Urania Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir
Not a member yet
288 research outputs found
Sort by
ANALISIS Zr DALAM PADUAN UZr (6%) MELALUI PENGUKURAN SENYAWA Zr-ARSENAZO III MENGGUNAKAN SPEKTROFOTOMETRI UV-VIS
Full text linkANALISIS Zr DALAM PADUAN UZr (6%) MELALUI PENGUKURAN SENYAWA KOMPLEK Zr-ARSENAZO III TELAH DILAKUKAN DENGAN MENGGUNAKAN METODESPEKTROFOTOMETRI. Larutan sampel dibuat melalui pelarutan ingot UZr 6% menggunakanpelarut HF 1 M dan HNO3 1 M dipanaskan pada temperatur 95 0C. Pembentukan senyawakomplek UZr dilakukan dengan mereaksikan larutan UZr (6%) dengan arsenazo III (0,1%).Verifikasi terhadap pembentukan dan pengukuran senyawa komplek Zr-arsenazo III dilakukandengan menggunakan larutan standar Zr SRM Spek pada berbagai konsentrasi, bahanpengomplek arsenazo III (0,1%) dan bahan pelarut HCl. Hasil verifikasi menunjukkan bahwakondisi optimum pembentukkan senyawa komplek Zr-arsenazo III diperoleh pada panjanggelombang 666,3 nm, pelarut HCl 9 N, waktu stabil 30 menit sampai dengan 3,5 jam dankonsentrasi arsenazo III (0,1%) sebesar 80 ppm. Daerah kerja analisis diperoleh mulai dari 0,04ppm sampai 0,5 ppm dengan akurasi dan presisi masing- masing sebesar 1,846% dan 0,868%.Sebelum analisis perlu dilakukan proses pemisahan Zr dari matrik U karena adanya uranium didalam sampel dapat mengakibatkan kenaikkan nilai absorbansi. Proses pemisahan Zr daripaduan UZr dilakukan dengan cara ekstraksi menggunakan TBP/Kerosin (7:3) dengan waktukontak selama 10 menit. Hasil analisis Zr dalam larutan fasa air diperoleh sebesar 5,82% denganrekoveri 91,84% dan presisi metode (RSD) 0,08%
PENGARUH DOPAN Pb DAN Sb TERHADAP ENERGI AKTIVASI SUPERKONDUKTOR BSCCO-2212
Full text linkPENGARUH DOPAN Pb DAN Sb TERHADAP ENERGI AKTIFASI SUPERKONDUKTOR BSCCO-2212. Telah dilakukan penelitian pengaruh dopan Pb dan Sb terhadap energy aktifasi superkonduktor BSCCO-2212. Garam-garam nitrat dari Bismuth, Stronsium, Calsium, dan Copper dicampur pada perbandingan stoikiometri Bi:Sr:Ca:Cu = 2:2:1:2. Campuran dilarutkan dalam garam cair urea dengan pemanasan dan pengadukan pada temperatur 120oC selama 16 jam, kemudian dipirolisis . Hasil pirolisis digerus, dikalsinasi dan disinter dengan temperatur 845 oC selama 10 jam, sintesa diulang dengan penambahan dopan Pb, Sb, dan Pb+Sb dengan fraksi dopan 0,1 terhadap Bi. Hasil sintering diuji efek meissner, mikroskop optik, difraksi sinar-X, dan LCR meter. Pengujian menyimpulkan bahwa terbentuk superkonduktor BSCCO-2212. Penambahan dopan Pb menjadikan konduktifitas tertinggi 9,37x10-3 S/cm dan energi aktifasi terendah sebesar 3197,68 eV pada rentang temperatur 80-240 K. Kata kunci : dopan, energi aktivasi, superkonduktor BSCCO-2212 INFLUENCE OF Pb AND Sb OF BSCC0-2212 SUPERCONDUCTOR CONDUCTIVITY AND ENERGY ACTIVATION. The influence of Pb and Sb dopan of BSCCO-2212 superconductor conductivity and activation energy have been done. Nitrate salts of bismuth, strontium, calcium, and copper stochiometry were mixed in the ratio Bi:Sr:Ca:Cu=2:2:1:2. Mixture were dissolved in a molten salt of urea with heating and stirring at a temperature of 120oC for 16 hours. The pyrolysis were pulverized, calcined, and sintered at themperature of 845 oC for 10 hours, the syntesed was repeated with the addition of Pb, Sb, and Pb+Sb. Dopan with 0.1 dopan fraction of Bi. Sintering result was tested with meissner effect, optical microscopy, X-ray diffraction, and LCR-meters. It is concluded that the formed superconductor BSCCO-2212. Addition of Pb dopan result in a highest conductivity of 9,37x10-3 S/cm and the lowest activation energy of 3197.68 eV in the temperature range 80-240 K. Key words : dopan, activation energy, BSCCO-2212 superconducto
ANALISIS ENERGI AKTIVASI PRESIPITAT FASA KEDUA PADA PADUAN Zr1%Nb1%Sn1%Fe DENGAN DIFRAKSI SINARX
Full text linkANALISIS ENERGI AKTIVASI PRESIPITAT FASA KEDUA PADA PADUAN Zr-1%Nb-1%Sn-1%Fe DENGAN DIFRAKSI SINAR-X. Penelitian ini bertujuan untuk menganalisis energy aktivasi fasa kedua pada ingot paduan Zr-1%Nb-1%Sn-1%Fe hasil sintesa. Ingot dibuat dengan peleburan busur tunggal. Selanjutnya sampel dianil pada temperatur 400 °C, 500 °C, 600 °C, 700 °C dan 800 °C selama 2 jam. Analisis difokuskan pada presipitat fasa kedua (Secondary Phase Precipitate/SPP). Identifikasi energy aktivasi berdasarkan pola difraksi sinar-X dan dibantu dengan data JCPDF (Joint Committee Powder Diffraction File). Hasil pola difraksi beserta datanya dianalisis secara manual, tidak dapat langsung sesuai dengan data JCPDF sebab adanya distorsi terutama dari SPP. Hasil analisis disimpulkan sebagai berikut: Pada temperatur anil 400 °C, 500 °C, dan 700 °C pengintian partikel fasa kedua SPP terjadi dengan baik. Untuk paduan Zr-1%Nb-1%Sn-1%Fe pada temperatur anil antara 400 °C sampai dengan 800 °C ditemukan SPP Fe2Nb, ZrSn2, FeSn, SnZr, NbSn2, Zr0.68Nb0.25Fe0.08, Fe2Nb0.4Zr0.6, Fe37Nb9Zr54, dan w-Zr. Stabilisasi presipitat terjadi dengan baik pada temperatur anil 800 °C, pertumbuhan presipitat antara 500 °C sampai dengan 600 °C, dan minimisasi ukuran presipitat pada temperatur anil 700 °C. Diperoleh energi aktivasi Fe2Nb sebesar -7,0083 kJ/mol, energi aktivasi FeSn sebesar -2,2858 kJ/mol, energi aktivasi NbSn2 sebesar -3,1498 kJ/mol, dan energi aktivasi nano kristalit α-Zr sebesar 0,0077 kJ/mol .Kata Kunci: paduan Zr-1%Nb-1%Sn-1%Fe, pola difraksi sinar-x, presiptat fasa kedua, energy aktivasi. ACTIVATION ENERGY ANALYSIS OF SECONDARY PHASE PRECIPITATE IN Zr-1%Nb-1%Sn-1%Fe ALLOY. The obyective of this research is to analyze of activation energies in Zr-1%Nb-1%Sn-1%Fe alloy as the product of the synthesis. The ingot was prepared by single spark melting. The samples then anneal at temperature 400°C, 500°C, 600°C, 700°C dan 800°C for 2 hours. The analyzed was focused on secondary phase precipitate/ SPP. The activation energies was identified based on X-rays diffraction pattern and supported by Joint Committee Powder Diffraction File/ JCPDF. The Result of diffraction pattern with the data were analyzed by manual, it was not done by direct meet with the JCPDF data because of the distortion of the SPP. The analyzed results were concluded as follow: The nucleation of the secondary phase precipitate/ SPP was good at the anneal temperature of 400°C, 500°C, and 700°C. The Zr-1%Nb-1%Sn-1%Fe alloy at temperature in between 400°C to 800°C were found the precipitates Fe2Nb, ZrSn2,FeSn, SnZr, NbSn2, Zr0.68Nb0.25Fe0.08, Fe2Nb0.4Zr0.6, Fe37Nb9Zr54, dan w-Zr. At temperature anneal 800°C was good for the precipitate stabilization, at temperature in between 500°C to 600°C was good for the precipitate growth, at temperature anneal 700°C was good for minimizing the precipitate size. It was found that activation energy of Fe2Nb was -7,0083 kJ/mol, activation energy of FeSn was -2,2858 kJ/mol, activation energy of NbSn2 was -3,1498 kJ/mol and activation energy of α-Zr nano crytallite was 0,0077 kJ/mol . Keywords: alloy Zr-1%Nb-1%Sn-1%Fe, pola difraksi sinar x, secondary phase precipitate, activation energy.
CORROSION EXPERIMENT ON NON STANDARD AUSTENITIC STEEL A1, IN REACTOR COOLANT WATER
Full text linkExperimental corrosion studies on non standar austenitic SS, A1, have been carried out. The samples were immersed in reactor coolant water medium with pH variation of 5.95, 6.0, 6.l5, and 6.31. The experiments were carried out using a type of M-273 EG&G potentiostate /galvanometer test instrument. The post-corrosion samples' microstructure were analyzed with the aid of EDS (energy dispersive spectroscopy) equipped SEM instrument to detect the presence of any viable corrosion products. For further verification x-ray diffraction method was also used to detect any possible emerging corrosion products type on the samples' surfaces. Experimental results confirm that non standar austenitic SS immersed in reactor coolant water corrosion medium with a variation of concentration experience very little or almost no corrosion, and that according to the so-called Fontana’s criteria these test-materials turn out to have an excellent resistance toward reactor coolant water corrosion medium. This is also evidenced by the very low corrosion rate value measured in this study. EDS study and X-ray diffraction results indicate that the possible ensuing corrosion byproducts are chrome oxides and iron oxides. Keywords: Corrosion, non standard austenitic stainless steel, reactor coolant water Telah dilakukan percobaan korosi dari bahan austenitic baru yang non standar, A1, dalam medium air pendingin reaktor, dengan variasi pH, yaitu 5,95, 6,00, 6,15, dan 6,31. Experimen dilakukan dengan alat uji potensiostat-galvanometer tipe M-273 EG & G. Dilanjutkan dengan karakterisasi pada sampel yang telah dikorosikan, yaitu pemeriksaan struktur mikro yang dilakukan dengan SEM dilengkapi EDS (energy dispersive spectroscopy) untuk mendeteksi adanya produk korosi yang mungkin ada pada permukaan sampel. Juga dilakukan percobaan difraksi sinar-X untuk konfirmasi hasil produk korosi tersebut. Hasil eksperimen menunjukkan bahwa baja austenite non standar yang dibuat ini sangat tahan korosi terhadap air pendingin reaktor, dan hanya terjadi sedikit korosi sehingga menurut kriteria Fontana, baja austenit non standar A1 ini memiliki ketahanan korosi yang sangat baik dalam medium air pendingin reaktor. Hasil pemeriksaan dengan EDS dan difraksi sinar-X juga menunjukkan bahwa produk korosi yang paling mungkin ada adalah oksida besi dan oksida chrom. Kata kunci: Korosi, baja tahan karat austenite non standar, air pendingin reakto
PEMODELAN PERUBAHAN KONDUKTIVITAS PANAS PELAT TIPIS BAHAN-BAKAR DISPERSI U-Mo / Al SELAMA IRADIASI DALAM REAKTOR
Full text linkPEMODELAN PERUBAHAN KONDUKTIVITAS PANAS PELAT TIPIS BAHAN-BAKAR DISPERSI U-Mo / AlSELAMA DIIRADIASI DALAM REAKTOR. Perubahan konduktivitas termal sistem dispersi padat-padat U-Mo / Al selama diiradiasi diakibatkan oleh perubahan, timbul-berkembang-susut, pori dalam partikel paduan dan pori matriks oleh pembentukan lapisan reaksi antarfasa serta perubahan temperatur. Model memperhitungkan perpindahan panas arah ketebalan pelat dan mengabaikan perpindahan arah lebar maupun panjang pelat. Model menggunakan parameter struktur, rapat dan dimensi partikel maupun rapat dan dimensi pori pada partikel, konduktivitas bahan penyusun, serta variabel temperatur. Sesuai dengan pengamatan mikrografi, distribusi spasial subsistem disperse dianggap homogen-merata. Konduktivitas panas menyeluruh dimodelkan sebagai kebalikan dari kombinasi tahanan parallel dan serial antara sub-sistem disperse dan matriks dengan masing-masing sub-sistem terdiri dari 2 jenis struktur dispersi. Model dibandingkan dengan data pengukuran konduktivitas panas pelat pra dan pasca iradiasi, menunjukkan kesesuaian yang baik. Kata kunci : penghantaran panas, komposit matriks logam, pori, gelembung, dispersi. THERMAL CONDUCTIVITY MODELING OF DISPERSIVE FUEL U-Mo/Al PLATE DURING IN-REACTOR SERVICE. Changes in thermal conductivity of solid-solid dispersion system of U-Mo / Al due to changes caused by growing-shrinkage of pores in the alloy particles and the matrix pore by interface reaction layer formation and temperature. Model takes into account the heat transfer plate thickness direction and ignore the displacement direction of the width and length of the plate. Model uses structural parameters, as well as the particle dimensions and the dimensions of pores in the particles, the conductivity of the constituent materials, as well as variable temperature. In accordance with the micro-graphical observations, the spatial distribution of subsystems are considered homogeneous. Overall thermal conductivity is modeled as the inverse of a combination of parallel and serial resistance between sub-systems and the dispersion matrix with each sub-system consists of two types of dispersion structures. Model compared with measured thermal conductivity data both pre- and post-irradiation, indicating a good fit. Key words: thermal conductivity, metal matrix composites, pores, bubble, dispersion
FAULT TREE ANALYSIS (FTA) POTENSI LEDAKAN GAS HIDROGEN PADA SISTEM TUNGKU REDUKSI ME-11 PROSES PEMBUATAN BAHAN BAKAR NUKLIR PLTN
Full text linkABSTRAK FAULT TREE ANALYSIS (FTA) POTENSI LEDAKAN GAS HIDROGEN PADA SISTEM TUNGKU REDUKSI ME-11 PROSES PEMBUATAN BAHAN BAKAR NUKLIR PLTN. Telah dibuat diagram Fault Tree Analysis (FTA) untuk potensi ledakan gas hidrogen pada tungku reduksi ME-11 setelah kendali logik-nya ditambah (modifikasi). Diagram FTA ini dapat digunakan sebagai informasi tambahan dalam pembuatan program perawatan berkala dan langkah operasi dari tungku tersebut. Bertemunya dua kondisi yaitu pemicu ledakan dan komposisi gas hidrogen yang berpotensi meledak adalah fokus pencarian dalam FTA ini, dan dilakukan dengan cara mengurai dan merunut sistem tungku hingga ke penyebab awal dari dua kondisi tersebut bisa terjadi dalam waktu yang bersamaan. Dua lokasi berpotensi meledak teridentifikasi yaitu di ruang tungku dan di ruang pembakaran gas buang. Kemungkinan pemicu ledakan hanya berasal dari letikan api, api, dan benda panas, karena ME-11 tidak menggunakan gas hidrogen bertekanan tinggi. Namun demikian pemicu ledakan tersebut menjadi bagian dari proses reduksi yang berjalan, sehingga komposisi volume gas hidrogen selama proses berlangsung harus selalu diwaspadai. Kata kunci: fault tree analysis, tungku reduksi, potensi ledakan hydrogen, pemicu ledakan hydrogen. ABSTRACT A FAULT TREE ANALYSIS (FTA) OF HYDROGEN EXPLOSION POTENTIALITY ON REDUCTION FURNACE ME-11 IN NUCLEAR POWER FUEL ELEMENT FABRICATION PROCESS. Fault Tree Analysis (FTA) diagrams for the potentiality of hydrogen gas explosion in reduction furnace of ME-11 has been created after modification of its logic control. These FTA diagrams can be used as additional information in designing preventive maintenance program and operational steps of the furnace. The encountering of two conditions, i.e. explosion ignition and the potentially explosive of hydrogen gas, is the search focus of the FTA, and it may be done by breaking and tracing down to any possibility of initial causes for these two conditions to occur coincidently. Two locations of the potentially explosive area were identified: furnace chamber and combustion chamber of the exhaust gas. The possible explosion ignitions for the furnace are only from spark, fire and hot material because the operation of the furnace does not use high-pressure hydrogen. However, these explosion ignitions are part of the on going reduction process, therefore it is important that the hydrogen gas volume composition during the process always be supervised. Keywords: Fault Tree Analysis, reduction furnace, hydrogen explosion potentiality, hydrogen explotion ignition
PEMBUATAN INGOT PADUAN U-7Mo-xZr DENGAN MENGGUNAKAN TEKNIK PELEBURAN DAN KARAKTERISASINYA
Full text linkPEMBUATAN INGOT PADUAN U-7Mo-xZr DENGAN MENGGUNAKAN TEKNIK PELEBURAN DAN KARAKTERISASINYA. Percobaan pembuatan ingot paduan U-7Mo-xZr dilakukan dalam rangka pengembangan material baru untuk bahan bakar reaktor riset dengan densitas uranium tinggi. Ingot paduan U-7Mo-xZr dibuat dengan menggunakan teknik peleburan dalam tungku busur listrik dengan arus 150 A dan bermedia gas argon. Peleburan dilakukan dengan 5 kali pengulangan dan ingot paduan U-7Mo-xZr hasil peleburan dikenai pengujian/analisis meliputi: analisis kadar uranium, berat jenis, strukturmikro, kekerasan, sifat termal dan komposisi fasa. Pengamatan secara visual terhadap ingot paduan U-7Mo-xZr hasil peleburan tidak terlihat adanya retak, pori atau lapisan oksida dipermukaan dan dari pemeriksaan strukturmikro terlihat cukup homogen. Kenaikan kadar Zr dalam paduan U-7Mo-xZr menyebabkan kekerasan meningkat sedangkan densitasnya menurun. Data pengujian kekerasan paduan U-7Mo, U-7Mo-1Zr, U-7Mo-2Zr dan U-7Mo-Zr berturut-turut adalah240,4; 294,6; 314,6; dan 333,2 VHN, sedangkan densitasnya 17,8628; 17,3517; 17,0335; dan 16,8721 g/cm3. Data uji dengan menggunakan DTA menunjukkan bahwa terjadi reaksi indotermik dengan entalpi 3,2461 cal/g mulai pada temperatur 1.180,76oC dan puncaknya pada temperatur 1.205,15oC, sedangkan pola difraksi sinar-X menunjukkan bahwa ingot hasil peleburan dalam fasa γ. Dari hasil uji paduan U-7Mo-xZr menunjukkan bahwa paduan tersebut cocok untuk dinominasikan sebagai bahan bakar reaktor riset dimasa mendatang. Kata kunci: Proses peleburan, paduan U-7Mo-xZr, bahan bakar dispersi, densitas uranium tinggi. THE MANUFACTURE OF U-7Mo-xZr ALLOYS WITH USING SMELTING TECHNICAL AND CHARACTERIZATION. The experiment of U-7Mo-xZr alloys manufacture done in order to develop new materials for research reactor fuel with a high uranium density. The U-7Mo-xZr alloy made by smelting technique in electric arc furnace with a current of 150 A and argon gas as mediated. Melting performed with 5 time repetitions and U-7Mo-xZr alloy produced are testing / analysis include: analysis of uranium content, specific gravity, micostructure, hardness, thermal properties and phase composition. Visual observation of the U-7Mo-xZr alloys remelting produced no visible cracks, pores or oxide layer on the surface and from it’s micostructure looks quite homogeneous. Increased of Zr content in the U-7Mo -xZr alloy cause hardness increased while the density decreases. Hardness testing data of U-7Mo, U-7Mo-1Zr, U-7Mo-2Zr and U-7Mo-3Zr alloys consecutive 240.4: 294.6: 314.6, and 333.2 VHN, while the density of 17.8628; 17.3517; 17.0335, and 16.8721 g/cm3. The data result with the DTA showed that the reaction occurs with enthalpy indotermik 3.2461 cal/g starts at a temperature of 1180.76°C and a peak at a temperature of 1205.15°C, whereas the X-ray diffraction pattern showed that the ingot remelting in γ phase. From the test results of U-7Mo-xZr alloy showed that the alloy is suitable to be nominated as a research reactor fuel in future. Key words: The process of smelting, U-7Mo-xZr alloy, dispersion fuel, high uranium densit
PEMISAHAN RADIOISOTOP 115mIn MENGGUNAKAN KOLOM KROMATOGRAFI DENGAN RESIN AG 1X8 (Cl-)
Full text linkABSTRAK PEMISAHAN RADIOISOTOP 115mIn MENGGUNAKAN KOLOM KROMATOGRAFI DENGAN RESIN AG 1X8 (Cl-). Radioisotop 115mIn sangat berpotensi diaplikasikan dalam bidang riset biologi dan kedokteran nuklir. Radioisotop 115mIn mempunyai sifat fisis yang baik apabila diaplikasikan untuk medis, seperti dapat dibandingkan dengan radioisotop 99mTc, yang merupakan radioisotop paling banyak digunakan untuk diagnosis di bidang kedokteran nuklir di dunia, bahwa radioisotop 115mIn mempunyai umur paro (t1/2) 4,5 jam dan energi sinar gamma 336 KeV, dan radioisotop 99mTc 6,6 jam dan 140,3 KeV. Radioisotop 115mIn mempunyai keunggulan yaitu dalam proses penandaan untuk membuat sediaan radiofarmaka, radioisotop ini tidak menggunakan bahan reduktor, sedangkan radioisotop 99mTc harus menggunakan reduktor larutan Sn. Proses pemurnian 115mIn dari matriks kadmium teriradiasi dilakukan menggunakan sistem kolom kromatografi penukar anion, fraksi kadmium di dalam larutan target teriradiasi dikondisikan untuk membentuk kompleks anion, CdI42-, yang kemudian diikat pada kolom resin AG 1X8 ( Cl-, 37-74 microns). Radioisotop 115mIn yang dibentuk adalah radionuklida anak dari 115Cd, dalam bentuk 115mIn3+ kemudian dielusi di dalam kolom penukar anion menggunakan HCl 0.05 M. Hasil percobaan dari dua kali iradiasi kadmium oksida (CdO) alam menunjukkan bahwa diperoleh radioaktivitas 115Cd masing masing sebesar 5358 mCi dan 15,27 mCi, efisiensi penyerapan 115Cd ke dalam resin masing-masing sebesar 89,5% dan 99,5%, radioaktivitas 115mIn telah dapat dipisahkan dari matriks kadmium teriradiasi dengan tingkat radioaktivitas masing-masing sebesar 80, 62 mCi dan 1,46 mCi. Kata Kunci: 115Cd, 115mIn, resin penukar anion, reaksi inti ABSTRACT 115mIn RADIOISOTOPE SEPARATION USING CHROMATOGRAPHY COLUMN WITH AG 1X8 (Cl-) RESIN. 115mIn radioisotope is potentially applicable in the field of biological research and nuclear medicine. It has good physical properties when applied for medical purpose. In comparison with 99mTc radioisotope, which is the most widely used radioisotope for diagnosis in the field of nuclear medicine in the world, 115mIn radioisotope has a half life (t1 / 2) of 4.5 hours with 336 keV gamma energy, while 99mTc radioisotope has a half life of 6.6 hours and 140.3 keV. However, 115mIn radioisotope has the advantage that the marking process for this radioisotope radiopharmaceutical preparation does not use reductant materials if compared to the marking process of 99mTc radioisotope that uses Sn reductant solution. The purification process of 115mIn from irradiated cadmium matrix can be performed by using anion-exchange chromatography column system, where the fraction of cadmium in the irradiated cadmium solution was conditioned to form a complex anion of CdI42- to bind to the column resin of AG 1x8 (Cl-, 37 - 74 Microns). The 115mIn radioisotope is formed as a daughter of 115Cd radionuclide in the form of 115mIn3+, which is later to be eluted from the anion exchange column by using 0.05 HCl M. The experimental results of two irradiations of natural cadmium oxide (CdO) shows that 115Cd radioactivity obtained was 5328 mCi and 15.27 mCi with absorption efficiency of 115Cd into the resin was 89.5% and 99.5 %. The radioactive 115mIn that was separated from irradiated cadmium matrix has a level of radioactivity of 80.62 mCi and 1.46 mCi. Keywords: 115Cd, 115mIn, anion excange resin, nuclear reaction