebih terperinci

A ALISIS LIMBAH RESI PE UKAR IO SISTEM PEMUR IA AIR PE DI GI PRIMER RSG-GAS*

A ALISIS LIMBAH RESI PE UKAR IO SISTEM PEMUR IA AIR PE DI GI PRIMER RSG-GAS* A ALISIS LIMBAH RESI PE UKAR IO SISTEM PEMUR IA AIR PE DI GI PRIMER RSG-GAS* Diyah Erlina Lestari, Sunarko,Setyo Budi Utomo Pusat Reaktor Serba Guna-BATAN ABSTRAK A ALISIS LIMBAH RESI PE UKAR IO SISTEM

Lebih terperinci

KAJIAN KESELAMATAN PENYIMPANAN LlMBAH THORIUM DARI PABRIK KAOS LAMPU

KAJIAN KESELAMATAN PENYIMPANAN LlMBAH THORIUM DARI PABRIK KAOS LAMPU Hasi/ Penelilian dan Kegiatan PTLR Ta/llm 2006 ISSN 0852-2979 KAJIAN KESELAMATAN PENYIMPANAN LlMBAH THORIUM DARI PABRIK KAOS LAMPU Untara Pusat Teknologi Limbah Radiokatif, BAT AN ABSTRAK KAJIAN KESELAMATAN

Lebih terperinci

PENGGUNAAN COMPUTER CODE ORIGEN 2 UNTUK ESTIMASI PERHITUNGAN RADIONUKLIDA PADA KOMPONEN REAKTOR RISET TRIGA MARK II *)

PENGGUNAAN COMPUTER CODE ORIGEN 2 UNTUK ESTIMASI PERHITUNGAN RADIONUKLIDA PADA KOMPONEN REAKTOR RISET TRIGA MARK II *) PENGGUNAAN COMPUTER CODE ORIGEN 2 UNTUK ESTIMASI PERHITUNGAN RADIONUKLIDA PADA KOMPONEN REAKTOR RISET TRIGA MARK II *) ABSTRAK Mulyono Daryoko, Nurokhim Pusat Teknologi Limbah radioaktif-batan PENGGUNAAN

Lebih terperinci

RENCANA PERKULIAHAN FISIKA INTI Pertemuan Ke: 1

RENCANA PERKULIAHAN FISIKA INTI Pertemuan Ke: 1 Pertemuan Ke: 1 Mata Kuliah/Kode : Fisika Semester dan : Semester : VI : 150 menit Kompetensi Dasar : Mahasiswa dapat memahami gejala radioaktif 1. Menyebutkan pengertian zat radioaktif 2. Menjelaskan

Lebih terperinci

Jurnal Pendidikan Fisika Indonesia 6 (2010) 30-34

Jurnal Pendidikan Fisika Indonesia 6 (2010) 30-34 ISSN: 1693-1246 Januari 2010 J P F I http://journal.unnes.ac.id PENENTUAN KADAR RADIONUKLIDA PADA LIMBAH CAIR PABRIK GALVANIS DENGAN METODE ANALISIS AKTIVASI NEUTRON THERMAL REAKTOR KARTINI 1 1 2 P. Dwijananti

Lebih terperinci

PENGARUH PENCUCIAN LARUTAN NaOCl DAN PENAMBAHAN KOLOM KEDUA ALUMINA TERHADAP YIELD DAN LOLOSAN 99 Mo DARI GENERATOR 99 Mo/ 99m Tc BERBASIS PZC

PENGARUH PENCUCIAN LARUTAN NaOCl DAN PENAMBAHAN KOLOM KEDUA ALUMINA TERHADAP YIELD DAN LOLOSAN 99 Mo DARI GENERATOR 99 Mo/ 99m Tc BERBASIS PZC PENGARUH PENCUCIAN LARUTAN NaOCl DAN PENAMBAHAN KOLOM KEDUA ALUMINA TERHADAP YIELD DAN LOLOSAN 99 Mo DARI GENERATOR 99 Mo/ 99m Tc BERBASIS PZC Adang H.G., A. Mutalib, Hotman L, R. Awaludin, Sulaeman, Pusat

Lebih terperinci