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

Published : 7 Documents Claim Missing Document
Claim Missing Document
Check
Articles

Found 7 Documents
Search

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

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.
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.
KARAKTERISASI SIFAT TERMAL PADUAN AlFe(2,5%)Ni(1,5%) DAN AlFe(2,5%)Ni(1,5%)Mg(1%) UNTUK KELONGSONG BAHAN BAKAR REAKTOR RISET Aslina Br.Ginting; Boybul .; Arif Nugroho
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 20, No 1 (2014): Februari 2014
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (466.757 KB) | DOI: 10.17146/urania.2014.20.1.2415

Abstract

ABSTRAK KARAKTERISASI SIFAT TERMAL  PADUAN AlFe(2,5%)Ni(1,5%)  DAN AlFe(2,5%)Ni(1,5%)Mg(1%) UNTUK  KELONGSONG BAHAN BAKAR REAKTOR RISET. Karakterisasi sifat termal telah dilakukan terhadap paduan AlFe(2,5%)Ni(1,5%) dan AlFe(2,5%)Ni(1,5%)Mg(1%). Analisis sifat termal meliputi entalpi, temperatur peleburan dan temperatur perubahan fasa, kapasitas panas serta besaran konduktivitas panas. Tujuan dilakukannya penelitian ini adalah untuk mengetahui karakter sifat termal paduan AlFeNi sebagai alternatif kelongsong bahan bakar nuklir densitas tinggi. Analisis besaran entalpi, temperatur peleburan, temperatur perubahan fasa dan kestabilan panas dilakukan dengan menggunakan Differential Thermal Analysis (DTA) dan untuk menganalisis sifat kapasitas panas digunakan Differential Scanning Calorimetry (DSC) serta alat Termalkonduktometer digunakan untuk mengetahui sifat konduktivitas panas kedua  paduan tersebut. Hasil analisis  dengan DTA menunjukkan bahwa ke dua paduan tersebut mempunyai kestabilan panas hingga temperatur 650oC.  Paduan AlFe(2,5%)Ni((1,5%) mengalami reaksi termokimia 2 (dua) tahap,  pada tahap pertama  terjadi perubahan aliran panas membentuk  puncak endotermik  pada temperatur 656,26oC dengan membutuhkan panas sekitar ΔH=56,35 cal/g.  Pada temperatur 711,64oC terjadi reaksi tahap ke dua  yang menunjukkan  terjadinya reaksi secara langsung antara lelehan unsur Al dengan unsur Fe dan Ni pada titik eutektiknya. Reaksi ini membentuk senyawa Al-FeAl3 dan Al-NiAl3 dengan melepaskan panas sebesar ΔH=-13,95cal/g. Paduan AlFe(2,5%)Ni(1,5%)Mg(1%) mengalami reaksi termokimia sebanyak 3 tahap. Reaksi tahap pertama terbentuk puncak endotermik pada temperatur 389,15oC dengan entalpi sebesar ΔH= 1,13cal/g. Pada temperatur 654,52oC terjadi juga reaksi endotermik yang menunjukkan terjadinya perubahan fasa α menjadi (α +liquid) logam Al dengan Mg yang membutuhkan panas sebesar ΔH=2,75cal/g. Reaksi tahap ketiga terjadi pada temperatur 562,41oC yang ditandai dengan terbentuknya puncak endotermik yang menunjukkan  proses peleburan logam Al dan Mg, sekaligus terjadi pembentukan senyawa AlMg dengan  membutuhkan panas reaksi sebesar ΔH= 56,22cal/g. Hasil analisis kapasitas panas dan konduktivitas panas menunjukkan bahwa penambahan logam Mg 1% meningkatkan kapasitas panas dan konduktivitas panas kedua paduan.  Paduan AlFe(2,5%)(Ni1,5%) mempunyai kapasitas  panas sebesar 0,60 J/goC pada temperatur 35oC hingga 0,90 J/goC pada temperatur 450oC, sedangkan paduan AlFe(2,5%)Ni(1,5%)Mg1% mempunyai kapasitas panas sebesar 0,64 J/goC pada temperatur 35oC hingga 0,142 J/goC pada temperatur 450oC. Paduan AlFe(2,5%)(Ni1,5%) mempunyai konduktivitas panas sebesar 235 W/moK pada temperatur 25oC hingga 185,5 W/moK pada temperatur  200oC dan paduan AlFe(2,5%)Ni(1,5%)Mg1%  mempunyai konduktivitas panas sebesar 240,4 W/moK pada temperatur 25oC hingga 192,3 W/moK pada temperatur 200oC. Namun,  kedua paduan tersebut mempunyai kapasitas panas maupun konduktivitas panas yang menurun dengan naiknya temperatur pemanasan. Kata kunci: Paduan AlFeNi, entalpi, kesetabilan panas, kapasitas panas, dan konduktivitas panas ABSTRACT CHARACTERIZATION  OF THERMAL CHARACTERISTIC OF AlFe(2,5%)Ni(1,5%) AND AlFe(2,5%)Ni(1,5%)Mg(1%) ALLOYS  FOR RESEARCH REACTOR CLADDING. This research deals with thermal characterization of AlFe(2,5%)Ni(1,5%) and AlFe(2,5%)Ni(1,5%)Mg(1%) alloys which previously produced. The thermal characterization includes enthalpy analysis, phase change temperature, heat capacity, and heat conductivity. The enthalpy analysis and phase change temperature and heat stability measurement was done using Differential Thermal Analysis (DTA), while the heat capacity measurement was performed by Differential Scanning Calorimetry (DSC) and the heat conductivity measurement was done using Thermal conductometer.  The analysis using DTA shows that both alloys has a thermal stability at 650oC. The AlFe(2,5%)Ni(1,5%) alloy underwent 2 steps of thermochemical reaction. The first thermochemical  reaction showed the occuramce of heat flow change forming endothermic peak at 656,26oC and at ΔH=56,35 cal/g. The endothermic reaction indicates the melting of Al contained in  the AlFe(2,5%)Ni(1,5%) alloy. The second thermochemical reaction occured at 711,64oC, which indicates that the melted Al directly reacted with Fe and Ni at their eutectic point to form Al-FeAl3 and Al-NiAl3. The occurance of reaction of Al with Fe and Ni was indicated by exothermic thermochemical reaction releasing an amount of heat with appoximate ΔH= -13,95 cal/g. The AlFe(2,5%)Ni(1,5%)Mg(1%) alloy, on the other hand, underwent 3 steps thermochemical reaction. The first reaction resulted in endothermic peak at 389,15oC with enthalpy ΔH= 1,13 cal/g. This endothermic reaction indicates that there is a reaction between Mg and N2 gas contained in the argon used as media for the measurement to form Mg3N2. Endothermic reaction also occured at 654,52oC, which indicates the occurance of phase change point from α phase to α+liquid of Al and Mg requiring ΔH= 2,75 cal/g.  The third reaction occured at 562,41oC, which was indicated by endothermic peak. This reaction suggests the burning of Al and Mg to form AlMg with ΔH= 56,22 cal/g. The heat capacity  and heat conductivity analysis shows that the addition of  1% Mg may have increased the heat capacity  and heat conductivity of  both alloys. The  heat capacity of AlFe(2,5%)(Ni1,5%) alloy  ranged  from  0,60 J/goC at 35oC  to 0,90 J/goC at 450oC, while the heat capacity of  AlFe(2,5%)Ni(1,5%)Mg1% alloy ranged from 0,64 J/goC at 35oC  to 0,142 J/goC at 450oC.  The heat conductivity analysis showed that the heat conductivity of AlFe(2,5%)(Ni1,5%) ranged from 235 W/moK at 25oC to 185,5 W/moK at 200oC, while the heat conductivity of AlFe(2,5%)Ni(1,5%)Mg1%  ranged from 240,4 W/moK at 25oC to 192,3 W/moK at 200oC. It is also studied that heat capacity and heat conductivity of  both alloys decrease with increasing heating temperature. Keyword : AlFeNi alloy, enthalpy, heat stability, heat capacity, and conductivity.
PENENTUAN KANDUNGAN Sn, Fe, Cr, Ni DAN PENGOTOR ZIRCALOY-2 SEBAGAI BAHAN KELONGSONG DAN TUTUP UJUNG ELEMEN BAKAR REAKTOR DAYA Arif Nugroho; Dian Anggraini; Rosika K; Djoko Kisworo
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 14, No 4 (2008): Oktober 2008
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (299.737 KB) | DOI: 10.17146/urania.2008.14.4.2570

Abstract

ABSTRAK PENENTUAN KANDUNGAN Sn, Fe, Cr, Ni DAN PENGOTOR ZIRCALOY-2 SEBAGAI BAHAN KELONGSONG DAN TUTUP UJUNG ELEMEN BAKAR REAKTOR DAYA. Telah dilakukan pengukuran unsur  pemadu dan pengotor dalam zircaloy-2 menggunakan alat spektrometer emisi dan X-Ray Flouresence (XRF). Tujuan penelitian ini adalah memverifikasi spesifikasi bahan zircaloy-2 (Zry-2) yang digunakan secara kualitatif dan kuantitatif. Langkah pertama yang dilakukan adalah seluruh permukaan bahan sampel standar dan sampel zircaloy-2 dihaluskan menggunakan mesin bubut, dan dibersihkan menggunakan alkohol. Sampel yang sudah bersih dan kering diukur menggunakan alat spektrometer emisi dan XRF dengan tujuh kali pengulangan. Pengukuran bahan standar dengan berbagai variasi konsentrasi unsur digunakan untuk membuat kurva kalibrasi hubungan antara konsentrasi unsur dengan intensitas. Hasil pengukuran intensitas unsur dalam sampel zircaloy-2 kemudian diplotkan ke kurva kalibrasi sehingga konsentrasi unsur dalam sampel zircaloy-2 dapat diketahui. Hasil penelitian ini diharapkan dapat dipakai sebagai metode analisis pengukuran zircaloy-2, karena alat spektrometer emisi dan XRF selektif untuk mengukur unsur-unsur logam dalam suatu bahan. Hasil pengukuran unsur pemadu dalam sampel zircaloy-2 adalah Sn 1,346%, Fe 0,2151%, Cr 0,12 % dan Ni 0,039%. Sedangkan kandungan unsur pengotor Al 42,7275 ppm, Cu 6,0335 ppm, Si 54,0706 ppm, Ti 39,9182 ppm, Co, Mn dan Mo tidak terdeteksi. Hasil analisis unsur yang diperoleh masih dalam kisaran nilai sertifikat zircaloy-2 sehingga zircaloy-2 dapat digunakan sebagai bahan kelongsong sesuai yang dipersyaratkan fabrikasi. Konsentrasi pengotor lainnya seperti B, C, Ca, Cd, Hf, H, Mg, N, Na, Nb, Pb, Ta, U, V, W dan O belum bisa ditentukan, karena keterbatasan bahan standar dan detektor yang digunakan pada alat spektrometer emisi. Kata kunci : Zircaloy-2, metode spektrometri emisi dan X-ray fluorescence (XRF)   ABSTRACT Determination of Sn, Fe, Cr, Ni and Zr-2 impurities as cladding material and end cup of fuel element for power reactor. A measurement of major and poison elements in zircaloy-2 using emission spectrometer and X-Ray Fluorescence (XRF) equipment has been conducted. The objective of this investigation is for verifying specification of zircaloy-2 material by qualitative and quantitative method. Firstly, the surface of standards and a Zr-2 sample were smoothed by lathe equipment, and cleaned by using alcohol. The clean and dry samples were measured by emission spectrometer and XRF equipment seven times. The measurement of standard elements with different concentrations was carried out to prepare calibration curves of element concentrations versus intensity. Hence, the element intensities of zircaloy-2 sample were plotted to calibration curve so that the concentration can be found. The result of measurement is expected to be used as zircaloy-2 measurement analysis method, since emission spectrometer and XRF equipment are selective for measuring metal element in the materials. The results obtained were Sn 1.346%, Fe 0.2151%, Cr 0.12 % and Ni 0.039%, whilst the impurities were  Al 42.7275 ppm, Cu 6.0335 ppm, Si 54.0706 ppm, Ti 39.9182 ppm, and Co, Mn and Mo were not detected. The result analysis showed that the specification of Zr-2 sample is still in the limit so that it can be used as a cladding material. The other impurities such as  B, C, Ca, Cd, Hf, H, Mg, N, Na, Nb, Pb, Ta, U, V, W and O could not measured because the standard materials and the detectors  are not available in place. Key words: Zircaloy-2, emission spectrometry method and X-ray fluorescence (XRF).
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

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.
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

Abstract

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

Abstract

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.