Garuda - Garba Rujukan Digital

Studi sensitasi baja tahan karat tipe 316 sebagai bahan kelongsong dan struktur fast breeder reactors Maman Kartaman A.; Rosika Kriswarini; Dian Anggraini
Jurnal Teknologi Bahan Nuklir Vol 11, No 1 (2015): Januari 2015
Publisher : PTBN - BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (272.534 KB)

Abstract Sensitization study of type-316 stainless steell as cladding and structure of fast breeder reactor. Stainless steel was used in nuclear industry as cladding of Liquid Metal Fast Breeder Reactor (LMFBR), which operation temperature above 500 0C. According to the theory, resistance of stainless steel type 316 is good enough, but in the high temperature tend to influence by intergranular corrosion. The sensitization degree of Stainless Steel type 316 ( SS 316 ) was calculated by potentiostat using potentiodynamic method, and was observed by scanning electron microscope ( SEM ). The objective of this research was to analized the effect of heat treatment on corrosion resistance. First, samples were heat treated at 1,000°C for 3 hours and then were quenched in the water for 30 minutes. Samples were heat treated for 6 hours on the temperature : 350, 450, 550, and 650°C. The heat treated samples were corrosion tested by Potensiostat model M 273 with Potensiodynamic method. The surface of samples were observed by scanning Electron Microscope. Three kinds of SS 316 samples : Blank, solution treatment, and ageing for 650oC were characterized by X – ray diffractor. The result showed that the corrosion rates increased with the increasing temperature. The corrosion rate of samples heat treated at 550 and 650°C were 105,9 and 118.37 mpy, the samples were heat treated at 350 and 450 °C after solution treatment did not exhibit intergranular, corrosion rate respectively were 89,39 and 91,06 mpy. The corrosion rates of samples that were heat treated at 550°C and 650°C without solution treatment, revealed were higher than with solution treatment. Keywords : inter granular corrosion, austenitic stainless steel type of 316, sensitization Abstrak Studi sensitasi baja tahan karat tipe 316 sebagai bahan kelongsong dan struktur fast breeder reactors. Dalam industri nuklir, baja tahan karat, paduan alumunium dan zirkaloy digunakan sebagai komponen pendukung reaktor riset atau daya dalam bentuk tangki bertekanan, pipa, kelongsong, bahan struktur dan lain – lain. Baja tahan karat tipe 316 dan 316L digunakan sebagai kelongsong bahan bakar LMFBR dimana temperatur operasinya bisa mencapai sekitar 500 0C. Temperatur operasi yang tinggi akan mengakibatkan fenomena sensitasi, yaitu fenomena dimana baja tahan karat menjadi rentan terhadap serangan korosi terutama korosi batas butir. Oleh karena itu dilakukan penelitian untuk mengetahui sejauh mana pengaruh panas terhadap ketahanan korosinya. Sampel SS 316 terlebih dahulu diberi perlakuan panas dari suhu 350 hingga 650 0C, selanjutnya diuji korosi menggunakan metode potensiodinamik. Hasilnya menunjukkan bahwa laju korosi sampel SS 316 yang telah dilaku panas yaitu solution treatment pada suhu 1000 0C dan diikuti artificial aging pada suhu 350, 450, 550 dan 650 0C berturut-turut adalah 56,59 mpy, 89,39 mpy, 91,06 mpy ; 105,9 mpy dan 118,37 mpy. Semakin tinggi suhu aging terlihat laju korosinya semakin tinggi. Pada mikrograf sampel SS 316 yang diamati menggunakan mikroskop elektron (SEM) menunjukkan telah terjadi korosi yang cukup signifikan pada bahan yang telah di aging pada suhu 550 dan 6500C. Pola difraksi untuk sampel SS 316 yang dilaku panas solution treatment dan diiukuti aging suhu 650oC menunjukkan terjadi perubahan fasa yaitu fasa kedua atau senyawa intermetalik yang menyebabkan laju korosi sampel SS 316 menjadi relatif tinggi. Kata Kunci : korosi batas butir, baja tahan karat SS 316, sensitasi

Penentuan burn up mutlak pelat elmen bakar U3Si2-Al tingkat muat uranium 2,96 gU/cm3pasca iradiasi Aslina Br.Ginting; Yanlinastuti .; Noviarty .; Boybul .; Arif Nugroho; Dian Anggraini; Rosika Kriswarini
Jurnal Teknologi Bahan Nuklir Vol 11, No 2 (2015): Juni 2015
Publisher : PTBN - BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (198.196 KB)

Abstract Absolut burn-up determination of U3Si2-Al irradiated fuel plate with loading 2.96 gU/cm3. Absolute burn up measurement of U3Si2-Al irradiated fuel element with loading of 2.96 gU/cm3with RI-SIE 2 code has been done. The burn up calculation of U3Si2-Al irradiated fuel element is based on the content of 137 Cs, 235U and 239 Pu isotopes which is obtained by radiochemical analysis after an appropriate separation. The purpose of the separation a monitoring of the fission product (137 Cs isotope) and the heavy elements (uranium and plutonium) is to get the amount of 235U isotope accurately.Separation and analysis of 137Cs isotope had been done by cation exchange using zeolit Lampung and spectrometre-g. While the separation both of isotop 235U and 239Pu had been done by anion exchange column using Dowex 1 x 8 resin. The efluen of U in the column anion exchanger was eluted by using HNO3 8N and the efluent of Pu was eluted by HCl 0.1N + HF 0.036N. Both of isotopes were analyzed by using a spectrometre-a. The analysis result showed that the content of 137Cs isotope in U3Si2-Al irradiated fuel element was 0.000716 g/g sample, while the content of 235U, 239 Pu and 238 Pu were 0.032824 g/g sample, 0.000011g/g sample and 0.000005 g/g sample respectively. The result of measurement 235U isotope compared with initially content of isotop 235U (fabrication data) for being used in the absolute burn up measurement. The result of absolute burn up calculation of U3Si2-Al irradiated fuel U3Si2-Al with loading of 2.96 gU/cm3with RI-SIE 2 code was 51.69 %. Keyword : Separation and analysis of isotopes (Cs, U, Pu), cation and anion exchange, U3Si2-Al irradiated fuel element, burn up.. Abstrak Penentuan burn up mutlak pelat elemen bakar U3Si2-Al tingkat muat uranium 2,96 gU/cm3pasca iradiasi. Telah dilakukan perhitungan burn up mutlak bahan bakar PEB U3Si2-Al tingkat muat uranium (TMU) 2,96 gU/cm3 pasca iradiasi dengan kode RI-SIE 2. Perhitungan dilakukan melalui hasilpemisahan dan analisis isotop 137Cs isotop,235U,dan Pu di dalam PEB U3Si2-Al pasca iradiasi secara radiokimia. Tujuan pemisahan isotop hasil fisi khususnya isotop 137Cs dengan unsur heavy element (uranium dan plutonium) adalah untuk mendapatkan kandungan isotop 235U sisa (tidak terbakar) secara akurat. Pemungutan isotop 137Cs dilakukan dengan metode penukar kation menggunakan zeolit Lampung dan analisisnya menggunakan spektrometer-g, sedangkan pemungutan isotop 235U dan 239Pu dilakukan dengan metode kolom penukar anion menggunakan resin Dowex 1x8. Efluen U di dalam kolom dielusi menggunakan HNO3 8N dan efluen Pu dielusi dengan HCl 0,1N+HF 0,036N dan dianalisis menggunakan spektrometer-α.Hasil analisis menunjukkan bahwa kandungan isotop 137Cs di dalam PEB U3Si2-Al pasca iradiasi diperoleh sebesar 0,000716 g/g sampel, sedangkan kandungan isotop U dan Pu diperoleh masing-masing sebesar235U= 0,032824 g/g sampel, 239Pu= 0,000011g/g sampel dan 238Pu=0,000005 g/g sampel. Kandungan isotop 235U hasil pengukuran selanjutnya dibandingkan dengan kandungan isotop 235U mula-mula (data pabrikasi) untuk digunakan dalam perhitungan burn up mutlak. Hasil perhitungan burn up mutlak bahan bakar PEB U3Si2-Al TMU 2,96 gU/cm3 pasca iradiasi dengan kode RI-SIE 2 diperoleh sebesar 51,69 %. Kata kunci : Pemisahan dan analisis isotop (Cs, U, Pu), penukar kation dan anion, PEB U3Si2-Al pasca iradiasi, burn up.

FENOMENA KOROSI ZIRKALOY-2 DAN ZIRKALOY-4 DALAM MEDIA LARUTAN NaCl SECARA ELEKTROKIMIA Dian Anggraini; Maman Kartaman Ajiriyanto; Rosika Kriswarini; Yanlinastuti Yanlinastuti
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 21, No 3 (2015): Oktober 2015
Publisher : website

ABSTRAKFENOMENA KOROSI ZIRKALOY-2 DAN ZIRKALOY-4 DALAM MEDIA LARUTAN NaCl SECARA ELEKTROKIMIA. Zirkaloy-2 dan zirkaloy-4 digunakan sebagai bahan kelongsong pada elemen bahan bakar reaktor daya BWR (Boiling Water Reactor) dan PWR (Pressurized Water Reactor). Selama penggunaanya dalam kolam penyimpanan bahan bakar bekas kemungkinan kelongsong berinteraksi dengan air laut (sea water), dalam hal kondisi abnormal. Ion klorida yang terdapat dalam air laut memiliki potensi penyebab terjadinya korosi pada bahan kelongsong. Tujuan penelitian ini adalah untuk mengetahui fenomena korosi zirkaloy-2 dan zirkaloy-4 dalam media NaCl melalui penentuan parameter korosi dengan teknik tahanan polarisasi, Tafel dan potensiodinamik. Sampel berupa potongan bahan zirkaloy-2 dan zirkaloy-4 dengan dimensi 1x1 cm dilakukan proses mounting dan disolder dengan kawat tembaga, kemudian permukaan sampel dipoles menggunakan amplas 1200 grit. Uji korosi dilakukan dalam sel korosi yang dilengkapi dengan elektrode standar (saturated calomel), elektroda penyangga (grafit) dan elektroda kerja (sampel). Media pelarut yang digunakan adalah larutan NaCl dengan konsentrasi 3,5 %; 0,35 % dan 0,175 %. Hasil penelitian menunjukkan bahwa adanya ion Clˉ pada daerah konsentrasi NaCl 0,175 % sampai dengan 3,5 % tidak mempengaruhi pola mekanisme korosi. Jenis korosi pada daerah potensial ± 250 mV terhadap Ecorr adalah korosi merata dalam bentuk oksida ZrO2. Laju korosi zirkaloy-2 dan zirkaloy-4 pada konsentrasi NaCl 3,5 % diperoleh masing-masing sebesar 6,39×10-3 dan 7,40×10-3 mpy. Fenomena korosi yang diamati dengan teknik potensiodinamik (± 1000 mV terhadap Ecorr) menunjukkan bahwa zirkaloy-2 dan zirkaloy-4 mengalami pasivasi dan korosi pitting. Potensial pitting zirkaloy-2 dan zirkaloy-4 diperoleh masing- masing sebesar -452,8 mV dan -182,8 mV.Kata kunci: Korosi, zirkaloy-2 dan zirkaloy-4, media larutan NaCl, elektrokimia, teknik polarisasi ABSTRACTCORROSION PHENOMENA OF ZIRKALOY-2 AND ZIRKALOY-4 IN NaCl SOLUTION MEDIUM BY ELECTROCHEMICALLY. Zircaloy-2 and zircaloy-4 are used as cladding material in Light Water Reactor, (LWR), Boiling Water Reactor (BWR) and Pressurezid Water Reactor (PWR). During its use in the spent fuel pool may interact between the cladding and seawater in case of abnormal condition. Chloride ion which contained in seawater has the potential for being corrosion in cladding material. The aim of this work was knowing zircaloy-2 and zircaloy-4 corrosion phenomena in NaCl medium by corrosion parameter determination with polarization resistance technique, tafel, and potentiodynamic. Samples are zircaloy-2 and zircaloy-4 pieces material with 1x1 cm dimension. The samples are mounting and soldered with copper wire, then the sample surface are polished by 1200 grade grinding paper. Corrosion test was done with corrosion cell that was completed by electrode standard (saturated calomel), electrode buffer (grafit) and work electrode (sample). Solvent medium was NaCl solution with concentration 3.5 %; 0.35 %; and 0.175 %. The result showed that ion Clˉ contained in NaCl which were concentration area from 0.175 % to 3.5 % did not affect corrosion mechanism. The corrosion type in potential range ± 250 mV to Ecorr was uniform corrosion in ZrO2 oxide form. Zirkaloy-2 and zirkaloy-4 corrosion rate in 3.5 % NaCl concentration were obtained 6.39×10-3 and 7.40×10-3 mpy respectively. Corrosion phenomenon which was observed by potentiodynamic technique (± 1000 mV to Ecorr) showed that zirkaloy-2 and zirkaloy-4 underwent passivation and pitting corrosion. Pitting potential zirkaloy-2 and zirkaloy-4 were obtained -452.8 mV and -182.8 mV severally.Keywords: Corrosion, zirkaloy-2 and zirkaloy-4, NaCl solvent medium, electrochemical, polarization technique.

PERBANDINGAN METODA OTOMATIS DAN MANUAL DALAM PENENTUAN ISOTOP Cs-137 MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA Rosika Kriswarini; Dian Anggraini
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 15, No 2 (2009): April 2009
Publisher : website

Abstrak Perbandingan metoda otomatis dan metoda manual dalam penentuan isotop Cr-137 menggunakan Spektrometer-GAMMA. Analisis isotop bahan radioaktif biasanya dilakukan menggunakan Spektrometer Gamma. Dalam pengoperasiannya, alat tersebut menggunakan metoda yang sudah terpasang pada alat tersebut (metoda otomatis). Selain metoda tersebut juga digunakan metoda menggunakan kurva kalibrasi (metoda manual). Tujuan dari kegiatan ini adalah untuk mengetahui pengaruh kedua teknik tersebut terhadap akurasi dan presisi pengukuran isotop Cs-137. Penentuan isotop Cs-137 dilakukan berdasarkan kalibrasi spektrometer-γ menggunakan sumber standar Europium (Eu-152), Cobalt (Co-60), dan Cesium (Cs-137) yang dilakukan pada energi 3 kV dengan waktu cacah 500 detik. Akurasi penentuan isotop Cs-137 menggunakan standar Eu-152, Co-60 dan gabungan Cs-137 dan Co-60 dengan metoda otomatis berturut-turut adalah 99,92%, 99,93%, dan 99,94%. Akurasi penentuan Cs-137 menggunakan standar Eu-152, Co-60, dan gabungan Co-60 dan Cs-137 dengan metoda manual adalah 99,99%, 99,90%, dan 99,88%. Hasil perhitungan uji beda metoda manual dan otomatis menunjukkan bahwa presisi kedua metoda tersebut dapat diterima pada tingkat kepercayaan 95%. Kata Kunci : Metoda otomatis dan manual, isotop Cs 137 dan spektrometer Gamma. Abstract The comparison of automatic and manual methods analysis in determining Cs-137 isotope using GAMMA-Spectrometer. The Analysis of radioactive isotopes commonly used by Gamma Spectrometer. That are installed automatically in the apparatus. Beside that are, it used calibration curve in manual method. The purpose of this experiment is to know the precision and accuracy of both methods in determining Cs-137 isotope. The determination of Cs-137 isotope was based of γ-Spectrometer calibration using Europium (Eu-152), Cobalt (Co-60) and Cesium (Cs-137) standard source in 3 kV of operation energy and 500 seconds counting time. The measurement accuracy of Cs-137 isotope determination by means of Eu-152, Co-60 and combination of Cs-137 and Co-60 standard using automatic method respectively are 99,92%, 99,93%, and 99,94%, whereas using manual method are 99,99%, 99,90%, and 99,88%. The difference test of statistic analysis (F-test) showed that the range precision value of manual method and automatic method lie on the 95% confidence level. Keyword : Otomatic and manual method, Cs-137 isotop and Gamma spectrometer.

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

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.

ANALISIS KOROSI PADUAN AlMg2 DAN AlMgSi MENGGUNAKAN METODE ELEKTROKIMIA Dian Anggraini; Maman Kartaman; Rosika Kriswarini; Yanlinastuti .
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 20, No 3 (2014): Oktober 2014
Publisher : website

ABSTRAK ANALISIS KOROSI PADUAN AlMg2 DAN AlMgSi MENGGUNAKAN METODE ELEKTROKIMIA. Analisis korosi terhadap bahan kelongsong dan struktur bahan bakar reaktor riset, AlMg2 dan AlMgSi telah dilakukan dalam media air demineral pH 6,7 dan pH 2 menggunakan metode elektrokimia. Proses korosi suatu bahan logam dipengaruhi oleh beberapa faktor, diantaranya adalah komposisi kimia dan kondisi media pelarut. Tujuan kegiatan ini adalah untuk mengetahui fenomena korosi AlMg2 dan AlMgSi melalui penentuan parameter korosi secara kuantitatif dan kurva polarisasi potensiodinamik dalam media netral ( pH 6,7) dan asam (pH 2). Bahan yang digunakan berupa paduan AlMg2 dan AlMgSi dengan bentuk circular dish dan luas 1cm . Preparasi sampel uji dilakukan dengan mengikuti prosedur ASTM G3 yaitu grinding, pembersihan dan pengeringan. Metode elektrokimia yang dilakukan pada penelitian ini mencakup pengukuran open circuit potensial (OCP), tahanan polarisasi dan potensiodinamik dalam media air demineral pada pH 2 dan pH 6,7 pada suhu 25 C. Hasil pengukuran OCP diperoleh nilai potensial korosi (Ecorr) paduan AlMg2 dan AlMgSi masing – masing sebesar - 906,1 mV dan -619,8 mV pada pH 2 dan -868,6 mV dan -756,7 mV pada pH 6,7. Hasil pengukuran tahanan korosi menunjukkan laju korosi AlMg2 lebih rendah dari pada AlMgSi baik pada pH 2 maupun pH 6,7. Laju korosi AlMg2 dan AlMgSi pada pH 2 lebih besar dari padaa pH 6,7 tetapi masih berada dalam daerah aman (< 20 mpy). Kurva potensiodinamik menunjukkan bahwa passifasi pada pH 6,7 masih relatif rendah sedangkan pada pH 2 terjadi pasivasi dalam kisaran potensial yang relatif pendek dan diikuti peristiwa terkorosi. Kata Kunci : analisis korosi, metode elektrokimia, AlMg2 dan AlMgSi ABSTRACT CORROSION ANALYSIS OF AlMg2 AND AlMgSi USING ELCTROCHEMICALL METHOD. Corrosion test of cladding materials and structures of research reactor fuel, AlMgSi and AlMg2 have been performed in demineralized water of pH 2 and 6.7 using an electrochemical method. Corrosion fenomena is affected by several factor such as composition and condition of solution. The purpose of this activity is to investigate the corrosion phenomena through the determination of the parameters of corrosion and polarization curve. The materials used are AlMg2 and AlMgSi alloy in circular dish shape with an area of 1 Cm . Preparation of the test sample is performed through several stages polishing, cleaning and drying procedures followed ASTM G3. The electrochemical method is done by measuring the open circuit potential (OCP), polarization resistance and potentiodynamic in demineralized water of pH 2 and pH 6.7 at temperature of 25 C. The results of the OCP is the corrosion potential (Ecorr) of AlMg2 and AlMgSi each of -906.1 mV and -619.8 mV at pH 2 and -868.6 and -756.7 mV at pH 6.7 mV. The results of measurements by polarization resistance technique showed that the corrosion rate of AlMg2 and AlMgSi in safe category (<2mpy) at pH 6.7 and at pH 2 corrosion rate increased significantly, but still in the lightweight category (<20 mpy). Potentiodynamic curves showed that the passivation at pH 6.7 is very low while the passivation at pH 2 occurs within a relatively short range potential and followed events corroded. Keyword: corrosion analysis, metode elektrokimi, AlMg2, AlMgSi.

PEMBUATAN ISOTOP 137Cs SEBAGAI SUMBER RADIASI GAMMA UNTUK DIGUNAKAN DALAM INDUSTRI Aslina Br.Ginting; Dian Anggraini; Arif Nugroho; Rosika Kriswarini; Gatot Wurdiyanto; Hermawan .
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 | DOI: 10.17146/urania.2014.20.3.2392

ABSTRAK PEMBUATAN ISOTOPCs SEBAGAI SUMBER RADIASI GAMMA UNTUK DIGUNAKAN DALAM INDUSTRI. Dalam melakukan uji pasca iradiasi pelat elemen bakar (PEB) U3Si2-Al banyak larutan hasil pengujian bahan bakar nuklir yang disimpan di dalam hotcell dengan keaktifan yang sangat tinggi. Larutan tersebut mengandung isotop 137Cs, uranium serta transuranium yang mempunyai waktu paroh panjang dan berbahaya bagi lingkungan. Namun limbah hasil pengujian tersebut memiliki nilai ekonomis tinggi karena dapat dimanfaatkan sebagai bahan baku untuk pembuatan sumber radiasi sinar gamma isotop 137Cs. Hal ini dapat membantu bidang industri dalam memenuhi kebutuhan sumber radioaktif dalam negeri karena selama ini kebutuhan isotope 137Cs di Indonesia masih tergantung dari industri luar negeri. Selain itu, pengadaan dan transportasi isotope 137Cs dari luar negeri serta dalam penggunaannya memerlukan persyaratan yang cukup ketat karena harus mendapat izin persetujuan dari Badan Pengawas Tenaga Nuklir Nasional (BAPETEN), sehingga menyebabkan harga isotope 137Cs menjadi mahal sampai di Indonesia. Dengan alasan tersebut, BATAN sebagai lembaga litbang nuklir di Indonesia perlu mempelajari pembuatan sumber radiasi gamma isotop 137Cs dari larutan hasil pengujian bahan bakar nuklir U3Si2-Al pasca iradiasi. Manfaat isotope 137Cs sangat luas antara lain digunakan dalam menganalisis sampel lingkungan, industri migas, konstruksi, radiografi, perikanan, rumah sakit dan pertambangan. Pembuatan sumber radiasi gamma isotope 137 Cs dimulai dari pengumpulan limbah hasil pengujian PEB U3Si2-Al. Limbah larutan hasil pengujian mengandung isotope 137Cs dan isotop lainnya dikumpulkan menjadi satu dalam botol yang tahan radiasi. Pemungutan isotope 137Cs dari hasil fisi lainnya dilakukan dengan metode penukar kation menggunakan zeolit Lampung. Hasil pemungutan diperoleh padatan 137Cs-zeolit dalam fasa padat dan isotop lainnya berada dalam fasa cair. Padatan 137Cs-zeolit kering kemudian kemudian ditimbang dan diukur aktivitasnya menggunakan spektrometer-. Untuk menjadi sumber radiasi gamma 137Cs, padatan 137Cs-zeolit akan dikemas dengan cara memasukkan ke dalam wadah tertutup (shield source) berbentuk kapsul dari stainless steel oleh PTKMR. ABSTRACTMANUFACTURING OF CS ISOTOP AS GAMMA SOURCE FOR USING IN INDUSTRY. In the post-irradiation examination of fuel element plate (PEB) U3Si2-Al), a solution of high activity as a result of testing nuclear fuel stored in hotcell with enough volume. The solution can not bediscarded as waste because it still contains fission isotopes such as 137Cs, uranium andtransuranium, which has a long half life and dangerous for the environment. This can help theindustry in order to fulfill the needs of a radioactive source in Indonesia, because until now 137Csisotope is derived from foreign industries. In addition, the procurement and transportation ofIsotopes 137Cs require stringent requirements, because they have to get permission from theNational Nuclear Energy Agency (BAPETEN), thus causing the price of high activity 137Cs isotopes becomes expensive to Indonesia. For these reasons, BATAN as nuclear R & D institutions in Indonesia need to study make isotopes 137Cs gamma radiation source, which is contained in the waste from spent fuel test results U3Si2-Al. Isotope C137s can be used very widely, such as in the analysis of environmental samples, the oil and gas industry, construction,radiography, fisheries, hospitals, and mining. Making isotope 137Cs gamma radiation sourcestarting from the collection of waste from the test results PEB U3Si2-Al. Waste solution was collected in a bottle that is resistant to radiation. Collection of 137Cs isotopes of other fission carried out using the method of cation exchange with zeolite Lampung. The results of separation are 137 Cs-zeolite in the solid phase and the other isotopes are in the liquid phase. 137Cs-zeolite solid is then dried and then weighed and measured its activity using a spectrometer-g.137Cs-zeolite solids then packed in sealed containers (shield source) capsule-shaped stainless steel by PTKMR. Keywords: process waste of PEB U3Si2-Al, gamma radioactive, isotope zeolite Lampung and industry

PEMBUATAN SUMBER RADIASI GAMMA 137Cs DENGAN AKTIVITAS 20 mCi DARI PEB U3Si2-Al PASCA IRADIASI DALAM CONTAINER STAINLESS STEEL Aslina Br. Ginting; Yanlinastuti Yanlinastuti; Noviarty Noviarty; Boybul Boybul; Arif Nugroho; Dian Anggraini; Rosika Kriswarini; Sriyono Sriyono; Moch Subechi; Gatot Wurdiyanto; Hermawan Hermawan
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 | DOI: 10.17146/urania.2015.21.3.2463

ABSTRAKPEMBUATAN SUMBER RADIASI GAMMA ISOTOP 137Cs DENGAN AKTIVITAS 20 mCi DARI PEB U3Si2-Al PASCA IRADIASI DALAM CONTAINER STAINLESS STEEL. Kegiatan uji pasca iradiasi pelat elemen bakar (PEB) U3Si2-Al banyak menghasilkan larutan dengan keaktifan yang sangat tinggi. Larutan tersebut mengandung isotop 137Cs, uranium serta transuranium yang mempunyai waktu paroh panjang dan berbahaya bagi lingkungan. Namun larutan tersebut memiliki nilai ekonomis tinggi karena dapat dimanfaatkan sebagai bahan baku untuk pembuatan sumber radiasi sinar gamma isotop 137Cs. Hal ini dapat membantu bidang industri dalam memenuhi kebutuhan sumber radioaktif dalam negeri karena selama ini kebutuhan isotop 137Cs di Indonesia masih tergantung dari industri luar negeri. Selain itu, pengadaan dan transportasi isotop 137Cs dari luar negeri serta dalam penggunaannya memerlukan persyaratan yang cukup ketat dari Badan Pengawas Tenaga Nuklir Nasional (BAPETEN), sehingga menyebabkan harga isotop 137Cs menjadi mahal sampai di Indonesia. Dengan alasan tersebut, BATAN sebagai lembaga litbang nuklir di Indonesia perlu mempelajari pembuatan sumber radiasi gamma isotop 137Cs dari larutan hasil pengujian bahan bakar nuklir U3Si2-Al pasca iradiasi. Manfaat isotop 137Cs sangat luas antara lain digunakan dalam menganalisis sampel lingkungan, industri migas, konstruksi, radiografi, perikanan, rumah sakit dan pertambangan. Pembuatan sumber radiasi gamma isotop 137Cs dimulai dari pengumpulan larutan hasil pengujian PEB U3Si2-Al. Larutan larutan hasil pengujian mengandung isotop 137Cs dan isotop lainnya dikumpulkan menjadi satu dalam botol dengan volume 65 mL. Pemisahan isotop 137Cs dari hasil fisi lainnya dilakukan dengan metode penukar kation menggunakan zeolit Lampung dengan berat 45 gr. Hasil pemisahan diperoleh 137Cs-zeolit dalam fasa padat dan isotop lainnya berada dalam fasa cair. Padatan137Cs-zeolit kering kemudian kemudian ditimbang dan diukur aktivitasnya menggunakan spektrometer-g. Hasil analisis dengan spektrometer-g diperoleh aktivitas padatan 137Cs-zeolit sebesar 20 mCi. Untuk menjadi sumber radiasi gamma 137Cs, padatan 137Cs-zeolit dengan aktivitas 20 mCi dikemas dengan cara memasukkan ke dalam inner-outer capsule terbuat dari stainless steel yang telah dirancang sebelumnya. Container stainless steel diproses menjadi sumber radiasi gamma tertutup (shield source) untuk selanjutnya disertifikasi oleh PTKMR-BATAN sebagai lembaga kalibtrator bahan radioaktif di BATAN.Kata kunci: Larutan proses PEB U3Si2-Al, radioaktif gamma, isotop 137Cs, penukar kation, zeolit Lampung dan container. ABSTRACTMANUCFACTURING OF 137Cs GAMMA RAY SOURCE WITH ACTIVITY 20 mCi FROM PEB U3Si2-Al POST IRRADIATION IN STAINLESS STEEL CONTAINER. In the post-irradiation examination of fuel element plate (PEB) U3Si2-Al), a solution of high activity as a result of testing nuclear fuel stored in hotcell with enough volume. The solution can not be discarded as waste because it still contains fission isotop such as137Cs, uranium and transuranium, which has a long half life and dangerous for the environment. This can help the industry in order to fulfill the needs of a radioactive source in Indonesia, because until now 137Cs isotope is derived from foreign industries. In addition, the procurement and transportation of isotopes 137Cs require stringent requirements, because they have toget permission from the National Nuclear Energy Agency (BAPETEN), thus causing the price of high activity 137Cs isotopes becomes expensive to Indonesia. For these reasons, BATAN as nuclear R&D institutions in Indonesia need to study make isotopes 137Cs gamma radiation source, which is contained in the waste from spent fuel test results U3Si2-Al. Isotope 137Cs can be used very widely, such as in the analysis of environmental samples, the oil and gas industry, construction, radiography, fisheries, hospitals, and mining. Making isotope 137Cs gamma radiation source starting from the collection of waste from the test results PEB U3Si2- Al. Waste solution was collected in a bottle with volume 65 mL. Collection of 137Cs isotopes of other fission carried out using the method of cation exchange with weight 45 gr of zeolite Lampung. The results of separation are 137Cs-zeolite in the solid phase and the other isotopes are in the liquid phase. 137Cs-zeolite solid is then dried and then weighed and measured its activity using a spectrometer-g. Result of analisys by spectrometer-g was obtained acitivity of 137Cs-zeolite solids was 20 mCi.137Cs-zeolite solids then packed in sealed containers (shield source) capsule-shaped stainless steel and than certificate by PTKMR-BATAN.Keywords: Process wastle of PEB U3Si2-Al, gamma radioactive, isotope 137Cs, cation exchange, zeolite Lampung and container.

Title

Found 8 Documents
Search

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Title Search

Found 8 Documents Search

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Title

Found 8 Documents
Search