Urania Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir
Not a member yet
288 research outputs found
Sort by
KARAKTERISASI PZC SEBAGAI PENGISI KOLOM GENERATOR 99Mo/99mTc
Get PDFKARAKTERISASI PZC SEBAGAI PENGISI KOLOM GENERATOR 99Mo/99mTc. Teknesium-99m merupakan radioisotop utama untuk diagnosis dalam bidang kedokteran nuklir di seluruh dunia. Teknisium-99m diperoleh dari hasil peluruhan 99Mo dalam bentuk generator 99Mo/99mTc dengan menggunakan 99Mo dari hasil fisi 235U. Molibdenum-99 juga dapat diperoleh dari hasil aktivasi (n,g) dari target molibdenum alam atau diperkaya. Rendahnya radioaktivitas jenis 99Mo hasil aktivasi neutron dan terbatasnya daya serap alumina terhadap molibdenum, menyebabkan 99Mo hasil aktivasi jarang digunakan dalam bentuk generator 99Mo/99mTc. Dengan ditemukannya senayawa polimer anorganik Poly Zirconium Compound (PZC) oleh KAKEN Co dan JAERI, Jepang. Kerja sama penelitian KAKEN Co dan JAERI, Jepang, dengan Pusat Radioisotop dan Radiofarmaka (PRR) BATAN telah berhasil membuat generator radioisotop 99Mo/99mTc dengan tingkat radioaktivitas 300 mCi s/d 10.000 mCi per generator. Sejak 2009, PRR melakukan pengembangan sintesis PZC yang kemudian dilakukan pelapisan TEOS dan telah dicoba untuk kolom generator 99Mo/99mTc. Penelitian ini, dilakukan karakterisasi terhadap eluat 99mTc dari sistem kolom generator 99Mo/99mTc berbasis PZC hasil sintesis PRR. Hasil analisis unsur dalam matriks PZC-TEOS sebelum dicampur dengan 99Mo kandungan unsur Si, Zr, Cl dan Ti berturut turut adalah 66,99%, 29,47% dan 3,54% dan setelah direaksikan dengan 99Mo adalah untuk masing masing unsur O, Si, Cl, Ti, Zr dan Mo berturut turut adalah 31,48%, 5,53%, 1,40%, 1,01%, 40,75% dan 19,84%. Hasil percobaan menggunakan matriks PZC-TEOS yang dilapis dengan cara elusi sebanyak 5 kali, dalam proses elusi diperoleh radioaktivitas 99mTc maksimun pada 1ml ke empat dari 10 ml eluen sebesar 1,388 mCi, efisiensi penyerapan 99Mo sebesar 86,65% dengan kapasitas serap 205 mg Mo/g matriks PZC-TEOS serta yield 99mTc 24,94%. Kata kunci : Generator radioisotop 99Mo/99mTc, radioisotop 99Mo, matriks Zr, Ti, TEOS, yield 99mTc CARACTERITATION OF PZC as 99Mo/99mTc COULUM FILLER. Technesium-99m represent especial radioisotope for diagnosis in the field of nuclear medicine in all the world. Teknisium-99m obtained from result of 99Mo decey in the form of generator of 99Mo/99mTc by using 99Mo from 235U fission products. Molibdenum-99 also obtainable from activation result (n,g) from molybdenum natural or enriched. Lower of radioactivity of type of 99Mo result of neutron activation and the limited absorpsion of alumina to molybdenum, causing 99Mo result of activation seldom be used in the form of 99Mo/99mTc generator. Foundly of inorganic polymer of Poly Zirconium Compound ( PZC) by KAKEN Co and JAERI, Japan. To date, KAKEN Co and JAERI, Japan, have cooperated by Pusat Radioisotop dan Radiofarmaka (PRR), BATAN have succeeded to make generator of radioisotope of 99Mo/99mTc with level of radioactivity 300 mCi s/d 10.000 mCi generator, respectively. 2009, PRR in pursuance of conducted by development synthesis of PZC veneering of TEOS and have been tried also for column of 99Mo/99mTc generator. In this research, conducted by characterize to 99mTc eluate from column of 99Mo/99mTc generator base on PZC of result of synthesis by PRR. Result of analysis of element in of PZC-TEOS matrix before mixed with 99Mo is content of element of the, Zr, Cl and Ti are 66,99%, 29,47% and 3,54% and after reacted with 99Mo are of element O, The, Cl, Ti, Zr and Mo are 31,48%, 5,53%, 1,40%, 1,01%, 40,75% and 19,84%. Result of attempt use of PZC-TEOS matrix endued by elution as much 5 times, in course of elution obtained radioactivity of 99mTc maksimun at 1ml to four from 10 ml eluen of equal to 1,388 mCi, efficiency of absorbtion of 99Mo equal to 86,65% with absorbent capacities 205 mg Mo/g of matrix of PZC-TEOS and 99mTc yield 24,94%. Key word : 99Mo/99mTc radioisotope generator, 99Mo, matriks of Zr, Ti, TEOS, 99mTc yiel
ANALISIS KADAR URANIUM DAN UNSUR PENGOTOR DI DALAM SERBUK AUK DAN UO2
Get PDFANALISIS KADAR URANIUM DAN UNSUR PENGOTOR DI DALAM SERBUK AUK DAN UO2. Telah dilakukan analisis kadar uranium dan unsur-unsur pengotor dalam serbuk amonium uranil karbonat (AUK) dan uranium dioksida (UO2) hasil produksi instalasi produksi elemen bakar reaktor riset, PT. Batan Teknologi. Kadar uranium dalam serbuk dianalisis dengan metode titrasi potensiometri dan kadar unsur pengotor dianalisis dengan spektrophotometer serapan atom (SSA) dan inductively couple plasma-atomic emission spektrometer (ICP-AES). Tujuan penelitian ini adalah untuk mengetahui kadar unsur pengotor dalam serbuk AUK dan UO2 yang dihasilkan dari proses produksi harus memenuhi spesifikasi yang dipersyaratkan. Hasil analisis menggunakan metode titrasi potensiometri untuk kadar uranium dalam serbuk AUK diperoleh 48,62% dan dalam serbuk UO2 sebesar 88,08%. Ketelitian dan akurasi analisis kadar uranium 0,235% dan 0,151%. Kadar unsur pengotor dengan menggunakan metode SSA dalam serbuk AUK diperoleh unsur Zn, Ni, Cd, Co, Mn, Mg, Fe, Cu, dan Cr berturut-turut sebesar 10,15 ppm, 1,12 ppm, ttd, ttd, ttd, 0,30 ppm, 216,07 ppm, ttd, dan 31,36 ppm, sedangkan kadar unsur pengotor dalam serbuk UO2 berturut-turut 11,31 ppm, 72,14 ppm, ttd, ttd, 6,25 ppm, 8,65 ppm, 298,24 ppm, 12,75 ppm, dan 32,23 ppm. Hasil analisis dengan ICP-AES dalam serbuk AUK untuk unsur Zn, Ni, Cd, Co, Mn, Mg, Fe, Cu, dan Cr berturut-turut 11,87 sebesar ppm, 43,53 ppm, ttd, ttd, ttd, 30,17 ppm, 267,61 ppm, 10,39 ppm, dan 31,66 ppm, sedangkan dalam serbuk UO2 berturut-turut 10,03 ppm, 110,38 ppm, ttd, ttd, ttd, 42,53 ppm, 308,68 ppm, 13,38 ppm, dan 88,40 ppm. Kadar uranium dan unsur pengotor dalam serbuk AUK dan serbuk UO2 memenuhi spesifikasi bahan bakar nuklir untuk reaktor riset RSG-GAS. Kata kunci : uranium, pengotor, AUK, UO2, SSA dan ICP-AES. DETERMINATION OF URANIUM CONTENT AND ITS IMPURITIES IN THE AUC AND UO2 POWDERS. The analysis of uranium (U) content and its impurities in the ammonium uranyl carbonate (AUC) and uranium dioxide (UO2) produced from research reactor fuel element production installation, PT. BATAN Teknologi have been carried out. Uranium content in the powders was analyzed by potentiometric titration methods and impurity contents was analyzed by atomic absorption spectrophotometer (AAS) and by inductively coupled plasma-atomic emission spectroscopy (ICP-AES). The purpose of this study was to determine of impurity elements in the AUC and UO2 powder resulting from the production process if it meets the required specifications. It is reported that U content in the AUC is 48.62 wt% and that in the UO2 is 88.08 wt%. The precision and accuracy analysis of the U content is 0,235% and 0,151%. In case of impurities in the AUC powders, it is reported that the analytical results of Zn, Ni, Cd, Co, Mn, Mg, Fe, Cu and Cr at 10.15 ppm, 1.12 ppm, not detection, not detection, not detection, 0.30 ppm, 216.07 ppm, not detection, and 31.36 ppm, respectively, while that UO2 are 11.31 ppm, 72.14 ppm, not detection, not detection, 6.25 ppm, 8.65 ppm, 298.24 ppm, 12.75 ppm and 32, 23 ppm. The U and impurity contents in both the AUC and UO2 fulfill the specification of nuclear fuel for RSG-GAS research reactor. Keywords: uranium, impurities, AUC, UO2, AAS, and ICP-AES
RECOVERY URANIUM DAN THORIUM DARI CAMPURAN URANIUM THORIUM SECARA EKSTRAKSI-STRIPPING
Get PDFABSTRAK RECOVERY URANIUM DAN THORIUM DARI CAMPURAN URANIUM-THORIUM SECARA EKSTRAKSI STRIPPING. Telah dilakukan percobaan ekstraksi-stripping untuk meng-recovery uranium dan thorium dari campuran uranium dengan thorium. Seperti diketahui bahwa thorium merupakan hasil fisi dari bahan bakar yang menggunakan bahan uranium sebagai meat-nya. Setelah bahan bakar yang mengandung uranium diiradiasi, maka sebagian uranium akan meluruh salah satu thorium hasil fisinya tadi. Percobaan ini bertujuan agar uranium maupun thorium yang diekstraksi-distripping dapat diumpan kembali sebagai bahan bakar. Dalam percobaan ekstraksi-stripping uranium-thorium ini dilakukan dengan memvariasi campuran simulasi antara uranium-thorium: 5% U, 10% U, 15% U, 20%U, dan 25%U. Berikutnya campuran pengekstrak TBP bervariasi 25%, 30%, 35%, 40%, 48%, 60% dan 70%, sementara kerosin dipakai sebagai pengencer dan persentasenya menyesuaikan jumlah TBP. Setelah percobaan ekstraksi selesai dilakukan stripping menggunakan air panas pada suhu 60-70 oC dengan variasi asam nitrat. Hasil percobaan diperoleh uranium dengan kadar 93,6924% dengan pengekstrak TBP/kerosin : 30%/ 70% dan thorium 92,0754% TBP/kesonin: 48%/52% dengan proses stripping menggunakan air panas 60-70 oC berkeasaman 0,6 N untuk thorium hasil stripping sebesar 98,6392 % dan untuk uranium hasil stripping sebesar 88,9873% pada keasaman 0,5 N. Kata kunci: recovery, uranium, thorium, ekstraksi-stripping. ABSTRACT RECOVERY OF URANIUM AND THORIUM FROM URANIUM-THORIUM MIXTURE BY EXTRACTION-STRIPPING. An experiment has been conducted for the recovery of uranium and thorium from uranium-thorium mixture by extraction-stripping method. Thorium is one of the fission products of irradiated uranium fuel. This experiment aims to recover both uranium and thorium to be feeded back as fuel. The samples for the extraction-stripping of uranium-thorium was made by varying mixtures of uranium-thorium for simulation, i.e. 5% U, 10% U, 15% U, 20% U, and 25% U, with a variation of extractant TBP of 25%, 30%, 35%, 40%, 48%, 60%, and 70%, while the amount/percentage of kerosene used as a diluent was in adjustment with the TBP percentage used. The stripping of the extracted product was done by using hot water at a temperature of 70 °C with variation of nitric acid. The experimental results shows that uranium content of 93.6924% was obtained by TBP/kerosene composition of 30%/70% and 92.0754% thorium was obtained for TBP/kerosene composition of 48%/52%. The stripping results show that 98.6392% of thorium was obtained for stripping using hot water at 60-70 °C with 0.6 N acidity, while 88.9873% of uranium was recovered for acidity of 0.5 N. Key words: recovery, uranium, thorium, extraction – stripping
PROSES SIKLUS REDUKSI (U3O8 + 18 HASIL FISI) UNTUK BAHAN BAKAR DUPIC
Get PDFABSTRAKPROSES SIKLUS REDUKSI (U3O8 + 18 HASIL FISI) UNTUK BAHAN BAKAR DUPIC. Telahdilakukan proses reduksi ke-1 bahan bakar nuklir yaitu (U3O8 + 18 hasil fisi) di dalam tungkureduksi yang dialiri gas hidrogen pada temperatur yang bervariasi dari 600 – 900 oC selama 3jam. Hasil reduksi berupa serbuk (UO2 + 18 hasil fisi) yang kemudian ditentukan densitas curah,ketuk dan sejati serta rasio O/U dan dipelajari pula efek penggerusan serbuk. Serbuk yang tidakmengalami penggerusan, mempunyai densitas yang lebih kecil dibandingkan dengan serbukyang mengalami penggerusan sehingga penentuan densitas dilakukan melalui tahappenggerusan terlebih dahulu. Besarnya temperatur di atas mempengaruhi densitas yangdiperoleh, semakin tinggi temperatur, semakin tinggi pula densitas serbuk, sedangkan rasio O/Umendekati 2. Setelah diperoleh serbuk (UO2 + 18 hasil fisi) dari hasil reduksi ke-1, maka serbuktersebut dioksidasi pada temperatur 500 oC selama 2 jam hingga diperoleh lagi serbuk (U3O8 + 18hasil fisi) yang merupakan bahan untuk proses reduksi ke-2. Proses reduksi ke-2 dilakukansebagaimana proses reduksi ke-1, demikian diulangi sampai pengulangan (siklus) ke-4. Hasilproses reduksi berupa serbuk (UO2 + 18 hasil fisi) yang dikarakterisasi densitas dan rasio O/U.Proses pengulangan reduksi tersebut memperbesar densitas serbuk dan rasio O/U. Daripercobaan yang dilakukan diperoleh hasil kondisi proses yang relatif baik yaitu pada siklus yangke-3, dan temperatur proses reduksi 800 oC dengan waktu pemanasan selama 3 jam. Padakondisi tersebut diperoleh densitas curah, ketuk dan sejati masing-masing 2,4594; 3,2096 dan10,2866 g/cm3 (93,77% TD) serta rasio O/U sebesar 2,0192.Kata kunci: Siklus reduksi, UO2, U3O8, hasil fisi, bahan bakar DUPIC.ABSTRACTREDUCTION CYCLE PROCESS OF (UO2 + 18 FISSION PRODUCTS) FOR DUPIC FUEL. Firstreduction process of nuclear fuel (U3O8+18 fission products) has been done in a reduction furnaceflowed with hydrogen gas at varying temperatures from 600 – 900 °C for 3 hours. The reductionproduct was UO2 + 18 fission products, of which bulk, tap and true density, O/U ratio, and effect ofpowder crushing were to be determined. Powder that was not crushed has smaller densities than that under going crushing, so that the determination of densities was conducted through crushingstage. It is indicated that the temperature affects the obtained densities, the higher thetemperature the higher the densities of the powder with O/U ratio approaching to 2. Afterobtaining powder of (UO2 + 18 fission) from the first reduction process, the powder was oxidizedat a temperature of 500 oC for 2 hours until the powder (U3O8 + 18 fission) were obtained againand to be used for the second reduction process. The second reduction process was carried outin a way similar to the first reduction process and was repeated up to four cycles.The product ofthe four-cycle reduction process was in the form of (UO2 + 18 fission products) powder, of whichcharacterization was done for its densities and O/U ratio. The reduction process repetitionappears to have enhanced the powder densities and resulted in better O/U ratio. The experimentshows that the relatively good process condition is the third reduction, where the reductiontemperature is 800 oC with heating time for 3 hours. In that condition, the bulkr, tap and truedensity obtained are 2,4594; 3,2096 and 10,2866 g/cm3 (93,77% TD) respectively and the O/Uratio is 2,0192.Key words: Reduction cycle, UO2,U3O8, fission products, DUPIC fuel
Performance Prediction Of High Density Nuclesr Fuel Plate
Get PDFPERFORMANCE PREDICTION OF HIGH DENSITY NUCLESR FUEL PLATE CONTAINING U-7%MO/AL. In recent several years, the Center for Nuclear Fuel Technology (PTBN) - BATAN is conducting research and development on new research reactor fuel of U-Mo/Al dispersion containing 7 g U/cm3 as a subtitute for the actual U3Si2 fuel of 2.96 g.U/cm3. The major advantages of this fuel are higher U content than the U3Si2 and easier management, i.e. reprocessing of the spent fuel, while the main drawback is the manufacture of powder that is more difficult because it is more ductile and its thermal conductivity degrade faster during in reactor service. The first difficulties have been solved by hydriding process. Performance prediction should be foreseen in order to obtain permit for irradiation testing of the new fuel. The prediction has been performed on hot spot location by taking into account some effects of fission swelling of fuel particles, formation of interfacial reaction layer, meat densification which feedback to fuel temperature and plate swelling the principal safety parameters of normal operation. The results show that at lower burnup the dominant effect is fission solid swelling but at higher burnup it is replaced by fission gas swelling. At 60% burnup (10.2 x 10^21 fission/cm3) fuel particle swelling reaches 75.79% and at total burnup swelling rises to 103.1%, which corresponds to 11.6% and 17.2% plate pillowing. The interfacial reaction layer at full burnup is 5.7 µm. Plate pillowing at 60% burnup is below the limit acceptance but plate pillowing at full burnup is beyond the limit acceptance. Key words: U-Mo powder, hydriding, nuclear fuel, irradiation performance, analysis. PREDIKSI KINERJA PELAT ELEMEN BAHAN BAKAR NUKLIR DENSITAS TINGGI YANG MENGANDUNG U-7%Mo/Al. Dalam beberapa tahun terakhir, pusat (CNFT/PTBN) melakukan penelitian dan pengembangan baru U-Mo / Al dispersi penelitian bahan bakar reaktor yang mengandung 7 g U/cm3 untuk pengganti bahan bakar U3Si2 yang ada berdensitas 2,96 gU/cm3. Keuntungan utama dari bahan bakar ini kandungan U lebih tinggi dari dan lebih mudah manajemennya daripada bahan U3Si2, yaitu memproses ulang bahan bakar habis pakai. Kelemahan utama adalah pembuatan bubuk yang lebih sulit karena lebih ulet dan lebih cepat degradasi konduktivitas termal selama dalam pelayanan reaktor. Kesulitan pertama telah diselesaikan dengan hidridisasi proses. Prediksi kinerja harus dipersiapkan untuk mendapatkan izin untuk pengujian iradiasi bahan bakar baru. Prediksi telah dilakukan pada lokasi titik-panas dengan memperhatikan beberapa efek fisi pembengkakan partikel bahan bakar, pembentukan reaksi lapisan antarmuka, densifikasi daging yang mengumpan balik untuk suhu bahan bakar dan pembengkakan pelat, yang merupakan parameter keselamatan utama pada operasi normal. Hasil analisis menunjukkan bahwa pada derajat bakar lebih rendah efek dominan adalah pembengkakan hasil fisi padat tetapi pada derajat bakar tinggi itu digantikan oleh pembengkakan gas hasil fisi. Pada derajat bakar 60% (10.2 x 1021 fission/cm3) bahan bakar partikel pembengkakan mencapai 75.79% dan pada derajat bakar sebesar 103,1% pembengkakan, yang sesuai dengan 11,6% dan 17,2% bengkak pelat. Lapisan reaksi antar muka pada derajat bakar penuh adalah 5,7 um. Bengkak pelat pada derajat bakar 60% berada di bawah batas maksimal diperbolehkan untuk keselamatan operasi, jadi diterima. Kata kunci: U-Mo bubuk, hidridisasi, bahan bakar nuklir, kinerja iradiasi, analisis
PENAMBAHAN OKSIDATOR NaOCl UNTUK PENINGKATAN EFISIENSI PEMISAHAN 99mTc DARI KOLOM GENERATOR 99Mo/99mTc BERBASIS PBZ-TEOS
Get PDFABSTRAKPENAMBAHAN OKSIDATOR NaOCl UNTUK PENINGKATAN EFISIENSI PEMISAHAN 99mTcDARI KOLOM GENERATOR 99Mo/99mTc BERBASIS PBZ-TEOS. Generator 99Mo/99mTc sangatdibutuhkan oleh rumah sakit di Indonesia dan digunakan untuk penyiapan sediaan radiofarmakaberbasis 99mTc secara rutin bagi keperluan diagnosa berbagai penyakit infeksi, inflamasi dankanker. Badan Tenaga Nuklir Nasional, khususnya Pusat Radioisotop dan Radiofarmaka (PRR)yang bekerja sama dengan Chiyoda Co. dan Japan Atomic Energy Agency (JAEA) dari Jepangtelah berhasil melakukan percobaan pembuatan kolom generator radioisotop 99Mo/99mTc berbasisPZC dengan tingkat radioaktivitas sebesar 5000 mCi. Saat ini, PRR sedang melakukan penelitiandan pengembangan generator radioisotop 99Mo/99mTc dengan menggunakan bahan penyerapPolimer Berbasis Zirkonium terlapis Tetra Etil Orto Silikon (PBZ-TEOS) yang disintesis PRR.Dalam penelitian ini menggunakan induk radioisotop 99Mo dengan radioaktivitas 22,41 mCi dan123,3 mCi. Untuk melihat yield radioisotop 99mTc yang dihasilkan telah dilakukan penggunaanoksidator NaOCl dengan variasi konsentrasi 0,25%, 0,5%, 0,75% dan 1,00%. Pengamatan yangdilakukan adalah menetapkan efisiensi penyerapan PBZ-TEOS terhadap radioisotop 99Mo danyield 99mTc. Penetapan efisiensi penyerapan 99Mo ke dalam PBZ-TEOS produk PRR sebesar99,76%, Yield 99mTc maksimum 14,37% pada konsentrasi NaOCl 1,00%.Kata kunci: Generator 99Mo/99mTc, NaOCl, 99Mo, PBZ-TEOS, yield 99mTc.ABSTRACTNaOCl OXIDANT ADDITION TO INCREASE THE SEPARATION EFFICIENCY OF PZCBASED99Mo/99mTc GENERATOR COLUMN. 99Mo/99mTc generatoris needed by hospitalsinIndonesia and used for the preparation of99mTc based radiopharmaceutical preparation forroutine diagnostic purposes of infectious diseases, inflammation and cancer. The NationalNuclear Energy Agency, particularly Center for Radioisotope and Radiopharmaceutical (CRR), incollaboration with Chiyoda Co. and the Japan Atomic Energy Agency (JAEA) of Japan havesuccessfully experimented the manufacture of PZC-based 99Mo/99mTc radioisotope generatorcolumn to a radioactivity level of 5000 mCi. Currently, the CRR is conducting research anddevelopment on the synthesis of 99Mo/99mTc radioisotope generator using an absorbent materialof Polymer Based Zirconium coated with Tetra Ethyl Ortho Silicate (PBZ-TEOS). In this study, the experiment uses 99Mo parent radioisotope of 22.41 mCi and 123.3 mCi. To studythe resultingyield of 99mTc radioisotope, the experiment was done with variations of NaOCl oxidantconcentration of 0.25%, 0.5%, 0.75% and 1.00%. Observations performed in the experimentincludes the PBZ-TEOS absorption efficiency of the99Mo radioisotope and the 99mTc yield. It wasfound that the absorption efficiency of 99Mo by PBZ-TEOS of CRR products was 99.76% at aNaOCl concentration of 1.00% and the maximum 99mTc yield at a NaOCl concentration of 1.00%was 14.37%.Keywords: 99Mo/99mTc generator, NaOCl, 99Mo, PBZ-TEOS, 99mTc yield
PENGARUH WAKTU PEMANASAN TERHADAP SIFAT MEKANIK DAN STRUKTUR FASA PADUAN ALUMINIUM FERO NIKEL
Get PDFPaduan aluminium sebagai kelongsong bahan bakar akan mengalami proses perlakuan panas diatas suhu rekristalisasi. Suhu dan waktu perlakuan panas akan berdampak terhadap sifat logam. Waktu pemanasan memungkinkan akan mempengaruhi perubahan sifat mekanik, termal dan struktur fasa logam. Penelitian ini bertujuan untuk mengetahui pengaruh waktu perlakuan panas terhadap sifat mekanik dan fasa paduan logam. Pengujian sifat mekanik terutama kekerasan bahan dilakukan dengan metode Vicker. Pengamatan perubahan mikrostruktur dilakukan dengan metalografik-optikal dan struktur fasa dianalisis berdasakan pola difraksi sinar x. Analisis unsur senyawa fasa paduan dilakukan dengan EDS-SEM. Hasil pengujian sifat kekerasan menunjukan paduan AlFeNiMg dengan pemanasan pada 500 oC dengan waktu pemanasan 1 jam, 2 jam dan 3 jam menurun masing-masing berkisar 94,4 HV, 87,6 HV dan 85,1 HV. Sifat kekerasan paduan AlFeNi menunjukkan penurunan seiring dengan semakin lama waktu pemanasan. Hasil pengamatan metalografik-optikal memperlihatkan mikrostruktur mengalami perubahan seiring dengan meningkatnya waktu pemanasan. Mikrostruktur memperlihatkan semakin lama waktu pemanasan crenderung berbentuk struktur butir equiaksial yang semakin membesar dan hasil analis pola difraksi menunjukkan kecenderungan pembentukan fasa a dan fasa q (FeAl3) dalam paduan. Kata kunci: waktu pemanasan, sifat mekanik, struktur fasa, paduan AlFeNiMg Ferrous aluminum alloys as fuel cladding will experience the process of heat treatment above the recrystallization temperature. Temperature and time of heat treatment will affect the nature of the metal. Heating time allows will affect change in mechanical properties, thermal and structure of the metal phase. This study aims to determine the effect of time of heat treatment on mechanical properties and phase metal alloys. Testing the mechanical properties of materials, especially violence done by the method of Vicker. Observation of microstructural changes made by metalografik-optical and phase structure were analyzed Based on the x-ray diffraction patterns Elemental analysis phase alloy compounds made by EDS-SEM. Test results show the nature of violence AlFeNiMg alloy by heating at 500 ° C with a warm-up time 1 hour, 2 hours and 3 hours respectively decreased range HV 94.4, 87.6 and 85.1 HV HV. The nature of violence AlFeNi alloy showed a decrease in line with the longer heating time. Metalografik-optical observations show the microstructural changes with increasing heating time. Microstructure shows the longer the heating time crenderung equiaksial shaped grain structure of growing and the results showed a trend analyst diffraction pattern formation and phase q a phase (FeAl3) in the alloy.Key words: warm-up time, mechanical properties, phase structure, alloy AlFeNiM
ANALISIS ISOTOP TRANSURANIUM DALAM BAHAN BAKAR U3Si2-Al PASCA IRADIASI MENGGUNAKAN ALPHA SPEKTROMETER
Get PDFANALISIS ISOTOP TRANSURANIUM DALAM BAHAN BAKAR U3Si2-Al PASCA IRADIASI MENGGUNAKAN ALPHA SPEKTROMETER. Telah dilakukan pemisahan dan analisis isotop transuranium (isotop uranium dan plutonium) dalam pelat elemen bakar (PEB) U3Si2-Al pasca irradiasi. Analisis di mulai dengan penyiapan sampel meliputi pemotongan PEB U3Si2-Al pasca irradiasi, pelarutan , penyaringan, pengenceran yang dilanjutkan dengan pemisahan hasil fisi dari unsur-unsur bermassa berat (HE) dan analisis kandungan isotop TRU (U,Pu) menggunakan Alpha Spektrometer. Pemisahan TRU (U,Pu) dilakukan dengan 2 (dua) metode yaitu metode langsung dan metode penukar ion dengan zeolit. Sebelum menganalisis sampel U3Si2-Al pasca irradiasi terlebih dahulu dilakukan pengukuran isotop TRU (U,Pu) di dalam standard AMR 43 dan standard U3O8 dengan tujuan untuk mengetahui % recovery pemungutan isotop 235U dan penentuan efisiensi detektor. Hasil analisis % recovery isotop 235U diperoleh sebesar 92,58% (memenuhi syarat validasi) dan efisiensi detektor diperoleh sebesar 0,314. Setelah diketahui efisiensi detektor dan % recovery kemudian dilakukan pemisahan menggunakan metode langsung dengan cara memipet larutan U3Si2-Al pasca iradiasi sebanyak 250 µL kemudian dilakukan proses elektrodeposisi hingga terbentuk endapan. Isotop TRU (U,Pu) pada endapan kemudian di analisis menggunakan Alpha Spektrometer, sedangkan pemisahan menggunakan dengan metode penukar ion dilakukan dengan memipet larutan U3Si2-Al pasca irradiasi sebanyak 300 µL dan dimasukkan ke dalam zeolit 0,5 g kemudian dikocok hingga terpisah fasa air dan fasa padat. Fasa air yang terbentuk dikenakan proses elektrodiposisi kemudian dianalisis dengan menggunakan Alpha Spektrometer. Analisis isotop TRU (U,Pu) dengan kedua metode tersebut menunjukkan hasil yang berbeda. Untuk metode langsung diperoleh Heavy Element (HE= 238U, 236U,234U, 239Pu)= 0.0525 g/g dan isotop 235U= 0.0076 g/g sedangkan dengan menggunakan metode penukar ion dengan penambahan zeolit diperoleh hasil sebesar HE = 0.0253 g/g dan isotop 235U = 0.0092 g/g. Kata Kunci : PEB U3Si2-Al pasca irradiasi, isotop TRU (U.Pu) dan Alpha Spektrometer ANALYSIS OF TRANSURANIC ISOTOPES IN IRRADIATED U3Si2-Al FUEL BY ALPHA SPECTROMETRY. Separation and analysis of transuranic isotopes (uranium and plutonium) in irradiated U3Si2-Al plate has been done. The analysis experiment includes sample preparation (i.e. cutting, dissolving, filtering, dissoluting), fission products separation from heavy elements, and analysis of transuranic isotopes content with alpha spectrometer. The separation of transuranic isotopes (U, Pu) was done by two methods, i.e. direct method and ion exchanger method with zeolite. Measurement of standard transuranic isotope (AMR 43) and standard U3O8 was done in advance in order to determine percentage of 235U recovery and detector effeciency. Recovery of 235U isotope was obtained as much as 92,58%, which fulfills validation requirement, and the detector effeciency was 0.314. Based on the measured recovery and detector effeciency, the separation was done by direct electrodeposition method of 250 µL irradiated U3Si2-Al solution. The deposited sample was subsequently analyzed with alpha spectrometer. The separation with ion exchanger was done by mixing and shaking of 300 µL irradiated U3Si2-Al solution and 0.5 gram zeolite to separate the liquid phase from the solid phase. The liquid phase was electrodeposited and analyzed with aplha spectrometer. The analysis of transuranic isotopes (U,Pu) by both methods shows different results. Heavy element (HE = 238U, 236U,234U, 239Pu) content obtained by direct method was 0.0525 g/g and 235U= 0.0076 g/g, while the separation using zeolite ion exchanger resulted in HE = 0.0253 g/g and 235U = 0.0092 g/g. Keyword: irradiated U3Si2-Al, transuranic isotopes TRU (U,Pu), alpha spectromete
PROSES PENGOMPAKAN DAN PENYINTERAN PELET CERMET UO2-Zr
Get PDFABSTRAKPROSES PENGOMPAKAN DAN PENYINTERAN PELET CERMET UO2-Zr. Bahan bakarinovatif berupa pelet cermet UO2-Zr dikembangkan. Kegiatan ini bertujuan untuk menaikkanderajat bakar bahan bakar PWR melalui perbaikkan konduktivitas panas pelet UO2 denganpenambahan sejumlah kecil logam Zr yang lebih kecil 10 % berat pada matrik UO2. Logam Zrakan membentuk jembatan/struktur jaringan selama proses pengompakan dan mengurangikontak antar partikel UO2. Berdasarkan teori kesetimbangan fasa logam-logam oksida-keramik,teknik fabrikasi ini akan menghasilkan pelet UO2 dengan jaringan/saluran logam kontinyu padabatas butir UO2. Fabrikasi cermet dilakukan dengan variasi parameter pencampuran fraksipenyusun cermet dan pengompakan untuk menghasilkan jaringan/saluran logam kontinyu padamatrik UO2. Selanjutnya dilakukan karakterisasi pelet cermet UO2 yang meliputi pengujian visual,pengukuran dimensi, pengukuran densitas dan uji ceramografi untuk mendapatkan informasistruktur jaringan/saluran logam dalam pelet UO2 dan komposisi pelet cermet yang optimal dalamproses fabrikasi. Metode fabrikasi cermet ini diharapkan mempunyai efektivitas yang lebih tinggidibandingkan jalur fabrikasi pelet UO2.Kata kunci: fabrikasi, cermet, pelet UO2 - Zr, PWR.ABSTRACTTHE COMPACTION AND SINTERING OF UO2-Zr CERMET PELLETS. An innovative fuel pelletof UO2–Zr cermet has been developed to improve thermal conductivity of UO2 pellet by addingsmall amount Zr metal in to UO2 matrix below 10 % weight. Zirconium powder will serve for thecreation of bridges or web structure during compaction and will effectively reduce contactbetween of UO2 particels. Based on the theory of phase equillibrium of metals–metal oxides–ceramic, this fabrication technique may produce UO2 pellets containing continuous metal channelon the grain boundary of UO2 through sintering in a reduction atmosphere. The fabrication wasdone by varying process parameters of mixing and compaction. Characterisation of UO2-Zrcermet pellet involved visual test, dimensional and density measurement, and ceramography test.This advanced cermet fabrication technology may address common issue with cermet fuels suchas microstructure with continuous metal channel structure in the UO2 matrix, which is moreeffectively than the commonly accepted microstructure involving fraction of UO2 pellet by standardfabrication route.Keywords: fabrication, cermet, UO2-Zr pellet, PWR
KINETIKA PERTUMBUHAN BUTIR PADUAN Zry-4 Sn RENDAH
Get PDFKINETIKA PERTUMBUHAN BUTIR PADUAN Zry-4 Sn RENDAH. Pada penelitian ini dikorelasikan antara pengaruh Fe dalam paduan Zry-4 Sn rendah terhadap energi aktivasi pertumbuhan butir (mikrostruktur lamelar-asikular) pada kondisi variasi temperatur perlakuan panas. Tujuan penelitian ini ialah untuk memprediksi besar butir pada temperatur dan waktu perlakuan panas yang berkaitan dengan sifat mekanis yang diinginkan. Disiapkan Zry-4 Sn rendah dengan variasi unsur paduan Fe (0,5; 0,75; dan1,0%). Kemudian dilakukan quenching dalam air pada temperatur 1050 oC, dan anil pada temperatur 400, 500, 600, dan700 oC, selama 4 jam. Analisis yang dilakukan meliputi metalografi menggunakan mikroskop optik dan ukuran butir ditentukan dengan metode lamelar. Mikrostruktur Zry-4 Sn rendah (ELS) dengan kadar Fe antara 0,5% sampai 1,0% termasuk tipe lamelar-asikular dengan ukuran butir berbanding lurus dengan penambahan pemadu. Energi aktivasi dapat digunakan untuk memperkirakan waktu dan temperatur perlakuan panas. Pertumbuhan butir mengikuti teori pengurangan energi batas butir dan bentuk mikrostruktur dipengaruhi oleh senyawa intermetalik unsur pemadu Fe dengan unsur pemadu lain. GRAIN GROWTH KINETICS OF LOW Sn Zry-4 ALLOY. In this research was correlated the effect of alloying Fe in low Sn Zry-4 alloy to the grain growth (lamellar-aciculer microstructure) at the condition of the temperature variation during heat treatment and to the characterization of the mechanical properties. The obyective of this research was to predict the grain size as the temperature and the time of the heat treatment which was correlated to the designed mechanical properties. It was prepared low Sn Zry-4 alloy with the Fe alloying element variation (0,5%, 0,75%, and 1,0%). The treatments were covered quenching in water from 1050 oC and anneal at 400, 500, 600, and 700 oC for 4 hours. The analysis was covered metalography by an optical microscope. The microstructure of the low Sn Zry-4 alloy (ELS) with Fe content in range of 0,5% to 1,0% was lamellar type which had the grain sizes directly proportional to the alloying adding. The microstrukture of low Zry-4 Sn (ELS) with the Fe content in between 0,5% to 1,0% was lamellar-aciculer type which had the grain size linear to the increasing alloying. The activation energy might be used to predict time and temperature of annealing. The grain growth followed the theory of the decreasing of grain boundary energy. The microstructure shape was controlled by the intermetalic of Fe alloying element with the other alloying elemen