Urania Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir
Not a member yet
288 research outputs found
Sort by
PENGARUH REGENERASI KOLOM ALUMINA ASAM TERHADAP RECOVERY DAN KUALITAS 99mTc HASIL EKSTRAKSI PELARUT MEK DARI 99Mo HASIL AKTIVASI NEUTRON
Get PDFABSTRAKPENGARUH REGENERASI KOLOM ALUMINA ASAM TERHADAP RECOVERY DAN KUALITAS 99mTc HASIL EKSTRAKSI PELARUT MEK DARI 99Mo HASIL AKTIVASI NEUTRON. Melalui kerjasama antara PTRR-BATAN, Chiyoda dan JAEA Jepang telah dilakukan pemurnian 99mTc dari 99Mo hasil aktivasi neutron dengan menggunakan metode kromatografi kolom alumina asam terhadap hasil ekstraksi MEK (Metil Etil Keton). Pemurnian 99mTc dengan metode kolom alumina asam hanya dapat digunakan satu kali dan pemurnian berikutnya harus diganti dengan kolom baru. Hal ini dinilai kurang praktis dan juga memerlukan biaya yang mahal. Dalam penelitian ini dicoba penggunaan kolom alumina asam untuk pemurnian 99mTc lebih dari satu kali dengan melakukan proses regenerasi dengan cara melewatkan larutan HNO3 0,1N setiap kali proses pemurnian selesai. Penelitian ini bertujuan untuk mendapatkan larutan 99mTc yang dapat digunakan untuk penandaan kit radiofarmaka. Parameter yang diamati dalam penelitian ini adalah recovery, profil elusi, pH, kemurnian radiokimia dan kemurnian radionuklida (lolosan 99Mo). Hasil penelitian yang dilakukan selama 5 hari telah diperoleh pH ~5, recovery > 60 %, kemurnian radiokimia > 95 % dan lolosan 99Mo tidak terdeteksi. Dari hasil perlakuan terhadap kolom alumina asam dengan larutan HNO3 0,1 N disimpulkan bahwa kolom alumina asam tidak perlu diganti setiap hari.Kata kunci: 99mTc, 99Mo, MEK, kolom alumina asam, kemurnian radiokimia. ABSTRACTPurification of 99mTc from 99Mo activation using acidic alumina column chromatography system from MEK (Methyl Ethyl Keton) extraction has been carried out through cooperation between PTRR - BATAN, Chiyoda and JAEA Japan. This method has a limitation that acidic alumina column for purification of 99mTc can be used only once, for the next purification acidic alumina column should be replaced with new column, so it is less practical and also requires high cost. This study aims to obtain a 99mTc solution can be use for labelling of a radiopharmaceutical kit. In this study, the used of acidic alumina column for 99mTc purification was tried more than once by regeneration using 0.1N HNO3 solution after purification process is completed. Parameters observed in this study are the percent recovery, elution profile, pH, radiochemical purity and radionuclida purity. The results of observational studies conducted over 5 days has been obtained pH ~ 5,% recovery > 60%, radiochemical purity of > 95% and 99Mo leakage not detected. The treatment of acidic alumina column with 0,1 N HNO3 solution concluded that acidic alumina column does not need to be replaced every day.Keywords: 99mTc, 99Mo, MEK, acidic alumina column, radiochemical purity
Pengaruh Penambahan Ion Sulfat Terhadap Rekoveri Pemisahan Uranium Menggunakan Metode Kolom Penukar Anion
Get PDFPada penelitian sebelumnya telah diperoleh rekoveri pemisahan uranium sebesar 68,2137 % dengan metode kolom penukar anion menggunakan pelarut HCl 12 N. Dalam usaha untuk meningkat rekoveri tersebut maka dilakukan optimasi parameter pemisahan uranium dengan pelarut campuran HCl dan Na2SO4. Larutan standar uranyl nitrat sebanyak 500 µL digunakan sebagai umpan dengan larutan HCl variasi konsentrasi 6 N; 9 N; 12 N dan larutan Na2SO4 variasi konsentrasi 500 ; 1000 ; 1500 ; 2000 ; 2500 dan 3500 ppm sebagai larutan pereaksi. Dalam proses penukar anion, uranium terikat dalam resin dalam senyawa kompleks [UO2(SO4 )3]4- dan [UO2(SO4 )2]2-, kemudian dielusi menggunakan larutan HCl encer 0,15 N sebanyak 15 mL. Hasil elusi dipanaskan sampai hampir kisat dan ditambahkan 1 mL larutan HCl pekat untuk dilakukan proses elektrodeposisi. Planset stainless steel yang telah terdeposisi uranium kemudian dicacah menggunakan spektrometer alpha. Hasil pengukuran isotop uranium diperoleh kandungan 235U yang paling besar pada penggunaan pelarut HCl 9 N dan Na2SO4 1500 ppm dengan rekoveri pemisahan sebesar 95,7124 %. Optimasi parameter pelarut HCl 9 N dan Na2SO4 1500 ppm selanjutnya digunakan untuk pemisahan uranium di dalam PEB U3Si2/Al pasca iradiasi. Supernatan U3Si2/Al potongan bagian top, middle, dan bottom dipipet masing-masing sebanyak 500 µL sebagai umpan, kemudian dimasukkan ke dalam kolom penukar anion yang telah diberi resin Dowex-Cl sebanyak 1 gram. Dari hasil pemisahaan diperoleh kandungan isotop 235U pada PEB U3Si2/Al pascairadiasi potongan bagian top, middle, dan bottom masing-masing sebesar 13265,7866 µg/gPEB; 6923,9248 µg/gPEB; dan 12332,4175 µg/gPEB. Penggunaan pelarut HCl 9 M dan Na2SO4 1500 ppm dalam metode kolom penukar anion dapat meningkatkan rekoveri pemisahan uranium dari 68,2137 % menjadi 95,7124 %.Kata kunci: pemisahan, uranium, rekoveri, pelarut HCl dan Na2SO
Karakteristik Daktilitas SS304 Yang Teroksidasi Pada Temperatur Tinggi
Get PDFPerubahan karakteristik kekerasan, kekuatan tarik dan daktilitas SS304 yang dikenai perlakuan panas pada temperatur tinggi dengan media udara telah dilakukan. Baja SS304 merupakan baja tahan karat yang memiliki berbagai keunggulan sehingga banyak digunakan di dunia industri. Pada penelitian ini digunakan sampel uji dari pipa SS304 dengan diameter 30 mm dipotong secara transversal sehingga berbentuk cincin dengan lebar 3 mm. Sampel dikenai proses oksidasi dengan pemanasan pada temperatur 600 °C, 800 °C dan 1000 °C selama 1 dan 2 jam di dalam media udara. Setelah proses oksidasi sampel dikenai pendinginan baik secara alamiah diluar tungku atau dipercepat menggunakan media air, kemudian dilakukan pengujian kekerasan dan kekuatan tarik kearah transversal. Hasil pengujian menunjukkan bahwa terjadi peningkatan kekerasan pada sampel SS304 yang dikenai pendinginan dipercepat dibandingkan dengan sampel SS304 yang dikenai pendinginan alamiah. Nilai kekerasan tertinggi diperoleh pada pemanasan 1000 °C selama 1 jam dengan pendinginan dipercepat. Perubahan nilai kekerasan sebelum dan setelah melalui proses perlakuan terjadi dari 281,25 HV menjadi 468 HV. Nilai kekuatan tarik sampel SS304 memiliki kecenderungan menurun, namun daktilitasnya mengalami peningkatan. Hasil uji menunjukkan adanya penigkatan kekuatan tarik dan daktilitas SS304 yang diberi perlakuan pemanasan pada temperatur 600 °C selama 2 jam dan dikenai pendinginan alamiah. Kekuatan tariknya menjadi 744,04 MPa dan elongasinya meningkat sebesar 12,38 %. Dari hasil pengujian diperoleh suatu pedoman bahwa penggunaan SS304 dalam lingkungan oksidasi pada temperatur tinggi dibatasi maksimum di temperatur 600 °C.Kata kunci: daktilitas, SS304, oksidasi, temperatur tinggi
Pengaruh Viskositas Sol dan Presolidifikasi Pada Gelasi Eksternal Dalam Pembuatan Gel Ammonium Diuranat Menggunakan Sorrogate Cerium
Get PDFProses gelasi eksternal digunakan dalam pembuatan gel ammonium diuranat dan diproses lebih lanjut menjadi partikel UO2 terlapis. Partikel UO2 terlapis merupakan inti bahan bakar reaktor suhu tinggi (RST). Dalam makalah ini akan dijelaskan proses gelasi eksternal pembuatan gel menggunakan bahan pengganti (sorrogate) zirkonium yang distabilkan dengan cerium. Penelitian ini bertujuan untuk mempelajari proses gelasi gel ammonium diuranat dan pengaruh viskositas gel serta proses presolidifikasi terhadap kebulatan gel yang dihasilkan. Parameter yang dianalisis adalah viskositas sol dengan variasi penambahan bahan aditif dan proses gelasi dengan presolidifikasi (dengan aliran gas NH3) dan tanpa presolidifikasi (tanpa aliran gas NH3). Gel Ce-Zr dibuat melalui proses yang sama dengan proses pembuatan gel ADU yaitu proses gelasi eksternal. Larutan campuran cerium nitrat dan zirkonium dengan kadar Ce 12% mol ditambahkan urea, tetra hydro furfuryl alcohol (THFA) dan poly vinyl alcohol (PVA) menjadi larutan sol sebagai umpan proses gelasi. Nozzle penetes larutan sol divibrasi dengan frekuensi berkisar 90-110 Hz dengan amplitudo tertentu. Presolidifikasi dilakukan dengan melewatkan tetesan sol pada gas NH3 dan tetesan ditampung pada kolom gelasi berisi NH4OH. Pengoperasian kolom gelasi untuk menghasilkan gel yang bulat dan seragam dilakukan pengaturan frekuensi, amplitudo dan laju alir larutan sol. Kolom gelasi yang diperasikan dengan frekuensi 100 Hz, viskositas larutan sol sebesar 97 cP dan laju alirnya 25,8 mL/menit menghasilkan gel dengan kehalusan, keseragaman dan kebulatan yang relatif baik. Sol dengan viskositas 56 cP mempunyai laju alir yang relatif baik sebesar 28,8 mL/menit, sedangkan pada viskositas 46 cP diperoleh laju alir 30 ml/menit. Pengoperasian alat gelasi pada frekuensi 110 Hz, 100 Hz dan 90 Hz, menghasilkan gel yang halus, seragam dan bulat pada laju alir sol 27,9; 25,8 dan 21,2 mL/menit. Proses gelasi dengan aliran gas NH3 menghasilkan gel yang lebih bulat dan seragam dibandingkan dengan tanpa aliran gas NH3 yang menghasilkan gel yang tidak bulat. Dari penelitian ini dapat disimpulkan bahwa viskositas sol dan frekuensi vibrasi nozzle penetes mempengaruhi laju alir sol tetapi tidak mempengaruhi kebulatan gel. Makin besar viskositas sol, makin kecil laju alir sol untuk mendapatkan gel yang terpisah, seragam dan bulat. Meningkatnya frekuensi vibrasi akan memperbesar laju alir untuk mendapat gel yang baik dan proses gelasi tanpa presolidifikasi menghasilkan gel yang tidak bulat.Kata kunci: proses sol-gel, bahan bakar RST, cerium, zirkonium, gelasi eksternal, presolidifikasi
Analisis Kuat Sumber Neutron Dan Perhitungan Laju Dosis Neutron Teras Awal RDE
Get PDFTeras reaktor RDE (Reaktor Daya Eksperimental) berbentuk silinder non anular, mengadopsi teknologi HTGR (High Temperature Gas-cooled Reactor) berbahan bakar kernel partikel berlapis TRISO dalam bentuk bola (pebble) dan berpendingin gas helium. Desain teras reaktor RDE ini mengadopsi teknologi reaktor temperatur tinggi HTGR dengan keselamatan inherent pasif yang sangat aman. Temperatur keluaran panas gas helium teras reaktor RDE dirancang pada kisaran 700°C dengan temperatur masukan sekitar 250°C. Di samping menghasilkan listrik, reaktor RDE didisain menghasilkan panas temperatur tinggi yang dapat digunakan untuk keperluan kogenerasi lainnya (penelitian panas proses lainnya). Bahan bakar pada RDE berbentuk bola yang berisikan kernel partikel berlapis TRISO yang berupa uranium oksida (UO2) berpengkayaan 17%. Lapisan TRISO terdiri 4 lapisan yaitu lapisan karbon penyangga berpori, lapisan karbon pirolitik bagian dalam (IPyC, Inner Pyrolitic Carbon), lapisan Silikon Karbida (SiC) dan lapisan pirolitik karbon bagian luar (OPyC, OuterPyrolitic Carbon). Analisis kuat sumber dan perhitungan awal laju dosis neutron pada teras RDE dilakukan menggunakan program Monte Carlo MCNP5v1.2. Pemodelan heterogenitas ganda pada bahan bakar kernel partikel berlapis TRISO dan pada bahan bakar bola pada teras RDE. Dengan memanfaatkan program EGS99304, jumlah struktur group energi yaitu 640 (SAND-II group structure) digunakan dalam perhitungan spektrum neutron pada reaktor RDE. Teras reaktor RDE dibagi dalam 100 zona (10 arah radial dan 10 arah aksial). Analisis hasil perhitungan menunjukkan bahwa kuat sumber neutron reaktor RDE sebesar 8,47027X1017 neutron/sekon. Distribusi laju dosis neutron ditentukan menggunakan faktor konversi fluks ke dosis neurton dari International Commission on Radiological Protection, ICRP dan NCRP. Hasil perhitungan awal laju dosis neutron dengan faktor konversi ICRP-21 dan NCRP-38 untuk pekerja radiasi pada arah radial di perisai biologis sudah melemah memberikan nilai masing-masing sebesar 6,69915 µSv/jam dan 6,9964 µSv/jam pada posisi 215 cm dari pusat teras RDE, sehingga pekerja radiasi aman dan terlindungi dari radiasi sesuai dengan persyaratan Perka Bapeten No. 04 tahun 2013 tentang Proteksi dan Keselamatan Radiasi Dalam Pemanfaatan Tenaga Nuklir yang menetapkan nilai batas dosis efektif rerata untuk pekerja radiasi adalah 20 mSv/tahun (10 µSv/jam). Dari hasil analisis tersebut tampak bahwa model perisai radiasi dan perisai biologis telah memenuhi standar keselamatan radiasi yang disyaratkan.Kata kunci: TRISO, Pebble, MCNP5v1.2, RDE, kuat sumber neutron, laju dosis neutron, ICRP, NCR
PEMISAHAN DAN ANALISIS 137Cs DARI LARUTAN PELAT ELEMEN BAKAR U-7%Mo/Al
Get PDFABSTRAKPEMISAHAN DAN ANALISIS 137Cs DARI LARUTAN PELAT ELEMEN BAKAR U-7%Mo/Al. Pemisahan cesium dari larutan pelat elemen bakar (PEB) U-7Mo/Al telah dilakukan dengan menggunakan metode pengendapan dan penukar kation. Tujuan penelitian adalah mendapatkan metode yang valid untuk pemisahan cesium dari larutan PEB U-7Mo/Al melalui penentuan parameter unjuk kerja metode yaitu akurasi, presisi dan rekoveri. Metode pengendapan dan metode penukar kation yang digunakan mengacu kepada metode ASTM 690-000 dan kepada hasil penelitian U3Si2/Al. Penentuan parameter unjuk kerja metode pengendapan dilakukan dengan menggunakan larutan sampel PEB U-7%Mo/Al sebanyak 150 μL, larutan standar 137Cs sebanyak 50 μL dalam 2 mL HCl 0,1N. Larutan dikenakan proses pengendapan dengan menggunakan pereaksi HClO4 pekat dan penambahan senyawa carrier CsNO3 seberat 225 mg pada temperatur 0oC selama 1 jam, sedangkan proses penukar kation dilakukan dengan menggunakan resin zeolit Lampung sebanyak 400 mg. Proses penukar kation dilakukan secara batch dengan pengocokan selama 1 jam. Hasil proses pengendapan diperoleh endapan CsClO4 dan penukar kation diperoleh berupa padatan cesium - zeolit serta supernatan. Pengukuran dan analisis radionuklida137Cs dalam endapan CsClO4 dan padatan 137Cs-zeolit dilakukan dengan spektrometer gamma. Hasil pengukuran diperoleh nilai cacahan radionuklida 137Cs per detik (cps). Perhitungan rekoveri metode dilakukan dengan perbandingan nilai cacahan radionuklida 137Cs sebelum dan sesudah proses pemisahan. Hasil pemisahan radionuklida 137Cs dari larutan PEB U-7Mo/Al menggunakan metode pengendapan diperoleh rekoveri sebesar 95,56 % dengan akurasi dan presisi pengukuran masing-masing sebesar 0,375 % dan 1,875 %, sedangkan rekoveri pemisahan radionuklida 137Cs dengan metode penukar kation diperoleh rekoveri sebesar 26,73 %. Hal ini menunjukkan bahwa metode pengendapan lebih baik dari pada metode penukar kation untuk pemisahan 137Cs dari larutan bahan bakar PEB U-7Mo/Al.Kata Kunci: pemisahan cesium, metode pengendapan, penukar kation, zeolit Lampung, bahanbakar U-7%Mo/Al. ABSTRACTSEPARATION OF CESIUM FROM U-7MO/AL FUEL PLATE SOLUTION HAS BEEN DONE BY USING PRECIPITATION METHOD AND CATION EXCHANGE. The aim of this research is to get a valid method of separating cesium from U-7Mo/Al fuel plate solution through determination of parameter of method (accuracy, precision, and recovery). Precipitation method and cation exchange method that are used refer to standard ASTM 690-000 and research result of U3Si2/Al. Parameter method determination has been done by using 150 μL sample (U-7%Mo/Al fuel plate solution, 50 μL of standard solution in 2 mL of HCl 0,1 N. The sample solution was undergone precipitation process by using HClO4 concentrated and 225 mg of CsNO3 as carrier in tempherature 0oC for an hour, while exchange cation process was done by using 400 mg of resin zeolit Lampung. The analysis of 137Cs in CsClO4 and 137Cs - zeolit was done by gamma spectrometre. Determination of recovery method was done by comparing count value of 137Cs before and after separation process. Recovery of precipitation method was obtained 95.56 % with accuracy and precicion measurement of 0.375 % and 1.875 % respectively, while recovery of cation exchange method obtained 26.73 %. To sum up, the results show that precipitation method better than exchange cation method for separation 137Cs from U-7Mo/Al fuel plate solution.Keywords: cesium separation, precipitation method, cation exchange, zeolit Lampung, U-7% Mo/AL fuel plate
PEMISAHAN Zr – Hf SECARA SINAMBUNG MENGGUNAKAN MIXER SETTLER
Get PDFABSTRAKPEMISAHAN Zr – Hf SECARA SINAMBUNG MENGGUNAKANMIXER SETTLER. Telah dilakukan pemisahanZr – Hf secara sinambung menggunakan pengaduk pengenap (mixer settler) 16 stage. Larutan umpan adalah zirkon nitrat dengan kadar Zr = 30786 ppm dan Hf = 499 ppm. Ekstraktan dipakai adalah solven 60 % TBP dalam kerosen dan larutan scrubbingyang dipakai adalah asam nitrat 1 M. Umpan masuk pada stageke 5 dikontakkan secara berlawanan arah dengan solven masuk pada stage ke 16 dan larutan scrubbing masuk pada stage ke 1. Tujuan penelitian ini adalah memisahkan unsur Zr dan Hf dari hasil olah pasir zirkon menggunakan solven TBP dengan alat mixer settler16 stage. Analisis umpan dan hasil proses pemisahan untuk zirkonium (Zr) dilakukan dengan menggunakan alat pendar sinar-X, sedangkananalisis unsur hafnium (Hf) menggunakan Analisis Pengaktifan Neutron (APN). Parameter penelitian dilakukan dengan variasi keasaman asam nitrat dalam umpan dan variasi waktu pada berbagai laju pengadukan. Hasil penelitian pemisahan unsur Zr dengan Hf diperolehkondisi optimum pada keasaman umpan 4 N HNO3, keseimbangan dicapai setelah 3jam dan laju pengadukan 3300 rpm. Hasil ekstrak unsur zirkon (Zr) diperoleh kadar sebesar 28577 ppm dengan efisiensi 92,76 % serta kadar pengotor hafnium (Hf) sebesar 95 ppm.Kata Kunci: pemisahan Zr, Hf, ekstraksi, mixer settler, alat pendar sinar-X, APN. ABSTRACTSEPARATION of Zr - Hf CONTINUOUSLY USE THE MIXER SETTLER. Separation of Zr - Hf continuously using mixer settler 16 stage has been done. The feed solution is zircon nitrate concentration of Zr = 30786 ppm and Hf = 499 ppm. As the solvent used extractant 60 % TBP in 40 % kerosene. Nitric acid solution used srubbing 1 M. The feed entered into stage to 5 is contacted with solvents direction on the stage to 16 and the scrubbing solution enter the stage to 1. The purpose of this study is to separate Zr and Hf of the results from the process of zircon sand using solvent TBP using 16 stage mixer settler. Analysis of the feed and the results of the separation process for zirconium (Zr) using X-ray fluorescence instrument which hafnium (Hf) using Neutron Activation Analysis (AAN). Parameter study done of acidity variation of nitric acid in the feed and time variation in various stirring speed. From the research the separation of Zr-Hf, the optimum conditions in acidity feed 4 N HNO3, equillibrium was received after 3 hours, and stirring speed of 3300 rpm obtained extract of zircon (Zr) concentration = 28577 ppm (effisiency of Zr = 92,76 %)with impurities of hafnium (Hf) = 95 ppm.Keywords: separation of Zr, Hf, extraction, mixer settlers, X-ray fluorescence, NAA
Penentuan Kemurnian Radiokimia 99mTc-MIBI dengan Cepat dan Praktis menggunakan Metoda Ekstraksi
No full textPengujian radiokimia umumnya menggunakan metoda kromatografi lapis tipis (KLT), akan tetapi memerlukan waktu pengujian lama. Oleh karena itu, perlu alternatif menggunakan metoda ekstraksi yang lebih praktis dan cepat. Pengujian dilakukan dengan cara 99mTc-MIBI diekstraksi menggunakan campuran salin dan chloroform dengan perbandingan volume = 1:1. Campuran diekstraksi sehingga terpisah antara 99mTc-MIBI dan pengotornya, yaitu 99mTc-MIBI dalam fasa organik (Chloroform) sedangkan 99mTcO2 dan 99mTcO4- keduanya dalam fasa air (salin). Kemudian, masing-masing dicuplik dengan volume yang sama dan diukur radioaktivitasnya menggunakan Gamma Ionisation Chamber dan dihitung kemurnian radiokimianya. Hasil ekstraksi dibandingkan dengan pengujian menggunakan metoda baku KLT. Hasil penelitian menunjukkan bahwa pengujian radiokimia kit 99mTc-MIBI menggunakan kedua metoda tersebut hasilnya hampir sama, yaitu =98,34%±0,65 (metoda baku KLT) dan 97,15%±0,56 (metode ekstraksi) dengan kepresisian pengukuran yang baik, yaitu RSD <1% (RSD metode baku KLT=0,65% dan metode ekstraksi 0,56%). Waktu pengujian yang diperlukan dengan metoda ekstraksi = 20 menit dan metoda baku KLT =180 menit. Hasil ini menunjukkan bahwa metoda ekstraksi dapat digunakan sebagai alternatif dalam pengujian radiokimia kit MIBI. Keunggulan metoda ekstraksi adalah waktu pengujian lebih cepat dibandingkan metoda KLT.Kata kunci : Kemurnian Radiokimia, 99mTc-MIBI, metoda ekstraksi, metoda Kromatografi Lapis Tipi
Estimation Of Routine Discharge Of Radionuclides On Power Reactor Experimental RDE
Get PDFExperimental power reactor (RDE) which is planned to be constructed by BATAN is a kind of High Temperature Gas Cooled Reactor (HTGR) with 10 MWth power. HTGR is a helium gas-cooled reactor with TRISO-coated fuel that is able to confine fission products remained in the core. Although the fission products released into the environment are very small, in order to comply the regulations the study about environmental radiation on normal or routine operation condition need to be performed. Estimation of radiology in the environment involves the source term released into the environment under routine operation condition. The purpose of this study is to estimate the source term released into the environment based on postulation of normal or routine operations of RDE. The research approach starts with an assumption that there are defects and impurities in the TRISO fuel because of limitation during the fabrication. Mechanism of fission products release from the fuel to the environment was created based on the safety features design of RDE. Radionuclides inventories in the reactor were calculated using ORIGEN-2 whose library has been modified for HTGR type, and the assumptions of defects of the TRISO fuel and release fraction for each compartment of RDE safety system used a reference parameter. The results showed that the important source terms of RDE are group of noble gases (Kr and Xe), halogen (I), Sr, Cs, H-3, and Ag. Activities of RDE source terms for routine operations have no significant difference with the HTGR source terms with the same power.Keywords: routine discharge, radionuclide, source term, RDE, HTG
Effect Of Current, Time, Feed and Cathode Type On Electroplating Process Of Uranium Solution
Get PDFElectroplating process of uranyl nitrate and effluent process has been carried out in order to collect uranium contained therein using electrode Pt / Pt and Pt / SS at various currents and times. Material used for electrode were Pt (platinum) and SS (Stainlees Steel). Feed solution of 250 mL was entered into a beaker glass equipped with Pt anode - Pt cathode or Pt anode - SS cathode, then fogged direct current from DC power supply with specific current and time so that precipitation of uranium sticking to the cathode. After the processes completed, the cathode was removed and weighed to determine weight of precipitates, while the solution was analyzed to determine the uranium concentration decreasing after and before electroplating process. The experiments showed that a relatively good time to acquire uranium deposits at the cathode was 1 hour by current 7 ampere, uranyl nitrate as feed, and Pt (platinum) as cathode. In these conditions, uranium deposits attached to the cathode amounted to 74.96% of the original weight of uranium oxide in the feed or 206.5 mg weight. The use of Pt cathode for uranyl nitrate, SS and Pt cathode for effluent process feed gave uranium specific weight at the cathode of 12.99 mg/cm2, 2.4 mg/cm2 and 5.37 mg/cm2respectively for current 7 ampere and electroplating time 1 hour.Keywords: Electroplating, uranyl nitrate, effluent process, Pt/Pt electrode, Pt/SS electrod