Urania Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir
Not a member yet
288 research outputs found
Sort by
PENGARUH TEMPERATUR DAN KOMPOSISI Nb TERHADAP INTERDIFUSI PADUAN U-Zr-Nb
Full text linkPENGARUH TEMPERATUR DAN KOMPOSISI Nb TERHADAP INTERDIFUSI PADUAN U-Zr-Nb. Telah dilakukan simulasi percobaan intermik bahan bakar U-Zr-Nb dengan pelat aluminium. Mula-mula dibuat ingot paduan U-6Zr-2Nb, U-6Zr-5Nb, dan U-6Zr-8Nb menggunakan tungku peleburan busur listrik. Ingot yang diperoleh dipotong-potong menjadi berukuran ketebalan 2-3 mm dan diameter sekitar 5-6 mm selanjutnya ditutup menggunakan pelat Al pada salah satu sisinya serta dipress. Setelah dipress, ingot paduan U-6Zr-2Nb, U-6Zr-5Nb, dan U-6Zr-8Nb dipanaskan pada temperature 350 dan 450 °C selama 1 jam. Setelah dipanaskan ingot dikenai beberapa pengujian yaitu mikrostruktur menggunakan mikroskop optik dan Scanning Electron Microscope (SEM) yang dilengkapi dengan Energy Dispersive Spectrometer (EDS), kekerasan menggunakan uji kekerasan mikro, dan fasa dengan alat X-ray diffractometer (XRD). Hasil pemeriksaan mikrostruktur menunjukkan masih terlihat dengan jelas batas antara lapisan (interface) U-6Zr-2Nb, U-6Zr-5Nb, dan U-6Zr-8Nb dengan lapisan Al. Semakin tinggi kandungan Nb semakin rapat rapat interface antara kedua lapisan. Pada pengujian kekerasan mikro terlihat bahwa kekerasan pada interface sulit diukur sedangkan pada daerah U-Zr-Nb menunjukkan kenaikan kekerasan pada pemanasan dari 350 menjadi 450 °C, sedangkan pada bagian Al terjadi penurunan kekerasan pada kenaikan temperatur pemanasan dari 350 menjadi 450 °C. Terbentuk senyawa UO3 pada semua sampel uji sedangkan fasa γ-U terbentuk pada sampel U-6Zr-2Nb baik yang dipanaskan pada temperatur 350 maupun 450 °C.Kata kunci: Intermik, paduan U-Zr-Nb, aluminium, mikrostruktur, kekerasan, fasa
VALIDATION OF SRAC CODE SYSTEM FOR NEUTRONIC PARAMETERS CALCULATION OF THE PWR MOX/UO2 CORE BENCHMARK
Full text linkVALIDATION OF SRAC CODE SYSTEM FOR NEUTRONIC PARAMETERS CALCULATION OF THE PWR MOX/UO2 CORE BENCHMARK. Determination of neutronic parameter value is an important part in determining reactor safety, so accurate calculation results can be obtained. This study is focused on the validation of SRAC code system in the calculation of neutronic parameters value of a PWR (Pressurized Water Reactor) reactor core. MOX/UO2 Core Benchmark was choosed because it is used by several researchers as a reference core for code validation in the determination of neutronic parameters of a reactor core. The neutronic parameters calculated include critical boron concentration, delayed neutron fraction, and Power Peaking Factor (PPF) and its distribution in axial and radial directions. When compared with reference data, the calculation results of the critical boron concentration value show that there is a difference of 22.5 ppm on SRAC code system. Meanwhile, differences in power per fuel element (assembly power error) value of power-weighted error (PWE) and error-weighted error (EWE) is 2.93% and 3.94%, respectively. Maximum difference between PPF value in axial direction with reference reaches a value of 4.57%. SRAC calculation results also show consistency with the calculation results of other program packages or code. Results of this study indicate that SRAC code system is still quite accurate for the calculation of neutronic parameters of PWR reactor core benchmark. Therefore, SRAC code system can be used to calculate neutronic parameters of PWR reactor core, especially when using MOX (mixed oxide) fuel.Keywords: Neutronic parameter, critical boron concentration, power peaking factor, SRAC code system
PEMISAHAN CESIUM DALAM BAHAN BAKAR U3Si2/Al DENSITAS 4,8 gU/cm3 BURN UP 60% POTONGAN BOTTOM
Full text linkPEMISAHAN CESIUM DALAM BAHAN BAKAR U3Si2/Al DENSITAS 4,8 gU/cm3 BURN UP 60% POTONGAN BOTTOM. Telah dilakukan pemisahan cesium dalam bahan bakar U3Si2/Al densitas 4,8 gU/cm3 burn up 60% menggunakan bahan zeolit Lampung pada metode penukar kation. Burn up bahan bakar pasca iradiasi dapat ditentukan dengan indikator burn up menggunakan isotop cesium. Pemisahan bertujuan untuk mendapatkan berat cesium yang akurat sehingga perhitungan nilai burn up secara merusak juga dapat dilakukan secara tepat. PEB U3Si2/Al dipotong pada bagian Bottom secara duplo lalu ditambahkan pelarut HCl 6 N dan HNO3 6N. Satu mL larutan bahan bakar U3Si2/Al dimasukkan ke dalam botol vial dan ditransfer dari hotcell 109 ke laboratorium radiasi aktivitas sedang (R.135). Larutan bahan bakar U3Si2/Al diencerkan menjadi 25 mL dan dipipet 50 µL ke dalam vial secara duplo dan ditambahkan 1000 mg zeolit Lampung, kemudian dilakukan pemisahan 134Cs dan137Cs dari 235U dengan metode penukar kation secara batch selama 60 menit. Hasil pemisahan diperoleh isotop 134Cs dan 137Cs dalam fasa padat, sedangkan uranium (238U, 235U, 234U) dan isotop lainnya dalam fasa cair. Besarnya berat isotop 134Cs dan137Cs selanjutnya diukur menggunakan spektrometer-γ. Hasil pemisahan diperoleh berat isotop 137Cs dan 134Cs dalam larutan PEB U3Si2/Al densitas 4,8 gU/cm3 burn up 60% potongan Bottom masing-masing B-1=0,00003283 g/0,036gPEB dan B-1= 0,000000147 g/0,036gPEB, sedangkan untuk potongan B-2=0,00003290 g/0,037gPEB untuk 137Cs dan B-2= 0,000000222 g/0,037gPEB untuk 134Cs. Pemisahan cesium dalam 50 µL larutan PEB U3Si2/Al burn up 60% potongan Bottom dengan metode penukar kation menggunakan zeolit Lampung seberat 1000 mg diperoleh hasil yang baik.Kata kunci: U3Si2/Al densitas 4,8 gU/cm3, burn up 60%, cesium, pemisahan
PENGARUH JENIS PREKURSOR DAN METODE PRENETRALISASI PADA MORFOLOGI PERMUKAAN KERNEL TERSINTER ZIRKONIA
Full text linkPENGARUH JENIS PREKURSOR DAN METODE PRENETRALISASI PADA MORFOLOGI PERMUKAAN KERNEL TERSINTER ZIRKONIA. Telah dilakukan kegiatan penelitian tentang pengaruh jenis prekursor dan metode prenetralisasi pada morfologi permukaan kernel tersinter zirkonia. Morfologi permukaan dengan kekasaran minimum dikehendaki pada riset pengembangan sistim pelapisan TRISO. Beberapa batch larutan broth dipreparasi dengan beberapa rute menggunakan jenis prekursor dan metode prenetralisasi yang berbeda. Jenis prekursor yang digunakan adalah zirkonium oksinitrat dan zirkonium nitrat pentahidrat dan preparasi sol dilakukan secara presipitasi-redispersi dan dekomposisi urea. Tahap-tahap eksperimen meliputi preparasi sol, preparasi broth, proses gel-casting, proses aging-washing-drying, proses de-watering, perlakuan panas kalsinasi dan sintering, dan pemeriksaan visual morfologi permukaan. Pengukuran sferisitas dilakukan pada gel sferis kering untuk mempelajari hubungan level kejenuhan sol dan kemampuannya terkonversi secara seketika pada reaksinya dengan gas NH3 pada proses gel-casting. Hasil pengamatan visual SEM dari permukaan kernel zirkonia tersinter menunjukkan bahwa kekasaran permukaan paling minim diberikan oleh kernel dari prekursor zirkonium nitrat pentahidrat dengan metode prenetralisasi dekomposisi urea dan permukaan paling kasar diberikan oleh kernel dari prekursor zirkonium oksinitrat dengan prenetralisasi secara presipitasi-redispersi.Kata kunci: kernel, zirconia, prekursor, prenetralisasi, kekasaran permukaan
OPTIMASI PARAMETER METODE PEMISAHAN RADIONUKLIDA 95Zr DALAM LARUTAN PELAT ELEMEN BAKAR U3Si2/Al TERIRADIASI
Full text linkOPTIMASI PARAMETER METODE PEMISAHAN RADIONUKLIDA 95Zr DALAM LARUTAN PELAT ELEMEN BAKAR U3Si2/Al TERIRADIASI. Radionuklida 95Zr adalah salah satu radionuklida hasil belah pemancar radiasi-γ dan berumur paruh pendek sehingga dapat digunakan sebagai indikator burn up. Dalam pelat elemen bakar U3Si2/Al teriradiasi terdapat beberapa radionuklida hasil belah yang memancarkan radiasi α, β dan γ sehingga pada saat pengukuran menggunakan spektrometri-γ, radionuklida ini saling mengganggu mengakibatkan hasil pengukuran tidak akurat. Oleh sebab itu, perlu dilakukan pemisahan 95Zr sehingga pada saat pengukuran dengan spektrometer-γ diperoleh hasil yang akurat. Tujuan penelitian ini untuk mendapatkan parameter yang optimum terhadap pemisahan 95Zr dalam larutan pelat elemen bakar U3Si2/Al densitas 4,8 gU/cm3 teriradiasi dengan metode kolom penukar ion menggunakan resin Dowex 1x-8Cl- diameter 100-200 mesh. Parameter optimum yang diperoleh selanjutnya digunakan untuk pemisahan 95Zr dalam larutan pelat elemen bakar U3Si2/Al densitas 4,8 gU/cm3 teriradiasi. Dari hasil penelitian diperoleh parameter optimum keasaman H2SO4 pada umpan dengan konsentrasi 0,5 M, keasaman H2SO4 untuk elusi konsentrasi 1,0 M dengan recovery 98,20%. Berat resin untuk mengikat radionuklida 95Zr sebanyak 2,0 g dengan recovery 78,76%; volum umpan yang dibutuhkan sebanyak 50 µL dengan recovery 96,90% dan kecepatan alir sebesar 0,1 mL/menit dengan recovery 96,72%. Parameter optimum tersebut digunakan untuk pemisahan larutan pelat elemen bakar U3Si2/Al densitas 4,8 gU/cm3 teriradiasi dengan kode Bottom (B), Middle (M) dan Top (T). Hasil pengukuran didapat rerata recovery pemisahan 95Zr masing-masing untuk kode B-1= 75,078%; B-2= 81,401%; M1=76,850%; M-2=83,806%; T-1=84,433%; dan T-2=81,728% dengan keberterimaan nilai CV repeatability lebih kecil dibandingkan dengan nilai CV Horwitz. Kata kunci: kolom penukar ion, U3Si2/Al teriradiasi, radionuklida 95Zr, spektrometer-γ, uji Horwitz
KARAKTERISASI KANDUNGAN URANIUM DAN UNSUR JEJAK PELET SINTER UO2 UNTUK FORENSIK NUKLIR
Full text linkKARAKTERISASI KANDUNGAN URANIUM DAN UNSUR JEJAK PELET SINTER UO2 UNTUK FORENSIK NUKLIR. Forensik nuklir merupakan salah satu alat yang penting didalam keamanan nuklir terkait dengan penegakan hukum. Hal ini dikarenakan keberadaan bahan nuklir dan radioaktif memiliki potensi bahaya baik dari segi keselamatan, kesehatan hingga ancaman dalam keamanan nuklir. Didalam forensik nuklir, sidik jari adalah karakteristik bahan nuklir dan radioaktif untuk memberi informasi asal-usul suatu bahan nuklir sehingga diharapkan mempunyai data-data dari bahan nuklir dan radioaktif. Data-data diperoleh dari hasil karakterisasi berupa pengujian baik pengujian secara fisika ataupun kimia. Pengujian secara fisika seperti pengamatan visual, dimensi, fasa sedangkan secara kimia antara lain penentuan unsur bahan nuklir, penentuan konsentrasi unsur–unsur dalam bahan nuklir. Dalam makalah ini telah dilakukan pengujian kandungan uranium dan unsur jejak dalam bahan nuklir pelet uranium oksida (UO2) dengan tujuan untuk sidik jari dalam mendukung forensik nuklir yang ada di PTBBN, BATAN. Pengujian kandungan uranium dilakukan secara titrasi potensiometri sedangkan pengujian unsur jejak selain uranium dengan metode spektrofotometri serapan atom. Hasil rerata pengujian kandungan uranium dalam bahan nuklir dan radioaktif tersebut diperoleh antara 87% sampai 88% hal ini menginformasikan bahwa bahan tersebut adalah bahan nuklir UO2. Hasil pengujian kandungan unsur jejak selain uranium dalam pengujian ini berbeda pengayaan maka kandungan unsur jejaknya berbeda pula, sehingga dapat menginformasikan tentang tingkat pengayaan uranium yang dimiliki oleh pellet UO2 tersebut. Data-data tersebut dapat digunakan sebagai sidik jari dalam forensik nuklir sehingga dapat membantu penyidik dalam indentifikasi pada forensik nuklir apabila terjadi penyelewengan atau penyalahgunaan dari jenis bahan nuklir tersebut.Kata kunci: Uranium, pelet sinter, sidik jari, forensik nuklir
ANALISIS KETIDAKPASTIAN PENGUKURAN KEKUATAN TARIK DAN ELONGASI SPESIMEN SS304 BERBENTUK RING
Full text linkANALISIS KETIDAKPASTIAN PENGUKURAN KEKUATAN TARIK DAN ELONGASI SPESIMEN SS304 BERBENTUK RING. Ketidakpastian adalah tolok ukur dari kehandalan suatu pengukuran. Salah satu pendekatan analisa ketidakpastian yang banyak digunakan adalah dengan menggunakan Guide to the expression of uncertainty in measurement (GUM). Langkah-langkah untuk menganalisa ketidakpastian dari suatu pengukuran telah dijelaskan secara rinci oleh pendekatan GUM. Analisa ketidakpastian dilakukan pada pengujian tarik untuk mengetahui ketertelusuran data yang diperoleh. Pengujian tarik menghasilkan data berupa kekuatan tarik dan elongasi dari material uji. Kekuatan tarik adalah besaran yang melibatkan besaran gaya dan panjang. Elongasi adalah penambahan panjang saat dilakukan penarikan. Kekuatan tarik pada sampel berbentuk ring akan dipengaruhi oleh luas penampang pada kedua belah sisi ring ketika diberikan tegangan tarik. Sehingga untuk menentukan ketidakpastian pengujian tarik akan memerlukan analisa terhadap penyumbang ketidakpastian. Makalah ini memberikan penjelasan bagaimana cara untuk menganalisa ketidakpastian pengukuran kekuatan tarik dan elongasi pada sampel berbentuk ring. Selain itu juga akan diperoleh nilai ketidakpastian pengukuran kekuatan tarik dan elongasi SS304 berbentuk ring. Dari pengujian yang dilakukan dapat diketahui bahwa kekuatan tarik ring SS304 rata-rata adalah 631,070 ± 26,976 Nmm-2 dengan ketidakpastian diperluas sebesar 50,451 Nmm-2 pada tingkat kepercayaan 95%. Selain itu pada tingkat kepercayaan yang sama diperoleh hasil elongasi ring SS304 rata-rata 18,681% ± 2,425% dengan ketidakpastian diperluas sebesar 2,867%. Keberulangan data atau repeatability menjadi penyumbang terbesar terhadap ketidakpastian pengukuran kekuatan tarik dan elongasi ring SS304.Kata kunci: Ketidakpastian, GUM, kekuatan tarik, elongasi, ring SS304
EVALUATION OF NEUTRON SHIELDING PERFORMANCE OF CD-SS 316L AS A CANDIDATE ALLOY FOR DRY CASK OF RESEARCH REACTOR SPENT FUEL
Full text linkEVALUATION OF NEUTRON SHIELDING PERFORMANCE OF CD-SS 316L AS A CANDIDATE ALLOY FOR DRY CASK OF RESEARCH REACTOR SPENT FUEL Development of dry casks is necessary to support the national strategy for management of spent fuels. One of the requirements for the dry cask is shielding performance for neutron emitted by the spent fuels to be stored in the dry cask. The objectives of this study are to determine the emitted neutrons by the spent fuel generated from GAS research reactor and to evaluate the neutron shielding performance of Cd-SS316L alloy as a candidate material to be used in dry cask for the spent fuels. The former was carried out using Origen 2.1 software, while the latter using MCNP5. The result shows that the emitted neutrons by a spent fuel after 5 years discharged from GAS research reactor were 2.81×103 and 3.32×106 n/s for reactor core power of 15 and 30 MW, respectively. Addition of Cd improves the neutron shielding performance of SS 316L. The evaluation of neutron shielding performance of SS 316L with addition of Cd which is the candidate material for dry cask of the spent fuels from the GAS research reactor can be evaluated using Origen 2.1 software for neutron emission, while the neutron shielding performance was evaluated by the simulation using MNCP 5 software. This study shows the Cd-SS 316L alloy can be used for further study to develop the dry cask design for the GAS research reactor.Key words: Neutron shielding, cadmium, stainless steel, spent fuel
PEMBUATAN SENYAWA BERTANDA 131I-MIBG DENGAN PENINGKATAN DOSIS TERAPI
Full text linkPEMBUATAN SENYAWA BERTANDA 131I-MIBG DENGAN PENINGKATAN DOSIS TERAPI. Senyawa bertanda 131I-MIBG telah berhasil diproduksi di Indonesia. Namun, konsentrasi radioaktivitas dan dosis radioaktivitas per botol masih kecil jika dibandingkan dengan produk komersial dari luar negeri yang beredar di pasaran. Saat ini, dosis radioaktivitas = 25 mCi/vial dan konsentrasi = 5 mCi/mL. Permasalahan yang dihadapi jika konsentrasi radioaktivitas dan dosis radioaktivitas per vial ditingkatkan maka produk menjadi tidak stabil dan terurai karena dampak radiolisis. Produk komersial global umumnya dosis radioaktivitas =100 mCi/vial dan konsentrasi 10 mCi/mL. Pada penelitian ini telah dilakukan upaya peningkatan (scale up) konsentrasi dan dosis radioaktivitas per vial. Metode yang digunakan yaitu dengan meningkatkan jumlah benzyl alkohol dari 9 µL/mL menjadi 10 µL/mL larutan 131I-MIBG. Selain itu, penambahan buffer phosphat yang semula penambahannya dilakukan sebelum proses pemurnian dirubah menjadi setelah proses pemurnian. Hasil penandaan diperoleh 131I-MIBG sebanyak 153 – 254 mCi dengan randemen proses antara 33,60 - 51,94 %. Konsentrasi radioaktivitas cukup besar, yaitu antara 9,80 hingga 25,40 mCi/mL dengan dosis radioaktivitas 100 hingga 222 mCi/vial. Untuk menyesuaikan kebutuhan pasar maka 131I-MIBG produk BATAN dikemas dalam 100 mCi/vial dan konsentrasi 5-13 mCi/mL. Hal ini menunjukkan bahwa pembuatan senyawa bertanda 131I-MIBG dengan peningkatan dosis terapi telah berhasil dilakukan dengan baik.Kata kunci: Senyawa bertanda 131I-MIBG, konsentrasi radioaktivitas, dosis terapi
STUDI KELAYAKAN YELLOWCAKE HASIL SAMPING PETROKIMIA GRESIK SEBAGAI BAHAN BAKU PROSES PEMURNIAN DAN KONVERSI DI FASILITAS PILOT CONVERSION PLANT
Full text linkSTUDI KELAYAKAN YELLOWCAKE HASIL SAMPING PETROKIMIA GRESIK SEBAGAI BAHAN BAKU PROSES PEMURNIAN DAN KONVERSI DI FASILITAS PILOT CONVERSION PLANT. Fasilitas Pilot Conversion Plant (PCP) telah berhasil digunakan untuk pemurnian dan konversi yellowcake komersial dari Cogema – Perancis. Sehingga, untuk mendukung kemandirian bangsa, dilakukan pengkajian proses pemurnian dan konversi menggunakan sumber yellowcake dalam negeri. Salah satu sumber yellowcake dalam negeri adalah yellowcake hasil samping proses yang dilakukan di Petrokimia Gresik. Dengan demikian dapat diketahui karakteristik dan sifat khusus yellowcake Petrokimia Gresik dan peluang penggunaan PCP sebagai fasilitas pemurnian dan konversi yellowcake tersebut. Kegiatan pengkajian dilakukan dengan membandingan karakteristik sifat kimia dan fisika yellowcake Petrokimia dengan yellowcake Cogema yang telah berhasil diproses di PCP. Informasi primer mengenai karakteristik kedua yellowcake didapatkan dari hasil analisis yang telah dilakukan, sedangkan informasi sekunder didapatkan dari literatur terkait. Informasi tersebut digunakan juga untuk menentukan parameter proses yang diperlukan di PCP untuk pemurnian dan konversi yellowcake dari Petrokimia Gresik. Hasil pengkajian ini menunjukkan bahwa yellowcake Petrokimia Gresik layak digunakan sebagai umpan proses pemurnian dan konversi di PCP. Yellowcake Petrokimia Gresik lebih mudah ditangani namun memerlukan asam nitrat lebih banyak dibandingkan pelarutan yellowcake Cogema. Nilai parameter proses pemurnian dan konversi yellowcake Petrokimia Gresik yang telah didapatkan meliputi proses pelarutan yellowcake, pemurnian uranil nitrat, pemekatan uranil nitrat, pengendapan uranil nitrat menjadi ammonium diuranat (ADU), pengeringan serbuk ADU, kalsinasi ADU menjadi serbuk U3O8 dan reduksi serbuk U3O8 menjadi serbuk UO2 untuk yellowcake Petrokimia Gresik tidak berbeda dengan yellowcake Cogema.Kata kunci: PCP, Pemurnian yellowcake, Konversi yellowcake, Yellowcake Petrokimia.