Article Per Year (5 Year)
p-Index From 2019 - 2024
0
P-Index
This Author published in this journals
All Journal Urania Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir
Boybul Boybul
Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir (PTBBN), BATAN Kawasan Puspiptek-Tangerang Selatan 15314, Banten
Materials Science & Nanotechnology

Published : 4 Documents Claim Missing Document
Claim Missing Document
Check
Articles

Found 4 Documents
Search
Journal : Urania Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir

 1 
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.
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.
PENGARUH PARAMETER PROSES ELEKTRODEPOSISI TERHADAP PENENTUAN BERAT ISOTOP 235U DALAM PEB U3Si2/Al PASCA IRADIASI Yanlinastuti Yanlinastuti; Boybul Boybul; Aslina Br. Ginting; Dian Anggraini
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 22, No 2 (2016): Juni 2016
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2016.22.2.3093

Abstract

ABSTRAKPENGARUH PARAMETER PROSES ELEKTRODEPOSISI TERHADAP PENENTUAN BERAT ISOTOP 235U DALAM PEB U3Si2/Al PASCA IRADIASI. Parameter proses elektrodiposisi yang sangat mempengaruhi penentuan berat 235U dalam larutan PEB U3Si2/Al pasca iradiasi adalah kuat arus, waktu proses, volume umpan dan jenis larutan buffer elektrolit iradiasi. Tujuan penelitian adalah untuk mendapatkan parameter proses elektrodeposisi yang optimum dalam menetukan berat isotop 235U dalam PEB U3Si2/Al pasca iradiasi. Proses elektrodeposisi dilakukan dengan beberapa variasi parameter antara lain kuat arus 1; 1,2; dan1,4 ampere dengan waktu 1; 1,5; 2,0; 2,5 dan 3,0 jam, volume umpan standar U3O8 % mulai dari 100; 300; 500; 700 µL dengan variasi jenis larutan buffer elektrolit NH4Cl, NH4OAc,NH4HSO4dan (NH4)2SO4. Hasil proses elektrodeposisi menunjukkan bahwa kondisi optimum proses elektrodeposisi untuk isotop 235U diperoleh pada kuat arus1,2 ampere dengan waktu proses selama 2 jam serta jumlah volume umpan sebesar 300 µL dengan buffer elektrolit NH4HSO4 pada pH 3,5. Hasil proses eletrodeposisi diperoleh berat endapan isotop 235U sebesar 2,314 µg dengan recovery pengendapan sebesar 99,91%.Parameter optimum yang diperoleh selanjutnya digunakan untuk proses elektrodeposisi untuk menentukan berat isotop 235U yang terkandung di dalam larutan PEB U3Si2/Al pasca iradiasi dengan volume umpan sebesar 300 µL. Hasil pengukuran dan analisis dengan menggunakan spektrometer alpha diperoleh berat isotop 235U sebesar 0,403 µg dengan recovery pengendapan sebesar 91,80 %. Dari hasil yang diperoleh dapat dinayatakan bahwa metoda elektrodeposisi cukup baik digunakan untuk menentukan berat isotop 235U di dalam larutan PEB U3Si2/Al pasca iradiasi.Kata kunci: Elektrodeposisi, isotop 235U, spektrometer alpha, PEB U3Si2/Al pasca iradiasi. ABSTRACTEELECTRODEPOSITION PARAMETER EFFECT ON THE DETERMINATION OF 235U ISOTOPE IN U3Si2/Al IRRADIATED FUEL ELEMENT. Electrodeposition process for determination of 235U isotope is effected by current, contact time, feed volume and type of buffer solution. The aim of this research is to obtain optimum parameter of electrodeposition process for 235U determinationin U3Si2/Alirradiated fuel plate. Electrodeposition process is done by some variation of parameters, that are the current 1; 1.2; and 1.4 ampere with variation of time 1; 1.5; 2.0; 2.5 and 3.0 hours.The standard solution volume of 20% U3O8 are 100; 300; 500; 700 µL with variation of electrolyte buffer solution NH4Cl, NH4OAc,NH4HSO4 dan (NH4)2SO4. The result of electrodeposition process showed that optimum condition electrodeposition process for 235U isotope was obtained currents 1.2 ampere with process time during 2 hours, and 300 µL volume feed with electrolyte buffer NH4HSO4 in pH 3,5 .The results of the electrodeposition process was obtained 2.314 µg deposition of the isotope 235U with recovery of 99.91%. The condition optimum parameter above was used for electrodeposition process in determination of 235U isotope which contained in U3Si2/Al irradiated fuel element. The spectrometer alpha analysis was obtained weight of 235U isotope as 0.403 µg with recovery of 91.80%. The conclusion of this research, the electrodeposition methods is good enough to be used for determining 235U isotope in U3Si2/Al irradiated fuel plate.Keywords: Electrodeposition, 235U isotope, alpha spectrometre, U3Si2/Al irradiated fuel plate.
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.
Co-Authors Arif Nugroho Aslina Br. Ginting Dian Anggraini Gatot Wurdiyanto Hermawan Hermawan Iis Haryati Moch Subechi Noviarty Noviarty Rosika Kriswarini Sriyono Sriyono Sutri Indaryati Yanlinastuti Yanlinastuti