Urania Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir
Not a member yet
288 research outputs found
Sort by
ADSORPSI URANIUM TERLARUT OLEH KOMPOSIT AMMONIUM DIHYDROGEN PHOSPHATE/ZEOLIT
Full text linkZeolit merupakan salah satu mineral aluminosilikat yang banyak dipelajari sebagai material penjerap untuk pengelolaan limbah cair. Mineral ini juga banyak dipelajari untuk pengelolaan limbah cair dari industri nuklir, termasuk di antaranya sebagai penjerap uranium dari limbah cair. Pengelolaan limbah cair yang mengandung uranium ini diperlukan pada setiap tahapan daur bahan bakar nuklir. Modifikasi zeolit, yang dapat dilakukan secara fisika atau kimia, telah dilaporkan dapat meningkatkan kemampuan adsorpsinya. Dalam penelitian ini dilakukan peningkatan kemampuan zeolit dengan menambahkan ammonium dihydrogen phosphate (ADP) sehingga terbentuk komposit ADP/zeolit untuk adsorpsi uranium. Tujuan penelitian ini adalah untuk mempelajari kemampuan komposit ADP/zeolit sebagai penjerap uranium dari limbah cair. Zeolit alam dari Lampung digunakan sebagai material awal. Material komposit dipreparasi dengan mencampurkan ADP dan zeolit dalam labu didih. Komposit ADP/zeolit yang diperoleh dikarakterisasi dengan XRD dan selanjutnya digunakan untuk percobaan adsorpsi uranium yang dilakukan dengan metode batch. Hasil penelitian menunjukkan mineral utama pada zeolit yang digunakan adalah klinoptilolit. Keberhasilan preparasi komposit ADP/zeolit dibuktikan melalui pola difraksi XRD. Hasil eksperimen ditunjukkan dengan kinetika adsorpsi uranium oleh komposit ADP/zeolit yang berlangsung cepat dan mencapai kesetimbangan kurang dari 16 menit. Model kinetika adsorpsi uranium oleh komposit ADP/zeolit model pseudo-orde kedua. Variabel pH menunjukkan adsorpsi uranium nitrat oleh komposit ADP/zeolit optimum pada pH 7. Komposit ADP/zeolit menunjukkan peningkatan kemampuan adsorpsi terhadap uranium dibandingkan dengan zeolit alam. Komposisi penyusun komposit ADP/zeolit didapatkan pada perbandingan ADP : zeolit masing-masing adalah 1:1.Kata kunci: Komposit, zeolit, ammonium dihydrogen phosphate, uranium terlarut, adsorpsi
VERIFIKASI PENGUKURAN RADIOAKTIVITAS 153Sm MENGGUNAKAN DOSE CALIBRATOR MULTITIPE
Full text linkVerifikasi pengukuran dilakukan untuk menjaga validitas data hasil pengukuran. Pada penelitian ini telah dilakukan verifikasi pengukuran radioaktivitas 153Sm menggunakan alat dose calibrator dengan lima tipe yang berbeda, yaitu dose calibrator Atomlab 100, Atomlab 300, Atomlab 400, Atomlab 500, dan Capintec CRC-tr5. Parameter verifikasi meliputi akurasi, presisi, kelinieran, Limit of Detection (LOD), dan Limit of Quantification (LOQ). Pada pengujian akurasi, alat dose calibrator Atomlab 300 ditetapkan sebagai alat standar untuk menguji akurasi hasil pengukuran alat yang lain. Hasil verifikasi menunjukkan bahwa semua alat ukur memiliki error akurasi kurang dari 3%, namun setelah dilakukan uji t, ternyata hanya dose calibrator Atomlab 400 yang nilai thitung kurang dari ttabel, sedangkan Atomlab 100, Atomlab 500, dan Capintec CRC-tr5 thitung lebih besar daripada ttabel. Pada uji presisi diperoleh hasil bahwa kelima tipe alat dose calibrator memiliki presisi yang baik. Kelima alat tersebut memiliki nilai kelinieran yang baik untuk pengukuran Sm-153 radioaktivitas 20-140 mCi. Nilai LOQ dose calibrator Atomlab 100 = 8,48 µCi, Atomlab 300 = 5,08 µCi, Atomlab 400 = 8,66 µCi, Atomlab 500 = 8,78 µCi, dan Capintec CRC-tr5 = 7,23 µCi. Nilai LOD Dose calibrator Atomlab 100 = 2,54 µCi, Atomlab 300 = 1,52 µCi, Atomlab 400 = 2,59 µCi, Atomlab 500 = 2,64 µCi, dan Capintec CRC-tr5 = 2,17 µCi. Hal ini menunjukkan bahwa kelima alat tersebut memiliki validitas pengukuran yang baik dengan kepercayaan pengukuran 95%, namun untuk Atomlab 100, 500, dan Capintec CRC-tr5 hasil pengukurannya perlu dikalikan faktor koreksi.Kata kunci: Dose calibrator, verifikasi, radioaktivitas, 153Sm
KARAKTERISASI RADIOACTIVE FISSION WASTE (RFW) DARI PRODUKSI RADIOISOTOP LUTESIUM-177 MENGGUNAKAN PROGRAM ORIGEN2
Full text linkKARAKTERISASI RADIOACTIVE FISSION WASTE (RFW) DARI PRODUKSI RADIOISOTOP LUTESIUM-177 MENGGUNAKAN PROGRAM ORIGEN2. Jenis maupun jumlah limbah radioaktif hasil produksi nuklir terus meningkat seiring dengan berkembangnya pemanfaatan teknologi nuklir sehingga diperlukan pengelolaan yang baik agar tidak membahayakan masyarakat atau lingkungan. Produksi radioisotop untuk kedokteran nuklir menjadi salah satu sumber limbah radioaktif yang dihasilkan reaktor nuklir. Beberapa radiosotop yang diproduksi di teras Reaktor Serba Guna G.A Siwabessy (RSG–GAS) di antaranya Molibdenum-99, Iodium-125, Iridium-192 dan Lutesium-177 (177Lu). Penelitian ini bertujuan untuk mengetahui karakterisasi limbah produksi 177Lu yang dilakukan dengan menggunakan program komputer ORIGEN2 untuk mendapatkan sifat-sifat limbah RFW sehingga diperoleh teknik pengolahan limbah yang sesuai. Pada penelitian ini dilakukan karakterisasi limbah radioaktif pada produksi radioisotop 177Lu dari Target Lu2O3 pada berbagai posisi CIP pada daya 15 MWt dan 30 MWt dengan lama waktu iradiasi pada masing-masing tingkat daya selama 8 dan 12 hari. Dalam produksi radioisotop, target diiradiasi di fasilitas iradiasi teras RSG-GAS, target ditempatkan dalam ampul kuarsa yang kemudian ditempatkan di kapsul dalam (inner capsule) aluminium. Kemudian inner capsule aluminium tersebut dimasukkan ke dalam kapsul luar dan ditempatkan ke posisi iradiasi. Pasca Iradiasi target didinginkan dan selanjutnya dilakukan pengambilan radioisotop 177Lu. Pengambilan sampel radioisotop pasca iradiasi membentuk beberapa jenis limbah. Salah satunya adalah limbah fisi radioaktif (RFW) sebagai produk sampingan dengan sifat yang berbeda-beda. Selain dari target, limbah radioaktof juga dapat dihasilkan dari kapsul target. Iradiasi target membuat kapsul target yang terbuat dari kuarsa dan aluminium juga teraktivasi dan menjadi radioaktif. Maka dari itu dilakukan perhitungan konsentrasi aktivitas limbah hasil produksi radioisotop 177Lu. Hasil karakterisasi limbah RFW menggunakan program komputer ORIGEN2 dengan variasi fluks di berbagai posisi CIP pada daya 15 MWt maupun 30 MWt dengan lama iradiasi 8 maupun 12 hari diperoleh total konsentrasi aktivitas limbah dari produksi radioisotop 177Lu memiliki konsentrasi aktivitas diantara 1,06x1016 – 1,24x1016 Bq/g. Oleh karena itu, Limbah radioaktif RFW hasil produksi 177Lu diklasifikasikan dalam limbah radioaktif tingkat sedang berdasarkan Peraturan Pemerintah mengenai pengelolaan limbah radioaktif dan diperlukan pengelolaan yang teliti guna menjamin keselamatan.Kata kunci: RFW, Radioisotop, Lutesium-177, ORIGEN
PENGARUH PENAMBAHAN LARUTAN H3BO3 DAN LiOH TERHADAP PERILAKU KOROSI MATERIAL KELONGSONG ZIRCALOY-2 DALAM MEDIA AIR BEBAS MINERAL
Full text linkPENGARUH PENAMBAHAN LARUTAN H3BO3 DAN LiOH TERHADAP PERILAKU KOROSI MATERIAL KELONGSONG ZIRCALOY-2 DALAM MEDIA AIR BEBAS MINERAL. Pendingin primer pada reaktor tipe PHWR dikendalikan secara kimia dengan penambahan asam borat dan LiOH untuk mengantisipasi korosi pada kelongsong bahan bakar yang menggunakan material zircaloy-2 (Zr-2.) Penelitian ini bertujuan untuk menganalisis pengaruh penambahan larutan H3BO3 dan LiOH terhadap jenis dan laju korosi material kelongsong bahan bakar Zr-2 dalam media air bebas mineral. Penambahan bahan H3BO3 dan LiOH pada pendingin reaktor PHWR adalah untuk pengendalian secara kimia. Uji korosi dilakukan pada temperatur kamar untuk menghilangkan pengaruh temperatur tinggi dan tekanan pada proses elektrokimia. Pada penelitian ini dilakukan pengamatan laju korosi material Zr-2 di dalam media air bebas mineral dengan penambahan H3BO3 dan LiOH dengan variasi konsentrasi. Hasil pengamatan, laju korosi Zr-2 menggunakan metode Tafel pada dalam media air bebas mineral dengan penambahan H3BO3 pada konsentrasi 10 ppm, 100 ppm, 500 ppm, 1000 ppm dan 2000 ppm diperoleh laju korosi masing masing 17,29 x 10-3 mpy, 18,51 x 10-3 mpy, 20,82 x 10-3 mpy, 22,71 x 10-3 mpy dan 23,29 x 10-3 mpy. Setelah air bebas mineral, kemudian ditambahkan H3BO3 sebesar 2000 ppm dan LiOH dengan konsentrasi 1 ppm, 2 ppm, 3 ppm, 4 ppm. Hasil analisis menunjukkan bahwa dengan penambahan H3BO3 dan LiOH diperoleh laju korosi semakin menurun secara berurutan yaitu 22,71 x 10-3 mpy, 21,88 x 10-3 mpy, 21.41 x 10-3 mpy, 21,39 x 10-3 mpy, dan penambahan LiOH 5 ppm menyebabkan laju korosi meningkat menjadi 21,45 x 10-3 mpy. Hasil penelitian ini dapat disimpulkan bahwa penambahan LiOH dan H3BO3 berpengaruh terhadap laju korosi material zircaloy-2 dalam media air bebas mineral. Semakin tinggi konsentrasi H3BO3 yang ditambahkan menyebabkan laju korosi semakin meningkat, sedangkan dengan penambahan LiOH menyebabkan laju korosi semakin menurun hingga konsentrasi 4 ppm Namun dengan penambahan LiOH pada konsentrasi 5 ppm menyebabkan laju korosi meningkat sehingga dapat disimpulkan bahwa konsentrasi optimum penambahan LiOH adalah 4 ppm.Kata kunci: zircaloy-2, laju korosi, H3BO3, LiOH, kelongson
NEUTRONIC CALCULATION FOR PWR MOX FUEL PIN CELLS WITH WIMSD-5B CODE
Full text linkNEUTRONIC CALCULATION FOR PWR MOX FUEL PIN CELLS WITH WIMSD-5B CODE. The WIMSD-5B thermal reactor lattice cell code is used in many laboratories for research reactor calculations and power reactors. The program uses the Wigner-Seitz approximation for cell pin calculations. The approximation has been widely applied to the pin of UO2 cells and has shown good results in previous studies but can produce incorrect results when used for pin cells in MOX fuels. This paper investigates the use of the WIMS-5B code to calculate the neutron multiplication factor and depletion for MOX fuel pin cells. Calculations were performed using the WIMSD-5B code updated with the ENDF-BVIII.0 library. The outer scattering boundary condition was used to overcome the effect of the Wigner-Seitz approach on the lack of MOX fuel. Results of this study indicates that most of the results obtained using ENDF-BVIII.0 are better than ENDF-BVII.1, and this is in line with expectations. The difference in the maximum k-inf value obtained from this library occurs in the fuel that has the greatest enrichment. On the other hand, the addition of the outer scattering limit improves the results obtained using ENDF-BVIII.0, causing a slight improvement for other libraries. This shows that by using appropriate libraries and the addition of the scattering outer limit, the Wigner Seitz approximation for the MOX pin cell pins in WIMS-D5 can yield quite accurate results.Keywords: Wigner-Seitz approximation, WIMS-D5 code, MOX fuel, Doppler reactivity
UJI PASCA IRADIASI PELAT ELEMEN BAKAR U3Si2/Al DENSITAS 4,8 gU/cm3 PADA BURNUP 60%: PENGAMATAN VISUAL, RADIOGRAFI SINAR-X DAN ANALISIS CITRA
Full text linkUJI PASCA IRADIASI PELAT ELEMEN BAKAR U3Si2/Al DENSITAS 4,8 gU/cm3 PADA BURNUP 60%: PENGAMATAN VISUAL, RADIOGRAFI SINAR-X DAN ANALISIS CITRA. Pengembangan bahan bakar U3Si2/Al densitas tinggi telah dilakukan melalui peningkatan densitas bahan bakar nuklir dari 2,96 gU/cm3 menjadi 4,8 gU/cm3. Peningkatan densitas uranium memiliki dampak terhadap integritas mekanik kelongsong dan stabilitas geometri, sehingga diperlukan pengujian pascairadiasi. Pengujian pascairadiasi yang dilakukan meliputi pengamatan visual, uji radiografi sinar-X dan analisis citra pada Pelat Elemen Bakar (PEB). Pengamatan visual sepanjang permukaan PEB dilakukan menggunakan periskop yang terdedikasi di operating area hot cell 102 dan didokumentasikan dengan bantuan kamera melalui jendela hot cell. Pengujian radiografi sinar-X dilakukan pada tegangan 150 kV dan kuat arus 1500 µA. Citra yang dihasilkan dianalisis lebih lanjut menggunakan software ImageJ. Pengamatan visual tidak menemukan indikasi cacat permukaan, lapisan oksida yang berlebih, swelling, blister, maupun cacat permukaan lainnya. Interpretasi citra radiografi sinar-X menunjukkan profil bahan bakar yang homogen, tidak menemukan indikasi cacat sub-permukaan, serta menghasilkan profil burn up yang sesuai dengan hasil pengujian gamma scanning. Berdasarkan hasil pengujian tak merusak, secara keseluruhan PEB U3Si2/Al densitas 4,8 gU/cm3 selama iradiasi di teras RSG-GAS menunjukkan kinerja yang cukup baik.Kata kunci: Uji pascairadiasi, PEB U3Si2/Al, pengamatan visual, radiografi sinar-X, analisis citr
IMAGE ENHANCEMENT CITRA DIGITAL SHORT PIN PWR FUEL BERISI PELET UO2 ALAM PASCA UJI RADIOGRAFI SINAR-X MENGGUNAKAN PROGRAM IMAGEJ
Full text linkIMAGE ENHANCEMENT CITRA DIGITAL SHORT PIN PWR FUEL BERISI PELET UO2 ALAM PASCA UJI RADIOGRAFI SINAR-X MENGGUNAKAN PROGRAM IMAGEJ. Pengujian tak merusak menggunakan radiografi sinar-X digital merupakan salah satu rangkaian penting dalam evaluasi unjuk kerja bahan dan bahan bakar nuklir. Image enhancement atau peningkatan kualitas citra sangat dibutuhkan untuk analisis lanjutan terhadap citra hasil radiografi sinar-X digital yang cenderung memiliki resolusi lebih rendah. Proses image enhancement pada citra radiografi sinar-X digital bertujuan untuk memberikan citra yang lebih mudah diinterpretasi sehingga data yang dihasilkan dapat digunakan sebagai dasar evaluasi unjuk kerja bahan bakar setelah proses iradiasi. Pengujian menggunakan radiografi sinar-X digital dilakukan pada short pin PWR fuel berisi pelet UO2 dilakukan pada jarak 40 cm terhadap detektor dengan parameter tegangan dan arus sebesar 120 kV dan 1000 μA. Selanjutnya image enhancement dilakukan terhadap citra digital menggunakan ImageJ meliputi proses penyelarasan terhadap kontras citra, edge enhancement, pengolahan histogram gray value, dan penyesuaian warna citra. Data uji disesuaikan dengan informasi yang harus dicapai dari pengujian radiografi sinar-X digital short pin PWR fuel berisi pelet UO2. Informasi ini dapat berupa data dimensi, batas antar pelet, dan histogram yang menggambarkan adanya perbedaan material atau perbedaan ketebalan. Informasi ini selanjutnya digunakan sebagai input data dalam pemetaan konsep image enhancement short pin PWR fuel berisi pelet UO2. Output citra yang dihasilkan dari proses image enhancement memiliki resolusi dan kualitas citra yang lebih baik untuk memudahkan dalam proses analisis dan interpretasi serta dapat dijadikan metode baku dalam melakukan image enhancement citra radiografi sinar-X digital short pin PWR fuel berisi pelet UO2 pasca iradiasi.Kata Kunci : Image enhancement, radiografi sinar-X digital, short pin PWR, ImageJ, interpretasi
EFFECT OF Al, Zr AND Mo ON CORROSION RESISTANCE OF AlXCrFeNiMo AND AlXCrFeNiZr (X=1, 1.2 AND 1.4) AS FUEL CLADDING MATERIALS
Full text linkEFFECT OF Al, Zr AND Mo ON CORROSION RESISTANCE OF AlXCrFeNiMo AND AlXCrFeNiZr (X=1, 1.2 AND 1.4) AS FUEL CLADDING MATERIALS. The high entropy alloy of AlxCrFeNiM (with x = 1, 1,2 and 1,4; M = Mo and Zr) was successfully synthesized using powder metallurgy technique with sintering process at 1000 oC in an inert atmosphere. These alloys were designated as fuel cladding for research reactor with high U-density fuel such as U-Mo. One of the critical in-service properties of nuclear fuel cladding is its corrosion behavior. In this study, some properties of the HEA of AlxCrFeNiM such as the phases, microstructures, hardness, and corrosion resistance in 3 wt.% NaCl solution at room temperature were investigated. The results show that the phases in the HEA of AlxCrFeNiMo are FeNi, AlNi and Mo. The HEA of AlxCrFeNiZr has more complex phases compared to the AlxCrFeNiMo. The microstructure of HEA samples show fine grains with some micropores that imperfect the solidification during the sintering process. The hardness value of the HEA of AlxCrFeNiMo has a trend of decreasing as the x value increases. The opposite trend occurs to the HEA of AlxCrFeNiZr that the hardness value increases with increasing x value. The lowest hardness value is Al1.4CrFeNiMo at 262.2 HV, and the highest hardness value of Al1.4CrFeNiZr is at 756.7 HV. The corrosion rate of the AlxCrFeNiMo does not show a specific trend with increasing x value; however, the AlxCrFeNiZr shows decreasing value with increasing x value. The lowest value for the all-HEA samples is 0.20 mmpy for the Al1.4CrFeNiZr. The results of hardness and corrosion tests show that the Zr element combined with the Al element affects not only its hardness but also its corrosion resistance.Keywords: Fuel cladding, high entropy alloy, corrosio
STUDI PENGARUH PENAMBAHAN YTTRIUM DAN PERLAKUAN PANAS BETA TERHADAP KETAHANAN HIDROGEN PADUAN ZIRCALOY-4-0,1%Mo PADA TEMPERATUR 600°C DAN 800°C
Full text linkSTUDI PENGARUH PENAMBAHAN YTTRIUM DAN PERLAKUAN PANAS BETA TERHADAP KETAHANAN HIDROGEN PADUAN ZIRCALOY-4-0,1%Mo PADA TEMPERATUR 600°C DAN 800°C. Energi listrik merupakan sumber energi yang banyak digunakan dan dibutuhkan oleh manusia. Sehingga kebutuhan energi listrik ini akan meningkat seiring bertambahnya jumlah populasi manusia. Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN) merupakan salah satu solusi dari persoalan tersebut. Salah satu komponen penting reaktor nuklir yaitu kelongsong bakar nuklir biasanya menggunakan material berupa paduan zirkonium, namun penggunaan paduan ini dalam waktu yang lama akan rentan terhadap penggetasan akibat penetrasi hidrogen. Serangkaian percobaan dilakukan untuk mengetahui pengaruh penambahan yttrium dan perlakuan panas beta terhadap ketahanan hidrogen dan sifat mekanis paduan Zircaloy-4-0,1%Mo-xY (x=0 wt%; 0,5 wt%; 1 wt%). Penambahan yttrium menyebabkan peningkatan jumlah presipitat yang diduga adalah α-Y sekaligus meningkatkan kekerasan paduan baik pada paduan as cast maupun perlakuan panas beta. Perlakuan panas beta menurunkan kekerasan paduan akibat peningkatan jumlah fasa β-Zr. Peningkatan ketahanan hidrogen dapat dilakukan dengan penambahan yttrium karena bertindak sebagai penstabil fasa β-Zr. Sama halnya dengan perlakuan panas beta yang dapat meningkatkan ketahanan hidrogen dengan metode yang sama yaitu meningkatkan jumlah fasa β-Zr sehingga jumlah hidrogen yang dapat larut meningkat. Penambahan 1 wt% Y pada paduan zircaloy-4-0.1%Mo dengan perlakuan panas beta menunjukkan ketahanan hidrogen yang paling baik dengan ketebalan 6,24 μm pada temperatur 600°C dan 545,5 μm pada temperatur 800°C.Kata kunci: Zircaloy-4, ketahanan hidrogen, variasi yttriu
EFFECTS OF FUEL DENSITY ON REACTIVITY COEFFICIENTS AND KINETIC PARAMETERS OF PEBBLE BED REACTOR
Full text linkEFFECTS OF FUEL DENSITY ON REACTIVITY COEFFICIENTS AND KINETIC PARAMETERS OF PEBBLE BED REACTOR. Few decades ago a large number of nuclear reactors were designed to use HEU as the fuel. But the use of HEU is being discouraged since it can be used as a nuclear explosive material which makes its proliferation potential. Most of the HEU-fueled nuclear reactors in the world are either closed or converted into other types that have LEU fuel with 235U enrichment below 20%. To extend lifetime, LEU fuel with high density is developed. The change in fuel density from low to high will also change core neutronics and thermal-hydraulics of the reactor, and as a result, it affects the transient response of the reactor. This paper studies the effects of fuel density on reactivity coefficients and kinetic parameters of pebble bed reactor through several calculations with MCNP6 code combine with ENDF/B-VII.1 continuous energy cross-section nuclear data library. The overall calculation results show that the Doppler temperature coefficient (DTC) increases with increasing fuel density, but the moderator temperature coefficient (MTC) decreases due to hardening of neutron spectrum. Kinetic parameters such as effective delayed neutron fraction (βeff), prompt neutron lifetime(ℓ) and neutron generation time (Ʌ) which significantly reduced with increasing fuel density will strongly affect the reactor control and safety. The results of this work conclude that the selection of 9–15 g/cm3 fuel density should be considered carefully given that its effect on reactor controllability.Keywords: Fuel density, reactivity coefficients, kinetic parameters, MCNP6, ENDF/B-VII.1