Urania Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir
Not a member yet
288 research outputs found
Sort by
KOMPARASI PENGGUNAAN BAHAN BAKAR LEU DAN MOX TERHADAP AKTIVITAS DAN KONSEKUENSI RADIASI LB-LOCA
Get PDFKOMPARASI PENGGUNAAN BAHAN BAKAR LEU DAN MOX TERHADAP AKTIVITAS DAN KONSEKUENSI RADIASI LB-LOCA. Penggunaan bahan bakar uranium pengkayaan rendah LEU atau MOX pada reaktor daya akan menghasilkan lepasan radionuklida ke lingkungan selama pengoperasiannya. Pemilihan bahan bakar MOX sebagai bahan bakar reaktor daya mempunyai keuntungan derajat bakar yang tinggi dan keuntungan ekonomi. Untuk mengetahui aktivitas dan konsekuensi radiasi dari penggunaan MOX atau LEU di reaktor daya maka dapat dilakukan komparasi dari ke dua jenis bahan bakar tersebut. Komparasi dilakukan untuk teras yang seluruh bahan bakarnya menggunakan LEU dan MOX dengan kondisi postulasi kecelakaan yang sama. Analisis dilakukan pada PWR 1000 MWe dengan postulasi kecelakaan LB-LOCA dan disimulasikan pada tapak Ujung Watu, menggunakan modul ATMOS, LATDAS dan LATRISK dari PC-Cosyma. Dari hasil komparasi diperoleh bahwa penggunaan bahan bakar MOX akan meningkatkan aktivitas radiasi atmosfer dan deposisi permukaan terutama untuk nuklida dari logam alkali (Cs), Halogen (I), dan aktinida (Pu). Penggunaan bahan bakar MOX akan meningkatkan penerimaan dosis radiasi jangka pendek 13 kali, dosis jangka panjang 18 kali, dan 19 kali penerimaan fatal cancer risk total. Kata kunci: LEU, MOX, LB-LOCA, aktivitas radiasi. ABSTRACT COMPARISON OF USING LEU AND MOX FUEL FOR LB-LOCA RADIATION CONSEQUENCES AND RADIATION ACTIVITY. The use of low enrichment uranium (LEU) fuel or MOX fuel in power reactor will produce radionuclides release into the environment during operation. Selection of MOX fuel as a fuel for power reactor has the advantage of high burnup and economic benefits. The activity and radiation consequences resulted from the use of MOX or LEU fuel in power reactor can be determined by comparing the values resulted from the two fuel types. Comparison is done for a reactor core entirely loaded with LEU or MOX type with similar LB-LOCA postulation condition. In this research, the analysis takes a case of a PWR of 1000 MWe with postulation condition of LB-LOCA (Large Break-Lost of Coolant Accident) and is simulated to Ujung Watu site. The analysis uses ATMOS, LATDAS dan LATRISK modules from PC-Cosyma. The comparison analysis shows that the use of MOX fuel will increase radiation activity of the atmosphere and surface deposition, especially for nuclides of alkali metal (Cs), Halogen (I) and actinide (Pu). The use of MOX fuel will increase short-term dose of 13 times,long-term dose of 18 times, and total fatal cancer risk of 19 times of those values resulted from the use of LEU fuel. Key words: LEU, MOX, LBLOCA, radiation activity
PENGARUH KANDUNGAN MOLIBDENUM TERHADAP PERUBAHAN FASA DAN KAPASITAS PANAS INGOT PADUAN UMo
Get PDFPENGARUH KANDUNGAN MOLIBDENUM TERHADAP PERUBAHAN FASA DAN KAPASITAS PANAS INGOT PADUAN UMo. Telah dilakukan analisis perubahan fasa dan kapasitas panas terhadap paduan UMo variasi 7%Mo, 8%Mo dan 9%Mo. Analisis perubahan fasa dilakukan menggunakan Differential Thermal Analysis (DTA) pada temperatur antara 30oC hingga 1400oC dengan kecepatan pemanasan 10oC/menit dan analisis kapasitas panas dilakukan menggunakan Differential Scanning Calorimetry (DSC) pada temperatur antara 30oC hingga 450oC dengan kecepatan pemanasan 5oC/menit. Tujuan penelitian ini adalah untuk mengetahui karakter paduan UMo antara lain perubahan fasa dan kapasitas panas dengan variasi kandungan Mo karena kenaikan kandungan Mo diduga akan mengubah kedua karakter paduan U7%Mo, U-8%Mo dan U-9%. Hasil analisis menunjukkan bahwa paduan 7%Mo, 8%Mo dan 9%Mo mengalami perubahan fasa a + d menjadi fasa a + β pada temperatur 578,63oC hingga 580,16 oC. Pada temperatur 606,50 oC hingga 627,58oC mengalami perubahan fasa dari a + β menjadi β + γ yang diikuti dengan reaksi endotermik pada kandungan 9%Mo dengan entalpi ΔH= 6,5989 J/g. Pada temperatur 1075,45 oC hingga 1160,51oC terjadi perubahan fasa β + γ menjadi fasa γ. Kenaikan kandungan Mo hingga pemanasan pada temperatur 1100oC tidak menyebabkan perubahan fasa yang signifikan. Pada temperatur diatas 1177,21oC, kenaikan kandungan Mo menyebabkan terjadinya perubahan fasa dari γ membentuk fasa L+γ yang diikuti reaksi antara uranium dengan Mo membentuk fasa γ - larutan padat (solid solution). Semakin tinggi kandungan Mo, panas reaksi yang dibutuhkan dan dilepaskan semakin besar. Hasil analisis kapasitas panas diperoleh bahwa kenaikan kandungan Mo dalam paduan U-7%Mo, U-8%Mo, dan U-9%Mo tidak memberikan perbedaan kapasitas panas yang signifikan. Hal ini di buktikan dengan melakukan uji beda (uji F) pada derajat kepercayaan 95%. Hasil Penelitian ini diharapkan dapat digunakan sebagai langkah awal untuk mempelajari pembuatan paduan UMo sebagai bahan bakar reaktor riset densitas uranium tinggi. Kata kunci : Bahan bakar dispersi, paduan UMo, reaktor riset THE EFFECT OF MOLYBDENUM CONTENT WITH CHANGES IN PHASE AND HEAT CAPACITY OF UMo ALLOY. Has done the analysis of phase and heat capacity change of the UMo alloy by variation of 7% Mo, 8% and 9% Mo. Analysis performed using phase change Differential Thermal Analysis (DTA) at a temperature between 30oC until 1400oC with heating rate 10oC/menit and heat capacity analysis carried out using Differential Scanning Calorimetry (DSC) at a temperature between 30oC to 450oC with heating rate 5oC/menit. The purpose of this study was to determine the character of the UMo alloy include phase change and heat capacity variation with Mo content due to higher content of Mo is expected to change both the character U-7% Mo alloy, U-8% Mo and U-9% Mo. The analysis showed that of 7% Mo, 8%Mo and 9% Mo the combination experiencing a + d a phase change becomes a + β phase at temperatures of 578.63°C to 580.16°C. At the temperature 606.50°C to 627.58°C having a phase change of a+ β to β + γ be followed by the endothermic reaction in the content of 9% Mo with the enthalpy ΔH = 6.5989 J / g. At temperatures 1075.45 oC up to 1160.51 oC phase change β + γ into γ phase. The increase in Mo content to heating at a temperature 1100oC not cause a significant phase change. At temperatures above 1177.21oC, the increase in Mo content leads to changes in the γ phase of forming L + γ phase which followed the reaction of uranium with Mo to form γ phase - solid solution. The higher content of Mo, the reaction heat is needed and released the greater. The results of the analysis of the heat capacity is obtained that the increase in Mo content in the U-7% Mo, U-8% Mo, and U-9% Mo alloy does not give a significant difference in heat capacity. This is attested by doing different test (F test) at 95% degree of confidence. This data is expected to be as a first step to study the manufacture of UMo alloy as a fuel of high uranium density for research reactor. Key words: dispersion fuel, UMo alloy, research reacto
SOME DATA OF SECOND SEQUENCE NON STANDARD AUSTENITIC INGOT, A2
Get PDFSOME DATA OF SECOND SEQUENCE NON STANDARD AUSTENITIC INGOT, A2. Synthesis of second sequence austenite stainless steel named A2 using extracted minerals from Indonesian mines has been carried out. The starting materials for austenite alloy consist of granular ferro-scrap, nickel, ferro-chrome, ferro-manganese, and ferro-silicon. The second sequence composition differs from the former first sequence. This A2 sequence contained more nickel, meanwhile titanium element had not been added explicitly to it, and just been found from raw materials contents or impurities, as well as carbon content in the alloy. However before the actual alloying work started, the first important step was to carry out the determination of the fractional amount of each starting material necessary to form an austenite stainless steel alloy as specified. Once the componential fraction of each base alloy-element was determined, the raw materials are weighed on the mini-balance. After the fractional quantities of each constituent have been computed, an appropriate amount of these base materials are weighed separately on the micro scale. The raw materials were then placed in the induction foundry furnace, which was operated by an electromagnetic inductive-thermal system. The foundry furnace system performs the stirring of the molten materials automatically. The homogenized molten metals were poured down into sand casting prepared in advance. Some of the austenite stainless steel were normalized at 600 oC for 6 hours. The average density is 7.8 g cm-1 and the average hardness value of ¢normalized¢ austenite stainless-steels is in the range of 460 on the Vickers scale. The microstructure observation concludes that an extensive portion of the sample’s structure is dendritic and the surface turns out to be homogenous. X-ray diffraction analysis shows that the material belongs to the fcc crystallographic system, which fits in with the austenite class of the alloy. The experimental fractional elemental composition data acquired by OES method turn out to differ slightly from the theoretical assumption. Keywords: data, second sequence, non standard, austenite. BEBERAPA DATA INGOT AUSTENIT NON STANDAR SERI-2, A2. Telah dibuat baja austenitik tahan karat seri-2, yang diberi nama A2, dari bahan-bahan tambang yang digali di Indonesia. Bahan-bahan tambang tersebut berupa ferro scrap, ferro chrome, ferro mangan, ferro silicon dan nikel yang semuanya dalam bentuk granular. Komposisi seri-2 (A2) ini berbeda dari komposisi A1 yang dibuat sebelumnya. Austenitik ini mengandung lebih banyak nikel sedangkan unsur titan tidak lagi ditambahkan secara explisit, melainkan diperoleh dari kandungan atau impuritas-impuritas bahan mentahnya, sebagaimana kandungan karbon. Pembuatan dimulai dengan menghitung porsi bahan-bahan tersebut dari data-data spesifikasi yang diberikan, agar spesifikasi komposisi ingot yang dibuat sesuai dengan yang dikehendaki. Setelah kuantitas dari setiap bahan mentahnya dihitung, maka dilakukan penimbangan. Pekerjaan dilanjutkan dengan memasukkan bahan-bahan tersebut kedalam dapur induksi pengecoran yang memiliki sistem pemanasan induksi elektromagnet. Pengadukan bahan dilakukan secara otomatis dari sistem dapur induksi. Cairan baja yang telah homogen dituang kedalam cetakan pasir. Pada sebagian besar sampel austenitik ini dinormalisir pada 600 oC selama sekitar 6 jam untuk menurunkan kekerasannya. Nilai rapat massa rata-ratanya sekitar 7,8 g cm-1 sedangkan kekerasan rata-rata yang diukur dengan metoda Vickers adalah sekitar 460 VHN. Pengamatan struktur mikro menunjukkan bahwa struktur berupa dendritik dan permukaan bahan relatif homogen secara luas. Pola difraksinya menunjukkan bahwa bahan memiliki struktur kristal fcc yang sesuai dengan baja jenis austenitik. Pengamatan distribusi unsur dilakukan dengan alat optical emision spectrometry (OES) dan hasilnya sedikit berbeda dengan perhitungan teori yang dikehendaki. Kata kunci: data, seri kedua, non standar, austenit
SENSITIVITAS PENGAYAAN URANIUM DAN FRAKSI PACKING PARTIKEL TRISO DALAM BAHAN BAKAR PEBBLE TERHADAP k∞ SEBAGAI DASAR DESAIN KONSEPTUAL RGTT200K
Get PDFABSTRAKSENSITIVITAS PENGAYAAN URANIUM DAN FRAKSI PACKING PARTIKEL TRISO DALAMBAHAN BAKAR PEBBLE TERHADAP k∞ SEBAGAI DASAR DESAIN KONSEPTUALRGTT200K. Desain RGTT200K merupakan pengembangan desain konseptual reaktorkogenerasi dengan tingkat daya menengah yang berpendingin gas helium. Sensitivitaspengayaan uranium dan fraksi packing partikel TRISO berbasis kernel (3Th,U)O2 dalam bahanbakar pebble terhadap faktor perlipatan tak hingga (k∞) merupakan tahap awal yang harusdilakukan untuk pengembangan desain konseptual teras RGTT200K. Hal ini dilakukan denganpemodelan simple cubic (SC), face centered cubic (FCC) dan body centered cubic (BCC)menggunakan perangkat lunak program transport Monte Carlo MCNPX pada berbagaipengayaan uranium dan fraksi packing partikel TRISO berbasis kernel (3Th,U)O2 dalam bahanbakar pebble dengan input data nuklir energi kontinyu ENDF/B-VI. Hasil perhitungan nilai k∞partikel TRISO dengan model kisi SC, FCC dan BCC memberikan nilai k∞ >1 tercapai denganpengkayaan di atas 8% dengan fraksi packing 5% hingga 15%. Model SC merupakan modelyang relatif terbaik dari ketiga model kisi. Hasil perhitungan nilai k∞ bahan bakar pebble denganmodel SC, FCC dan BCC memberikan hasil yang konsisten dengan partikel TRISO. Nilai k∞ >1tercapai dengan fraksi packing yang jauh lebih tinggi dibandingkan dengan model partikel TRISO.Kata kunci: sensitivitas, pengayaan, fraksi packing, k∞, triso, pebble, MCNPX.ABSTRACTSENSITIVITY OF (3Th,U)O2 URANIUM ENRICHMENT ANDPACKING FRACTION DUE TO K∞AS BASED ON RGTT200K CONCEPTUAL DESIGN. RGTT200K design is a development ofconceptual cogeneration reactor with medium power level that cooled by helium gas. Sensitivityof fuel element (3Th,U)O2uraniumenrichment andpacking fraction due to infinite multiplicationfactor (k∞) is a beginning phase that must be done for RGTT200K conceptual design of reactorcore. Those analysiswas done by simple cubic (SC), face centered cubic (FCC) and bodycentered cubic (BCC) modeling by using Monte Carlo MCNPX software, on various uraniumenriched and packing fraction of TRISO and pebble fuel element, with continue energy nucleardata input of ENDF/B-VI. The calculation results of TRISO under SC, FCC and BCC models show that k∞ >1 reached up 8% enrichment with packing fraction from 5% to 15%. SC model thatobtain lowest k∞>1, is the best model comparing with the others. The k∞ calculation results ofpebble fuel under SSC, FCC and BCC models show there is consistency between TRISO andPebble fuel. Pebble fuel reached higher packing fraction of k∞>1, comparing with TRISO.Keywords: sensitivity, enrichment, packing fraction, k∞, triso, pebble, MCNPX
PENGARUH PERLAKUAN PANAS TERHADAP KONDUKTIVITAS DAN ENERGI AKTIVASI KOMPOSIT (LiI)x(Al2O3)1-x
Get PDFPENGARUH PERLAKUAN PANAS TERHADAP KONDUKTIVITAS DAN ENERGI AKTIVASI KOMPOSIT (LiI)X(AL2O3)1-X. Komposit (LiI)x(Al2O3)1-x dibuat dengan cara dicampur dua padatan LiI dengan Al2O3. Proses mencampur dua padatan dengan memvariasi konsentarsi LiI dari 0,6 hingga 0,9. Selanjutnya komposit (LiI)x(Al2O3)1-x dibuat berbentuk pelet dengan diameter 1,5 cm dan ditekan pada tekanan 4000 psi, kemudian dipanaskan dengan variasi suhu mulai 300 °K hingga 570 ◦K. Difraksi sinar-x pada komposit (LiI)x(Al2O3)1-x menunjukkan bahwa puncak-puncak yang nampak adalah LiI dan Al2O3. Ukuran kristal komposit (LiI)x(Al2O3)1-x naik dengan naiknya konsentrasi LiI, kecuali pada fraksi berat x = 0,9. Pengukuran konduktivitas komposit (LiI)x(Al2O3)1-x dilakukan dengan alat LCR-meter pada kisaran frekuensi 0,1 Hz hingga 100 kHz. Konduktivitas komposit (LiI)x(Al2O3)1-x turun dengan naiknya suhu, energi aktivasi komposit (LiI)x(Al2O3)1-x naik dan turun tidak teratur dengan naiknya suhu pemanasan dan konsentrasi LiI. Kata kunci: bahan komposit padat, panas, difraksi sinar-x, konduktivitas. INFLUENCE OF HEAT TREATHMENT TO CONDUCTIVITY AND ACTIVATION ENERGY IN COMPOSITE OF (LiI)X(AL2O3)1-X. The composite (LiI)x(Al2O3)1-x has been prepared by mixing of LiI with Al2O3 powders. Process mixture both powder with various concentration LiI begin 0.6 to 0.9. Then composit of (LiI)x(Al2O3)1-x was compacted with diameter 1.5 cm and pressure 4000 psi, then the composite had been done heated with heating to begin 300 ◦K to 570 ◦K. The x-ray diffraction of (LiI)x(Al2O3)1-x show that peaks of LiI and Al2O3. The composite crystall size of (LiI)x(Al2O3)1-x increase with increasing concentration of LiI, except at weight fraction x = 0.9. The composite conductivity of (LiI)x(Al2O3)1-x is measured by LCR-meter method at the frequence between 0.1 Hz to 100 kHz. The result show that the composite conductivities of (LiI)x(Al2O3)1-x decreased with increasing temperature, but activation energy the composite of (LiI)x(Al2O3)1-x increased and decreased disorder with increasing of heating temperature and concentration of LiI. Keywords: solid state electrolyte, thermal, x-ray diffraction, conductivity
PENGARUH DENSITAS URANIUM PADA PROSES PEMBUATAN PELAT ELEMEN BAKAR DISPERSI U-7Mo/Al DAN U-7Mo/Al-Si
Get PDFPENGARUH DENSITAS URANIUM PADA PROSES PEMBUATAN PELAT ELEMEN BAKAR DISPERSI U-7Mo/Al dan U-7Mo/Al-Si. Penelitian ini dilakukan dalam rangka mendapatkan data pengaruh proses pengerolan terhadap karakteristik produk PEB U-7Mo/Al dan U-7Mo/Al-Si densitas uranium 3,6 dan 6,0gU/cm3. Lingkup penelitian meliputi pembuatan inti elemen bakar/IEB dan pelat elemen bakar/PEB U-7Mo/Al dan U-7Mo/Al-Si serta pengujian yang meliputi: strukturmikro, kekerasan dan tebal kelongsong PEB. Pengujian strukturmikro pelat AlMg2 dan AlMgSi1 sebagai kelongsong dan PEB U-7Mo/Al dan U-7Mo/Al-Si dilakukan dengan teknik metalografi, sedangkan kekerasan kelongsong dan meat PEB dengan uji kekerasan vickers. Serbuk U-7Mo yang digunakan sebagai bahan bakar memiliki diameter partikel dengan komposisi -150 µm + 44 µm = 93,2% dan -44 µm = 6,8%. Hasil uji/analisis serbuk U-7Mo memiliki kadar U= 92,926% dan densitas 15,84 g/cm3 dan densitas matriks Al 2,7 g/cm3. Komposisi serbuk U-7Mo dan matriks Al/Al-Si untuk membuat inti elemen bakar/IEB.U-7Mo/Al dan U-7Mo/Al-Si dimensi 25x15x3,15 mm densitas 3,6 dan 6,0gU/cm3 dilakukan dengan perhitungan. Hasil hitung komposisi U-7Mo = 4,4009 g dan matriks Al/Al-Si = 2,0104 g untuk densitas uranium 3,6gU/cm3 serta U-7Mo = 7,3349 g dan matriks Al/Al-Si =1,5101 g untuk densitas uranium 6,0 gU/cm3 dan pengepresan tekanan 15 bar diperoleh ketebalan 3,00 mm dan 3,13 mm. IEB.U-7Mo/Al dan U-7Mo/Al-Si bersama frame dan cover dirakit menjadi paket rol, kemudian dirol panas pada temperatur 425oC untuk kelongsong AlMg2 dan 450oC untuk kelongsong AlMgSi1 dilanjutkan rol dingin hingga ketebalan 1,40 mm. Pelat elemen bakar hasil rol dipotong pada sisi lebar dan panjang dengan meat berada ditengah-tengahnya. Pengambilan sampel untuk uji strukturmikro, kekerasan meat dan kelongsong serta tebal kelongsong dilakukan dengan memotong meat PEB di daerah SD, TG dan SJ kemudian dilakukan preparasi sampel dan pengujian. Hasil uji menunjukkan bahwa partikel U-7Mo cenderung memanjang sesuai arah rol. Kekerasan kelongsong AlMg2 dan AlMgSi masing-masing sekitar 44,620 VHN, sedangkan kekerasan meat untuk PEB U-7Mo/Al/ U-7Mo/Al-Si densitas 3,60 gU/cm3 sebesar 182,245 VHN, sedangkan untuk densitas uranium 6,0gU/cm3 sebesar 209,272 VHN. Kenaikan kekerasan meat PEB menyebabkan pada proses pengerolan terjadi pengumpulan partikel U-7Mo sehingga kelongsong menjadi tipis. Data pengukuran diperoleh bahwa tebal kelongsong PEB U-7Mo/Al dan U-7Mo/Al-Si densitas uranium 3,6 gU/cm3 memenuhi persyaratan karena tebal kelongsong minimum >0,25 mm, sedangkan untuk densitas 6,0 gU/cm3 tidak memenuhi karena terdapat tebal minimum 0,243 mm untuk kelongsong AlMg2 dan 0,106 mm untuk kelongsong AlMgSi1. Untuk mengatasi ketipisan tebal kelongsong tersebut beberapa kemungkinan yang perlu dilakukan adalah menggunakan serbuk U-7Mo dengan partikel yang lebih halus atau menggunakan bahan kelongsong paduan Al yang memiliki kekerasan lebih tinggi. Kata kunci : bahan bakar dispersi, pelat elemen bakar U-7Mo/Al dan U-7Mo/Al-Si, densitas uranium, tebal kelongsong. ABSTRACT THE URANIUM DENSITY EFFECT ON PRODUCTION PROCESS U-7Mo/Al AND U-7Mo/Al-Si OF DISPERSION FUEL PLATE. The research was conducted in order to obtain data on the influence of rolling process and product characteristics of U-7Mo/Al U-7Mo/Al-Si fuel plate with 3.6 and 6.0 gU/cm3 uranium density. The scope of the study includes the manufacture of U-7Mo/Al and U-7Mo/Al-Si fuel core and fuel plate and testing include: microstructure, hardness and fuel plate cladding thickness. The microstructure testing of AlMg2 and AlMgSi1 plate as cladding and U-7Mo/Al and U-7Mo/Al-Si fuel plate done metallographic techniques, while cladding and meat of fuel plate hardness with vickers hardness test. The U-7Mo powder used as a fuel has -150 μm particle with + 44 μm = 93.2% and -44 μm = 6.8% composition. The test results / analysis of U-7Mo powder had 92.926% uranium and a density of 15.84 g/cm3 and 2.7 g/cm3 density of Al matrix. The U-7Mo powder and matrix Al / Al-Si composition to make U-7Mo/Al-Si /U-7Mo/Al fuel core with 25x15x3, 15 mm dimensions and uranium density of 3.6 and 6.0 gU/cm3 done calculations. The results of calculating the composition of U-7Mo = 4.4009 g and the matrix Al / Al-Si = 2.0104 g for uranium density of 3.6 gU/cm3 and U-7Mo = 7.3349 g and the matrix Al / Al-Si = 1,5101 g for uranium density of 6.0 gU/cm3 and pressing pressure of 15 bar is obtained thickness of 3.00 mm and 3.13 mm. The.U-7Mo/Al and U-7Mo/Al-Si fuel core with frame and cover are assembled into packets by rollers, then heat rolled at temperatures of 425oC and 450oC for AlMg2 and AlMgSi1 cladding continued cold rolling to a thickness of 1.40 mm. Fuel plate results after rolling is cut on the width and length of the meat position being the middle. Sampling for microstructure test, hardness and meat and cladding thickness is done by cutting the meat of fuel plate in the near side, center and far side then performed sample preparation and testing. The test results show that the U-7Mo particles tend to be elongated the direction of the roll. Hardness of AlMg2 and AlMgSi cladding each about 44.620 VHN, while for U-7Mo/Al / U-7Mo/Al-Si meat of fuel plate with 3.60 gU/cm3 uranium density of 182.245 VHN hardness, while for 6.0 gU/cm3 uranium density amounted to 209.272 VHN. The increase in violence PEB meat causes the rolling process occurs particle collection U-7Mo making a thin cladding. Measurement data obtained by the U-7Mo/Al and U-7Mo/Al-Si fuel plate with uranium density of 3.6 gU/cm3 thick cladding and eligible for minimum cladding thickness > 0.25 mm, while for a 6.0 gU/cm3 uranium density not meet because there are minimum cladding thickness 0.243 mm for AlMg2 cladding and 0.106 mm for the AlMgSi1 cladding. To overcome the thinness of thick cladding are several possibilities that need to be done is to use U-7Mo powder with finer particles or using Al alloy materials that have a higher hardness
SURFACE HARDENING PADA BAHAN STAINLESS STEEL 304 DENGAN ALAT RF-PLASMA NITROCARBURIZING
Get PDFSurface hardening pada bahan Stainless Steel 304 dengan alat RF-plasma nitrocarburizing. Surface hardening pada bahan Stainless Steel 304 dengan alat RF-plasma nitrocarburizing telah dikerjakan. Beberapa samples telah di-nitrocarburizing pada temperatur 4000C selama (0,5-6) jam. Hasilnya menunjukkan bahwa, pada sample awal kekerasan bahan SUS 304 adalah 260,58 Kgf/mm2, setelah di-nitrocarburizing pada temperatur 400 0C selama 6 jam, kekerasannya menjadi 347,62 Kgf/mm2, sedangkan kedalaman maximum atom-atom nitrogen dan carbon yang terdifusi kedalam bahan SUS 304 ialah 109,1 micrometer. Pengamatan strukturmikro menunjukkan bahwa pada sample yang telah di nitrocarburizing pada temperatur 400 0C selama 6 jam terlihat jelas adanya lapisan atom-atom N dan C di dalam bahan SUS 304. Samples awal dan yang dinitrocarburizing pada 400 0C (t = 6 jam) terdapat matrix yang sama yaitu γ-phase, δ-ferrite, dan twinning transformation. Kata kunci : Nitrocarburizing, RF- plasma, SUS 304, kekerasan, struktur mikro Surface hardening on stainless steel 304 material with RF-plasma nitrocarburizing. Surface hardening on stainless steel 304 material with RF-plasma nitrocarburizing made in BATAN have been carried out. Some samples was nitrocarburized at temperature 400 0C for (0,5-6) hour. The results show that the hardness of untreated sample of SUS 304 material was 260,58 Kgf/mm2, after the sample nitrocarburized at temperature 400 0C for 6 hour, the hardness increased up to 347,62 Kgf/mm2. Furthermore, the maximum depth of carbon and nitrogen atoms that diffused in SUS 304 was 109,1 micrometer. Microstructure observation shows that the sample after nitrocarburized at temperature 400 0C for 6 hour to be seen very clear that there are layer of N and C atoms in SUS304 material. Un-treated sample and sample that nitrocarburized at temperatur 400 0C (t = 6 jam) have same matrixes namely, γ-phase, δ-ferrite, and twinning transformation. Key words : Nitrocarburizing, RF- plasma, SUS304, hardness, microstructur
KOMPARASI ANALISIS REAKSI TERMOKIMIA MATRIK Al DENGAN BAHAN BAKAR UMo/Al DAN U3Si2/Al MENGGUNAKAN DIFFERENTIAL THERMAL ANALYSIS
Get PDFANALISIS REAKSI TERMOKIMIA TELAH DILAKUKAN ANTARA MATRIK Al DENGAN BAHAN BAKAR UMo MAUPUN DENGAN U3SI2 MENGGUNAKAN DIFFERENTIAL THERMAL ANALYSIS. Pelat elemen bakar UMo/Al maupun U3Si2/Al dipotong persegi dengan berat masing- masing ± 80 mg, kemudian dimasukkan ke dalam krusibel alumina. Krusibel tersebut dipanaskan di dalam DTA rod dari temperatur ruangan hingga temperatur 1600 oC dengan kecepatan pemanasan 10 oC/menit dalam media gas argon. Hasil analisis menunjukkan bahwa paduan UMo mengalami perubahan fasa a + d menjadi fasa a + g pada temperatur 580,16 oC dan hingga temperatur 600 oC matrik Al kompatibel dengan bahan bakar UMo. Pada temperatur 645,37 oC hingga 661,28 oC matrik Al mengalami pelelehan dan secara langsung berinteraksi dengan bahan bakar UMo. Interaksi reaksi termokimia antara lelehan matrik Al dengan bahan bakar UMo menghasilkan senyawa U(Al,Mo)x pada temperatur 679,14 oC dan senyawa UAlx pada temperatur 1339,11 oC. Kompatibilitas matrik Al dengan bahan bakar U3Si2 juga terjadi hingga temperature 600 oC, tetapi pada temperatur 643,40 oC bahan bakar U3Si2/Al mengalami reaksi termokimia peleburan matrik Al yang diikuti oleh reaksi eksotermik pada temperatur 661,94 oC. Reaksi eksotermik tersebut menunjukkan terjadinya reaksi termokimia antara lelehan matrik Al dengan bahan bakar U3Si2 membentuk senyawa U(Al,Si)x. Pada kisaran temperatur 800 oC hingga 900 oC terjadi perubahan fasa dari U3Si2 menjadi U3Si. Reaksi termokimia terus berlanjut hingga temperatur 1348,43 oC yang menujukkan terjadinya pembentukan senyawa UAlx merupakan hasil reaksi penguraian dari senyawa U(Al,Si)x Pada temperatur 1600 oC hingga pemanasan selesai bahan bakar UMo/Al maupun U3Si2/Al tidak mengalami reaksi termokimia. Hasil analisis menunjukkan bahwa bahan bakar UMo maupun U3Si2 stabil hingga temperature 600 oC. Data fenomena reaksi termokimia matrik Al dengan bahan bakar UMo maupun U3Si2 dapat digunakan untuk mempelajari karakter kimia fisika dari kedua bahan bakar tersebut. Kata Kunci: reaksi termokimia, matrik Al, bahan bakar UMo/Al dan U3Si2/Al, DTA. THERMOCHEMICAL REACTION ANALYSIS HAS BEEN CARRIED OUT WITH THE Al MATRIX AS WELL AS UMo AND U3SI2 FUELS USING DIFFERENTIAL THERMAL ANALYSIS. The UMo/Al or U3Si2/Al fuel plate cut square with the weight of 80 mg each then each put in Alumina crusible and heated in the DTA rod from room temperature until 1600 oC with heating rate 10oC/menit in the Argon gas media. The analysis result showed that UMo alloy change from a +d phase into a + g phase at a temperature of 580.16 °C. Until temperatures 600 oC the Al matrix is very compatible with the UMo fuel. At temperature 645.37 °C until 661.28 °C that Al matrix meltdown and directly interact with the UMo fuel. Thermochemical reaction with Al molten with UMo fuel to product U(Al,Mo)x compound at a temperature of 679.14 °C and the UAlx compound at a temperature of 1339.11 oC. Compatibility Al matrix with U3Si2 fuel also occur up to temperatures of 600oC, but at temperatures of 643.40 °C U3Si2/Al fuel experiencing melting thermochemical reaction f Al followed by an exothermic peak at temperatures of 661.94 °C indicates the occurrence of thermochemical reaction between molten Al with U3Si2 fuel forming compounds U (Al,Si)x. In the temperature range 800 oC to 900oC phase change from U3Si2 be U3Si. Thermochemical reactions continue until the temperature of 1348.43 oC which showed the formation of compounds UAlx thermochemical decomposition reaction of U (Al,Si)x compounds. From the results of this analysis can be stated that the UMo and U3Si2 fuel very stable up to temperatures of 600oC. Data phenomenon thermochemical reaction Al with UMo and U3Si2 fuel can be used to study the chemical and physic character of these two fuels. Keywords: thermochemical reaction, Al matrix, UMo/Al and U3Si2/Al fuel, DTA
PEMBUATAN DAN KARAKTERISASI INGOT PADUAN U-Zr UNTUK BAHAN BAKAR PWR
Get PDFPEMBUATAN DAN KARAKTERISASI INGOT PADUAN U-Zr UNTUK BAHAN BAKAR PWR. Pembuatan paduan U-Zr melalui cara peleburan untuk bahan bakar PWR telah dilakukan. Mulamuladibuat ingot paduan U-Zr dengan cara melebur logam U dengan Zr didalam tungku busur listrik yang dilengkapi dengan pendingin air dan dalam suasana gas argon. Pembuatan ingot paduan U-Zr dilakukan pada konsentrasi Zr berturut-turut sebesar 35%, 45%, 55% dan 65% berat. Ingot U-Zr hasil leburan dipotong-potong untuk dikenai pengujian, diantaranya : densitas, kekerasan, mikrostruktur dan fasa. Pengujian densitas dilakukan menggunakan piknometer, kekerasan menggunakan metoda Vickers, mikrostruktur menggunakan mikroskop optic, dan fasamenggunakan XRD. Hasil pengujian densitas menunjukkan bahwa kenaikan jumlah Zr akan menurunkan densitas, sedangkan kekerasan cenderung naik. Pada konsentrasi Zr sebesar 35%(U-35Zr) denisitas U-35Zr sebesar 11,2409 g/cc dan pada konsentrasi 65%Zr (U-65Zr) densitas U-65Zr menjadi 8,4673 g/cc, sedangkan kekerasan pada 35%Zr (U-35Zr) sebesar 374 HV danpada konsentrasi Zr sebesar 65% menjadi 400 HV. Hasil pemeriksaan mikrostruktur menunjukkan bahwa kenaikan Zr akan mengakibatkan bertambahnya jumlah butir dan fasa 1 (fasa kedua), sedangkan hasil pengujin fasa menunjukkan bahwa paduan U-Zr yang diuji didominasi oleh fasa 1. Dari penelitian ini dapat disimpulkan bahwa penambahan Zr mempengaruhi sifat fisik, mekanik, dan mikrostruktur yang terbentuk. THE MANUFACTURING AND CHARACTERIZATION OF U-Zr INGOT FOR PWR FUEL. Manufacturing of U-Zr alloy by melting has been done. U-Zr alloy ingot was manufactured by melting U and Zr metal in electric arc furnace equipped with water cooler in argon gas atmosphere. U-Zr alloy was manufactured from various Zr concentrations of 35%, 45%, 55% and 65% weight. The manufactured U-Zr ingot was tested for its density, hardness, microstructure and phases. Density test was done with picnometer, hardness test by Vickers method, microstructure examination with optical microscope, and phases analysis with XRD. The test results show that density of the manufactured alloy decreases with increasing Zr concentration, while hardness increases with increasing Zr concentration. The density of the manufactured alloy is 11,2409 g/cc at Zr concentration of 35% (U-35Zr) and 8,4673 g/cc at Zr concentration of 65% (U-65Zr), while the hardness is 374 HV at 35% (U-35Zr) and 400 HV at Zr concentration of 65%. The microstructure examination shows that increasing of Zr will increase the amount of grains and d1 phases, while the phases test indicates that the manufactured U-Zr is dominated by d1 phases. It can be conclused that adding of Zr will influence the physical behavior, mechanical properties and microstructure of the manufactured U-Zr alloy
PEMISAHAN RADIOISOTOP MEDIS 177Lu DARI MATRIK Yb-Lu PASKA IRADIASI MELALUI RESIN PENUKAR ION DENGAN ELUEN α-HIBA DAN LARUTAN HNO3
Get PDFPEMISAHAN RADIOISOTOP MEDIS 177Lu DARI MATRIK Yb-Lu PASKA IRADIASI MELALUI RESIN PENUKAR ION DENGAN ELUEN α-HIBA DAN LARUTAN HNO3. Dalam beberapa tahun terakhir ini, Lutesium-177 (177Lu) telah menjadi salah satu radioisotop golongan lantanida yang banyak digunakan untuk tujuan terapi. Radioisotop 177Lu memancarkan radiasi b dengan energi 497 keV (78 %) yang ideal untuk penanganan terapi untuk tumor jaringan lunak dan juga memancarkan radiasi g dengan energi utama 208 keV (12 %) yang cocok untuk teknik penatahan. Karakteristika energi radiasi yang dipancarkan ini didukung pula dengan karakteristika sifat fisika waktu paro yang 6,65 hari, menjadikan radioisotop 177Lu sebagai radioisotop pilihan dalam bidang kedokteran nuklir. Kemampuan domestik untuk memproduksi 177Lu bebas pengemban belum mendukung aplikasi yang luas dari 177Lu. Dalam makalah ini dibahas hasil pengembangan proses produksi 177Lu bebas pengemban berbasis reaksi inti 176Yb (n,g)177Yb. Metoda untuk proses produksi radioisotop 177Lu bebas pengemban ini melibatkan teknik pemisahan 177Lu dari matriks Yb paska iradiasi yang didasarkan pada pemisahan kromatografi kolom menggunakan fasa diam resin penukar ion. Perbandingan Lu/Yb di dalam larutan induk Yb-Lu dengan di dalam fraksi- fraksi dalam percobaan pendahuluan dari percobaan A sampai dengan percobaan E yang nilainya antara 0,137 s/d 0,0198 hampir mirip dengan perbandingan radioisotop 177Lu/175Yb di dalam larutan induk Lu-Yb yang nilainya antara 0,157 s/d 0,0211. Artinya percobaan percobaan pendahuluan tersebut di atas belum dapat memisahkan spesi radionuklida 177Lu dari matrik Lu-Yb paska iradiasi. Pada dua percobaan optimalisasi diperoleh hasil perbandingan Lu/Yb masing masing sebesar 18,794 dan 25,537 masing masing dalam fraksi 43 dibanding dengan perbandingan Lu/Yb dalam larutan induk Yb-Lu yang masing masing hanya sebesar 0,0312. Hal ini menunjukkan adanya pemisahan spesi radionuklida 177Lu dari matriks Yb-Lu paska iradiasi. Kondisi percobaan optimalisasi ini perlu dievaluasi lebih lanjut untuk memperoleh pemisahan radionuklida 177Lu dari matriks Yb-Lu yang lebih baik. Kata kunci : Ytterbium-177, Lutesium-177, bebas pengemban, kromatografi. 177Lu MEDICAL RADIOISOTOPE SEPARATION FROM Yb-Lu MATRIX IRRADIATED PASS THROUGH ION EXCHANGER RESIN BY ELUEN OF α-HIBA AND HNO3 SOLUTION. Since a few last year, Lutesium-177 ( 177Lu) have come to be one of lanthanide radioisotopes which is widely used for the purpose of therapy. Radioisotope of 177Lu emitts b-radiation with energy of 497 keV ( 78 %) that is ideal for therapeutical treatment of soft-tissue tumor. It olso emits g-radiation energy of 208 keV ( 12 %) that is suitable for imaging technique. The characteristique of the emitted radiation energies are as well supported by its physical half live of 6.65 days that makes radioisotope 177Lu to be a choice in the field of nuclear medicine. The domestic capability on the production of carrier free 177Lu do not support yet the wide application of 177Lu. This present proposal is arrived to learn and to master the production of carrier free 177Lu based on nuclear reaction of 176Yb(n,g)177Yb. The production process method of carrier free 177Lu is involved separation technique of 177Lu from the matrix of post-irradiated natural Yb, will be performed based on column chromatographic separation using stationary phase of ion exchanger. Comparison Lu/Yb in the Yb-Lu bulk solution in fraction the introduction experiment from the A trial to the E trial that he thought between 0.137 s/he 0.0198 almost resemble the radioisotope comparison 177Lu/175Yb in the Yb-Lu bulk solution that he thought between 0.157 s/he 0.0211. Meaning that the introduction experiment of the above still cannot separate the species 177Lu radionuclides from solder Lu-Yb irradiated. In two trials of the optimisation is received by results of Lu/Yb comparison respectively of 18.794 and 25,537 respectively in the fraction 43 compared with Lu/Yb comparison in the Yb-Lu bulk solution that is their respective only of 0.0312. This shows the existence of the separation of the species 177Lu radionuclide from the matrix Yb-You irradiated. The condition for the trial of this optimisation must be evaluated further to receive the separation 177Lu radionukclide from the matrix Yb-Lu that is better. Keywords : Ytterbium-177, Lutesium-177, carrier free, chromatography