Urania Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir
Not a member yet
288 research outputs found
Sort by
PEMBUATAN RADIONUKLIDA MOLIBDENUM-99 (99Mo) HASIL AKTIVASI NEUTRON DARI MOLIBDENUM ALAM UNTUK MEMPEROLEH TEKNESIUM-99m (99mTc)
Get PDFABSTRAKPEMBUATAN RADIONUKLIDA MOLIBDENUM-99 (99Mo) HASIL AKTIVASI NEUTRON DARI MOLIBDENUM ALAM UNTUK MEMPEROLEH TEKNESIUM-99m (99mTc). Pembatasan penggunaan uranium sebagai target untuk produksi 99mTc menyebabkan rumah sakit di Indonesia kesulitan mendapatkan pasokan 99mTc. Saat ini 99mTc diperoleh dari 99Mo hasil fisi (pembelahan uranium). Pembuatan radionuklida 99Mo dari aktivasi neutron molibdenum alam (MoO3) di teras reaktor G.A Siwabessy digunakan sebagai metode alternatif untuk memperoleh 99mTc. Tujuan penelitian ini adalah untuk melakukan pembuatan radionuklida 99Mo dari aktivasi neutron molibdenum alam untuk memperoleh 99mTc. Serbuk MoO3 alam sebanyak 5 gram dikemas dalam ampul kuarsa dan dimasukkan ke dalam inner capsul selanjutnya dikemas menggunakan outer capsul sebagai bahan target. Bahan target diiradiasi di reaktor G.A Siwabessy selama 100 jam. Hasil perhitungan diperoleh aktivitas 99Mo sebesar 65 % dari nilai maksimum yang dapat diperoleh. MoO3 paska iradiasi dilarutkan dengan NaOH 4 M sehingga diperoleh larutan natrium molibdat (Na2MoO4). Radionuklida 99Mo dan 99mTc diukur menggunakan spektrometer gamma. Radionuklida 99Mo terdeteksi dalam produk larutan Na2MoO4 dengan aktivitas jenis 99Mo yang diperoleh sebesar 0,81 Ci 99Mo/g Mo. Radionuklida anak luruh 99mTc dipisahkan dari radionuklida induk 99Mo menggunakan kolom pemisah yang berisi material berbasis zirkonium (MBZ) sebagai penyerap 99Mo. Radionuklida 99mTc hasil pemisahan diperoleh dalam bentuk natrium pertehnetat (Na99mTcO4).dengan recovery yang masih rendah yaitu sekitar 52 hingga 71 %.Kata kunci: Molibdenum, teknesium, radionuklida, pemisahan, iradiasi. ABSTRACTPRODUCTION OF ACTIVATED NEUTRON MOLYBDENUM-99 (99Mo) RADIONUCLIDE FROM NATURAL MOLYBDENUM TO OBTAIN TECHNETIUM-99m (99mTc). Uranium usage restriction causes the hospitals in indonesia difficult to obtain the suply of 99mTc. At Present, 99mTc is obtanied from molybdenum as a uranium fission product. Production of 99Mo radionuclide resulted from neutron activated natural molybdenum (MoO3) in G.A Siwabessy reactor could be used as a alternatif method for producing 99mTc. The aim of this research is synthesize of 99Mo radionuclide from neutron activated natural molybdenum (MoO3) to obtain 99mTc. The five grams of MoO3 powder was packed in a quartz ampule and inserted into inner capsule then also inserted into outer capsule as a target material. It was iradiated in G.A Siwabessy reactor for 100hours. Based on theoritical calculation, about 65 % of maximum 99Mo activity could be recovered. After Irradiation, MoO3 was dissolved by NaOH 4 M solution so it was natrium molybdate (Na2MoO4) solution. 99Mo and 99mTc radionuclide were analyzed using gamma spectrometer. 99Mo radionuclide was detected on Na2MoO4 solution as product that had specific activity of 0.81 Ci 99Mo/ g Mo. 99mTc as daughter radionuclide was separated from 99Mo as parent radionuclide using separated column containing zirconium based material (ZBM) as 99Mo adsobent. 99mTc radionuclide has been succesfully separated using ZBM column although recovery of 99mTc was quite low in which approximately 52 to 71 %. The 99mTc radionuclide was recovered in the form of sodium pertechnetate (NaTcO4) solution.Keywords: Molybdenum, technetium, radionuclide, separation, irradiation
PENGARUH UNSUR Nb PADA BAHAN BAKAR PADUAN UZrNb TERHADAP DENSITAS, KEKERASAN DAN MIKROSTRUKTUR
Get PDFABSTRAK PENGARUH UNSUR Nb PADA BAHAN BAKAR PADUAN UZrNb TERHADAP DENSITAS, KEKERASAN DAN MIKROSTRUKTUR. Penelitian pengaruh unsur Nb pada bahan bakar UZrNb terhadap densitas, kekerasan dan mikrostruktur telah dilakukan. Pengembangan teknologi bahan bakar dilakukan guna mendapatkan bahan bakar maju yang mempunya pengkayaan rendah dan densitas tinggi. Salah satu paduan uranium yang dikembangkan yakni padua UZrNb. Pembuatan paduan UZrNb dilakukan dengan cara memadukan logam U, Zr dan Nb melalui teknik peleburan dalam tungku peleburan busur listrik. Dalam percobaan ini dibuat paduan UZrNb dengan memvariasikan Nb pada kandungan Nb 1%, 4% dan 7% sedangkan logam Zr dibuat tetap 10 %. Paduan UZrNb hasil peleburan selanjutnya dipotong-potong untuk dikenai pengujian diantaranya uji densitas, kekerasan dan mikrostruktur yang terbentuk. Pengujian densitas dilakukan dengan menggunakan alat autopiknometer, kekerasan dengan menggunakan kekerasan mikro sedangkan mikrostruktur menggunakan mikroskop optik. Hasil pengujian densitas menunjukkan bahwa nilai densitas akan menurun bila kandungan Nb semakin bertambah, sedangkan dari pengujian kekerasan menunjukkan pada penambahan unsur Nb yang semakin besar mengakibatkan nilai kekerasan menjadi semakin bertambah. Sementara itu, pada pemeriksaan mikrostruktur terlihat bahwa pada penambahan Nb yang semakin besar akan terbentuk struktur butir yang semakin kasar tetapi jumlah fasa kedua semakin bertambah. Pehnelitian ini berujuan untuk mempelajari densitas, kekerasan dan mikrostruktur yang terjadi sebagai akibat dari penambahan unsur Nb ke dalam bahan bakar paduan UZr. Kata kunci : Unsur Nb, bahan bakar UZrNb, densitas, kekerasan dan mikrostruktur. ABSTRACT Nb element influents AT THE FUEL alloy TO THE UZrNb density, hardness AND MICRoSTRUKTURe. Study on effect of Nb element on the UZrNb fuel element to density, hardness and microstructure have been carried out. Fuel technology development done in order to obtain advanced fuels that have the enrichment of low and high density. One of uranium alloys developed the alloy UZrNb. Making UZrNb alloy metal is done by integrating the U, Zr and Nb through fusion techniques in electric arc furnace. In these experiments made by varying the alloy UZrNb Nb on Nb content of 1%, 4% and 7%, while the metal remains the 10% Zr. UZrNb alloy melting results then cut to be subject to such testing density test, hardness and microstructures are formed. Density testing is done by using autopicnometer tools, microhardness with microharness tester while the microstructure using optical microscope. Density test results show that the value will decrease as the density of the Nb content increases, whereas the hardness test showed that the addition of Nb element the greater the resulting value becomes increasingly violent. Meanwhile, the microstructural examination showed that the addition of the larger Nb will form an increasingly coarse grain structure but the amount of second phase increased. This research aim to study the density, hardness and microstructure resulting from the addition of Nb element into the UZrNb alloy. Keyword : Nb element, UZrNb fuels, density, hardness and microstructure
INVESTIGATION OF ANNEALING EFFECT ON THE FORWARD BIAS AND LEAKAGE CURRENT CHANGES OF P-TYPE 6H-SIC SCHOTTKY DIODES WITH SIO2 RAMP PROFILE AFTER IRRADIATED UP TO 1.75 MGY (Application For Nuclear Fuel Elements Facilities)
Get PDFAbstract Investigation of Annealing Effect on the Forward bias and Leakage current Changes of P-Type 6H-SiC Schottky Diodes with SiO2 Ramp Profile after Irradiated Up to 1.75 MGy. Annealing effect on the electrical properties change of P-type 6H-SiC Schottky diodes with SiO2 ramp profile after irradiated up to 1.75 MGy at RT (Room Temperature) were investigated. A perpendicular edge termination based on oxide ramp profile around the Schottky contact is used on Al Schottky rectifier fabricated on a 10 μm p-type 6H-SiC epi-layer on p-type 6H-SiC substrate (3.50 off, Si face), Na: 5.9 x 1015/cm2 . The samples were irradiated with gamma-ray up to 1.75 MGy after that the samples annealed at 100 0C - 500 0C for 30 minute, respectively. The electrical characteristics of the diodes are evaluated before and after irradiated, before and after irradiated plus annealed. The results have shown that the forward current increases with increasing annealing temperatur. Keywords: Annealing effect, forwards bias, leakage current, 6H-SiC, Schottky diode Abstrak Efek pemanasan pada perubahan sifat-sifat kelistrikan dari diode – diode Schottky 6H-SiC tipe P dengan SiO2 ramp profile setelah diirradiasi di atas1,75 MGy. efek pemanasan pada perubahan sifat-sifat kelistrikan dari diode – diode Schottky 6H-SiC tipe P dengan SiO2 ramp profile setelah diirradiasi di atas1,75 MGy pada temperatur ruang telah diteliti. Sebuah terminasi oxide dengan sudut tegak lurus untuk ramp profile di sekeliling kontak Schottky telah digunakan pada Al penyearah Schottky, difabrikasi pada sebuah 10 μm 6H-SiC pada tipe P epi-layer, pada 6H-SiC tipe P substrate (3,50 off, Si face), Na: 5,9 x 1015/cm2. Cuplikan diirradiasi dengan sinar gamma di atas 1,75 MGy setelah itu cuplikan masing-masing dipanaskan pada suhu 100 0C - 500 0C selama 30 menit. Karakteristik kelistrikan dari diode-diode dievaluasi sebelum dan sesudah diirradiasi. Dievaluasi juga sebelum dan sesudah diirradiasi dan dipanaskan. Hasil-hasilnya menunjukkan bahwa arus maju menaik dengan kenaikan temperatur pemanasan. Kata Kunci: Efek pemanasan, tegangan bias maju, kebocoran arus, 6H-SiC, diode Schottky
ANALISIS MIKROSTRUKTUR DAN KEKERASAN INGOT Zr-1%Sn-(0,1%;1%)Fe-1%Nb-(x%)Mo DENGAN VARIASI Mo
Get PDFABSTRAK ANALISIS MIKROSTRUKTUR DAN KEKERASAN INGOT Zr-1%Sn-(0,1;1%%)Fe-1%Nb-(x%)Mo DENGAN VARIASI Mo. Untuk memenuhi persyaratan derajat bakar yang tinggi dari elemen bakar maka harus diikuti peningkatan unjuk kerja kelongsong bahan bakar sehingga perlu dilakukan pengembangan material kelongsong berbasis Zr. Tujuan dalam penelitian ini adalah untuk mempelajari pengaruh penambahan Mo terhadap mikrostruktur dan kekerasan paduan Zr-1%Sn-(0,1%;1%)Fe-1%Nb-(x%)Mo. Analisis dilakukan pada sampel paduan Zr-1%Sn-0,1%Fe-1%Nb dan Zr-1%Sn-1%Fe-1%Nb serta kedua paduan yang masing-masing sudah ditambah dengan Mo dengan variasi antara 0,1% - 1,0%. Pengamatan mikrostruktur dengan alat mikroskop optik dan uji kekerasan menggunakan Micro Vickers Hardness. Hasil yang diperoleh pada penelitian ini adalah diameter butir paduuan Zr-1%Sn-(0,1%)Fe-1%Nb-(x%)Mo terhadap perubahan komposisi Mo menunjukkan bahwa semakin tinggi kadar Mo menyebabkan penurunan diameter butir dan peningkatan kekerasan. Penambahan Mo diatas 0,3% peningkatan kekerasannya rendah dan cenderung stabil sehingga penambahan Mo diatas 0,3% kurang efektif. Pada paduan Zr-1%Sn-(1%)Fe-1%Nb-(x%)Mo, penambahan Mo yang paling efektif adalah maksimum 0,5%. Kata kunci : mikrostruktur, kekerasan , kekuatan mekanik, paduan Zr-Sn-Fe-Nb. ABSTRACT MICROSTRUCTURE AND HARDNESS ANALYSIS OF Zr-1%Sn-(0,1%;1%)Fe-1%Nb-(x%)Mo INGOT WITH VARIATION OF Mo. To meet the requirements of high burnup of the fuel element, it must be followed by the increase performance of fuel cladding material. So , the development of Zr-based cladding materials should be done. The purpose of this research is to study the influence of Mo addition on the microstructure and hardness of Zr-1%Sn-(0,1%;1%)Fe-1%Nb-(x%)Mo alloy. Analyses were performed on Zr-1%Sn-0.1%Fe-1%Nb and Zr-1%Sn-1%Fe-1%Nb alloy. Mo was added to both of the samples with variations between 0, 1% - 1.0% and each sample was also analyzed. Microstructural observations were done using optical microscopy and hardness test using Vickers Micro Hardness Tester. The results of the experiment show that the grain diameter of Zr-1%Sn-(0.1%)Fe-1%Nb-(x%)Mo alloy is changing along with the changes of Mo composition. The more addition of Mo cause decrease in grain diameter and increase the alloy hardness. It is also observed that the addition of Mo above average 0.3%, the increase in hardness is not significant and tend to be stable. The addition of Mo above 0.3% is not effective. As for the Zr-1%Sn-(1%)Fe-1%Nb-(x%)Mo alloy, the most effective amount of Mo addition is 0.5%. Keywords: microstructure, hardness, mechanical strength, Zr-1%Sn-(0,1%;1%)Fe-1%Nb- (x%)Mo Alloy
MODIFIKASI METODA ASTM UNTUK ANALISIS URANIUM DENGAN KONSENTRASI 1 gU/L MENGGUNAKAN TITROPROSESOR
Get PDFABSTRAK MODIFIKASI METODA ASTM UNTUK ANALISIS URANIUM DENGAN KONSENTRASI 1 gU/L MENGGUNAKAN TITROPROSESOR. Telah dilakukan penentuan uranium dalam larutan radioaktif secara titrasi potensiometrik menggunakan titroprosesor dengan memodifikasi metode ASTM C 799-83 yaitu pengurangan volume pereaksi menjadi 10, 15, 20 dan 30% dari masing-masing volume pereaksi yang digunakan dalam ASTM yaitu asam sulfamat, asam pospat, ferro sulfat, ammonium molibdat dan vanadium sulfat. Di samping itu juga dipelajari variasi keasaman 1, 2, 3 dan 4N serta konsentrasi uranium dalam umpan 1, 2, 3 dan 4 g/L. Tujuan penelitian adalah memperoleh kondisi relatif baik untuk analisis uranium dalam larutan yang mengandung uranium sekitar 1 g/L yang kemudian dapat diterapkan untuk analisis uranium dalam limbah cair radioaktif. Sampel dimasukan ke dalam gelas piala, lalu elektroda platina dimasukkan hingga tercelup dan titrasi potensiometrik dimulai dengan menjalankan titroprosesor. Hasil percobaan menunjukkan bahwa larutan yang mengandung uranium dengan konsentrasi 1 gU/L dapat dianalisis dengan modifikasi volume pereaksi 10% dari volume pereaksi pada ASTM dan memberikan presisi 3,02%, RSD 0,0302 dan akurasi 95,11%, sedangkan untuk variasi keasaman, diperoleh hasil relatif baik yaitu keasaman 4N yang ditunjukkan oleh presisi dan penyimpangan yang paling kecil dengan akurasi >95% dan dapat digunakan untuk analisis uranium pada konsentrasi 1-4 g/L dengan presisi 1,33 – 3,17 dan akurasi ≥99,99%. Pada analisis limbah efluen (LE) cair radioaktif dengan kode LE-15 dan LE-3 menggunakan modifikasi metode ASTM diperoleh konsentrasi uranium masing-masing 0,0558 g/L dan 0,6139 g/L. Kata kunci: modifikasi metode ASTM, penentuan uranium, limbah radioaktif cair, titroprosesor. ABSTRACT MODIFICATION OF ASTM METHOD FOR URANIUM ANALYSIS WITH CONCENTRATION 1 gU/L USING TITROPROCESSOR. Determination of uranium concentration in radioactive solution has been done by modified potentiometric method of ASTM C 799-83. The modification includes reagent volume reduction to 10%, 15%, 20% and 30% of reagent volume used in the ASTM, i.e. sulfamic acid, phosphate acid, ferrous sulfate, ammonium molybdate and vanadium sulfate. This research also studied variation in the acidity of 1, 2, 3, and 4N and uranium concentration in the feed of 1, 2, 3 and 4 g/L. The research objective is to determine the relatively good condition for the analysis of uranium solution containing approximately 1 g/L uranium. This modified method may be applied to the analysis of uranium in radioactive liquid waste. Samples were loaded into a glass cup with a platinum electrode immersed, and potentiometric titration began by running titroprosesor. The results show that a solution containing uranium with a concentration of 1 g/L can be analyzed with the modifified reagent volume to 10% of the reagent volume according to the ASTM with 3.02% precision, 0.0302 RSD and 95.11% accuracy. The variation of acidity gave good result at a relative acidity of 4N, which is shown by the precision and the smallest deviation with an accuracy of > 95%. This condition can be used for the analysis of uranium at a concentration of 1-4 gU/L with a precision of 1.33 to 3.17 and an accuracy of ≥ 99,99%. Analysis of radioactive liquid waste labeled with LE-15 and LE-3 by this modified ASTM method gives a value of uranium concentration of 0,0558 g/L and 0,6139 g/L respectively. Keywords: ASTM method modification, uranium determination, liquid radioactive waste, titroprocessor
KARAKTER PADUAN Zr-0,4%Mo-0,5%Fe-0,5%Cr PASCA PERLAKUAN PANAS DAN PENGEROLAN DINGIN
Get PDFABSTRAK KARAKTER PADUAN Zr-0,4%Mo-0,5%Fe-0,5%Cr PASCA PERLAKUAN PANAS DAN PENGEROLAN DINGIN. Penelitian dan pengembangan paduan Zr-Mo-Fe-Cr ditujukan untuk mendapatkan bahan struktur elemen bakar reaktor PWR burn up tinggi. Pada penelitian ini telah dibuat paduan Zr-0,4%Mo-0,5%Fe-0,5%Cr dari bahan baku sponge zirkonium, serbuk molibdenium, besi dan khrom. Paduan mendapat perlakuan panas dengan variasi temperatur 650 dan 750°C serta waktu penahanan 1, 1,5 dan 2 jam. Tujuan penelitian adalah mendapatkan pengaruh reduksi ketebalan terhadap karakter paduan Zr-0,4%Mo-0,5%Fe-0,5%Cr. Hasil penelitian menunjukkan bahwa mikrostruktur paduan Zr-0,4%Mo-0,5%Fe-0,5%Cr pasca perlakuan panas dan pengerolan dingin memperlihatkan apabila semakin tinggi reduksi ketebalan yang diterapkan pada paduan menyebabkan terjadinya perubahan struktur butir dari ekuiaksial terdeformasi menjadi batang pipih dan selanjutnya batang pipih terdeformasi. Namun, semakin tinggi temperatur dan waktu penahanan maka struktur butirnya bertambah besar sehingga dengan pengerolan dingin bentuk struktur butirnya menjadi batang pipih dengan ukuran relatif besar yang berdampak kekerasannya lebih rendah. Paduan Zr-0,4%Mo-0,5%Fe-0,5%Cr pasca perlakuan panas (650-750°C; 1,5-2 jam) mampu menerima deformasi dengan reduksi ketebalan 5 - 15% tanpa mengalami keretakan. Kata kunci: paduan Zr-0,4%Mo-0,5%Fe-0,5%Cr, perlakuan panas, pengerolan dingin, mikrostruktur, kekerasan. ABSTRACT CHARACTERS OF ALLOY Zr-0.4%Mo-0.5%Fe-0.5%Cr POST HEAT TREATMENT AND COLD ROLLING. Research and development of Zr-Mo-Fe-Cr alloys aimed to obtain PWR fuel element structure material with high burn up. In this study of the Zr-0.4%Mo-0.5%Fe-0.5%Cr alloys was prepared from zirconium sponge, molybdenum, iron and chromium powder. The alloy were heat treated at varying temperatures of 650 and 750 oC and retention time of 1, 1.5 and 2 hours. The objectives of this research was to obtain effect of thickness reduction on the character of Zr-0.4%Mo-0.5%Fe-0.5%Cr alloy. The results of this experiment showed that the microstructures of Zr-0.4%Mo-0.5%Fe-0.5%Cr alloy after heat treatment and cold rolling exhibits that the higher of the thickness reduction ihas applied on the alloy caused the microstructure to evolve from deformed equiaxial grains into flat bar grains and then into deformed flat bar grains. However, the higher of the temperature and the retention time then the larger grain structures so that the cold rolling causes the shape of the grains structure into a flat bar with a relatively larger size which affects the lower hardness. The Zr-0.4%Mo-0.5%Fe-0.5%Cr alloy after heat treatment (650-750oC; 1.5-2 hours) can undergo cold deformation without cracking at a thickness reduction between 5 to 15%. Keywords: Zr-0.4%Mo-0.5%Fe-0.5%Cr alloy, heat treatment, cold rolling, microstructure, hardness
ANALISIS MIKROSTRUKTUR DAN KIMIA TERHADAP HASIL KOROSI PADA INGOT AlFeNiMg
Get PDFABSTRAKANALISIS MIKROSTRUKTUR DAN KIMIA TERHADAP HASIL KOROSI PADA INGOTAlFeNiMg. Mikrostruktur dan komposisi kimia sangat berpengaruh terhadap ketahanan korosipaduan aluminium. Dalam penelitian ini telah dilakukan analisis mikrostruktur dan komposisikimia pada hasil korosi ingot AlFeNiMg. Bahan yang digunakan adalah ingot paduan AlFeNi yangtelah ditambah dengan Mg, dengan komposisi unsur pemadu 1% berat Fe, 1% berat Ni dan 1%berat Mg. Ingot dipanaskan dalam tungku pada temperatur 500oC selama 1 jam kemudiandidinginkan dengan cepat dalam air dan dianil pada temperatur 500oC selama 1,5 jam. PaduanALFeNiMg hasil perlakuan panas selanjutnya dilakukan uji korosi dalam autoclave denganvariasi temperatur 75oC, 125 oC , 175 oC dan waktu uji 9 hari (216 jam), 18 hari (432 jam) dan 27 hari (648 jam). Sampel hasil uji korosi dilakukan uji metalografi (mikroskop optik, SEM) sertaanalisis komposisi kimia menggunakan alat SEM-EDS. Hasil analisis mikrostruktur menunjukkanbahwa pada temperatur uji korosi 75oC, 125oC dan 175oC dengan rentang waktu 216 – 648 jamterjadi peningkatan lapisan oksida (korosi) mengikuti korelasi parabolik, dengan persamaanmasing-masingh = 0,008 x0,8846 untuk temperatur uji 75oC; h = 1 x 10-6t2 – 0,0007t + 4,1 untuk temperatur uji 125oC dan h = -2 x 10-5t2 + 0,0227t + 2,3 untuk temperatur uji 175 oC, dengan h adalah tebal lapisan dalam μm dan t adalah waktu uji korosi dalam jam. Temperatur uji korosi 125 oC dengan rentang waktu 216 – 648 jam pada paduan menunjukkan sifat paduan AlFeNiMg yang stabil dengan terbentuknya lapis lindung oksida di permukaan logam sangat kompak dan bisa berfungsi sebagai penghambat proses korosi selanjutnya. Dari hasil analisis kimia diperoleh informasi bahwa unsur Fe dan Ni pada logam paduan AlFeNiMg, lebih cenderung membentuk senyawa fasa kedua Al9FeNi, Al3Fe dan Al3Ni. Sedangkan unsur Mg dan Al membentuk senyawa oksida dan hidroksida, dan peran unsur Mg lebih besar dalam membentuk lapis lindung oksida yang stabil, homogen, padat dan kompak.Kata kunci: Paduan Al, AlFeNiMg, Kimia mikro, Lapis lindung oksida logam.ABSTRACTMICROSTRUCTURE AND CHEMICAL ANALYSIS OF CORROSION ON AlFeNiMg INGOT.Microstructure and chemical composition affect the corrosion resistance of aluminum alloys. Inthis study an analysis was done on the microstructure and chemical composition of corrosionresulted on AlFeNiMg ingot. The material used in this research is AlFeNi alloy ingot that has been augmented by Mg with alloying elements composition of 1 wt% Fe, 1 wt% Ni and 1 wt% Mg. Ingot was heated at a temperature of 500 oC for 1 hour and cooled quickly in water and annealed at a temperature of 500 oC for 1.5 hours. The heat treated ALFeNiMg alloy was further corrosion tested with an autoclave at a temperature variation of 75 oC, 125 oC, 175 oC for 9 days (216 hours), 18 days (432 hours) and 27 days (648 hours) respectively. The corrosion result was prepared for metallographic examination (optical microscopy, SEM) and chemical composition analysis using SEM - EDS. The microstructure examination shows that the corrosion test temperature of 75 oC, 125 oC and 175 oC with a time span of 216-648 hours results in an increase in the oxide layer (corrosion, following a parabolic correlation: h = 0.008 x0.8846for the corrosion temperature of 75 oC, h = 1 x 10-6t2 – 0.0007t + 4.1 for the corrosion temperature of 125 oC and h = -2 x 10-5t2+ 0.0227t + 2.3 for the corrosion temperature of 175 oC, where h is the layer thickness in μm and t is corrosion test time in hour. It is also studied that the corrosion test temperature of 125 oC with a time span of 216-648 hours exhibits stable properties of the AlFeNiMg alloy, which is protected by oxide layer on the surface. The layer is very compact and can serve as a barrier against further corrosion process. The chemical analysis shows that the elements of Fe and Ni in AlFeNiMg alloy are more likely to form Al9FeNi of the second phase, Al3Fe and Al3Ni. The Mg and Al elements, on the other hand, tend to form Mg and Al oxides and hydroxides. Magnesium appears to have greater role in the formation of homogeneous, dense and compact protecting layers of stable oxides.Keywords: Al Alloy, AlFeNiMg, micro chemistry, protecting metal oxide layer
MODEL SIMULATION OF GEOMETRY AND STRESS-STRAIN VARIATION OF BATAN FUEL PIN PROTOTYPE DURING IRRADIATION TEST IN RSG-GAS REACTOR
Get PDFMODEL SIMULATION OF GEOMETRY AND STRESS-STRAIN VARIATION OF BATAN FUEL PIN PROTOTYPE DURING IRRADIATION TEST IN RSG-GAS REACTOR*). The first short fuel pin containing natural UO2 pellet in Zry4 cladding has been prepared at the CNFT (Center for Nuclear Fuel Technology) then a ramp test will be performed. The present work is part of designing first irradiation experiments in the PRTF (Power Ramp Test Facility) of RSG-GAS 30 MW reactor. The thermal mechanic of the pin during irradiation has simulated. The geometry variation of pellet and cladding is modeled by taking into account different phenomena such as thermal expansion, densification, swelling by fission product, thermal creep and radiation growth. The cladding variation is modeled by thermal expansion, thermal and irradiation creeps. The material properties are modeled by MATPRO and standard numerical parameter of TRANSURANUS code. Results of irradiation simulation with 9 kW/m LHR indicates that pellet-clad contacts onset from 0.090 mm initial gaps after 806 d, when pellet radius expansion attain 0.015 mm while inner cladding creep-down 0.075 mm. A newer computation data show that the maximum measured LHR of n-UO2 pin in the PRTF 12.4 kW/m. The next simulation will be done with a higher LHR, up to ~ 25 kW/m.MODEL SIMULASI VARIASI GEOMETRI DAN STRESS-STRAIN DARI PROTOTIP BAHAN BAKAR PIN BATAN SELAMA UJI IRADIASI DI REAKTOR RSG-GAS. Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir (PTBBN) telah menyiapkan tangkai (pin) bahan bakar pendek perdana yang berisi pelet UO2 alam dalam kelongsong paduan zircaloy untuk dilakukan uji iradiasi daya naik. Penelitian ini merupakan bagian dari perancangan percobaan iradiasi pertama di PRTF (Power Ramp Test Fasility) yang terpasang di reaktor serbaguna RSG-GAS berdaya 30 MW. Telah dilakukan pemodelan dan simulasi kinerja termal mekanikal pin selama iradiasi. Variasi geometri pelet dan kelongsong selama pengujian dimodelkan dengan memperhatikan fenomena ekspansi termal, densifikasi, bengkak oleh produk fisi, creep termal dan pertumbuhan iradiatif. Variasi sifat kelongsong dimodelkan oleh ekspansi termal, termal dan creep iradiatif. Sifat material dimodelkan dengan MATPRO serta parameter numerik standar kode TRANSURANUS. Hasil iradiasi simulasi dengan laju daya 9 kW/m, 75% data daya aksimal, menunjukkan bahwa awal kontak fisik pelet dengan kelongsong dari celah awal 0,09 mm terjadi setelah 806 hari, ketika ekspansi jejari pelet mencapai 0,015 mm sementara jejari kelongsong menyusut 0,075 mm. Data terbaru menunjukkan bahwa perhitungan maksimal dan pengukuran laju daya linear tangkai bahan bakar berisi UO2 alam di PRTF adalah 12,4 kW/m pada daya reactor 15 kW. Penelitian selanjutnya akan dilakukan dengan LHR lebih tinggi, sampai ~ 25 kW / m, bila daya reactor 30 MW.Keywords: iradiasi, pin bahan bakar, UO2 alam, geometri, tegangan-regangan
OPTIMASI PENGGUNAAN HCl SEBAGAI LARUTAN PENGELUSI ITRIUM-90 DALAM DOWEX® 50WX8-200
Get PDFOPTIMASI PENGGUNAAN HCl SEBAGAI LARUTAN PENGELUSI ITRIUM-90 DALAM DOWEX® 50WX8-200. Itrium-90 merupakan radionuklida pemancar β yang mempunyai waktu paruh 64,1 jam dan memancarkan energi β maksimum 2280 keV. Itrium-90 digunakan dalam kedokteran nuklir untuk keperluan terapi. Sistem generator 90Sr/90Y telah dikembangkan untuk mendapatkan 90Y bebas pengemban. Itrium-90 yang diperoleh dari generator 90Sr/90Y berbentuk radiokimia 90Y-sitrat. Bentuk radiokimia 90Y yang ideal untuk penandaan berbagai macam ligan yaitu 90YCl3. Untuk mendapatkan bentuk radiokimia 90Y yang diinginkan dilakukan serangkaian proses dengan metode penukar ion menggunakan resin Dowex® 50WX8-200. Dalam penelitian ini telah dilakukan optimasi penggunaan HCl untuk elusi 90Y dari resin dengan variasi konsentrasi HCl dan waktu kontak saat elusi 90Y dari resin. Pelepasan 90Y dari resin Dowex® 50WX8-200 tergantung pada konsentrasi HCl yang digunakan. Konsentrasi HCl semakin besar laju pelepasan 90Y dari 90Y-Dowex semakin besar. Waktu kontak optimummenggunakan 5 mL HCl 12 N adalah 60 menit dengan hasil 9,4 %. Hasil uji 90Y setelah dielusi dari Dowex® 50WX8-200 memberikan informasi radionuklida 90Y yang diperoleh dalam bentuk radiokimia 90YCl3. OPTIMIZATION OF USE HCl AS SOLUTION FOR ELUTION ITRIUM-90 IN DOWEX® 50WX8- 200. Yttrium-90 is a β emitter radionuclide with a half life of 64.1 hours and emits the maximum β energy at 2280 keV. Yttrium-90 radionuclide is widely used in nuclear medicine for therapeutic purposes. 90Sr/90Y generator system has been developed to obtain carrier-free 90Y. Yttrium-90 were obtained from the 90Sr/90Y generator in the form of 90Y-citrate radiochemical. The 90Y ideal for tagging ligands is in the form of 90YCl3. To obtain the desired radiochemical a series of processes with ion exchange resin method is performed using Dowex® 50WX8-200. In this study optimization of the use of HCl for has been carried out 90Y elution from the resin with varied HCl concentration and contact time when 90Y is eluted from the resin. The release of 90Y from resin Dowex® 50WX8-200 depending on the concentration of HCl is used. The greater the concentration of HCl release rate of 90Y from 90Y-Dowex greater. The optimum contact time with 5 mL of 12 N HCl is 60 minutes with a result of 9.4%. The 90Y test results after eluted from Dowex® 50WX8-200 indicated that the 90Y was in the form of 90YCl3
PENGARUH SERBUK U-Mo HASIL PROSES MEKANIK DAN HYDRIDE – DEHYDRIDE – GRINDING MILL TERHADAP KUALITAS PELAT ELEMEN BAKAR U-Mo/Al
Get PDFPENGARUH SERBUK U-Mo HASIL PROSES MEKANIK DAN HYDRIDE – DEHYDRIDE – GRINDING MILL TERHADAP KUALITAS PELAT ELEMEN BAKAR U-Mo/Al. Penelitian bahan bakar U-7Mo/Al tipe pelat dilakukan dalam rangka pengembangan bahan bakar U3Si2/Al untuk mendapatkan bahan bakar baru yang memiliki densitas uranium lebih tinggi, stabil selama digunakan sebagai bahan bakar di dalam reaktor dan mudah dilakukan proses olah ulangnya. Lingkup penelitian meliputi pembuatan: paduan U-7Mo dengan teknik peleburan, pembuatan serbuk U-7Mo dengan dikikir dan hydride - dehydride - grinding mill, IEB U-7Mo/Al dengan teknik kompaksi pada tekanan 20 bar, dan PEB U-7Mo/Al dengan teknik pengerolan panas pada temperatur 425oC. Paduan U-7Mo hasil proses peleburan cukup homogen, berat jenis 16,34 g/cm3 dan bersifat ulet, kemudian dibuat menjadi serbuk dengan cara dikikir dan hydride - dehydride - grinding mill. Serbuk U-7Mo hasil proses kikir berbentuk pipih, kontaminan Fe cukup tinggi, sedangkan serbuk hasil proses hydride - dehydride - grinding mill, cenderung equiaxial dengan kontaminan yang rendah. Kedua jenis serbuk U-7Mo tersebut digunakan sebagai bahan baku pembuatan IEB U-7Mo/Al dan PEB U-7Mo/Al dengan densitas uranium 7 gU/cm3 dan diperoleh produk dengan kualitas yang hampir sama. Hasil uji IEB U-7Mo/Al berukuran 25 x 15 x 3,15±0,05 mm, tidak terdapat cacat/retak, distribusi U-7Mo di dalam matriks cukup homogen dan tidak terdapat pengelompokan/aglomerasi U-7Mo yang berdimensi >1 mm. PEB U-7Mo/Al hasil pengerolan dengan tebal akhir 1,45 mm, memiliki ketebalan meat rerata 0,60 mm dan tebal kelongsong 0,4 mm dan terdapat 1 titik pengukuran kelongsong dengan ketebalan 0,15 mm. Dengan membandingkan penggunaan kedua jenis serbuk U-7Mo tersebut, IEB U-7Mo/Al dan PEB U-7Mo/Al yang dihasilkan memiliki kualitas hampir sama. Namun demikian penggunaan serbuk U- 7Mo hasil proses hydride - dehydride - grinding mill lebih baik karena proses pengerjaannya lebih cepat dan impuritas dalam serbuk dapat diperkecil. INFLUENCE OF U-Mo POWDER BY MECHANICAL AND HYDRIDE - DEHYDRIDE - GRINDING MILL PROCESS RESULT OF U-Mo / Al FUEL PLATE QUALITY. Research of U-7Mo/Al fuel type plate is done in order to develop U3Si2/Al fuel to get a new fuel that has a higher uranium density, stable for use as fuel in the reactor and is easily done if the reprocessed. The scope of the research includes manufacture: U-7Mo alloy with smelting techniques, pulverizing U-7Mo to be filed and hydride–dehydride–grinding mill, U-7Mo/Al fuel core with the technique of compacting at a pressure of 20 bar, and U-7Mo/Al fuel plate with technique of hot rolling at a temperature of 425oC. The U-7Mo alloy results smelting process quite homogeneous, the density of 16.34 g/cm3 and is tenacious, then made powder by means of filed and hydride–dehydride–grinding mill. The U-7Mo powder shaped flat results miserly process, contaminants Fe is high enough, whereas powder process results hydride- dehydride-grinding mill, tend equiaxial with low contaminants. The second type of U-7Mo powder is used as a raw material for making U-7Mo/Al fuel core and U-7Mo/Al fuel plate with 7 gU/cm3 uranium density and obtained product with almost the same quality. The U-7Mo/Al fuel core test results measuring 25 x 15 x 3.15 ± 0.05 mm, there is no defect/crack, U-7Mo distribution in the matrix is quite homogeneous and there is no grouping/agglomeration U-7Mo dimension >1 mm. The U-7Mo/Al fuel plate outcome rolling with a final thickness of 1.45 mm, has a thickness of 0.60 mm and a mean meat cladding thickness of 0.4 mm, and there is one point of measurement of cladding with a thickness of 0.15 mm. By comparing the use of both types of U-7Mo powders the U-7Mo/Al fuel core and U-7Mo/Al fuel plate produced has almost the same quality. However, the use of U-7Mo powder results hydride– dehydride–grinding mill process is better because the workmanship is faster and impurities in the powders can be minimized