Urania Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir
Not a member yet
288 research outputs found
Sort by
ZrC Coating On Fuel Eelement Cladding Zircaloy-2
No full textThe intensive researchs on high discharge burn-up of Light Water Reactor (LWR) fuel element were performed due to the extension of fuel element’s utility life. One of these researches was allowing for alteration of the existing zirconium-based clad system through coating. This technique is supposed to improve the corrosion resistance of cladding without changing the dimension of fuel cladding. In current research, the ZrC film was coated on the zircaloy-2 cladding surface by dipping process of zircaloy-2 specimens in colloidal graphite at room temperature. The dip-coated specimens then undergone heating process at 700oC, 900oC and 1100oC respectively in Argon gas atmosphere for 1 hour. The microstructure and crystal structure of the coated cladding were characterized by optical microscope and XRD respectively. The optical microscope showed the growth of the grains with increasing temperature. XRD examination on the specimens revealed that the ZrC crystal structure on the cladding surface occurred only at 1100oC, but it did not appear at 700oC and 900oC. It can be concluded that dipping process of specimen in colloidal graphite with subsequent heating at 1100oC provided ZrC film coated on zircaloy-2 cladding. The heating process at this temperature allowed carbon atoms to diffuse into zircaloy surface to form ZrC film.Keywords: zircaloy, cladding, dip-coating, colloidal graphite, ZrC
Pengaruh Pelarut Organik Pada Proses Pertukaran Anion Dalam Pemisahan Uranium Dari Larutan PEB U3Si2/Al Pasca Iradiasi
Get PDFTelah dilakukan pengembangan metode pemisahan uranium untuk meningkatkan rekoveri pemisahan uranium dalam bahan bakar nuklir pasca iradiasi. Tujuan penelitian ini adalah untuk mengetahui pengaruh pelarut organik pada proses penukar anion terhadap rekoveri uranium dari larutan bahan bakar U3Si2/Al pasca iradiasi potongan bagian atas. Larutan organik dalam dalam hal ini metanol terdapat dalam larutan umpan pada kolom penukar anion diharapkan dapat meningkatkan daya sorpsi resin Dowex terhadap uranium. Bahan yang digunakan sebagai umpan adalah larutan standar uranil nitrat dan supernatan larutan bahan bakar U3Si2/Al pasca iradiasi. Metode pemisahan uranium dilakukan dengan menggunakan kolom penukar anion dengan 2 (dua) tahapan. Kolom pertama menggunakan resin Dowex 1x8–NO3 dan kolom kedua dengan resin Dowex 1x8-Cl. Pada kolom pertama parameter yang divariasikan adalah konsentrasi HNO3 mulai dari 1M; 2M; 3M dan 4M, sedangkan variasi parameter pada kolom kedua adalah perbandingan volume antara HCl/metanol yaitu 50:50 %, 30:70 %, 20:80 % dan 10:90 %. Hasil penelitian diperoleh rekoveri uranium maksimum sebesar 90,68% dengan komposisi media pelarut pada kolom pertama adalah HNO3 3M dan metanol sebanyak 50 % volume sedangkan pada kolom kedua digunakam media pelarut HCl 6M dan metanol dalam perbandingan 10%:90% volume. Pada kondisi optimal diperoleh kandungan uranium dalam PEB U3Si2/Al TMU 2,96 g/cm3 potongan bagian atas sebesar 0,4725 μg.Kata kunci: rekoveri U, penukar anion, metanol, resin Dowex 1x8, PEB U3Si2/Al pasca iradiasi
Karakteristik Ingot Paduan U-Zr-Nb Pasca Proses Quenching
Get PDFTelah dilakukan percobaan perlakuan panas (quenching) paduan U-Zr-Nb yang bervariasi komposisi Nb. Ingot paduan U-Zr-Nb dengan komposisi Nb yang bervariasi yakni 1%, 4% dan 7% dan komposisi Zr tetap 10% dibuat melalui peleburan logam U, Zr dan Nb di dalam tungku busur listrik. Percobaan perlakuan panas (quenching) dimaksudkan untuk mengubah fasa άU yang tidak stabil menjadi fasa gU yang stabil. Pada percobaan quenching, ingot paduan U-10Zr-1Nb, U-10Zr-4Nb, U-10Zr-7Nb dimasukkan ke dalam ampul yang terbuat dari pelat baja kemudian dimasukkan ke dalam tungku pemanasan dan dipanaskan pada temperatur 900 oC serta ditahan selama 2 jam untuk selanjutnya didinginkan dengan cepat di dalam air. Setelah diquenching dikenai pengujian fasa dan pemeriksaan mikrostruktur. Pengujian fasa dilakukan menggunakan difrkasi sinar X (XRD) yang datanya diolah menggunakan software High Score, sedangkan pemeriksaan mikrostrutur menggunakan mikroskop optik. Hasil pengujian dengan XRD menunjukkan bahwa paduan U-10Zr-1Nb sebelum diquenching terdiri dari fasa αU, paduan U-10Zr-4Nb terdiri dari fasa αU sebesar 23,1504 % dan fasa γU sebesar 76,8495 %, sedangkan pada U-10Zr-7Nb terdiri dari fasa αU sebesar 34,1873 % dan fasa γU sebesar 65,8127 %. Untuk paduan U-10Zr-1Nb setelah diquenching terdiri fasa αU, paduan U-10Zr-4Nb terdiri dari fasa αU sebesar 44.6711 % dan fasa γU sebesar 55.3289 %, paduan U-10Zr-7Nb terdiri dari fasa αU sebesar 17.9918 % dan fasa γU sebesar 82.0082 %. Hasil analisis densitas teoritis terhadap fasa yang terbentuk pada paduan U-10Zr-1Nb, U-10Zr-4Nb, U-10Zr-7Nb baik sebelum maupun setelah diquenching diperoleh bahwa ingot paduan U-10Zr-1Nb, U-10Zr-4Nb, U-10Zr-7Nb menunjukkan bahwa densitas fasa αU dan fasa γU mengalami penurunan sedikit apabila kandungan Nb semakin rendah. Sementara itu, hasil pemeriksaan mikrostruktur menunjukkan bahwa pada kandungan Zr yang semakin tinggi (7% Nb) terbentuk butir lebih kecil (halus) setelah mengalami quenching. Dapat disimpulkan bahwa proses quenching paduanU-10Zr-1Nb, U-10Zr-4Nb, dan U-10Zr-7Nb akan mengubah fasa yang ada dari fasa αU menjadi fasa γU dan mikrostruktur. Kata kunci: Mikrostruktur, U-Zr-Nb, quenching, fasa, densitas
Identifikasi Fasa Pelet Bahan Bakar U-ZrHx Hasil Proses Sinter Dengan Atmosfer Nitrogen
Get PDFIdentifikasi fasa bahan bakar pelet U-ZrHx hasil proses sintering dengan atmosfer nitrogen telah dilakukan. Proses sintering dbertujuan untuk mendapatkan pelet yang mempunyai densitas lebih tinggi sehingga memenuhi persyaratan untuk digunakan sebagai bahan bakar Pressurized Water Reactor (PWR). Hasil penelitian ini dapat digunakan untuk mengetahui perubahan fasa dan densitas pelet U-ZrHx pada berbagai konsentrasi Zr setelah dikenakan proses sintering pada berbagai temperatur. Bahan bakar U-ZrHx untuk PWR dibuat berbentuk pelet dan perlu disinter untuk menaikkan densitasnya. Mula-mula dibuat pelet dari serbuk U-ZrHx dengan komposisi Zr berturut-turut sebesar 35, 45 dan 55 %berat melalui proses pengepresan pada tekanan 509-637 MPa. Pelet U-ZrHx mentah disinter dalam suasana gas nitrogen pada temperatur 1200 °C dan 1300 °C dengan waktu sinter dibuat tetap selama satu jam. Pelet U-ZrHx sinter dianalisis fasanya menggunakan teknik difraksi sinar-X (XRD) dan data yang diperoleh dievaluasi menggunakan software HighScore Plus. Hasil pengolahan data menunjukkan terbentuknya fasa seperti fasa U(ZrH2), UO3, UO2, dan Zr. Fasa UO2, dan Zr kemudian dianalisis karakteristiknya seperti densitas, parameter kisi dan persentase beratnya. Hasil penelitian ini diharapkan diperoleh U-ZrHx yang mempunyai densitas tinggi tanpa terbentuknya banyak fasa. Hasil pengujian densitas menunjukkan bahwa logam zirkonium dan oksida UO2 mengalami penurunan densitas apabila temperatur sintering dinaikkan dari 1200 °C menjadi 1300 °C. Densitas total tertinggi diperoleh pada pelet U-55ZrHx yang disinter pada temperatur 1200 °C yakni sebesar 8,9187 g/cm3. Dari hasil analisis komposisi menunjukkan bahwa persentase logam zirkonium maupun uranium dioksida mendekati persentase yang direncanakan apabila pelet disinter pada temperatur 1300 sedangkan parameter kisinya mengalami kenaikan. Sementara itu dari perhitungan persen berat diperoleh logam zirkonium maupun uranium dioksida mempunyai persen berat yang sesuai dengan perhitungan teoritis bila disinter pada temperatur 1300 °C.Kata kunci: sintering, pelet U-ZrHx, fasa, atmosfer, nitrogen
USE OF MEMBRANE EMULSION SPAN 80 AND TOPO IN URANIUM EXTRACTION AND STRIPPING
Get PDFABSTRACTUSE OF MEMBRANE EMULSION SPAN 80 AND TOPO IN URANIUM EXTRACTION AND STRIPPING. Membrane emulsion span 80 and TOPO used in uranium extraction and stripping has been done. The extraction was carried outby emulsion membrane H3PO4 in TOPO-Kerosene. The feed or external aqueous phase was uranium in HNO3. The emulgator span-80 was used to obtain a stable emulsion membrane system. The influence factors were percentage of TOPO-Kerosene, time extraction, molarity of external aqueous phase and molarity of internal aqueous. After the emulsion membrane was formed, the extractionand stripping process was performed. The ratio volume feed : volume membrane phase equal to 1 : 1 and volume of 5 % TOPO-Kerosene : Volume 3 M H3PO4 equal 1 : 1 were used. The relative good yield were obtained at concentration of TOPO in Kerosene and 3 M H3PO4 was 5 %, molarity of internal aqueous phase equal to 1 M, molarity of external aqueous phase 3 M H3PO4 and time extraction equalto 10 minutes with the speed of emulsification was 8000 rpm. At this condition the extraction efficiency of uranium obtained was 97.8 %, the stripping efficiency 52.56 %, and the total efficiency was 53.80 %.Keywords: membrane emulsion, extraction, stripping, span 80, kerosene, uranium. ABSTRAKPENGGUNAAN MEMBRAN EMULSI SPAN 80 DAN TOPO UNTUK EKSTRASI DAN STRIPPING URANIUM. Telah dilakukan penelitian membran emulsi span 80 dan TOPO yang digunakan untuk ekstraksi uranium. Extraksi dengan membran emulsi H3PO4 dalam TOPO-Kerosen. Larutan umpan untuk fasa air eksternal adalah uranium dalam asam nitrat. Untuk memperoleh sistem emulsi yang stabil dipakai emulgator Span 80. Parameter yang berpengaruh adalah persen TOPO-Kerosene, molaritas fasa air internal H3PO4, molaritas fasa air eksternal HNO3 dan waktu ekstraksi. Setelah diperoleh membran emulsi, kemudian dilakukan proses ekstraksi dan stripping, dengan rasio volume umpan : volume membran sebesar 1 : 1; volume 5% TOPO-Kerose : volume 3M H3PO4 sebesar 1 : 1. Hasil relatif lebih baik diperoleh pada konsen-trasi TOPO Kerosene: volume 3 M H3PO4 adalah 5 %, molaritas larutan fasa internal sebesar 1 M, molaritas larutan fasa eksternal adalah 3 M H3PO4 dan waktu ekstraksi sebesar 10 menit dengan kecepatan emulsi 8000 rpm. Pada kondisi ini diperoleh effisiensi ekstraksi uranium 97,8 %, efisiensi stripping 52,56 % dan efisiensi total adalah 53,8 %.Kata Kunci : membran emulsi, ekstraksi, stripping, span 80, kerosen, uranium
PENENTUAN WAKTU TANGGAP TERMAL BATANG BAHAN BAKAR SELAMA PEMADAMAN REAKTOR NUKLIR DENGAN MENGGUNAKAN MODEL ADIABATIK
Get PDFABSTRAK WAKTU TANGGAP TERMAL BATANG BAHAN BAKAR SELAMA PEMADAMAN REAKTOR NUKLIR DENGAN MENGGUNAKAN MODEL ADIABATIK. Proses pemadaman reaktor nuklir yang kompleks tergantung dari parameter disain bahan bakar dan parameter dan operasi reaktor. Dalam kaitan dengan analisis RIA dan LOCA, proses pemadaman dicirikan dengan konstanta waktu tanggap termal. Pada makalah ini disajikan konsep konstanta waktu tanggap termal dengan memperhitungkan transfer panas antara batang bahan bakar dan pendingin dengan model adiabatik yang lebih realistik daripada model temperatur permukaan konstan yang saat ini masih digunakan. Model ini diselesaikan secara eksakta ke deret Bessel. Pendekatan numerik menghasilkan rumus perhitungan sederhana sampai 4 suku. Dibandingkan perhitungan dengan menggunakan kode Transuranus yang telah diverifikasi dengan pengukuran eksperimental, waktu tanggap model termal adiabatik untuk tipikal BB PWR sedikit lebih rendah. Kata kunci : Waktu tanggap termal, batang bahan bakar, nuklir, adiabatic, fungsi Bessel ABSTRACT DETERMINATION OF THERMAL TIME CONSTANT OF FUEL PIN DURING NUCLEAR REACTOR SHUT DOWN BY USING ADIABATIC MODEL. A complex shut down process of nuclear reactor depends on different parameters of fuel design and of reactor operation. In correlation to RIA and LOCA analyses of reactor core, the shut down process is characterized by a time constant. In this paper, the concept of time constant by considering adiabatic heat transfer between fuel pin and coolant fluid is analyzed. The concept is more realistic than the model of constant surface temperature that is still used currently. The model has been mathematically solved by Bessel function. The numerical approach obtained a simple formula until 4 significant terms. Comparison between temperature constant of typical PWR fuel obtained by the adiabatic model and by Transuranus calculations that have been verified by experimental measurement shows a slightly lower. Keyword : Thermal time constant, fuel pin, nuclear reactor, adiabatic, Bessel function.
KARAKTERISASI PELET CAMPURAN URANIUM OKSIDA DAN ZIRKONIUM OKSIDA HASIL PROSES SINTER
Get PDFABSTRAK KARAKTERISASI PELET CAMPURAN URANIUM OKSIDA HASIL PROSES SINTER DAN ZIRKONIUM OKSIDA. Karakterisasi pelet campuran UO2 dan ZrO2 hasil proses sinter telah dilakukan dengan tujuan untuk mengetahui sifat kekerasan, mikrostruktur, ukuran butir dan densitas pelet. Serbuk UO2 dan ZrO2 dengan berat yang bervariasi dicampur hingga homogen, lalu dikompaksi hingga diperoleh pelet mentah dan kemudian disinter menjadi pelet (UO2 dan ZrO2) sinter. Pelet hasil sinter tersebut dilakukan beberapa pengujian yaitu : penentuan densitas dengan metoda pengukuran (berat dan volume pelet), pengamatan mikrostuktur dengan menggunakan mikroskop optik, penentuan ukuran butir dengan metoda Hillard dan sifat kekerasan dengan metoda Vicker. Hasil pengukuran densitas menunjukkan bahwa terjadi peningkatan densitas pelet hasil sinter mencapai rerata masing-masing dari 5,44 g/mL menjadi 10,42 g/mL (ZrO2 0%), 5,46 g/mL menjadi10,40 g/mL (ZrO2 0,2%) dan 5,51 menjadi 10,34 g/mL (ZrO2 0,4%). Hasil pengukuran besar butir menunjukkan bahwa besar butir pelet sinter mengalami peningkatan dengan penambahan ZrO2 yaitu : 5,2 µm (ZrO2 0%), 4,7 µm (ZrO2 0,2%), dan 4,9 µm (ZrO2 0,4%). Hasil pengukuran kekerasan menunjukkan bahwa sifat kekerasan pelet sinter mengalami peningkatan dengan penambahan ZrO2 masing-masing 495 VHN (ZrO2 0%),, 592 VHN (ZrO2 0,2%), dan 575 VHN (ZrO2 0,4%). Kata kunci : Karakterisasi, pelet (UO2+ZrO2) sinter, densitas, ukuran butir, kekerasan. ABSTRACT CHARACTERIZATION OF PELLET MIXTURE OF OXYDE URANIUM AND OXYDE ZIRCONIUM THAT IS SINTERING PROCESS PRODUCT. Characterization of mixture pellet UO2 and ZrO2 result of sintering process has been done as a mean to knows hardness character, microstructure, grain size and pellet density. Powder UO2 and ZrO2 weighing varying mingled to be finite of homogen, then is compaction until is obtained raw pellet and then is sintered to become pellet ( UO2 and ZrO2) sinter. Pellet result of the sinter is done some examinations that is : determination of density with measurement method ( heavily and pellet volume), observation mikrostuktur by using optical microscope, determination of grain size with Hillard method and hardness character with method Vicker method. Result of measurement of density indicates that happened improvement of pellet density result of sinter reachs average of each of 5,44 g/mL becomes 10,42 g/mL ( ZrO2 0%), 5,46 g/mL becomes 10,40 g/mL ( ZrO2 0,2%) and 5,51 becomes 10,34 g/mL ( ZrO2 0,4%). Result of big measurement of item indicates that big of item sinter pellet experiences improvement with addition of ZrO2 that is : 5,2 µ m ( ZrO2 0%), 4,7 µ m ( ZrO2 0,2%), and 4,9 µ m ( ZrO2 0,4%). Result of measurement of hardness indicates that hardness character of sinter pellet experiences improvement with addition of each ZrO2 495 VHN ( ZrO2 0%), 592 VHN (ZrO2 0,2%), and 575 VHN ( ZrO2 0,4%). Key words : Characterization, sintering pellet (UO2+ZrO2), density, grain size, hardness
PEMBUATAN SERBUK U-6Zr DENGAN PENGKAYAAN URANIUM 19,75 % UNTUK BAHAN BAKAR REAKTOR RISET
Get PDFABSTRAKPEMBUATAN SERBUK PADUAN U-6Zr DENGAN PENGKAYAAN URANIUM 19,75 % UNTUK BAHAN BAKAR REAKTOR RISET. Telah dilakukan pembuatan serbuk paduan U-6Zr dengan pengkayaan 19,75 % untuk bahan bakar reaktor riset. Pembuatan bahan bakar U-6Zr ini dalam rangka mencari bahan bakar baru yang mempunyai densitas tinggi untuk mengganti bahan bakar yang sudah ada U3Si2-Al. Tujuan dari percobaan ini untuk mengetahui sifat-sifat serbuk paduan U- 6Zr yang diperoleh dari proses hydriding-dehydriding sebagai kandidat bahan bakar reaktor riset. Serbuk yang diperoleh dari proses hydriding-dehydriding dikenai pengujian, diantaranya pungujian komposisi kimia, densitas, kandungan hidrogen, fasa dan sifat termal. Hasil pengujian komposisi kimia menunjukkan beberapa unsur seperti Al, Ca, Cu, dan Ni melebihi batas yang diijinkan dimana masing-masing unsur terdapat sebesar 202,21 ppm; 214,05 ppm; 61,25 ppm dan 134,53 ppm. Pada pengujian diperolah densitas serbuk U-6Zr sebesar 13,58 g/cm3 dan pada pengujian kandungan hidrogen sisa diperoleh kandungan hidrogen sebesar 0,16 %. Untuk pengujian fasa, diperoleh fasa αU dan δU, sedangkan pada pengujian sifat termal yakni transformasi temperatur terdapat dua puncak yakni puncak pertama terjadi pada temperatur 274 hingga 311 oC dan puncak kedua terjadi pada temperatur 493 hingga 527oC. Puncak pertama terjadi reaksi endotermik dengan menyerap panas sebesar ∆H = 6,23 cal/g tetapi tidak terbentuk fasa baru, sedangkan puncak kedua terjadi reaksi eksotermik dengan mengeluarkan panas sebesar ∆H = -9.34 cal/g dan terbentuk fasa αZr. Sementara itu, dari pengujian kapasitas panas pada temperatur 34 hingga 75 oC, terjadinya penurunan nilai kapasitas panas yang disertai dengan penyerapan panas. Pada temperatur yang lebih tinggi hingga temperatur 437oC nilai kapasitas panas menjadi lebih kecil disertai pengeluaran panas. Reaksi termokimia antara Zr dengan hidrogen sisa menunjukkan terbentuknya fasa αZr yang diindikasikan oleh reaksi eksotermik dengan mengeluarkan panas sebesar ∆H = 9,3449 cal/g. Dari hasil analisis dapat diketahui bahwa paduan U-6Zr tersebut dapat digunakan sebagai bahan bakar pengganti untuk reaktor riset. Kata kunci: Serbuk U-6Zr, pengkayaan U 19,75 %, bahan bakar, reaktor riset. ABSTRACTMAKING OF U-6Zr ALLOY POWDER WITH URANIUM ENRICHMENT OF 19.75 % FOR RESEARCH REACTOR FUEL. Making U-6Zr alloy powder with enrichment of 19.75 % for a research reactor fuel has been done. Making of U-6Zr fuel in order to find new fuels that have a high density to replace the existing fuel U3Si2-Al. The purpose of this experiment was to determine the properties of U-6Zr alloy powder obtained from the hydriding-dehydriding process as a candidate research reactor fuel. Initially was made U-6Zr ingot by melting U and Zr metals using electric arc melting furnace. U-6Zr ingots were found then cut into pieces and put into hydriding-dehydriding equipment that operates at pressures 14,46054 psi and hydriding temperatures of 350 oC. Ingots that out of the hydriding-dehydriding equipment becomes brittle then was crushed so becomes powder. Powder that obtained subjected to the test, including chemical composition testing, density, hydrogen content, phase and thermal properties. The results testing show that chemical composition of some elements such as Al, Ca, Cu, and Ni exceeded the permitted limit, each of which contained elements of 202.21 ppm, 214.05 ppm, 61.25 ppm, and 134.53 ppm. On testing the density obtained that U-6Zr powder density of 13.57 g/cc and the testing of hydrogen residual content obtained hydrogen residual content of 0.16 %. For the testing phase were obtained the αU and δU phases, while in testing of the transformation temperature, there are two peaks, the first peak occurs at a temperature of 274 to 311 °C and a second peak occurs at a temperature of 493 to 527 oC. The first peak occurs endothermic reaction by absorbing heat of 6.23 cal/g but not formed a new phase, while the second peak occurs exotermic reaction with brought out heat of -9.34 cal/g and formed αZr phase. Meanwhile, the heat capacity of the test at temperature of 34 to 75 °C, the decrease in the value of the heat capacity accompanied heat absorption. At higher temperatures up to 437 °C, heat capacity value becomes negative and accompanied by heat expenditure. It can be concluded that the alloy the U-6Zr when viewed from the chemical composition can still be used for fuel research reactor. Residual hydrogen still found in small quantities in the U-6Zr powder that can be eliminated by heating for longer. Reaction between Zr with residual hydrogen to form the αZ phase is accompanied exothermic reaction with brought out heat of 93 449 cal/g.Keywords: U-6Zr powder, U enrichment of 19.75 %, fuel, research reactor
PEMANFAATAN GAMMA SPEKTROMETRI UNTUK PENGAMATAN DISTRIBUSI PEMBELAHAN DALAM PELAT ELEMEN BAKAR NUKLIR
Get PDFABSTRAK PEMANFAATAN GAMMA SPEKTROMETRI UNTUK PENGAMATAN DISTRIBUSI PEMBELAHAN DALAM ELEMEN BAKAR NUKLIR PASCA IRADIASI TELAH DILAKUKAN. Unjuk kerja pelat elemen bakar nuklir selama digunakan di reaktor dapat diketahui melalui pengujian pascairadiasi. Salah satu pengujian pasca iradiasi adalah mengamati distribusi hasil belah, yang digunakan untuk menentukan distribusi pembelahan dari bahan dapat belah dalam elemen bakar. Pengamatan ini umumnya dilakukan secara gamma scanning dengan mengamati paparan radiasi-g pada energi tertentu. Pada umumnya penetuan distribusi hasil belah bahan bakar nuklir dilakukan dengan menggunakan spektrometer gamma. Pengamatan yang dilakukan cara manual, yaitu mengkombinasikan antara gerak elemen bakar dan pencacahan aktifitas radionuklida pemancar radiasi-g. Distribusi hasil belah dalam pelat elemen bakar U3Si3-Al diperoleh dengan mencacah radiasi gamma yang dipancarkan oleh sampel, dengan waktu pencacahan 300 detik pada setiap jarak 5 mm. Hasil pencacahan diolah dengan program exel sehingga diperoleh pola distribusi radioaktivitas gamma dalam pelat elemen bakar. Pola distribusi radioaktivitas 137Cs dalam pelat elemen bakar yang diperoleh dari pengamatan ini sesuai dengan pengamatan menggunakan gamma scanning. Pola distribusi hasil belah pemancar-g lainnya di dalam elemen bakar dapat juga dilakukan dengan cara pengamatan ini. Kata kunci : gamma spektrometri, distribusi pembelahan, elemen bakar nuklir, pasca iradiasi. ABSTRACT EXPLOITING OF SPECTROMETRY GAMMA FOR PERCEPTION OF NUCLEAR FISSION DISTRIBUTION IN POST IRRADIATED NUCLEAR FUEL ELEMENT HAVE BEEN DONE. Product of plate of nuclear fuel development performance can be known by post irradiated examination. One of test of post irradiated examination is perceiving of fission product distribution, what is used to determine of fission distribution from fissil material in the fuel element. This perception is generally done by automatically perceivedly of g-radiation at certain energy. In this research the perception of fission product distribution in nuclear nuclear fuel element by used spectrometry of gamma method were done by manual, that is combine between motion of fuel element and count of radio activites of radionuclide of g-radiation transmitter. Distribution of fission product in Nuclear fuel element plate of U3Si3-Al were obtained with count of g-radiation in the count time are 300 second at each distance 5 mm. Datas of this measurements are processed with exel program. pattern of Distribution of count of radioactivity in plate of element burn as according to perception use gamma scanning. Distribution pattern of other fission product g-transmitter in plate of fuel element can be done by this perception. Keywords : gamma spectrometry, fission distribution, nuclear fuel element, post irradiated
DISAIN KOLOM PENYERAPAN GAS FLUOR YANG KELUAR DARI UF6 CHEMICAL TRAP
Get PDFAbstrak DISAIN KOLOM PENYERAPAN GAS FLUOR YANG KELUAR DARI UF6 CHEMICAL TRAP. Telah dilakukan disain kolom penyerapan gas fluor menggunakan larutan sodium hidroksida (NaOH). Salah satu tahapan dalam proses pemubuatan gas UF6 dari serbuk U3O8 dengan kapasitas 8840 Ton/tahun adalah penyerapan gas fluor yang keluar dari penjebak kimia UF6. Poses ini dilakukan untuk mencegah terlepasnya gas UF6 yang mungkin belum seluruhnya terjebak dalam penjebak kimia UF6, serta untuk menyerap gas fluor sisa proses fluorimasi serbuk UF4. Untuk mencegah terbentuknya gas oksi fluorit (OF2) yang sangat beracun digunakan larutan NaOH lebih dari 2 % berat serta waktu tinggal minimum gas dalam kolom 1 menit. Oleh karena itu perlu disain kolom penyerap yang bekapasitas 39,361 kg/j yang memenuhi persyaratan baik dari segi keselamatan maupun ekonomi. Telah dipilih kolom penyerap berpacking dengan plastic intalox saddle 1 in, dan bahan konstruksi Inconel alloy-22, dengan larutan penyerap NaOH 10% berat. Dari hasil perhitungan untuk menyerap 39,361 kg/j gas fluor dibutuhkan 3348,294 kg/j larutan NaOH 10% dengan diameter kolom 0,937 ft, tinggi packing 17,891 ft, waktu tinggal gas dalam kolom penyerap 1,029 menit, dan spesifikasi kolom penyerap berpacking tersebut memenuhi syarat dari segi keselamatan maupun ekonomi.. Kata kunci : Disain, kolom packing, fluor, larutan NaOH 10%. Abstract THE DESIGN OF FLUOR GAS ABSORTION COLUMN THAT EXIT FROM UF6 CHEMICAL TRAP. The design of fluorine gas absorption column that exit from UF6 chemical trap using sodium solution has been performed. One of stages in UF6 gas production from U3O8 powders with capacity 8840 Ton/years is absorption of fluor gas that exit from UF6 chemical trap. The process is permofmed to prevent the release of UF6 gas that probably have not been completely trapped in UF6 chemical trap. In order to prevent the formation of oxide fluoride (OF2) that very poisonous used sodium solution more than 2 weight % and minimum residence time of gas in column is 1 minute. Therfore, it is necessary to design absorption column with capacity 39,361 kg/hour that meets requirement of safety and economic point of view. The packed absorber column has been selected using plastics intalox saddle 1 in, and Inconel alloy-22 as material construction of column and absorbent of sodium hydroxide solution 10 weight %. From result of calculation for absorbing 3.361 kg/j fluorine gas required 334.294 kg/j sodium hydroxide ( NaOH) 10% with column diameter 0.937 ft, packed height 17.891 ft, residence time of gas in column 1.029 minutes and the specification of the packed absorber column meet the safety and economic point of view. Keyword : Design, absorption column, fluorine, sodium hydroxide solution 10 weight %