Urania Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir
Not a member yet
288 research outputs found
Sort by
PURIFICATION OF INDONESIAN NATURAL GRAPHITE AS CANDIDATE FOR NUCLEAR FUEL MATRIX BY ACID LEACHING METHOD: CHEMICAL CHARACTERIZATION
Full text linkPURIFICATION OF INDONESIAN NATURAL GRAPHITE AS CANDIDATE FOR NUCLEAR FUEL MATRIX BY ACID LEACHING METHOD: CHEMICAL CHARACTERIZATION. Graphite matrix in Pebble Bed Reactor (PBR) – High Temperature Gas Cooled Reactor (HTGR) has an important role as heat transfer medium, neutron moderator and structural material to protect fuel. Thus, graphite matrix must fulfill chemical and physical characteristics for PBR-HTGR fuel. Indonesia has graphite sources in several regions that can potentially be purified. This research aimed to purify Indonesian natural graphite by several variation of acids and to perform chemical characterizations. Natural graphite from flotation process was purified by several variations of acid, i. e., hydrofluoric acid (HF), sulphuric acid + nitric acid (H2SO4 + HNO3) and hydrofluoric acid + hydrochloric acid + sulphuric acid (HF + HCl + H2SO4) and subsequently followed by chemical characterizations such as purity level, ash content, and boron quivalent. The highest purity was obtained in the purification process by HF with carbon content up to 99.52%; this purity level fulfills the specification of nuclear graphite (>99%). Ash content analysis shows a value in compliance with the specification requirement, i.e., < 100 ppm, and boron equivalent value also fulfills the specification value of < 1 ppm. It can be concluded from this study that the graphite purified by acid leaching with HF can be used as fuel matrix candidate but is qualified as low quality. Futher research is required to produce high quality nuclear graphite, particularly research in the minimization of the impurity by evaporation at temperatures over 950 oC to by far lower the ash content.Keywords: Indonesian natural graphite, purification, nuclear fuel matrix, acid leaching, chemical characterization
PENGARUH ARAH PENGEROLAN DAN SHEAR CUTTING TERHADAP KARAKTER PADUAN AlMg2 SEBAGAI MATERIAL CLADDING BAHAN BAKAR REAKTOR RISET
Full text linkPENGARUH ARAH PENGEROLAN DAN SHEAR CUTTING TERHADAP KARAKTER PADUAN AlMg2 SEBAGAI MATERIAL CLADDING BAHAN BAKAR REAKTOR RISET. Proses pengerolan paduan AlMg2 dilakukan secara bertahap hingga diperoleh ketebalan tertentu dengan syarat perilaku mekanik akhir sesuai spesifikasi cladding bahan bakar reaktor riset. Pada pengujian tarik elemen bakar pasca iradiasi digunakan spesimen mini untuk meminimalkan limbah radioaktif. Tujuan penelitian adalah mendapatkan pengaruh arah pengerolan dan shear cutting terhadap karakter paduan AlMg2. Metode yang digunakan adalah pengujian tarik, metalografi dan kekerasan pada sampel pasca pengerolan dan spesimen mini paduan AlMg2. Hasil penelitian menunjukkan bahwa paduan AlMg2 searah pengerolan mempunyai kekuatan tarik dan kekerasan lebih rendah dan lebih ulet dibandingkan arah melintang pengerolan. Struktur paduan AlMg2 pasca pengerolan panas terdiri atas fasa a(Al) dan presipitat yang terdistribusi di sepanjang butir batang pipih searah pengerolan sampel. Shear cutting mempengaruhi lebar dan kekerasan daerah deformasi pada permukaan bekas potong spesimen mini.Kata kunci: arah pengerolan, shear cutting, paduan AlMg2, kekuatan tarik, kekerasan, mikrostruktur
THE CONCEPTUAL DESIGN FOR LIQUID EFFLUENT TREATMENT OF UO2 KERNEL FABRICATION
Full text linkTHE CONCEPTUAL DESIGN FOR LIQUID EFFLUENT TREATMENT OF UO2 KERNEL FABRICATION. The pebble fuel for HTGR is prepared through fabrication of UO2 kernel, coated particle and spherical element fuel. In the fabrication of UO2 kernel by external gelation method, a multicomponent of liquid effluent is generated. Therefore, the liquid effluent is required to be treated for safety reason before disposed to waste storage. In this paper, the conceptual design for the liquid effluent treatment of UO2 kernel fabrication is performed with the simulation process using CHEMCAD software. CHEMCAD is a software that can be utilized for chemical process design. The results showed that the proposed conceptual design is able to separate valuable components: isopropyl alcohol (IPA) and tetrahydrofurfuryl alcohol (THFA). The flowrate of IPA product is 5.28 kg/h with purity of 0.99 in mass fraction and the flowrate of THFA product is 1.01 kg/h with purity of 0.99 in mass fraction.Keywords: liquid effluent, UO2 kernel, CHEMCAD, HTGR
ANALISIS KOMPOSISI UNSUR, DENSITAS, MAKROSTRUKTUR, DAN FASA PADUAN U-6Zr-xNb PASCA UJI KOROSI
Full text linkANALISIS KOMPOSISI UNSUR, DENSITAS, MAKROSTRUKTUR, DAN FASA PADUAN U-6Zr-xNb PASCA UJI KOROSI. Penelitian mengenai komposisi unsur, densitas, makrostruktur, dan fasa paduan U-6Zr-xNb pasca uji korosi telah dilakukan. Analisis komposisi paduan dilakukan sebelum uji korosi yang meliputi uji kadar uranium dengan titrasi potensiometri, uji kadar pengotor dengan Atomic Absorption Spectroscopy (AAS) serta uji kadar Zr dan Nb dengan X-Ray Fluorescence (XRF). Analisis komposisi paduan bertujuan untuk memastikan bahwa bahan bakar U-6Zr-xNb memenuhi syarat kualitas bahan bakar nuklir. Uji densitas dilakukan untuk menjadi salah satu parameter dalam menghitung laju korosi, sedangkan pengamatan makrostruktur dan fasa paduan dilakukan untuk mengetahui kerusakan atau produk korosi serta lapisan/fasa yang terbentuk setelah terjadi korosi. Hasil uji komposisi paduan U-6Zr-xNb dengan XRF maupun titrasi potensiometri menunjukkan bahwa kadar uranium sudah mendekati kadar yang syaratkan, sedangkan untuk uji pengotor dengan AAS menunjukkan adanya kadar pengotor melebihi yang disyaratkan untuk bahan bakar nuklir antara lain Al, Fe dan Si. Berdasarkan hasil tersebut, bahan bakar U-6Zr-xNb masih memenuhi persyaratan. Dilihat dari sifat neutroniknya, unsur Al, Fe dan Si memiliki tampang serapan neutron yang rendah. Hasil uji densitas sampel U-6Zr, U-6Zr-1Nb, U-6Zr-4Nb, dan U-6Zr-7Nb masing-masing sebesar 16,9798 g/mL, 16,6115 g/mL, 15,594 g/mL, dan 15,3564 g/mL. Pengamatan makrostruktur paduan pasca korosi menunjukkan adanya bercak hitam yang merupakan hasil oksidasi U (IV) menjadi U (VI). Paduan U-6Zr-xNb mengalami korosi paling besar pada media air bebas mineral. Kerusakan pada permukaan paduan semakin menurun seiring bertambahnya presentase berat Nb dalam paduan. Hasil karakterisasi paduan pasca korosi menggunakan XRD menunjukkan bahwa sampel U-6Zr dan U-6Zr-1Nb terbentuk fasa α, sedangkan untuk sampel U-6Zr-4Nb dan U-6Zr-7Nb terbentuk fasa γ. Lapisan oksida protektif Nb2O5 yang terbentuk sangat kecil, sehingga tidak terdeteksi oleh XRD.Kata kunci: Paduan UZrNb, komposisi, pengotor, korosi, densitas, makrostruktur, pembentukan fasa
PERHITUNGAN BURN UP PEB U3Si2/Al DENSITAS 4,8 gU/cm3 PASCA IRADIASI POTONGAN BAGIAN MIDDLE
Full text linkPERHITUNGAN BURN UP PEB U3Si2/Al DENSITAS 4,8 gU/cm3 PASCA IRADIASI POTONGAN BAGIAN MIDDLE. Upaya untuk mengetahui unjuk kerja bahan bakar selama dirradiasi di Reaktor Serba Guna G.A.Siwabessy (RSG-GAS) adalah melakukan uji pasca iradiasi baik secara tak merusak maupun merusak. Salah satu parameter uji pasca iradiasi secara merusak adalah penentuan burn up. Penentuan burn up bertujuan untuk mengetahui kandungan 235U yang terbakar selama digunakan di dalam pengoperasian RSG-GAS, sekaligus untuk membuktikan kesesuaian besar burn up yang diperoleh secara merusak dengan burn up yang dihitung menggunakan Origen Code oleh RSG-GAS. Oleh karena itu, pada penelitian ini dilakukan perhitungan burn up PEB U3Si2/Al densitas 4,8 gU/cm3 secara merusak melalui analisis fisikokimia. Analisis fisikokimia bertujuan untuk mengetahui kandungan isotop 235U sisa dalam PEB U3Si2/Al serta 134Cs dan 137Cs yang terbentuk akibat reaksi fisi selama digunakan dalam reaktor. PEB U3Si2/Al dipotong pada bagian tengah (middle) secara duplo dengan berat masing-masing M-1=0,056 gPEB dan M-2= 0,075 gPEB. PEB U3Si2/Al dengan berat tersebut kemudian dilarutkan menggunakan HCl 6 N dan HNO3 6N. Hasil pelarutan diperoleh uranil nitrat UO2(NO3)2 yang mengandung uranium dan isotop hasil fisi seperti cesium, dan plutonium. Larutan UO2(NO3)2 dipipet 1mL kemudian ditransfer dari hotcell ke R.135 (diluar hot cell) untuk dilakukan pemisahan 134Csdan137Cs dari 235U dengan metode penukar kation menggunakan zeolit Lampung. Larutan UO2(NO3)2dipipet 100 µL ke dalam vial secara duplo kemudian ditambahkan zeolit Lampung 1000 mg dan dilakukan proses penukar kation dengan pengadukan selama 1 jam.Hasil pemisahan diperoleh isotope 134Cs dan 137Cs dalam fasa padat, sedangkan isotop uranium (238U, 235U, 234U) dan plutonium (239Pu, 238Pu) serta isotope lainnya dalam fasa cair. Pemisahan uranium, plutonium dari isotope lainnya dilakukan dengan metode kolom penukar anion menggunakan resin Dowex 1200 mg. Besarnya kandungan isotop 235U,134Cs,137Cs, 239Pu dan 238Pu selanjutnya diukur menggunakan spektrometer-α/g dan digunakan untuk perhitungan burn up. Hasil perhitungan burn up PEB U3Si2/Al densitas 4,8 gU/cm3 pasca iradiasi potongan bagian middle diperoleh sebesar 41,6560 ± 1,6870%. Besar burn up ini tidak jauh berbeda dengan burn up yang diperoleh dari perhitungan menggunakan Origen Code sebesar 40%.Kata kunci: U3Si2/Al densitas 4,8 gU/cm3, cesium, uranium, pemisahan, burn up
GAMMA DOSE RATE ANALYSIS IN BIOLOGICAL SHIELDING OF HTGR-10 MWth PEBBLE-BED REACTOR
Full text linkGAMMA DOSE RATE ANALYSIS IN BIOLOGICAL SHIELDING OF HTGR-10 MWth PEBBLE BED REACTOR. HTGR-10 MWth is a high-temperature gas-cooled reactor. The fuel and moderator are pebble shaped with a radius of 3 cm. One fuel pebble consists of thousands of UO2 kernels with a density of 10.4 gram/cc and the enrichment rate of 17%. The core of HTGR-10 MWth is the center of origin of neutrons and gamma radiation resulting from the interaction of neutrons with pebble fuel, moderator and biological shield. The various types of radiations generated from such nuclear reactions should be monitored to ensure the safety of radiation workers. This research was conducted using MCNP-6 Program package with the aim to calculate and analyze gamma radiation dose in biological shield of HTGR-10 MWth. In this study, the biological shield is divided into 10 equal segments. The first step of the research is to benchmark the created program against the critical height of HTR-10. The results of the benchmarking show an error rate of ± 1.1327%, while the critical core height of HTGR 10 MWth for the ratio of pebble fuel and pebble moderator (F:M) of 52: 48 occurs at a height of 134 cm. The rate of gamma dose at the core is 3.0052E + 05 mSv/hr. On the biological shield made of regular concrete with a density of 2.3 grams/cc, the rate of gamma dose decreases according to an equation y = 0.0042 e-0.03x. Referring to Perka Bapeten no 4 of 2013, the safe limits for workers and radiation protection officers will be achieved if the minimum thickness of biological shield is 115 cm with gamma dose rate of 0 mSv/hour.Keywords: Gamma dose rate, HTGR 10 MWth, biological shield, pebbl
PELAPISAN PERMUKAAN BAJA TAHAN KARAT AISI 304 DENGAN KHROM OKSIDA MENGGUNAKAN METODA SPUTTERING
Full text linkPELAPISAN PERMUKAAN BAJA TAHAN KARAT AISI 304 DENGAN KHROM OKSIDA MENGGUNAKAN METODE SPUTTERING. Baja tahan karat digunakan sebagai bahan struktur reaktor daya tipe LWR, AGR dan LMFBR. Permasalahan bahan struktur yang timbul adalah ketahanan korosi rendah dan swelling dalam lingkungan iradiasi tinggi. Salah satu cara yang digunakan adalah melapisi permukaan kelongsong baja tahan karat dengan khrom oksida. Tujuan penelitian adalah mendapatkan karakter mikrostruktur, kekerasan mikro, dan senyawa yang terbentuk pada lapisan permukaan baja tahan karat AISI 304. Metode yang digunakan adalah pelapisan permukaan SS 304 dengan metode DC-sputtering. Proses pelapisan menggunakan bahan pelapis berupa target khrom, argon sebagai gas sputter, yang didoping gas oksigen dengan konsentrasi bervariasi dari 0 – 50 %volume, arus 10 – 20 mA, dan waktu 1 - 3 jam. Karakterisasi lapisan meliputi pengamatan mikrostruktur menggunakan mikroskop optik, kekerasan dengan microhardness Vickers tester, dan senyawa dalam lapisan dengan X-ray difractometer. Hasil penelitian menunjukkan bahwa mikrostruktur base metal tersusun dari fasa austenit dan endapan karbida, antarmuka logam-lapisan terlihat jelas, serta lapisan kompak dan homogen dengan ketebalan cenderung naik dalam rentang 0 – 30 %volume, menurun pada 30 – 40 %volume, dan bertambah tebal pada 40 – 50 %volume gas O2 Kekerasan lapisan bertambah tinggi hingga doping gas oksigen 30 %volume, kemudian menurun hingga 50 %volume gas O2. Pada konsentrasi dopan tetap dengan arus 10 – 20 mA dan waktu proses 1 – 3 jam diketahui kekerasan lapisan permukaan SS 304 bertambah tinggi seiring dengan bertambah besarnya arus dan waktu sputtering. Pada konsentrasi dopan 30 %volume O2, arus 10 mA dan waktu 2 jam, lapisan yang terbentuk mengandung CrO2 Kata kunci: Karakterisasi, lapisan permukaan, bahan struktur, SS 304, mikrostruktur, kekerasan, senyawa lapisan
KARAKTERISASI RADIONUKLIDA PADA BAHAN BAKAR BEKAS DARI EXPERIMENTAL PEBBLE BED REACTOR
Full text linkKARAKTERISASI RADIONUKLIDA PADA BAHAN BAKAR NUKLIR BEKAS DARI EXPERIMENTAL PEBBLE BED REACTOR. Arbeitsgemeinschaft Versuchsreaktor (AVR) merupakan reaktor nuklir jenis High Temperature Gas Cooled Reactor (HTGR) yang menggunakan bahan bakar berbentuk pebble berlapis TRISO dengan tipe yang sama dengan Reaktor Daya Eksperimental (RDE) yang direncanakan akan dibangun di Indonesia. Oleh karena itu karakteristik radionuklida dalam bahan bakar bekas (BBNB) reaktor AVR dapat digunakan untuk mempelajari karakteristik BBNB reaktor RDE. Salah satu hal penting dalam operasional reaktor nuklir adalah pengelolaan BBNB yang ditimbulkannya. Pengelolaan BBNB reaktor AVR dilakukan dengan penyimpanan dalam dry cask untuk jangka waktu yang lama. Upaya untuk mendisain keselamatan dalam sistem penyimpanan BBNB salah satu kajian penting yang diperlukan adalah karakterisasi radionuklida yang terkandung dalam BBNB. Pada penelitian ini dilakukan karakterisasi radionuklida yang terkandung dalam BBNB dengan menggunakan software ORIGEN 2.1 yang didasarkan pada operasional reaktor AVR. Penelitian ini bertujuan untuk analisis keselamatan penyimpanan BBNB pebble pada dry cask dalam jangka panjang. Hasil penelitian menunjukkan bahwa sampai dengan waktu penyimpanan selama 100 tahun, BBNB sebuah pebble memiliki karakteristik radionuklida hasil aktivasi, aktinida dan anak luruhnya, serta radionuklida hasil fisi dengan total konsentrasi aktivitas sebesar 4,03x1010 Bq/g. Sampai dengan waktu penyimpanan 100 tahun konsentrasi aktivitas radionuklida total dalam dry cask sebesar 7,66x1013 Bq/g untuk kapasitas dry cask yang berisi BBNB pebble berjumlah 1900 buah. Terdapat BBNB pebble dalam dry cask yang mengalami kerusakan pada lapisan TRISO, sehingga dalam dry cask kemungkinan terdapat beberapa radionuklida hasil fisi yang dapat lepas dari BBNB seperti 85Kr, 135Xe, dan 131I yang berupa gas, serta 137Cs,106Ru, 110mAg dan 107Pd yang bersifat logam.Kata kunci: Karakterisasi radionuklida, AVR, bahan bakar nuklir bekas, pebble berlapis TRIS
PENGARUH DIAMETER NOZZLE TERHADAP DIAMETER GEL PADA PROSES GELASI EKSTERNAL KERNEL CERIA STABILIZED ZIRCONIA (CSZ)
Full text linkPENGARUH DIAMETER NOZZLE TERHADAP DIAMETER GEL PADA PROSES GELASI EKSTERNAL KERNEL CERIA STABILIZED ZIRCONIA (CSZ). Pengembangan teknologi bahan bakar nuklir diperlukan untuk dapat membuat bahan bakar sesuai dengan spesifikasi yang dipersyaratkan. Dalam produksi partikel terlapis yang memenuhi persyaratan untuk bahan bakar reaktor gas temperatur tinggi, diperlukan produksi kernel yang memenuhi kendali kualitas dan jaminan mutu dari persyaratan kernel. Salah satu persyaratan kendali kualitas untuk kernel adalah kontrol diameter. Penelitian dilakukan dengan memvariasikan diameter nozzle sehingga dapat memprediksi ukuran butiran gel yang diperoleh dari proses gelasi eksternal dengan mengkorelasikan variabel densitas umpan, viskositas umpan, tegangan muka larutan umpan dan diameter nozzle secara kuantitatif dengan metode analisis dimensi dalam bentuk bilangan tidak berdimensi. Pembuatan kernel CSZ dilakukan dengan penyiapan larutan umpan. Larutan umpan terdiri dari campuran ZrO(NO3)2.2H2O dan Ce(NO3)3.6H2O, urea, tetrahydrofurfuryl alcohol (THFA) dan poly vinyl alcohol (PVA). Proses gelasi eksternal dilakukan dengan cara meneteskan larutan umpan ke dalam kolom gelasi yang berisi medium ammonium hidroksida sehingga terbentuk gel CSZ. Pembentukan droplet terjadi pada saat larutan umpan melewati nozzle. Diameter gel yang terbentuk dapat dihitung dengan mengkorelasikan diameter nozzle dan sifat fisis dari larutan umpan menggunakan analisis dimensi. Diameter gel hasil eksperimen diukur dengan menggunakan mikroskop optik. Diameter gel yang diperoleh dari persamaan bilangan tak berdimensi menunjukkan hasil yang tidak terlalu berbeda dengan diameter gel eksperimen, walaupun terdapat beberapa penyimpangan hasil yang diperoleh. Dari diameter gel eksperimen dan persamaan bilangan tak berdimensi menunjukkan bahwa diameter nozzle berbanding lurus dengan diameter gel.Kata Kunci: gelasi eksternal, diameter, nozzle
PEMISAHAN DAN ANALISIS CESIUM DALAM PEB U3Si2/Al TMU 2,96 gU/cm3 PASCA IRADIASI DENGAN METODE PENGENDAPAN CHLOROPLATINATE
No full textPEMISAHAN CESIUM DALAM PEB U3Si2/Al DENSITAS 2,96 gU/cm3 PASCA IRADIASI DENGAN METODE PENGENDAPAN CHLOROPLATINATE. Burn up bahan bakar merupakan hal sangat penting untuk mengetahui kualitas dan integritas elemen bakar nuklirnya setelah iradiasi. Salah satu parameter penting dalam melakukan perhitungan burn up adalah proses pemisahan dan analisis kandungan isotop 137Cs di dalam pelat elemen bakar nuklir (PEB) pasca iradiasi. Pada penelitian ini telah dilakukan pemisahan dan analisis isotop 137Cs yang terkandung di dalam PEB U3Si2/Al pasca iradiasi dengan metode pengendapan chloroplatinate. Langkah awal yang harus dilakukan sebelum metode ini digunakan adalah bahwa sampel harus bebas dari unsur-unsur yang akan mengganggu dalam pengendapan, kemudian dilakukan pemisahan dengan cara mengendapkan isotop 137Cs dalam bentuk Cs2PtCl6. Proses pengendapan dilakukan dengan penambahan CsNO3 variasi berat 0,0263; 0,0501; 0,0754; 0,1036 ; 0,2064; 0,3020 dan 0,4017 g yang berguna sebagai bahan carrier non aktif. Serbuk CsNO3 carrier digunakan untuk menambah jumlah isotop Cs yang terendapkan dalam bentuk Cs2PtCl6 dikarenakan CsNO3 mempunyai sifat kimia yang sama dengan isotop 137Cs di dalam larutan uranil nitrat. Isotop 137Cs terikat dalam endapan Cs2PtCl6 dan untuk mengetahui kandungan isotop 137Cs dalam endapan Cs2PtCl6 dilakukan pengukuran menggunakan spektrometer-γ. Hasil pemisahan 137Cs menunjukkan bahwa penambahan CsNO3 dengan berat 0,1036 g dapat memungut isotop 137Cs sebesar 0,000328 g/gPEB dari 0,000465 g/gPEB dalam larutan U3Si2/Al pasca iradiasi atau dengan recovery pemisahan sebesar 70,4753%. Besarnya recovery pemisahan dengan metode ini masih lebih kecil bila dibandingkan metode pemisahan 137Cs lainnya, hal ini disebabkan karena langkah proses pemisahan yang digunakan terlalu panjang sehingga menimbulkan banyak kesalahan dalam proses preparasi sampel.Kata kunci : U3Si2/Al, analisis isotop 137Cs, pengendapan Cs2PtCl