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 25, No 1 (2019): Februari, 2019" : 6 Documents clear
GAMMA DOSE RATE ANALYSIS IN BIOLOGICAL SHIELDING OF HTGR-10 MWth PEBBLE-BED REACTOR Hery Adrial; Amir Hamzah; Entin Hartini
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 25, No 1 (2019): Februari, 2019
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (1135.65 KB) | DOI: 10.17146/urania.2019.25.1.4923

Abstract

GAMMA DOSE RATE ANALYSIS IN BIOLOGICAL SHIELDING OF HTGR-10 MWth PEBBLE BED REACTOR. HTGR-10 MWth is a high-temperature gas-cooled reactor. The fuel and moderator are pebble shaped with a radius of 3 cm. One fuel pebble consists of thousands of UO2 kernels with a density of 10.4 gram/cc and the enrichment rate of 17%. The core of HTGR-10 MWth is the center of origin of neutrons and gamma radiation resulting from the interaction of neutrons with pebble fuel, moderator and biological shield. The various types of radiations generated from such nuclear reactions should be monitored to ensure the safety of radiation workers. This research was conducted using MCNP-6 Program package with the aim to calculate and analyze gamma radiation dose in biological shield of HTGR-10 MWth. In this study, the biological shield is divided into 10 equal segments. The first step of the research is to benchmark the created program against the critical height of HTR-10. The results of the benchmarking show an error rate of ± 1.1327%, while the critical core height of HTGR 10 MWth for the ratio of pebble fuel and pebble moderator (F:M) of 52: 48 occurs at a height of 134 cm. The rate of gamma dose at the core is 3.0052E + 05 mSv/hr. On the biological shield made of regular concrete with a density of 2.3 grams/cc, the rate of gamma dose decreases according to an equation y = 0.0042 e-0.03x. Referring to Perka Bapeten no 4 of 2013, the safe limits for workers and radiation protection officers will be achieved if the minimum thickness of biological shield is 115 cm with gamma dose rate of 0 mSv/hour.Keywords: Gamma dose rate, HTGR 10 MWth, biological shield, pebble
SENSITIVITY ANALYSIS ON THERMOHYDRAULIC CODE FOR MODIFIED PLATE-FUELED 2 MW TRIGA Endiah Puji Hastuti; Surip Widodo
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 25, No 1 (2019): Februari, 2019
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2019.25.1.4961

Abstract

SENSITIVITY ANALYSIS OF THERMOHYDRAULIC CODE FOR MODIFIED PLATE-FUELED 2 MW TRIGA. The plan to modify TRIGA 2000 Bandung from using regular TRIGA fuel to plate-type fuel should be supported by the use of appropriate computer codes. This research proposes three codes to design reactor thermohydraulics at transient condition. Analysis has been performed to identify code sensitivity using the same input and correlation. The codes used were COOLOD-N2, Heathyd, and PARET-ANL. The input was obtained from preliminary analysis of a flow rate calculation of 70 kg/s and a nominal power of 2 MW. The comparison of these three codes did not consider uncertainty factor for neutronic and technical aspects. The sensitivity analysis on thermohydraulic codes used to calculate heat transfer in the fuel plate of TRIGA reactor at steady state condition indicates similar temperature trend lines for the coolant, plate, and fuel meat. Temperature calculation results obtained from COOLOD-N2, Heathyd and PARET ANL give consistent sensitivity with the differences of coolant temperature from 2.83% to 12.5%; cladding temperature  from 2.14% to 31.30%; and fuel meat temperature  from 6.63% to 18.64%. The margins of flow instability were 5.03; 5.68 and 4.21, respectively for COOLOD-N2, Heathyd, and PARET-ANL. These values show that flow instability has not yet occurred. The results of the analysis show that the use of those three codes for steady state condition using the same input, in which uncertainty factor is neglected, give similar trend for coolant, cladding, and fuel meat temperature. As the modelling in each code is different, the values obtained are not exactly the same.Keywords: sensitivity analysis, TRIGA Plate, COOLOD-N2, Heathyd, PARET-ANL
KARAKTERISASI RADIONUKLIDA PADA BAHAN BAKAR BEKAS DARI EXPERIMENTAL PEBBLE BED REACTOR Aisyah Aisyah; Mirawaty Mirawaty; Dwi Luhur Ibnu Saputra; Risdiyana Setiawan
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 25, No 1 (2019): Februari, 2019
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (290.154 KB) | DOI: 10.17146/urania.2019.25.1.5024

Abstract

KARAKTERISASI RADIONUKLIDA PADA BAHAN BAKAR NUKLIR BEKAS DARI EXPERIMENTAL PEBBLE BED REACTOR. Arbeitsgemeinschaft Versuchsreaktor (AVR) merupakan reaktor nuklir jenis High Temperature Gas Cooled Reactor (HTGR) yang menggunakan bahan bakar berbentuk pebble berlapis TRISO dengan tipe yang sama  dengan Reaktor Daya Eksperimental (RDE) yang direncanakan akan dibangun di Indonesia. Oleh karena itu karakteristik radionuklida dalam bahan bakar bekas (BBNB) reaktor AVR dapat digunakan untuk mempelajari karakteristik BBNB reaktor RDE. Salah satu hal penting dalam operasional reaktor nuklir adalah pengelolaan BBNB yang ditimbulkannya. Pengelolaan BBNB reaktor AVR dilakukan dengan penyimpanan dalam dry cask untuk jangka waktu yang lama. Upaya untuk mendisain keselamatan dalam sistem penyimpanan BBNB salah satu kajian penting yang diperlukan adalah karakterisasi radionuklida yang terkandung dalam BBNB. Pada penelitian ini dilakukan karakterisasi radionuklida yang terkandung dalam BBNB dengan menggunakan software ORIGEN 2.1 yang didasarkan pada operasional reaktor AVR. Penelitian ini bertujuan untuk analisis keselamatan penyimpanan BBNB pebble pada dry cask dalam jangka panjang. Hasil penelitian menunjukkan bahwa sampai dengan waktu penyimpanan selama 100 tahun, BBNB sebuah pebble memiliki karakteristik radionuklida hasil aktivasi, aktinida dan anak luruhnya, serta radionuklida hasil fisi dengan total konsentrasi aktivitas sebesar 4,03x1010 Bq/g. Sampai dengan waktu penyimpanan 100 tahun konsentrasi aktivitas radionuklida total dalam dry cask sebesar 7,66x1013 Bq/g untuk kapasitas dry cask yang berisi BBNB pebble berjumlah 1900 buah. Terdapat BBNB pebble dalam dry cask yang mengalami kerusakan pada lapisan TRISO, sehingga dalam  dry cask kemungkinan terdapat beberapa radionuklida hasil fisi yang dapat lepas dari BBNB  seperti 85Kr, 135Xe, dan 131I yang berupa gas, serta  137Cs,106Ru, 110mAg dan 107Pd yang bersifat logam.Kata kunci: Karakterisasi radionuklida, AVR, bahan bakar nuklir bekas, pebble berlapis TRISO
ADSORPTION OF URANIUM SIMULATION WASTE USING BENTONITE:TITANIUM DIOXIDE Kris Tri Basuki; Lutfi Aditya Hasnowo; Elza Jamayanti
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 25, No 1 (2019): Februari, 2019
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2019.25.1.4527

Abstract

ADSORPTION OF URANIUM SIMULATION WASTE USING BENTONITE TANIUM DIOXIDE. Bentonite is a clay material of high surface area that have galleries within its structure. Bentonite that is modified with TiO2 will have high adsorption capability. In this study, natural bentonite and bentonite:TiO2 were characterized with FTIR, XRD and BET instruments to determine functional group, basal spacing, and specific surface area. This study also investigates the adsorption of bentonite:TiO2 in various environmental factors, such as pH (pH 1, 3, 5, and 8), contact time (10, 20, 30, 40, 50, 60, 70, 90, and 120 min), and initial uranium concentration (20, 40, 60, 80 ppm), and their influences on adsorption capacity, and determine the kinetics equation and adsorption isotherm. Based on FTIR analysis, a decrease in the band of O-H bond from water molecule was observed, which indicates the presence of TiO2 in bentonite interlayer structure. The XRD characterization of bentonite:TiO2 does not show diffraction peak in 001 plane. This is due to delamination of bentonite interlayer structure. Delamination is caused by the presence of TiO2 in large quantities, thus damaging the bentonite interlayer structure into irregular sheets. Bentonite as sheets will cause the basal spacing to increase and it is anticipated that XRD will find it difficult in detecting the 001 plane at a low 2 theta angle. The surface area of bentonite:TiO2 has increased by 12.04 m2/g. The maximum adsorption capacity of U(VI) took place at pH 5.0 for 70 minutes contact time and uranium concentration of 60 ppm. In this study, the adsorption kinetic and adsorption isotherm are pseudo second-order kinetic and Langmuir isotherm. The kinetic constant and maximum adsorption capacity of bentonite:TiO2 are 0.075 g/mg.min and 5.848 mg/g respectively.Keywords: Bentonite, TiO2, Adsorption, Uranium
Perilaku Elektrokimia Baja Tahan Karat SS 316 Dalam Media Nano Fluida Djoko Hadi Prajitno; Jan Setiawan
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 25, No 1 (2019): Februari, 2019
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2019.25.1.5053

Abstract

PERILAKU ELEKTROKIMIA BAJA TAHAN KARAT SS 316 DALAM MEDIA NANO FLUIDA. Korosi merupakan permasalahan umum yang sering terjadi pada logam dan paduannya. Metode pengujian secara elektrokimia merupakan salah satu metode yang tepat untuk mempelajari korosi logam dan paduannya dalam lingkungan tertentu. Pada penelitian ini dilakukan evaluasi baja tahan karat SS 316 dalam media air demin dan nano fluida yang mengandung partikel nano ZrO2 dengan metode elektrokimia. Potensial korosi, polarisasi Tafel, dan Electrochemical Impedance Spectroscopy (EIS) digunakan untuk mempelajari perilaku elektrokimia baja tahan karat SS 316 dalam media air demin dan nano fluida dengan variasi waktu perendaman selama 10, 60 dan 120 menit.  Hasil pengukuran terhadap potensial korosi baja tahan karat SS 316 dalam media air demin dan nanofluid menunjukkan peningkatan seiring dengan bertambahnya waktu perendaman. Hasil pengukuran konstanta Tafel anodik pada baja tahan karat SS 316 dalam media air demin dan nano fluida menunjukkan bahwa nilai konstanta Tafel naik dengan dengan bertambahnya waktu perendaman. Hasil analisis polarisasi Tafel ditunjukkan bahwa laju korosi baja tahan karat SS 316 dalam media air demin dan nanofluid tidak terlihat perbedaan yang berarti dan laju korosi cenderung turun seiring dengan bertambahnya waktu perendaman.  Hasil analsis dengan EIS pada baja tahan karat SS 316 menunjukkan bahwa nilai impedance yang tinggi dalam media nano fluida sehingga memiliki laju korosi yang rendah bila dibandingkan dalam media air demin. Analisis dengan difraksi sinar X (X-RD) menunjukkan bahwa fasa utama pada baja tahan karat SS 316 hasil pengujian korosi dalam media air demin dan nano fluida adalah γ-austenit. Baja tahan karat SS 316 mempunyai ketahanan korosi yang tinggi dalam media air demin dan nano fluida dengan laju korosi di bawah 1 MPY.Kata kunci: SS 316, korosi,  ZrO2, nano fluida, metode EIS
Ketahanan Oksidasi Zirkaloy-4 yang Dipadu dengan Yttrium Pada Suhu Tinggi Perdana Immanuel; Pradoto Ambardi; Djoko Hadi Prajitno
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 25, No 1 (2019): Februari, 2019
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2019.25.1.4663

Abstract

KETAHANAN OKSIDASI ZIRCALOY-4 YANG DIPADU DENGAN YTTRIUM PADA TEMPERATUR TINGGI. Yttrium merupakan salah satu logam unsur tanah jarang yang digunakan untuk memperbaiki sifat logam. Penelitian ini dilakukan untuk mengetahui pengaruh penambahan Yttrium terhadap ketahanan oksidasi paduan zirkonium-4 pada temperatur tinggi dengan menggunakan metode oksidasi isothermal pada temperatur 900 °C dan 1000 °C. Penelitian ini dilakukan dengan  tiga (3) variasi konsentrasi yttrium yaitu 0 % berat, 0,5 % berat dan 1 % berat dan sebagai pemadu pada zircaloy-4 (Zr, Sn, Fe, dan Cr).  Proses oksidasi isotermal dilakukan pada temperatur 900 °C dan 1000 °C dengan waktu pemanasan 9 jam terhadap sampel as cast di dalam tungku tabung. Sampel zircaloy-4 yang telah dioksidasi kemudian dilakukan pengujian meliputi metalografi, kekerasan, X-Ray Difraction (XRD) dan pengukuran ketebalan oksida. Hasil pengujian menunjukkan bahwa kandungan  variasi yttrium tidak mempengaruhi nilai kekerasan yang berarti. Semakin besar kandungan yttrium yang ditambahkan mengakibatkan nilai kekerasan semakin menurun, namun penambahan unsur yttrium dapat mempengaruhi ketahanan oksidasi pada temperatur tinggi yang ditunjukkan oleh perubahan grafik ketebalan oksida serta morfologi permukaan oksidasi dari setiap sampel yang dianalisis.Kata Kunci : zircaloy-4, oksidasi isotermal, variasi yttrium.

Page 1 of 1 | Total Record : 6

 1 

Filter by Year

2019 2019


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