Hasil Pencarian  ::  Simpan CSV :: Kembali

"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. "

"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."

"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."

"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."

"PT. X mengembangkan sistem powderisasi timah (timah putih, Sn) melalui metode atomisasi gas. Sisa output yang off-spec masih memiliki kandungan timah sekitar 98%. Terdapat peluang yang cukup besar dalam pengolahan limbah powderisasi timah ini menjadi senyawa turunan timah bernilai tambah tinggi, salah satunya katalis. Pada penelitian ini dilakukan pengolahan limbah powderisasi timah menjadi prekursor katalis sulfated tin oxide. Limbah powderisasi timah berupa powder timah yang off-spec dilakukan pretreatment leaching untuk mendapatkan senyawa SnCl2. SnCl2 yang dihasilkan diproses lebih lanjut menjadi SnSO4. Katalis sulfated tin oxide disintesis dari SnSO4 menggunakan metode kalsinasi. Uji aplikasi katalis dilakukan pada reaksi esterifikasi asam asetat. Senyawa turunan timah yang dihasilkan dianalisis menggunakan X-Ray Diffraction, Scanning Electron Microscopy-Energy Dispersive X-Ray, dan Optical Microscopy untuk mendapatkan struktur morfologi kristal dan komposisi senyawanya. Analisis gugus fungsi dilakukan pada uji Fourier Transform InfraRed Spectroscopy sementara sifat termal dianalisis menggunakan Differential Thermal Analysis. Hasilnya diperoleh SnCl2 dengan yield 95%, SnSO4 berbentuk kristal dengan penambahan plasticizer PEG 6000 dengan ukuran 187-329 μm, serta katalis sulfated tin oxide dengan ukuran 27-72 nm. Aplikasi katalis pada reaksi esterifikasi asam asetat dengan etanol menghasilkan konversi sebesar 35,7 % dan 41,5%.

---

X company developed a tin powderization system through the gas atomization method. The remaining off-spec output still has a tin content of around 98%. There is considerable opportunity in processing this tin powder waste into a high value-added tin derivative, one of which is a catalyst. Therefore, this research carried out the processing of tin powder waste into precursor sulfated tin oxide catalysts. The tin powder waste in the form of off-spec tin powder was carried out pretreatment leaching to obtain SnCl2 compounds. The SnCl2 produced is further processed into SnSO4. The sulfated tin oxide catalyst was synthesized from SnSO4 using a calcination method. The catalyst application test is carried out on the reaction of esterification of acetic acid. The resulting tin derivative was analyzed using X-Ray Diffraction, Scanning Electron Microscopy-Energy Dispersive X-Ray, and Optical Microscopy to obtain the crystal morphological structure and composition of its compounds. Functional group analysis was performed in the Fourier Transform InfraRed Spectroscopy test while thermal properties were analyzed using Differential Thermal Analysis. The results obtained are SnCl2 with a yield of 95%, SnSO4 is crystalline with the addition of PEG 6000 plasticizer with a size of 187-329 μm, and sulfated tin oxide catalyst with a size of 27-72 nm. The application of the catalyst in the esterification reaction of acetic acid with ethanol resulted in conversions of 35.7% and 41.5%, respectively."

"Terak timah 2 merupakan hasil samping industri pengolahan timah. Terak timah 2 berpotensi untuk meningkatkan konsentrasi radioaktif yang kemudian dikenal dengan TENORM (Technologically Enhanced Naturally Occurring Radioactive Materials). Terak timah 2 memiliki potensi untuk digunakan sebagai substitusi agregat halus pada pembuatan mortar. Penelitian ini bertujuan untuk mengidentifikasi aspek teknis dan radiologis dari potensi penggunaan kembali terak timah 2 yang mengandung tenorm sebagai bahan mortar. Kandungan kimia utama dari terak timah 2 berdasarkan analisis XRF adalah SiO2, Al2O3, CaO, Fe2O3, dan TiO2. Terak timah 2 masih mengandung Sn sebanyak 3,36% dan berkesesuaian dengan tipikal terak timah 2 pada umumnya. Hasil spektrometri gamma terhadap terak timah 2, dihasilkan konsentrasi aktivitas radionuklida 226Ra, 228Ra, 228Th, 238U, dan 40K berturut-turut adalah 5,724 Bq/gram, 16,590 Bq/gram, 14,29 Bq/gram, 0,895 Bq/gram, dan 1,161 Bq/gram. Terak timah 2 memiliki kandungan organik yang rendah, kadar lumpur kurang dari 5%, berat jenis sebesar 3,695 gram/cm3, gradasi terak timah 2 masuk dalam zona I yaitu ukuran butir kasar, dan nilai modulus halus butir sebesar 3,37. Terak timah 2 akan divariasikan pada 0%, 5%, 10%, 15%, dan 20% terhadap agregat halus. Mortar dibuat dengan proporsi semen dan pasir sebesar 1:3 dan faktor air semen (w/c) sebesar 0.7. Sampel mortar berbentuk silinder dengan ukuran diameter ± 3,5 cm dan tinggi ± 4 cm. Setelah mortar dicetak, sampel mortar direndam dalam air kemudian diuji pada umur 7,14, dan 28 hari. Penambahan terak timah 2 memberikan kuat tekan optimum pada umur 7, 14, dan 28 hari berturut-turut adalah 8,044, 8,836, and 11,172 MPa. Penambahan terak timah 2 memberikan kenaikan paparan radiasi permukaan pada benda uji mortar – terak timah 2. Rerata paparan radiasi permukaan pada variasi 5%, 10%, 15%, dan 20% berturut-turut adalah 0,112, 0,125, 0,136, 0,142 µSv/jam. Hasil analisis dari indeks Raeq, Hex, Hin, Dosis Serap, dan Dosis Efektif (E) didapatkan hasil berturut-turut 27.149 Bq/Kg, 88,79, 73,32, 12.371,11 nGyh-1, dan 15,17 mSv/tahun. Hasil simulasi RESRAD-ONSITE terhadap 2 skenario permukiman dan industri dan 2 skenario lokasi, menghasilkan nilai dosis di atas 1 mSv/tahun. Simulai dengan RESRAD-BUILD dengan skenario seperti variasi ukuran ruangan, variasi ketebalan lapisan acian dinding, variasi konsentrasi aktivitas, dan faktor hunian/okupansi juga menghasilkan nilai dosis di atas 1 mSv/tahun. Berdasarkan indeks dan simulasi, terak timah 2 memberikan potensi bahaya radiologi kepada pekerja dan masyarakat/publik.

---

Tin slag 2 is a by-products of tin processing industry. Tin slag 2 has potential to increase the radioactive concentration, then known as TENORM (Technologically Enhanced Naturally Occurring Radioactive Materials). Tin slag 2 has the potential to be used as a substitute for fine aggregate in the mortar. The aims of this study was to determine the technical and radiological aspects of the potential reuse of tin slag 2 containing TENORM as fine aggregate subtituent on mortar. Tin slag 2 has major constituent such as SiO2, Al2O3, CaO, Fe2O3, and TiO2 based on XRF analysis. Tin slag 2 still contains Sn in the range of 3,36% still in accordance with the typical tin slag 2 in general. The results of gamma spectrometry on tin slag 2 showed that the concentration activity of 226Ra, 228Ra, 228Th, 238U, and 40K are respectively 5,724 Bq/gram, 16,590 Bq/gram, 14,29 Bq/gram, 0,895 Bq/gram, and 1, 161 Bq/gram. Tin slag 2 has low organic content, silt/clay content is less than 5%, specific gravity is 3,695 gram/cm3, gradation area (zone) I which is coarse grain size, and the fine modulus (FM) value is 3.37 outside the range of fineness modulus in ASTM C33. The tin slag 2 substitution was varied at 0%, 5%, 10%, 15%, and 20% of the fine aggregate. Proportion of 1:3 cement to sand with water/cement ratio (W/C) of 0.7. The mortar sample is cylindrical in shape with with a size of ± 3,5 cm in diameter and ± 4 cm in height based on the existing practice at IPLN - BRIN. After the mortar was molded, the mortar samples were immersed in water and then tested at the ages of 7,14, and 28 days. The addition of 5% tin slag 2 give the most optimum compressive strength value at the age of 7, 14, and 28 days are 8.044, 8.836, and 11.172 MPa. The addition of tin slag 2 gives an increase in surface radiation exposure on the mortar– tin slag 2. The average of radiation surface exposure at variations of 5%, 10%, 15%, and 20% respectively is 0.112, 0.125, 0.136, 0.142 µSv /hour. Based on the indexs of Raeq, Hex, Hin, Absorbed Dose, dan Effective Dose (E) the results were 27.149 Bq/Kg, 88,79, 73,32, 12.371,11 nGyh-1, dan 15,17 mSv/year. The results of the RESRAD-ONSITE simulation for residential and industrial scenarios and 2 location scenarios, resulted in a dose value above 1 mSv/year. Simulation with RESRAD-BUILD with scenarios such as variations in room size, variations in wall plaster layer thickness, variations in activity concentration, and occupancy factors also produces dose values above 1 mSv/year. Based on the index and simulation, tin slag 2 provides a potential radiological hazard to the workers and the public"

"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."

"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."

"Friksi yang tidak dikendalikan pada mesin dapat mengakibatkan keausan yang tinggi, menyebabkan maintenance yang sering, dan membuat umur pendek serta memiliki efisiensi energi yang rendah. Lubrikasi merupakan solusi untuk masalah ini dengan membentuk lapisan pelumas yang mencegah kontak langsung antara permukaan material, mengurangi gesekan dan keausan pada mesin. Material nanopartikel timah oksida dan graphene digunakan sebagai aditif pada lubrikan PAO karena masing-masing material sudah menunjukkan performa yang baik dalam menurunkan coefficient of friction (COF) dan wear scar dimension (WSD) pada minyak PAO. Selain itu usaha pemanfaatan SnO2 dilakukan guna memaksimalkan hilirasi tambang dan industri timah dengan usaha pengolahan limbah solder dross. Sintesis SnO₂ dilakukan dari limbah solder dross menggunakan metode leaching dengan asam nitrat berkonsentrasi 68%. Hasil sintesis menunjukkan kemurnian SnO₂ sebesar 98.4%. Karakterisasi XRD mengindikasikan fase kristal rutile dengan ukuran kristal sekitar 21.7 nm. SEM-EDS mengungkapkan partikel SnO₂ berukuran rata-rata 198.5 nm² yang cenderung beraglomerasi. Graphene yang digunakan menunjukkan kemurnian tinggi dengan kandungan karbon 99.4% berdasarkan berat. Pengujian HFRR dilakukan untuk menilai kinerja tribologi dari berbagai sampel pelumas. Penambahan 0.05 wt% graphene dan variasi konsentrasi SnO₂ (1 wt%, 3 wt%, dan 5 wt%) secara signifikan menurunkan COF dan WSD dibandingkan dengan PAO murni. Penambahan 1 wt% SnO₂ dan 0.05 wt% graphene memberikan hasil paling optimal dengan penurunan COF sebesar 44.59% dan WSD sebesar 71.53% dibandingkan PAO murni.

---

Uncontrolled friction in machinery can lead to high wear, frequent maintenance, short lifespan, and low energy efficiency. Lubrication addresses these issues by forming a lubricating layer that prevents direct contact between material surfaces, reducing friction and wear. Tin oxide nanoparticles and graphene are used as additives in PAO lubricants due to their proven performance in reducing the coefficient of friction (COF) and wear scar dimension (WSD) in PAO oil. Additionally, the utilization of SnO₂ aims to optimize downstream mining and the tin industry by processing solder dross waste. SnO₂ was synthesized from solder dross waste using a leaching method with 68% nitric acid. The synthesis resulted in SnO₂ with a purity of 98.4%. XRD characterization indicated a rutile crystal phase with a crystal size of approximately 21.7 nm. SEM-EDS revealed SnO₂ particles with an average size of 198.5 nm², which tended to agglomerate. The graphene used exhibited high purity with a carbon content of 99.4% by weight. HFRR testing was conducted to evaluate the tribological performance of various lubricant samples. The addition of 0.05 wt% graphene and varying concentrations of SnO₂ (1 wt%, 3 wt%, and 5 wt%) significantly reduced COF and WSD compared to pure PAO. The optimal results were achieved with the addition of 1 wt% SnO₂ and 0.05 wt% graphene, resulting in a 44.59% reduction in COF and a 71.53% reduction in WSD compared to pure PAO."