cover
Article Per Year (5 Year)
All
Home Page
OAI Link
Editorial Team
Contact
Reviewer
Google Scholar
Contact Name
-
Contact Email
-
Phone
-
Journal Mail Official
-
Editorial Address
-
Location
Kota adm. jakarta selatan,
Dki jakarta
INDONESIA
Urania Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir
Published by Badan Tenaga Nuklir Nasional
ISSN : -     EISSN : -     DOI : -
Core Subject : Science,
Materials Science & Nanotechnology
Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir URANIA adalah wahana informasi tentang daur bagan bakar nuklir yang berisi hasil penelitian, pengembangan dan tulisan ilmiah terkait. terbitan pertama kali pada tahun 1995 dengan frekuensi terbit sebanyak empat kali dalam setahun yakni pada bulan Januari, April, Juli dan Oktober.
Arjuna Subject : -
Articles 6 Documents
 1 
Search results for , issue "Vol 20, No 2 (2014): Juni 2014" : 6 Documents clear
ANALISIS MIKROSTRUKTUR DAN KEKERASAN INGOT Zr-1%Sn-(0,1%;1%)Fe-1%Nb-(x%)Mo DENGAN VARIASI Mo Futichah .; Heri Hardiyanti; Yatno D.A.S .; Ganisa K Suryaman .
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 20, No 2 (2014): Juni 2014
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (636.596 KB) | DOI: 10.17146/urania.2014.20.2.2383

Abstract

ABSTRAK ANALISIS MIKROSTRUKTUR DAN KEKERASAN INGOT Zr-1%Sn-(0,1;1%%)Fe-1%Nb-(x%)Mo DENGAN VARIASI Mo. Untuk memenuhi persyaratan derajat bakar yang tinggi dari elemen bakar maka harus diikuti peningkatan unjuk kerja kelongsong bahan bakar sehingga perlu dilakukan pengembangan material kelongsong berbasis Zr. Tujuan dalam penelitian ini adalah untuk mempelajari pengaruh penambahan Mo terhadap mikrostruktur dan kekerasan paduan Zr-1%Sn-(0,1%;1%)Fe-1%Nb-(x%)Mo. Analisis dilakukan pada sampel paduan Zr-1%Sn-0,1%Fe-1%Nb dan Zr-1%Sn-1%Fe-1%Nb serta kedua paduan yang masing-masing sudah ditambah dengan Mo dengan variasi antara 0,1% - 1,0%. Pengamatan mikrostruktur dengan alat mikroskop optik dan uji kekerasan menggunakan Micro Vickers Hardness. Hasil yang diperoleh pada penelitian ini adalah diameter butir paduuan  Zr-1%Sn-(0,1%)Fe-1%Nb-(x%)Mo terhadap perubahan komposisi Mo menunjukkan bahwa semakin tinggi kadar Mo menyebabkan penurunan diameter butir dan peningkatan kekerasan. Penambahan Mo diatas 0,3% peningkatan kekerasannya rendah dan cenderung stabil sehingga penambahan Mo diatas 0,3% kurang efektif. Pada paduan Zr-1%Sn-(1%)Fe-1%Nb-(x%)Mo, penambahan Mo yang paling efektif adalah maksimum 0,5%. Kata kunci : mikrostruktur, kekerasan , kekuatan mekanik, paduan Zr-Sn-Fe-Nb. ABSTRACT MICROSTRUCTURE AND HARDNESS ANALYSIS OF Zr-1%Sn-(0,1%;1%)Fe-1%Nb-(x%)Mo INGOT WITH VARIATION OF Mo. To meet the requirements of high burnup of the fuel element, it must be followed by the increase performance of fuel cladding material. So , the development of Zr-based cladding materials should be done. The purpose of this research is to study the influence of Mo addition on the microstructure and hardness of Zr-1%Sn-(0,1%;1%)Fe-1%Nb-(x%)Mo alloy. Analyses were performed on   Zr-1%Sn-0.1%Fe-1%Nb and Zr-1%Sn-1%Fe-1%Nb alloy. Mo was added to both of the samples with variations between 0, 1% - 1.0% and each sample was also analyzed. Microstructural observations were done using optical microscopy and hardness test using Vickers Micro Hardness Tester. The results of the experiment show that the grain diameter of  Zr-1%Sn-(0.1%)Fe-1%Nb-(x%)Mo alloy is changing along with the changes of Mo composition. The more addition of Mo cause decrease in grain diameter and increase the alloy hardness. It is also observed that the addition of Mo above average 0.3%, the increase in hardness is not significant and tend to be stable. The addition of Mo above 0.3% is not effective. As for the    Zr-1%Sn-(1%)Fe-1%Nb-(x%)Mo alloy, the most effective amount of Mo addition is 0.5%. Keywords: microstructure, hardness, mechanical strength, Zr-1%Sn-(0,1%;1%)Fe-1%Nb- (x%)Mo Alloy.
PERBANDINGAN UNJUK KERJA POLY ZIRCONIUM COMPOUND (PZC) DARI KAKEN DENGAN POLIMER BERBASIS ZIRKONIUM (PBZ) DARI PTRR UNTUK KOLOM GENERATOR 99Mo/99mTc Kadarisman .; Endang Sarmini .
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 20, No 2 (2014): Juni 2014
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (287.618 KB) | DOI: 10.17146/urania.2014.20.2.2388

Abstract

ABSTRAK PERBANDINGAN UNJUK KERJA POLY ZIRCONIUM COMPOUND (PZC) DARI KAKEN DENGAN POLIMER BERBASIS ZIRKONIUM (PBZ) DARI PTRR UNTUK KOLOM GENERATOR 99Mo/99mTc. Generator 99Mo/99mTc menghasilkan radioisotop 99mTc yang merupakan radioisotop medis utama yang digunakan untuk diagnosis di bidang kedokteran nuklir. Lima (5) buah reaktor nuklir di dunia penghasil utama radioisotop 99Mo (radioisotop induk 99mTc) dari fisi uranium mengalami gangguan serius, demikian juga produksi radioisotop medis 99mTc. Karena itu proses produksi radioisotop induk 99Mo menggunakan metode aktivasi neutron dari target molibdenum dilakukan. Radioisotop 99Mo hasil aktivasi neutron ini mempunyai radioaktivitas jenis rendah, sehingga tidak cocok menggunakan kolom alumina yang kapasitas serapnya terhadap molibdenum kecil (± 2 mg Mo/g Al). Sebagai alternatif digunakan senyawa polimer zirconium yang mempunyai kapasitas serap tinggi (270 mg/g). Penelitian ini membahas perbandingan unjuk kerja Poly Zirconium Compound (PZC) yang dihasilkan oleh Kaken, Co. Jepang dan matrik Polimer Berbasis Zirkonium (PBZ) hasil sintesis PTRR, BATAN. Penelitian ini menetapkan kapasitas serap, efisiensi penyerapan, pengotor 99Mo, efisiensi pemisahan 99mTc dan profil elusi. Hasil unjuk kerja PZC untuk parameter parameter tersebut di atas masing masing 210,62 mg/g, 77,4%, 0,0187 mCi/mCi dan 0,0132 mCi/mCi, 276,35 mCi (86,15%). Sedangkan untuk PBZ masing masing 188,81 mg/g, 79,33%, 0,2337 mCi/mCi dan 31,5615 mCi/mCi, 43,39 mCi (67,90%). Profil elusi 99mTc dari PZC dan PBZ hampir mirip, bahwa tingkat radioaktivitas 99mTc di peroleh sebelum volume eluen mencapai     10 mL. Kata kunci: Polimer zirconium, 99Mo. 99mTc, kolom generator ABSTRACT PERFORMANCE COMPARISON OF POLY ZIRCONIUM COMPOUND ( PZC ) KAKEN WITH POLYMER BASED ZIRCONIUM ( PBZ ) FROM PTRR FOR 99MO/99MTC GENERATOR COLUMN. 99Mo/99mTc generator produce radioisotopes 99mTc which is a major medical on the world radioisotopes are used for diagnosis in the field of nuclear medicine. Five (5) of a nuclear reactor in the world producing radioisotopes 99Mo main (parent of 99mTc radioisotope) from uranium fission seriously impaired, as well as the production of medical radioisotopes 99mTc. Because the parent radioisotope 99Mo production process using neutron activation method from molybdenum targets do. Radioisotope 99Mo from neutron activation results this has kind of low radioactivity, so it is not appropriate to use the alumina column, because the absortion capacity of molybdenum small (Mo ± 2 mg /g Al). As an alternative use of zirconium polymer compound having a high absorption capacity (270 mg/g). This study discusses the performance comparison Poly Zirconium Compound (PZC) by Kaken Co. Japan and Polymer Based Zirconium (PBZ) synthesized by PTRR, BATAN. This study establishes absorption capacity, absorption efficiency, impurity 99Mo , separation efficiency of 99mTc and of the elution profile. Results study, PZC performance parameters for the aforementioned 210.62 mg/g, 77.4%, 0.0187 mCi/mCi and 0.0132 mCi/mCi, 276.35 mCi (86.15%), respectively. As for PBZ, 188.81 mg/g, 79.33%, 0.2337 mCi/mCi and 31.5615 mCi/mCi, 43.39 mCi (67.90%). 99mTc elution profile of the PZC and PBZ almost similar, that 99mTc radioactivity levels obtained before the eluent volume reached 10 mL. Keywords : polymer zirconium , 99Mo, 99mTc , generator column.
TRANSFORMASI STRUKTUR KRISTAL FASA - PADA SERBUK BAJA A2 NON STANDAR BAHAN STRUKTUR REAKTOR Parikin .; T. H. Priyanto .; N. Effendi .; I. Wahyono .
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 20, No 2 (2014): Juni 2014
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (534.394 KB) | DOI: 10.17146/urania.2014.20.2.2384

Abstract

ABSTRAK Transformasi struktur kristal fasa a-g pada Serbuk Baja A2 non Standar Bahan Struktur Reaktor. Dalam memenuhi kebutuhan material baja yang memiliki keunggulan khusus seperti bahan struktur tahan operasi temperatur tinggi, Pusat Sains dan Teknologi Bahan Maju (PSTBM) BATAN telah membuat serial baja austenitik (A) dan feritik (F) non standar secara mandiri, yang diterapkan sebagai bahan struktur reaktor. Sifat tekstur yang mencerminkan kekuatan mekanik bahan teknik pada arah tertentu sangat menarik diteliti. Bahan isotropic yang dibuat dari serbuk sebagai data pembanding terhadap sifat anisotropic akibat perlakuan (pengerolan) digunakan untuk mendapatkan sifat tekstur bahan baja A2 non standar. Tujuan pembuatan bahan serbuk A2 ini adalah untuk melakukan koreksi isotropis terhadap pengukuran sifat tekstur baja A2 non standar. Bahan serbuk Fe, Cr, Ni, Mn dan Si sesuai dengan komposisi A2 dicampur homogen dan dibuat pelet dengan penekanan 6 ton/cm2. Fasa awal serbuk A2 ditransformasikan ke dalam sistem paduan isotropik (fasa matrik) baja A2 non standar dengan proses sintering dan mengacu pada diagram fasa paduan Fe-C serta formulasi karbon ekuivalen (CE). Hasil memperlihatkan bahwa serbuk A2 berhasil mencapai fasa austenitik dari bahan mentah komposit dengan poses sintering 1100 °C selama 6 jam. Analisis kuantitatif Rietveld melaporkan bahwa: struktur pada bahan adalah: 78 % fasa g-Fe (fcc; a=b=c, a=b=g), 16 % fasa Fe3C (rhombohedral; a¹b¹c, a=b=g) dan 6% fasa a-Fe (bcc; a=b=c, a=b=g) yang berasal dari fasa g-Fe metastabil. Kata Kunci : serbuk A2, baja A2 non standar, difraksi neutron, difraksi sinar-X , MAUD dan analisis Rietveld.   ABSTRACT transformation of crystal structure a-g phase on A2 Non Standard Steel Powder AS Reactor Structure MaterialS. For meeting the need for steel materials having a distinctive quality such as high-temperature resistant, the Center for Science and Technology of Advanced Materials (PSTBM) BATAN has independently synthesized a series of non standard austenitic (A) and ferritic (F) steels, which are to be utilized as the fundamental structural material of a nuclear reactor. The study of textural pattern in engineering materials is the area of interest since textural pattern is a manifestation of the mechanical strength properties of the fore-mentioned materials in a particular coordinate or crystallographic direction. Materials with both isotropic and anisotropic properties (due to the rolling treatment ) are used and compared in this work to obtain the texture properties of non-standard steel A2. The purpose of A2 powder material synthesis is to obtain the isotropic correction to the measurement of textural properties of non standard A2 steel. The starting Fe, Cr, Ni, Mn and Si powder materials are homogenously mixed in accordance with the A2 fractional composition and pelletized with a pressure load of 6 tons/cm2. The transformation of the initial A2 phase powder into the isotropic alloy system (matrix phase) A2 non-standard steel is achieved by sintering process in accordance with the phase diagram of Fe-C alloy and the formulation of carbon equivalent (CE). The results show that the non-standard powder alloy A2 has been successfully transformed from composite raw materials into austenitic phase after six hours of sintering at 1100 °C followed by quenching to room temperature. Rietveld quantitative analysis shows that the structure of the material is about 78% g-Fe phase (fcc; a=b=c, a=b=g), about 16 % Fe3C-phase (rhombohedral; a¹b¹c, a=b=g) and about 6 % a-Fe phase ( bcc ; a=b=c a=b=g ) that is originated from g-Fe metastable. Keywords : A2 powder, A2 non standard steels, neutron diffraction, X-ray diffraction, MAUD and Rietveld analysis.
IRRADIATION TEST OF SURROGATED PWR FUEL PIN DESIGN MANUFACTURED WITH nUO2 Suwardi .
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 20, No 2 (2014): Juni 2014
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (351.039 KB) | DOI: 10.17146/urania.2014.20.2.2385

Abstract

ABSTRACT PREDICTION OF DIAMETRICAL BEHAVIOR ON PRELIMINARY IRRADIATION TEST OF SURROGATED PWR FUEL PIN DESIGN MANUFACTURED WITH NATURAL UO2. A prototype of fuel pin design for Pressurized Water Reactor (PWR) has been manufactured in the Experimental Fuel Element Installation (EFEI) at Serpong. Power ramp test facility (PRTF) has been revitalized for testing the prototype performance during power ramp. Base-load irradiation of prototype-2 has been done by simulated power in PRTF. The pertinent parameter of pre-ramp irradiation is pellet and cladding dimensional change up to the point of pellet cladding mechanical interaction (PCMI). Slow ramp power mode has been chosen because the evaluated pin consists of natural uranium pellets. The result shows that dimensional change of pellet and cladding resulting from thermal, mechanical and chemical effect of irradiation occurs until depletion of 235U by burnup below depletion in commercial U enrichment. The maximum fuel temperature is < 60oC, while minimum gap attained 17% of its initial value. It is concluded that the available power inside the PRTF capsule is still below the requirement for fuel pin test. With reference of measured power distribution of RSG-G.A.S. core 83 near PRTF, the author recommends re-evaluating the available flux data inside PRTF capsule to determine if a second simulation is needed. Keywords: modeling, PWR fuel, geometry, mechanical interaction.   ABSTRAK PREDIKSI PERILAKU DIAMETER BATANG PADA UJI IRADIASI PENDAHULUAN DESAIN PIN BAHAN BAKAR PWR DIBUAT DENGAN DENGAN BAHAN UO2 ALAM. Sebuah prototipe desain pin bahan bakar untuk Reaktor Air Tekan (PWR) telah diproduksi di Instalasi Elemen Bakar Eksperimental (EFEI) di Serpong. Fasilitas uji daya naik (PRTF) telah direvitalisasi untuk menguji kinerja prototipe selama daya naik. Iradiasi beban dasar dari prototipe-2 telah disimulasikan dengan menggunakan daya sesuai data PRTF. Parameter penting pada iradiasi daya naik adalah perubahan dimensi pelet dan cladding hingga terjadi interaksi mekanik pelet kelongsong (PCMI). Kenaikan lambat daya telah dipilih karena pin dievaluasi terdiri dari pelet uranium alam. Hasil menunjukkan perubahan dimensi pelet dan cladding yang dihasilkan dari efek termal, mekanik dan kimia iradiasi sampai menipisnya 235U dengan fraksi bakar di bawah deplesi pada pengayaan U komersial. Temperatur bahan bakar maksimal <600 oC, sedangkan gap minimum mencapai 17% dari nilai awalnya. Dapat disimpulkan bahwa daya yang tersedia di dalam kapsul PRTF masih dibawah keperluan untuk uji pin bahan bakar . Dengan referensi distribusi daya RSG-GAS terukur pada teras 83 dekat PRTF, penulis merekomendasikan untuk mengevaluasi kembali data fluks tersedia di dalam kapsul PRTF, kwmudian menentukan apakah simulasi kedua diperlukan. Kata kunci: pemodelan, bahan bakar PWR, geometri, interaksi mekanik.
PEMANFAATAN GAMMA SPEKTROMETRI UNTUK PENGAMATAN DISTRIBUSI PEMBELAHAN DALAM PELAT ELEMEN BAKAR NUKLIR Yusuf Nampira; Sri Ismarwanti; Asnul Sufmawan; Kawkap Mustofa
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 20, No 2 (2014): Juni 2014
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2014.20.2.2386

Abstract

ABSTRAK PEMANFAATAN GAMMA SPEKTROMETRI UNTUK PENGAMATAN DISTRIBUSI PEMBELAHAN DALAM ELEMEN BAKAR NUKLIR PASCA IRADIASI TELAH DILAKUKAN. Unjuk kerja pelat elemen bakar nuklir selama digunakan di reaktor dapat diketahui melalui pengujian pascairadiasi. Salah satu pengujian pasca iradiasi adalah mengamati distribusi hasil belah, yang digunakan untuk menentukan distribusi pembelahan dari bahan dapat belah dalam elemen bakar. Pengamatan ini umumnya dilakukan secara gamma scanning dengan mengamati paparan radiasi-g pada energi tertentu. Pada umumnya penetuan distribusi hasil belah bahan bakar nuklir dilakukan dengan menggunakan spektrometer gamma. Pengamatan yang dilakukan cara manual, yaitu mengkombinasikan antara gerak elemen bakar dan pencacahan aktifitas radionuklida pemancar radiasi-g. Distribusi hasil belah dalam pelat elemen bakar U3Si3-Al diperoleh dengan mencacah radiasi gamma yang dipancarkan oleh sampel, dengan waktu pencacahan 300 detik pada setiap jarak 5 mm. Hasil pencacahan diolah dengan program exel sehingga diperoleh pola distribusi radioaktivitas gamma dalam pelat elemen bakar. Pola distribusi radioaktivitas 137Cs dalam pelat elemen bakar yang diperoleh dari pengamatan ini sesuai dengan pengamatan menggunakan gamma scanning. Pola distribusi hasil belah pemancar-g lainnya di dalam elemen bakar dapat juga dilakukan dengan cara pengamatan ini. Kata kunci : gamma spektrometri, distribusi pembelahan, elemen bakar nuklir, pasca iradiasi. ABSTRACT EXPLOITING OF SPECTROMETRY GAMMA FOR PERCEPTION OF NUCLEAR FISSION DISTRIBUTION IN POST IRRADIATED NUCLEAR FUEL ELEMENT HAVE BEEN DONE. Product of plate of nuclear fuel development performance can be known by post irradiated examination. One of test of post irradiated examination is perceiving of fission product distribution, what is used to determine of fission distribution from fissil material in the fuel element. This perception is generally done by automatically perceivedly of g-radiation at certain energy. In this research the perception of fission product distribution in nuclear nuclear fuel element by used spectrometry of gamma method were done by manual, that is combine between motion of fuel element and count of radio activites of radionuclide of g-radiation transmitter. Distribution of fission product in Nuclear fuel element plate of U3Si3-Al were obtained with count of g-radiation in the count time are 300 second at each distance 5 mm. Datas of this measurements are processed with exel program. pattern of Distribution of count of radioactivity in plate of element burn as according to perception use gamma scanning. Distribution pattern of other fission product g-transmitter in plate of fuel element can be done by this perception. Keywords : gamma spectrometry, fission distribution, nuclear fuel element, post irradiated.
PENGARUH KONSENTRASI ASAM NITRAT, TEMPERATUR PROSES, LAJU PENGADUKAN TERHADAP KADAR URANIUM HASIL PROSES PELARUTAN PADATAN YELLOW CAKE PADA SEKSI 300 DI IEBE Anwar Muchsin; Ghaib Widodo
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 20, No 2 (2014): Juni 2014
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2014.20.2.2387

Abstract

ABSTRAK PENGARUH KONSENTRASI ASAM NITRAT, TEMPERATUR PROSES, LAJU PENGADUKAN TERHADAP KADAR URANIUM HASIL PROSES PELARUTAN YELLOW CAKE PADA SEKSI 300 DI IEBE. Telah dilakukan proses pelarutan serbuk yellow cake sebagai langkah awal dalam proses konversi serbuk yellow cake menjadi serbuk uranium dioksida/UO2. Proses pelarutan dilakukan dalam tangki pelarutan/Dissolver tank DI-301 yang diisi dengan asam nitrat/HNO3 pekat sebanyak 200 L, selanjutnya serbuk yellow cake berdiameter < 5 mm sebanyak 135,64 kg dimasukkan secara perlahan ke dalamnya. Dalam usaha untuk mendapatkan proses pelarutan serbuk yellow cake yang optimal maka perlu dilakukan analis terhadap faktor-faktor yang berpengaruh antara lain konsentrasi asam nitrat, temperatur pelarutan dan laju pengadukan. Dari parameter yang digunakan dapat diperoleh kondisi proses pelarutan terbaik untuk menghasilkan uranil nitrat. Hasil proses pelarutan terbaik pada pelarutan serbuk yellow cake diperoleh pada konsentrasi asam nitrat 7 M, temperatur proses pelarutan 80oC, laju pengadukan 2,75-3 bar, dan diperoleh hasil uranium dalam UN sebesar 290 gU/L. Setelah dibandingkan dengan design process NIRA Italia yang mempunyai kondisi proses pelarutan masing-masing untuk konsentrasi asam nitrat nitrat 7,5-8 M, temperatur proses pelarutan 40-95oC, laju adukan 2,85 bar, dan diperoleh hasil uranium dalam UN sebesar 295,18 gU/L. Hal ini menunjukkan bahwa alat proses khususnya unit pelarutan yang berada di IEBE yang telah dilakukan revitalisasi dan modifikasi ini dapat berfungsi baik seperti desain awal. Kata kunci :  pelarutan, yellow cake, asam nitrat, konsentrasi, temperatur, laju pengadukan. ABSTRACT EFFECT OF NITRATE ACID CONCENTRATION, PROCESS TEMPERATURE, RATE OF STIRRING ON URANIUM CONCENTRATION OF YELLOW CAKE DISSOLUTION IN SECTION 300 IEBE. Yellow cake powder dissolution process as the first step in the conversion process of yellow cake powder into uranium dioxide powder/UO2 has been done. The leaching process was carried out in the dissolving tank. Dissolver tank DI-301 were filled with nitric acid/HNO3 200 L. Yellow cake powder with a diameter < 5 mm in an amount of 135,64 kg was slowly poured into the dissolver tank. In order to obtain optimal dissolution, it is necessary to analyze of some influencing factors such as nitric acid concentration, leaching temperature and rate of stirring. From the parameters used, the best condition for dissolving process to produce uranyl nitrate was obtained. The best result of leaching process was obtained for dissolution process with a concentration of 7 M nitric acid, leaching process at a temperature of 80 oC, stirring rate from 2,75 to 3 bars, which results in the uranium concentration in UN at 290 gU/L. In comparison to NIRA Italian process design, which prescribes the leaching process condition for nitrate concentration of 7,5-8 M nitric acid, temperature process at 40-95 o C, stirring rate at 2,85 bar, the result obtained for the prescribed condition shows that uranium concentration in the UN is 295,18 gU/L. This indicates that the dissolution process in the dissolution units of EFEI (Experimental Fuel Element Installation), which has undergone revitalization, can function in accordance with the initial design. Keywords: dissolution, yellow cake, nitric acid, concentration, temperature, stirring rate.

Page 1 of 1 | Total Record : 6

 1 

Filter by Year

2014 2014


Reset
Filter By Issues
All Issue Vol 28, No 3 (2022): OKTOBER, 2022 Vol 28, No 2 (2022): JUNI, 2022 Vol 28, No 1 (2022): Februari, 2022 Vol 27, No 3 (2021): Oktober, 2021 Vol 27, No 2 (2021): Juni, 2021 Vol 27, No 1 (2021): Februari, 2021 Vol 26, No 3 (2020): Oktober, 2020 Vol 26, No 2 (2020): Juni 2020 Vol 26, No 1 (2020): Februari, 2020 Vol 25, No 3 (2019): Oktober, 2019 Vol 25, No 2 (2019): Juni, 2019 Vol 25, No 1 (2019): Februari, 2019 Vol 24, No 3 (2018): Oktober, 2018 Vol 24, No 2 (2018): Juni, 2018 Vol 24, No 1 (2018): Februari, 2018 Vol 23, No 3 (2017): Oktober 2017 Vol 23, No 2 (2017): Juni 2017 Vol 23, No 1 (2017): Februari 2017 Vol 22, No 3 (2016): Oktober 2016 Vol 22, No 2 (2016): Juni 2016 Vol 22, No 1 (2016): Februari 2016 Vol 21, No 3 (2015): Oktober 2015 Vol 21, No 2 (2015): Juni 2015 Vol 21, No 1 (2015): Februari 2015 Vol 20, No 3 (2014): Oktober 2014 Vol 20, No 2 (2014): Juni 2014 Vol 20, No 1 (2014): Februari 2014 Vol 19, No 3 (2013): Oktober 2013 Vol 19, No 2 (2013): JUNI 2013 Vol 19, No 1 (2013): Februari 2013 Vol 18, No 3 (2012): Oktober 2012 Vol 18, No 2 (2012): Juni 2012 Vol 18, No 1 (2012): Februari 2012 Vol 17, No 3 (2011): Oktober 2011 Vol 17, No 2 (2011): Juni 2011 Vol 17, No 1 (2011): Februari 2011 Vol 16, No 4 (2010): Oktober 2010 Vol 16, No 3 (2010): Juli 2010 Vol 16, No 2 (2010): April 2010 Vol 16, No 1 (2010): Januari 2010 Vol 15, No 4 (2009): Oktober 2009 Vol 15, No 2 (2009): April 2009 Vol 15, No 1 (2009): Januari 2009 Vol 14, No 4 (2008): Oktober 2008 Vol 14, No 3 (2008): Juli 2008 Vol 14, No 2 (2008): April 2008 Vol 14, No 1 (2008): Januari 2008 More Issue