Hasil Pencarian  ::  Simpan CSV :: Kembali

"Limbah radioaktif yang dihasilkan dari pemanfaatan teknologi nuklir terus bertambah. Penghasil limbah dan atau badan pelaksana dapat menerapkan tingkat klierens untuk mengurangi jumlah limbah radioaktif. Penelitian dilakukan di Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-Badan Tenaga Nuklir Nasional Kawasan Nuklir Serpong. Penelitian ini bertujuan untuk mengidentifikasi konsentrasi aktivitas radionuklida yang terkandung di dalam limbah radioaktif praolah, menganalisis prakiraan dampak penerapan tingkat klierens limbah radioaktif pada aspek ekonomi estimasi penghematan biaya pengolahan limbah radioaktif padat secara kompaksi , menganalisis prakiraan dampak penerapan tingkat klierens limbah radioaktif pada aspek sosial kesehatan pekerja radiasi dan masyarakat: hitung jumlah limfosit dan menganalisis prakiraan dampak penerapan tingkat klierens limbah radioaktif pada aspek lingkungan dosis yang diterima oleh tanah, badan air dan tanaman . Jumlah sampel limbah radioaktif sebanyak 11 drum 100 liter, pekerja radiasi 27 orang dan masyarakat 33 orang. Analisis limbah menggunakan alat spektrometer gamma digiBASE, menghitung dosis di lingkungan menggunakan perangkat lunak RESRAD OFFSITE, dan analisis biaya menggunakan metode valuasi ekonomi. Hasil penelitian menunjukan bahwa terdapat delapan sampel limbah radioaktif yang masuk kategori klierens dan sisanya masih di atas batasan klierens, penerapan tingkat klierens dapat mereduksi biaya pengolahan, penerapan tingkat klierens tidak memberikan dampak pada penurunan kadar limfosit dalam darah, dan juga tidak memberikan tambahan dosis di lingkungan. Tingkat klierens perlu segera diterapkan agar dapat mereduksi volume limbah radioaktif yang ada di fasilitas interim storage.

---

The radioactive waste generated from utilization of nuclear technology continues to grow. Waste generator and or operator able to apply clearance level to reduce the amount of radioactive waste. The study was conducted at the Center for Radioactive Waste Technology National Nuclear Energy Agency at Serpong Nuclear Region. The aims of study to identify the activity concentration of radionuclides contained in radioactive waste pre treatment, to analyze impact forecasts of radioactive waste clearance level on the economic aspects estimated cost savings of compactible radioactive waste treatment , to analyze impact forecasts of radioactive waste clearance level on the social aspects health of radiation workers and the public count the number of lymphocytes and to analyze impact forecasts of radioactive waste clearance level on the environmental aspects the dose received by the soil, water bodies and plants . The number of samples are 11 samples of radioactive waste, 27 samples of radiation workers and 33 samples of the public. Analysis of radioactive waste using digiBASE gamma spectrometer, calculate the dose of radiation in the environment using RESRAD OFFSITE computer code, and cost analysis using economic valuation methods. The results showed that there were eight samples of radioactive waste in the category clearance and remaining is still above the clearance limit, application clearance level can reduce the cost of processing, the application clearance level no impact on the decreased levels of lymphocytes in the blood, and also did not provide additional radiation dose in the environment. The clearance level needs to be applied in order to reduce the volume of radioactive waste in interim storage facility."

"Paradigma baru dalam pengelolaan dan perkembangan industri pertimahan di Provinsi Bangka Belitung telah memunculkan perusahaan-perusahaan yang melaksanakan pemurnian bijih timah. Dalam proses pemurnian bijih timah hingga menjadi logam timah juga menghasilkan s/ag timah yang mengandung unsur radioaktif. Slag yang dihasilkan dikategorikan sebagai TENORM. Data pengukuran radioaktivitas yang dilakukan dalam penelitian sebelumnya menunjukkan bahwa slag yang dihasilkan mengandung unsur radioaktif melebihi batas yang telah ditentukan. Berdasarkan rekomendasi dari Basic Safety Standard yang dikeluarkan oleh international Atomic Energy Agency (IAEA), batas tindakan penanganan TENORM apabila konsentrasinya = 1000 - 10.000 Bq/kg atau mempunyai paparan radiasi gamma = 50 pR/jam. Jika konsentrasi unsur radioaktif dalam TENORM telah memenuhi batasan tersebut maka TENORM harus dikendalikan sebagaimana halnya limbah radioaktif. Dengan kondisi tersebut berdasarkan ketentuan peraturan perundangan, pengeloljaan terhadap slag yang dihasilkan wajib memiliki izin pemanfaatan tenaga nuklir. Penelitian ini mengidentifikasi faktor-faktor yang mempengaruhi perusahaan smelter timah sehingga belum mengelola limbah yang mengandung unsur radioaktif dan membandingkan kinerja sme/er timah dalam pengelolaan limbah yang mengandung unsur radioaktif. Secara umum penelitian ini dimaksudkan untuk menganalisis faktor-faktor yang. mempengaruhi dan membandingkan kinerja syneiter dalam rangka pengelolaan limbah yang mengandung unsur radioaktif ramah lingkungan.

---

The new paradigm in the management and development on tin industry in Bangka Belitung Province has made the emergence of companies whose business is in the menagement and purification of tin ore. On the other hand, the process of the processing and purification of tin ore into tin metal also produce byproduct such as among others monasite, ilmenite, and slag which contain radioactive elements. Category of produced s/ag is TENORM. Radioactivity measurement data from the previous research indicates that the slag produced contains radioactive elements exceeding the established limit. Based on the recommendations from basic Safety Standard issued by IAEA, the limit for management of TENORM is if the concentration is = 1000 - 10.000 Ba/kg or it has gamma-radiation exposure = 50 pR/hour. if concentration of radioactive elements exceeding the established limit of TENORM, It must be controlled in the same manner as in controlling radioactive wastes. Given the condition, pursuant to laws and regulations the management of produced slag requires a licence for utilization of nuclear energy. This research identifies factors influencing the activities of tin smelter which makes the management of waste and compare the performance of tin smelter in managing the waste containing radioactive elements are not yet properly conducted. This research has the objective to analyze factors influencing and compare the performance of tin smelter, environmentally-friendly in managing the waste containing radioactive elements from tin smelters. "

"Teknologi nuklir merupakan salah satu teknologi yang menghasilkan energi yang sangat besar. Untuk itu, peraturan-peraturan tentang keselamatan kerja pada lingkungan instalasi nuklir harus dipahami dan dijalankan dengan sebaik-baiknya. Aspek keselamatan yang menjadi perhatian adalah keselamatan terhadap potensi bahaya radiasi nuklir, limbah radioaktif dan bencana gempa. Analisis dilakukan dengan mengkaji beberapa peraturan-peraturan dan laporanlaporan, baik internasional maupun nasional, serta kesiapan bangsa Indonesia dalam aspek teknis dan kultur nasional untuk penyelenggaraan PLTN. Badanbadan yang terkait langsung, Badan Tenaga Atom Nasional (BATAN) dan Badan Pengawas Tenaga Nuklir Nasional (BAPETEN), telah membuat beberapa peraturan nasional mengenai aspek tersebut dan dalam waktu berjalan juga memberikan sosialisasi kepada masyarakat mengenai peraturan keselamatan. Dengan tercapainya hal-hal tersebut, Indonesia akan memiliki peraturan keselamatan nuklir yang signifikan dengan kapasitas base loads yang sesuai terhadap kebutuhan energi nasional.

---

Nuclear technology was one of the technology that generates energy with a great magnitude. For that reason, there are regulations concerning the safety which have to be understood and operated, both strongly and carefully. Aspects which paid attention here were safety aspect concerning the potential danger on nuclear radiation, radioactive waste and earthquakes. Analysis was done by studying several regulations and reports, both international and domestic, also technically and national culturally aspect preparedness of Indonesia to hold a Nuclear Power Plant (NPP). Badan Tenaga Atom Nasional (BATAN) and Badan Pengawas Tenaga Nuklir Nasional (BAPETEN), as two major institution which directly involved to the domestic nuclear activities, have made several regulations concerning those aspects and also conducted a socialization program for the society, especially for those who lived around the future NPP site. With the achievement on those mentioned points, Indonesia will have a significant regulatory with sufficient base loads capacity concerning the domestic need of energy."

"Fasilitas disposal demo yang akan dibangun pada Tapak Kawasan Nuklir Serpong menggunakan desain tipe Near Surface Disposal. Fasilitas disposal tersebut digunakan sebagai disposal limbah radioaktif tingkat rendah sekaligus sebagai sarana pembelajaran dan penelitian di bidang disposal limbah radioaktif. Sebagai fasilitas disposal limbah radioaktif pertama di Indonesia, perlu dilakukan analisis risiko terhadap desain yang ada untuk mengaktualisasi tingkat risiko dari kemungkinan kegagalan yang terjadi terhadap komponen disposal dengan tujuan memberikan keyakinan kepada badan pengawas, masyarakat, dan para pemangku kepentingan bahwa semua potensi bahaya telah diidentifikasi dan risiko yang terkait telah dinilai secara tepat dan dikendalikan secara optimal. Penelitian ini adalah penelitian deskritif analitik. Penilaian risiko dilakukan terhadap desain engineered barrier, natural barrier, dan kendali akses yang ada dalam fasilitas disposal dengan menggunakan metode HAZOPS. Node yang menjadi objek studi adalah desain cover, bahan backfill, drainase, matriks limbah, vault (termasuk bottom cover), kendali akses, dan karakteristik tapak. Penilaian risiko dilakukan berdasarkan Peraturan Kepala BATAN No. 20 Tahun 2012 tentang Pedoman Penilaian Risiko Keselamatan dan Kesehatan Kerja. Dari beberapa studi node tersebut, risiko awal tertinggi ada di peringkat C untuk node matriks limbah. Setelah diberikan safeguard dan rekomendasi, risiko di seluruh node dapat diturunkan ke peringkat A yang berarti risiko dapat diterima dan langkah pengendalian dinilai efektif.

---

Demo Disposal facility which will build on Serpong Nuclear Area use Near Surface Disposal Desain. That Demo Disposal will be used for dispose the low level radioactive waste and as study and research infrastructure in disposal field. As the first radioactive waste disposal in Indonesia, needful to do risk analysis for the design to actualize the risk level from failure probability of disposal component as a mean to make sure the regulatory body, public, and stake-holders that all of potential hazards were identified and the risks were assessed correctly and were controlled optimally.

This research is descriptive analytic. Risk assessment conduct for engineered barrier design, natural barrier, and access control in disposal facility use HAZOPS method. Nodes that to be object for the study are cover design, backfill material, drainage, waste matrix, vault (include bottom cover), access control, and site characteristic. Risk assessment based on Regulation of the Chairman of BATAN No. 20 Year 2012 about Guidance for Occupational Safety and Health Risk Assessment.

From the nodes study, the highest initial risk hang on rank C for waste matrix. After give safeguards and recommendations, risk from all of nodes can be reduce to rank A, that mean the risk was acceptable and the control actions were effective."

"Tujuan dari penelitian ini menawarkan untuk merekayasa ulang proses pengawasan yang dilakukan oleh badan pengawas pada pengelolaan limbah di Indonesia dengan menerapkan metode Business Process Reengineering (BPR) untuk menemukan proses yang lebih baik yang diharapkan lebih efisien dan efektif dalam pengaturan limbah radioaktif. Studi ini menggunakan metode PIECES untuk analisis masalah kemudian mengidentifikasi best practice BPR untuk membentuk proses baru. Studi ini juga dilakukan dengan wawancara dengan praktisi dan ahli dari badan pengawas, fasilitas pengolahan limbah radioaktif dan lain-lain untuk mengidentifikasi masalah, analisis kebutuhan dan untuk memvalidasi proses bisnis. Studi ini juga memanfaatkan BPMN di igrafx untuk membentuk proses bisnis untuk menganalisis antara proses yangn ada dengan proses baru. Penelitian ini berhasil menemukan solusi dalam BPR praktek terbaik terkait menemukan teknologi integral, pemberdayaangunaan pihak ketiga dan komposisi tugas yang akan diterapkan dalam proses pengawasan baru yang telah direkayasa.

---

The purposes of this study offers to reengineer the regulatory process within the regulatory body by applying the Business Process Reengineering (BPR) method in order to find a better process which expectation more efficient and effective in regulatory for radioactive waste. This study applies PIECES method for problem analysis and then identify the BPR best practices in order to form new process. The study also conducts the interview with practitioners and experts from regulatory body, radioactive waste processing facility and etc. to identify the problem, need analysis and to validate the business process. This study also utilize the BPMN in igrafx to form a business process. This research succeeded in finding solutions in BPR Practices related to find the integral technology, empowering the third party and task compotition that will be implemented in BPR for regulatory."

"Pembangunan Near Surface Disposal (NSD) Limbah Radioaktif di Indonesia perlu dilakukan dengan semakin meningkatnya limbah radioaktif aktivitas rendah (low level radioactive waste). Akan tetapi analisis dan kajian terhadap dampak radiologis lingkungan pada Demonstration Plant NSD limbah radioaktif yang akan dibangun sampai saat ini belum dilakukan. Persyaratan terkait dampak radiologis yang ditimbulkan mengacu pada Peraturan Kepala BAPETEN Nomor 7 Tahun 2013 tentang Nilai Batas Radioaktivitas Lingkungan dan Peraturan Kepala BAPETEN Nomor 4 tahun 2013 tentang Proteksi dan Keselamatan Radiasi dalam Pemanfaatan Tenaga Nuklir. Pada penelitian ini, metode yang diterapkan berupa studi non-eksperimental. Dimana analisis terkait dampak radiologis akibat lepasan radionuklida dalam air dan tanah menggunakan perangkat lunak PRESTO (Prediction of Radiological Effects Due To Shallow Trench Operations) yang merupakan suatu model komputer untuk mengevaluasi paparan radiasi dari lapisan tanah yang terkontaminasi. Penerapan skenario yang dipilih dalam pengkajian keselamatan ini adalah skenario migrasi radionuklida Co-60 dan Cs-137 melalui jalur air tanah mengikuti pola aliran air tanah dangkal di daerah tapak NSD. Selain itu dengan menggunakan perangkat lunak SigmaPlot ditentukan pula suatu persamaan guna menentukan besarnya konsentrasi dalam air sumur maupun air sungai. Hasil akhir menunjukkan konsentrasi radionuklida dalam sumur dan aliran sungai jauh di bawah ambang baku mutu yaitu konsentrasi aktivitas radionuklida di sumur berkisar antara 10-10 Bq/m3 sampai 100 Bq/m3 dan di sungai berkisar antara 10-15 Bq/m3 sampai 10-1 Bq/ m3. Dampak dari limbah radioaktif akan menurun mendekati radioaktivitas latar pada jarak kurang dari 10 m dan penetrasi radionuklida Co-60 dan Cs-137 ke dalam lapisan jenuh sampai dengan kedalaman 4 m. Selain itu dosis ekivalen yang memenuhi ketentuan 50mSv/tahun untuk masyarakat di sekitar tapak berada pada jarak sumur acuan di atas 15 m (>15m) yaitu 1,87x100 mSv/tahun sampai 2,38x10-14 mSv/tahun. Pada penelitian ini diperoleh suatu persamaan yang dapat memperkirakan pola konsentrasi radionuklida berdasarkan jarak dan kedalaman dari permukaan tanah terhadap waktu beroperasi fasilitas.

---

Near Surface Disposal (NSD) for Radioactive Waste that should be developed due to the increment of the low level radioactive waste, need to be analyzed and evaluated related to the radiological impact of environment. The provision that should be submissive regarding the radioactive release to the environment are BAPETEN Chairman's Regulation Number 7 Year 2013 on Environmental Radioactivity Limit Values and Number 4 Year 2013 on Radiation Protection and Safety in Nuclear Energy Utilization.

The research method applied is done by modeling the distribution of radionuclide releases process. Analysis related with the releases of radionuclide in water and soil is using PRESTO (Prediction of Radiological Effects Due to Shallow Trench Operations) which is a computer model for evaluating radiation exposure from contaminated soil layers. The application scenarios selected in this safety assessment is the migrations of Co-60 and Cs-137 scenario through the groundwater follow the shallow groundwater flow pattern in the NSD site. The SigmaPlot software is also used to determine the concentration equation in well water and river water.

The final results showed the concentration of radionuclide in wells and streams below the provision. Radionuclide activity concentrations in well ranged from 10-10 Bq/m3 to 100 Bq/m3 and in the river ranged from 10-15 Bq / m3 to 10-1 Bq / m3. The impact of radioactive waste of radionuclide Co-60 and Cs-137 will decrease to the background radiation level at a distance less than 10 m and penetrate into the saturated layer up to 4 m. Meanwhile, the equivalent dose around the site is 1,87x100 mSv/year until 2,38x10-14 mSv/year for a reference well distance above 15 m (> 15m). In this study have been obtained an equation that can predict radionuclide concentration patterns based on the distance and the depth of the ground surface against to the facility operation time."

"Indonesia memiliki kewajiban untuk menyampaikan laporan nasional terkait keselamatan pengelolaan bahan bakar bekas dan pengelolaan limbah radioaktif dalam setiap pertemuan peninjauan kepada Pihak Yang Terikat Perjanjian dengan International Atomic Energy Agency (IAEA). Laporan tersebut harus mencakup kebijakan dan praktik pengelolaan bahan bakar bekas, kebijakan dan praktik pengelolaan limbah radioaktif, serta kriteria yang digunakan untuk mendefinisikan dan mengkategorikan limbah radioaktif. Namun, akibat keterbatasan personil pengawas radiasi, saat ini Indonesia hanya mampu melaporkan kebijakan dan praktik pengelolaan limbah radioaktif berupa bahan bakar bekas yang berasal dari fasilitas radiasi beserta kriteria limbah radioaktif. Oleh karena itu, penelitian ini berfokus kepada perancangan sistem informasi yang diharapkan dapat menyelesaikan permasalahan pengawasan pengelolaan limbah radioaktif tersebut. Melalui metode System Development Life Cycle (SDLC), terdapat dua sistem yang dikembangkan, dengan hasil perancangan yang dilakukan yaitu use case scenario, DFD, ERD, activity diagram, hingga interface sistem informasi terkait. Sistem yang dikembangkan dapat meningkatkan efisiensi waktu dan utilitas sumber daya manusia pada setiap siklus dari masing-masing fase.

---

Indonesia must submit national reports related to the safety of spent fuel management and radioactive waste management in every review meeting to the Parties Bound by the Agreement with the International Atomic Energy Agency (IAEA). The report should include spent fuel management policies and practices, radioactive waste management policies and practices, and criteria used to define and categorize radioactive waste. However, due to limited radiation control personnel, currently, Indonesia is only able to report policies and practices for radioactive waste management in the form of spent fuel from radiation facilities along with criteria for radioactive waste. Therefore, this study focuses on designing information systems that are expected to solve the problem of supervision of radioactive waste management. Through the System Development Life Cycle (SDLC) method, there are two systems developed, with the results of the design carried out, namely use case scenarios, DFD, ERD, activity diagrams, and information system interface. The developed system can increase the time efficiency and utility of human resources in each cycle of each phase."

"Telah dilakukan modifikasi zeolit alam dari Bayat-Klaten untuk material alternatif pengolahan limbah Thorium di Instalasi Pengolahan Limbah Radioaktif Batan. Zeolit alam yang umumnya merupakan material dengan ukuran mikropori dimodifikasi dengan menggabungkan dua metode yang biasa dilakukan untuk mengubah ukuran mikropori zeolit menjadi zeolit hierarki, yaitu dealuminasi dan desilikasi. Proses dealuminasi diharapkan dapat meningkatkan rasio Si:Al sehingga terjadi proses pengaturan ulang dalam kerangka zeolit, kemudian dilakukan proses desilikasi yang bertujuan untuk melarutkan sebagian Si dalam kerangka zeolit dan mengarahkan pembentukan mesopori dalam zeolit sehingga dapat meningkatkan kapasitas adsorpsi zeolit alam Bayat. Karakterisasi dilakukan dengan menggunakan XRD, FTIR, BET, SEM-EDS, dan AAS. Pola difraksi XRD untuk raw zeolite, zeolit pre-treatment, NaZ, ZA1, ZA2, ZA2B, ZB1 menunjukkan bahwa proses modifikasi ini tidak mengubah struktur kristal zeolit. Dalam penelitian ini setelah proses dealuminasi terjadi peningkatan rasio Si/Al dari sebelumnya 6,688 untuk NaZ menjadi 11,401 untuk zeolit alam termodifikasi dengan metode tandem acid-base treatments (ZA2B). Luas permukaan zeolit juga mengalami peningkatan, dari sebelumnya 125,4m2/g (NaZ) menjadi 216,8m2/g (ZA2B). Zeolit yang berhasil dimodifikasi memiliki sisi aktif yang cukup besar yang dapat berperan menjadi adsorben limbah Th4+ yang lebih baik daripada zeolit tanpa modifikasi. Terlihat dari data UV-Visibel larutan Th4+ yang teradsorpsi dalam zeolit alam termodifikasi adalah ca. 4,2 mg/g pada waktu 120 menit sementara pada waktu yang sama zeolit tanpa modifikasi hanya mengadsorpsi Th4+ sebesar ca. 3,92 mg/g. Adsorpsi Th(IV) oleh zeolit alam dari Bayat ini mengikuti isotherm adsorpsi Freundlich dengan kapasitas adsorpsi untuk NaZ dan ZA2B sebesar 909 mg/g dan 2000 mg/g. Hasil imobilisasi zeolit alam yang mengandung Th(IV) dengan menggunakan resin epoksi yang optimum didapat pada blok polimer-limbah dengan waste loading 30%.

---

Hierarchical zeolite was prepared from natural zeolite using tandem acid-base treatments and applied as adsorbent in removal Th(IV) waste in the Installation of Radioactive Waste Management. Natural zeolite occurred naturally to have micropore size, was modified with two familiar methods that mostly used to change its micropore size into hierarchical pores in which are dealumination and desilication. Extensive characterization of both natural and modified zeolite were conducted using XRD, BET, SEM-EDS, AAS. XRD Pattern of Raw Zeolite, Pretreated Zeolite, NaZ, ZA1, ZA2, and ZA2B shows that the process to modify this material has not changed the crystallinity characteristic of this material. The Si/Al ratio is increased from 6.688 to 11.401 for NaZ and ZA2B respectively. Surface area is increased from 125.4 m2/g (NaZ) to216.8 m2/g (ZA2B). Application of these material as adsorbent were carried out using solution of 50 ppm Th4+. The UV-Vis result shows the modified zeolite (c.a. 10 mg) has higher adsorption capacity than the natural zeolite. The adsorption process is fit into Freundlich isotherm and the adsorption capacity of this material increase from 909 mg/g to 2000 mg/g for NaZ and ZA2B respectively."

"Uranium memiliki peranan penting dalam bidang energi. Ion uranil sangat larut dalam ikatan asam atau larutan karbonat-bikarbonat dan akan membentuk kompleks yang stabil dengan ion karbonat dan sulfat, sehingga pelindihan lebih banyak menggunakan asam sulfat atau natrium karbonat/bikarbonat. Tujuan penelitian ini adalah untuk mendapatkan kondisi optimum dan kapasitas adsorpsi maksimal resin Amberlite IRA 402-Cl terhadap uranium (VI) karbonat. Penelitian dilakukan secara batch dengan resin Amberlite IRA-402 Cl pada variabel waktu kontak, pH larutan terhadap masing-masing konsentrasi karbonat. Eksperimen juga dilakukan secara kontinyu di dalam kolom dengan konsentrasi karbonat 0,05 M dan 0,1 M untuk memperoleh kurva breakthrough. Pemodelan dilakukan untuk menentukan kurva breakthroughpada konsentrasi karbonat 0,05 M dan 0,1 M. Eksperimen pada variabel konsentrasi karbonat dan pH didapatkan nilai optimum pada konsentrasi karbonat 0,1 M  dan pH 10. Waktu kesetimbangan eksperimen batch pada menit ke-120. Kinetika adsorpsi uranium mengikuti pseudo orde dua. Model isoterm Langmuir menghasilkan kapasitas adsorpsi uranium 81,96 mg/g. Kurva breakthrough hasil eksperimen kontinyu dipengaruhi oleh konsentrasi karbonat. Hasil karakterisasi FTIR, SEM XPS, dan XRF menunjukkan mekanisme adsorpsi uranium oleh resin Amberlite IRA 402-Cl melalui pertukaran ion. Hasil pemodelan proses kontinyu adospsi uranium konsentrasi karbonat 0,05 M dan 0,1 M divalidasi dengan hasil eksperimen menghasilkan tingkat kevalidan yang sangat baik.

---

Uranium is a key element in the nuclear fuel cycle. In aqueous phase, uranyl ion forms stable complexes with ligands, such as carbonate and sulfate ions. Therefore adsorption study of these aqueous uranyl complexes is important for various purposes, from uranium mining to waste treatment. The objectives of this study were to obtain the optimum conditions and maximum adsorption capacity of Amberlite IRA 402-Cl resin for uranium (VI) in carbonate solution. The study was conducted using batch experiments to investigate the effect of  contact time, pH of the solution, and carbonate concentration. Furthermore, continuous experiments were also carried out using glass column with carbonate concentrations of 0.05 and 0.1 M to obtain breakthrough curves. Additionally, modeling was carried out to determine the breakthrough curves at 0.05 and 0.1 M carbonate concentrations. The modeling was carried out with PHREEQC code using selectivity of the resin for uranyl carbonate and carbonate ion obtained from the batch experiment. The results show that the equilibrium time of adsorption of uranyl carbonate onto the resin was attained at 120 minutes. The optimum adsorption efficiency was obtained at 0.1 M carbonate concentration and pH 10. The uranium adsorption kinetics followed pseudo second order. The maximum adsorption capacity obtained from Langmuir isotherm model was 81.96 mg/g. The FTIR, SEM XPS, and XRF characterization results suggest the mechanism of uranyl carbonate adsorption onto Amberlite IRA 402-Cl resin is predominantly through ion exchange. The breakthrough curve of continuous experiment was affected by the carbonate concentration. The results of continuous process modeling of uranium adsorption at carbonate concentrations of 0.05  and 0.1 M were validated with experimental results to produce a very good level of validity."

"Dalam rangka mendorong pemanfaatan sumber energi baru dan terbarukan yaitu pembangunan PLTN, yang menimbulkan limbah radioaktif Cs-137 dengan T1/2 = 30 tahun. Cs-137 harus ditempatkan pada fasilitas disposal limbah radioaktif dengan bahan penghalang alami yang cocok untuk menghambat transport radionuklida ke lingkungan. Penelitian ini bertujuan untuk menganalisis pengaruh waktu kontak variasi 1-11 hari, konsentrasi Cs 10-8 ? 10-4 M, kekuatan ion yang diwakili NaCl dan KCl 0,1M, 0,5M dan 1 M pada sorpsi Cs-137 dengan tanah lempung formasi Karawang. Hasil sorpsi dengan metode batch, didapatkan waktu kesetimbangan pada hari ke-8 untuk TK-3 dan TK-5 dengan nilai koefisien distribusi (Kd) 21.714 ml/g dan 4.035 ml/g. Meningkatnya konsentrasi Cs-137 di larutan telah menurunkan nilai Kd. Keberadaan ion lain di larutan telah menurunkan nilai Kd Cs-137 dan kekuatan ion K+ lebih besar dibandingkan ion Na+ dalam menurunkan nilai Kd. Pada kedua jenis tanah lempung formasi Karawang menunjukkan kecocokan dengan isoterm Freundlich dan model kinetika orde dua semu.

---

In order to encourage the utilization of new and renewable energy sources from construction of nuclear power plants, which generate radioactive waste Cs-137 with T1/2 = 30y. Cs-137 should be placed on radioactive waste disposal facility with a natural barrier (hostrock) that suitable for inhibiting the transport of radionuclides into the environment. The purpose of this research was to analyze the effects of contact time in variation of 1-11 days, the concentration of CsCl 10-8 ? 10-4 M, ionic strength represented NaCl and KCl 0,1M, 0,5M and 1M on Cs-137 sorption with clay of Karawang formation.

Results of sorption with batch methods, obtained equilibrium time on 8 days for the TK-3 and TK-5 with the value of the distribution coefficient (Kd) 21,714 ml/g and 4035 ml/g. The increasing concentrations of Cs-137 in solution had reduced the value of Kd. The presence of existence of other ions in solution had reduced the Kd value Cs-137 and the ionic strength of K+ is greater than Na+ on decreased the value of Kd. In both types of clay of formation Karawang were closely fit to Freundlich isotherm and pseudo-order kinetic model."