Urania Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir
Not a member yet
288 research outputs found
Sort by
PRODUCTION OF URANIUM-MOLYBDENUM ALLOY AS A CANDIDATE FOR NUCLEAR RESEARCH REACTOR FUEL
Get PDFPRODUCTION OF URANIUM−MOLYBDENUM ALLOY AS A CANDIDATE FOR NUCLEAR RESEARCH REACTOR FUEL. Research and development on high density uranium for nuclear research reactor fuel is still in progress. Uranium-molybdenum alloy is one of the strongest candidates of nuclear research reactor fuel material. The properties and characteristics of U-Mo alloy is of important consideration for the selction of the fabrication techniques for the production of the fuel. In this work, uranium-molybdenum (U-Mo) alloys with varied molybdenum content have been produced succesfully by arc melting technique. The molybdenum content variations were 7 %wt, 8 %wt, 9 %wt and 10 %wt Mo. The melting process was done 5 times to achieve homogenization. Metallographic micrograph shows the presence of dendritic structure. XRD examination result affirms the presence of 2 phases of γ-U phase and d-U2Mo phase. Microhardness Vickers test shows higher hardness value for Uranium-molybdenum alloy with higher molybdenum content.Keywords: U−Mo alloy, research reactor, fuel
Pengaruh Densitas Uranium Terhadap Umur Bahan Bakar Nuklir di Dalam Reaktor RSG-GAS Ditinjau Dari Aspek Neutronik
No full textReaktor Serba Guna G.A. Siwabessy (RSG-GAS) Serpong merupakan reaktor nuklir tipe Material Testing Reactor (MTR). Reaktor ini awalnya dioperasikan menggunakan bahan bakar dispersi U3O8/Al pengkayaan uranium 19,75 % 235U dengan densitas uranium 2,96 gU/cm3. Bahan bakar U3Si2/Al densitas 2,96 gU/cm3 telah berhasil diproduksi dan digunakan sebagai bahan bakar RSG-GAS menggantikan bahan bakar U3O8/Al, sedangkan penelitian bahan bakar berbasis UMo/Al dengan densitas 7 gU/cm3 juga telah diperoleh dalam bentuk pelat mini. Penelitian tentang bahan bakar densitas tinggi masih berfokus pada proses pabrikasi, sedangkan perhitungan tentang umur atau masa pakai (lifetime) dan korelasinya dengan burn up bahan bakar belum banyak dilakukan. Berkaitan dengan hal tersebut, pada penelitian ini dilakukan perhitungan umur bahan bakar dan korelasinya terhadap burn up menggunakan pasangan program ORIGEN dan MCNP. Program ORIGEN digunakan untuk mensimulasikan proses waktu iradiasi, sehingga diperoleh data produk fisi dan uranium sisa (235U tidak mengalami reaksi fisi). Sementara itu, program MCNP digunakan untuk menghitung kritikalitas di dalam teras reaktor. Waktu iradiasi digunakan untuk perhitungan umur bahan bakar, sedangkan kritikalitas digunakan untuk mengetahui burn up maksimal untuk bahan bakar U3Si2/Al dan UMo/Al. Hasil perhitungan menunjukkan bahwa peningkatan densitas uranium berdampak kepada bertambahnya lama iradiasi di dalam reaktor dan burn up bahan bakar. Waktu yang dibutuhkan untuk mencapai burn up 56 % masing masing bahan bakar U3O8/Al; U3Si2/Al, dan U-7Mo/Al selama 188 hari, 292 hari, dan 420 hari. Peningkatan densitas uranium menyebabkan bahan bakar U3O8/Al mampu mencapai burn up 56 %, sedangkan U3Si2/Al dan U-7Mo/Al dapat mencapai nilai burn up sebesar 68,97 % dan 76,76 %. Meningkatnya umur (lifetime) dan burn up bahan bakar berdampak kepada meningkatkan efisiensi bahan bakar di dalam reaktor.Kata kunci: densitas uranium, umur bahan bakar, burn up, reaktor riset, neutronik
Proses Ekstraksi-Stripping UO2(NO3)2 Berimpuritas Hasil Pelarutan Yellow Cake
No full textUranil nitrat/UO2(NO3)2 merupakan bahan dasar/umpan yang dipakai sebagai bahan bakar baik reaktor riset maupun reaktor daya. Proses ekstraksi-stripping perlu dilakukan terhadap UO2(NO3)2, karena di dalam UO2(NO3)2 tersebut masih terdapat impuritas yang terikut selama berlangsungnya proses pelarutan Yellow Cake. Untuk mendapatkan larutan UO2(NO3)2 yang memenuhi persyaratan murni nuklir (nuclear grade), maka harus dilakukan proses pemurnian dengan ekstraksi-stripping menggunakan 3 (tiga) parameter yaitu laju alir umpan, keasaman umpan pada proses ekstraksi, dan keasaman pada proses stripping. Mekanisme proses ekstraksi terjadi UO2(NO3)2 akan masuk ke fasa organik TBP, sedangkan impuritasnya berada dalam fasa air (rafinat). Uranium dalam fasa organik dilakukan proses stripping dengan menentukan keasaman (sebagai parameter), sehingga diperoleh larutan campuran UO2(NO3)2 murni nuklir (nuclear grade). Kondisi proses ekstraksi diperoleh laju air umpan 15 L/jam, keasaman umpan pada proses ekstraksi sebesar ±3 M dan diperoleh kadar uranium sebesar 48.5365 gU/L, sedangkan proses stripping diperoleh UO2(NO3)2 sebesar 64,7860 gU/L pada keasaman 0,04 M. Kata Kunci: ekstraksi, stripping, laju alir umpan, perbandingan TBP/kerosin, keasaman
Analisis Kritikalitas Bahan Bakar Nuklir Bekas Reaktor RSG-GAS Pada Rak Berbahan Aluminium
No full textPenggunaan stainless steel sebagai material rak penyimpanan bahan bakar nuklir bekas (BBNB) di fasilitas Kanal Hubung – Instalasi Penyimpanan Sementara Bahan Bakar Bekas (KH-IPSB3) berpotensi menyebabkan terjadinya korosi galvanik pada BBNB sehingga penggantian material rak penyimpanan BBNB perlu dipertimbangkan. Potensi korosi galvanik terjadi karena aluminium sebagai material utama kelongsong Bahan Bakar Nuklir (BBN) Reaktor Serba Guna - G. A. Siwabessy (reaktor RSG-GAS) berinteraksi dengan stainless steel sebagai material rak penyimpan BBNB. Aluminium dapat digunakan sebagai material alternatif rak penyimpanan BBNB untuk mengurangi efek korosi galvanik. Penelitian ini bertujuan untuk mengkaji kritikalitas rak penyimpanan BBNB dengan material aluminium. Jaminan kritikalitas diperlukan untuk menjaga keselamatan fasilitas KH-IPSB3. Rak penyimpanan aluminium yang optimum dikaji dengan melakukan simulasi ukuran pitch dan menghitung laju serapan neutron pada kondisi normal (tidak terjadi kecelakaan). Perhitungan nilai kritikalitas (keff) dilakukan menggunakan program Monte Carlo N-Particle versi 6 (MCNP6). Model yang digunakan adalah model 3-dimensi satu rak utuh yang terisi penuh dengan BBNB di dalam kolam penyimpanan. Hasil perhitungan pada ukuran pitch 127 mm menunjukkan bahwa nilai keff rak penyimpanan BBNB dengan material aluminium (keff = 0,7709) lebih besar 13,20% dibandingkan material stainless steel (keff = 0,6810). Nilai keff rak penyimpanan BBNB dengan material aluminium pada ukuran tersebut masih berada dalam rentang yang disyaratkan yaitu keff kurang dari 0,95. Nilai keff dipengaruhi oleh ukuran pitch, dimana dengan berkurangnya ukuran pitch 1 mm dapat meningkatkan nilai keff sebesar 14,24%. Nilai laju serapan neutron juga mempengaruhi nilai keff, di mana laju serap neutron rak penyimpanan dengan material aluminium lebih kecil dibandingkan material stainless steel. Hasil simulasi menunjukkan bahwa rak penyimpanan dengan material aluminium memenuhi aspek keselamatan untuk digunakan sebagai rak penyimpanan BBNB di KH-IPSB3 karena mempunyai nilai keff < 0,95 pada ukuran pitch lebih dari 112 mm (keff = 0,9196).Kata kunci: kritikalitas, penyimpanan BBNB, rak aluminium, bahan bakar nuklir bekas
Analisis Kandungan Cesium dan Uranium Dalam Bahan Bakar U3Si2/Al Pasca Iradiasi
Get PDFTelah dilakukan pemisahan hasil fisi isotop 137Cs dan 235U dengan tujuan untuk mengetahui kandungan isotop 137Cs maupun 235U dalam PEB U3Si2/Al dengan densitas uranium 2,96 gU/cm3 pasca iradiasi. Langkah awal yang dilakukan untuk menentukan kandungan isotop 137Cs dan 235U adalah pemotongan PEB U3Si2/Al. Posisi pemotongan dilakukan pada bagian atas, tengah dan bawah dengan berat masing masing 0,095 g; 0,1103 g dan 0,1441g. Potongan PEB U3Si2/Al dilarutkan dalam 25 mL HNO3 6N dan HCl 6N sehingga diperoleh larutan PEB U3Si2/Al. Pemisahan 137Cs dilakukan dengan metode penukar kation dan metode pengendapan. Pemisahan 137Cs menggunakan metode penukar kation dilakukan dengan memipet 150 µL larutan PEB U3Si2/Al pasca iradiasi kemudian ditambahkan zeolit Lampung 1000 mg. Sementara itu, pemisahaan dengan metode pengendapan dilakukan dengan menambahkan serbuk CsNO3 sebagai carrier seberat 700 mg dan HClO4. Isotop 137Cs terikat dengan zeolit berada pada fasa padat dalam bentuk 137Cs-zeolit dan isotop U berada pada fasa cair atau supernatan. Proses pengendapan dilakukan di dalam ice batch dengan temperatur - 4oC hingga terbentuk endapan 137CsClO4. Besarnya kandungan isotop 137Cs dalam padatan 137Cs-zeolit maupun endapan 137CsClO4 diukur dengan menggunakan spektrometer-g. Pemisahan 235U dalam supernatan dilakukan dengan metode kolom penukar anion menggunakan resin Dowex 1x5-NO3. Supernatan sebanyak 500 µL dari masing-masing potongan bagian atas, tengah dan bawah sebagai umpan dimasukkan ke dalam kolom dan ditambahkan resin Dowex 1x8-NO3 seberat1,2 g. Efluen U dielusi dengan HNO3 8N dan efluen Pu dielusi dengan HCl 0,1N+HF0,036N. Efluen U yang keluar dari kolom dikenakan proses elektrodeposisi untuk selanjutnya diukur kandungan 235U dengan spektrometer-α. Kandungan 137Cs menggunakan metode penukar kation diperoleh sebesar 401,0335 µg/gPEB; 451,1094 µg/gPEB dan 343,9651 µg/g PEB masing-masing untuk potongan bagian atas, tengah dan bawah dengan recovery sebesar 99%, sedangkan dengan metode pengendapan diperoleh 137Cs masing masing sebesar 393,4581 µg/gPEB ; 452,0525 µg/gPEB dan 330,7839 µg/gPEB dengan recovery sebesar 98%. Kandungan 235U diperoleh sebesar 45208 µg/gPEB; 50896 µg/gPEB dan 44336 µg/gPEB untuk potongan bagian atas, tengah dan bawah dengan recovery sebesar 68%.Kata kunci: Isotop 137Cs, 235U, PEB U3Si2/Al densitas uranium 2,96 gU/cm3
Analisis Cacat Blister Pada Kelongsong Bahan Bakar U3Si2/Al Menggunakan Ultrasonic Test
Get PDFIntegritas bahan bakar adalah salah satu aspek keselamatan yang harus dipertimbangkan selama reaktor nuklir beroperasi. Terbentuknya cacat pada bahan bakar setelah digunakan di dalam reaktor tidak diinginkan, karena dapat mempengaruhi unjuk kerja bahan bakar. Oleh karena itu, perlu dilakukan uji pasca iradiasi untuk menjamin integritas bahan bakar. Uji tak merusak menggunakan ultrasonic test adalah salah satu metode alternatif untuk melakukan uji pasca iradiasi. Analisis ini bertujuan untuk mendeteksi adanya cacat blister pada kelongsong bahan bakar nuklir tipe pelat. Pada uji pasca iradiasi menggunakan ultrasonic test perlu ditentukan parameter operasi agar diperoleh hasil yang akurat. Penentuan optimasi parameter ultrasonic test dilakukan terhadap kelongsong bahan bakar U3Si2/Al yang terdapat cacat blister. Pengujian dilakukan menggunakan dua teknik, yaitu teknik pulse-echo dan through transmission. Dari hasil pengujian diperoleh display A-scan berupa sebuah sinyal yang menunjukkan adanya cacat atau tidak. Tingginya sinyal tersebut kemudian dievaluasi sehingga diperoleh parameter optimal untuk penentuan adanya cacat. Hasil evaluasi menunjukkan bahwa cepat rambat gelombang longitudinal di medium air diperoleh sebesar 1545 m/s. Jarak optimal antara probe terhadap benda uji dengan teknik pulse-echo adalah 20 mm. Jarak optimal antar kedua probe dengan teknik through transmission adalah 40 mm. Pengujian pada bagian blister dengan teknik pulse-echo terjadi penurunan sinyal luaran sebesar 19 %FSH, sedangkan dengan teknik through transmission terjadi penurunan sinyal luaran sebesar 80 %FSH. Berdasarkan hasil penelitian dapat disimpulkan bahwa metode ultrasonic test dapat mendeteksi adanya blister pada pelat elemen bakar secara efektif. Dari kedua teknik yang digunakan untuk mendeteksi adanya cacat di dalam kelongsong bahan bakar diperoleh hasil bahwa teknik through transmission menunjukkan perbedaan sinyal luaran yang lebih jelas antara bagian normal dengan bagian blister pada kelongsong bahan bakar dibandingkan teknik pulse-echo. Parameter optimal dan teknik through transmission yang diperoleh selanjutnya akan digunakan untuk menentukan cacat pada pelat elemen bakar pasca iradiasi.Kata kunci: ultrasonic test, kelongsong AlMg2, blister, pulse-echo, through transmission
Pengaruh Hidrogen Terhadap Kekuatan Tarik Kelongsong Bahan Bakar Nuklir Berbasis Paduan Zirkonium
Get PDFSelama operasi reaktor nuklir, zircaloy-4 (Zr-4) sebagai kelongsong bahan bakar nuklir berada pada lingkungan yang berpotensi menimbulkan kegagalan mekanik, terutama akibat interaksinya dengan hidrogen. Hidrogen berdifusi ke dalam kelongsong dan pada saat melewati batas kelarutan akan terpresipitasi menjadi hidrida rapuh yang menyebabkan degradasi sifat mekanik. Teknik pengujian tarik ring digunakan dalam penelitian ini untuk mengetahui pengaruh keberadaan hidrida terhadap kekuatan tarik kelongsong Zr-4. Kelongsong Zr-4 dipanaskan pada temperatur 500 °C dan 600 °C dalam kondisi vakum selama satu jam yang diikuti dengan proses hidrogenasi bertahap hingga mencapai tekanan 1000 mbar dan ditahan selama tiga jam sebelum didinginkan secara normal di dalam tungku. Dengan menggunakan persamaan gas ideal diperoleh kandungan hidrogen yang terserap oleh kelongsong Zr-4 berturut-turut sebesar 674 ppm dan 1215 ppm pada temperatur hidrogenasi 500 °C dan 600 °C. Proses hidrogenasi pada temperatur 500 °C menyebabkan peningkatan kekerasan mikro hingga 36 % dan pada temperatur 600 °C dapat meningkatkan kekerasan mikro hingga 49 % jika dibandingkan dengan kelongsong Zr-4 tanpa perlakuan. Sementara itu, analisis mikrotruktur menunjukkan presipitat hidrida lebih banyak menempati batas butir. Presipitat hidrida lebih panjang dan tebal pada temperatur hidrogenasi yang lebih tinggi. Kenaikan jumlah hidrogen menghasilkan kenaikan nilai tegangan sebesar 4,4 %, penurunan nilai regangan sebesar 2,1 % dan kenaikan level kekerasan mikro Vickers sebesar 13 %. Hal ini menunjukkan bahwa keberadaan presipitat hidrida dalam kelongsong meningkatkan kekuatan tarik dan menurunkan daktilitasnya..Kata kunci: Hidrogen, kekuatan tarik, kelongsong, uji tarik ring, daktilitas
Analisis Korosi Paduan ZIRLO-Mo Dalam Media NaCl Menggunakan Metode Polarisasi
Get PDFPaduan zirlo-Mo merupakan jenis paduan logam zirkonium yang dapat dikembangkan menjadi bahan kelongsong reaktor pendingin air ringan. Parameter penting yang harus diketahui sebagai bahan kelongsong adalah sifat ketahanan korosi. Tujuan penelitian ini adalah untuk mengetahui ketahanan korosi paduan zirlo-Mo dalam media NaCl dengan variasi konsentrasi 0,03; 0,3 dan 3 % dan dibandingkan dengan ketahanan korosi paduan zircaloy-2 dan zircaloy-4 pada media yang sama. Sampel uji dibuat berbentuk disk kemudian dimounting dan dipreparasi metalografi meliputi pengamplasan menggunakan kertas SiC dengan ukuran 500 sampai 1200 grit secara bertahap. Laju korosi zirlo-Mo dianalisis menggunakan metode polarisasi menggunakan alat Potensiostat. Keunggulan metode tahanan polarisasi adalah waktu pengujian korosi relatif lebih cepat dibandingkan dengan metode perubahan berat, selain itu metode ini dapat menentukan laju korosi yang sangat rendah yaitu kurang dari 0,1 mpy. Pengujian lain yang dilakukan untuk mendukung analisis laju korosi adalah pengujian kekerasan mikro dengan Microhardness Tester dan pengamatan mikrostruktur mengunakan Mikroskop optik. Hasil pengujian menunjukkan bahwa paduan zirlo-Mo, zircaloy-2 dan zircaloy-4 secara keseluruhan memiliki laju korosi sangat rendah yaitu kurang dari 1 mpy. Laju korosi paduan zircaloy-2 dan zircaloy-4 dan zirlo-Mo pada media NaCl 3 % berturut-turut adalah 0,006; 0,007 and 0,590 mpy. Laju korosi paduan zirlo-Mo adalah relatif paling tinggi, hal ini disebabkan karena paduan zirlo-Mo mempunyai struktur lath martensit atau accicular yang memiliki kekerasan tinggi. Struktur lath martensit dan kekerasan tinggi sangat rentan terhadap korosi. Nilai kekerasan paduan zircaloy-2, zircaloy-4 dan zirlo-Mo berturut-turut adalah 194,79; 227,95 and 360,05 HV. Adanya larutan padat Mo dan matrik Zr-α serta struktur martensite atau accicular pada paduan zirlo-Mo mengakibatkan kekerasan paduan menjadi tinggi.Kata kunci: laju korosi, tahanan polarisasi, paduan zirlo-Mo, mikrostruktur, kekerasan mikr
KARAKTERISASI LAPISAN PENYERAP DAPAT BAKAR PADA PERMUKAAN PELET UO2 + DOPAN TiO2
Get PDFABSTRAKKARAKTERISASI LAPISAN PENYERAP DAPAT BAKAR PADA PERMUKAAN PELET UO2 + DOPAN TiO2. Lapisan penyerap dapat bakar pada permukaan pelet UO2 + dopan TiO2 telah berhasil dibuat dengan menggunakan mertoda RF sputtering. Penelitian ini bertujuan untuk mendapatkan karakter mikrostruktur pelet UO2 + dopan, ketebalan, kekerasan mikro, komposisi kimia dan struktur kristal lapisan penyerap dapat bakar pada permukaan pelet UO2. Penentuan mikrostruktur dan ketebalan lapisan dilakukan dengan menggunakan mikroskop optik, kekerasan lapisan dengan metode kekerasan mikro Vickers, komposisi kimia dengan spektrometri XRF dan struktur kristal dengan difraksi sinar-X. Hasil penelitian menunjukan bahwa semakin besar kandungan TiO2 dalam pelet maka semakin besar ukuran butir dalam mikrostruktur pelet dan semakin tebal lapisan yang terbentuk pada permukaan pelet UO2. Kekerasan lapisan permukaan pelet UO2 + dopan TiO2 sinter relatif sama dan tidak bergantung pada konsentrasi dopan TiO2. Lapisan permukaan pelet UO2 + 0,3 % TiO2, pelet UO2 + 0,5 % TiO2 dan pelet UO2 + 0,7 % TiO2 sinter mengandung unsur zirkonium masing-masing 1,97 mg, 2,47 mg dan 4,81 mg. Lapisan penyerap dapat bakar pada permukaan pelet UO2 + dopan TiO2 sinter mempunyai fasa ZrB2 dengan struktur kristal heksagonal.Kata Kunci: lapisan permukaan, penyerap dapat bakar, pelet UO2, mikrostruktur, kekerasan, komposisi kimia, struktur kristal. ABSTRACTCHARACTERIZATION OF BURNABLE ABSORBER LAYER ON THE SURFACE OF UO2 + DOPED TiO2 PELLETS. Burnable absorber layer on the surface of UO2 + doped TiO2 pellets have successfully created using RF sputtering methods. The objective of this research is to obtain of microstructure characters of UO2 + doped TiO2 pellets, thickness, micro hardness, chemical composition and crystal structure of burnable absorber layer on the surface of UO2 pellets. The methods used are the microstructure and layer thickness using optical microscopy, layer hardness with micro Vickers hardness method, chemical composition by XRF spectrometry, and crystal structure by X-ray diffraction. The results showed that the larger of TiO2 content in the pellets then the greater of the grain size in the microstructure of the pellets and the thicker of the layer formed on the surface of UO2 pellets. The hardness of surface layer of UO2 + doped TiO2 sintered pellets are equal and does not depend on the dopant concentration of TiO2. The surface layer of UO2 + 0.3 % TiO2, UO2 + 0.5 % TiO2 and UO2 + 0.7 % TiO2 sintered pellets are containing zirconium respectively 1.97 mg, 2.47 mg and 4.81 mg. Burnable absorber layer on the surface of UO2 + doped TiO2 sintered pellets have ZrB2 phase with a hexagonal crystal structure.Keywords: surface layer, burnable absorber, UO2 pellet, microstructures, micro hardness, chemical composition, crystal structure
REDUKSI AKTIVITAS URANIUM DALAM LIMBAH RADIOAKTIF CAIR MENGGUNAKAN PROSES ELEKTROKOAGULASI
Get PDFABSTRAKREDUKSI AKTIVITAS URANIUM DALAM LIMBAH RADIOAKTIF CAIR MENGGUNAKAN PROSES ELEKTROKOAGULASI. Limbah yang dihasilkan dari proses pengembangan bahan industri bersifat radioaktif yang mengandung uranium yang dapat menimbulkan dampak negatif pada manusia dan lingkungan. Pengolahan limbah radioaktif pada saat ini masih banyak menggunakan bahan-bahan kimia.Penambahanbahan kimiauntuk mereduksi bahan pencemar dinilai kurang efisien karena kurang ramah lingkungan, memerlukan waktu yang lama, dan biaya yang mahal. Untuk itu akan diterapkan metode proses elektrokoagulasi untuk menurunkan aktivitas uranium dari larutan limbah cair. Tujuan penelitian ini adalah untuk mengetahui efisiensi penurunan aktivitas uranium dalam limbah radioaktif cair yang dihasilkan pada proses elektrokoagulasi dengan variasi tegangan, waktu tinggal, jarak elektroda dan pH inlet limbah. Limbah simulasi yang digunakan memiliki kadar kontaminan uranium sebesar 500 mg/L. Percobaan ini dilakukan dengan metode batch dengan elektroda aluminium. Hasil penelitian diperoleh parameter optimal pada tegangan 12,50 V, jarak 1 cm, pH 7, dan waktu proses selama 60 menit diperoleh efisiensi penurunan limbah uranium sebesar 97,20 %.Kata Kunci:elektrokoagulasi, reduksi limbah uranium, tegangan, aluminium. ABSTRACTREDUCTION OF URANIUM ACTIVITIES IN LIQUID WASTE RADIOACTIVE BY USING OF ELCTROCOAGULATION PROCESS. Waste generated from the process of the industrial material development one of which waste containing uranium radioactive, can have negative impact on humans and the environment. In the present time, chemicals are still mostly use in radioactive waste treatment. To reduce pollutants with the use of chemicals is less efficient, because less environmentally friendly, take long time and costly. Therefore, a system of electrocoagulation process will be applied to decrease the activity of uranium from waste solution. The purpose of this study is to determine the efficiency of uranium activity decrease in waste water which is produced in the electrolysis process is conducted with voltage variations, the dwelling time, electrode spacing, and the waste inlet pH. The waste that will be treated has uranium contaminant levels of 500 mg/L. The experiment was conducted by a batch system with aluminum electrodes. Parameters affecting electrocoagulation process, such as voltage, time, distance electrode, and the pH have been studied and the best voltage optimization condition has been obtained of 12.50 V, a distance of 1 cm, pH 7, and in the processing time of 60 minutes efficiency of 97.20 % was obtained.Keywords: electrocoagulation, reduction of uranium waste, voltage, aluminium