Sutri Indaryati
Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir (PTBBN), BATAN Kawasan Puspiptek-Tangerang Selatan 15314, Banten

Published : 5 Documents Claim Missing Document
Claim Missing Document
Check
Articles

Found 2 Documents
Search
Journal : Urania Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir

PENENTUAN KANDUNGAN ISOTOP 235U DALAM PEB U3Si2-Al TMU 2,96 gU/cm3 UNTUK PERHITUNGAN BURN-UP Boybul Boybul; Yanlinastuti Yanlinastuti; Sutri Indaryati; Iis Haryati; Arif Nugroho
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 21, No 3 (2015): Oktober 2015
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (382.068 KB) | DOI: 10.17146/urania.2015.21.3.2464

Abstract

iABSTRAKPENENTUAN KANDUNGAN ISOTOP 235U DALAM PEB U3Si2-Al TMU 2,96 gU/cm3 UNTUK PERHITUNGAN BURN-UP. Pemisahan 235U telah dilakukan di dalam larutan pada bagian atas dari PEB U3Si2-Al tingkat muat uranium (TMU) 2,96 gU/cm3. PEB U3Si2-Al bagian atas dipotong menjadi tiga bagian (Triplo) dengan kode T1, T2 dan T3. Berat masing- masing PEB U3Si2-Al dengan kode T1 = 0,095 g, T2 = 0,086 g dan T3 = 0,087 g kemudian dilarutkan menggunakan HCl dan HNO3 di dalam hotcell. Penelitian ini berujuan untuk mengetahui kandungan isotop 235U dalam larutan PEB U3Si2-Al pasca iradiasi dan selanjutnya digunakanuntuk perhitungan burn-up. Pemisahan isotop 235U dalam larutan PEB U3Si2-Al dilakukan dengan metode kolom penukar anion menggunakan resin Dowex 1x8. Larutan dipipet sebanyak 100 µL, kemudian dimasukkan ke dalam kolom yang berisi resin Dowex dengan berat 1,2 g. Hasil efluen U di dalam kolom dielusi menggunakan HCl 0,1 M, kemudian dikisatkan dan dikenakan proses elektrodiposisi dan selanjutnya dianalisis menggunakan spektrometer-α. Hasil analisis menunjukkan bahwa kandungan isotop 235U diperoleh sebesar T1 = 0,03665 g/g PEB, T2 = 0,003468 g/g PEB dan T3 = 0,03208 g/g PEB dengan recovery pemisahan 63,71%. Kandungan isotop 235U yang diperoleh dari hasil pemisahan digunakan untuk perhitungan burn-up. Hasil perhitungan burn-up PEB U3Si2 – Al bagian atas (T1, T2 dan T3) diperoleh masing-masing sebesar 43,31 %, 45,41 % dan 49,48 % atau dengan burn-up rerata sebesar 45,75 %. Data ini lebih kecil dibandingkan dengan data burn-up PEB U3Si2-Al potongan bagian tengah sebesar 50,69 % yang dilakukan oleh peneliti sebelumnya. Namun data ini belum dapat digunakan sebagai masukan kepada reaktor, karena harus dilengkapi dengan data burn-up PEB U3Si2-Al potongan bagian bawah. Oleh karena itu pada penelitian selanjutnya akan dilakukan perhitungan burn-up PEB U3Si2-Al potongan bagian bawah.Kata kunci: PEB U3Si2-Al pasca iradiasi, top, 235U, penukar anion dan burn-up. ABSTRACTDETERMINATION OF CONTENT OF ISOTOPE 235U IN PEB U3Si2-Al TMU 2.96 gU/cm3 FOR THE CALCULATION OF BURN-UP. 235U separation has been carried out in the solution of PEB U3Si2 - Al with loading of uranium (TMU) 2.96 gU/cm3 at the Top. Top of PEB U3Si2-Al cut into three sections (triplo) with code T1, T2 and T3. Weight of each PEB code T1 = 0.095 g, T2 = 0.086 g and T3 = 0.087 g and dissolved using HCl and HNO3 in hotcell. The purpose of this study was to determine the content of the isotope 235U in the solution PEB U3Si2-Al post-irradiation and subsequently used for the calculation of burn-up. 235U isotope separation in the solution PEB U3Si2 - Al was conducted using an anion exchange column method using Dowex1x8 resin. Pipette solution of 100 mL, and then put into a column containing Dowex resin with a weight of 1.2 g. U effluent results in the column was eluted using 0.1 M HCl, then dried and conducted electro-deposition process and then analyzed using a spectrometer-α. The analysis showed that the content of the isotope 235U obtained at T1 = 0.03665 g/g PEB, T2 = 0.003468 g/g PEB and T3 = 0.03208 g/g PEB with separation recovery of 63.71 %. The content of isotope 235U obtained is used for the calculation of burn-up. burn-up calculation results of PEB U3Si2-Al of Top section (T1, T2 and T3) were obtained respectively by 43.31 %, 49.48 % and 45.41 % or burn-up an average of 45.75 %. This data is smaller than a data burn-up of PEB U3Si2-Al of middle section of 50.69 % conducted by previous researchers. However, this data can not be used as an input to the reactor, due to should be equipped with a data burn-up of PEB U3Si2-Al of bottom section. Therefore, in the nextstudies will be conducted calculation of burn-up PEB U3Si2-Al of bottom section.Keywords: PEB U3Si2-Al post-irradiation, top, 235U, anion exchanger and burn-up.
KARAKTER TERMAL SERBUK U-6Zr DAN U-10Zr SEBAGAI BAHAN BAKAR REAKTOR RISET Masrukan .; Yanlianastuti .; Sutri Indaryati
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 20, No 3 (2014): Oktober 2014
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (189.33 KB) | DOI: 10.17146/urania.2014.20.3.2389

Abstract

ABSTRAK KARAKTER TERMAL SERBUK U-6Zr DAN U-10Zr SEBAGAI BAHAN BAKAR REAKTOR RISET. Telah dilakukan percobaan untuk mengetahui karakter termal serbuk U-Zr menggunakan DTA dan DSC. Serbuk U-Zr dibuat melalui proses hidriding- dehidriding dengan variasi Zr sebesar 6% dan 10%. Tujuan dari penelitian ini untuk mempelajari karakter termal dari serbuk U-6Zr dan U-10Zr seperti entalpi, temperatur lebur, reaksi kimia, dan kapasitas panas. Pengukuran entalpi dan temperatur lebur dilakukan dengan menggunakan Differential Thermal Analysis (DTA) pada temperatur 30-1000 C pada laju pemanasan 10 C/menit dalam media gas argon sedangkan pengukuran kapasitas panas dilakukan dengan menggunakan Differential Scanning Calorimetry (DSC) pada temperatur antara 30 hingga 450 C. Hasil pengukuran sifat termal dengan DTA menunjukkan bahwa serbuk U-6Zr mengalami perubahan fasa melalui enam tahapan, sedangkan serbuk U-10Zr mengalami perubahan fasa melalui empat tahapan. Sementara itu, dari pengujian menggunakan DSC diperoleh hasil untuk serbuk U-6Zr mempunyai kapasitas panas sebesar 0,09 sampai dengan 0,21 J/g C, sedangkan untuk serbuk U-10Zr mempunyai kapasitas panas 0,08 J/g K hingga 0,14 J/g.K dimana keduanya diamati pada temperatur antara 35 hingga 95 C (pengukuran maksimum hingga 1000 C). Dari percobaan yang dilakukan disimpulkan bahwa paduan U-6Zr mempunyai sifat termal yang lebih baik dibandingkan paduan U-10Zr.  Kata kunci: karakter termal, serbuk U-Zr, DTA, DSC.  ABSTRACT THERMAL CHARACTERISTICS OF POWDER U-6Zr AND U-10Zr AS A RESEARCH REACTOR FUEL. It have been conducted an experiment to determine the characteristics of thermal of the U-Zr powder by using DTA and DSC. The U-Zr powder was made through a process hidriding-dehidriding with Zr content of 6% and 10%. The purpose of this research wis to study the thermal properties of U-6Zr and U-10Zr powder such as enthalpy, melting temperature, chemical reactions, and heat capacity. The U-Zr powder is made through a process hidriding- dehidriding with Zr content of 6% and 10%. Enthalpy and melting temperature measurements carried out using DTA at temperatures of 30-1000 C at a heating rate10 C/menit in the media argon gas, while the measurements heat capacity by using Differential scanning calorimetry (DSC) at a temperature between 30 C until 450 C. The test results with the DTA showed that U- 6Zr powder experiencing a change of phases through of six steps, while for U-10Zr powders change of phases through of four steps. Meanwhile, from the test by using the DSC equipment was found that result for U-6Zr powder has a heat capacity of 0.09 up to 0.21 J/ gC, and for the U-10Zr powder has heat capacity of 0,08 J/g. C hingga 0,14 J/g C, where both powder were observed at temperature between 35 C up to 95 C (maximum testing until 1000 C). From the experiments conducted it can be concluded that the U-6Zr powder has better thermal properties than the U-10Zr powder.