Urania Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir
Not a member yet
288 research outputs found
Sort by
PEMBUATAN LOGAM URANIUM DARI UF4 DENGAN METODE PROSES REDUKSI KALSIOTHERMIK
Get PDFABSTAK PEMBUATAN LOGAM URANIUM DARI UF4 DENGAN METODE PROSES REDUKSI KALSIOTHERMIK. Metode proses reduksi kalsiotermik dipilih dalam rangka pembuatan logam uranium untuk mendapatkan produk yang memenuhi spesifikasi bahan bakar nuklir. Percobaan yang dilakukan dengan mencampur serbuk UF4 dan logam Ca granular murni (diameter butir -2 mm = 40 %, dan +2-6 mm = 60%), masing-masing sebanyak 6800 g dan 2180 g (ekses logam Ca 25% dari stoichiometrinya). Campuran UF4 dan Ca dimasukkan kedalam tabung grafit, kemudian dipindahkan ke dalam tabung baja untuk dipanaskan di dalam tungku reduksi. Tungku reduksi dipanaskan dan ditahan pada temperatur 600oC selama ±15 menit, kemudian diturunkan menjadi 400 oC untuk dilakukan pemantikan. Hasil reduksi terdiri dua lapisan yaitu logam U berada di dasar cawan, sedangkan slag CaF2 pada lapisan atas. Logam uranium memiliki kemurnian 99,97%, berat jenis 19,070 g/cm3, impuritas unsur-unsur logam penyusun (< spesifikasi nukem) dan dari uji difraksi sinar-X uranium didominasi oleh struktur a–U sebanyak 96,42 % yang tercampur dengan 3,58% UO2. Kualitas uranium hasil percobaan sesuai spesifikasi logam uranium Tessag Nuclear Nukem GmbH, namun kualitas tersebut masih dapat ditingkatkan dengan mengubah parameter prosesnya. Kata kunci: Reduksi kalsiothermik, logam uranium, slag CaF2, kadar U dan unsur pengotor. Abstract PRODUCTION OF UF4 TO URANIUM METAL REDUCTION PROCESS OF CALSIOTHERMIC METHOD. The calsiothermic reduction method is selected in order to manufacture uranium metal to get the product that meets the specifications of nuclear fuel. Experiments conducted by mixing metal powder UF4 with pure granular Ca (grain size diameter +2mm = 40%, and +2 -6mm = 60%), each as much as 6800g and 2180g (25%Ca metal excesses of stoichiometry). UF4 and Ca incorporated into the graphite tube, then transferred into the steel tube to be heated inside the furnace reduction. Reduction furnace is heated and held at a temperature of 600oC for 15 minutes, then lowered to 400oC to do ignition. The result of the reduction consist of two layers of U metal of the bottom of the cup furnace reduction, while CaF2 slag layer on top. The uranium metal has a purity of 99.97%, density of 19.070g/cm3, impurities constituent metals elements (<specification Nukem) and from X-Ray diffraction test of uranium is dominated by the structure of the alpha-U 96.42% mixed with 3.58% UO2. The uranium quality of experimental results to specification uranium metal of Tessag Nukem Nuclear GmbH, but the quality could be improved by changing the process parameters. Key Word: Calsiothermic reduction, uranium metal, CaF2 slag, U concentration, impurities element
KAJIAN KESELAMATAN KRITIKALITAS PADA RANCANGAN TANGKI V-401 UNTUK MENYIMPAN LARUTAN URANIL NITRAT (UN) DIPERKAYA U235 SAMPAI 5%
Get PDFABSTRAK KAJIAN KESELAMATAN KRITIKALITAS PADA RANCANGAN TANGKI V-401 UNTUK MENAMPUNG LARUTAN URANIL NITRAT (UN) DIPERKAYA U235 SAMPAI 5%. Telah dilakukan kajian keselamatan kritikalitas padarancangan tangki V-401 untuk mengetahui apakah tangki penyimpan tersebut dapat digunakan untuk menampung larutan uranil nitrat diperkaya U235 sampai 5%. Dengan menggunakan program Monte Carlo Code Neutron Particle (MCNP) versi 4.C untuk tangki V-401, diperoleh harga Keff sebesar 0.98657 bila ketinggian cairan UN mencapai 120 cm. Harga Keff mencapai 1.01101 bila ketinggian cairan UN pada posisi 130 cm. Harga Keff akan semakin besar yaitu 1.15679 bila keinggian cairan UN mencapai 330 cm (batas kapasitas penuh). Desain tangki V-401 tidak aman secara geometri karena volume dan diameter tangki terlalu besar. Namun demikian, kalau racun netron gelas raschig ring borosilikat dimasukkan (mengisi hampir 1/3 volume tangki) hasil analysis menunjukkan harga Keff = 0.030 untuk ketinggian cairan UN 330 cm. Harga Keff akan tetap konstan di sekitar harga 0.030 untuk berbagai variasi koordinat sumber netron.Tangki V-401 tetap dapat digunakan walaupun tidak aman secara geometri, jika diisi dengan racun netron dari gelas raschig ring borosilikat, untuk menurunkan harga Keff <1. Katakunci: kritikalitas, keselamatan, uranium diperkaya ABSTRACT CRITICALITY SAFETY ASSESSMENT ON THE DESIGN OF TANK V-401 TO ACCUMULATE THE URANYL NITRATE SOLUTION ENRICHED U235 UP TO 5%. The criticality safety assessment has been conducted to tank of V-401 to know wether the tank can accumulate the uranyl nitrate solution enriched U235 up to 5%. By using Monte Carlo Code Neutron Particle (MCNP) program version 4C for tank V-401, is obtained the value of Keff 0.98657 when the height of fluid of UN reach up to 120 cms. The value of Keff would be 1,01101 when the height of UN fluid at the position of 130 cms. The value of Keff will reach up to 1,15679 when the height of UN fluid has reached the position 330 cms (full capacity limit). Tank design V-401 is not safe geometrically because volume and tank diameter were too large. However, if neutron poison of glass raschig borosilicate ring is filled to the tank (fills approximately 1/3 tank volume) the result of analysis shows the value of Keff = 0.030 at the UN fluid position 330 cms. The value of Keff would constantly be around value of 0.030 for various coordinates source of neutron. The tank V-401 still can be utilized eventhough is not safe geometrically, if the tank is filled with neutron poison of glass raschig borosilicate ring to reduce the value of Keff <1. Keywords: criticality, safety, enriched uraniu
PERBANDINGAN DENSITAS PELET UO2 HASIL PELETISASI MENGGUNAKAN SERBUK DAN MIKROSPIR
Get PDFABSTRAKPERBANDINGAN DENSITAS PELET UO2 HASIL PELETISASI MENGGUNAKAN SERBUK DAN MIKROSPIR UO2. Telah dilakukan pengembangan proses peletisasi menggunakan mikrospir UO2sebagai pengganti serbuk UO2. Mikrospir bersifat speris, free flowing, porus dengan kekerasan tertentu (soft particle). Keunggulan penggunaan mikrospir pada proses peletisasi adalah tidak menimbulkan debu saat kompaksi dan lebih efektif dalam pengepakan sehingga tidak membutuhkan proses granulasi dan pelumas padat. Dihipotesakan bahwa penggunaan mikrospir UO2 dalam proses peletisasi akan memberikan densitas pelet sinter yang lebih tinggi dibandingkan dengan penggunaan serbuk UO2 pada parameter proses peletisasi yang sama. Mikrospir UO2yang digunakan pada peletisasi ini berukuran 900 µm dan crushing strength 2,0 N/partikel , sedangkan serbuk UO2 yang digunakan berukuran antara 150-850 µm. Proses peletisasi mikrospir UO2 dan serbuk UO2 dilakukan dengan memvariasikan tekanan kompaksi antara 200 Mpa hingga 500 MPa dan disinter pada temperatur 1100 °C selama 6 jam dalam suasana campuran gas hidrogen dan nitrogen. Karakterisasi dilakukan pada pelet mentah dan pelet sinter mikrospir UO2 dan serbuk UO2 yang meliputi pengukuran dimensi, penimbangan berat dan pengukuran densitas. Pada variasi tekanan kompaksi diperoleh pelet mentah dan pelet sinter mikrospir UO2 dengan densitas lebih tinggi dibandingkan hasil peletisasi serbuk UO2. Diperoleh hasil bahwa densitas pelet mentah baik hasil kompaksi serbuk UO2 maupun mikrospir UO2meningkat dengan bertambahnya tekanan kompaksi. Densitas pelet mentah mikrospir UO2berkisar antara 82,1 - 84,2 %TD. Pada kondisi penyinteran yang sama, baik kompakan serbuk UO2 maupun kompakan mikrospir UO2 memperlihatkan densitas meningkat dengan semakin besar tekanan proses kompaksi. Dari penelitian ini belum diperoleh pelet sinter UO2 dengan densitas sesuai persyaratan reaktor pengguna sehingga diperlukan penelitian lanjutan terkait parameter proses peletisasi dan spesifikasi mikrospir UO2yang efektif dalam memberikan pelet sinter UO2 dengan densitas sesuai persyaratan. Kata kunci: peletisasi, UO2, mikrospir, serbuk, densitas. ABSTRACTA COMPARISON OF PELLETS DENSITIES IN PELLETIZATION PROCESS USING UO2 POWDER AND UO2MICROSPHERE. A pelletization process UO2 fuel has been developed using UO2 microsphere as a substitute of UO2 powder. Microspheres are spherical, free flowing and porous with certain hardness (soft particle). The benefit of using microsphere in pelletization process is dust free in compaction and more effective in packing so the granulation process and solid lubricants are not required. It is hypothesized that the use of UO2 microsphere in the pelletization process will provide higher sintered pellet density than UO2 powder at the same pelletization process parameters. UO2 microsphere size used in this pelletization was 900 μm with crushing strength of 2.0 N / particles while the UO2 powder size between 150 and 850 μm. The pelletization processes of UO2 microsphere and UO2 powder were performed by varying the compacting pressure between 200Mpa up to 500MPa and sintered at temperatures of 1100 °C for 6 hours in an atmosphere of hydrogen and nitrogen gas mixture. Characterizations performed on the green and sintered pellets of UO2 microsphere and UO2 powder were dimension measurements, weighing and densities measurements. The densities of green and sintered pellets of UO2 microsphere were higher than the green and sintered pellets densities of UO2 powder with corresponded compaction pressure variations. The results indicate that the density of the green pellets both compaction results UO2 powder and UO2 mikrospir increased with increasing compacting pressure. Mikrospir UO2 pellets density crude ranged from 82.1 to 84.2% TD. At the same sintering conditions, both Compaction UO2 powder and UO2 mikrospir Compaction shows the density increases with the greater pressure compacting process. The sintered pellets densties of UO2 obtained from this research were not appropriate with density requirements of PWR fuel. It is necessary to perform advanced research related to the effective pelletization process parameters and UO2 microsphere specifications in providing the appropriate sintered pellets densities.Keywords: pelletization, UO2microsphere, powder, densit
DESTRUKSI ASAM NITRAT DALAM EFLUEN PROSES DENGAN MENGGUNAKAN BERMACAM-MACAM DESTRUKTAN
Get PDFABSTRAK DESTRUKSI ASAM NITRAT DALAM EFLUEN PROSES DENGAN MENGGUNAKAN BERMACAM-MACAM DESTRUKTAN. Telah dilakukan percobaan destruksi asam nitrat dalam efluen proses menggunakan aneka destruktan. Tujuan percobaan ini yaitu agar konsentrasi asam nitrat dalam efluen proses yang berada di IEBE (Instalasi Elemen Bakar Eksperimental) menurun, sehingga dapat diumpankan dan memenuhi syarat proses ekstraksi/stripping. Ke empat destruktan dipakai sebagai parameter yaitu formaldehida, asam formiat, sukrosa/gula, dan etanol. Proses percobaan dimulai volume destruktan dari 4, 6, 8, 10, hingga 12 mL (interval volume 2 mL), kemudian dimasukkan ke dalam efluen yang mengandung asam nitrat tinggi, pada suhu 98oC. Gas NOx (NO2, NO, N2O, N2) dan gas CO2 (kalau timbul) yang ke luar dari proses destruksi ditrap ke labu berisi aquades secara bertingkat. Hasil percobaan diperoleh konsentrasi asam nitrat terbaik diperoleh sebesar 3,54 M dengan destruktan yang cocok adalah formaldehida. Kata Kunci : Destruksi, asam nitrat, formaldehida, asam formiat, sukrosa, etanol. ABSTRACT DESTRUCTION NITRIC ACID IN THE EFFLUENT PROCESS USING WITH VARIOUS DESTRUCTANS. The experiment have been destruction nitric acid in the effluent process with destructans. Tujuan experiment is the concentrasion nitric acid in the effluent process in EFEI (Elemen Fuel Experimental Installation) droup out, so that fresh feed and processes extraction/stripping. Fours at destructans a carry out that parameter is formaldehyde, formic acid, sucrossa, dan ethanol. Start experiment processes volume destructan from 4, 6, 8, 10, so 12 mL (interval volume 2 mL), kemudian dimasukkan ke dalam efluen yang mengandung asam nitrat tinggi, pada suhu 98oC. The NOx gas (NO2, NO, N2O, N2) dan CO2 (if timbul) gas yang ke luar dari proses destruksi ditrap ke labu berisi aquades secara bertingkat. Hasil percobaan diperoleh konsentrasi asam nitrat terbaik diperoleh sebesar 3,54 M dengan destruktan formaldehida. Keyword : Destruction, nitric acid, formaldehyde, formid acid, sucrossa, ethanol
PENGARUH PARAMETER ANIL KUMULATIF TERHADAP JENIS DAN UKURAN Secondary Phase Precipitate/SPP PADUAN Zr1%Nb1%Sn1%Fe
Get PDFABSTRAK PENGARUH PARAMETER ANIL KUMULATIF TERHADAP JENIS DAN UKURAN Secondary Phase Precipitate/SPP PADUAN Zr-1%Nb-1%Sn-1%Fe. Penelitian ini bertujuan untuk menganalisis korelasi antara parameter aniling kumulatif (Cumulative Annealing Parameter/CAP) dengan jenis dan ukuran Phase Precipitate/SPP paduan Zr-1%Nb-1%Sn-1%Fe hasil sintesa. Ingot dibuat dengan peleburan busur tunggal. Selanjutnya sampel dianil pada temperatur 400°C, 500°C, 600°C, 700°C dan 800°C selama 2 jam. Identifikasi fasa berdasarkan pola difraksi sinar- dan dibantu dengan data JCPDF (Joint Committee Powder Diffraction File). Hasil pola difraksi beserta datanya dianalisis secara manual, tidak dapat langsung sesuai dengan data JCPDF sebab adanya distorsi terutama dari SPP. Hasil analisis disimpulkan sebagai berikut: Diperoleh data bahwa perbedaan parameter aniling (CAP) menghasilkan jenis SPP yang berbeda dan SPP yang stabil dengan perubahan CAP adalah Fe2Nb. Parameter aniling kumulatif pada temperatur anil 800 °C (1073 K) pada SOCAP(Parameter pertumbuhan partikel (Second order Cumulative Annealing Parameter/SOCAP)), sebesar 8.41E-07 dan PGP (Parameter pertumbuhan partikel (Particle Growth Parameter/PGP)), sebesar 2.23E+01 baik untuk stabilisasi presipitat. Parameter aniling kumulatif pada temperatur anil antara 500 °C (773 K) pada SOCAP sebesar 2.66E-08 dan PGP sebesar 4.48E-07 sampai dengan 600 °C (873 K) pada SOCAP sebesar 2.22E-07 dan PGP sebesar 2.41E-02 semua SPP mengalami ukuran butir maksimum, interval parameter aniling ini baik untuk stabilisasi presipitat . Untuk minimasi ukuran butir yaitu parameter aniling kumulatif pada temperatur anil 700 °C (973 K) pada SOCAP sebesar 4.63E-07 dan PGP sebesar 1.04E+00 kecuali Fe2Nb. Kata Kunci : paduan Zr-1%Nb-1%Sn-1%Fe, peleburan busur tunggal, pola difraksi sinar-x, JCPDF, temperatur anil, parameter aniling kumulatif (Cumulative Annealing Parameter/CAP), Parameter pertumbuhan partikel (Particle Growth Parameter/PGP), Parameter aniling kumulatif orde kedua (Second order Cumulative Annealing Parameter/SOCAP), Fe2Nb, ZrSn2,FeSn, SnZr, NbSn2, Zr0.68Nb0.25Fe0.08, Fe2Nb0.4Zr0.6, Fe37Nb9Zr54, dan w-Zr ABSTRACT EFFECT OF CUMMULATIF ANNEALING PARAMETER TO TYPE AND SIZE OF SECONDARY PHASE PRECIPITATE/SPP ON Zr-1%Nb-1%Sn-1%Fe. The obyective of this research is to analyze of the correlation between the Cumulative Annealing Parameter (CAP) and Phase Precipitate (SPP) on Zr-1%Nb-1%Sn-1%Fe alloy as the product of the synthesis. The ingot was prepared by single spark melting. The samples then anneal at temperature 400°C, 500°C, 600°C, 700°C dan 800°C for 2 hours. The phases was identified based on x-rays diffraction pattern and supported by Joint Committee Powder Diffraction File/ JCPDF. The Result of diffraction pattern with the data were analyzed by manual, it was not done by direct meet with the JCPDF data because of the distortion of the SPP. The analyzed results were concluded as follow: It was found the data that variation of the Cumulative Annealing Parameter (CAP) resulting the difference types of the Phase Precipitates (SPP) and the stable SPP with the CAP variation was Fe2Nb. The Cumulative Annealing Parameter at the temperature of 800 °C (1073 K) on SOCAP (Second order Cumulative Annealing Parameter/SOCAP), in order of 8.41E-07 dan PGP (Particle Growth Parameter/PGP), in order of 2.23E+01 it is good for the precipitate stabilization. The Cumulative Annealing Parameter at the temperature in between 500 °C (773 K) on SOCAP in order of 2.66E-08 and PGP in order of 4.48E-07 to at 600 °C (873 K) on SOCAP in order of 2.22E-07 and PGP in order of 2.41E-02 all of the SPPs expereincedthe maximum particle size, this annealing parameter interval is interval aniling parameter and is good for precipitate stabilizatio. In the purpose of minimizing particle size that was The Cumulative Annealing Parameter at the temperature of 700 °C (973 K) on SOCAP in order of 4.63E-07 and PGP in order of 1.04E+00 excepted for Fe2Nb. Keyword: alloy Zr-1%Nb-1%Sn-1%Fe, single spark melting, pola difraksi sinar-x, JCPDF, annealing temperature, Cumulative Annealing Parameter/CAP, Particle Growth Parameter/PGP, Second order Cumulative Annealing Parameter/SOCAP Fe2Nb, ZrSn2,FeSn, SnZr, NbSn2, Zr0.68Nb0.25Fe0.08, Fe2Nb0.4Zr0.6, Fe37Nb9Zr54, dan w-Z
PELAPISAN PERMUKAAN PELET UO2 DENGAN ZIRKONIUM DIBORIDA MENGGUNAKAN METODA SPUTTERING
Get PDFABSTRAKPELAPISAN PERMUKAAN PELET UO2 DENGAN ZIRKONIUM DIBORIDA MENGGUNAKAN METODA SPUTTERING. Pengembangan teknologi bahan bakar nuklir bertujuan untuk meningkatkan efisiensi pengoperasian Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN). Salah satu solusi yang diajukan adalah penggunaan bahan bakar dengan fraksi bakar (burn up) tinggi. Hal ini menyebabkan terjadinya peningkatan gas hasil fisi dan reaktivitas teras reaktor nuklir. Untuk mengendalikan kelebihan reaktivitas teras reaktor digunakan bahan bakar terintegrasi penyerap mampu bakar. Sehubungan dengan hal tersebut telah dibuat pelet UO2 berlapis tipis penyerap mampu bakar. Tujuan penelitian adalah untuk mendapatkan karakter lapisan zirkonium diborida pada permukaan pelet UO2 yaitu mikrostruktur, struktur kristal dan komposisi kimia. Pelapisan permukaan pelet UO2 dilakukan dengan bahan pelapis ZrB2 menggunakan metoda sputtering. Hasil penelitian menunjukkan bahwa mikrostruktur pelet UO2 + 0,4% Cr2O3 berupa butir-butir campuran ekuiaksial dan acicular dengan diameter 2,44 mm, sedangkan pelet UO2 + 0,3% Nb2O5 mempunyai struktur butir berupa ekuiaksial dan batang pipih dengan diameter 2,47 mm. Lapisan zirkonium diborida pada permukaan pelet UO2 + 0,4% Cr2O3 dan pelet UO2 + 0,3% Nb2O5 serupa yaitu tipis dan kompak dengan ketebalan 2,71 mm dan 2,82 mm. Identifikasi terhadap pola difraksi sinar-X pada pelet UO2 + 0,4% Cr2O3 dan pelet UO2 + 0,3% Nb2O5 menunjukkan adanya fasa UO2 dengan struktur kristal kubus dan fasa ZrB2 dengan struktur kristal heksagonal. Sementara itu, konsentrasi zirconium dalam lapisan pelet UO2 + 0,4% Cr2O3 dan pelet UO2 + 0,3%Nb2O5 diperoleh masing-masing sebesar 1,82 mg dan 1,90 mg. Adanya unsur zirkonium membuktikan bahwa lapisan ZrB2 terbentuk pada permukaan pelet UO2.Kata kunci: Pelet UO2, lapisan ZrB2, sputtering, mikrostruktur, ketebalan, struktur kristal, komposisi kimia. ABSTRACTCOATING ON SURFACE OF UO2 PELLET WITH ZIRCONIUM DIBORIDE USING THE METHOD OF SPUTTERING. Development of the nuclear fuel technology was aimed to improve nuclear power plant efficiency. One of the proposed solutions was utilization nuclear fuel with the high burn up. This leads to an increase in gas fission and nuclear reactor core reactivity. The excess reactivity of the reactor core controlled by integrated fuel burnable absorber. In connection it has made a layered thin UO2 pellets with burnable absorber. The objectives of this research was to obtain the characters of zirconium diboride layer on UO2 pellets surface i.e microstructure, crystal structure and chemical composition. The results of this experiment showed that the microstructure of UO2 + 0.4% Cr2O3 pellet has equiaxial and accicular grains with a diameter of 2.44 mm,, whereas the UO2 + 0.3% Nb2O5 pellets has a grain structure in the form of equiiaxial and flattened rod with a diameter of 2.47 mm. The layer of zirconium diboride on the surface of UO2 + 0.4% Cr2O3 and UO2 + 0.3% Nb2O5 pellets are similar namely thin and compact with a thickness of 2.71 mm and 2.82 mm. The identification of X-ray diffraction pattern on UO2 + 0.4% Cr2O3 and UO2 + 0.3% Nb2O5 pellets to exhibit there are of UO2 phase with cubical crystal structure and phase ZrB2 phase with hexagonal crystal structure. Meanwhile, zirconium concentration on the surface layer of UO2 + 0.4% Cr2O3 and UO2 + 0.3% Nb2O5 pellets each of 1.82 mg and 1.90 mg, The presence of zirconium element show that ZrB2 layer formed on the surface of UO2 pellets.Keywords: UO2 pellet, ZrB2 layer, sputtering, microstructure, thickness, crystal structure, chemical composition
PENGARUH TEMPERATUR DAN IRADIASI TERHADAP INTERDIFUSI PARTIKEL BAHAN BAKAR JENIS U−7Mo/Al
Get PDFABSTRAKPENGARUH TEMPERATUR DAN IRADIASI TERHADAP INTERDIFUSI PARTIKEL BAHAN BAKAR JENIS U−7Mo/Al. Paduan U−7Mo/Al memiliki potensi besar sebagai bahan bakar reaktor riset, tetapi bahan bakar ini memiliki beberapa kekurangan antara lain dapat membentuk interaction layer pada antarmuka pada saat proses fabrikasi maupun iradiasi di reaktor melalui mekaniame difusi. Penelitian ini dilakukan untuk mengetahui terjadinya interaction layer yang disebabkan oleh interdifusi atau diffusion couple paduan U−7Mo dengan pelat AlMg2 yang dipanaskan pada temperatur 500 °C dan 550 °C selama 24 jam dalam tungku arc furnace dan tungku DTA pada temperatur 30 °C hingga 1400 °C. Hasil pengamatan mikrostruktur menggunakan Scanning Electron Microscope (SEM) pada sampel diffusion couple hasil pemanasan pada temperatur 500 °C belum terlihat adanya interaction layeratau pembentukan fasa baru antara partikel U−Mo dan matriks Al. Sementara itu, pemanasan pada temperatur 550 °C telah terjadi interdifusi paduan U−7Mo dengan pelat AlMg2 menghasilkan senyawa (U,Mo)Alx pada antarmuka atau interface. Hal ini didukung oleh hasil analisis DTA menunjukkan bahwa paduan U−7Mo/Al pada 500 °C mempunyai kompatibilitas panas yang baik, tetapi diatas temperatur 550 °C telah terjadi perubahan fasa a + d menjadi a + g. Pemanasan hingga 679,14 °C terjadi fasa metastabil U(Al,Mo)x dan selanjutnya mengalami proses interdifusi dengan leburan uranium membentuk interaction layer berupa aglomerat senyawa UAlx (UAl4, UAl3 danUAl2). Aglomerat yang terbentuk dari proses pemanasan secara diffusion couple maupun dalam tungku DTA dibandingkan dengan aglomerat yang terbentuk akibat proses iradiasi. Bahan bakar paduan U−7Mo/Al yang diradiasi dengan burn up 58% mengalami interdifusi antara U−7Mo dengan matriks Al menghasilkan fasa metastabil U(Al,Mo)x yang berubah menjadi layer (U,Mo)Al7, presipitat UMo2Al20, (UMo)Al3−Al dan membentuk boundary atau aglomerat UAlx (UAl4, UAl3 danUAl2). Data ini didukung oleh analisis kekerasan mikro menggunakan Hardness Vickers dilakukan terhadap kelongsong AlMg dan paduan U−7Mo (sebelum dan sesudah pemanasan) serta sampel diffusion couple U−7Mo/Al dengan pelat AlMg2 hasil pemanasan pada temperatur 550 °C. Hasil analisis kerasan mikro yang diperoleh berturut−turut adalah 64,62 dan 340,45 HV (sebelum pemanasan) dan 52,34;303,16 dan 497,34 HV (setelah pemanasan). Dari ketiga sampel uji diperoleh kekerasan paling besar pada zona antarmuka sampel diffusion couple U−7Mo/Al dengan pelat AlMg2, bila dibandingkan dengan kelongsong AlMg2 dan juga paduan U−7Mo. Perbedaan kekerasan ini menunjukkan bahwa pada pengujian interdifusi menggunakan metode diffusion couple menghasilkan senyawa baru (U,Mo)Alx pada zona antarmuka yang memiliki karakter berbeda. Terbentuknya interaction layer tidak diharapkan dalam bahan bakar dispersi U−Mo/Al karena layer senyawa (U,Mo)Alx memiliki kekerasan mikro dan densitas lebih rendah dari pada densitas rata−rata paduan bahan bakar U−7Mo/Al.Kata kunci: U−7Mo/Al, diffusion couple, interaction layer, mikrostruktur, DTA dan kekerasan mikro. ABSTRACTTEMPERATURE AND IRRADIATION EFFECTS TO INTERDIFUSSION OF FUEL MATERIAL U−7Mo/Al TYPE. U−7Mo/Al alloy had great potential as research reactor fuel, but it had several disadvantages, such as, it can formed a interaction layer at the interface during the process of fabrication and irradiation in a reactor. The research objective was determine the interaction layer that was caused by interdiffusion or diffusion couple of U−7Mo with AlMg2 alloy which was annealed at 500 °C and 550 °C for 24 hours. The observation of microstructure used a Scanning Electron Microscope (SEM) on diffusion couple sample which was heated at temperature of 500 °C had not seen the layer interaction or the formation of a new phase between particles of U−Mo and Al matrix, but heating treatment at 550 °C indicated that U−7Mo alloy had been interdiffusion with AlMg2 plate produced (U,Mo) Alx compound on the interfaces. It was evidenced by interdiffusion reaction analysis used DTA that showed that U−7Mo / Al alloy at 500 °C had good heat compactibility, but at temperatures upper than 550 °C it had been phase changed from a + d to a + g phase. The heating in DTA furnace up to 679.14 °C produced U(Al,Mo)x meta stable phase and then interdiffusion process with uranium molten formed layer interaction that formed UAlx compound agglomerates (UAl4, UAl3 and UAl2). Agglomerates was formed from the heating process which was similar to agglomerates that caused by irradiation. U−7Mo / Al Fuel alloy that had 58% burn up had been interdiffusion between U−7Mo with Al matrix produced U(Al,Mo)x metastable phase that turned into (U, Mo) Al7 layer, UMo2Al20 precipitates, (UMo)Al3−Al and formed a boundary or UAlx (UAl4, UAl3 and UAl2) agglomerates.The results of microstructure analysis used SEM and interdiffusion reactions used DTA was supported by the analysis of micro hardness used Vickers Hardness. The results of hardness analysis that was done to AlMg cladding and U−7Mo alloy (before and after heating) and diffusion couple of U−7Mo / Al samples with AlMg2 plate after heating at 550 °C were respectively 64.62 and 340.45 HV (before heating) and 52.34; 303.16 and 497.34 HV (after heating). Diffusion couple U−7Mo/Al with AlMg2 plate samples had the highest hardness value. This hardness difference showed that the interdiffusion test used diffusion couple produced a new compound (U, Mo) Alx in interface zone that had different character, but the formation of interaction layer is not expected in the fuel U−Mo / Al dispersion because micro hardness and density of (U, Mo) Alx compound’s layer was lower than the average density of U−7Mo/ Al alloy.Keywords: U−7Mo/Al, diffusion couple, interaction layer, microstructure, DTA and micro hardness
PEMERIKSAAN MIKROSTRUKTUR, KOMPOSISI KIMIA DAN KEKERASAN HASIL PENGELASAN PADUAN Al-6061
Get PDFTelah dilakukan percobaan untuk mengamati pengaruh pengelasan terhadap kekerasan dan mikrostruktur paduan Al6061. Mula-mula dua potongan pelat paduan Al6061 dilas dengan menggunakan lasan GTAW dan filler dari paduan Al-4043. Pengujian logam hasil pengelasan yang terdiri atas kekerasan, mikrostruktur dan komposisi kimia dipilih pada daerah logam induk, daerah terpengaruh panas (HAZ) dan daerah logam lasan. Dari pengujian kekerasan Rockwell F terlihat bahwa kekerasan tertinggi dicapai pada daerah logam induk yakni sebesar 66,4 RF, kemudian di derah HAZ (56,8 RF) dan logam lasan (54,5 RF). Pada pengamatan mikrostruktur, terlihat bahwa bentuk butir logam induk, HAZ dan logam lasan masing-masing berbentuk cill, columnar dan equiaxial. Dari pengukuran ukuran butir dapat diketahui bahwa ukuran butir pada logam induk, HAZ dan logam lasan masing-masing sebesar 13,5μm, 15,9 μm dan 19,4 μm. Sementara itu, dari analisis komposisi kimia dengan menggunakan SEM-EDS terlihat bahwa kandungan unsur Si dan O tertinggi pada logam lasan, yakni masing-masing sebesar 10,14% dan 6,68 % berat
APLIKASI METODA ELEKTRODIALISIS UNTUK PEMISAHAN URANIUM DARI EFLUEN PROSES
Get PDFABSTRAK APLIKASI METODA ELEKTRODIALISIS UNTUK PEMISAHAN URANIUM DARI EFLUEN PROSES. Telah dipelajari aplikasi metoda elektrodialisis guna memisahkan uranium dari efluen proses dengan metoda elektrodialisis bertujuan untuk memisahkan uranium dari efluen proses. Bahan (umpan) yang digunakan adalah campuran efluen proses dengan kode LE-2, LE-6, LE-7, LE-8 dan LE-9 yang berasal dari Instalasi Elemen Bakar Eksperimental – Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir (IEBE-PTBN). Sel elektrodialisis terdiri dari 3 ruang yaitu ruang anoda, ruang umpan dan ruang katoda. Umpan dimasukkan ke dalam ruang umpan, asam nitrat dimasukkan ke dalam ruang anoda dan katoda. Anoda dan katoda dari Pt dipasang masing-masing di ruang anoda dan katoda. Membran tukar anion (MTA) ditempatkan antara ruang anoda dan ruang umpan, membran tukar kation (MTK) antara ruang umpan dan ruang katoda. Proses elektrodialisis dilaksanakan pada berbagai tegangan dan waktu sampai 300 menit. Setiap 60 menit dilakukan pencuplikan di ketiga ruang tersebut untuk menganalisis uranium dan keasaman. Hasil percobaan menunjukkan bahwa metode elektrodialisis yang terdiri dari tiga ruang telah diperoleh hasil penurunan kadar uranium dalam efluen proses di mana ion uranil ditarik ke ruang katoda melewati membran tukar kation (MTK), yang ditandai dengan berkurangnya kadar uranium dalam ruang umpan dan bertambahnya kadar uranium di ruang katoda. Demikian juga ion-ion negatif dalam umpan efluen proses telah dapat ditarik oleh anoda melewati membran tukar anion (MTA), yang ditandai dengan naiknya keasaman larutan. Tegangan dan waktu elektrodialisis berpengaruh terhadap penurunan kadar uranium dalam efluen. Penurunan konsentrasi terbesar untuk umpan efluen proses terjadi pada tegangan 7 Volt, waktu 240 menit yaitu sebesar 37,13%, keasaman larutan di ruang anoda 0,67N. Kata kunci: Elektrodialisis, efluen proses, pemisahan uranium, keasaman umpan ABSTRACT APLICATION OF ELECTRODIALYSIS METHOD FOR URANIUM SEPARATION FROM EFFLUENT PROCESS. It has been carried out an electrodialysis method to separate uranium from effluent process. Feed used was mixture of eflluent process coded LE-2, LE-6, LE-7, LE-8 dan LE-9 came from Experimental Fuel Element Installation – Center for Nuclear Fuel Technology. Electrodialysis cell consists of anode, feed and cathode segment. Anode and cathode made from platinum was placed in anode and cathode segment respectively. Anion exchange membrane (MTA) was placed between anode and feed segment, while cation exchange membrane (MTK) between feed and cathode segment. Electrodialysis process took place on various voltage and time. Sampling in the three segments was carried out every 60 minutes to determine uranium concentration and acidity. The results showed that electrodialysis method of three segments gave decreasing of uranium concentration in the effluent process where uranyl ions were pulled to cathode segment passing cation exchange membrane which marked by decrerasing of uranium concentration in the feed segment and increasing it in cathode segment. Negatives ions in the feed were also pulled by anode passing anion exchange membrane marked by increasing of solution acidity. Voltage and electrodialysis time enfluenced to the decreasing of uranium in the effluent. The uranium concentration decreasing maximum was 37.13%, acidity of solution in anode segment was 0.67N which took place on the voltage 7 Volt, time 240 minutes. Key Words: Electrodialysis, effluen process, uranium separation
ANALISIS GETARAN ELEMEN BAKAR UJI UNTUK REAKTOR NUKLIR SERBA GUNA G.A. SIWA BESSY TIPE PELAT BERINTI DISPERSI U3SI2/Al
Get PDFAbstrak Analisis Getaran Elemen Bakar Uji untuk Reaktor Nuklir Serba Guna G.A. Siwa Bessy Tipe Pelat Berinti Dispersi U3Si2/Al. Di dalam makalah ini disajikan analisis dinamika getaran terimbas aliran pendingin pada berkas elemen bakar Reaktor Serba Guna GA Siwabessy (RSG-GAS) terdiri dari 21 pelat sejajar. Analisis berdasarkan pada anggapan bahwa defleksi semua pelat dalam berkas adalah sama. Sistim persamaan diferensial pada pelat dan fluida pendingin dikembangkan dan diselesaikan dengan transformasi Fourier, sehingga diperoleh hubungan antara frekuensi alami dan kecepatan aliran. Dari hubungan ini diformulasikan kecepatan kritis untuk ketidakstabilan statis dan kecepatan resonan vortex. Penerapan pada elemen bakar RSG telah dilakukan dengan menggunakan data terbuka yang diperoleh dari pengukuran , sedangkan bagi yang tidak ditemukan dilakukan dengan pendekatan konservatif pada data sejenis. Hasil analisis menunjukkan bahwa batas minimum kecepatan alir untuk mencapai frekwensi alami pelat elemen bakar RSG dalam teras adalah sebesar 281 m/s. Nilai ini berada jauh di atas disain pengoperasian 8 m/s. Kecepatan minimum untuk resonan vortex tumpah (vortex sheding resonance) adalah 5.7 m/s untuk pelat-pelat terkelam (tersambung-padu) sempurna pada dinding perakitan. Jadi desain pendinginan elemen bakar RSG jauh dari kecepatan kritis ketidakstabilan, sehingga tidak perlu analisa lebih rinci. Kecepatan resonansi shedding vortex dalam analisis ini lebih rendah dari desain kecepatan aliran pendingin, karena selisihnya kecil ada baiknya dilakukan analisis dengan model yang lebih rinci. Kata kunci: Elemen bakar nuklir, tipe pelat sejajar, U3Si2 / Al, analisis getaran. Abstract Analysis of fuel plates vibration induced by coolant flow on nuclear fuel element for GA Siwabessy (RSG-GAS) multi purpose reactor PLATE TYPE that WERE U3Si2/Al CORE CONTENT. The assumption of the analysis was that deflection of all plates be identical. The differential equation system on plates and coolant, were solved by Fourrier transform, to obtain the relationship between natural frequencies and flow velocity. The critical velocity for static instability and vortex's resonant velocity have been formulated from his relationship. Implementing the relations on RSG fuel element was done by use of open data of measurement and by conservative approach of existing data in case no data available. The results shows that limits of critical natural frequencies of RSG fuel element in the core is 281 m/s, that lies far beyond operation design of 8 m/s. The minimum vortex's resonant velocity is 5.7 m/s plates firmly attached on assembly wall. Design of cooling system for fuel nuclear element in the RSG core is so far from evaluated instability critical velocity, so it is not necessarily further analysis. The velocity of vortex shedding resonance in this analysis is lower compared to design velocity of coolant, so it is recommended to analyze by better approach to compare with this work. Key word: Nuclear fuel element, equal plate type, U3Si2 / Al, vibration analysis