Boybul Boybul
Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir – BATAN Setu Kawasan Puspiptek-Tangerang Selatan, BANTEN

Published : 13 Documents Claim Missing Document
Claim Missing Document
Check
Articles

Found 13 Documents
Search

PEMBUATAN STANDAR CESIUM DARI LARUTAN PEB U3Si2/Al PASCA IRADIASI DENSITAS 2,96 gU/cm3 DENGAN METODE PENGENDAPAN CsClO4 Ginting, Aslina Br.; Boybul, Boybul; Nugroho, Arif; Yanlinastuti, Yanlinastuti; Noviarty, Noviarty; Wurdiyanto, Gatot; Chandra, Hermawan
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 25, No 2 (2019): Juni, 2019
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (445.367 KB) | DOI: 10.17146/urania.2019.25.2.5457

Abstract

PEMBUATAN STANDAR CESIUM DARI LARUTAN PEB U3Si2/Al PASCA IRADIASI DENSITAS 2,96 gU/cm3 DENGAN METODE PENGENDAPAN CsClO4. Larutan bahan bakar U3Si2/Al pasca iradiasi sebagai hasil analisis burn up banyak dihasilkan di dalam hot cell Instalasi Radiometalurgi (IRM). Larutan tersebut belum dapat dilimbahkan karena masih mengandung isotop 137Cs dan hasil fisi lainnya yang mempunyai waktu paruh panjang, tetapi larutan tersebut dapat digunakan sebagai sumber standar sekunder isotop 137Cs untuk keperluan analisis. Dalam melakukan analisis bahan bakar pasca iradiasi selalu menggunakan metode spektrometer- γ yang valid dan terkalibrasi. Standar yang digunakan untuk mengkalibrasi energi spektrometer-γ adalah isotop 137Cs. Permasalahannya adalah kalibrasi spektrometer-γ tidak dapat dilakukan secara rutin karena tidak tersedianya sumber standar. Kebutuhan standar isotop 137Cs untuk litbang masih tergantung dari luar negeri. Oleh karena itu, pada penelitian ini, PTBBN dan PTKMR bertujuan untuk membuat sumber standar sekunder isotop 137Cs dengan aktivitas 10330 ± 411 Bq. Standar diperoleh dari larutan hasil pemisahan hasil fisi 137Cs dengan uranium dalam PEB U3Si2/Al pasca iradiasi. Pemisahan 137Cs dengan uranium dilakukan dengan metode pengendapan menggunakan serbuk CsNO3 dan HClO4 sebagai carier. Hasil pemisahan diperoleh endapan 137CsClO4, kemudian dikeringkan dan ditimbang, untuk selanjutnya diukur besar aktivitasnya menggunakan spektrometer-γ. Endapan 137CsClO4 keringkemudian dilakukan pengkemasan menjadi sumber standar tertutup (shield source) dan disertifikasi oleh PTKMR sehingga diperoleh standar sekunder isotop 137Cs yang siap digunakan untuk mengkalibrasi energi spektrometer-γ.Kata kunci : Larutan PEB U3Si2/Al, cesium, kalibrasi, standar sekunder, spektrometer-γ
Pengaruh Pelarut Organik Pada Proses Pertukaran Anion Dalam Pemisahan Uranium Dari Larutan PEB U3Si2/Al Pasca Iradiasi Anggraini, Dian; Boybul, Boybul; Yanlinastuti, Yanlinastuti; Nugroho, Arif; Kriswarini, Rosika; Ginting, Aslina Br.
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 23, No 2 (2017): Juni 2017
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (299.703 KB) | DOI: 10.17146/urania.2017.23.2.3576

Abstract

Telah dilakukan pengembangan metode pemisahan uranium untuk meningkatkan rekoveri pemisahan uranium dalam bahan bakar nuklir pasca iradiasi. Tujuan penelitian ini adalah untuk mengetahui pengaruh pelarut organik pada proses penukar anion terhadap rekoveri uranium dari larutan bahan bakar U3Si2/Al pasca iradiasi potongan bagian atas. Larutan organik dalam dalam hal ini metanol terdapat dalam larutan umpan pada kolom penukar anion diharapkan dapat meningkatkan daya sorpsi resin Dowex terhadap uranium. Bahan yang digunakan sebagai umpan adalah larutan standar uranil nitrat dan supernatan larutan bahan bakar U3Si2/Al pasca iradiasi. Metode pemisahan uranium dilakukan dengan menggunakan kolom penukar anion dengan 2 (dua) tahapan. Kolom pertama menggunakan resin Dowex 1x8–NO3 dan kolom kedua dengan resin Dowex 1x8-Cl. Pada kolom pertama parameter yang divariasikan adalah konsentrasi HNO3 mulai dari 1M; 2M; 3M dan 4M, sedangkan variasi parameter pada kolom kedua adalah perbandingan volume antara HCl/metanol yaitu 50:50 %, 30:70 %, 20:80 % dan 10:90 %. Hasil penelitian diperoleh rekoveri uranium maksimum sebesar 90,68% dengan komposisi media pelarut pada kolom pertama adalah HNO3 3M dan metanol sebanyak 50 % volume sedangkan pada kolom kedua digunakam media pelarut HCl 6M dan metanol dalam perbandingan 10%:90% volume. Pada kondisi optimal diperoleh kandungan uranium dalam PEB U3Si2/Al TMU 2,96 g/cm3 potongan bagian atas sebesar 0,4725 μg.Kata kunci: rekoveri U, penukar anion, metanol, resin Dowex 1x8, PEB U3Si2/Al pasca iradiasi.
PEMISAHAN CESIUM DALAM PEB U3Si2/Al PASCA IRADIASI DENGAN METODE KOLOM PENUKAR KATION MENGGUNAKAN RESIN DOWEX Nugroho, Arif; Anggraini, Dian; Boybul, Boybul; Indaryati, Sutri; Haryati, Iis; Kriswarini, Rosika; Ginting, Aslina Br.
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 24, No 2 (2018): Juni, 2018
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (911.788 KB) | DOI: 10.17146/urania.2018.24.2.4306

Abstract

PEMISAHAN CESIUM DALAM PEB U3Si2/Al PASCA IRADIASI DENGAN METODE KOLOM PENUKAR KATION MENGGUNAKAN RESIN DOWEX. Perhitungan burn up bahan bakar nuklir secara merusak dapat ditentukan dari kandungan hasil fisi isotop 137Cs. Oleh karena itu perlu dilakukan pemisahan isotop 137Cs dengan uranium yang terdapat di dalam pelat elemen bakar (PEB) U3Si2/Al pasca iradiasi. Pemisahan 137Cs dilakukan dengan metode kolom penukar kation menggunakan resin Dowex dengan variasi berat 1; 2; 3; 4; 5 dan 6 g. Penelitian ini bertujuan untuk mengetahui kandungan isotop 137Cs di dalam PEB U3Si2/Al pasca iradiasi dan dibandingkan dengan kandungan 137Cs yang dipisahkan dengan metode penukar kation menggunakan zeolite Lampung dan metode pengendapan CsClO4. PEB U3Si2/Al densitas 2,96 gU/cm3 bagian tengah kode RI-SIE2 pelat sisi 20 IDA 0045 dengan berat 0,1103 g dilarutkan dengan HCl 6N dan  HNO3 6N sehingga diperoleh larutan uranil nitrat. Larutan U3Si2/Al pasca iradiasi dipipet sebanyak 150 μLdan 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 (kolom pertama) yang berisi resin R-Cl- variasi berat 1; 2; 3; 4; 5 dan 6 g. Efluen yang keluar dari kolom penukar anion dimasukkan ke dalam kolom penukar kation (kolom kedua) yang telah berisi resin R-NH4+ dengan variasi berat 1; 2; 3; 4; 5 dan 6 g. Isotop 137Cs yang terikat dengan resin R-NH4+di dalam kolom kemudian dielusi menggunakan HCI 1 M sebanyak 15 mL. Efluen kemudian dikisatkan sampai diperoleh volume ± 2 mL. Besarnya kandungan isotop 137Cs dalam efluen diukur dengan menggunakan spektrometer gamma dengan waktu cacah 500 detik. Hasil pengukuran diperoleh kandungan isotop137Cs di dalam sampel PEB U3Si2/Al densitas 2,96 gU/cm3 pasca iradiasi sebesar 0,000445 g/gPEB g dan parameter optimal pemisahan 137Cs dengan metode kolom penukar kation menggunakan resin Dowex seberat 2 g dengan recovery sebesar 98,67%. Hasil pemisahan 137Cs dengan metode kolom penukar kation tidak jauh berbeda dengan hasil pemisahan137Cs dengan metode penukar kation maupun metode pengendapan CsClO4. Kandungan 137Cs yang diperoleh selanjutnya dapat digunakan untuk perhitungan burn up.Kata kunci :U3Si2/Al, isotop137Cs, kolom penukar kation resin Dowex, burn up
Pengaruh Penambahan Ion Sulfat Terhadap Rekoveri Pemisahan Uranium Menggunakan Metode Kolom Penukar Anion Boybul, Boybul; Yanlinastuti, Yanlinastuti; Anggraini, Dian; Br. Ginting, Aslina; Nugroho, Arif; Kriswarini, Rosika
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 23, No 3 (2017): Oktober 2017
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (447.294 KB) | DOI: 10.17146/urania.2017.23.3.3679

Abstract

Pada penelitian sebelumnya telah diperoleh rekoveri pemisahan uranium sebesar 68,2137 % dengan metode kolom penukar anion menggunakan pelarut HCl 12 N. Dalam usaha untuk meningkat rekoveri tersebut maka dilakukan optimasi parameter pemisahan uranium dengan pelarut campuran HCl dan Na2SO4. Larutan standar uranyl nitrat sebanyak 500 µL digunakan sebagai umpan dengan larutan HCl variasi konsentrasi 6 N; 9 N; 12 N dan larutan Na2SO4 variasi konsentrasi 500 ; 1000 ; 1500 ; 2000 ; 2500 dan 3500 ppm sebagai larutan pereaksi. Dalam proses penukar anion, uranium terikat dalam resin dalam senyawa kompleks [UO2(SO4 )3]4- dan [UO2(SO4 )2]2-, kemudian dielusi menggunakan larutan HCl encer 0,15 N sebanyak 15 mL. Hasil elusi dipanaskan sampai hampir kisat dan ditambahkan 1 mL larutan HCl pekat untuk dilakukan proses elektrodeposisi. Planset stainless steel yang telah terdeposisi uranium kemudian dicacah menggunakan spektrometer alpha. Hasil pengukuran isotop uranium diperoleh kandungan 235U yang paling besar pada penggunaan pelarut HCl 9 N dan Na2SO4 1500 ppm dengan rekoveri pemisahan sebesar 95,7124 %. Optimasi parameter pelarut HCl 9 N dan Na2SO4 1500 ppm selanjutnya digunakan untuk pemisahan uranium di dalam PEB U3Si2/Al pasca iradiasi. Supernatan U3Si2/Al potongan bagian top, middle, dan bottom dipipet masing-masing sebanyak 500 µL sebagai umpan, kemudian dimasukkan ke dalam kolom penukar anion yang telah diberi resin Dowex-Cl sebanyak 1 gram. Dari hasil pemisahaan diperoleh kandungan isotop 235U pada PEB U3Si2/Al pascairadiasi potongan bagian top, middle, dan bottom masing-masing sebesar 13265,7866 µg/gPEB; 6923,9248 µg/gPEB; dan 12332,4175 µg/gPEB. Penggunaan pelarut HCl 9 M dan Na2SO4 1500 ppm dalam metode kolom penukar anion dapat meningkatkan rekoveri pemisahan uranium dari 68,2137 % menjadi 95,7124 %.Kata kunci: pemisahan, uranium, rekoveri,  pelarut  HCl dan Na2SO4
Analisis Kandungan Cesium dan Uranium Dalam Bahan Bakar U3Si2/Al Pasca Iradiasi Boybul, Boybul; Yanlinastuti, Yanlinastuti; Nugroho, Arif; Anggraini, Dian; Kriswarini, Rosika; Ginting, Aslina Br.
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 23, No 2 (2017): Juni 2017
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (474.623 KB) | DOI: 10.17146/urania.2017.23.2.3568

Abstract

Telah dilakukan pemisahan hasil fisi isotop 137Cs dan 235U dengan tujuan untuk mengetahui kandungan isotop 137Cs maupun 235U dalam PEB U3Si2/Al dengan densitas uranium 2,96 gU/cm3 pasca iradiasi. Langkah awal yang dilakukan untuk menentukan kandungan isotop 137Cs dan 235U adalah pemotongan PEB U3Si2/Al. Posisi pemotongan dilakukan pada bagian atas, tengah dan bawah dengan berat masing masing 0,095 g; 0,1103 g dan 0,1441g. Potongan PEB U3Si2/Al dilarutkan dalam 25 mL HNO3 6N dan HCl 6N sehingga diperoleh larutan PEB U3Si2/Al. Pemisahan 137Cs dilakukan dengan metode penukar kation dan metode pengendapan. Pemisahan 137Cs menggunakan metode penukar kation dilakukan dengan memipet 150 µL larutan PEB U3Si2/Al pasca iradiasi kemudian ditambahkan zeolit Lampung 1000 mg. Sementara itu, pemisahaan dengan metode pengendapan dilakukan dengan menambahkan serbuk CsNO3 sebagai carrier seberat 700 mg dan HClO4. Isotop 137Cs terikat dengan zeolit berada pada fasa padat dalam bentuk 137Cs-zeolit dan isotop U berada pada fasa cair atau supernatan. Proses pengendapan dilakukan di dalam ice batch dengan temperatur - 4oC hingga terbentuk endapan 137CsClO4. Besarnya kandungan isotop 137Cs dalam padatan 137Cs-zeolit maupun endapan 137CsClO4 diukur dengan menggunakan spektrometer-g. Pemisahan 235U dalam supernatan dilakukan dengan metode kolom penukar anion menggunakan resin Dowex 1x5-NO3. Supernatan sebanyak 500 µL dari masing-masing potongan bagian atas, tengah dan bawah sebagai umpan dimasukkan  ke dalam kolom dan ditambahkan resin Dowex 1x8-NO3 seberat1,2 g. Efluen U dielusi dengan HNO3 8N dan efluen Pu dielusi dengan HCl 0,1N+HF0,036N. Efluen U yang keluar dari kolom dikenakan proses elektrodeposisi untuk selanjutnya diukur kandungan 235U dengan spektrometer-α. Kandungan 137Cs menggunakan metode penukar kation diperoleh sebesar 401,0335 µg/gPEB; 451,1094 µg/gPEB dan 343,9651 µg/g PEB masing-masing untuk potongan bagian atas, tengah dan bawah dengan recovery sebesar 99%, sedangkan dengan metode pengendapan diperoleh 137Cs masing masing sebesar 393,4581 µg/gPEB ; 452,0525 µg/gPEB dan 330,7839 µg/gPEB dengan recovery sebesar  98%. Kandungan 235U diperoleh sebesar 45208 µg/gPEB; 50896 µg/gPEB dan 44336 µg/gPEB untuk potongan bagian atas, tengah dan bawah dengan recovery sebesar 68%.Kata kunci: Isotop 137Cs, 235U, PEB U3Si2/Al densitas uranium 2,96 gU/cm3.
PEMISAHAN DAN ANALISIS CESIUM DALAM PEB U3Si2/Al TMU 2,96 gU/cm3 PASCA IRADIASI DENGAN METODE PENGENDAPAN CHLOROPLATINATE Nugroho, Arif; Boybul, Boybul; Indaryati, Sutri; Haryati, Iis; Kiswarini, Rosika; Ginting, Aslina Br.
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 25, No 2 (2019): Juni, 2019
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2019.25.2.5466

Abstract

PEMISAHAN 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 Cs2PtCl6
PEMISAHAN DAN ANALISIS 137Cs DARI LARUTAN PELAT ELEMEN BAKAR U-7%Mo/Al Anggraini, Dian; Noviarty, Noviarty; Yanlinastuti, Yanlinastuti; Ginting, Aslina Br.; Kriswarini, Rosika; Nugroho, Arif; Boybul, Boybul
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 22, No 3 (2016): Oktober 2016
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (445.658 KB) | DOI: 10.17146/urania.2016.22.3.3183

Abstract

ABSTRAKPEMISAHAN DAN ANALISIS 137Cs DARI LARUTAN PELAT ELEMEN BAKAR U-7%Mo/Al. Pemisahan cesium dari larutan pelat elemen bakar (PEB) U-7Mo/Al telah dilakukan dengan menggunakan metode pengendapan dan penukar kation. Tujuan penelitian adalah mendapatkan metode yang valid untuk pemisahan cesium dari larutan PEB U-7Mo/Al melalui penentuan parameter unjuk kerja metode yaitu akurasi, presisi dan rekoveri. Metode pengendapan dan metode penukar kation yang digunakan mengacu kepada metode ASTM 690-000 dan kepada hasil penelitian U3Si2/Al. Penentuan parameter unjuk kerja metode pengendapan dilakukan dengan menggunakan larutan sampel PEB U-7%Mo/Al sebanyak 150 μL, larutan standar 137Cs sebanyak 50 μL dalam 2 mL HCl 0,1N. Larutan dikenakan proses pengendapan dengan menggunakan pereaksi HClO4 pekat dan penambahan senyawa carrier CsNO3 seberat 225 mg pada temperatur 0oC selama 1 jam, sedangkan proses penukar kation dilakukan dengan menggunakan resin zeolit Lampung sebanyak 400 mg. Proses penukar kation dilakukan secara batch dengan pengocokan selama 1 jam. Hasil proses pengendapan diperoleh endapan CsClO4 dan penukar kation diperoleh berupa padatan cesium - zeolit serta supernatan. Pengukuran dan analisis radionuklida137Cs dalam endapan CsClO4 dan padatan 137Cs-zeolit dilakukan dengan spektrometer gamma. Hasil pengukuran diperoleh nilai cacahan radionuklida 137Cs per detik (cps). Perhitungan rekoveri metode dilakukan dengan perbandingan nilai cacahan radionuklida 137Cs sebelum dan sesudah proses pemisahan. Hasil pemisahan radionuklida 137Cs dari larutan PEB U-7Mo/Al menggunakan metode pengendapan diperoleh rekoveri sebesar 95,56 % dengan akurasi dan presisi pengukuran masing-masing sebesar 0,375 % dan 1,875 %, sedangkan rekoveri pemisahan radionuklida 137Cs dengan metode penukar kation diperoleh rekoveri sebesar 26,73 %. Hal ini menunjukkan bahwa metode pengendapan lebih baik dari pada metode penukar kation untuk pemisahan 137Cs dari larutan bahan bakar PEB U-7Mo/Al.Kata Kunci: pemisahan cesium, metode pengendapan, penukar kation, zeolit Lampung, bahanbakar U-7%Mo/Al. ABSTRACTSEPARATION OF CESIUM FROM U-7MO/AL FUEL PLATE SOLUTION HAS BEEN DONE BY USING PRECIPITATION METHOD AND CATION EXCHANGE. The aim of this research is to get a valid method of separating cesium from U-7Mo/Al fuel plate solution through determination of parameter of method (accuracy, precision, and recovery). Precipitation method and cation exchange method that are used refer to standard ASTM 690-000 and research result of U3Si2/Al. Parameter method determination has been done by using 150 μL sample (U-7%Mo/Al fuel plate solution, 50 μL of standard solution in 2 mL of HCl 0,1 N. The sample solution was undergone precipitation process by using HClO4 concentrated and 225 mg of CsNO3 as carrier in tempherature 0oC for an hour, while exchange cation process was done by using 400 mg of resin zeolit Lampung. The analysis of 137Cs in CsClO4 and 137Cs - zeolit was done by gamma spectrometre. Determination of recovery method was done by comparing count value of 137Cs before and after separation process. Recovery of precipitation method was obtained 95.56 % with accuracy and precicion measurement of 0.375 % and 1.875 % respectively, while recovery of cation exchange method obtained 26.73 %. To sum up, the results show that precipitation method better than exchange cation method for separation 137Cs from U-7Mo/Al fuel plate solution.Keywords: cesium separation, precipitation method, cation exchange, zeolit Lampung, U-7% Mo/AL fuel plate.
Karakterisasi Paduan AlMgSi Untuk Kelongsong Bahan Bakar U3Si2/Al Dengan Densitas Uranium 5,2 gU/cm3 Ginting, Aslina Br.; Supardjo, Supardjo; Yanlinastuti, Yanlinastuti; Anggraini, Dian; Boybul, Boybul
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 24, No 1 (2018): Februari, 2018
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2018.24.1.4016

Abstract

Meningkatnya densitas uranium dari 2,96 gU/cm3 menjadi 5,2 gU/cm3 bahan bakar U3Si2/Al harus diikuti dengan penggunaan kelongsong yang kompatibel. Bahan bakar berdensitas tinggi mempunyai kekerasan yang tinggi, sehingga bila menggunakan paduan AlMg2 sebagai kelongsong dapat menyebabkan terjadi dogbone pada saat perolan. Selain fenomena dogbone, pada saat bahan bakar tersebut digunakan di reaktor dapat terjadi swelling karena meningkatnya hasil fisi maupun burn up. Oleh karena itu, perlu dicari pengganti bahan kelongsong untuk bahan bakar U3Si2/Al densitas tinggi. Pada penelitian ini telah dilakukan karakterisasi paduan AlMgSi sebagai kandidat pengganti kelongsong AlMg2. Karakterisasi yang dilakukan meliputi analisis termal, kekerasan, mikrostruktur dan laju korosi. Analisis termal dilakukan menggunakan DTA (Differential Thermal Analysis) dan DSC (Differential Scanning Calorimetry). Analisis kekerasan menggunakan alat uji kekerasan mikro, mikrostruktur menggunakan SEM (Scanning Electron Microscope) dan analisis laju korosi dilakukan dengan pemanasan pada temperatur 150 oC selama 77 jam di dalam autoclave. Hasil analisis menunjukkan bahwa kelongsong AlMgSi maupun AlMg2 mempunyai kompatibilitas panas dengan bahan bakar U3Si2/Al cukup stabil hingga temperatur 650 oC. Kelongsong AlMgSi mempunyai kekerasan sebesar 115 HVN dan kelongsong AlMg2 sebesar 70,1 HVN. Sementara itu, analisis mikrostruktur menunjukkan bahwa morfologi ikatan antarmuka (interface bonding) kelongsong AlMgSi lebih baik dari kelongsong AlMg2, demikian halnya dengan laju korosi bahwa kelongsong AlMgSi mempunyai laju korosi lebih kecil dibanding kelongsong AlMg2. Hasil karakterisasi termal, kekerasan, mikrostruktur dan laju korosi menunjukkan bahwa PEB U3Si2/Al densitas 5,2 gU/cm3 menggunakan kelongsong AlMgSi lebih baik dibanding PEB U3Si2/Al  densitas 5,2 gU/cm3  menggunakan kelongsong AlMg2.Kata kunci: U3Si2/Al, densitas 5,2 gU/cm3, kelongsong AlMgSi dan AlMg2.
PENGARUH TEMPERATUR DAN IRADIASI TERHADAP INTERDIFUSI PARTIKEL BAHAN BAKAR JENIS U−7Mo/Al Ajiriyanto, Maman Kartaman; Ginting, Aslina Br.; Supardjo, Supardjo; Boybul, Boybul
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 22, No 1 (2016): Februari 2016
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (703.77 KB) | DOI: 10.17146/urania.2016.22.1.2740

Abstract

ABSTRAKPENGARUH TEMPERATUR DAN IRADIASI TERHADAP INTERDIFUSI PARTIKEL BAHAN BAKAR JENIS U−7Mo/Al. Paduan U−7Mo/Al memiliki potensi besar sebagai bahan bakar reaktor riset, tetapi bahan bakar ini memiliki beberapa kekurangan antara lain dapat membentuk interaction layer pada antarmuka pada saat proses fabrikasi maupun iradiasi di reaktor melalui mekaniame difusi. Penelitian ini dilakukan untuk mengetahui terjadinya interaction layer yang disebabkan oleh interdifusi atau diffusion couple paduan U−7Mo dengan pelat AlMg2 yang dipanaskan pada temperatur 500 °C dan 550 °C selama 24 jam dalam tungku arc furnace dan tungku DTA pada temperatur 30 °C hingga 1400 °C. Hasil pengamatan mikrostruktur menggunakan Scanning Electron Microscope (SEM) pada sampel diffusion couple hasil pemanasan pada temperatur 500 °C belum terlihat adanya interaction layeratau pembentukan fasa baru antara partikel U−Mo dan matriks Al. Sementara itu, pemanasan pada temperatur 550 °C telah terjadi interdifusi paduan U−7Mo dengan pelat AlMg2 menghasilkan senyawa (U,Mo)Alx pada antarmuka atau interface. Hal ini didukung oleh hasil analisis DTA menunjukkan bahwa paduan U−7Mo/Al pada 500 °C mempunyai kompatibilitas panas yang baik, tetapi diatas temperatur 550 °C telah terjadi perubahan fasa a + d menjadi a + g. Pemanasan hingga 679,14 °C terjadi fasa metastabil U(Al,Mo)x dan selanjutnya mengalami proses interdifusi dengan leburan uranium membentuk interaction layer berupa aglomerat senyawa UAlx (UAl4, UAl3 danUAl2). Aglomerat yang terbentuk dari proses pemanasan secara diffusion couple maupun dalam tungku DTA dibandingkan dengan aglomerat yang terbentuk akibat proses iradiasi. Bahan bakar paduan U−7Mo/Al yang diradiasi dengan burn up 58% mengalami interdifusi antara U−7Mo dengan matriks Al menghasilkan fasa metastabil U(Al,Mo)x yang berubah menjadi layer (U,Mo)Al7, presipitat UMo2Al20, (UMo)Al3−Al dan membentuk boundary atau aglomerat UAlx (UAl4, UAl3 danUAl2). Data ini didukung oleh analisis kekerasan mikro menggunakan Hardness Vickers dilakukan terhadap kelongsong AlMg dan paduan U−7Mo (sebelum dan sesudah pemanasan) serta sampel diffusion couple U−7Mo/Al dengan pelat AlMg2 hasil pemanasan pada temperatur 550 °C. Hasil analisis kerasan mikro yang diperoleh berturut−turut adalah 64,62 dan 340,45 HV (sebelum pemanasan) dan 52,34;303,16 dan 497,34 HV (setelah pemanasan). Dari ketiga sampel uji diperoleh kekerasan paling besar pada zona antarmuka sampel diffusion couple U−7Mo/Al dengan pelat AlMg2, bila dibandingkan dengan kelongsong AlMg2 dan juga paduan U−7Mo. Perbedaan kekerasan ini menunjukkan bahwa pada pengujian interdifusi menggunakan metode diffusion couple menghasilkan senyawa baru (U,Mo)Alx pada zona antarmuka yang memiliki karakter berbeda. Terbentuknya interaction layer tidak diharapkan dalam bahan bakar dispersi U−Mo/Al karena layer senyawa (U,Mo)Alx memiliki kekerasan mikro dan densitas lebih rendah dari pada densitas rata−rata paduan bahan bakar U−7Mo/Al.Kata kunci: U−7Mo/Al, diffusion couple, interaction layer, mikrostruktur, DTA dan kekerasan mikro. ABSTRACTTEMPERATURE AND IRRADIATION EFFECTS TO INTERDIFUSSION OF FUEL MATERIAL U−7Mo/Al TYPE. U−7Mo/Al alloy had great potential as research reactor fuel, but it had several disadvantages, such as, it can formed a interaction layer at the interface during the process of fabrication and irradiation in a reactor. The research objective was determine the interaction layer that was caused by interdiffusion or diffusion couple of U−7Mo with AlMg2 alloy which was annealed at 500 °C and 550 °C for 24 hours. The observation of microstructure used a Scanning Electron Microscope (SEM) on diffusion couple sample which was heated at temperature of 500 °C had not seen the layer interaction or the formation of a new phase between particles of U−Mo and Al matrix, but heating treatment at 550 °C indicated that U−7Mo alloy had been interdiffusion with AlMg2 plate produced (U,Mo) Alx compound on the interfaces. It was evidenced by interdiffusion reaction analysis used DTA that showed that U−7Mo / Al alloy at 500 °C had good heat compactibility, but at temperatures upper than 550 °C it had been phase changed from a + d to a + g phase. The heating in DTA furnace up to 679.14 °C produced U(Al,Mo)x meta stable phase and then interdiffusion process with uranium molten formed layer interaction that formed UAlx compound agglomerates (UAl4, UAl3 and UAl2). Agglomerates was formed from the heating process which was similar to agglomerates that caused by irradiation. U−7Mo / Al Fuel alloy that had 58% burn up had been interdiffusion between U−7Mo with Al matrix produced U(Al,Mo)x metastable phase that turned into (U, Mo) Al7 layer, UMo2Al20 precipitates, (UMo)Al3−Al and formed a boundary or UAlx (UAl4, UAl3 and UAl2) agglomerates.The results of microstructure analysis used SEM and interdiffusion reactions used DTA was supported by the analysis of micro hardness used Vickers Hardness. The results of hardness analysis that was done to AlMg cladding and U−7Mo alloy (before and after heating) and diffusion couple of U−7Mo / Al samples with AlMg2 plate after heating at 550 °C were respectively 64.62 and 340.45 HV (before heating) and 52.34; 303.16 and 497.34 HV (after heating). Diffusion couple U−7Mo/Al with AlMg2 plate samples had the highest hardness value. This hardness difference showed that the interdiffusion test used diffusion couple produced a new compound (U, Mo) Alx in interface zone that had different character, but the formation of interaction layer is not expected in the fuel U−Mo / Al dispersion because micro hardness and density of (U, Mo) Alx compound’s layer was lower than the average density of U−7Mo/ Al alloy.Keywords: U−7Mo/Al, diffusion couple, interaction layer, microstructure, DTA and micro hardness.
OPTIMASI PARAMETER PEMISAHAN Zr DALAM PEB U3Si2/Al PRA IRADIASI MENGGUNAKAN METODE KROMATOGRAFI PENUKAR ANION Yanlinastuti, Yanlinastuti; Noviarty, Noviarty; Haryati, Iis; Fatimah, Syamsul; Boybul, Boybul; Ginting, Aslina Br.
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 25, No 2 (2019): Juni, 2019
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2019.25.2.5508

Abstract

OPTIMASI PARAMETER PEMISAHAN Zr DALAM PEB U3Si2/Al PRA IRADIASI MENGGUNAKAN METODE KROMATOGRAFI PENUKAR ANION. Telah dilakukan optimasi parameter pemisahan zirconium dalam larutan PEB U3Si2/Al pra iradiasi menggunakan metode kromatografi penukar anion dan analisisnya menggunakan spektrofotometer UV-Vis. Zirconium merupakan salah satu isotop yang dapat digunakan untuk penentuan burn-updalam bahan bakar, untuk mendapatkan hasil zirconium yang optimal perlu dipelajari parameter-parameter yang mempengaruhi terhadap pengukuran. Tujuan penelitian ini adalah untuk mendapatkan parameter optimal pemisahan zirconium dalam bahan standar maupun larutan PEB U3Si2/Al pra iradiasi menggunakan metode kromatografi penukar anion. Optimasi parameter pemisahan Zr dengan metode kromatografi penukar anion dilakukan menggunakan resin Dowex 1x-8 dengan variasi berat 0,5; 1,0; 1,5; 2,0 dan 2,5 g, keasaman umpan H2SO41; 2; 3; 4;5 dan 6M, konsentrasi umpan standar Zr dengan 50; 100 ; 150, dan 200 ppm dan kecepatan alir bahan elusi H2SO4 3 M pada  0,1; 0,3; 0,5; 0,7 dan 0,9 mL/menit. Efluen Zr sebagai hasil pemisahan ditambahkan Arsenazo III 0,1% sebagai pengompleks dan dilakukan analisis menggunakan spektrofotometer UV-Vis pada panjang gelombang 665,3 nm. Hasil pengukuran diperoleh parameter optimal pemisahan Zr pada penggunaan resin seberat 1,5 g dengan recovery 70,79 %, keasaman H2SO4 3M dengan recovery 83,94%, konsentrasi umpan sebesar 150 ppm dengan recovery 87,64% pada kecepatan alir pada 0,5 mL/menit. Parameter optimal ini digunakan untuk pemisahan unsur Zr di dalam larutan PEB U3Si2/Al pra iradiasi dan diperoleh recovery pemisahan sebesar 96,23%. Optimasi parameter metode kromatografi penukar anion yang diperoleh dapat digunakan untuk  pemisahan unsur Zr dalam larutan PEB U3Si2/Al pasca iradiasi.Kata kunci : Parameter pemisahan, zirconium, PEB U3Si2/Al, kromatografi, penukar anion.