ABSTRAK ABSTRACT. Gunandjar. Gunandjar ISSN Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATAN,
|
|
- Erlin Budiman
- 6 tahun lalu
- Tontonan:
Transkripsi
1 Gunandjar ISSN PENGOLAHAN LIMBAH CAIR RADIOAKTIF ALFA YANG MENGANDUNG PLUTONIUM DAN URANIUM DENGAN ADSORPSI MENGGUNAKAN ADSORBEN SERAT KARBON AKTIF DAN PROSES PEMBAKARAN Gunandjar Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATAN, gunand-m@batan.go.id ABSTRAK PENGOLAHAN LIMBAH CAIR RADIOAKTIF ALFA YANG MENGANDUNG PLUTONIUM DAN URANIUM DENGAN ADSORPSI MENGGUNAKAN ADSORBEN SERAT KARBON AKTIF DAN PROSES PEMBAKARAN. Radionuklida plutonium (Pu) dan uranium (U) merupakan unsur radioaktif utama yang terkandung dalam limbah radioaktif alfa umur panjang yang ditimbulkan dari proses olah ulang bahan bakar nuklir bekas. Limbah tersebut harus dilakukan pengolahan untuk siap disimpan dalam jangka waktu yang panjang. Pemisahan kedua radionuklida Pu dan U pada efisiensi reduksi volume tinggi sangat mengurangi volume limbah alfa umur panjang untuk di-disposal dan menurunkan tingkat bahaya limbah. Pengkajian teknologi pemisahan selektif Pu dan U dilakukan sebagai solusi pengelolaan limbah cair radioaktif alfa dan strategi alternatif masa depan. Teknologi pemisahan selektif Pu dan U dari unsur-unsur hasil belah pada efisiensi sangat tinggi dengan proses adsorpsi telah dikembangkan menggunakan bahan adsorbent serat karbon aktif (FAC=Fibrous Activated Carbon). Limbah adsorben yang mengandung Pu dan U kemudian dapat dilakukan proses reduksi volume menjadi sisa abu dengan efisiensi sangat tinggi dengan proses pembakaran. Proses ini mereduksi secara subtansial volume limbah radioaktif alfa. Hasil pengujian menunjukkan bahwa adsorpsi Pu dan U paling baik dengan kapasitas adsorpsi 0,846 mg Pu/g FAC dan 24,0 mg U/g FAC pada asam nitrat 1 M, dan kondisi yang baik untuk insenerasi limbah adsorben dapat dilakukan tanpa adanya partikel yang terbang atau tanpa adanya jelaga pada suhu oc. Di Indonesia, pengkajian untuk adaptasi teknologi pemisahan Pu dan U dengan metode adsorpsi dengan bahan adsorbent serat karbon aktif ini perlu dilakukan untuk pengolahan limbah alfa yang ditimbulkan dari produksi radioisotop Mo-99 (di Instalasi Produksi Radioisotop), dan dari uji pasca iradiasi bahan bakar nuklir (di Instalasi Radiometalurgi). Kata kunci : limbah radioaktif alfa, pemisahan plutonium dan uranium, bahan adsorben serat anorganik, adsorben serat karbon aktif, proses insenerasi limbah. ABSTRACT THE TREATMENT OF ALPHA RADIOACTIVE LIQUID WASTE CONTAINING PLUTONIUM AND URANIUM BY ADSORPTION USING ADSORBENT OF FIBROUS ACTIVATED CARBON AND INCENERATION PROCESS. The radionuclides of plutonium (Pu) and uranium (U) are major radionuclides containing in the long life of alpha radioactive waste generated from reprocessing of spent nuclear fuel. The radioactive waste have to be treated to ready for long term disposal. Removing the Pu and U at high volume reduction efficiencies greatly lowers the volume of the long live alpha radiaoctive waste to be disposed and decreases the hazard level of the waste. The technology assessment of selective removal of Pu and U was carried-out as solution of alpha radioactive liquid waste management and future alternative strategy. The selective removal technology of Pu and U from fision products at very high efficiencies was developed by the adsorption method using an adsorbent of fibrous activated carbon (FAC=Fibrous Activated Carbon). Then the volume of adsorbent waste containing Pu and U was reduced to become residual ash by inceneration process. This process to reduce subtantially the volume of alpha radioactive waste. The test results show that the adsorption of Pu is best with adsorption capacity 0,846 mg Pu/g FAC and 24,0 mg U/g FAC at the nitric acid 1 M, and the inceneration of adsorbent waste no existing the flying of particles or soot was observed and it is found good inceneration at oc. In Indonesia, assessment for adaptation the separation technology of Pu and U by adsorption method using inorganic fibrous adsorbent should be carried out for treatment the alpha radioactive wastes generated from Mo-99 radioisotope production (at Radioisotope Production Installation) and from post irradiation examination of nuclear fuel element (at Radiometalurgy Installation). Keywords : alpha radioactive waste, removal of plutonium and uranium, inorganic fibrous adsorbent, adsorbent of fibrous activated carbon, waste inceneration process.
2 70 ISSN Gunandjar PENDAHULUAN P engelolaan limbah radioaktif yang ditimbulkan dari proses pemanfaatan tenaga nuklir adalah salah satu aspek penting yang harus dipersiapkan dan dilaksanakan sesuai standar keselamatan yang berlaku. Oleh karena itu masalah program pengembangan teknologi pengelolaan limbah radioaktif adalah merupakan program yang tidak terpisahkan dengan program pemanfaatan tenaga nuklir yang harus terus dilaksanakan melalui penelitian dan pengembangan, serta pengkajian yang mendalam sehingga diperoleh teknologi pengelolaan limbah radioaktif yang optimal. Penerapan teknologi pengelolaan limbah radioaktif yang optimal sesuai standar keselamatan yang berlaku dalam mendukung program pemanfaatan tenaga nuklir di Indonesia ditujukan untuk menjamin keselamatan pekerja maupun masyarakat serta untuk perlindungan lingkungan hidup terhadap potensi bahaya radiasi baik untuk generasi sekarang maupun yang akan datang. Di Indonesia, Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATAN telah menerapkan dengan mantap teknologi pengelolaan limbah khususnya untuk limbah aktivitas rendah (LAR) dan limbah aktivitas sedang (LAS) umur paroh pendek (T1/2 < 30 tahun). Selanjutnya untuk pengelolaan limbah aktivitas tinggi (LAT) umur panjang khususnya untuk limbah cair aktivitas tinggi (LCAT) yang ditimbulkan dari proses pemanfaatan tenaga nuklir, maka perlu disiapkan teknologi pengolahannya baik pada proses reduksi volume limbah maupun proses imobilisasi limbah menjadi kemasan limbah yang mampu bertahan selama waktu penyimpanan yang panjang di dalam fasilitas penyimpanan lestari geologi tanah dalam (Deep Geological Disposal Facility). Berbagai jenis limbah radioaktif cair dari pemanfaatan teknologi nuklir terdapat limbah cair radioaktif alfa umur panjang (mengandung radionuklida pemancar alfa umur panjang) seperti uranium (U) dan plutonium (Pu). Radionuklida uranium dan plutonium mempunyai umur paroh sangat panjang yaitu 238 U = 4,5 x 109 tahun, 235 U = 6,8 x 108 tahun, dan 239 Pu = 2,41 x 104 tahun [1]. Di negara maju di bidang nuklir, limbah tersebut terdapat dalam LCAT atau dalam limbah cair transuranium (LCTRU) yang ditimbulkan dari kegiatan ujung belakang daur bahan bakar nuklir khususnya dari proses olah ulang bahan bakar nuklir bekas (reprocessing). Di Indonesia, karena menganut strategi daur bahan bakar nuklir terbuka maka tidak melakukan proses olah ulang bahan bakar nuklir bekas, sehingga bahan bakar nuklir bekas merupakan LAT yang langsung disimpan atau dikirim kembali ke negara asal [2]. Di Indonesia, LCAT dan LCTRU ditimbulkan dari fasilitas produksi radioisotop 99 Mo (dari hasil belah uranium) dan dari fasilitas uji pasca iradiasi bahan bakar nuklir. Proses pemisahan Pu dan U dari limbah cair radioaktif alfa (LCAT dan LCTRU) perlu dilakukan untuk mereduksi volume limbah radioaktif alfa tersebut. Proses pemisahan yang sekarang banyak dilakukan adalah dengan metode ekstraksi, koagulasiflokulasi, penukar ion, dsb. Proses pemisahan dengan metode tersebut menimbulkan limbah cair, padat atau semi padat seperti sludge (lumpur) atau resin penukar ion bekas. Limbah radioaktif alfa tersebut kemudian dilakukan proses imobilisasi melalui pemadatan (solidifikasi) menggunakan bahan matriks polimer, aspal, atau synroc, dsb. Proses pengolahan dengan metode tersebut hanya memberikan reduksi volume yang kecil. Untuk meningkatkan tingkat reduksi volume limbah yang lebih besar, maka perlu dikembangkan alternatif proses dengan metode lain yang lebih efektif dan efisien. Pengembangan proses pengolahan dengan peningkatan reduksi volume limbah besar merupakan upaya untuk menurunkan biaya dan penghematan lokasi tempat penyimpanan limbah serta peningkatan faktor keselamatannya. Dalam makalah ini disajikan pengkajian proses pemisahan radionuklida Pu dan U dari limbah cair radioaktif alfa dengan metode adsorpsi menggunakan bahan adsorben serat anorganik (adsorben serat karbon aktif). Keunggulan bahan tersebut adalah bahwa setelah digunakan untuk penyerapan Pu dan U (sebagai adsorben limbah) kemudian dapat dilakukan proses pembakaran sehingga hanya tersisa abu limbah yang mengandung Pu dan U dengan reduksi volume limbah sangat tinggi, sehingga bisa mengurangi biaya penyimpanan. Hasil pengkajian ini diharapkan dapat memberikan masukan alternatif proses pengolahan limbah cair radioaktif alfa umur panjang yang mengandung plutonium dan uranium yang ada di Indonesia. Teknologi ini merupakan salah satu alternatif teknologi yang kemungkinan dapat diterapkan di Indonesia khususnya untuk pengolahan limbah cair radioaktif alfa yang mengandung Pu dan U pada konsentrasi yang sangat rendah. Di Indonesia, limbah cair radioakif tersebut ditimbulkan dari kegiatan produksi radioisotop 99 Mo yang merupakan radionuklida hasil belah yang dihasilkan dari pembelahan uranium di Instalasi Produksi Radioisotop (IPR), dan dari uji pasca iradiasi bahan bakar nuklir di Instalasi Radiometalurgi (IRM). METODE PENGKAJIAN Metode Metode pengkajian dilakukan dengan mempelajari dan melakukan analisis data berdasar
3 Gunandjar ISSN pustaka yang diawali dengan mempelajari pengelolaan limbah cair aktivitas tinggi (LCAT) termasuk limbah cair transuranium (LCTRU) yang mengandung U dan Pu (serta aktinida lainnya) yang ditimbulkan dari proses olah-ulang bahan bakar nuklir bekas, dilanjutkan dengan mempelajari dan menganalisis pengembangan proses pemisahan selektif U dan Pu dari unsur-unsur hasil belah dengan proses adsorpsi menggunakan bahan adsorben serat anorganik, kemudian adaptasi teknologi pengolahan LCAT/LCTRU yang ditimbulkan dari produksi radioisotop 99 Mo di IPR dan dari uji pasca iradiasi bahan bakar nuklir di IRM dengan proses adsorpsi serat karbon aktif dan pembakaran limbah adsorben. Tempat dan Waktu Pengkajian ini dilakukan di Pusat Tenologi Limbah radioaktif BATAN, Kawasan Puspiptek Serpong, Tangerang, Banten pada tahun 2010, sebagai upaya untuk mempersiapkan proses pengolahan LCAT/LCTRU yang ditimbulkan dari IPR dan IRM dengan reduksi volume limbah yang tinggi. PENGELOLAAN LIMBAH CAIR AKTIVITAS TINGGI Bahan bakar nuklir bekas setelah dikeluarkan dari reaktor nuklir masih mengandung sisa bahan fisil uranium ( 235 U) dan bahkan terdapat bahan fisil baru yaitu plutonium ( 239 Pu) yang dihasilkan dari reraksi pembiakan 238 U. Komposisi bahan bakar nuklir sebelum dan sesudah digunakan dalam PLTN dapat dilihat pada Tabel 1. Tabel 1. Komposisi bahan bakar sebelum dan sesudah digunakan pada PLTN [3,4]. Nuklida Bahan Bakar Segar Bahan Bakar Bekas 238U 95,5 % 93 % 235U 4,5 % 1 % Pu + TRU - 1 % *) Produk Fisi - 5 % *) TRU (Np, Am, Cm) dalam jumlah kecil kurang dari 0,1 %. [4] Di negara maju bidang teknologi nuklir yang menganut strategi daur bahan bakar tertutup seperti Jepang, Perancis, Inggris, Amerika, India, dan Pakistan, melakukan proses olah ulang (reprocessing) bahan bakar nuklir bekas. Dari proses olah-ulang bahan bakar nuklir bekas tersebut ditimbulkan LCAT. Proses olah ulang bahan bakar nuklir bekas dilakukan untuk mengambil U sisa dan Pu yang terjadi dalam bahan bakar bekas yang kemudian digunakan untuk pembuatan perangkat bahan bakar nuklir baru, yaitu campuran UO 2 dan PuO 2 (bahan bakar mixture oxyde, MOX ). Bahan bakar ini dapat digunakan sebagai bahan bakar nuklir untuk reaktor pembiak cepat (fast breeder reactor,fbr) dan juga telah dikembangkan untuk bahan bakar reaktor jenis air ringan (Light Water Reactor, LWR). Daur-ulang ke dalam reaktor jenis LWR telah dilaksanakan di Belgia, Perancis, Jerman, Jepang, Swiss dan Rusia [2]. Pada proses olah-ulang, kelongsong (cladding) bahan bakar bekas dipotong dan bahan bakar bekas dikeluarkan dari kelongsongnya. Kelongsong sebagai limbah padat aktivitas tinggi diolah dengan proses peleburan, sehingga diperoleh unsur-unsur hasil fisi dan aktinida atau TRU dalam bentuk logam yang aktivitasnya sudah berkurang dari aktivitas semula karena sudah banyak yang lepas dalam gas buang dan slag. Bahan bakar bekas dilarutkan dalam HNO M. Selanjutnya ekstraksi siklus I dilakukan untuk memisahkan aktinida / TRU dari unsur hasil fisi. Pada proses ini ditimbulkan LCAT yang komposisinya yaitu unsur hasil fisi yang terkontaminasi aktinida. Pada ekstraksi siklus II, U dan Pu dipisahkan dari larutan aktinida. Pada proses ini ditimbulkan limbah cair LCTRU dengan kandungan unsur-unsur transuranium yang terkontaminasi unsur-unsur hasil fisi [5]. LCAT kemudian dilakukan imobilisasi melalui proses solidifikasi (pemadatan) dengan gelas borosilikat (proses vitrifikasi) menjadi kemasan limbah yang siap disimpan dalam tempat penyimpanan sementara dengan sistem pendingin selama tahun selanjutnya disimpan dalam fasilitas penyimpanan lestari tanah dalam [5]. Lebih dari 50 tahun terakhir di negaranegara maju di bidang nuklir seperti Amerika Serikat, Inggris, Perancis dan Rusia, kegiatan pertahanan nuklir mereka telah menimbulkan LCAT dan LCTRU dengan jumlah besar yang sekarang memerlukan disposal (penyimpanan lestari). Banyak limbah nuklir tersebut disimpan dalam tangki di bawah tanah dengan komposisi terbagi menjadi 3 lapisan yaitu : cair pada bagian atas, lumpur (sludge) pada bagian bawah, dan lapisan kue garam (salt cake layer) berada diantaranya, dengan tingkat radioaktivitas lebih dari 200 juta curie. Unsur Pu, U, Am, Cs, dan Sr adalah kontributor utama yang menyebabkan limbah ini menjadi LCAT. Radioisotop 137 Cs dan 90 Sr mengkontribusi 98% energi termal (panas) dan 97% radiasi penetrasi dari limbah selama 30 tahun pertama setelah limbah radioaktif terbentuk [6]. Dalam LCAT atau dalam LCTRU konsentrasi Pu sangat rendah dibanding dengan konsentrasi U, perbandingan konsentrasi Pu dengan U sekitar
4 72 ISSN Gunandjar 9,68x10-3 sesuai dengan perbandingan kandungan kedua unsur tersebut dalam bahan bakar bekas (Tabel 1). Penggunaan teknologi konvensional untuk proses pengelolaan limbah nuklir ini memerlukan biaya yang sangat besar. Di Handford Amerika Serikat biaya pengelolaan LCAT diperhitungkan dapat mencapai angka milyar dolar. Biaya disposal (penyimpanan lestari) didasarkan pada besarnya volume limbah yang telah diproses menjadi kemasan limbah yang siap disimpan, oleh karena itu reduksi volume adalah suatu peluang penghematan biaya dan harus diupayakan sebagai prioritas utama [6]. Uranium dan plutonium adalah dua unsur radioaktif yang memberikan kontribusi utama pemancar alfa (sebagai limbah alfa) umur panjang. Pemisahan plutonium dan uranium yang masih terkandung dalam LCAT atau dalam LCTRU sangat mengurangi volume limbah alfa dan menurunkan tingkat bahaya serta kesetimbangan atau integritas blok limbah hasil imobilisasi, sehingga lebih menawarkan untuk memilih opsi disposal (di fasilitas disposal/penyimpanan lestari) dan memberikan penghematan biaya disposal dalam jumlah besar [7]. Pemisahan Pu dan U tersebut selain dapat menurunkan volume limbah, maka bila dalam jumlah yang cukup ekonomis kedua bahan tersebut dapat pula digunakan sebagai masukan untuk bahan bakar baru. Salah satu upaya untuk mereduksi volume limbah cair radioaktif alfa adalah pemisahan U dan Pu dengan metode adsorpsi dengan bahan adsorben serat karbon aktif diikuti dengan proses pembakaran [8]. PENGEMBANGAN PROSES PEMI- SAHAN SELEKTIF UNSUR PLUTO- NIUM DAN URANIUM DENGAN BA- HAN ADSORBEN SERAT KARBON AKTIF Di Jepang pengembangan proses pemisahan Pu dan U dengan metode adsorpsi telah dilakukan di JAERI (Japan Atomic Energy Research Institute) bekerjasama dengan Unitika LTd. Pada proses pemisahan Pu dan U konsentrasi sangat rendah yang terkandung dalam limbah cair radioaktif alfa dikembangkan suatu adsorben anorganik berbasis pada serat karbon yang diaktifkan yaitu Fibrous Activated Carbon (FAC) yang dikembangkan oleh Unitika LTd. Adsorben serat ini mengandung karbon lebih dari 90% dalam unsur-unsur penyusunnya dan bahan tersebut stabil secara kimia dan fisika sebagai adsorben anorganik. Selain itu, bahan serat ini dapat dengan mudah dibakar dan hanya meninggalkan sisa abu dalam jumlah sangat kecil. Oleh karena itu dengan menggunakan adsorben serat anorganik ini dapat menyerap bahan radioaktif Pu dan U, yang selanjutnya limbah serat yang mengandung Pu dan U dapat dibakar dalam unit insenerasi, sehingga diharapkan dapat mereduksi volume limbah sangat besar [8]. Adsorben serat (fibrous adsorbent) adalah serat karbon aktif dari turunan hempasan tar batubara (coal tar pitch derevative) yang mempunyai sifat-sifat karakteristik sebagai berikut [8] : (1) mempunyai luas permukaan lebih besar daripada m 2 /g, (2) permukaannya mempunyai pori-pori halus yang dapat mempercepat adsorpsi, (3) adsorben serat ini dapat dicetak dengan mudah menjadi bentuk sebagai cartridges dan mudah digunakan, (4) sebagai karbon penyusun lebih dari 90% (dalam bentuk unsur-unsur) dapat mudah dibakar, dan hanya meninggalkan abu dalam jumlah kecil. Tabel 2 menunjukkan perbandingan antara adsorben serat dengan adsorben granular karbon aktif (bentuk butiran kecil) sebagai adsorben konvensional. Tabel 2. Sifat-sifat adsorben serat karbon aktif (FAC) dan granular karbon aktif (granular activated carbon, GAC) [8]. Adsorben A (m 2 /g) D Pori-pori (Å) V Pori-pori (ml/g) D butir FAC,A ,57 16 µm FAC,A ,83 14 µm FAC,A ,19 12 µm GAC ,50 2 mm Ket : A = Luas Permukaan, D = Diameter, V = Volume Kapasitas Adsorpsi Pu dan U Pada Adsorben Serat Karbon Aktif Pada uji adsorpsi kesetimbangan dan uji alir melalui kolom digunakan 3 jenis sampel larutan limbah simulasi sebagai berikut : 1. Larutan simulasi Pu dengan konsentrasi Pu=5,0 mg/liter dalam asam nitrat 1,0-7,0 M. 2. Larutan simulasi Pu dengan adanya U dengan konsentrasi Pu = 4,06 mg/liter dan U=5,28x10 3 mg/liter dalam asam nitrat 0,98 M. 3. Larutan campuran Pu, U,dan Cs-137 dengan konsentrasi Pu = 3,9x10-2 mg/liter, U = 0,264x10 3 mg/liter, aktivitas gamma = 1,85x10 3 Bq/liter,dan dalam asam nitat 0,038 M. Kapasitas adsorpsi Pu atau U pada adsorben serat karbon aktif diperoleh dengan jumlah Pu atau U yang diserap pada kondisi kesetimbangan dalam waktu 24 jam. Jumlah adsorpsi Pu dan U pada kondisi kesetimbangan dihitung dengan persamaan sebagai berikut [8] :
5 Gunandjar ISSN Q = (Co-C)( V/m) (1) Dalam Persamaan (1) ini Q adalah kapasitas adsorpsi atau jumlah adsorpsi kesetimbangan (mg/g), Co dan C adalah konsentrasi Pu atau U dalam larutan sebelum dan sesudah adsorpsi oleh adsorben (mg/liter), V adalah jumlah volume larutan (liter), dan m adalah jumlah adsorben yang digunakan (g). Pengaruh luas permukaan adsorben serat karbon aktif terhadap kapasitas adsorpsi Pu dalam larutan 1 M HNO 3 ditunjukkan pada Tabel 3. Tabel 3. Kapasitas adsorpsi Pu dalam larutan 1 M HNO3 terhadap luas permukaan spesifik adsorben serat karbon aktif (FAC) [8]. Adsorben DPori (Å) FAC, A FAC, A FAC, A A spesifik (m2/g) Kapasitas Adsorpsi Pu, (mg/g) , , ,785 Ket : A=Luas Permukaan, D=Diameter Digunakan 3 jenis bahan adsorben serat karbon aktif masing-masing mempunyai luas permukaan dan porositas yang berbeda (adsorben FAC : A-10, A-15, dan A-20). Pada Tabel 3 tersebut menunjukkan bahwa kapasitas adsorpsi Pu pada adsorben serat karbon aktif (FAC) optimum pada adsorben untuk FAC A-15 yang mempunyai luas permukaan 1722 m 2 /g dan diameter pori-pori 18 Å. Lebih besar atau lebih kecil dari harga tersebut kapasitas adsorpsi Pu pada adsorben serat karbon aktif menurun. Pengaruh konsentrasi asam nitrat terhadap kapasitas adsorpsi Pu ditunjukkan pada Gambar 1. Kurva pada Gambar 1 tersebut menunjukkan bahwa kenaikkan konsentrasi HNO 3 menyebabkan kapasitas adsorpsi Pu menjadi menurun. Oleh karena itu untuk proses adsorpsi Pu dipilih pada konsentrasi HNO 3 yang rendah dan konsentrasi 1 M HNO 3 cukup memberikan kapasitas adsorpsi yang cukup tinggi. Pengaruh adanya uranium (U) terhadap kapasitas adsorpsi Pu oleh adsorben serat karbon aktif ditunjukkan pada Tabel 4. Dalam hal ini larutan campuran Pu dan U dalam asam nitrat 1 M, terjadi kompetisi adsorpsi Pu dan U oleh adsorben serat karbon aktif. Jumlah U yang teradsorpsi adalah sekitar 24,0 mg U/g FAC dan Pu adalah 0,61 mg Pu/g FAC. Bila konsentrasi rasio (perbandingan) konsentrasi Pu dan U disbandingkan, diperoleh bahwa Pu/U pada larutan mula-mula 0,77 x 10-3 setelah adsorpsi Pu/U menjadi 0,19 x Gambar 1. Pengaruh konsentrasi HNO 3 terhadap kapasitas adsorpsi plutonium pada proses adsorpsi dengan adsorben serat anorganik [8]. Tabel 4. Efek kapasitas adsorpsi Pu dengan adanya U menggunakan sampel adsorben serat karbon aktif (FAC) adalah A-20 [8]. Unsur Konsentrasi Awal (mg/liter) Pu U Pu U 5,24 none 4, x 103. Konsentrasi setelah diadsorpsi, (mg/liter) 1,31 none 0,998 5,16 x 103. Kapasitas adsorpsi (mg/g) 0,79 none 0,61 24,0 Pada Tabel 4 diketahui bahwa adanya U dengan konsentrasi sebesar 1000 kali lebih besar daripada konsentrasi Pu, maka kapasitas adsorpsi Pu menunjukkan hanya sedikit turun, ini menunjukkan bahwa adanya U tidak memberikan efek yang besar terhadap sifat adsorpsi daripada adsorben serat karbon aktif (FAC). Hasil Uji Adsorpsi Dengan Aliran Melalui Kolom Kurva penerobosan (pelepasan) atau adsorpsi dari uji adsorpsi dengan aliran melalui kolom untuk larutan limbah simulasi campuran Pu, U, dan Cs ditunjukkan pada Gambar 2. Besarnya pelepasan atau adsorpsi Pu, U, dan 137 Cs dinyatakan dengan harga rasio konsentrasinya dalam larutan sesudah dan sebelum adsorpsi oleh adsorben (C/Co). Pada Gambar 2 dapat dilihat bahwa tidak ada pelepasan Pu ketika larutan ini berada kira-kira 3 kali volume kolom yang dilewatkan (C/Co = 0), berarti semua terserap oleh adsorben. Sedang untuk U menunjukkan adanya pelepasan dalam jumlah kecil pada langkah proses awal setelah volume larutan dialirkan sebanyak 1 kali volume kolom yang dilewatkan,
6 74 ISSN Gunandjar yaitu pada waktu larutan yang dialirkan sebanyak 200 ml atau pada waktu pengaliran 70 menit). Pada saat yang sama untuk 137 Cs terjadi pelepasan dengan jumlah besar dari permulaan dan tidak diadsorpsi (C/Co = 1). pembakaran sangat mungkin terjadi pada o C. Sisa abu sangat sedikit dan tidak ada partikel terbang (flying of particle) dan tidak teramati adanya jelaga (soot) selama pembakaran. b. Pengaruh laju alir udara pada suhu pembakaran pada 500 o C menunjukkan bahwa pembakaran dapat disempurnakan dalam waktu 1 jam bila laju alir udara 0,2 liter/menit dan suhu 500 o C. Bila laju alir udara dinaikkan lebih dari 0,5 liter/menit, partikel-partikel dari adsorben serat karbon aktif (FAC) mulai terbang selama pembakaran, dimana fenomena ini tidak dikehendaki. Bila suhu dinaikkan lebih dari 900 o C, pembakaran terjadi dengan cepat disertai dekomposisi bahan limbah adsorben dan menyebabkan senyawa volatil berterbangan, hal ini tidak dikehendaki. Dari hasil pengujian diperoleh bahwa kondisi pembakaran yang optimal (direkomendasikan) adalah pada : laju alir udara 0,05 0,1 liter/menit, suhu o C, dan waktu pembakaran menit. Gambar 2. Kurva C/Co untuk plutonium, uranium dan Cesium-137 terhadap waktu pengaliran atau jumlah volume larutan pada proses adsorpsi dengan adsorben serat anorganik (serat karbon aktif / FAC) [8]. Harga C/Co antara 0-1 dapat dilihat sebagai persentase (%) pelepasan (0-100%) atau sebaliknya persentase penyerapan. Pada waktu pengaliran larutan 100 menit (jumlah larutan yang dialirkan 294 ml) terjadi adsorpsi Pu = 100 % (pelepasan Pu = 0 %), U teradsorpsi = 89,6 % (pelepasan = 11,4 %) dan untuk Cs tidak teradsorpsi (pelepasan = 100%). Pada waktu pengaliran larutan 200 menit (jumlah larutan yang dialirkan 588 ml) terjadi Pu teradsorpsi tetap 100 % (pelepasan Pu = 0 %), tetapi adsorpsi U berkurang menjadi 62,4 % (pelepasan = 38,6 %), dan untuk Cs tetap tidak teradsorpsi (pelepasan = 100%). Uji Insenerasi (Pembakaran) Fasilitas insenerator skala laboratorium dapat dilihat pada Gambar 3 yang terdiri dari unit insenerator dan unit control (untuk mengatur suhu pembakaran). Hasil uji coba proses pembakaran limbah adsorben serat karbon aktif yang mengandung Pu dan U menunjukkan bahwa [8] : a. Adanya pengaruh suhu pembakaran tanpa suplai udara pada reduksi berat limbah, bila suhu pembakaran naik, laju reduksi berat menjadi lebih cepat dan diperoleh juga bahwa Gambar 3. Diagram fasilitas insenerator skala laboratorium [8]. Pada pembakaran limbah adsorben yang mengandung unsur radioaktif, perlu dijaga suhu pembakaran serendah mungkin. Adsorben serat karbon aktif (FAC) dapat dibakar pada suhu rendah dengan tidak ada partikel yang terbang dan tidak timbul jelaga. Selain itu hal yang penting adalah dapat dicapai reduksi volume limbah sangat tinggi. ADAPTASI PENGOLAHAN LCAT DARI IPR DAN IRM DENGAN PROSES ADSORPSI SERAT KARBON AKTIF DAN PEMBAKARAN Pada pemanfaatan tenaga nuklir di Indonesia, limbah cair aktivitas tinggi (LCAT) ditimbulkan dari pengujian bahan bakar pasca iradiasi dengan pengkayaan uranium 20 % berat 235 U di Instalasi Radiometalurgi (IRM) dan dari
7 Gunandjar ISSN produksi radioisotop 99 Mo yang dibuat dari iradiasi uranium diperkaya 93 % berat 235 U di Instalasi Produksi Radioisotop (IPR). Kedua jenis limbah tersebut mengandung radioisotop hasil fisi (hasil belah) dan uranium sisa serta adanya radioisotop trans-uranium (TRU) atau aktinida lain dalam jumlah kecil. Limbah tersebut seperti yang ditimbulkan pada proses olah ulang bahan bakar nuklir bekas. Pengolahan LCAT dan LCTRU dari IPR dan IRM telah dikembangkan di Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATAN dengan teknik vitrifikasi [9,10] dan dengan teknik polimerisasi [11]. Sedang pengkajian imobilisasi dengan synroc juga telah dilakukan [12]. Data LCAT/LCTRU dari produksi radioisotop 99 Mo di IPR dan dari uji pasca iradiasi elemen bakar nuklir di IRM ditunjukkan pada Tabel 6. Pengembangan teknologi pengelolaan LCAT dari IPR telah dilakukan melalui proses ekstraksi menggunakan pelarut diethyl hexyl phosphoric acid untuk memisahkan sisa uranium dan hasil belah dalam LCAT-I [9,10]. Pengembangan teknologi pengelolaan LCAT dari IRM juga telah dilakukan melalui proses ekstraksi menggunakan pelarut campuran Tributilfosfat (TBP) dan dodekan untuk memisahkan sisa Uranium dan hasil belah dalam LCAT-I [11]. Dari proses ekstraksi untuk kedua jenis limbah tersebut kemudian dapat dikembangkan pengolahannya untuk proses reduksi volume khususnya untuk limbah yang mengandung U dan TRU (limbah pemancar alfa umur panjang) melalui proses adsorpsi dengan bahan serat karbon aktif (FAC) ditunjukkan pada Gambar 4 dan Gambar 5. Pada Gambar 4 dan Gambar 5, pengembangan pengolahan LCAT/LCTRU masing masing dilakukan setelah proses ekstraksi untuk memisahkan U dan TRU. Dari proses ekstraksi tersebut menghasilkan LCAT-II (mengandung unsur-unsur hasil belah dan kontaminan U dan TRU) dan LCTRU fasa organik (mengandung U,TRU dan kontaminan hasil belah). Selanjutnya LCAT-II masing-masing dilakukan pengolahan melalui proses adsorpsi dengan adsorben serat karbon aktif (FAC) dan pembakaran adsorben limbah. Abu limbah hasil pembakaran adsorben limbah yang mengandung U dan TRU kemudian dilakukan imobilisasi. Sedang LCTRU fase organik masing-masing dilakukan pengambilan uranium dengan proses stripping dan pengendapan. Dari proses tersebut ditimbulkan limbah cair yang mengandung U dan TRU, limbah cair ini kemudian dilakukan proses seperti pada LCAT-II, yaitu pengolahan dengan proses adsorpsi menggunakan serat karbon aktif (FAC) dan pembakaran adsorben limbah yang mengandung U dan TRU. Abu limbah hasil pembakaran kemudian dilakukan imobilisasi. Tabel 6. Data limbah cair aktivitas tinggi yang ditimbulkan dari produksi radioisotop 99 Mo di IPR dan dari uji pasca iradiasi di IRM [9,10, 11]. Uraian IPR (Produksi 99Mo) [ 9,10] IRM [11] - Target uranium - Iradiasi di RSG-GAS -Pengkaya tinggi ( 93% 235 U). - Selama 4-5 hari. -Pengkayaan rendah (20% 235 U). -Sampai dicapai derajad bakar 52%. Limbah yang ditimbul-kan LCAT-I : Sisa uranium ~200 g U/liter, LCAT-I : Sisa uranium, hasil belah dan kandungan radio-hasinuklida. belah (nuklida mayor 99 Nb, 63 Ni, Cd, 144 Ce, 106 Ru, 134 Cs, 137 Cs, 60 Co, 5 5Fe, 54 Mn, 58 Co, 59 Fe, 51 Cr), TRU (Pu Co, 131 Ba, 226 Ra, 154 Eu, 82 Br, dan dan aktinida minor : Np, Am, Cm), TRU (Pu dan aktinida minor : Np, dalam media asam nitrat. Kandungan Am, Cm), dalam media asam nitrat uranium masih sangat tinggi, maka perludan paparan gamma 174 mikro pemisahan hasil belah dengan U dansv/jam. Kandungan U-sisa tinggi, aktinida lain dengan proses ekstraksi, maka perlu pemisahan hasil belah menghasilkan LCAT-II dan limbah dengan U dan aktinida lain, sehingga LCTRU. diperoleh LCAT-II dan LCTRU. - Jumlah limbah per tahun 120 liter (2 drum) per tahun dengan total10 liter per tahun dengan total aktivitas 600 Ci. aktivitas gamma 122,608 Bq/ml (=3, Ci/ml = 3, Ci/m 3 ).
8 76 ISSN Gunandjar Gambar 4. Adaptasi teknologi pengolahan LCAT yang ditimbulkan dari produksi 99 Mo di Instalasi Produksi Radioisotop (IPR) melalui proses adsorpsi (U +TRU) dengan bahan serat karbon aktif (FAC) dan pembakaran limbah adsorben. Gambar 5. Pengembangan pengolahan LCAT yang ditimbulkan dari Instalasi Radiometalurgi (IRM) melalui proses adsorpsi dengan bahan serat karbon aktif (FAC) dan pembakaran limbah adsorben. Limbah alfa yang lain adalah limbah yang ditimbulkan dari kegiatan proses ujung depan daur bahan bakar nuklir khususnya proses pengolahan bijih dan pemurnian uranium serta proses fabrikasi bahan bakar nuklir, begitu pula limbah cair ditimbulkan dari dekomisioning fasilitas pemurnian asam fosfat. Limbah-limbah tersebut termasuk limbah alfa yang hanya mengandung U tetapi tidak mengandung Pu atau TRU. Proses reduksi volume dapat pula dilakukan dengan mengadaptasi melalui pengembangan teknologi pemisahan dengan metode adsorpsi menggunakan bahan adsorben serat karbon aktif (FAC) diikuti dengan proses pembakaran limbah adsorben yang mengandung uranium.
9 Gunandjar ISSN Selanjutnya limbah abu hasil pembakaran tersebut di atas yang mengandung radionuklida pemancar alfa umur panjang (U, Pu atau TRU yang lain) dilakukan imobilisasi menggunakan bahan matrik polimer, aspal (bitumen), atau dengan synroc. KESIMPULAN Dari hasil kajian di atas diperoleh bahwa adsorben serat karbon aktif (FAC) dapat berhasil digunakan untuk memisahkan U dan Pu yang terkandung dalam limbah radioaktif cair dan selanjutnya volume limbah alfa tersebut dapat direduksi dengan pembakaran (insenerasi). Pengujian proses adsorpsi dengan uji alir melalui kolom menggunakan adsorben serat, dan uji pembakaran limbah adsorben serat karbon aktif (FAC), untuk pengolahan limbah radioaktif alfa yang mengandung Pu dan U menunjukkan bahwa : Kapasitas adsorpsi Pu dan U dalam 1 M asam nitrat (HNO 3 ) masing-masing adalah 0,846 mg Pu/g FAC dan 24 mg U /g FAC. Kapasitas adsorpsi Pu dalam asam nitrat (HNO 3 ) konsentrasi tinggi turun sampai 0,1 0,2 mg Pu/g FAC. Adanya Pu dan U dengan rasio 1/1000, kapasitas absorpsi Pu turun sampai 0,5-0,6 mg Pu/g FAC. Kondisi pembakaran limbah adsorben serat yang optimum (direkomendasikan) adalah pada suhu o C dengan laju alir udara 0,05 0,1 liter/menit selama menit (tanpa adanya partikel yang terbang dan tanpa adanya jelaga). Di Indonesia, adaptasi teknologi pengolalahan limbah alfa umur panjang yang mengandung Pu, U, dan aktinida yang lain ( TRU) yang ditimbulkan dari produksi Mo-99 di Instalasi Produksi Radioisotop (IPR) dan dari uji pasca iradiasi elemen bakar nuklir di Instalasi Radiometalurgi (IRM), maupun limbah alfa lain yang hanya mengandung U perlu dilakukan penelitian melalui proses adsorpsi menggunakan adsorben serat karbon aktif (FAC) dan dilanjutkan proses pembakaran limbah adsorben serat karbon aktif. DAFTAR PUSTAKA 1. BENEDICT, M., et.al., Nuclear Chemical Engineering, 2nd Edition, Mc Graw Hill Book Company, Strategies for Development of Fuel Cycle, INPB-D-005, Feasibility Study of The First Nuclear Power Plant at Muria Peninsula Region, Newjec Inc, January IAEA, Status and Trends in Spent Fuel Reprocessing, Vienna, COGEMA, Irradiated Fuel Reprocessing at La Haque, International Nuclear Fuel Cycle Seminar, Saclay-Paris, France, Sep.18-Oct.6, TECHNICAL REPORT SERIES NO. 187, Characteristics of Solidified High Level Waste Products, IAEA, Vienna, GARY GOKEN, Selective Removal of Cesium and Strontium from Nuclear Wastes : A DOE / Industry Partnership, Proceedings of The Symposium on Waste Management, WM'94 Vol. 1, Tucson-Arizona, Feb. 27- March, Technical Report Series No.257, Chemical Durability and Related Properties of Solidified High Level Waste Forms, IAEA, Vienna, TAKEO MIMORI, KAZUTOSHI MIYAJIMA and TAKESHI NAKANO, Technology and Programs Radioactive Waste Management And Environmental Restoration, WM'94 Vol. 1, Proceeding of The Symposium on Waste Management at Tucson-Arizona, p ), Feb. 27-March, MARTONO, H. dan AISYAH, Efek Radiasi Terhadap Gelas Limbah Hasil Vitrifikasi, Prosiding Pertemuan Dan Presentasi Ilmiah Penelitian Dasar Iptek Nuklir, P3TM- BATAN, Yogyakarta (2002). 10. MARTONO, H. dan WIDIATMO, Perancangan Melter Untuk Pengolahan Limbah Cair Aktivitas Tinggi Secara Vitrifikasi, Seminar Hasil Penelitian Dan Kegiatan P2PLR 2001, Serpong (2002). 11. AISYAH dkk, Pengaruh Keasaman dan kandungan Limbah pada Imobilisasi Limbah Trasuranium dari IRM dengan Polimer, Seminar Hasil Penelitian Dan Kegiatan P2PLR 2003, Serpong (2004). 12. HERLAN MARTONO dan GUNANDJAR, Management of High Level Radioactive Waste And Transuranic Waste in Indonesia, GEMA TEKNIK Majalah Ilmiah Teknik, Fak. Teknik Univ.Sebelas Maret (UNS), Surakarta, ISSN , Vol.2/Tahun X-Juli 2007.
PENENTUAN WAKTU TUNDA PADA KONDISIONING LIMBAH HASIL PENGUJIAN BAHAN BAKAR PASCA IRADIASI DARI INSTALASI RADIOMETALURGI
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
Lebih terperinciGLASS 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 terperinciPENGENALAN DAUR BAHAN BAKAR NUKLIR
PENGENALAN DAUR BAHAN BAKAR NUKLIR RINGKASAN Daur bahan bakar nuklir merupakan rangkaian proses yang terdiri dari penambangan bijih uranium, pemurnian, konversi, pengayaan uranium dan konversi ulang menjadi
Lebih terperinciPENGOLAHAN 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 terperinciPROSES 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 terperinciPENGOLAHAN 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 terperinciANALISIS 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 terperinciKONSEP 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 terperinciNS., 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 terperinciPENGOLAHAN LIMBAH AKTIVITAS TINGGI DENGAN GELAS FOSFAT
ARTIKEL PENGOLAHAN LIMBAH AKTIVITAS TINGGI DENGAN GELAS FOSFAT Herlan Martono, Aisyah Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATAN ABSTRAK. PENGOLAHAN LIMBAH AKTIVITAS TINGGI DENGAN GELAS FOSFAT. Limbah cair
Lebih terperinciPENTINGNYA REAKTOR PEMBIAK CEPAT
PENTINGNYA REAKTOR PEMBIAK CEPAT RINGKASAN Reaktor pembiak cepat (Fast Breeder Reactor/FBR) adalah reaktor yang memiliki kemampuan untuk melakukan "pembiakan", yaitu suatu proses di mana selama reaktor
Lebih terperinciKARAKTERISTIK 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 terperinciKESELAMATAN 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 terperinciBAB I PENDAHULUAN. Semakin maraknya krisis energi yang disebabkan oleh menipisnya
BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Permasalahan Semakin maraknya krisis energi yang disebabkan oleh menipisnya cadangan minyak bumi, gas dan batubara di Indonesia,membuat kita harus segera memikirkan
Lebih terperinciKARAKTERISTIK 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 terperinciAneks 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 terperinciPrinsip Dasar Pengelolaan Limbah Radioaktif. Djarot S. Wisnubroto
Prinsip Dasar Pengelolaan Limbah Radioaktif Djarot S. Wisnubroto Definisi Limbah Radioaktif Definisi IAEA: Definisi UU. No. 10 thn 1997 Limbah radiaoktif adalah zat radioaktif dan atau bahan serta peralatan
Lebih terperinciPEMADATAN 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 terperinciBAB 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 terperinciKARAKTERISTIK 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 terperinciKARAKTERISTIK 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 terperinciSTUDI 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 terperinciResin 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 terperinciAnalisis Neutronik pada Gas Cooled Fast Reactor (GCFR) dengan Variasi Bahan Pendingin (He, CO 2, N 2 )
Analisis Neutronik pada Gas Cooled Fast Reactor (GCFR) dengan Variasi Bahan Pendingin (He, CO 2, N 2 ) Riska*, Dian Fitriyani, Feriska Handayani Irka Jurusan Fisika Universitas Andalas *riska_fya@yahoo.com
Lebih terperinciKARAKTERISTIK 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 terperinciSTUDI 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 terperinciSTUDI 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 terperinciPENGELOLAAN LIMBAH RADIOAKTIF DAN B3 DI IRM. Sunardi
PENGELOLAAN LIMBAH RADIOAKTIF DAN B3 DI IRM Sunardi ABSTRAK PENGELOLAAN LlMBAH RAOIOAKTIF DAN B3 01 IRM. Telah dilakukan pengelolaan Limbah radioaktif dan B3 di Instalasi Radiometalurgi (IRM). Limbah radioaktif
Lebih terperinciBAB 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 terperinciPRARANCANGAN SISTEM LOADING DAN UNLOADING PADA KOLOM PENUKAR ION PENGOLAH LIMBAH RADIOAKTIF
PRARANCANGAN SISTEM LOADING DAN UNLOADING PADA KOLOM PENUKAR ION PENGOLAH LIMBAH RADIOAKTIF Husen Zamroni, R. Sumarbagiono, Subiarto, Wasito Pusat Teknologi Limbah Radioaktif ABSTRAK PRARANCANGAN SISTEM
Lebih terperinciPENGOLAHAN 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 terperinciPERAN KIMIA PEMISAHAN PADA PROSES UJUNG BELAKANG DAUR BAHAN BAKAR NUKLIR DAN PENGEMBANGAN SDM SEBAGAI PENDUKUNG PROGRAM NUKLIR DI INDONESIA
PERAN KIMIA PEMISAHAN PADA PROSES UJUNG BELAKANG DAUR BAHAN BAKAR NUKLIR DAN PENGEMBANGAN SDM SEBAGAI PENDUKUNG PROGRAM NUKLIR DI INDONESIA Gunandjar Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATAN Kawasan Puspiptek
Lebih terperinciPENENTUAN 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 terperinciLEMBAR PENGESAHAN KETAHANAN KIMIA HASIL VITRIFIKASI LIMBAH RADIOAKTIF DENGAN GLASSFRITS ABU BATUBARA. Disusun oleh : Ratna Budiarti
LEMBAR PENGESAHAN KETAHANAN KIMIA HASIL VITRIFIKASI LIMBAH RADIOAKTIF DENGAN GLASSFRITS ABU BATUBARA Disusun oleh : Ratna Budiarti 2108 0110 4000 40 Mengetahui Komisi Pembimbing Pembimbing Utama Pembimbing
Lebih terperinciPENGARUH 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 terperinciIMOBILISASI 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 terperinciPENGOLAHAN LOGAM BERAT DARI LIMBAH CAIR DENGAN TANNIN. Djarot S. Wisnubroto Pusat Pengembangan Pengelolaan Limbah Radioaktif
PENGOLAHAN LOGAM BERAT DARI LIMBAH CAIR DENGAN TANNIN Djarot S. Wisnubroto Pusat Pengembangan Pengelolaan Limbah Radioaktif ABSTRAK PENGOLAHAN LOGAM BERAT DARI LIMBAH CAIR DENGAN TANNIN. Telah dilakukan
Lebih terperinciPROSES RE-EKSTRAKSI URANIUM HASIL EKSTRAKSI YELLOW CAKE MENGGUNAKAN AIR HANGAT DAN ASAM NITRAT
ISSN 1979-2409 Proses Re-Ekstraksi Uranium Hasil Ekstraksi Yellow Cake Menggunakan Air Hangat dan Asam Nitrat (Torowati, Pranjono, Rahmiati dan MM. Lilis Windaryati) PRSES RE-EKSTRAKSI URANIUM HASIL EKSTRAKSI
Lebih terperinciKERETAKAN 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 terperinciBAB I PENDAHULUAN. limbah organik dengan proses anaerobic digestion. Proses anaerobic digestion
BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Kebutuhan energi Indonesia yang terus meningkat dan keterbatasan persediaan energi yang tak terbarukan menyebabkan pemanfaatan energi yang tak terbarukan harus diimbangi
Lebih terperinciWaste Acceptance Criteria (Per 26 Feb 2016)
Waste Acceptance Criteria (Per 26 Feb 2016) No Jenis Karakteristik Pewadahan Keterangan 1. cair aktivitas total radionuklida pemancar gamma: 10-6 Ci/m 3 2.10-2 Ci/m 3 (3,7.10 4 Bq/m 3 7,14.10 8 Bq/m 3
Lebih terperinciPENGOLAHAN 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 terperinciPROSES PEMURNIAN YELLOW CAKE DARI LIMBAH PABRIK PUPUK
PROSES PEMURNIAN YELLOW CAKE DARI LIMBAH PABRIK PUPUK Ngatijo, Rahmiati, Asminar, Pranjono Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir BATAN ABSTRAK PEMURNIAN YELLOW CAKE DARI LIMBAH PABRIK PUPUK. Telah dilakukan
Lebih terperinciPENYERAPANLOGAM DEN GAN TANNIN
PENYERAPANLOGAM DEN GAN TANNIN Subiarto Pusat Pengembangan Pengelolaan Limbah Radioaktif, BAT AN PENDAHULUAN Ada banyak jenis adsorben yang dapat digunakan untuk menyerap uranium clan unsur-unsur transuranium
Lebih terperinciPE 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 terperinciTAHANAN 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 terperinciNgatijo, 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 terperinciPE GARUH KO DISI PE YIMPA A DA AIR TA AH TERHADAP LAJU PELI DIHA RADIO UKLIDA DARI HASIL SOLIDIFIKASI
PE GARUH K DISI PE YIMPA A DA AIR TA AH TERHADAP LAJU PELI DIHA RADI UKLIDA DARI HASIL SLIDIFIKASI Herlan Martono, Wati Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATAN ABSTRAK PE GARUH K DISI PE YIMPA A DA AIR
Lebih terperinciKARAKTERISASI LIMBAH RADIOAKTIF CAIR UMPAN PROSES EVAPORASI
KARAKTERISASI LIMBAH RADIOAKTIF CAIR UMPAN PROSES EVAPORASI Endro Kismolo, Nurimaniwathy, Tri Suyatno BATAN, Babarsari Yogyakarta 55281 E-mail :ptapb@batan.go.id ABSTRAK KARAKTERISASI LIMBAH RADIOAKTIF
Lebih terperinciBAB I PENDAHULUAN. Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN) telah banyak dibangun di beberapa negara di
BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Penelitian Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN) telah banyak dibangun di beberapa negara di dunia, yang menghasilkan energi listrik dalam jumlah yang besar. PLTN
Lebih terperinciPENGARUH 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 terperinciUPAYA 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 terperinciBAB I PENDAHULUAN. I.1. Latar Belakang
BAB I PENDAHULUAN I.1. Latar Belakang Memperoleh energi yang terjangkau untuk rumah tangga dan industri adalah aktivitas utama pada masa ini dimana fisi nuklir memainkan peran yang sangat penting. Para
Lebih terperincipekerja 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 terperinciPENYIAPAN LARUTAN URANIL NITRAT UNTUK PROSES KONVERSI KIMIA MELALUI EVAPORASI
PENYIAPAN LARUTAN URANIL NITRAT UNTUK PROSES KONVERSI KIMIA MELALUI EVAPORASI S u n a r d i Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir - BATAN ABSTRAK PENYIAPAN LARUTAN URANIL NITRAT UNTUK PROSES KONVERSI KIMIA
Lebih terperinciPENGARUH 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 terperinciPERSYARATAN PENGANGKUTAN LIMBAH RADIOAKTIF
PERSYARATAN PENGANGKUTAN LIMBAH RADIOAKTIF Oleh: Suryantoro PUSAT TEKNOLOGI LIMBAH RADIOAKTIF BADAN TENAGA NUKLIR NASIONAL 2006 Persyaratan Pengangkutan Limbah Radioaktif BAB I PENDAHULUAN A.Latar Belakang
Lebih terperinciPERATURAN 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 terperinciPRODUKSI 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 terperinciBAB I PENDAHULUAN BAB I PENDAHULUAN. 1.1 Latar Belakang Masalah
BAB I PENDAHULUAN BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Masalah Pada masa mendatang penggunaan bahan bakar berbasis minyak bumi harus dikurangi karena semakin menipisnya cadangan minyak bumi dan dampak
Lebih terperinciLIMBAH RADIOAKTIF YA G DITIMBULKA DARI OPERASIO AL PLT PWR 1000 MWe. Husen Zamroni, Jaka Rachmadetin Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATAN
LIMBAH RADIOAKTIF YA G DITIMBULKA DARI OPERASIO AL PLT PWR 1000 MWe ABSTRAK Husen Zamroni, Jaka Rachmadetin Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATAN LIMBAH RADIOAKTIF YA G DITIMBULKA DARI OPERASIO AL PLT
Lebih terperinciANALISIS UNSUR Pb, Ni DAN Cu DALAM LARUTAN URANIUM HASIL STRIPPING EFLUEN URANIUM BIDANG BAHAN BAKAR NUKLIR
ISSN 1979-2409 Analisis Unsur Pb, Ni Dan Cu Dalam Larutan Uranium Hasil Stripping Efluen Uranium Bidang Bahan Bakar Nuklir (Torowati, Asminar, Rahmiati) ANALISIS UNSUR Pb, Ni DAN Cu DALAM LARUTAN URANIUM
Lebih terperinciANALISIS UNSUR-UNSUR PENGOTOR DALAM YELLOW CAKE DARI LIMBAH PUPUK FOSFAT SECARA SPEKTROMETRI SERAPAN ATOM
ANALISIS UNSUR-UNSUR PENGOTOR DALAM YELLOW CAKE DARI LIMBAH PUPUK FOSFAT SECARA SPEKTROMETRI SERAPAN ATOM Asminar, Rahmiati Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir-BATAN Kawasan Puspiptek Gd. 20 Serpong Tangerang
Lebih terperinciPERATURAN 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 terperinciJudul PEMANFAATAN LUMPUR BIO SEBAGAI ADSORBEN MELALUI PIROLISIS : PENGUJIAN ULANG. Kelompok B Pembimbing
TK-40Z2 Penelitian Semester II 2005/2006 Judul PEMANFAATAN LUMPUR BIO SEBAGAI ADSORBEN MELALUI PIROLISIS : PENGUJIAN ULANG Kelompok B.45.3.01 Imam Supriatna (13001029) Pembimbing Ir. Tjandra Setiadi, M.Eng,
Lebih terperinciPENGELOLAAN LIMBAH RADIOAKTIF BENTUK PADAT BERAKTIVITAS RENDAH DI INSTALASI RADIOMETALURGI TAHUN 2007
PENGELOLAAN LIMBAH RADIOAKTIF BENTUK PADAT BERAKTIVITAS RENDAH DI INSTALASI RADIOMETALURGI TAHUN 2007 S u n a r d i Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir, BATAN ABSTRAK PENGELOLAAN LIMBAH RADIOAKTIF BENTUK
Lebih terperinciKARAKTERISTIK 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 terperinciRANCANGAN PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR... TAHUN 2012 TENTANG TINGKAT KLIERENS
KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR REPUBLIK INDONESIA RANCANGAN PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR... TAHUN 2012 TENTANG TINGKAT KLIERENS DENGAN RAHMAT TUHAN YANG MAHA ESA KEPALA BADAN
Lebih terperinciANALISIS KANDVNGAN PENGOTOR DALAM PELET VOz SINTER
Hasil-hasil Penelitian EBN Tahun 2009 ISSN 0854-5561 ANALISIS KANDVNGAN PENGOTOR DALAM PELET VOz SINTER Asminar ABSTRAK ANALISIS KANDUNGAN PENGOTOR DALAM PELET U02 SINTER. Telah dilakukan analisis pengotor
Lebih terperinciJurnal 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 terperinciFAQ Tentang Fasilitas Daur Ulang Bahan Bakar, Limbah Radioaktif dan Aplikasi Radiasi
FAQ Tentang Fasilitas Daur Ulang Bahan Bakar, Limbah Radioaktif dan Aplikasi Radiasi PERTANYAAN : JELASKAN TENTANG JUMLAH CADANGAN URANIUM ALAM DAN PROSPEK MASA DEPAN JAWABAN RINGKAS Jumlah cadangan prospektif
Lebih terperinciPENGOLAHAN LIMBAH BORON-10 DARI OPERASI PLTN TIPE PWR DENGAN TEKNIK SOLIDIFIKASI HYPER CEMENT
PENGOLAHAN LIMBAH BORON-10 DARI OPERASI PLTN TIPE PWR DENGAN TEKNIK SOLIDIFIKASI HYPER CEMENT Subiarto, Cahyo Hari Utomo Pusat Teknologi Limbah Radioaktif- BATAN ABSTRAK PENGOLAHAN LIMBAH BORON-10 DARI
Lebih terperinciPERATURAN 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 terperinciTeknologi Pembuatan Bahan Bakar Pelet Reaktor Daya Berbasis Thorium Oksida EXECUTIVE SUMMARY
Teknologi Pembuatan Bahan Bakar Reaktor Daya Berbasis Thorium Oksida EXECUTIVE SUMMARY Dalam rangka untuk mengatasi adanya kekurangan energi yang terjadi di dalam negri saat ini, maka banyak penelitian
Lebih terperinciREAKTOR AIR BERAT KANADA (CANDU)
REAKTOR AIR BERAT KANADA (CANDU) RINGKASAN Setelah perang dunia kedua berakhir, Kanada mulai mengembangkan PLTN tipe reaktor air berat (air berat: D 2 O, D: deuterium) berbahan bakar uranium alam. Reaktor
Lebih terperinciPENGARUH DAYA TERHADAP UNJUK KERJA PIN BAHAN BAKAR NUKLIR TIPE PWR PADA KONDISI STEADY STATE
PENGARUH DAYA TERHADAP UNJUK KERJA PIN BAHAN BAKAR NUKLIR TIPE PWR PADA KONDISI STEADY STATE EDY SULISTYONO PUSAT TEKNOLOGI BAHAN BAKAR NUKLIR ( PTBN ), BATAN e-mail: edysulis@batan.go.id ABSTRAK PENGARUH
Lebih terperinciSTUDI TI GKAT RADIOAKTIVITAS DA PA AS PELURUHA BAHA BAKAR BEKAS REAKTOR AIR RI GA SEBAGAI FU GSI WAKTU
Pusat Teknologi Limbah RadioaktifBATA ISSN 14106086 Pusat Penelitian Ilmu Pengetahuan dan TeknologiRISTEK STUDI TI GKAT RADIOAKTIVITAS DA PA AS PELURUHA BAHA BAKAR BEKAS REAKTOR AIR RI GA SEBAGAI FU GSI
Lebih terperinciPEMISAHAN 54 Mn DARI HASIL IRADIASI Fe 2 O 3 ALAM MENGGUNAKAN RESIN PENUKAR ANION
PEMISAHAN 54 Mn DARI HASIL IRADIASI Fe 2 O 3 ALAM MENGGUNAKAN RESIN PENUKAR ANION Anung Pujiyanto, Hambali, Dede K, Endang dan Mujinah Pusat Pengembamgan Radioisotop dan Radiofarmaka (P2RR), BATAN ABSTRAK
Lebih terperinciPENGENALAN PEMBANGKIT LISTRIK TENAGA NUKLIR (PLTN)
PENGENALAN PEMBANGKIT LISTRIK TENAGA NUKLIR (PLTN) Masyarakat pertama kali mengenal tenaga nuklir dalam bentuk bom atom yang dijatuhkan di Hiroshima dan Nagasaki dalam Perang Dunia II tahun 1945. Sedemikian
Lebih terperinciBAB 1 PENDAHULUAN Latar Belakang
BAB 1 PENDAHULUAN 1.1. Latar Belakang Penggunaan batubara sebagai sumber energi pada unit tabung pembakaran (boiler) pada industri akhir-akhir ini menjadi pilihan yang paling diminati oleh para pengusaha
Lebih terperinciI. PENDAHULUAN. Telah dilakukan beberapa riset reaktor nuklir diantaranya di Serpong
I. PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Kebutuhan listrik di Indonesia semakin meningkat, sedangkan bahan bakar fosil akan segera habis. Oleh karena itu dibutuhkan pembangkit listrik yang dapat digunakan sebagai
Lebih terperinciEVALUASI 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 terperinciPENGARUH 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 terperinciSYNOPSIS REAKTOR NUKLIR DAN APLIKASINYA
SYNOPSIS REAKTOR NUKLIR DAN APLIKASINYA PENDAHULUAN Disamping sebagai senjata nuklir, manusia juga memanfaatkan energi nuklir untuk kesejahteraan umat manusia. Salah satu pemanfaatan energi nuklir secara
Lebih terperinciPENENTUAN RASIO O/U SERBUK SIMULASI BAHAN BAKAR DUPIC SECARA GRAVIMETRI
No. 12/ Tahun VI. Oktober 2013 ISSN 1979-2409 PENENTUAN RASIO O/U SERBUK SIMULASI BAHAN BAKAR DUPIC SECARA GRAVIMETRI Lilis Windaryati, Ngatijo dan Agus Sartono Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir BATAN
Lebih terperinciKELARUTAN 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 terperinciPREPARASI LIMBAH RADIOAKTIF CAIR EFLUEN PROSES PENGOLAHAN KIMIA UNTUK UMPAN PROSES EVAPORASI
PREPARASI LIMBAH RADIOAKTIF CAIR EFLUEN PROSES PENGOLAHAN KIMIA UNTUK UMPAN PROSES EVAPORASI Endro Kismolo, Tri Suyatno, Nurimaniwathy -BATAN, Yogyakarta Email : ptapb@batan.go.id ABSTRAK PREPARASI LIMBAH
Lebih terperinciBAB I PENDAHULUAN. I. 1. Latar Belakang
BAB I PENDAHULUAN I. 1. Latar Belakang I. 1. 1. Pengembangan TAHRMoPS Tc-99m merupakan salah satu radioisotop yang digunakan di aplikasi medis untuk keperluan teknik citra tomografi di kedokteran nuklir
Lebih terperinciEV ALUASI KOMPOSISI LIMBAH TRU DALAM BAHAN BAKAR BEKAS REAKTOR NUKLIR
Seminar Tahunan Pengawasan Pemanfaatan Tenaga Nuklir - Jakarta, 11 Dcsembcr 200~ EV ALUASI KOMPOSISI LIMBAH TRU DALAM BAHAN BAKAR BEKAS REAKTOR NUKLIR Nurokhim, Thamzil Las Pusat Pengembangan Pengelolaan
Lebih terperinciPENGARUH KUAT ARUS PADA ANALISIS LIMBAH CAIR URANIUM MENGGUNAKAN METODA ELEKTRODEPOSISI
ISSN 1979-2409 PENGARUH KUAT ARUS PADA ANALISIS LIMBAH CAIR URANIUM MENGGUNAKAN METODA ELEKTRODEPOSISI Noviarty, Darma Adiantoro, Endang Sukesi, Sudaryati Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir BATAN ABSTRAK
Lebih terperinciPENGARUH UKURAN PARTIKEL BATU APUNG TERHADAP KEMAMPUAN SERAPAN CAIRAN LIMBAH LOGAM BERAT
PENGARUH UKURAN PARTIKEL BATU APUNG TERHADAP KEMAMPUAN SERAPAN CAIRAN LIMBAH LOGAM BERAT Aditiya Yolanda Wibowo, Ardian Putra Laboratorium Fisika Bumi, Jurusan Fisika FMIPA Universitas Andalas Kampus Unand,
Lebih terperinciPENGKAJIAN TEKNOLOGI IMOBILISASI LIMBAH RADIOAKTIF AKTIVITAS TINGGI DAN LIMBAH ALFA UMUR PANJANG MENGGUNAKAN BAHAN MATRIKS SYNROC Gunandjar ABSTRAK
PENGKAJIAN TEKNOLOGI IMOBILISASI LIMBAH RADIOAKTIF AKTIVITAS TINGGI DAN LIMBAH ALFA UMUR PANJANG MENGGUNAKAN BAHAN MATRIKS SYNROC Gunandjar Pusat Teknologi Limbah Radioaktif - BATAN Kawasan Puspiptek Serpong,
Lebih terperinciNo 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 terperinciREAKTOR NUKLIR. Sulistyani, M.Si.
REAKTOR NUKLIR Sulistyani, M.Si. Email: sulistyani@uny.ac.id Reaktor Nuklir Reaktor Nuklir pertama kali dibuat oleh Fermi tahun 1942. Reaktor nuklir dikelompokkanmenjadi reaktor penelitian dan reaktor
Lebih terperinciKAJIAN PENGELOLAAN LlMBAH PLTN. Suryantoro Pusat Teknologi Limbah Radioaktif, BATAN
Hasil Penelitian dan Kegiatall PTLR Ta/1lI1l 2006 ISSN 0852-2979 KAJIAN PENGELOLAAN LlMBAH PLTN Suryantoro Pusat Teknologi Limbah Radioaktif, BATAN ABSTRAK KAJIAN PENGELOLAAN LlMBAH PLTN. Telah dilakukan
Lebih terperinciPERBANDINGAN 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 terperinciadukan beton, semen dan airmembentuk pasta yang akan mengikat agregat, yang
BAB II TINJAUAN PUSTAKA 2.1 Umum Beton adalah campuran antara semen portland, air, agregat halus, dan agregat kasar dengan atau tanpa bahan-tambah sehingga membentuk massa padat. Dalam adukan beton, semen
Lebih terperinciADSORPSI LIMBAH URANIUM MENGGUNAKAN LEMPUNG NANGGULAN
ADSORPSI LIMBAH URANIUM MENGGUNAKAN LEMPUNG NANGGULAN, Suparno, Wasim Yuwono -BATAN, Babarsari Yogyakarta 55281 E-mail:ptapb@batan.go.id ABSTRAK ADSORPSI LIMBAH URANIUM MENGGUNAKAN LEMPUNG NANGGULAN. Pada
Lebih terperinciPELARUTAN URANIUM DALAM CARAM LELEH KCI-LiCI PADA PROSES DAUR ULANC BAHAN BAKAR NUKLIR
ISSN 0854-5561 Hasil-hasil Penelitian EBN Tahun 2005 PELARUTAN URANIUM DALAM CARAM LELEH KCI-LiCI PADA PROSES DAUR ULANC BAHAN BAKAR NUKLIR Sigit, Hendro Wahyono ABSTRAK PELARUTAN URANIUM DALAM GARAM LELEH
Lebih terperinciEVALUASI 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