Urania Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir
Not a member yet
288 research outputs found
Sort by
SAFETY INTEGRITY LEVEL ASSESSMENT AT URANIUM EVAPORATOR AND DEPOSITION VESSEL IN NON NUCLEAR REACTOR INSTALLATIONS
Full text linkThe operation of non-reactor nuclear installations that use nuclear material in the process must be ensured safely during the process. One of the assessments of the safety level of the protection system that has been owned by the installation is using the Safety Integrity Level (SIL) which assesses the safety level of the protection system based on the value of the risk reduction factor that the protection system can achieve. The uranium evaporator and deposition vessel at the Experimental Fuel Element Installation (EFEI) is one of the installations that uses nuclear material in the process so it is necessary to assess the SIL of these 2 vessels. The piping and instrumentation diagram (P&ID) is used to determine the SIL value and Safety Instrumented System (SIS) component are installed in evaporator and deposition vessel. Maintenance data and OREDA (Offshore Reliability Data) are used to determine the failure rate. After knowing and determining the installed SIS components, then determining the architecture vote of the Safety Instrumented Function (SIF) based on the P&ID diagram, so that it can be known that the installed SIS uses vote 1oo1, 1oo2, 1oo3, or the appropriate vote. The installed SIF architecture vote will determine the equation used to calculate the Probability Failure on Demand (PFD). The total PFD obtained is adjusted to the SIL table to find out what SIL level the installed protection system is at. The value of the safety level of the protection system with SIL assessment in the evaporator vessel obtained 2 protection systems with SIL values of level 2 all and in the deposition vessel obtained 2 protection systems with SIL values of level 1 and level 2. The SIL value in the evaporator and deposition vessel analyzed has not reached level 3 or 4, so it is necessary to add SIF to the SIS protection system to increase the SIL value until the SIL value is obtained between level 3 or 4 because safety in the operation of non-reactor nuclear installations is absolute.Keywords: Non-Reactor Nuclear Installations, PFD, SIF, SIL, SI
EFEKTIVITAS DESORPSI CESIUM OLEH SURFAKTAN KATIONIK BERDASARKAN STRUKTUR HIDROFILIKNYA PADA MONTMORILLONIT K10
Full text linkPenelitian ini membahas efisiensi desorpsi cesium (Cs) dari sampel montmorillonit K10 (MMTK10) yang telah dikontaminasi oleh Cs sebelumnya (MMTK10/Cs) menggunakan desorben surfaktan kationik benzyldodecyldimethylammonium bromida (BDAB) dan dodecyltrimethylammonium bromida (DTAB), serta HCl sebagai kontrol desorben. Hasil menunjukkan bahwa surfaktan kationik, terutama pada konsentrasi tinggi 20-50 mM, memiliki efisiensi desorpsi yang lebih tinggi dibandingkan HCl, dengan efisiensi mencapai 80-90%. Mekanisme ini dikaitkan dengan kemampuan surfaktan kationik untuk membentuk misel ketika konsentrasinya melebihi nilai konsentrasi kritis misel (KKM) atau pada konsentrasi tinggi, yang memfasilitasi pertukaran ion dengan Cs pada permukaan MMTK10/Cs. Namun, tidak ada perbedaan signifikan dalam efisiensi desorpsi Cs antara BDAB dan DTAB, meskipun struktur hidrofilik BDAB lebih besar. Hal ini berbeda dengan penelitian sebelumnya pada montmorillonit lainnya dimana semakin besar struktur hidrofilik surfaktan yang digunakan, semakin besar interlayer montmorillonit terbuka akibat masuknya surfaktan besar itu pada interlayer sehingga mendorong desorpsi Cs dengan jumlah yang lebih besar. Akan tetapi pada penelitian ini tidak adanya perbedaan efisiensi desorpsi Cs dari kedua surfaktan lebih disebabkan karena struktur clay MMTK10 itu sendiri yang tidak memiliki kemampuan pengembangan atau pembesaran interlayer, akibat perlakuan suhu saat produksinya sebelum dijual kepasaran. Selain itu, kesamaan panjang rantai ekor hidrofobik antara BDAB dan DTAB berkontribusi pada kesamaan hasil desorpsi Cs dari kedua surfaktan tersebut. Kesimpulannya, sifat dan struktur surfaktan kationik mempengaruhi proses desorpsi Cs, tetapi karakteristik spesifik dari montmorillonit atau clay yang digunakan juga berperan penting dalam mekanisme desorpsi ini.Kata kunci: Desorpsi Cs, surfaktan kationik, interlayer montmorillonit
ANALISA DAN INTERPRETASI DATA HASIL UJI TAK MERUSAK DALAM RANGKA PENGEMBANGAN BASIS DATA POTENSI CACAT PADA PELET UO2
Full text linkPengembangan bahan bakar nuklir baik untuk reaktor riset dan daya telah menjadi fokus penelitian Pusat Riset Teknologi Daur Bahan Bakar Nuklir dan Limbah Radioaktif (PRTDBBNLR), mulai dari tahap fabrikasi, uji pra-iradiasi, iradiasi dan uji pasca-iradiasi. Sebagai satu-satunya fasilitas uji pasca-iradiasi di Asia Tenggara, Instalasi Radiometalurgi (IRM) dituntut untuk siap melakukan evaluasi unjuk kerja bahan bakar nuklir, salah satunya adalah short pin PWR-fuel berisi UO2 yang saat ini sedang dalam tahap proses iradiasi. Salah satu upaya untuk yang dilakukan IRM adalah dengan mengembangkan teknik uji tak merusak, baik metode, analisis, interpretasi maupun inventarisasi terhadap potensi cacat yang mungkin terjadi secara sistemik pada short pin PWR-fuel berisi pelet UO2. Tujuan penelitian ini adalah menginventarisasi metode dan data potensi cacat pada pelet UO2 untuk basis data pengujian pasca-iradiasi.Karakterisasi dilakukan terhadap lima sampel pelet UO2 pra-iradiasi dengan variasi kondisi sinter/mentah, baik/cacat dan perbedaan pengayaan uranium (3%, 4%, dan 5%) menggunakan metode uji visual dan radiografi sinar-X digital. Pengamatan visual mampu memberikan interpretasi awal mengenai kondisi permukaan pelet UO2. Radiografi sinar-X digital dioperasikan pada tegangan 150 kV dan arus 1800 µA untuk menghasilkan citra digital yang kemudian akan dilakukan proses image enhancement menggunakan image processor dalam rangka interpretasi pelet UO2. Pengujian menggunakan radiografi sinar-X digital dan proses image enhancement menambah informasi hasil interpretasi pelet UO2. Retak dan lubang pada permukaan pelet UO2 telah dapat dipetakan, begitu pula telah didapatkan analisis perbedaan pengayaan uranium yang dapat diamati dari grafik gray value. Seluruh informasi terkait metode analisis dan hasil interpretasi pada penelitian ini telah dapat digunakan sebagai basis data untuk menentukan kondisi pelet UO2 di dalam kelongsong short pin PWR-fuel pasca-iradiasi.Kata kunci: Uji tak merusak, pelet UO2, uji visual, radiografi sinar-X digital, basis data
ANALISIS PERILAKU ISOTERM, TERMODINAMIKA, DAN KINETIKA ADSORPSI STRONTIUM MENGGUNAKAN TiO2 – ZEOLIT LAMPUNG
Full text linkBahan bakar nuklir setelah digunakan di reaktor menghasilkan beberapa hasil fisi, dimana salah satunya adalah strontium (90Sr). Isotop strontium dapat dimanfaatkan menjadi bahan baku pembuatan baterai, tetapi strontium tersebut masih tercampur dengan hasil fisi atau isotop lainnya sehingga diperlukan proses pemisahan. Salah satu metode pemisahan strontium adalah dengan adsorpsi. Dalam penelitian ini, campuran TiO2-zeolit Lampung dievaluasi kinerjanya sebagai adsorben sehingga dapat digunakan untuk adsorpsi strontium. Zeolit Lampung awal diaktivasi menggunakan asam sulfat pekat untuk membersihkan pori-pori yang masih mengandung pengotor. Kemudian zeolit dicampurkan dengan TiO2 menggunakan metode stir casting. Adsorben TiO2-zeolit Lampung yang diperoleh kemudian dikarakterisasi menggunakan Fourier Transform Infrared (FTIR), X-Ray Diffraction Spectrometer (XRD), dan Scanning Electron Microscope (SEM). Setelah itu dilakukan uji adsorpsi dengan model isoterm, termodinamika, dan kinetika. Terbentuknya TiO2-zeolit yang dicirikan menggunakan spektroskopi FTIR ditunjukkan dengan adanya puncak serapan Ti-O-Si pada zeolit Lampung setelah ditambahkan TiO2. Hasil analisis menggunakan XRD memperlihatkan zeolit Lampung berjenis klinoptilolit dan mordenit, serta TiO2 yang digunakan memiliki fase anatase. Hasil analisis menggunakan SEM mengindikasikan TiO2 tersebar pada permukaan zeolit Lampung. Model isoterm adsorpsi untuk adsorben TiO2-zeolit memenuhi model isoterm Langmuir. Kajian termodinamika menunjukkan proses adsorpsi bersifat endoterm dan tidak spontan, dan kinetika adsorpsi strontium mengikuti orde kedua semu.Kata kunci: Isoterm, adsorpsi, strontium, TiO2, zeolit
KOMPARASI PERFORMA MONITOR RADIASI GAMMA DALAM PEMANTAUAN RADIASI REAL–TIME
Full text linkBadan Riset dan Inovasi Nasional memiliki fasilitas riset yang digunakan untuk penelitian terhadap bahan nuklir yang memiliki potensi bahaya radiasi yang dapat membahayakan pekerja. Untuk mengurangi potensi bahaya radiasi, dilakukan pemantauan radiasi secara rutin oleh pekerja. Untuk mengoptimalkan pemantauan radiasi tersebut, dilakukan pengembangan 3 (tiga) buah monitor radiasi dengan menggunakan 1 (satu) detektor radiasi Sintilasi (S) dan 2 (dua) buah detektor GM (GM dan GMT) yang nantinya dapat terpasang dan memantau radiasi secara real-time. Pengujian terhadap 3 (tiga) monitor radiasi yang dikembangkan dilakukan dalam penelitian ini untuk mengetahui keakuratan pengukuran masing-masing monitor radiasi. Pengujian yang dilakukan adalah pengujian regresi linear untuk mendapatkan model konversi dari satuan cacah per detik ke satuan mikrosievert per jam. Selain itu, dilakukan pengujian ANOVA untuk melihat apakah ada perbedaan signifikan antara pengukuran laju dosis dari ketiga monitor radiasi dibandingkan dengan surveymeter yang telah terkalibrasi. Pengujian Tukey HSD dilakukan untuk menguji masing-masing monitor radiasi hasil pengembangan dan dibandingkan dengan surveymeter yang terkalibrasi. Hasil pengujian regresi linear antara surveymeter (GS) dengan ketiga monitor radiasi didapatkan koefisien determinasi diatas 0,95. Pengujian ANOVA yang dilakukan didapatkan bahwa terdapat perbedaan rata-rata hasil pengukuran laju dosis radiasi yang signifikan dari masing masing monitor radiasi. Hasil pengujian Tukey HSD menunjukkan bahwa hanya salah satu monitor radiasi yang memiliki rata-rata nilai pengukuran laju dosis radiasi yang tidak berbeda secara signifikan dengan rata-rata nilai pengukuran laju dosis radiasi dari surveymeter terkalibrasi. Oleh karena itu monitor radiasi GMT yang telah dikembangkan merupakan monitor radiasi yang telah layak untuk digunakan dalam pemantauan radiasi pada fasilitas riset bahan nuklir.Kata kunci: Detektor radiasi, regresi linear, ANOV
ADSORPSI URANIUM MENGGUNAKAN Na DAN Zr – MONTMORILLONITE
Full text linkMontmorillonite dapat dimanfaatkan sebagai alternatif pengolahan limbah uranium secara adsorpsi. Kation pada interlayer montmorillonite dapat digunakan untuk pertukaran ion dengan uranium. Limbah cair uranium berasal dari sisa proses ekstraksi uranium untuk pengambilan radioisotop molibdenum-99 dan juga pada proses pelarutan yellow cake yang masih mengandung sedikit uranium. Tujuan penelitian ini adalah memodifikasi Na-montmorillonite dengan penambahan zirconium(IV) oxychloride octahydrate (ZrOCl2.8H2O) untuk meningkatkan efisiensi adsorpsinya terhadap uranium. Modifikasi montmorillonite dikarakterisasi dengan XRD dan XRF. Kinetika adsorpsi uranium ditentukan dengan variasi waktu kontak 10, 30, 60, 120, 180, 300, 360, 420 dan 480 menit kemudian ditentukan laju kinetika adsorpsi pseudo orde pertama dan orde kedua. Efisiensi adsorpsi uranium optimum ditentukan dengan variasi pH 3, 5, 7 dan 9. Hasil kurva plot pseudo orde pertama dan orde kedua menunjukan bahwa Na dan Zr-montmorillonite berada pada plot orde kedua dengan konstanta (k2) adalah 0,000354 dan 0,000458 (g/mg.min). Adsorpsi uranium oleh Na-montmorillonite terjadi pada pH 5 sebesar 93,68 % dan Zr-montmorillonite pada pH 7 sebesar 96,52%. Zr–montmorillonite diperoleh nilai Kd masing-masing sebesar 23,42x103 dan 48,26x103 mLg. Modifikasi Zr dapat meningkatkan efisiensi dan kinetika adsorpsi uranium sehingga berpotensi sebagai alternatif adsorben untuk pengolahan limbah uranium cair.Kata kunci: Adsorpsi, Na-montmorillonite, Zr-montmorillonite, zirconium(IV) oxychloride octahydrate, larutan uraniu
POTENSI LINGKUNGAN KAWASAN NUKLIR SERPONG DAN EVALUASI KESELAMATAN UNTUK TAPAK FASILITAS BOREHOLE DISPOSAL LIMBAH SUMBER RADIASI BEKAS
Full text linkPenyimpanan lestari terhadap sumber radiasi bekas (disused sealed radioactive sources = DSRS) masih menghadapi beberapa rintangan, antara lain karena DSRS umumnya berumur paro panjang, tingkat radiasi gamma-photon tinggi, sulitnya opsi untuk dikembalikan ke negara pembuat, dan aktivitas melampaui batas untuk shallow land disposal. Untuk itu perlu dikembangkan sistem penyimpanan lestari limbah DSRS dengan fasilitas skala kecil yang ekonomis, memenuhi standard keselamatan pekerja, masyarakat dan lingkungan. Jawaban untuk masalah ini adalah dengan konsep penyimpanan lestari dalam lubang bor (borehole disposal = BHD). Penelitian ini fokus pada evaluasi potensi lingkungan Kawasan Nuklir Serpong (KNS) untuk tapak fasilitas BHD dan keselamatannya sesuai dengan standar IAEA yaitu borehole disposal of disused sealed sources (BOSS). Evaluasi lingkungan KNS dilakukan dengan karakterisasi dan evaluasi keselamatan lingkungan geologi dan non geologi untuk tapak BHD sesuai standard IAEA. Secara umum, hasil evaluasi parameter lingkungan terhadap kriteria tapak disposal menunjukkan adanya kesesuaian. Namun ada beberapa parameter yang perlu diberikan solusi teknologi (engineered barrier) agar fungsi tapak sebagai natural barrier dapat terpenuhi. Beberapa solusi teknologi tersebut meliputi kemasan limbah (kapsul dan kontainer), buffer dan backfill material, pelapis lubang bor (casing), pemasangan basement plug dan upper/cover plug. Hasil dari pengkajian keselamatan dengan Borehole Disposal Concept (BDS) scoping tools menunjukkan bahwa konsep fasilitas BHD pada tapak KNS termasuk dalam zona hijau (green zone) yang berarti aman, dengan nilai total dosis maksimal sebesar 7.2e-9 Sv/y di tahun 46.678y. Menggunakan system standar BOSS dengan penambahan engineered barrier maka lokasi tapak di KNS memenuhi kriteria dan berpotensi untuk penempatan fasilitas borehole disposal limbah DSRS.Kata kunci: potensi, lingkungan, tapak, keselamatan, borehole disposal
INVESTIGASI MODIFIKASI LUBANG PENGISIAN GAS HELIUM PADA DESAIN END PLUG BATANG UJI BAHAN BAKAR NUKLIR MENGGUNAKAN ANALISIS COMPUTATIONAL FLUID DYNAMICS
Full text linkTelah dilakukan investigasi terhadap desain modifikasi lubang pengisian gas helium pada end plug batang uji PRTF dengan metode simulasi CFD. Simulasi dilakukan untuk memprediksi apakah gas helium dapat mengalir dengan baik ke dalam kelongsong melalui desain modifikasi. Dari simulasi ini diharapkan dapat diperoleh data mengenai pengaruh perubahan bentuk dan dimensi dari lubang pengisian gas helium. Data tersebut selanjutnya akan digunakan sebagai panduan untuk menentukan desain modifikasi bisa berfungsi lebih baik sehingga dapat menggantikan desain original. Data masukan yang diperlukan untuk simulasi CFD adalah geometri dari model, jenis material yang digunakan, dan parameter kondisi tekanan dan waktu untuk persiapan proses pengelasan. Selanjutnya dilakukan proses simulasi CFD dengan mensimulasikan pengkondisian bahan sebelum proses las orbital TIG. Hasil simulasi menunjukkan bahwa desain modifikasi mampu mengalirkan gas helium ke dalam kelongsong dua kali lebih cepat dibanding dengan desain original. Selain itu hasil simulasi juga menunjukkan bahwa stabilitas desain modifikasi sama dengan desain original dalam mempertahankan tekanan gas helium pada tekanan 1,5 bar.Kata kunci: CFD, simulasi, PRTF, bahan bakar nuklir
ANALISIS KRITIKALITAS PROSES HYDRIDING SERTA PENYIMPANAN PADUAN UMo DAN UZr SEBAGAI KANDIDAT BAHAN BAKAR REAKTOR RISET MENGGUNAKAN OPENMC
Full text linkPenelitian bahan bakar reaktor riset saat ini mengarah pada peningkatan densitas uranium untuk menghasilkan fluks neutron yang lebih tinggi dalam rangka peningkatan produksi radioisotop serta efisiensi dan akurasi pada berbagai pengujian material. Pengembangan bahan bakar nuklir di Indonesia saat ini dalam rangka peningkatan densitas uranium salah satunya adalah pengembangan UMo dan UZr. Salah satu proses pembuatan serbuk UMo dan UZr adalah melalui proses hydriding-dehydriding yang melibatkan uranium diperkaya, serta gas hidrogen bertekanan tinggi. Kombinasi tersebut menghadirkan potensi kecelakaan kritikalitas yang harus diperhitungkan sebelumnya. Perhitungan kritikalitas dilakukan menggunakan perangkat lunak OpenMC, yaitu sebuah simulasi fisika nuklir yang menggunakan metode Monte Carlo. Dalam simulasi ini digunakan dua jenis paduan, yaitu U7Mo dan U6Zr. Simulasi dilakukan dengan menggunakan 10.000 partikel dan 44 batch sebagai pengaturan parameter. Dari hasil simulasi diperoleh nilai keff untuk paduan U7Mo adalah sebesar 0,0297, sedangkan untuk U6Zr adalah sebesar 0,0314. Kedua nilai tersebut jauh di bawah nilai kritis yang mengindikasikan bahwa potensi kecelakaan kritikalitas sangat rendah. Pada simulasi penyimpanan hasil proses hidriding, terdapat potensi terjadi kecelakaan kritikalitas jika botol penyimpanan diletakkan dalam posisi berdekatan tanpa diberi jarak. Untuk mengatasi risiko tersebut, setiap botol harus diberi jarak aman dan perlu adanya batasan massa uranium per satuan volume yang diijinkan.Kata kunci: U7Mo, U6Zr, kritikalitas, hydriding, monte carlo, openMC
PENGARUH KONDISI PENYIMPANAN TERHADAP KETAHANAN KOROSI DRUM BAJA KARBON WADAH LIMBAH RADIOAKTIF
Full text linkInstalasi pengelolaan Limbah Radioaktif (IPLR) yang berlokasi di Kawasan Nuklir Serpong merupakan satu satunya fasilitas pengelolaan limbah radioaktif yang telah mengelola limbah radioaktif dari seluruh wilayah Indonesia. Berbagai jenis limbah telah diolah di fasilitas ini antara lain limbah padat material terkontaminasi tingkat rendah maupun sedang yang menggunakan wadah drum baja karbon. Sebagai wadah limbah radioaktif drum wadah limbah ini harus memiliki ketahanan korosi yang baik sehingga drum wadah limbah mampu bertahan dalam jangka penyimpanan yang panjang. Telah dilakukan penelitian tentang korosi baja karbon wadah limbah radioaktif dengan tujuan mendapatkan data laju korosi bahan yang mengalami pengelasan maupun logam induknya pada kondisi penyimpanan lestari. Pada penyimpanan lestari dimungkinkan adanya genangan air yang masuk ke dalam fasilitas penyimpanan sehingga akan berinteraksi dengan drum dan dapat meningkatkan laju korosinya. Pada penelitian ini diukur laju korosi dalam berbagai media pengkorosi yaitu air SP4, air demin, air semen dan air bentonite. Hasil penelitian menunjukkan bahwa laju korosi drum wadah limbah yang mengalami pengelasan lebih tinggi dari laju korosi logam induknya pada berbagai media pengkorosi. Laju korosi tertinggi didapat pada media air SP4 yaitu 7,86 dan 6,78 kalinya dibandingkan dengan air demin. Sedangkan laju korosi pada media air demin, air bentonite dan air semen pada kisaran yang tidak jauh berbeda satu sama lain. Laju korosi merupakan parameter wadah limbah radioaktif yang penting untuk diperhatikan, karena drum wadah limbah dengan ketahanan korosi yang tinggi akan mampu menahan radionuklida yang tersimpan didalamnya dalam jangka waktu yang panjang.Kata kunci: Limbah radioaktif, baja karbon, pengelasan, korosi