Urania Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir
Not a member yet
288 research outputs found
Sort by
PROSES ELEKTRODEPOSISI UNTUK PENGUKURAN ISOTOP 242Pu DENGAN SPEKTROMETER ALPHA
Full text linkOPTIMASI PROSES ELEKTRODEPOSISI UNTUK PENGUKURAN ISOTOP 242Pu DENGAN SPEKTROMETER ALPHA. Dalam penelitian ini digunakan metode elektrodeposisi untuk penyiapan sumber isotop 242Pu untuk pengukuran dengan spektrometer alpha. Tujuan penelitian ini adalah untuk mendapatkan parameter optimal proses elektrodeposisi sehingga diperoleh sumber alpha isotop 242Pu dengan spektrum yang baik dan hasil maksimal dari proses elektrodeposisi. Sampel standar isotop 242Pu dengan aktivitas tertentu dibuat dari larutan standar plutonium. Percobaan dilakukan untuk menetapkan parameter yang memiliki pengaruh signifikan terhadap efisiensi proses elektrodeposisi. Parameter proses elektrodeposisi yang dipelajari antara lain pengaruh waktu, arus listrik dan jarak anoda katoda menggunakan larutan elektrolit ammonium sulfat pH 3,5. Hasil optimasi proses elektrodeposisi diperoleh waktu optimum 2,5 jam, arus listrik 1,4 A dan jarak antara anoda katoda 10 mm. Hal ini menunjukkan bahwa parameter tersebut merupakan kondisi terbaik untuk deposisi isotop 242Pu. Hasil pengukuran dengan spektrometri alpha menunjukkan bahwa resolusi spektrum yang baik untuk sumber isotop 242Pu, dengan kedapatulangan proses elektrodeposisi sebesar 95,25%, dengan presisi sebesar 2,82%.Kata kunci: Elektrodeposisi, isotop 242Pu, kuat arus, waktu, spektrometer alph
PENGARUH METODE PREPARASI BROTH DAN JENIS PREKURSOR ZIRKONIUM PADA KARAKTERISTIK KERNEL YTTRIA-STABILIZED ZIRCONIA (YSZ)
Full text linkPENGARUH METODE PREPARASI BROTH DAN JENIS PREKURSOR ZIRKONIUM PADA KARAKTERISTIK KERNEL YTTRIA-STABILIZED ZIRCONIA (YSZ). Telah dilakukan fabrikasi kernel yttria-stabilized zirconia (YSZ) secara gelasi eksternal dengan memvariasikan metode preparasi broth dan menggunakan dua jenis prekursor zirkonium. Pada preparasi larutan broth, dilakukan penambahan urea yang berfungsi sebagai agen presipitasi homogen untuk menghasilkan larutan sol dan sebagai agen penyedia porositas. Urea berfungsi sebagai agen presipitasi homogen jika ditambahkan pada suhu dekomposisi urea dan berfungsi sebagai agen penyedia porositas jika ditambahkan di bawah suhu dekomposisi. Jumlah urea yang ditambahkan divariasikan untuk mendapatkan nilai rasio mol urea/metal optimum yang ditentukan berdasarkan morfologi kernel tersinter. Prekursor zirkonium yang digunaan adalah zirkonium nitrat pentahidrat dan zirkonium oksinitrat hidrat. Pada penelitian ini, parameter proses pembentukan gel dari broth yang telah disiapkan, aging-washing-drying gel, kalsinasi dan penyinteran tidak divariasi. Karakterisasi produk meliputi pemeriksaan SEM kernel kering dan kernel tersinter untuk memperoleh data morfologi permukaan, pengukuran diameter dan densitas kernel tersinter, dan pemeriksaan XRD untuk penentuan fasa oksida zirkonium-yttrium yang dihasilkan. Berdasarkan pemeriksaan morfologi permukaan kernel tersinter yang dihasilkan, rasio mol urea/metal optimum untuk fungsinya sebagai agen presipitasi pada pereparasi sol adalah 1,0 dengan dekomposisi 80oC sementara rasio mol urea/metal optimum untuk fungsinya sebagai agen penyedia porositas gel adalah 1,5 pada suhu 50oC. Kernel larutan padat Y0,15Zr0,85O1,93 atau 92ZrO2.8Y2O3 diperoleh dari prekursor 16% mol yttrium nitrat dan 84% mol zirkonium nitrat dengan fasa cubic dan densitas 5,5636 gram/cc atau 93,34% densitas teoritis. Kenaikan konsentrasi prekursor menghasilkan kernel dengan diameter lebih besar. Diameter kernel yang mendekati 0,5 mm diperoleh dari broth dengan konsentrasi prekursor 0,855 mol/L yaitu 0,510 mm. Untuk mendapatkan kernel dengan diameter sesuai spesifikasi desain bahan bakar TRISO dapat dilakukan dengan penyesuaian jumlah prekursor dalam umpan atau broth.Kata kunci: kernel YSZ, sol-gel, dekomposisi urea, gelasi eksternal, TRISO, morfologi
PENGARUH ROL DINGIN DAN ANIL TERHADAP KARAKTERISTIK STRUKTUR MIKRO DAN KEKERASAN MIKRO PADUAN Zr-0,5%Nb-Si
Full text linkPENGARUH ROL DINGIN DAN ANIL TERHADAP KARAKTERISTIK STRUKTUR MIKRO DAN KEKERASAN MIKRO PADUAN Zr-0,5%Nb-Si. Peningkatan kinerja paduan zirkonium dilakukan dengan menambahkan unsur pemadu yang umum seperti Nb dan Si dengan persentase tertentu. Penambahan unsur Nb akan memberikan pengaruh terhadap struktur mikro yang memberikan ketahanan terhadap iradiasi dan membantu menstabilkan fasa β di temperatur kamar, yang terbentuk pada temperatur tinggi. Penambahan unsur Si, akan meningkatkan kekuatan paduan. Telah dilakukan proses sintesis paduan Zr-0,5%Nb-Si dengan menggunakan tungku busur listrik. Paduan ini diamati struktur mikro dan kekerasan mikronya dengan perlakukan proses rol dingin dan perlakuan panas anil. Terlihat dari proses anil tanpa proses rol dingin, menunjukan pembesaran ukuran butir dan penurunkan kekerasan mikro. Paduan yang diberi perlakuan proses rol dingin menunjukkan perubahan struktur mikro di mana densitas deformasi meningkat yang mengakibatkan peningkatan kekerasan mikro. Pemberian perlakuan panas pada paduan yang telah diproses rol dingin mengubah struktur mikro paduan di mana terjadi rekristalisasi dan penurunan densitas deformasi mengakibatkan kekerasan mikro menurun. Ukuran butir dan kekerasan mikro yang paling rendah terjadi pada paduan yang diproses rol dingin ε=0,8 dan dilanjutkan proses anil, dengan nilai berturut-turut sebesar 0,302 mm dan 187 HVN.Kata kunci: rol dingin, rekristalisasi, struktur mikro, kekerasan mikro, paduan Zr-Nb-S
UJI TAK MERUSAK SHORT PIN PWR – FUEL DUMMY PASCA IRADIASI
Full text linkUJI TAK MERUSAK SHORT PIN PWR – FUEL DUMMY PASCA IRADIASI. Pelaksanaan uji pasca iradiasi untuk bahan bakar nuklir digunakan sebagai indikator kehandalan unjuk kerja bahan bakar selama proses iradiasi. Salah satu tahapan awal pengujian pascairadiasi adalah pengujian tak merusak. Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir (PTBBN) melakukan pengembangan bahan bakar reaktor daya tipe Pressurized Water Reactor (PWR). Short pin PWR fuel dummy dengan material kelongsong zircaloy–4 telah melalui proses iradiasi di Reaktor Serba Guna – G.A. Siwabessy (RSG–GAS) dan telah dikirim ke hot cell Instalasi Radiometalurgi (IRM) – PTBBN. Pengujian tak merusak yang dilakukan di IRM antara lain melalui pengamatan visual dan pengujian radiografi sinar–X. Pengamatan visual dilakukan di hot cell 102 dengan bantuan kamera digital, sedangkan pengujian radiografi sinar–X dilakukan di hot cell 103 IRM. Pengujian radiografi sinar–X menggunakan parameter tegangan dengan interval 120–125 kV dan kuat arus 1000–1100 µA. Material uji ditempatkan pada ketinggian 60 cm dari detector untuk mendapatkan skala 1:1 terhadap benda uji sebenarnya. Pengamatan visual menunjukkan pembentukan beberapa spot yang mengindikasikan terjadinya oksidasi pada permukaan short pin PWR fuel dummy. Pengamatan terhadap citra radiografi yang dihasilkan dari pengujian radiografi sinar–X tidak menunjukkan adanya anomali dengan indikasi grey value pada arah aksial dan radial relatif homogen. Secara umum, berdasarkan hasil uji tak merusak, unjuk kerja short pin PWR fuel dummy relatif baik dengan tidak ditemukannya cacat yang signifikan. Sebagai konfirmasi terjadinya pembentukan oksida pada permukaan short pin PWR fuel dummy, perlu didukung oleh pengujian Eddy Current yang dilanjutkan dengan pengamatan mikrostruktur melalui pengujian metalografi.Kata kunci: Short pin, PWR, kelongsong, pasca iradiasi, uji tak merusak, radiografi sinar–
MICROSTRUCTURAL EVOLUTION AND COARSENING KINETICS OF B2-(Fe,Ni)Al IN FERITIC STEEL OF Fe-14Ni-9Al-7,5Cr-1Mo AT HIGH TEMPERATURES.
Full text linkMICROSTRUCTURAL EVOLUTION AND COARSENING KINETICS OF B2-(Fe,Ni)Al IN FERRITIC STEEL OF Fe-14Ni-9Al-7,5Cr-1Mo AT HIGH TEMPERATURES. Increasing the efficiency of power plant facilities, such as steam power plant, is demanding, and this drives to the development of materials capable for higher temperature operations. Ferritic steels have been widely used for boiler components due to their relatively economical and higher in thermal conductivity. Nevertheless, the application of ferritic steels for boilers is limited only at 630 ℃ due to their weakness in creep strength and corrosion at higher temperatures. Efforts to increase the performance of ferritic steels at higher temperature applications have been intensively carried out, one of which is by developing B2-(Fe,Ni)Al precipitates in the ferrite matrix. This paper discusses the microstructural evolution in alloy of Fe-14Ni-9Al-7.5Cr-1Mo (in wt.%) strengthened by B2-(Fe,Ni)Al precipitates during heating at 800, 900, and 1000 oC for 6, 20 and 48 hours. Ageing at 800 oC for 6 hours gave rounded cuboidal B2-(Fe,Ni)Al precipitates dispersed homogeneously in the ferrite matrix and changed to rounded shape at longer ageing times. At 1000 oC, however, the precipitates had rounded shape at all times of ageing. Coarsening of precipitates occurred during ageing at 800 and 1000 oC with the rate constants of 5,7 x 104 nm3/h and 2,1 x106 nm3/h respectively, which is considered relatively low. The highest hardness value of 520 HVN was observed for the sample aged at 1000 °C for 6 hours.Keywords: Ferritic steels, B2-(Fe,Ni)Al precipitate, coarsening, microstructure evolutio
PROLIFERATION RESISTANCE ASSESSMENT OF INDONESIAN 10-MWT RDE EXPERIMENTAL POWER REACTOR USING INPRO METHODOLOGY
Full text linkPROLIFERATION RESISTANCE ASSESSMENT OF INDONESIAN 10-MWT RDE EXPERIMENTAL POWER REACTOR USING INPRO METHODOLOGY. Assessment of proliferation resistance (PR) for 10-MWt RDE has been conducted to verify the RDE safeguards desain. Proliferation resistance (PR) is a parameter that can be used to measure the ability of a facility to implement safeguards (safeguardability). Safeguards is every technical measure used to ensure that every nuclear material in a facility is used as declared and only for welfare. Proliferation resistance of 10-MWt RDE has been assessed with INPRO methodology. The areas assessed were specific to intrinsic features of RDE, which consist of the attractiveness of nuclear material and technology and also detectability and chances of diversion of the nuclear material. This assessment concludes that the 10-MWt RDE has strong proliferation resistance, which indicates that the facility has small ability to diverse nuclear material and will less likely be used to proliferate nuclear weapon.Keywords: Proliferation Resistance, Safeguards, INPRO Methodology
PENGARUH JENIS PACKING PADA MENARA PACKED-BED ABSORBER DALAM PENYERAPAN GAS NOx
Full text linkPENGARUH JENIS PACKING PADA MENARA PACKED-BED ABSORBER DALAM PENYERAPAN GAS NOx. Desain proses efluen gas NOx perlu dilakukan dalam aktifitas pembuatan broth dan casting pada rangkaian proses fabrikasi kernel UO2. Dengan tersedianya alat proses efluen, maka akan meningkatkan nilai ekonomis, efisiensi proses, mengurangi kebutuhan bahan kimia, meminimalisir bahaya toksisitas dan kontaminasi. Desain alat proses efluen dipilih menara packed-bed absorber menggunakan aliran umpan gas NOx dan air sebagai media penyerap. Menara packed-bed absorber didesain dan dihitung untuk mengetahui pengaruh berbagai jenis packing (pall, ralu, dan nor-pac ring) dalam penyerapan gas NOx. Untuk menentukan pengaruh jenis packing tersebut, dilakukan dengan cara simulasi laju alir fluida terhadap diameter, luas permukaan efektif packing, pressure drop, koefisien perpindahan massa, tinggi kolom packing, dan tinggi menara dengan cara memasukkan ke dalam persamaan-persamaan yang sesuai menggunakan program EXCEL. Hasil perhitungan menunjukkan bahwa pengaruh laju alir gas tidak terlalu signifikan terhadap diameter menara, sedangkan laju alir air menghasilkan diameter menara bertambah besar. Luas permukaan efektif packing cenderung menurun pada kenaikan laju alir fluida. Pressure drop, koefisien perpindahan massa, tinggi kolom packing, dan tinggi menara bertambah besar pada kenaikan laju alir gas, dan cenderung menurun bila laju alir air dinaikkan. Kenaikan penyerapan gas NOx menyebabkan kenaikan tinggi menara, sedangkan kenaikan faktor flooding menyebabkan penurunan tinggi kolom packing dan tinggi menara. Kenaikan tekanan dan temperatur operasi menyebabkan penurunan tinggi kolom packing dan tinggi menara. Packing jenis pall ring menjadi pilihan desain karena menghasilkan dimensi yang kecil atau ekonomis.Kata kunci: HTGR, kernel, efluen gas, absorber, packed-bed, packing, desain
UJI TAK MERUSAK PELAT ELEMEN BAKAR U3SI2/Al DENSITAS URANIUM 4,8 gU/cm3 MENGGUNAKAN RADIOGRAFI SINAR-X DIGITAL
Full text linkUJI TAK MERUSAK PELAT ELEMEN BAKAR U3Si2/All DENSITAS URANIUM 4,8 gU/cm3 MENGGUNAKAN RADIOGRAFI SINAR-X DIGITAL. Telah dilakukan uji tak merusak PEB U3Si2/Al densitas uranium 4,8 gU/cm3 pasca iradiasi dengan burn up 20, 40,dan 60 %. Pengujian meliputi pengamatan secara visual, analisis citra radiograf dan pengukuran dimensi menggunakan radiografi sinar-X digital. Uji tak merusak bertujuan untuk mengetahui unjuk kerja, integritas dan kehandalan PEB selama diiradiasi di RSG-GAS. Kehandalan dan kesalamatan bahan bakar selama di reaktor diindikasikan dengan tidak adanya anomali pada hasil pengujian pasca iradiasi. Elemen bakar uji (EBU) terdiridari tiga PEB U3Si2/Al densitas 4,8 gU/cm3 pasca iradiasi ditransfer dari RSG-GAS ke hotcell 101 IRM melalui kanal hubung Instalasi Penyimpanan Sementara Bahan Bakar Bekas (IPSB3). Selanjutnya EBU ditransfer ke hot cell 103 untuk dilakukan pengujian tak merusak menggunakan radiografi sinar-X digital dengan tujuh kali penembakan sehingga diperoleh hasil citra radiografi dengan resolusi yang baik. Citra radiografi yang dihasilkan dievaluasi lebih lanjut untuk mendapatkan data cacat dan dimensi PEB U3Si2/Al densitas 4,8 gU/cm3pasca iradiasi antara lain lebar meat, lebar PEB, jarak meat-cladding, jarak batas meat-cladding sisi kanan kiri pada sisi jauh (SJ) dan sisi dekat (SD). Hasil analisis menggunakan radiografi sinar-X menunjukkan adanya bercak putih pada cladding bagian tengah PEB U3Si2/Al densitas 4,8 gU/cm3dengan burn up 20%. Penyebab keberadaan bercak putih tersebut harus dibuktikan dengan menggunakan metode uji merusak salah satunya yaitu analisis metalografi. Sementara itu, PEB U3Si2/Al densitas 4,8 gU/cm3 dengan burn up 40 dan 60 % tidak ditemukan adanya indikasi cacat permukaan dan cacat lainnya. Data hasil pengukuran dimensi menunjukkan tidak terdapat kerusakan dan perubahan dimensi signifikan yang menunjukkan bahwa integritas bahan bakar tetap terjaga setelah PEB U3Si2/Al densitas 4,8 gU/cm3 diiradiasi di teras RSG-GAS.Kata kunci: PEB, U3Si2/Al, 4,8 gU/cm3, uji tak merusak, radiografi sinar-X
ANALISIS ISOTOP 137Cs DALAM PEB U3Si2/Al DENSITAS 4,8 gU/cm3 PASCA IRADIASI DENGAN METODE PENGENDAPAN CHLOROPLATINATE DAN KOLOM PENUKAR KATION RESIN DOWEX
No full textPEMISAHAN CESIUM DALAM PEB U3Si2/Al DENSITAS 4,8 gU/cm3 PASCA IRADIASI MENGGUNAKAN METODE PENGENDAPAN CHLOROPLATINATE DAN KOLOM PENUKAR KATION RESIN DOWEX. Pelarutan PEB U3Si2/Al dilakukan di dalam hot cell 109 menggunakan larutan HCl 6 M dan HNO3 6 M. Pemisahan cesium dengan uranium dalam larutan uranil nitrat dilakukan menggunakan metode pengendapan chloroplatinate dan kolom penukar kation. Pada metode pengendapan chloroplatinate, terlebih dahulu dilakukan proses penghilangan unsur-unsur yang akan mengganggu dalam proses pengendapan, selanjutnya dilakukan pemisahan heavy element seperti uranium atau plutonium dengan cara mengendapkan isotop 137Cs dalam bentuk Cs2PtCl6. Kandungan isotop 137Cs di dalam endapan Cs2PtCl6 diukur menggunakan menggunakan spektrometer-γ. Pada metode kolom penukar kation resin Dowex, larutan uranil nitrat dipipet sebanyak 150 μL dan ditambah 2 mL aquadest kemudian ditambahkan Cs carrier sebanyak 20 μL dan 1 mL HCl 12 M. Campuran larutan tersebut digunakan sebagai umpan dimasukkan ke dalam kolom penukar anion yang berisi resin R-Cl-. Efluen yang keluar dari kolom penukar anion dimasukkan ke dalam kolom penukar kation yang berisi resin R-NH4+. Isotop 137Cs yang terikat resin R-NH4+ di dalam kolom kemudian dielusi menggunakan HCI 1 M. Efluen kemudian dikisatkan sampai diperoleh volume ± 2 mL. Kandungan isotop 137Cs dalam PEB U3Si2/Al densitas 4,8 gU/cm3 hasil pemisahan menggunakan metode chloroplatinate untuk potongan Middle kode M diperoleh rerata sebesar 0,000557 g/gPEB dan 0,000652 g/gPEB untuk potongan Bottom kode B, sedangkan dengan menggunakan metode kolom penukar kation resin Dowex diperoleh sebesar 0,000747 g/gPEB untuk potongan Middle kode M, dan 0,000934 g/gPEB untuk potongan Bottom kode B. Rekoveri pemisahan 137Cs dengan metode kolom penukar anion lebih besar dibandingkan dengan metode pengendapan Cs2PtCl6.Kata kunci: U3Si2/Al, chloroplatinate, resin Dowex, 137C
PENENTUAN BERAT ISOTOP CESIUM DAN URANIUM DALAM PELAT ELEMEN BAKAR U3Si2/Al DENSITAS 4,8 gU/cm3
Full text linkPENENTUAN BERAT ISOTOP CESIUM DAN URANIUM DALAM PELAT ELEMEN BAKAR U3Si2/Al DENSITAS 4,8 gU/cm3 BURN UP 40%. Pelat elemen bakar (PEB) U3Si2/Al densitas 4,8 gU/cm3 telah diiradisi di Reaktor Serba Guna (RSG-GAS) dengan burn up 40%. Selama bahan bakar tersebut diradiasi di reaktor menghasilkan beberapa isotop hasil fisi seperti cesium, uranium dan isotop lainnya. Besarya isotop hasil fisi tersebut digunakan dalam perhitungan burn up untuk mengetahui unjuk kerja bahan bakar selama diradiasi di reaktor. Oleh karena itu, berat cesium dan uranium harus diketahui secara kuantitatif melalui proses pemisahan analisis fisikokimia. Pelat elemen bakar U3Si2/Al densitas 4,8 gU/cm3 bagian Middle dipotong secara duplo dengan berat M-1=0,056 g dan M-2=0,075 g, kemudian dilarutkan menggunakan HCl 6N dan HNO3 6N. Larutan PEB pasca iradiasi dipipet sebanyak 100 µL dimasukkan masing-masing kedalam 2 mL larutan HNO3, H2SO4 dan HCl 0,1N, selanjutnya dilakukan pemisahan cesium menggunakan metode penukar kation dengan penambahan 1000 mg zeolit Lampung. Hasil pemisahan diperoleh isotop cesium terikat dengan zeolit dalam fasa padat sedangkan uranium berada dalam fasa cair. Isotop cesium dalam fasa padat maupun dalam fasa cair diukur dengan spektrometer-g selama 10000 detik. Hasil pengukuran diperoleh spektrum 134Cs pada energi 604,7 dan 795,8 keV serta isotop 137Cs pada 661,7 keV. Sementara itu, pemisahan uranium dalam fasa cair dilakukan menggunakan metode kolom penukar anion dengan penambahan 1200 mg resin Dowex. Hasil pemisahan diperoleh spektrum isotop 238U pada energi 4,1943 MeV, 235U pada 4,397 MeV, 236U pada energi 4,494 MeV dan isotop 234U pada 4,777 MeV. Hasil evaluasi dari luas spektrum tersebut diperoleh berat isotop 137Cs dalam 0,056 g potongan PEB U3Si2/Al sebesar 4,08E-05 g; 4,53E-05 g dan 4,53E-05 g, sedangkan isotop 134Cs sebesar 4,84E-08 g; 5,30E-08 g dan 5,20E-08 masing-masing dalam pelarut HNO3; H2SO4dan HCl. Sementara itu, berat isotop 137Cs dalam 0,075 g potongan PEB U3Si2/Al diperoleh sebesar 5,93E-05 g; 5,90E-05 g dan 5,88E-05 g, sedangkan berat isotop 134Cs sebesar 5,23E-07 g; 5,29E-07g dan 5,08E-07g untuk masing-masing pelarut HNO3; H2SO4dan HCl. Berat isotop 238U,235U, 236U dan 234U dalam 0,056 g potongan PEB U3Si2/Al diperoleh sebesar 6,45E-03 g; 2,57E-03 g; 2,42E-06 g; dan 1,90E-05 g, sedangkan dalam 0,075 g PEB diperoleh sebesar 7,41E-03 g; 2,40E-03 g; 2,91E-06 g; dan 2,17E-05 g. Berat isotop 134Cs, 137Cs, 238U,235U, 236U dan 234U dalam 0,056 g PEB dan 0,075 g potongan PEB U3Si2/Al relatif sama dan selanjutnya digunakan sebagai data masukan untuk perhitungan burn up.Kata kunci: PEB U3Si2/Al pasca iradiasi, pemisahan, kation-anion, cesium, uranium