Urania Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir
Not a member yet
288 research outputs found
Sort by
PENGARUH NITROCARBURIZING DC-PLASMA TEMPERATUR (550-700)OC TERHADAP PERUBAHAN KEKERASAN PERMUKAAN DAN MIKROSTRUKTUR PADA BAHAN SUS 304
Get PDFABSTRAK Pengaruh Nitrocarburizing DC-Plasma Temperatur (550-700)oC Terhadap Perubahan Kekerasan Permukaan Dan MikroStruktur Pada Bahan SUS 304 Beberapa samples telah di nitrocarburizing pada temperatur (550 – 700) 0C selama 1 jam. Hasilnya menunjukkan bahwa, pada sample awal kekerasan bahan SUS 304 adalah 260,718 Kgf/mm2, setelah di nitrocarburizing pada temperatur 700 0C selama 1 jam, kekerasannya menjadi 279,88 Kgf/mm2, sedangkan kedalaman maximum atom-atom nitrogen dan carbon yang terdifusi kedalam bahan SUS 304 ialah 3,4 micrometer. Pengamatan mikrostruktur menunjukkan bahwa pada sample yang telah di nitrocarburizing pada T = 700 0C (t= 1 jam) terlihat jelas adanya lapisan atom-atom N dan C di dalam bahan SUS 304. Pada sample awal terdapat matrix γ-phase, δ-ferrite, dan twinning transformation. Pada samples yang di nitrocarburizing pada T > 5500C mempunyai matrix γ-phase, δ-ferrite, σ-phase, carbide dan twinning transformation. Kata kunci : Nitrocarburizing, DC plasma, SUS 304, kekerasan, dan mikrostruktur. ABSTRACT Influence of nitrocarburizing DC Plasma to hardness and microstructure change on SUS 304 material apparatus. Some samples were nitrocarburized at temperature (550-700) 0C for 1 hour. The results shows that the hardness untreated sample of SUS 304 material was 260,718 Kgf/mm2, after the sample nitrocarburized at temperature 700 0C for 1 hour, the hardness increasing to be 279,88 Kgf/mm2, furthermore maximum depth of carbon and nitrogen atoms that difused in SUS 304 material was 3,4 micrometer. Microstructure observation shows that the sample after nitrocarburized at temperature 700 0C for 1 hour to be seen very clear that there are layer of N and C atoms in SUS304 material. Un-treated sample has matrixes γ-phase, δ-ferrite, and twinning transformation. Samples that nitrocarburized at T > 5500C have matrixes γ-phase, δ-ferrite, σ-phase, carbide, and twinning transformation. Keywords : Nitrocarburizing, DC plasma, SUS304, hardness,and microstructure
PENENTUAN KONSENTRASI URANIUM DALAM SAMPEL SERBUK UO2 DAN U3O8 MENGGUNAKAN ANALISIS AKTIVASI NEUTRON INSTRUMENTAL PADA UJI PROFISIENSI LABORATORIUM BATAN
Get PDFABSTRAK PENENTUAN KONSENTRASI URANIUM DALAM SAMPEL SERBUK UO2 DAN U3O8 MENGGUNAKAN ANALISIS AKTIVASI NEUTRON INSTRUMENTAL PADA UJI PROFISIENSI LABORATORIUM BATAN. Teknik analisis aktivasi neutron (AAN) merupakan salah satu teknik analisis nuklir yang telah banyak dimanfaatkan untuk analisis unsur pada berbagai matriks sampel. Pada kegiatan ini, telah dilakukan aplikasi teknik analisis aktivasi neutron instrumental dalam penentuan uranium pada serbuk UO2 dan U3O8 dalam rangka program uji profisiensi di bidang bahan bakar nuklir BATAN. Sampel diiradiasi selama 1 menit pada fasilitas iradiasi rabbit reaktor TRIGA 2000 Bandung dengan fluks neutron ~ 1013 n.cm-2.s-1, selanjutnya dicacah menggunakan spektrometri gamma detektor HPGe. Konsentrasi uranium diidentifikasi dengan radionuklida 239Np pada energi 106,3 keV yang terbentuk berdasarkan reaksi 238U(n, g)239U (waktu paruh 23,47 menit) setelah terjadi peluruhan beta. Hasil analisis menunjukkan konsentrasi uranium pada sampel A1, A2, B1 dan B2 masing-masing 78,03; 74,79; 71,13 dan 71,48%. Nilai Z-score untuk sampel A adalah -1,59 sedangkan untuk sampel B, Z-score antar lab dan intra lab masing-masing -0,51 dan -0,92. Komparasi metode AAN dengan metode lain seperti UV-Vis juga dilakukan, dimana keduanya memberikan hasil yang memuaskan. Dari hasil tersebut, menunjukkan bahwa NAA dapat diaplikasikan dalam penentuan kadar uranium dalam serbuk UO2 dan U3O8 dengan akurasi dan presisi yang baik. Kata kunci: analisis aktivasi neutron, uranium, UO2, U3O8, Z-score, uji profisiensi. ABSTRACT DETERMINATION OF URANIUM CONCENTRATION IN UO2 AND U3O8 POWDER BY INSTRUMENTAL NEUTRON ACTIVATION ANALYSIS IN BATAN LABORATORY PROFICIENCY TEST. Neutron activation analysis (NAA) is one of nuclear analytical techniques that has been applied in several matrix samples. In this activity, the application of Instrumental Neutron Activation Analysis for determination of uranium in UO2 and U3O8 powder was carried out for proficiency test program in BATAN. Samples were irradiated in rabbit facility of TRIGA 2000 Bandung reactor with neutron flux ~ 1013 n.cm-2.s-1 for 1 minute and counted with HPGe detector of gamma spectrometry. The concentration of uranium in these samples were identified at 106.3 keV energy peak of 239Np, according to reaction of 238U(n, g)239U (23,47 minute half-life) after beta particle decay. The result gave the concentration of uranium in A1, A2, B1 and B2 samples were 78.03; 74.79; 71.13 and 71.48% respectively. The Z-score value for A samples was -1.59, meanwhile the Z score values of between laboratory and intra laboratory were -0.51 and -0.92 for B1 dan B2 samples respectively. The comparison of NAA method with other method such as UV-Vis was also carried out and both methods gave satisfactory results. It can be concluded that NAA is applicable in determination of uranium concentration in UO2 and U3O8 with good accuracy and precision. Keywords: neutron activation analysis, uranium, UO2, U3O8, Z-score, proficiency test
PENGGANTIAN KENDALI TEMPERATUR AUTOCLAVE ME-24
Get PDFABSTRAK PENGGANTIAN KENDALI TEMPERATUR AUTOCLAVE ME-24. Autoclave ME-24 yang digunakan sebagai perangkat pasifasi (membuat menjadi pasif) logam dalam rangka menghambat laju korosinya menggunakan empat buah pemanas beserta alat kendali temperaturnya. Penggantian kendali temperatur harus dilakukan karena terjadi kerusakan. Perbaikan alat kendali atau penggantian menggunakan kendali temperatur yang sama tidak mungkin dilakukan karena tidak tersedianya lagi suku cadang di pasaran baik level komponen maupun level modul dari kendali tersebut. Oleh karena itu penggantian dengan jenis sistem kendali yang serupa dan setingkat kemampuannya harus dilakukan. Makalah ini berisi pertimbangan teknis, langkah-langkah disain, dan hasil uji atas penggantian kendali tersebut sehingga autoclave ME-24 dapat berfungsi kembali. Kata kunci: autoclave, kendali temperatur, refurbishment, sambungan thermocouple. ABSTRACT REPLACEMENT OF AUTOCLAVE ME-24 TEMPERATURE CONTROLLER. Autoclave ME-24 which is used as a passivity equipment of metal in order to prevent its rate of corrosion has four heating systems including their temperature controllers. Replacement of the temperature controllers are inevitably implemented because the controllers were defective. Repair of the controllers or replacement with exactly the same controllers is impossible because of both expiry in component and module level of the controllers. Therefore replacement with similar type and performance has to be implemented. This paper describes technical consideration, steps of design, and results of test measurement in the controller replacement so that the autoclave can work normally as before. Keyword: autoclave, temperature controller, refurbishment, thermocouple extension
KARAKTERISTIK SIFAT MEKANIK DAN MIKROSTRUKTUR PADUAN UZrNb PASCA PERLAKUAN PANAS
Get PDFABSTRAK KARAKTERISTIK SIFAT MEKANIK DAN MIKROSTRUKTUR PADUAN UZrNb PASCA PERLAKUAN PANAS. Telah dilakukan percobaan untuk mengetahui karakteristik sifat mekanik dan mikrostrukutur yang terjadi pada bahan bakar paduan UZrNb hasil pemanasan pada temperatur 325 oC dengan waktu pemananasan 2, 4 dan 6 jam. Penambahan unsur Nb ke dalam paduan UZr menjadi paduan UZrNb dan proses perlakuan panas akan mempengaruhi karakteristik sifat mekanik dan mikrostruktur paduan UZrNb. Mula-mula dibuat paduan UZrNb dengan menggunakan tungku peleburan busur listrik dengan komposisi Nb berturut-turut sebesar 1%, 4% dan 7%. Paduan UZrNb yang bervariasi komposisi tersebut yakni U-10%Zr-1%Nb, U10%Zr-4%Nb dan U-1%Zr-10%Nb selanjutnya dipanaskan pada temperatur 325 oC dengan waktu yang berubah-ubah berturut-turut 2, 4 dan 6 jam. Paduan UZrNb yang telah dipanaskan selanjutnya diuji sifat mekanik dan mikrostruktur. Pengujian sifat mekanik dilakukan dengan menggunakan uji kekerasan mikro sedangkan pemeriksaan mikrostruktur dengan menggunakan mikroskop optik. Hasil pengujian kekerasan menunjukkan bahwa pada kandungan unsur Nb yang berubah di dalam paduan UZrNb yang dipanaskan pada temperatur dan waktu tetap maka kekerasan paduan UZrNb akan menurun. Pada penambahan unsur Nb sebesar 1 % ke dalam paduan UZr yang dipanaskan pada temperatur 325 oC selama 2 jam paduan UZrNb yang terbentuk mempunyai kekerasan sebesar 814 HVN dan akan naik menjadi 845,9 HVN dan menjadi 661,9 HVN bila kadar Nb menjadi 7%. Demikian pula dari pengujian kekerasan sampel yang dipanaskan pada temperatur tetap dan kandungan Nb tetap tetapi waktu pemanasan yang berubah menunjukkan penurunan nilai kekerasan paduan UZrNb. Sebagai contorh pada paduan UZrNb dengan kandungan Nb tetap 1% yang dipanaskan pada temperatur tetap 325 oC selama 2 jam paduan UZrNb tersebut mempunyai nilai kekerasan sebesar 814 VHN dan menjadi 774,7VHN ketika dipanaskan selama 4 jam selanjutnya menjadi 614 HVN. Dari hasil pemeriksaan mikrostruktur paduan UZrNb diperoleh hasil bahwa pada kandungan unsur Nb yang berubah dari 1 % menjadi4% dan 7% yang dipanaskan pada temperatur dan waktu tetap maka diperoleh ukuran butir semakin membesar. Demikian pula pada pemanasan paduan UZrNb dengan temperatur dan kandungan Nb tetap tetapi waktu pemanasan berubah maka diperoleh ukuran butir semakin membesar. Pada pemeriksaan mikrostruktur paduan UZrNb yang dipanaskan pada temperatur 325 oC dan waktu tetap 2 jam tetapi kandungan Nb berubah dari 1% Nb menjadi 4% Nb maka ukuran butir berubah dari 10,9 µm menajadi 13,1 µm. Sementara itu, paduan UZrNb yang mempunyai kandungan Nb 1% dan dipanaskan pada temperatur 325 oC selama 2 jam akan mempunyai ukuran butir sebesar 10,9 µm dan akan naik menjadi berukuran 13,1 µm bila kandungan Nb sebesar 4%. Kata kunci : Paduan UZrNb, perlakuan panas, sifat mekanik dan mikrostruktur ABSTRACT MECHANICAL PROPERTIES AND MICRSTRUCTURE CHARACTERISTICS OF UZrNb ALLOY POST HEAT TREATMENT. Experiments have been performed to characterize the mechanical properties and microstrucuture that occurs in the UZrNb fuel alloy heating results at temperatures of 325 ° C with a time of warming has 2, 4 and 6 hours. The addition of Nb element into the UZr alloy to be UZrNb alloy and heat treatment process will affect the mechanical characteristics and microstructure of alloys UZrNb. At first made UZrNb alloys using electric arc furnace smelting on the composition of Nb in a row at 1%, 4% and 7%. UZrNb alloy composition is varied the U-10% Zr-1% Nb, U10% Zr-4% Nb and U-1% Zr-10% Nb further heated at a temperature of 325 ° C by an arbitrary time 2, 4 and 6 hours respectively. UZrNb alloy that has been heated were then tested for mechanical properties and microstructure. Testing of mechanical properties is done by using a micro hardness test, while examination of the microstructure using optical microscope. Hardness testing results indicate that the content of Nb element has changed in the alloy is heated at a temperature UZrNb a fixed time and then the violence will decrease alloy UZrNb. On the addition of 1% Nb element into the UZr alloy is heated at a temperature 325 oC for 2 hours UZrNb formed alloy has hardness of 814 HVN will fall to 845.9 HVN when the Nb content increased to 4%. Such from hardness testing of sample that is heated at fixed temperature and fixed Nb content but heting time changed shown the decreasing of UZrNb alloy harness. As an example is UZrNb alloy with content of fixed 1% Nb that is heating at temperature 325 oC for 2 hours the UZrNb alloy have the hardness of 814 VHN and will decrease to 845,9 HVN when is heated for 4 hours. From microstruture observation of UZrNb alloy is result that at Nb element content changed and is heated at fixed temperature and time so is resulted the bigger of grain size. At microstructure observation of UZrNb alloy that is heated at fixed temperature 325 oC and time for 2 hours but the Nb element content change from 1 % to 4% so the grain size will changed from 10,9 µm to 13,1 µm. While, UZrNb alloy that have the Nb element content and is heated temperature of at 325 oC for 2 hours will have grain size of 10,9 µm and wil increased to 13,1 µm if the Nb element contain is 4 %. Key word : UZrNb alloy, heat treatment, mechanical property and microstructure characterictic
KARAKTERISASI PELET UO2 MELALUI AUC DAN PELET UO2 MELALUI ADU SELAMA SINTERING
Get PDFAbstrak KARAKTERISASI PELET UO2 MELALUI AUC DAN PELET UO2 MELALUI ADU SELAMA SINTERING. Penelitian dilakukan dengan mengompakkan serbuk UO2 melalui AUC dan serbuk UO2 melalui ADU dengan tekanan pengompakan 4.3 ton/cm2. Kinetika sintering pelet mentah hasil pengompakkan, yakni pelet mentah UO2 melalui AUC (5.80 g/cm3) dan pelet mentah UO2 melalui ADU (5.49 g/cm3) dipelajari menggunakan dilatometer. Kurva dilatometer, menunjukkan penyusutan/ shrinkage rate terjadi lebih awal pada pelet UO2 melalui ADU dibandingkan dengan pelet UO2 melalui AUC. Laju dan besar penyusutan yang terjadi pada pelet UO2 melalui ADU lebih cepat dan lebih besar dibandingkan pelet UO2 melalui AUC. Pengamatan mikrostruktur pelet hasil dilatometer menunjukkan bahwa fraksi pori pelet UO2 melaluiAUC lebih banyak dengan ukuran yang lebih besar dibandingkan pelet UO2 melalui ADU. Pada temperatur tinggi mekanisme sintering dipelajari menggunakan tungku sinter dengan temperatur sintering 1700 oC dengan laju pemanasan 250ºC/j dan waktu sintering 4 jam. Hasil sintering menunjukkan bahwa kerapatan pelet sinter UO2 melalui ADU (10.73 g/cm3) lebih tinggi dibandingkan dengan kerapatan pelet sinter UO2 melalui AUC (10.53 g/cm3). Pengamatan mikrostruktur menggunakan mikroskop optik dari pelet hasil sintering menunjukkan bahwa ukuran butir pelet UO2 melalui ADU lebih besar dibandingkan pelet UO2 melalui AUC. Hasil penelitian menunjukkan bahwa mampu sinter serbuk UO2 melalui AUC lebih rendah dibandingkan serbuk UO2 melalui ADU. Hal ini terlihat pada temperatur puncak U3O7 serbuk UO2 melalui ADU yang lebih rendah (161oC) dibandingkan temperatur puncak U3O7 serbuk UO2 melaluiAUC (174oC). Kata Kunci : Kompaksi, sintering, serbuk UO2, ADU, AUC, TG-DTA, ukuran partikel, densitas pelet, densitas sinter, dilatometer. Abstract Characterization of UO2 via AUC Pellet and UO2 melaluiADU Pellet during Sintering. A research has been conducted by compacting of UO2 powder via AUC and UO2 powder via ADU under the compaction pressure of 4.3 ton/cm2. The kinetical sintering of the green pellet as the result of the compaction, green pellet UO2 melaluiAUC (5.80 g/cm3) and green pellet UO2 via ADU (5.49 g/cm3), has been studied using a dilatometer. The dilatometer curve shows that the shrinkage rate of UO2 pellet via ADU occurs earlier than the shrinkage of UO2 pellet via AUC. The speed and the size of shrinkage for UO2 pellet via ADU is faster and greater than UO2 pellet via AUC has. From microstructure-graph investigation as the result of the dialtometer process shows that the big size of pore fraction of UO2 pellet via AUC is greater than UO2 pellet via ADU has. At high temperature, the mechanism of sintering has been studied at 1700 oC with heating rate 250 oC/j and sintering time 4 hours. The results of the sintering shows that the density of UO2 pellet via ADU (10.73 g/cm3) is higher than the density of UO2 pellet via AUC (10.53 g/cm3). Microstructure-graph using optical microscope of the sintered pellet shows that particle’s size of UO2 pellet via ADU is biger than the particle’s size of UO2 pellet via AUC. The research shows that the sinterability of UO2 powder via AUC is lower than the siterability of UO2 powder via ADU. It has been shown by the peak temperature of U3O7 of UO2 powder via ADU which is lower (161oC) than the peak temperature of U3O7 of UO2 powder via ADU (174oC). Keywords : Compaction, sintering, UO2 powder, ADU, AUC, TG-DTA, particle size/ shape, green density, sintered density, dilatometer
RAPID PLASTIC DEFORMATION EFFECT IN SINTERING PROCESS
Get PDFABSTRACT PLASTIC DEFORMATION EFFECT IN SINTERING PROCESS. The synthesis of a new austenitic alloy, named A-1, has been carried out as a study material for a power-reactor heat exchanger. Powder metallurgy method was utilized in the alloys´ synthesis. The alloys elemental components are Fe, Ni, Cr, Si, Mn, C and Ti. Each of the alloying components was first determined in terms of weight-percentages, before actual weighing on the microbalance apparatus. The components were blended together in a special purpose ball-mill for 46 hours. The first samples are in the form of pellets of 25 grams each, obtained by compaction process using a die with a 2.0 cm internal diameter, at a pressure of 8000 psi. After pre-sintering at 1050oC for 24 hours, sintering was carried out at 1250 ºC for 6 hours, escorted by rapid plastic deformation treatment that was carried out by forging for every half hour. The microstructure observation shows that the grains form disorder pentagon or more fractional and the high crystal defect or disorder. The distribution observation of elemental were carried out twice by EPMA; the first is as sintering just half hour where the rapid plastic deformation treatment not been carried out yet and the second is at the six hours sintering in which the rapid plastic deformation treatments were carried out. Keywords: Plastic deformation, rapid and sintering. ABSTRAK PENGARUH DEFORMASI PLASTIS CEPAT DALAM PENYINTERAN. Telah dilakukan pembuatan bahan austenitik baru yang dinamakan dengan A-1 sebagai bahan studi untuk penukar panas reaktor daya (PLTN). Pembuatan bahan paduan ini dilakukan dengan teknik metallurgi serbuk. Komponen unsur-unsur paduannya adalah Fe, Ni, Cr, Si, Mn, C, dan Ti. Masing-masing komponen bahan ditentukan persen beratnya dan ditimbang. Campuran unsur-unsur tersebut diaduk dengan ball milling selama 46 jam. Masing-masing sampel awal yang dibuat berupa pelet bermassa 25 gram, diperoleh dengan kompaksi menggunakan die berukuran diameter dalam 2,5 cm, dengan tekanan kompaksi 8000 psi. Setelah diberi perlakuan presinter pada 1050 oC selama 24 jam, sampel disinter pada temperatur sekitar 1250 oC selama 6 jam disertai perlakuan deformasi plastis dengan penempaan yang dilakukan dalam setiap selang setengah jam. Pengamatan struktur mikro dengan mikroskop optik menunjukkan bahwa bentuk butir fasa umumnya berbentuk pecahan segi lima atau lebih yang tidak teratur, dan mengandung jumlah dissorder kristal yang tinggi. Pengamatan distribusi unsur dilakukan dua kali dengan EPMA, yaitu pada saat proses sinter baru berlangsung setengah jam saat belum diberi perlakuan deformasi plastis cepat dan pada kedua saat sinter berlangsug enam jam yang diberi perlakuan deformasi plastis cepat. Kata kunci: Deformasi plastis, cepat,and penyintera
PENGARUH ADITIF UREA DAN HMTA SERTA TEMPERATUR DAN WAKTU REDUKSI TEHADAP SPESIFIKASI KERNEL UO2
Get PDFABSTRAK PENGARUH ADITIF UREA DAN HMTA SERTA TEMPERATUR DAN WAKTU REDUKSI TERHADAP SPESIFIKASI KERNEL UO2. Pengaruh aditif urea dan heksa metilen tetra amin (HMTA) serta temperatur dan waktu reduksi terhadap spesifikasi kernel UO2 telah dipelajari. Kernel UO2 dibuat dengan proses total gelasi uranium (TGU). Sebagai bahan dasar digunakan uranil nitrat, urea, HMTA, polivinil alkohol (PVA) dan tetra hidro furfural (THF). Pertama kali dibuat 20 ml larutan campuran uranil nitrat 1M, urea divariasi 1-2 M, 1,6 g PVA, THF 2 M dan air. Sambil diaduk dan dipanaskan pada temperatur 70oC selama 20 menit sampai terbentuk larutan homogen. Setelah itu, larutan didiamkan selama 2 jam pada temperatur ruangan, kemudian HMTA divariasi 1-2M dan ditambahkan serta diaduk agar terbentuk larutan sol. Untuk mendapatkan kernel UO2 bulat seperti bola, larutan sol diteteskan kedalam larutan NH4OH 5 M pada temperatur ruangan, menghasilkan gel, lalu direndam, dicuci dengan amonia, air panas dan dikeringkan pada temperatur 150oC selama 4 jam, untuk menghilangkan sisa senyawa kimia yang tidak bereaksi. Setelah itu, gel dikalsinasi pada 800oC selama 4 jam, menghasilkan kernel U3O8, Kemudian kernel U3O8 direduksi pada temperatur 850oC selama 2 jam dengan gas H2 dalam medium gas N2 pada tekanan 50 mmHg hingga dihasilkan kernel UO2. Juga dipelajari pengaruh temperatur dan waktu reduksi kernel U3O8 hasil kalsinasi gel pada kondisi yang sama. Gel yang digunakan mempunyai komposisi, UO2(NO3)2 1M, urea 1M, 1,6 g PVA, THF 2M dan HMTA 1M. Temperatur reduksi divariasi dari 600-850oC dan waktu dari 1-4 jam. Spesifikasi kernel UO2 yang meliputi kerapatan, luas muka spesifik, jari-jari pori rerata dan rasio O/U dianalisis. Hasil analisis menunjukkan bahwa pembuatan kernel UO2 dapat dilakukan dengan proses gelasi total uranium, menggunakan uranil nitrat, urea, HMTA, PVA dan THF sebagai bahan dasar. Perubahan konsentrasi aditif urea dan HMTA serta temperatur dan waktu reduksi berpengaruh terhadap spesifikasi kernel UO2. Kondisi relatif baik diperoleh pada konsentrasi urea 1,8 M dan HMTA 1,8 M, temperatur reduksi 800-850oC dan waktu reduksi 2 jam. Kernel UO2 yang dihasilkan mempunyai mikrostruktur halus, kerapatan sebesar 58,45 -66,70 % DT, luas muka spesifik sebesar 3,97-4,79 m2/g, jari-jari pori rerata sebesar 16,69-24,69 Å dan rasio O/U sebesar 2,04-2,09. Kata kunci: Aditif, gelasi total uranium, sol, gel , karakterisasi, spesifikasi dan mikrostruktur ABSTRACT THE INFLUENCE OF THE UREA, HMTA AS ADDITIVE, TIME AND TEMPERATURE OF REDUCTION ON UO2 KERNEL SPECIFICATION. The influence of the urea and HMTA as additives, time and temperature reduction on UO2 kernel specification has been studied. UO2 kernel was made up by total gelation process uranium (TGU)). Uranyl nitrate, urea, HMTA, polyvinyl alcohol (PVA), and tetra hidrofurfural (THF), were used as base materials. First step, 20 ml mixed solution that consist of 1M uranyl nitrate, varied 1 to 2 M urea, 1.6 g PVA, 2M THF, and water. The were prepared solution then was stirred and heated up to 70oC temperature for 20 minutes to form homogenous solution. The solution then was left on room temperature for 2 hours. On that solution HMTA that varied 1 M to 2 M was added while being stirred in order to be sol solutions. The sol solution was dropped into solution of 5 M NH4OH on room temperature to get spherical UO2 kernel, then was soaked, washed using ammonia, hot water and dried at 150 oC for 4 hours to remove chemical compound residue that was not reacted. After that, gel was calcinated at 800oC for 4 hours, to produce that U3O8 kernel, then followed reduction process at 850oC for 2 hours using the H2 and N2 gases on 50 mmHg. The influence of time and temperature reduction on the calcinated U3O8 kernel at the same conditions was also studied. The composition of used gel were 1M UO2(NO3)2, 1M urea, 1.6 g PVA, 2M THF and 1M HMTA, and temperature reduction were varied from 600 to 850oC for 1 to 4 hours. UO2 kernel spesification were analyzed on their density, spesific surface area, means pore radius and O/U ratio. The result, showed that UO2 could be produced by total gelation process of uranium using uranyl nitrate, urea, HMTA, PVA, and THF as constituent materials. The varied concentration of urea & HMTA, time and temperature reductions have influenced on UO2 kernel spesification. The relative condition was achieved on the composition of 1.8 M urea, 1.8 M HMTA concentration, temperature reduction 800-850oC for 2 hours of time reduction. Resulted UO2 kernel has fine microstructure, the density was 58.45 – 66,70 % DT, spesific surface area was 3.97- 4.79 m2/g, mean pore radius was 16.69-24.69 Å and the O/U ratio was 2,04-2,09. Key words: The additive, total gelation of uranium, sol, gel, characterization, specification and microstructur
DISTRIBUSI PERUBAHAN SERBUK URANIUM OKSIDA DALAM DRUM PENYIMPANAN
Get PDFABSTRAK DISTRIBUSI PERUBAHAN SERBUK URANIUM DIOKSIDA DALAM DERUM PENYIMPANAN. Serbuk uranium dioksida telah disimpan dalam drum selama beberapa kurun waktu. Serbuk ini mengalami pertambahan berat, pertambahan berat ini kemungkinan disebabkan terjadinya kontak antara serbuk dengan udara sekitar. Bilamana spesifikasi serbuk tersebut berubah maka parameter yang digunakan untuk pembuatan pelet akan berbeda. Guna memastikan kondisi tersebut maka dilakukan penelitian tentang pola kandungan uap air dan angka banding O/U dalam UO2 dari beberapa posisi kedalaman. Sampling serbuk uranium dilakukan secara radom pada kedalaman 10cm, 20cm, 30cm, 40cm dan 50cm. Kandungan uap air dalam serbuk dianalisis dengan metode grafimetri, sedangkan penentuan angka banding dilakukan dengan cara grafimetri dan fluoresensi sinar-X dengan memantau intensitas sinar-X U-Ma. Makin sering serbuk dalam drum penyimpanan kontak dengan udara terjadi, maka kandungan molekul air dan angka banding O/U dalam serbuk yang bersangkutan akan meningkat. Dalam waktu penyimpanan sekitar 20 tahun perubahan spesifikasi tersebut terjadi sampai pada serbuk dengan kedalaman 30 cm dari permukaan serbuk dalam drum. Kata kunci: Serbuk UO2, atmosfer udara, molekul air, angka banding O/U ABSTRACT DISTRIBUTION OF CHANGES IN URANIUM DIOXIDE POWDER IN CONTAINER STORAGE Distribution of changes In uranium dioxide powder in container storage has been done. Uranium dioxide powder was stored in drums for some period of time. The powder is put on more weight, weight gain is probably due to the contact between the powder with the air atmosphere. When the powder specification changes, the parameters used for the manufacture of pellets will be different. To ensure these conditions, conducted research on the pattern of moisture content and O/U ratio of the UO2 powder of some depth positions in the drum. Sampling were done by radom from uranium powder at a depth of 10cm, 20cm, 30cm, 40cm and 50 cm. Moisture content in the powder was analyzed by the grafimetry method, while the comparative figure determination is done by grafimetry and X-ray fluorescence to monitor the intensity of the X-ray U-Ma. The more often the powder in contact with air storage drum occurs, the content of water molecules and the O/U ratio in the corresponding powder will increase. Within about 20 years storage specification changes occurred until the powder to a depth of 30 cm from the surface of the powder in the drum. Keywords: UO2 powder, air atmosphere, water molecules, O / U ratio
IRRADIATION TEST OF SURROGATED PWR FUEL PIN DESIGN MANUFACTURED WITH nUO2
Get PDFABSTRACT PREDICTION OF DIAMETRICAL BEHAVIOR ON PRELIMINARY IRRADIATION TEST OF SURROGATED PWR FUEL PIN DESIGN MANUFACTURED WITH NATURAL UO2. A prototype of fuel pin design for Pressurized Water Reactor (PWR) has been manufactured in the Experimental Fuel Element Installation (EFEI) at Serpong. Power ramp test facility (PRTF) has been revitalized for testing the prototype performance during power ramp. Base-load irradiation of prototype-2 has been done by simulated power in PRTF. The pertinent parameter of pre-ramp irradiation is pellet and cladding dimensional change up to the point of pellet cladding mechanical interaction (PCMI). Slow ramp power mode has been chosen because the evaluated pin consists of natural uranium pellets. The result shows that dimensional change of pellet and cladding resulting from thermal, mechanical and chemical effect of irradiation occurs until depletion of 235U by burnup below depletion in commercial U enrichment. The maximum fuel temperature is < 60oC, while minimum gap attained 17% of its initial value. It is concluded that the available power inside the PRTF capsule is still below the requirement for fuel pin test. With reference of measured power distribution of RSG-G.A.S. core 83 near PRTF, the author recommends re-evaluating the available flux data inside PRTF capsule to determine if a second simulation is needed. Keywords: modeling, PWR fuel, geometry, mechanical interaction. ABSTRAK PREDIKSI PERILAKU DIAMETER BATANG PADA UJI IRADIASI PENDAHULUAN DESAIN PIN BAHAN BAKAR PWR DIBUAT DENGAN DENGAN BAHAN UO2 ALAM. Sebuah prototipe desain pin bahan bakar untuk Reaktor Air Tekan (PWR) telah diproduksi di Instalasi Elemen Bakar Eksperimental (EFEI) di Serpong. Fasilitas uji daya naik (PRTF) telah direvitalisasi untuk menguji kinerja prototipe selama daya naik. Iradiasi beban dasar dari prototipe-2 telah disimulasikan dengan menggunakan daya sesuai data PRTF. Parameter penting pada iradiasi daya naik adalah perubahan dimensi pelet dan cladding hingga terjadi interaksi mekanik pelet kelongsong (PCMI). Kenaikan lambat daya telah dipilih karena pin dievaluasi terdiri dari pelet uranium alam. Hasil menunjukkan perubahan dimensi pelet dan cladding yang dihasilkan dari efek termal, mekanik dan kimia iradiasi sampai menipisnya 235U dengan fraksi bakar di bawah deplesi pada pengayaan U komersial. Temperatur bahan bakar maksimal <600 oC, sedangkan gap minimum mencapai 17% dari nilai awalnya. Dapat disimpulkan bahwa daya yang tersedia di dalam kapsul PRTF masih dibawah keperluan untuk uji pin bahan bakar . Dengan referensi distribusi daya RSG-GAS terukur pada teras 83 dekat PRTF, penulis merekomendasikan untuk mengevaluasi kembali data fluks tersedia di dalam kapsul PRTF, kwmudian menentukan apakah simulasi kedua diperlukan. Kata kunci: pemodelan, bahan bakar PWR, geometri, interaksi mekanik
PENGARUH PARAMETER PROSES ELEKTRODEPOSISI TERHADAP PENENTUAN BERAT ISOTOP 235U DALAM PEB U3Si2/Al PASCA IRADIASI
Get PDFABSTRAKPENGARUH PARAMETER PROSES ELEKTRODEPOSISI TERHADAP PENENTUAN BERAT ISOTOP 235U DALAM PEB U3Si2/Al PASCA IRADIASI. Parameter proses elektrodiposisi yang sangat mempengaruhi penentuan berat 235U dalam larutan PEB U3Si2/Al pasca iradiasi adalah kuat arus, waktu proses, volume umpan dan jenis larutan buffer elektrolit iradiasi. Tujuan penelitian adalah untuk mendapatkan parameter proses elektrodeposisi yang optimum dalam menetukan berat isotop 235U dalam PEB U3Si2/Al pasca iradiasi. Proses elektrodeposisi dilakukan dengan beberapa variasi parameter antara lain kuat arus 1; 1,2; dan1,4 ampere dengan waktu 1; 1,5; 2,0; 2,5 dan 3,0 jam, volume umpan standar U3O8 % mulai dari 100; 300; 500; 700 µL dengan variasi jenis larutan buffer elektrolit NH4Cl, NH4OAc,NH4HSO4dan (NH4)2SO4. Hasil proses elektrodeposisi menunjukkan bahwa kondisi optimum proses elektrodeposisi untuk isotop 235U diperoleh pada kuat arus1,2 ampere dengan waktu proses selama 2 jam serta jumlah volume umpan sebesar 300 µL dengan buffer elektrolit NH4HSO4 pada pH 3,5. Hasil proses eletrodeposisi diperoleh berat endapan isotop 235U sebesar 2,314 µg dengan recovery pengendapan sebesar 99,91%.Parameter optimum yang diperoleh selanjutnya digunakan untuk proses elektrodeposisi untuk menentukan berat isotop 235U yang terkandung di dalam larutan PEB U3Si2/Al pasca iradiasi dengan volume umpan sebesar 300 µL. Hasil pengukuran dan analisis dengan menggunakan spektrometer alpha diperoleh berat isotop 235U sebesar 0,403 µg dengan recovery pengendapan sebesar 91,80 %. Dari hasil yang diperoleh dapat dinayatakan bahwa metoda elektrodeposisi cukup baik digunakan untuk menentukan berat isotop 235U di dalam larutan PEB U3Si2/Al pasca iradiasi.Kata kunci: Elektrodeposisi, isotop 235U, spektrometer alpha, PEB U3Si2/Al pasca iradiasi. ABSTRACTEELECTRODEPOSITION PARAMETER EFFECT ON THE DETERMINATION OF 235U ISOTOPE IN U3Si2/Al IRRADIATED FUEL ELEMENT. Electrodeposition process for determination of 235U isotope is effected by current, contact time, feed volume and type of buffer solution. The aim of this research is to obtain optimum parameter of electrodeposition process for 235U determinationin U3Si2/Alirradiated fuel plate. Electrodeposition process is done by some variation of parameters, that are the current 1; 1.2; and 1.4 ampere with variation of time 1; 1.5; 2.0; 2.5 and 3.0 hours.The standard solution volume of 20% U3O8 are 100; 300; 500; 700 µL with variation of electrolyte buffer solution NH4Cl, NH4OAc,NH4HSO4 dan (NH4)2SO4. The result of electrodeposition process showed that optimum condition electrodeposition process for 235U isotope was obtained currents 1.2 ampere with process time during 2 hours, and 300 µL volume feed with electrolyte buffer NH4HSO4 in pH 3,5 .The results of the electrodeposition process was obtained 2.314 µg deposition of the isotope 235U with recovery of 99.91%. The condition optimum parameter above was used for electrodeposition process in determination of 235U isotope which contained in U3Si2/Al irradiated fuel element. The spectrometer alpha analysis was obtained weight of 235U isotope as 0.403 µg with recovery of 91.80%. The conclusion of this research, the electrodeposition methods is good enough to be used for determining 235U isotope in U3Si2/Al irradiated fuel plate.Keywords: Electrodeposition, 235U isotope, alpha spectrometre, U3Si2/Al irradiated fuel plate