Hasil Pencarian  ::  Simpan CSV :: Kembali

"AbstrakTelah dilakukan pembuatan gel ceria stabilized zirconia (CSZ) dengan metoda gelasi eksternal. Sebagai bahan dasar umpan gelasi menggunakan Ce(NO3)3.6H2O dan ZrO(NO3)2.2H2O dengan perbandingan mol Zr/Ce = 8. Pembuatan umpan gelasi kedua bahan pokok dicampur dilarutkan dalam Air Bebas Mineral (ABM) ditambah zat aditif Polyvinyl Alcohol (PVA) sebagai pengatur viskositas dan Tetra Hydro Furfuryl Alcohol (THFA). Untuk memperoleh gel yang baik, maka parameter kunci yang harus dipenuhi antara lain pH sol, viskositas umpan, frekuensi, amplitude, dan flow rate aliran umpan. Proses setelah gelasi eksternal meliputi perendaman, pencucian, dan pengeringan, serta kalsinasi. Pada proses pencucian, konduktivitas air cucian terakhir dikondisikan pada ≤ 20 µS/cm setara dengan 0,001% berat kandungan NH4OH, dianggap gel sudah cukup baik untuk dilanjutkan ke proses selanjutnya. Proses pengeringan dilakukan pada kondisi vakum pada 80 C dan kondisi temparature kamar sedangkan kalsinasi pada suhu 300 C dan 500 C dengan lanju pemanasan ≤ 2ºC pada suasana atmosfer. Gel CSZ hasil pengeringan diukur diameternya dan kondisi fisiknya menggunakan mikroskop digital. Dari hasil pengukuran diameter gel CSZ basah, diameter gel hasil pengeringan adalah 1,0058 mm dan diameter hasil kalsinasi pada suhu 300ºC adalah 0,663 mm serta 500ºc diameternya adalah 0,635 mm. Kondisi fisik gel CSZ hasil pengeringan dan kalsinasi adalah utuh, bulat dan tidak pecah."

"AbstrakTelah dilakukan analisis kadar uranium dan keasaman untuk menentukan kebutuhan sodium hidroksida pada penetralan limbah uranium cair di laboratorium kimia IEBE. Analisis kadar uranium dilakukan untuk mengetahui kandungan uranium dalam limbah sehingga jumlah dan keberadaan bahan nuklir dapat diketahui dalam rangka menjamin pelaksanaan pertanggungjawaban dan pengendalian bahan nuklir. Sedangkan analisis keasaman dilakukan untuk mengetahui tingkat keasaman limbah sehingga dalam pengolahan lebih lanjut dapat dilakukan secara efisien dan aman bagi lingkungan. Disamping itu juga analisis keasaman dimaksudkan untuk menentukan kebutuhan sodium hidroksida yang digunakan dalam penetralan limbah sehingga penggunaan sodium hidroksida lebih efisien dan efektif. Analisis kadar uranium dilakukan dengan metode potensiometri dan analisis keasaman menggunakan metode alkalimetri.Dari hasil analisis diketahui bahwa untuk limbah drum nomor 1 kadar U sebesar 0,8665 g/L dengan keasaman 2,0790 mol/L, drum nomor 2 kadar U sebesar 0,6939 g/L dengan keasaman 1,9076 mol/L, drum nomor 3 kadar U sebesar 2,8901 g/L dan keasaman 8,1309 mol/L. Penetralan limbah uranium cair dilakukan sampai pH 7. Berdasarkan hasil analisis kadar U dan keasaman serta volume limbah uranium cair maka untuk menetralkan limbah uranium cair tersebut diperlukan sodium hidroksida masing-masing untuk drum nomor 1 sebanyak 12.474,44 g, drum nomor 2 sebanyak 11.445,95 g dan drum nomor 3 sebanyak 22.767,98 g. Total kebutuhan sodium hidroksida untuk menetralkan limbah uranium cair sebanyak 46.687,61 g (50 kg)."

"AbstrakTelah dilakukan analisis radionuklida dalam sampel batuan menggunakan spektrometer gamma. Analisis radionuklida dilakukan dengan tujuan untuk mengetahui jenis dan jumlah radionuklida yang terdapat dalam sampel batuan, sehingga asal dari radionuklida tersebut juga dapat diketahui. Analisis radionuklida dapat dilakukan dengan pencacahan sampel menggunakan spektrometer gamma genny. Pencacahan sampel dilakukan terhadap sampel batuan dengan waktu pencacahan selama 80000 detik.Dari hasil pencacahan diperoleh 5 jenis radionuklida yang tercacah yaitu radionuklida Pb-212 dengan kandungan 5,14E-11 μg/g aktivitas 0,11 Bq/g; radionuklida Ac-228 3,41E-11 μg/g, dengan aktivitas 0,13 Bq/g; radionuklida U-235 0,15 μg/g, dengan aktivitas 0,013 Bq/g; radionuklida Pb-214 9,77E-14 μg/g dengan aktivitas 0,12 Bq/g; dan radionuklida Bi-214 5,71E-13 μg/g dengan aktivitas 0,98 Bq/g.Selanjutnya untuk melihat keberterimaan hasil analisis aktivitas radionuklida dalam sampel batuan tersebut dilakukan perhitungan akurasi dari standar uranium bersertifikat dari CRM. Pada penentuan nilai akurasi tersebut diperoleh nilai akurasi rerata pengukuran radionuklida uranium (U-235) yang terdapat dalam standar uranium bersertifikat dari CRM yaitu 3,45%, nilai akurasi yang diperoleh cukup baik yaitu lebih kecil dari 5%."

"AbstrakPengelolaan limbah radioaktif padat radiasi tinggi katagero tidak dapat bakar di Instalasi Radiometalurgi (IRM) telah dilakukan. Lira radiasi tinggi merupakan limbah yang memiliki tingkat aktivitas diatas sedang, sehingga memerlukan penanganan yang tepat dari pemilahan hingga pengangkutannya. Lira padat radiasi tinggi di IRM dihasilkan dari kegiatan penelitian dan pengembangan bahan bakar nuklir di dalam hotcell 102 dan 103. Bentuk limbah berupa serbuk logam, kawat, potongan logam, kaleng dan peralatan di hotcell yang sudah tidak terpakai lagi. Metode pengelolaan dilakukan dengan cara: pemantauan, pengumpulan, pengemasan, pelabelan, penyimpanan dan pengiriman ke Pusat Teknologi Limbah Radioaktif (PLTR). Tujuan dari pengelolaan adalah untuk meminimalisasi bahaya radiasi dan kontaminasi limbah radioaktif padat radiasi tinggi yang diterima oleh pekerja, daerha kerja, dan lingkungan. Pengelolaan lira padat radiasi tinggi dari tahun 2013 hingga tahun 2016 sebesar 1.790 liter. Dari jumlah tersebut limbah yang telah dikirim ke PLTR sebesar 1.190 liter (66,480 %) yang dibungkus kedalam 13 kemasan dengan paparan tertinggi 4.600.000 µSv/h, sementara yang belum dikirim sebesar 600 liter terbungkus ke dalam 6 kemasan dengan paparan permukaan tertinggi adalah 4.500 µSv/h. Pada saat ini limbah tersebut masih disimpan di R 013 gudang limbah radioaktif padat di IRM."

"AbstrakTelah dilakukan studi rencana penambahan perisai radiasi di atas kanal hubung S-5 dengan menggunakan bahan utama air. Tujuan penambahan perisai radiasi untuk mengurangi paparan pada atap kanal hubung S-5 agar pekerja radiasi tidak berpotensi menerima dosis radiasi melebihi Nilai Batas Dosis (NBD) yang diijinkan oleh BAPETEN, yaitu 20 mSv/tahun. Studi Penambahan perisai radiasi dilakukan dengan membuat sebuah kolam pengukuran yang berukuran 8000(p) X 2400(l) X 300(t) mm3. Di dalam kolam ditentukan 9 titik pengukuran yang berjarak 1 meter. Pengukuran paparan radiasi, baik neutron maupun sinar pada titik pengukuran dilakukan pada saat reactor beroperasi normal (15MW), main shutter dan lithium shutter terbuka, dalam kondisi kolam belum diisi air, diisi air sedalam 15 cm dan 30 cm. Hasil pengukuran menunjukkan bahwa pada kedalaman air 30 cm paparan radiasi pada titik terdekat dengan sumber menurun jadi 101,57 µSv/jam menjadi 1,09µSv/jam untuk neutron dan 13.7 µSv/jam menjadi 3,95 µSv/jam untuk sinar y. Paparan rad ini sudah tidak berpotensi menyebabkan pekerja radiasi mempunyai dosis melebihi NDB yang diijinkan oleh BAPETEN. Dari data pengukuran juga diperoleh data bahwa air sangat efektif untuk meredam radiasi neutron, tetapi kurang efektif untuk meredam radiasi sinar. Dari hasil studi rencana ini, akan dibuat perencanaan pembuatan perisai radiasi di atap kanal hubung S-5."

"Telah dilakukan studi penggunaan EPMA untuk material teriradiasi di Instalasi Radiometalurgi. Studi ini diharapkan dapat membantu pihak manajemen pengelola IRM dalam merencanakan program peningkatan kemampuan uji fasilitas IRM. Pemilihan EPMA dengan pertimbangan bahwa EPMA sudah banyak digunakan untuk karakterisasi material teriradiasi dan juga kemampuan untuk analisis sampel yang lebih kecil sehingga dapat mengurangi risiko paparan radiasi. Studi ini merupakan perpaduan studi literatur, pengalaman penulis serta komunikasi langsung dengan pihak pembuat. Studi dilakukan terhadap peralatan EPMA yang memang sudah didesain khusus untuk analisis material pasca iradiasi, berupa penempatan perisai radiasi di sekitar x-ray counter, spektrometer dan anjungan sampel. Peralatan dukung utama berupa wadah pengungkung EPMA berupa kotak perisai radiasi dengan ukuran tertentu sehingga operator aman dari paparan radiasi γ. Pengurangan biaya pembuatan kotak perisai radiasi dilakukan dengan penempatan pada sudut ruangan sehingga hanya dua sisi dinding dengan perisai radiasi. Alternatif terbaik penempatan EPMA di ruang 142 IRM. Sputtering coater untuk sampel non konduktif dapat ditempatkan di dalam kotak perisai radiasi EPMA."

"Telah dilakukan Penentuan Recovery dan Limit Deteksi Unsur Kadmium, Kobalt, Tembaga, Mangan, Nikel, Molibdenum dan Timbal pada Uranium Oksida Menggunakan Spektrofotometer Serapan Atom - flame yang didahului dengan proses ekstraksi menggunakan TBP, TBP + CCL4 20 % dan CCL4. Validasi metode dilakukan untuk menentukan unjuk kerja suatu metode pengujian yang dikembangkan diantaranya perolehan kembali (recovery) dan limit deteksi. Penelitian ini bertujuan menentukan perolehan kembali (recovery) dan limit deteksi unsur Cd, Co, Cu, Mn, Ni, Mo dan Pb dalam Uranium Oksida (U3O8) menggunakan alat spektrofotometer serapan atom - flame yang didahului dengan proses ekstraksi menggunakan TBP, TBP + CCL4 20 % dan CCL4. Pada penelitian ini Uranium Oksida dilarutkan dengan HNO3, dilakukan ekstraksi menggunakan TBP, TBP + CCl4 20 % dan CCL4, selanjutnya fase air dalam asam encer dianalisis menggunakan SSA ? flame, recovery ditentukan dengan metode adisi (spike). Diperoleh persentase recovery antara 81,84 % hingga 113 %, penurunan persentase recovery menunjukkan adanya kehilangan analit selama berlangsungnya proses preparasi, kenaikan persentase recovery menandakan adanya penambahan analit yang berasal dari pelarut atau ekstraktan selama proses preparasi. Limit deteksi pengujian yang diperoleh adalah antara 0,0021 mg/L dan 0,8998 mg/L, lebih tinggi dibanding limit deteksi instrumen.Studies on the determination recovery and detection limit of Cadmium, Cobalt, Copper, Manganese, Nickel, Molybdenum and Lead in Uranium Oxide using Atomic Absorption Spectrophotometer - Flame are described. A method developed should be validated to verify its performance parameter. The studies aim to determine the recovery and detection limit of Cadmium, Cobalt, Copper, Manganese, Nickel, Molybdenum and Lead in Uranium Oxide using Atomic Absorption Spectrophotometer ? Flame. In this study, the bulk of the matrix is dissolved with nitric acid and separated by batch extraction using TBP, TBP +CCl4 20 % and CCL4. The final aqueous phase containing the metallic impurities is fed to AAS ? flame, the recovery is determined by spike method. It is found that the recovery for various elements is in range 81,84 % - 113 % while the limit of detection for various elements is in range 0.0021 mg/L ? 0.8998 mg/L."

"Penelitian pengaruh konsentrasi pelarut asam nitrat dan asam florida untuk melarutkan paduan U-Zr dan analisis kadar zirkonium menggunakan spektrofotometri UV-Vis telah dilakukan. Tujuan penelitian ini adalah untuk menentukan konsentrasi pelarut yang optimum untuk melarutkan paduan U-Zr dan menentukan kadar zirkonium dengan menggunakan spektrofotometri UV-Vis. Proses pelarutan dilakukan dengan beberapa variasi konsentrasi asam nitrat yaitu 1, 3 dan 8M dengan menambahkan asam florida 1M pada pemanasan suhu 90 oC. Analisis kadar zirkonium menggunakan spektrfotometri UV-Vis dengan pengomplek arsenazo III 0,1% sebanyak 2 mL dalam larutan HCl 9N pada panjang gelombang 666,3 nm. Hasil penelitan diperoleh bahwa konsentrasi pelarut dan waktu yang diperlukan untuk melarutkan paduan U-Zr menggunakan asam nitrat 1M sebanyak 11 mL dengan waktu pemanasan selama 28 jam dan menggunakan asam nitrat 3M dibutuhkan sebanyak 9 mL dengan waktu pemanasan selama 21 jam, sedangkan menggunakan asam nitrat 8M dibutuhkan sebanyak 5 mL dengan waktu pemanasan selama 7 jam. Hasil analisis kadar zirkonium menggunakan asam nitrat 1M sebesar 5,657 ppm (94,285 %) asam nitrat 3M sebesar 4,735 ppm (78,921 %) serta menggunakan asam nitrat 8M sebesar 5,743 ppm (95,721 %). Dengan demikian dapat disimpulkan bahwa konsentrasi pelarut yang optimum digunakan untuk melarutkan paduan U-Zr adalah campuran asam nitrat 8 M dan HF 1M."

"Makalah ini membahas analisa tekno-ekonomi dalam pemilihan sensor konsentrasi hidrogen untuk penggunaan di Intalasi Elemen Bakar Eksperimental (IEBE). Sebelum memilih sebuah sensor, penting untuk mempertimbangkan prinsip kerja sensor yang tersedia dan sifat-sifat khusus dari obyek yang akan diukur yaitu hydrogen serta faktor lingkungan pada aplikasi dimana sensor akan digunakan. Proses pemilihan dilakukan dengan mempertimbangkan faktor teknis dari spesifikasi sensor serta pertimbangan ekonomi yaitu umur pakai dari sensor yang akan dipilih. Faktor-faktor tersebut dianalisa berdasarkan teknologi sensor yang tersedia di pasar, sehingga hasilnya dapat digunakan sebagai pertimbangan teknis dan ekonomis dalam pemilihan sensor.

---

This paper discusses the selection of a hydrogen concentration sensor for the use in the Experimental Fuel Element Installation (IEBE). Prior to selecting a sensor, it is important to consider the working principle of the sensor that available and the special properties of the object to be measured, namely hydrogen as well as environmental factors in applications where the sensor will be used. The selection process is done by considering the technical factors of the specification sensors as well as economic considerations, namely service life of the sensors to be selected. These factors are analyzed based on sensor technology that commercially available, so the results can be used as a technical and economic considerations in the selection of the sensor."