Urania Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir
Not a member yet
288 research outputs found
Sort by
PENGARUH WAKTU OKSIDASI TERHADAP REGANGAN MIKRO PADA HASIL OKSIDASI GAGALAN PELET SINTER UO2
Get PDFABSTRAK PENGARUH WAKTU OKSIDASI TERHADAP REGANGAN MIKRO PADA HASIL OKSIDASI GAGALAN PELET SINTER UO2. Salah satu upaya penanganan dan pemanfaatan gagalan pelet sinter yang telah dicoba adalah dengan mengoksidasi gagalan pelet UO2 dan mereduksi kembali pada temperatur dan waktu tertentu. Selama proses oksidasi pelet UO2, banyak sekali fenomena yang perlu diungkap berkaitan dengan keberhasilan atau kegagalan proses oksidasi antara lain regangan mikro yang terbentuk pada uranium oksida hasil oksidasi. Untuk mengetahui pengaruh waktu oksidasi terhadap regangan mikro hasil oksidasi gagalan pelet sinter UO2, maka dilakukan oksidasi gagalan pelet UO2 pada temperatur 600oC dengan variasi waktu 1, 2, 3, 4 dan 5 jam. Selanjutnya hasil oksidasi dianalisis kristalografinya dengan X-Ray Diffraction (XRD). Dari hasil penelitian ini diperoleh informasi bahwa waktu oksidasi gagalan pelet sinter UO2 berpengaruh terhadap nilai FWHM (full width half maximum). Waktu oksidasi semakin meningkat maka nilai FWHM semakin besar dengan persamaan korelasi FWHM(deg)=0,214 P(0,4866). Selain itu juga diperoleh data penurunan nilai regangan mikro dari kristal atau senyawa UO2 dan waktu oksidasi yang paling efektif adalah 4 jam pada temperatur 600oC. Korelasi antara waktu oksidasi dan regangan mikro adalah η=0,012 t(-0,8636). Data hasil penelitian ini diharapkan dapat menjadi masukan dalam upaya proses pengolahan dan pemanfaatan kembali gagalan pelet sinter UO2 dari proses fabrikasi elemen bakar PHWR. Kata kunci: Gagalan pelet sinter UO2, oksidasi dan regangan mikro. ABSTRACT THE INFLUENCE OF OXIDATION SOAKING TIME ON THE MICRO-STRAIN OF OXIDATION PRODUCT OF REJECTED UO2 SINTERED PELLET. The possibility of unexpected rejected UO2 sintered pellet from fabrication process came from, such as crack sintered pellet, the size of pore, unacceptable pellet dimension , therefore those pellet was called rejected sintered pellet. The way to handle and re-use rejected sintered pellet was by oxidation at 600oC in various soaking time 1, 2, 3, 4 and 5 hours. Then, the oxidation products was analyzed its crystallography by X Ray Diffraction. The result showed that soaking time had an effect on full width half maximum (FWHM) result. The increasing of soaking time gave larger FWHM result and the correlation equation was FWHM (deg) = 0.214 t(0,4866). Moreover, it was also informed that decreasing microstrain of crystallography or UO2 and the most effective oxidation soaking time was at 4 hours 600oC. The correlation between soaking time and microstrain was η=0,012.t(-0,8636). Keywords: Rejected sintered pellet UO2, oxidation and micro-strain
PEMBUATAN ISOTOP 137Cs SEBAGAI SUMBER RADIASI GAMMA UNTUK DIGUNAKAN DALAM INDUSTRI
Get PDFABSTRAK PEMBUATAN ISOTOPCs SEBAGAI SUMBER RADIASI GAMMA UNTUK DIGUNAKAN DALAM INDUSTRI. Dalam melakukan uji pasca iradiasi pelat elemen bakar (PEB) U3Si2-Al banyak larutan hasil pengujian bahan bakar nuklir yang disimpan di dalam hotcell dengan keaktifan yang sangat tinggi. Larutan tersebut mengandung isotop 137Cs, uranium serta transuranium yang mempunyai waktu paroh panjang dan berbahaya bagi lingkungan. Namun limbah hasil pengujian tersebut memiliki nilai ekonomis tinggi karena dapat dimanfaatkan sebagai bahan baku untuk pembuatan sumber radiasi sinar gamma isotop 137Cs. Hal ini dapat membantu bidang industri dalam memenuhi kebutuhan sumber radioaktif dalam negeri karena selama ini kebutuhan isotope 137Cs di Indonesia masih tergantung dari industri luar negeri. Selain itu, pengadaan dan transportasi isotope 137Cs dari luar negeri serta dalam penggunaannya memerlukan persyaratan yang cukup ketat karena harus mendapat izin persetujuan dari Badan Pengawas Tenaga Nuklir Nasional (BAPETEN), sehingga menyebabkan harga isotope 137Cs menjadi mahal sampai di Indonesia. Dengan alasan tersebut, BATAN sebagai lembaga litbang nuklir di Indonesia perlu mempelajari pembuatan sumber radiasi gamma isotop 137Cs dari larutan hasil pengujian bahan bakar nuklir U3Si2-Al pasca iradiasi. Manfaat isotope 137Cs sangat luas antara lain digunakan dalam menganalisis sampel lingkungan, industri migas, konstruksi, radiografi, perikanan, rumah sakit dan pertambangan. Pembuatan sumber radiasi gamma isotope 137 Cs dimulai dari pengumpulan limbah hasil pengujian PEB U3Si2-Al. Limbah larutan hasil pengujian mengandung isotope 137Cs dan isotop lainnya dikumpulkan menjadi satu dalam botol yang tahan radiasi. Pemungutan isotope 137Cs dari hasil fisi lainnya dilakukan dengan metode penukar kation menggunakan zeolit Lampung. Hasil pemungutan diperoleh padatan 137Cs-zeolit dalam fasa padat dan isotop lainnya berada dalam fasa cair. Padatan 137Cs-zeolit kering kemudian kemudian ditimbang dan diukur aktivitasnya menggunakan spektrometer-. Untuk menjadi sumber radiasi gamma 137Cs, padatan 137Cs-zeolit akan dikemas dengan cara memasukkan ke dalam wadah tertutup (shield source) berbentuk kapsul dari stainless steel oleh PTKMR. ABSTRACTMANUFACTURING OF CS ISOTOP AS GAMMA SOURCE FOR USING IN INDUSTRY. In the post-irradiation examination of fuel element plate (PEB) U3Si2-Al), a solution of high activity as a result of testing nuclear fuel stored in hotcell with enough volume. The solution can not bediscarded as waste because it still contains fission isotopes such as 137Cs, uranium andtransuranium, which has a long half life and dangerous for the environment. This can help theindustry in order to fulfill the needs of a radioactive source in Indonesia, because until now 137Csisotope is derived from foreign industries. In addition, the procurement and transportation ofIsotopes 137Cs require stringent requirements, because they have to get permission from theNational Nuclear Energy Agency (BAPETEN), thus causing the price of high activity 137Cs isotopes becomes expensive to Indonesia. For these reasons, BATAN as nuclear R & D institutions in Indonesia need to study make isotopes 137Cs gamma radiation source, which is contained in the waste from spent fuel test results U3Si2-Al. Isotope C137s can be used very widely, such as in the analysis of environmental samples, the oil and gas industry, construction,radiography, fisheries, hospitals, and mining. Making isotope 137Cs gamma radiation sourcestarting from the collection of waste from the test results PEB U3Si2-Al. Waste solution was collected in a bottle that is resistant to radiation. Collection of 137Cs isotopes of other fission carried out using the method of cation exchange with zeolite Lampung. The results of separation are 137 Cs-zeolite in the solid phase and the other isotopes are in the liquid phase. 137Cs-zeolite solid is then dried and then weighed and measured its activity using a spectrometer-g.137Cs-zeolite solids then packed in sealed containers (shield source) capsule-shaped stainless steel by PTKMR. Keywords: process waste of PEB U3Si2-Al, gamma radioactive, isotope zeolite Lampung and industr
PEMBUATAN SUMBER RADIASI GAMMA 137Cs DENGAN AKTIVITAS 20 mCi DARI PEB U3Si2-Al PASCA IRADIASI DALAM CONTAINER STAINLESS STEEL
Get PDFABSTRAKPEMBUATAN SUMBER RADIASI GAMMA ISOTOP 137Cs DENGAN AKTIVITAS 20 mCi DARI PEB U3Si2-Al PASCA IRADIASI DALAM CONTAINER STAINLESS STEEL. Kegiatan uji pasca iradiasi pelat elemen bakar (PEB) U3Si2-Al banyak menghasilkan larutan dengan keaktifan yang sangat tinggi. Larutan tersebut mengandung isotop 137Cs, uranium serta transuranium yang mempunyai waktu paroh panjang dan berbahaya bagi lingkungan. Namun larutan tersebut memiliki nilai ekonomis tinggi karena dapat dimanfaatkan sebagai bahan baku untuk pembuatan sumber radiasi sinar gamma isotop 137Cs. Hal ini dapat membantu bidang industri dalam memenuhi kebutuhan sumber radioaktif dalam negeri karena selama ini kebutuhan isotop 137Cs di Indonesia masih tergantung dari industri luar negeri. Selain itu, pengadaan dan transportasi isotop 137Cs dari luar negeri serta dalam penggunaannya memerlukan persyaratan yang cukup ketat dari Badan Pengawas Tenaga Nuklir Nasional (BAPETEN), sehingga menyebabkan harga isotop 137Cs menjadi mahal sampai di Indonesia. Dengan alasan tersebut, BATAN sebagai lembaga litbang nuklir di Indonesia perlu mempelajari pembuatan sumber radiasi gamma isotop 137Cs dari larutan hasil pengujian bahan bakar nuklir U3Si2-Al pasca iradiasi. Manfaat isotop 137Cs sangat luas antara lain digunakan dalam menganalisis sampel lingkungan, industri migas, konstruksi, radiografi, perikanan, rumah sakit dan pertambangan. Pembuatan sumber radiasi gamma isotop 137Cs dimulai dari pengumpulan larutan hasil pengujian PEB U3Si2-Al. Larutan larutan hasil pengujian mengandung isotop 137Cs dan isotop lainnya dikumpulkan menjadi satu dalam botol dengan volume 65 mL. Pemisahan isotop 137Cs dari hasil fisi lainnya dilakukan dengan metode penukar kation menggunakan zeolit Lampung dengan berat 45 gr. Hasil pemisahan diperoleh 137Cs-zeolit dalam fasa padat dan isotop lainnya berada dalam fasa cair. Padatan137Cs-zeolit kering kemudian kemudian ditimbang dan diukur aktivitasnya menggunakan spektrometer-g. Hasil analisis dengan spektrometer-g diperoleh aktivitas padatan 137Cs-zeolit sebesar 20 mCi. Untuk menjadi sumber radiasi gamma 137Cs, padatan 137Cs-zeolit dengan aktivitas 20 mCi dikemas dengan cara memasukkan ke dalam inner-outer capsule terbuat dari stainless steel yang telah dirancang sebelumnya. Container stainless steel diproses menjadi sumber radiasi gamma tertutup (shield source) untuk selanjutnya disertifikasi oleh PTKMR-BATAN sebagai lembaga kalibtrator bahan radioaktif di BATAN.Kata kunci: Larutan proses PEB U3Si2-Al, radioaktif gamma, isotop 137Cs, penukar kation, zeolit Lampung dan container. ABSTRACTMANUCFACTURING OF 137Cs GAMMA RAY SOURCE WITH ACTIVITY 20 mCi FROM PEB U3Si2-Al POST IRRADIATION IN STAINLESS STEEL CONTAINER. In the post-irradiation examination of fuel element plate (PEB) U3Si2-Al), a solution of high activity as a result of testing nuclear fuel stored in hotcell with enough volume. The solution can not be discarded as waste because it still contains fission isotop such as137Cs, uranium and transuranium, which has a long half life and dangerous for the environment. This can help the industry in order to fulfill the needs of a radioactive source in Indonesia, because until now 137Cs isotope is derived from foreign industries. In addition, the procurement and transportation of isotopes 137Cs require stringent requirements, because they have toget permission from the National Nuclear Energy Agency (BAPETEN), thus causing the price of high activity 137Cs isotopes becomes expensive to Indonesia. For these reasons, BATAN as nuclear R&D institutions in Indonesia need to study make isotopes 137Cs gamma radiation source, which is contained in the waste from spent fuel test results U3Si2-Al. Isotope 137Cs can be used very widely, such as in the analysis of environmental samples, the oil and gas industry, construction, radiography, fisheries, hospitals, and mining. Making isotope 137Cs gamma radiation source starting from the collection of waste from the test results PEB U3Si2- Al. Waste solution was collected in a bottle with volume 65 mL. Collection of 137Cs isotopes of other fission carried out using the method of cation exchange with weight 45 gr of zeolite Lampung. The results of separation are 137Cs-zeolite in the solid phase and the other isotopes are in the liquid phase. 137Cs-zeolite solid is then dried and then weighed and measured its activity using a spectrometer-g. Result of analisys by spectrometer-g was obtained acitivity of 137Cs-zeolite solids was 20 mCi.137Cs-zeolite solids then packed in sealed containers (shield source) capsule-shaped stainless steel and than certificate by PTKMR-BATAN.Keywords: Process wastle of PEB U3Si2-Al, gamma radioactive, isotope 137Cs, cation exchange, zeolite Lampung and container
ANALISIS DEPOSISI RADIONUKLIDA PEMANCAR ALFA PADA SALURAN PERNAFASAN MELALUI PROSES INHALASI DALAM KONDISI SISTEM TATA UDARA YANG BERBEDA DI INSTALASI RADIOMETALURGI
Get PDFABSTRAK ANALISIS DEPOSISI RADIONUKLIDA PEMANCAR ALFA PADA SALURAN PERNAFASAN MELALUI PROSES INHALASI DALAM KONDISI SISTEM TATA UDARA YANG BERBEDA DI INSTALASI RADIOMETALURGI. Telah dilakukan analisis deposisi radionuklida gros alfa dalam saluran perrnafasan pekerja melalui proses inhalasi. Analisis ini bertujuan untuk melihat seberapa besar konsentrasi radionuklida gros alfa yang terhirup oleh pekerja dibandingkan dengan batasan yang direkomendasikan oleh IAEA. Metode yang digunakan adalah menggunakan pendekatan model biokinetika sistem pernafasan manusia sesuai ICRP Publikasi 66/1994 yang diekstrapolasi dari pengukuran konsentrasi radioaktifitas radionuklida pemancar alfa di udara. Pengukuran radionuklida pemancar alfa di udara dilakukan di operating area dan service area Instalasi Radiometalurgi (IRM). Hasil perhitungan menunjukkan bahwa aktifitas radionuklida pemancar a di paru-paru untuk orang yang bekerja selama 4 jam per hari di operating area berturut-turut sebesar 1.232 Bq, 3.988 Bq dan 38.917 Bq per hari dalam kondisi VAC normal, VAC Off 8 jam dan VAC Off 51 jam. Sedangkan untuk service area, aktifitas radionuklida pemancar a di paru-paru berturut-turut menunjukkan 1.577 Bq, 3.756 Bq dan 36.561 Bq per hari. Aktifitas radionuklida pemancar a di paru-paru dalam kondisi VAC Off 51 jam harus menjadi perhatian khusus karena aktifitas yang masih terdeposit selama 16 jam setelah mengalami proses clearance oleh jaringan paru-paru masih di atas batasan turunan yang diijinkan. Kata kunci: Aerosol, diameter partikel, radiasi interna, proses inhalasi dan model biokinetika. ABSTRACT ANALYSIS OF ALFA EMITTED RADIONUCLIDE DEPOSITION AT RESPIRATORY TRACT VIA INHALATION PROCESS UNDER DIFFERENCE AIR-VENTILATION SYSTEM AT RADIOMETALLURGY INTALLATION. Analysis of alfa gross radionuclide deposition in RMI worker respiratory tract has been done. The objective is proposed to examine widely level of alfa gross radionuclide inhaled if compared it to the IAEA recommendation. Analysis method used biokinetic modeling for human respiratory tract according ICRP Publication No. 66/ 1994. This calculation was extrapolated from measurement of indoor air alfa radioactivity. Indoor air alfa gross radionuclide activity was measured at operating area and service area in Radiometallurgy Installation (RMI). The calculation results showed that a gross radionuclide activity in lung for worker during 4 hours per day in operating area was 1.232 Bq, 3.988 Bq and 38.917 Bq per day for condition of VAC normal, VAC Off 8 hours and VAC Off 51 hours respectively. Calculation of service area showed that a gross radionuclide activity in the lung was 1.577 Bq, 3.756 Bq and 36.561 Bq per day respectively for the three different VAC condition. a radionuclide activity in the lung for VAC Off 51 hours condition must be noticed because deposited activity during 16 hours after clearance process by lung tissue still higher than permissible derived limit. Keywords: Aerosol, particle size, internal radiation, inhalation process and biokinetic model
EVALUASI PENGHEMATAN ENERGI DI INSTALASI RADIOMETA-LURGI PUSAT TEKNOLOGI BAHAN BAKAR NUKLIR
Get PDFABSTRAK EVALUASI PENGHEMATAN ENERGI DI INSTALASI RADIOMETALURGI PUSAT TEKNOLOGI BAHAN BAKAR NUKLIR. Telah dilakukan evaluasi penghematan energi atau penghematan biaya pemakaian listrik Instalasi Radiometalurgi melalui penurunan daya, managemen operasi dan pemasangan kapasitor bank dengan tujuan untuk mengetahui sampai seberapa jauh parameter tersebut mempengaruhi penghematan biaya pemakaian listrik Instalasi Radiometalurgi (IRM) , Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir (PTBN) setiap bulan. Lingkup penghematan diantaranya melihat pengaruh penurunan daya, mengatur jumlah peralatan, pengurangan jam pengoperasian dan pemasangan kapasitor bank sehingga dapat diketahui kebutuhan energy riil LWBP (Luar Waktu Beban Puncak), WBP (Waktu Beban Puncak) dan kVARh (denda PLN) serta jumlah biayanya. Metoda untuk mengetahui sampai seberapa besar penghematan pembayaran biaya listrik dilakukan dengan cara membandingkan biaya riil sebelum/setelah beban diturunkan dari 3.700 KVA menjadi 1.815 KVA, pengaruh pengurangan jam/jumlah peralatan yang beroperasi pada beban puncak /WBP(jam 18.00-22.00) dan LWBP serta kVARh setelah dipasang kapasitor bank terhadap penurunan biaya pembayaran listrik. Pengurangan energi/biaya pembayaran listrik di IRM dapat dilakukan dengan menurunkan daya dari 3.700 KVA menjadi1.815 KVA dan menghemat biaya Rp 39.360.255,- perbulan, pengurangan jam/jumlah peralatan yang beroperasi dapat menurunkan energy LWBP sebesar dari 208.994 menjadi 168.090 KWH perbulan , serta WBP turun dari 29.412 menjadi 17.880 KWH perbulan dan KVARh turun dari 90.226 menjadi 9.652 KWH perbulan. Kata kunci : Evalusi, pengheamatan energi. ABSTRACT EVALUATION OF ENERGY SAVINGS RADIOMETALURGY INSTALLATION (IRM), CENTER FOR NUCLEAR FUEL TECHNOLOGY (PTBN). The energy savings in installation Radiometalurgy or cost savings electrical consumption by reducing power, management operations in order to determine to what extent these parameters influence the cost savings on electricity usage in Radiometalurgi Installation (IRM) Center For Nuclear Fuel Technology (PTBN) each month. Scope of such savings, the influence of the power reduction, set the amount of equipment and hours of operation and to capasitor bank,so as to know the needs LWBP riel, WBP, kVARh and payment of charges. Method to find out just how much electricity cost savings payments made by compare at the cost of riels before/after load is derived from a 3700 KVA to 1815 KVA, reducing the influence of hours / amount of equipment operating at peak load / WBP (hours 18.00-22.00) and LWBP of cost reduction electricity payments. The really need energy / electricity costs in the IRM payment is a reduction of power from 3.700 KVA to 1.815 KVA save Rp 39,360,255, -, reduction of hours/amount of equipment that can reduce energy operating LWBP registration from 208,994 to 168,090 KWH per month, WBP registration of .29.412 to 17.880 KWH per month and KVARh registration of 90,226 to 9,652 KWH per month. Key word : Evaluation, energy saving
ANALSIS TERMAL PADUAN AlMgSi UNTUK KELONGSONG BAHAN BAKAR U3Si2-Al DENSITAS TINGGI
Get PDFABSTRAK ANALISIS TERMAL PADUAN AlMgSi UNTUK KELONGSONG BAHAN BAKAR U3Si2-Al DENSITAS TINGGI. Penggunaan bahan bakar nuklir densitas tinggi harus didukung dengan penggunaan kelongsong yang kompatibel dengan bahan bakar yang dikungkungnya. Hal ini penting mengingat bahan bakar berdensitas tinggi mempunyai kekerasan yang lebih tinggi. Sehingga bila digunakan paduan AlMg2 sebagai kelongsong bahan bakar densitas tinggi dapat terjadi efek dogbone pada saat proses perolan. Oleh karena itu perlu mencari alternatif pengganti bahan kelongsong AlMg2 yang digunakan Batan Teknologi pada saat ini. Salah satunya adalah paduan AlMgSi yang mempunyai sifat kimia, dan sifat fisik lebih baik dari kelongsong AlMg2, sehingga paduan tersebut dapat menjadi sebagai alternatif kelongsong bahan bakar densitas tinggi 4,8 gU/cm3. Pada penelitian ini telah dilakukan analisis sifat kimia dan sifat termal terhadap PEB U3Si2-Al densitas 4,8 gU/cm3 menggunakan kelongsong AlMgSi dan terhadap PEB U3Si2-Al densitas 4,8 gU/cm3 menggunakan kelongsong AlMg2. Analisis termal meliputi analisis stabilitas panas, kapasitas panas, entalpi, temperatur lebur ,konduktivitas panas, koefisien muai panjang dan selanjutnya kedua hasil analisisnya dibandingkan. Hasil analisis menunjukkan bahwa kelongsong AlMgSi maupun AlMg2 mempunyai kompatibilitas dengan bahan bakar U3Si2-Al cukup baik dan stabil terhadap panas hingga temperatur 650oC, diatas temperatur 650oC kelongsong AlMgSi, AlMg2 maupun PEB U3Si2-Al densitas 4,8 gU/cm3 telah mengalami reaksi endotermik. Reaksi endotermik tersebut menunjukkan reaksi peleburan kelongsong AlMgSi, AlMg2 maupun matrik Al. Kelongsong AlMgSi maupun AlMg2 mempunyai temperatur lebur dan entalpi peleburan yang tidak jauh berbeda tetapi kelongsong AlMgSi mempunyai kapasitas panas, konduktivitas panas lebih besar serta mempunyai koefisien muai panjang lebih kecil dibanding kelongsong AlMg2. Dari hasil analisis termal menunjukkan bahwa PEB U3Si2-Al densitas 4,8 gU/cm3 menggunakan kelongsong AlMgSi jauh lebih baik dibanding PEB U3Si2-Al densitas 4,8 gU/cm3 menggunakan kelongsong AlMg2. Hasil analisis karakter kelongsong AlMgSi ini diharapkan dapat menjadi sebagai masukan kepada kelompok modeling dan fabrikator bahan bakar reaktor riset PEB U3Si2-Al untuk mendesain elemen bakar reaktor riset dengan muatan uranium yang tinggi menggunakan kelongsong AlMgSi. Kata Kunci : Sifat termal, bahan bakar U3Si2-Al, densitas 4,8 gU/cm3,Kelongsong AlMgSi. ABSTRACT THERMAL ANALISYS OF AlMgSi ALLOY FOR U3Si2-Al HIGH DENSITY FUEL CLADDING. The utilization of high-density nuclear fuel must be supported by cladding material that is compatible with the fuel it contains considering that high-density fuel possesses greater hardness. If AlMg2 alloy is used as high density fuel cladding, dog bone effect may occur during rolling. For this reason, alternate cladding material is being investigated to replace the AlMg2 cladding currently employed by Batan Teknologi. One of the candidates is AlMgSi alloy which exhibits better chemical and physical properties compared to AlMg2 cladding, thus the alloy is regarded as suitable for high uranium density of 4.8 gU/cm3. In addition, the fabrication process of AlMgSi alloy as a cladding for U3Si2-Al fuel plate with a uranium density of 4.8 gU/cm3 is almost similar as that of the AlMg2 cladding. In this experiment have been done thermal and chemical of properties toward U3Si2-Al fuel plates with density of 4.8 gU/cm3 used AlMgSi cladding and U3Si2-Al fuel plates used AlMg2 cladding. To establish the better chemical and thermal properties of the AlMgSi cladding compared to the AlMg2 cladding, a range of analyses are performed on U3Si2-Al fuel plates having a uranium density of 4.8 gU/cm3 that employ AlMgSi and AlMg2 claddings. These include thermal analyses, i.e. heat stability, heat capacity, melting enthalpy, melting point, thermal conductivity, and coefficient of linear thermal expansion, the two sets of results are compared. It is revealed that both AlMgSi and AlMg2 claddings show good compatibility with U3Si2-Al fuel and also good thermal stability up to 650 °C, above which the AlMgSi, AlMg2 cladding and U3Si2-Al fuel plate having a uranium density of 4.8 gU/cm3 undergo endothermic reaction. The endothermic reaction signifies melting of AlMgSi, AlMg2 and Al matrix. AlMgSi and AlMg2 claddings have similar melting point and melting enthalpy, but AlMgSi cladding has greater heat capacity, and thermal conductivity as well as smaller coefficient of linear thermal expansion compared to AlMg2 cladding. The results from thermal analysis show that U3Si2-Al fuel plate with a uranium density of 4.8 gU/cm3 that employs AlMgSi cladding is significantly better than the one employing AlMg2 cladding. The characteristics of the AlMgSi cladding obtained in this study are expected to serve as inputs to the modeling group and fabricator of research reactor fuel, i.e. U3Si2-Al fuel plate, in designing research reactor fuel with a high uranium density using AlMgSi cladding. Keywords: Thermal properties, U3Si2-Al fuel, uranium density of 4.8 g/cm3, AlMgSi, claddin
PENINGKATAN SIFAT MEKANIK BAHAN STRUKTUR PADUAN ALUMINIUM FERO NIKEL DENGAN PENGUATAN FASA KEDUA DAN STRUKTUR BUTIR
Get PDFABSTRAKPENINGKATAN SIFAT MEKANIK BAHAN STRUKTUR PADUAN ALUMINIUM FERO NIKEL DENGAN PENGUATAN FASA KEDUA DAN STRUKTUR BUTIR. Pengembangan paduan logam aluminium AlFeNi sebagai bahan struktur cladding bahan bakar dilakukan sebagai antisipasi pengembangan bahan bakar reaktor riset berdensitas tinggi guna mengimbangi sifat kekerasan bahan bakar. Paduan AlFeNi diperoleh melalui proses sintesis dengan metode kompaksi dan peleburan. Proses sintesis ini diharapkan menghasilkan peningkatan sifat mekanik paduan logam AlFeNi. Karakterisasi sifat mekanik, mikrostruktur dan identifikasi fasa dilakukan terhadap spesimen hasil sintesis. Pengujian sifat mekanik dilakukan dengan pengukuran kekerasan paduan menggunakan metode Vicker. Analisis mikrostruktur dilakukan dengan menggunakan metalografi-optikal. Analisis fasa dilakukan berdasarkan pola difraksi sinar x dan diagram kesetimbangan fasa. Hasil pengukuran kekerasan paduan AlFeNi dengan kadar 1,5%Fe, 2%Fe dan 3%Fe masing-masing berkisar 45 HV, 50 HV dan 59HV. Hasil analisis mikrostruktur memperlihatkan struktur butir berbentuk dendrit dan cenderung mengalami perubahan seiring dengan meningkatnya kadar Fe dalam paduan. Mikrostruktur butir dengan kadar 1,5%Fe, 2%Fe dan 3%Fe memperlihatkan struktur butir berbentuk dendrit yang cenderung mengecil dengan semakin tinggi kadar Fe dalam paduan. Hasil analis pola difraksi sinar x memperlihatkan kecenderungan pembentukan fasa q (FeAl3) pada paduan AlFeNi dengan kadar 2%Fe dan fasa t (FeNiAl9) dengan kadar 3%Fe. Sifat kekerasan paduan AlFeNi relatif semakin meningkat seiring dngan meningkatnya unsur pemadu Fe dalam paduan.Kata kunci: Paduan AlFeNi, kelongsong, kekerasan ABSTRACTMECHANICAL PROPERTIES ENHANCED OF THE NICKEL FERRO ALUMINUM ALLOY WITH SECOND PHASE REINFORCEMENT AND GRAIN STRUCTURE. Development of AlFeNi alloy for fuel cladding structure material was done as anticipation of the high density fuel development for research reactor to balance the fuel hardness. The AlFeNi alloy was got to pass synthesis process with method of compact and fusion.This synthesis was supposed will increase mechanical properties of the AlFeNi alloy. The characterization of mechanical properties, microstructure and phase identification was done towards spesimen synthesis result. Mechanical properties testing was conducted with measurement of alloy hardness by using Vicker tester. The microstructure analysis was performed by using optical metallography. The phase analysis was done based on x-ray diffraction pattern and phase equilibrium diagram. The hardness measurement result of the AlFeNi alloy with 1,5%Fe, 2%Fe and 3%Fe was about 45 HV, 50 HV and 59 HV. The microstructure analysis result showed grain structure was dendrite formed and tend to change along with the increasing of Fe content in alloy. The grain microstructure with 1,5%Fe, 2%Fe and 3%Fe showed grain structure was dendrite formed inclined smaller with degree excelsior Fe content in the aalloy. The result of x-ray diffraction pattern analyst shows formation inclination the θ phasa (FeAl3) in AlFeNi alloy with 2%Fe and phase (FeNAl9) with 3%Fe. The hardness of AlFeNi alloy was relatively more increase along with the increasing of Fe content in blend.Keywords: AlFeNi alloy, cladding, hardness
TINJAUAN MIKROSTRUKTUR, STRUKTUR KRISTAL, DAN KRISTALIT PERTUMBUHAN FASA Mg2Al3 HASIL MECHANICAL ALLOYING
Get PDFABSTRAK TINJAUAN MIKROSTRUKTUR DAN STRUKTUR KRISTALIT PERTUMBUHAN FASA Mg2Al3 HASIL MECHANICAL ALLOYING. Telah dilakukan sintesis dan tinjauan mikrostruktur dan struktur kristal paduan Mg2Al3 melalui proses mechanical alloying. Paduan Mg2Al3 dibuat melalui proses dimiling dengan variasi waktu dimiling berturut-turut 10, 20, dan 30 jam. Hasil perhitungan fraksi massa komposisi fasa sebelum dimiling adalah 43,3 % fasa Mg dan 56,7 % fasa Al dengan ukuran kristalit berturut-turut adalah 55 nm dan 41 nm. Setelah dimiling 10 jam, fraksi masa Mg dan Al berkurang berturut-turut menjadi 6,37 % dan 21,81 % dengan ukuran kristalit mengecil berturut-turut menjadi 4 nm dan 13 nm dan tumbuh fasa baru Mg2Al3 dengan fraksi massa sebanyak 71,82 % berukuran kristalit 3 nm. Dari hasil pengamatan foto SEM terlihat bahwa serbuk mulai mengecil dan sebagian diduga telah mengalami penyatuan. Setelah dimiling 20 jam, fraksi masa Mg dan Al berkurang lagi berturut-turut menjadi < 1% dan 8,89 % dengan ukuran kristalit semakin mengecil berturut-turut menjadi 3 nm dan 6 nm, sedangkan fraksi massa Mg2Al3 meningkat menjadi 90,73 % dengan ukuran kristalit semakin bertambah menjadi 10 nm. Dari foto SEM menunjukkan bahwa serbuk mulai lebih menyatu dan sudah tidak tampak lagi serbuk-serbuk Mg dan Al, tetapi belum seluruhnya terdifusi membentuk fasa baru. Setelah dimiling 30 jam, komposisi fraksi masa masing-masing Mg, Al, dan Mg2Al3 berturut-turut menjadi 0,48 %; 3,32 %; dan 96,19 % dengan ukuran kristalit berturut-turut sebesar 2 nm, 5 nm, dan 12 nm. Dari foto SEM, pada tahap ini hampir keseluruhan telah terbentuk fasa Mg2Al3. Disimpulkan bahwa telah dipahami proses pembentukan fasa Mg2Al3 dari hasil mechanical alloying ditinjau dari mikrostruktur, struktur kristal dan kristalit. Kata kunci : mechanical alloying, mikrostruktur, struktur kristal, kristalit. ABSTRACT MICROSTRUCTURE, CRYSTAL STRUCTURE, AND GRAIN SIZE OBSERVATIONS ON THE Mg2Al3 GROWTH BY MECHANICAL ALLOYING. Microstucture, crystal structure, and grain size observations on the growth of Mg2Al3 phase by mechanical alloying have been performed. The Mg2Al3 compound is prepared by milling process at various milling time of 10, 20, and 30 h. Calculation result of the compound before milling show that the mass fraction and the grain size of the Mg and Al are 43.3 wt% and 56.7 wt% and 55 nm and 41 nm, respectively. For milling time of 10 h, the mass fraction of Mg and Al decrease into 6.37 wt% and 21.81 wt%, the grain size reduce into 4 nm and 13 nm, while that of the new phase Mg2Al3 is 71.82 wt% with the grain size of 3 nm. For milling time of 20 h, the mass fraction of Mg and Al decrease significantly into < 1 wt% and 8.89 wt%, the grain size reduce into 1 nm and 6 nm, while that of the Mg2Al3 is 90.73 wt% with the grain size of 10 nm. SEM photograph shows that the powders start to agglomerate, though not all particles Mg and Al diffuse each other to form new phase Mg2Al3. For milling time of 30 h, the mass fraction of Mg, Al, and Mg2Al3 are 0.48 wt%, 3.32 wt%, and 96.19 wt% with the grain sizes of 2 nm, 5 nm, and 12 nm, respectively. SEM photograph shows that all powders are from the new phase Mg2Al3. It is concluded that the growth of Mg2Al3 phase form the Mg and Al powders can be observed from the microstructure, structure crystal and the grain size. Key Words : mechanical alloying, micro structure, crystal structure, crystalli
PEMBUATAN GREEN PELLET U-ZrHx UNTUK BAHAN BAKAR PWR
Get PDFABSTRAKPEMBUATAN GREEN PELLET U-ZrHx UNTUK BAHAN BAKAR PWR. Bahan bakar U-ZrHx merupakan bahan bakar PWR pengganti UO2 yang selama ini digunakan. Pemilihan bahan bakar U-ZrHx disebabkan bahan bakar tersebUt dapat menempatkan hidrogen sebagai moderator secara langsung di dalam bahan bakar yang memungkinkan reaktor dapat beroperasi pada temperatur yang relatif tinggi (hingga 750 oC) serta mempunyai sifat termal lebih baik. Mula-mula dibuat ingot dari logam U dan Zr dengan kandungan 35%, 45%, dan 55% berat. Ingot yang diperoleh selanjutnya dibuat serbuk dengan teknik hidriding dilanjutkan dengan milling. Serbuk U-ZrHx yang diperoleh selanjutnya dimasukkan cetakan (dies) dan dipress pada tekanan 20 ton/cm3 sehingga membentuk green pellet. Green pellet yang diperoleh diuji antara lain: komposisi unsur, dimensi, densitas, dan transisi temperatur. Hasil pengujian komposisi menunjukkan beberapa unsur impuritas yang melebihi batas yang diijinkan diantaranya unsur Ni, Mg, Cd, Zr dan K. Dari pengujian densitas diperoleh nilai densitas yang semakin menurun bila kandungan Zr bertambah. Nilai densitas untuk U-35ZrHx, U-45ZrHx, dan U-55ZrHx masing-masing sebesar 9,9141; 7,9920 ; dan 7,0359 g/cm3. Sementara itu hasil pengujian DTA menunjukkan semua mengalami perubahan fasa dari fasa semula a +d1 menjadi fasa g pada akhir reaksi.Kata kunci: Green pellet, U-ZrHx, PWR.ABSTRACTMAKING THE U-ZrHx GREEN PELLETS FOR PWR FUEL. The U-ZrHx fuel is a replacement PWR UO2 fuel that has been used. The U-ZrHx fuel has been choosen because the fuel hydrogen as a moderator can put directly in the fuel which allows the reactor to operate at relatively high temperatures (up to 750 ° C) and it has better thermal properties. Firstly, U-ZrHx ingot was made from U and Zr metals contain 35%, 45% and 55% Zr by weight consequently. Next, the ingot was converted into powder using hydriding technique continued with milling. The U-ZrHx powder then put into the mold (dies) and pressed at a pressure of 20 ton/cm3 to form green pellets. Green pellets obtained were characterized by elemental composition, dimensions, density, and the transition temperature testing. The results on elemental composition testing showed the some impurity elements that exceed allowable limits include elements Ni, Mg, Cd, Zr and K. The result on density testing showed that the density decreases when the Zr content increases. Density values for the U-35ZrHx, the U-45ZrHx and the U-55ZrHx respectively 9.9141 ; 7.9920; and 7.0359 g/cm3. Meanwhile, the results of testing the transition temperature using DTA technique showed that all the green pellets changing their phase from the original phase a +g d1 into phase at the end of the reaction.Keywords: green pellet, U-ZrHx, PWR
PENGARUH WAKTU MILLING SERBUK GRAFIT TERHADAP KANDUNGAN UNSUR PENGOTOR YANG DIANALISIS DENGAN TEKNIK ANALISIS AKTIVASI NEUTRON (AAN)
Get PDFABSTRAK PENGARUH WAKTU MILLING SERBUK GRAFIT TERHADAP UNSUR PENGOTOR YANG DIANALISIS DENGAN TEKNIK ANALISIS AKTIVASI NEUTRON (AAN). Telah dilakukan penelitian tentang efek waktu milling serbuk grafit terhadap kuantitas unsur pengotor yang dianalisis dengan teknik analisis aktivasi neutron. Proses milling serbuk grafit dilakukan dengan teknik High Energy milling (HEM) pada temperatur ruang, menggunakan vial dan bola-bola yang terbuat dari bahan Stainless Stell (SS). Milling dilakukan masing-masing selama 25, 50, 75 dan 100 jam. Hasil analisis kualitatif dengan teknik AAN menunjukkan bahwa unsur-unsur pengotor yang terkandung di dalam serbuk grafit adalah Fe, Cr, V, Co, Sc, Mn, Al, Eu, La, Na, Se, Hf, dan Th. Dengan adanya proses milling terhadap serbuk grafit maka konsentrasi unsur-unsur pengotor V, Mn, Cr, dan Fe meningkat. Peningkatan terbesar kuantitas unsur-unsur pengotor untuk Vanadium (V) pada waktu milling 50 jam (554,41 %), Mn pada waktu milling 25 jam (190,13%), Cr pada waktu milling 50 jam (837,07%) dan Fe pada waktu milling 50 jam (53,31%). Pada proses milling 100 jam diperoleh kandungan unsur-unsur pengotor paling rendah. Dengan demikian, waktu milling yang optimal untuk pemrosesan serbuk grafit adalah 100 jam. Kata Kunci : Unsur pengotor, serbuk grafit, Analisis Aktivasi Neutron, High Energy Milling. ABSTRACT EFFECTS OF MILLING TIMES OF GRAPHITE POWDERS AGAINST THE IMPURITIES ANALYZED BY NEUTRON ACTIVATION ANALYSIS. Research about the effects of milling times of graphite powders against the impurities analyzed by with Neutron Activation Analysis (NAA) technique was carried out. Milling process of graphite powders was carried out using High Energy Milling (HEM) technique at room temperature using vial and balls mill made from Stainless Steel (SS) material. Graphite powder was milled in various times from 25 hours until 100 hours. Qualitative analysis by AAN showed that the impurities detected in graphite powders were Fe, Cr, V, Co, Sc, Mn, Al, Eu, La, Na, Se, Hf, and Th elements. The results showed that milling process of graphite powders increased the concentration of V, Mn, Cr, and Fe. The largest increasing of impurities are Vanadium (V) for 50 hours (554,41%), Mn for 25 hours (190,13 %), Cr for 50 hours (837,07%) and Fe for 50 hours (53,31 %) milling times. Milling process for 100 hours has the lowest concentrations of impurites, therefore, the optimum for processing of graphite powders was 100 hours. Keywords: Impurities, graphite powders, Neutron Activation Analysis, High Energy Millin