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 276 Documents
 3   4   5   6   7 
PENGARUH SERBUK U-Mo HASIL PROSES MEKANIK DAN HYDRIDE – DEHYDRIDE – GRINDING MILL TERHADAP KUALITAS PELAT ELEMEN BAKAR U-Mo/Al Supardjo Supardjo; Agoeng Kadarjono; Boybul Boybul
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 21, No 2 (2015): Juni 2015
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (1061.813 KB) | DOI: 10.17146/urania.2015.21.2.2260

Abstract

PENGARUH SERBUK U-Mo HASIL PROSES MEKANIK DAN HYDRIDE – DEHYDRIDE – GRINDING MILL TERHADAP KUALITAS PELAT ELEMEN BAKAR U-Mo/Al. Penelitian bahan bakar U-7Mo/Al tipe pelat dilakukan dalam rangka pengembangan bahan bakar U3Si2/Al untuk mendapatkan bahan bakar baru yang memiliki densitas uranium lebih tinggi, stabil selama digunakan sebagai bahan bakar di dalam reaktor dan mudah dilakukan proses olah ulangnya. Lingkup penelitian meliputi pembuatan: paduan U-7Mo dengan teknik peleburan, pembuatan serbuk U-7Mo dengan dikikir dan hydride - dehydride - grinding mill, IEB U-7Mo/Al dengan teknik kompaksi pada tekanan 20 bar, dan PEB U-7Mo/Al dengan teknik pengerolan panas pada temperatur 425oC. Paduan U-7Mo hasil proses peleburan cukup homogen, berat jenis 16,34 g/cm3 dan bersifat ulet, kemudian dibuat menjadi serbuk dengan cara dikikir dan hydride - dehydride - grinding mill. Serbuk U-7Mo hasil proses kikir berbentuk pipih, kontaminan Fe cukup tinggi, sedangkan serbuk hasil proses hydride - dehydride - grinding mill, cenderung equiaxial dengan kontaminan yang rendah. Kedua jenis serbuk U-7Mo tersebut digunakan sebagai bahan baku pembuatan IEB U-7Mo/Al dan PEB U-7Mo/Al dengan densitas uranium 7 gU/cm3 dan diperoleh produk dengan kualitas yang hampir sama. Hasil uji IEB U-7Mo/Al berukuran 25 x 15 x 3,15±0,05 mm, tidak terdapat cacat/retak, distribusi U-7Mo di dalam matriks cukup homogen dan tidak terdapat pengelompokan/aglomerasi U-7Mo yang berdimensi >1 mm. PEB U-7Mo/Al hasil pengerolan dengan tebal akhir 1,45 mm, memiliki ketebalan meat rerata 0,60 mm dan tebal kelongsong 0,4 mm dan terdapat 1 titik pengukuran kelongsong dengan ketebalan 0,15 mm. Dengan membandingkan penggunaan kedua jenis serbuk U-7Mo tersebut, IEB U-7Mo/Al dan PEB U-7Mo/Al yang dihasilkan memiliki kualitas hampir sama. Namun demikian penggunaan serbuk U- 7Mo hasil proses hydride - dehydride - grinding mill lebih baik karena proses pengerjaannya lebih cepat dan impuritas dalam serbuk dapat diperkecil.  INFLUENCE OF U-Mo POWDER BY MECHANICAL AND HYDRIDE - DEHYDRIDE - GRINDING MILL PROCESS RESULT OF U-Mo / Al FUEL PLATE QUALITY. Research of U-7Mo/Al fuel type plate is done in order to develop U3Si2/Al fuel to get a new fuel that has a higher uranium density, stable for use as fuel in the reactor and is easily done if the reprocessed. The scope of the research includes manufacture: U-7Mo alloy with smelting techniques, pulverizing U-7Mo to be filed and hydride–dehydride–grinding mill, U-7Mo/Al fuel core with the technique of compacting at a pressure of 20 bar, and U-7Mo/Al fuel plate with technique of hot rolling at a temperature of 425oC. The U-7Mo alloy results smelting process quite homogeneous, the density of 16.34 g/cm3 and is tenacious, then made powder by means of filed and hydride–dehydride–grinding mill. The U-7Mo powder shaped flat results miserly process, contaminants Fe is high enough, whereas powder process results hydride- dehydride-grinding mill, tend equiaxial with low contaminants. The second type of U-7Mo powder is used as a raw material for making U-7Mo/Al fuel core and U-7Mo/Al fuel plate with 7 gU/cm3 uranium density and obtained product with almost the same quality. The U-7Mo/Al fuel core test results measuring 25 x 15 x 3.15 ± 0.05 mm, there is no defect/crack, U-7Mo distribution in the matrix is quite homogeneous and there is no grouping/agglomeration U-7Mo dimension >1 mm. The U-7Mo/Al fuel plate outcome rolling with a final thickness of 1.45 mm, has a thickness of 0.60 mm and a mean meat cladding thickness of 0.4 mm, and there is one point of measurement of cladding with a thickness of 0.15 mm. By comparing the use of both types of U-7Mo powders the U-7Mo/Al fuel core and U-7Mo/Al fuel plate produced has almost the same quality. However, the use of U-7Mo powder results hydride– dehydride–grinding mill process is better because the workmanship is faster and impurities in the powders can be minimized.
The Strategy to Support HTGR fuels for The 10 MW Indonesia's Experimental Power Reactor (RDE) Taswanda Taryo; Ridwan Ridwan; Geni Rina Sunaryo; Meniek Rachmawati
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 24, No 1 (2018): Februari, 2018
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (660.685 KB) | DOI: 10.17146/urania.2018.24.1.3729

Abstract

The Indonesia’s 10 MW experimental power reactor (RDE) is developed based on high temperature gas-cooled reactor (HTGR) and the program of the RDE was firstly introduced to the Agency for National Development Planning (BAPPENAS) at the beginning of 2014. The RDE program is expected to have positive impacts on community prosperity, self-reliance and sovereignty of Indonesia. The availability of RDE will be able to accelerate advanced nuclear power technology development and hence elevate Indonesia to be the nuclear champion in the ASEAN region. The RDE is expected to be operable in 2022/2023. In terms of fuel supply for the reactor, the first batch of RDE fuel will be inclusive in the RDE engineering, procurement and construction (RDE-EPC) contract for the assurance of the RDE reactor operation from 2023 to 2027. Consideration of RDE fuel plant construction is important as RDE can be the basis for the development of reactors of similar type with small-medium power (25 MWe–200/300 MWe), which are preferable for eastern part of Indonesia. To study the feasibility of the construction of RDE fuel plant, current state of the art of the R&D on HTGR fuel in some advanced countries such as European countries, the United States, South Africa and Japan will be discussed and overviewed to draw a conclusion about the prospective countries for supporting the fuel for long-term RDE operation. The strategy and roadmap for the preparation of the RDE fuel plant construction with the involvement of national stakeholders have been developed. The best possible vendor country to support HTGR fuel for long-term operation is finally accomplished. In the end, this paper can be assigned as a reference for the planning and construction of HTGR RDE fuel fabrication plant in Indonesia.Keywords: RDE, Indonesia, HTGR, fuel, strategy.
AUSTENITIC TYPE STAINLESS STEEL PRODUCTION BY FOUNDRY Nurdin Effendi
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 16, No 2 (2010): April 2010
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (360.422 KB) | DOI: 10.17146/urania.2010.16.2.2431

Abstract

ABSTRACT Austenitic Type Stainless Steel Production by Foundry. Synthesis of austenite stainless steel using extracted minerals from Indonesian mines has been carried out. The starting materials for  austenite alloy consist of granular ferro-scrap, nickel, ferro-chrome, ferro-manganese, and ferro-silicon. A small quantity of  titanium has been added to it, and an extremely low carbon content is maintained in the alloy. However before the actual alloying work starts, the first important step is to carry out the determination of the fractional amount of each starting material necessary to form an austenite stainless steel alloy as specified. Once the componential fraction of each base alloy-element is determined, the raw materials are weighed on the microbalance. After the fractional quantities of each constituent have been computed, an appropriate amount of these base materials are weighed separately on the microscale.  The raw materials are then placed in the induction foundry furnace, which is operated by an electromagnetic inductive-thermal system. The foundry furnace system performs the stirring of the molten materials automatically. The homogenized molten metals are poured down into sand casting prepared in advance. Some of the austenite stainless steel was given heat treatment, followed by preliminary characterization. The microstructure observation concludes that an extensive portion of the sample’s surface turns out to be homogenous and that the grain boundaries appear to be well-defined. X-ray diffraction analysis shows that the material belongs to the fcc crystallographic system, which fits in with the austenite class of the alloy. The Vickers scale hardness distribution in the prehomogenized austenite stainless steel is relative high. The experimental fractional elemental composition data acquired by OES method turn out to differ slightly from the theoretical assumption. Keywords: Stainless Steel, Austenite, synthesis, mining materials.   ABSTRAK: Pembuatan Baja Tahan Karat Jenis Austenit Dengan Pengecoran. Telah dibuat baja austenitik tahan karat dari bahan-bahan tambang yang digali di Indonesia; Bahan-bahan tambang tersebut berupa ferro scrap, ferro chrome, ferro mangan, ferro silicon dan ferro nikel yang kesemuanya dalam bentuk granular-granular.  Austenitic yang dibuat ini juga diberi sedikit titan, serta memiliki kandungan karbon yang sangat rendah. Pembuatan dimulai dengan menghitung porsi bahan-bahan tersebut dari data-data spesifikasi yang diberikan, agar spesifikasi komposisi feritik yang dibuat sesuai dengan yang dikehendaki.  Setelah kuantitas dari setiap bahan mentahnya ditemukan, maka dilakukan penimbangan. Pekerjaan dilanjutkan dengan memasukkan bahan-bahan tersebut kedalam foundry furnace induksi yang memiliki sistem pemanasan induksi elektromagnet. Setelah bahan-bahan tersebut mencair, maka pengadukan dilakukan secara otomatis dari sistem foundry furnace tersebut. Kemudian cairan baja yang telah homogen tersebut dituang kedalam cetakan pasir. Pada sebagian baja tahan karat austenitik tersebut diberi perlakukan panas, dan dilakukan karakterisasi awal. Pengamatan struktur mikro menunjukkan bahwa bahan relatif homogen secara luas dan batas butirnya terlihat jelas.  Pola difraksinya menunjukkan bahwa bahan memiliki struktur kristal fcc yang sesuai dengan baja jenis austenitik Distribusi kekerasan dalam skala Vickers ingot sebelum homogenisasi relatif tinggi. Pengamatan distribusi unsur dilakukan dengan alat optical emision spectrometry (OES) dan hasilnya agak berbeda dengan design spesifikasi yang dikehendaki. Kata kunci: Baja Tahan Karat, Austenit, pembuatan, pengecoran
PENGUJIAN SISTEM DETEKSI GAS HIDROGEN Suliyanto .; Akhmad Saogi Latif
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 14, No 2 (2008): April 2008
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (219.653 KB) | DOI: 10.17146/urania.2008.14.2.2579

Abstract

ABSTRAK PENGUJIAN SISTEM DETEKSI GAS HIDROGEN. Pengujian sistem deteksi  gas hidrogen di IEBE telah dilakukan. Pada sistem deteksi hidrogen IEBE terdapat sensor untuk mendeteksi adanya gas hidrogen yang keluar dari sistem karena kebocoran atau tidak sempurnanya pembakaran hidrogen. Tujuan dari pengujian adalah untuk mengetahui suhu disekitar sensor dan respon indikator warning, evacuate serta failure. Pemeriksaan suhu di sekitar sensor dilakukan dengan cara mengukur suhu di dalam sungkup tempat sensor itu terpasang dengan menggunakan termometer pada 5 kondisi operasi, pada waktu pilot torchs dinyalakan. Pemeriksaan indikator warning dan evacuate pada panel annunciator dilakukan dengan cara menghembuskan gas hidrogen ke sensor. Pemeriksaan indikator failure pada panel annunciator dilakukan dengan cara memutus koneksi output alarm sensor gas (horn 1 dan 2) dengan input dari indikator warning dan evacuate pada panel Annunciator. Suhu disekitar sensor ketika gas pembakar dinyalakan antara 29,68 oC sampai dengan 41,75 oC, berada dibawah 80 0C (daya tahan sensor terhadap panas maksimum). Indikator warning dapat merespon 20 % LEL, sedangkan indikator evacuate dapat merespon 30 % LEL. Indikator failure dapat merespon ketika dilakukan pemutusan koneksi pada indikator warning maupun evacuate. Dari hasil pengujian sistem deteksi gas hidrogen di IEBE, maka dapat disimpulkan bahwa sistem dapat beroperasi dengan baik. Kata kunci: hidrogen, sensor, panel annunciator   ABSTRACT EXAMINATION OF THE HYDROGEN GAS DETECTION SYSTEM. Examination of the hydrogen gas detection system in IEBE have been done. The hydrogen gas detection system in IEBE attached sensor to detect the existence of secretory hydrogen gas from system because leakage or imperfect its hydrogen combustion. Intention of examination is to know the temperature of around sensor and respon of indicator warning, evacuate and failure. Examination of temperature around sensor conducted by measuring under extraction hoods in place of sensor using the thermometer at 5 operating condition, when pilot torchs flamed. Examination of Indicator of warning and evacuate at panel annunciator conducted by combistion of hydrogen gas to sensor. Examination of Indicator failure at panel annunciator conducted by disconnection of link alarm output (horn 1 and 2) to input of warning and evacuate indicator at annunciator panel. Temperature around sensor, when gas burner flamed between 29,68 oC up to 41,75 oC under 80 0C (maximum heat). Warning Indicator can response existence of hydrogen gas equal to 20 % LEL, while evacuate indicator  equal to 30 % LEL. Failure Indicator can response when disconnection of link alarm output to input of warning and evacuate indicator. From examination result, known that the hydrogen gas detection system in IEBE can be operated. Key words: hydrogen, sensor, annunciator panel
Pengaruh Viskositas Sol dan Presolidifikasi Pada Gelasi Eksternal Dalam Pembuatan Gel Ammonium Diuranat Menggunakan Sorrogate Cerium Sukarsono Sukarsono; Meniek Rachmawati
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 23, No 2 (2017): Juni 2017
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (858.884 KB) | DOI: 10.17146/urania.2017.23.2.3229

Abstract

Proses gelasi eksternal digunakan dalam pembuatan gel ammonium diuranat dan diproses lebih lanjut menjadi partikel UO2 terlapis. Partikel UO2 terlapis merupakan inti bahan bakar reaktor suhu tinggi (RST). Dalam makalah ini akan dijelaskan proses gelasi eksternal pembuatan gel menggunakan bahan pengganti (sorrogate) zirkonium yang distabilkan dengan cerium. Penelitian ini bertujuan untuk mempelajari proses gelasi gel ammonium diuranat dan pengaruh viskositas gel serta proses presolidifikasi terhadap kebulatan gel yang dihasilkan. Parameter yang dianalisis adalah viskositas sol dengan variasi penambahan bahan aditif dan proses gelasi dengan presolidifikasi (dengan aliran gas NH3) dan tanpa presolidifikasi (tanpa aliran gas NH3). Gel Ce-Zr dibuat melalui proses yang sama dengan proses pembuatan gel ADU yaitu proses gelasi eksternal. Larutan campuran cerium nitrat dan zirkonium dengan kadar Ce 12% mol ditambahkan urea, tetra hydro furfuryl alcohol (THFA) dan poly vinyl alcohol (PVA) menjadi larutan sol sebagai umpan proses gelasi. Nozzle penetes larutan sol divibrasi dengan frekuensi berkisar 90-110 Hz dengan amplitudo tertentu. Presolidifikasi dilakukan dengan melewatkan tetesan sol pada gas NH3 dan tetesan ditampung pada kolom gelasi berisi NH4OH. Pengoperasian kolom gelasi untuk menghasilkan gel yang bulat dan seragam dilakukan pengaturan frekuensi, amplitudo dan laju alir larutan sol. Kolom gelasi yang diperasikan dengan frekuensi 100 Hz, viskositas larutan sol sebesar 97 cP dan laju alirnya 25,8 mL/menit menghasilkan gel dengan kehalusan, keseragaman dan kebulatan yang relatif baik. Sol dengan viskositas 56 cP mempunyai laju alir yang relatif baik sebesar 28,8 mL/menit, sedangkan pada viskositas 46 cP diperoleh laju alir 30 ml/menit. Pengoperasian alat gelasi pada frekuensi 110 Hz, 100 Hz dan 90 Hz, menghasilkan gel yang halus, seragam dan bulat pada laju alir sol 27,9; 25,8 dan 21,2 mL/menit. Proses gelasi dengan aliran gas NH3 menghasilkan gel yang lebih bulat dan seragam dibandingkan dengan tanpa aliran gas NH3 yang menghasilkan gel yang tidak bulat. Dari penelitian ini dapat disimpulkan bahwa viskositas sol dan frekuensi vibrasi nozzle penetes mempengaruhi laju alir sol tetapi tidak mempengaruhi kebulatan gel. Makin besar viskositas sol, makin kecil laju alir sol untuk mendapatkan gel yang terpisah, seragam dan bulat. Meningkatnya frekuensi vibrasi akan memperbesar laju alir untuk mendapat gel yang baik dan proses gelasi tanpa presolidifikasi menghasilkan gel yang tidak bulat.Kata kunci: proses sol-gel, bahan bakar RST, cerium, zirkonium, gelasi eksternal, presolidifikasi.
PENGARUH NITROCARBURIZING DC-PLASMA TEMPERATUR (550-700)OC TERHADAP PERUBAHAN KEKERASAN PERMUKAAN DAN MIKROSTRUKTUR PADA BAHAN SUS 304 Usman Sudjadi
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 16, No 4 (2010): Oktober 2010
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (1493.595 KB) | DOI: 10.17146/urania.2010.16.4.2422

Abstract

ABSTRAK Pengaruh Nitrocarburizing  DC-Plasma Temperatur (550-700)oC Terhadap Perubahan Kekerasan Permukaan Dan MikroStruktur Pada Bahan SUS 304 Beberapa samples telah di nitrocarburizing pada temperatur (550 – 700) 0C selama 1 jam.  Hasilnya menunjukkan bahwa, pada sample awal kekerasan bahan SUS 304 adalah 260,718 Kgf/mm2, setelah di nitrocarburizing pada temperatur 700 0C selama 1 jam, kekerasannya menjadi 279,88 Kgf/mm2, sedangkan kedalaman maximum atom-atom nitrogen dan carbon yang terdifusi kedalam bahan SUS 304 ialah 3,4 micrometer.  Pengamatan mikrostruktur menunjukkan bahwa pada sample yang telah di nitrocarburizing pada T = 700 0C (t= 1 jam) terlihat jelas adanya lapisan atom-atom N dan C di dalam bahan SUS 304.  Pada sample awal terdapat matrix γ-phase, δ-ferrite, dan twinning transformation. Pada samples yang di nitrocarburizing pada T > 5500C mempunyai matrix γ-phase, δ-ferrite, σ-phase, carbide dan twinning transformation. Kata kunci : Nitrocarburizing, DC plasma, SUS 304, kekerasan, dan mikrostruktur.   ABSTRACT Influence of nitrocarburizing DC Plasma to hardness and microstructure change on SUS 304 material apparatus.  Some samples were nitrocarburized at temperature (550-700) 0C for 1 hour. The results shows that the hardness untreated sample of SUS 304 material was 260,718 Kgf/mm2, after the sample nitrocarburized at temperature 700 0C for 1 hour, the hardness increasing to be 279,88 Kgf/mm2, furthermore maximum depth of carbon and nitrogen atoms that difused in SUS 304 material was 3,4 micrometer.  Microstructure observation shows that the sample after nitrocarburized at temperature 700 0C for 1 hour to be seen very clear that there are layer of N and C atoms in SUS304 material.  Un-treated sample has matrixes γ-phase, δ-ferrite, and twinning transformation. Samples that nitrocarburized at T > 5500C have matrixes γ-phase, δ-ferrite, σ-phase, carbide, and twinning transformation. Keywords : Nitrocarburizing, DC plasma, SUS304, hardness,and  microstructure.
PEMBUATAN STANDAR CESIUM DARI LARUTAN PEB U3Si2/Al PASCA IRADIASI DENSITAS 2,96 gU/cm3 DENGAN METODE PENGENDAPAN CsClO4 Aslina Br. Ginting; Boybul Boybul; Arif Nugroho; Yanlinastuti Yanlinastuti; Noviarty Noviarty; Gatot Wurdiyanto; Hermawan Chandra
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 25, No 2 (2019): Juni, 2019
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (445.367 KB) | DOI: 10.17146/urania.2019.25.2.5457

Abstract

PEMBUATAN STANDAR CESIUM DARI LARUTAN PEB U3Si2/Al PASCA IRADIASI DENSITAS 2,96 gU/cm3 DENGAN METODE PENGENDAPAN CsClO4. Larutan bahan bakar U3Si2/Al pasca iradiasi sebagai hasil analisis burn up banyak dihasilkan di dalam hot cell Instalasi Radiometalurgi (IRM). Larutan tersebut belum dapat dilimbahkan karena masih mengandung isotop 137Cs dan hasil fisi lainnya yang mempunyai waktu paruh panjang, tetapi larutan tersebut dapat digunakan sebagai sumber standar sekunder isotop 137Cs untuk keperluan analisis. Dalam melakukan analisis bahan bakar pasca iradiasi selalu menggunakan metode spektrometer- γ yang valid dan terkalibrasi. Standar yang digunakan untuk mengkalibrasi energi spektrometer-γ adalah isotop 137Cs. Permasalahannya adalah kalibrasi spektrometer-γ tidak dapat dilakukan secara rutin karena tidak tersedianya sumber standar. Kebutuhan standar isotop 137Cs untuk litbang masih tergantung dari luar negeri. Oleh karena itu, pada penelitian ini, PTBBN dan PTKMR bertujuan untuk membuat sumber standar sekunder isotop 137Cs dengan aktivitas 10330 ± 411 Bq. Standar diperoleh dari larutan hasil pemisahan hasil fisi 137Cs dengan uranium dalam PEB U3Si2/Al pasca iradiasi. Pemisahan 137Cs dengan uranium dilakukan dengan metode pengendapan menggunakan serbuk CsNO3 dan HClO4 sebagai carier. Hasil pemisahan diperoleh endapan 137CsClO4, kemudian dikeringkan dan ditimbang, untuk selanjutnya diukur besar aktivitasnya menggunakan spektrometer-γ. Endapan 137CsClO4 keringkemudian dilakukan pengkemasan menjadi sumber standar tertutup (shield source) dan disertifikasi oleh PTKMR sehingga diperoleh standar sekunder isotop 137Cs yang siap digunakan untuk mengkalibrasi energi spektrometer-γ.Kata kunci : Larutan PEB U3Si2/Al, cesium, kalibrasi, standar sekunder, spektrometer-γ
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).
PENENTUAN WAKTU SAMPLING UDARA UNTUK MENGUKUR KONTAMINAN RADIOAKTIF BETA DI UDARA DALAM LABORATORIUM AKTIVITAS SEDANG Sri Wahyunigsih .; Yusuf Nampira .
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 14, No 1 (2008): Januari 2008
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (195.774 KB) | DOI: 10.17146/urania.2008.14.1.2839

Abstract

ABSTRAK PENGUKURAN KONTAMINAN RADIOAKTIF BETA DI UDARA DALAM LABORATORIUM AKTIVITAS SEDANG.  Instalasi Radiometalurgi merupakan laboratorium uji pasca irradiasi bahan bakar nuklir.  Pengujian bahan tersebut secara radiokimia dilakukan di laboratorium aktivitas sedang. Dalam pengujian tersebut  memungkinkan terjadinya penyebaran bahan radioaktif. Untuk mengukur radioaktivitas dalam udara yang dihasilkan dari lepasan bahan uji dibutuhkan penetapan parameter pengambilan sampel dan parameter pengukuran hingga aktivitas radiokontaminan dari pengujian dapat diukur secara optimum dengan meminimumkan gangguan pengukuran radioaktivitas dari bahan radioaktif alam.  Pengukuran radioaktivitas kontaminan  b dalam udara akibat dari kegiatan pengujian dapat memberikan hasil pengukuran yang akurat  bila lama pengambilan sampel antara 20-30 menit dan tanpa penundaan (langsung). Kata kunci : Waktu sampling, udara, kontaminan, radioaktif beta. ABSTRACT MEASUREMENT OF BETA RADIOACTIVE CONTAMINANT IN THE AIR OF MEDIUM ACTIVITY LABORATORY. Radiometallurgy Installation is used for Post Irradiation Examination (PIE) of nuclear fuel. The examination of spent fuel radio-chemically is done at medium activity laboratory. In this examination, the radioactive contaminant may be distributed in the air of working area. To measure radioactivity contaminant in the air caused by PIE activity, air sampling time must be determined and sample counting must be decayed in order to eliminate the natural radioactivity. The measurement result shows that the optimum air sampling time is 20-30  minutes and no decay time of  air sample (directly). Kata kunci : Sampling time, air, contaminant, beta radioaktif.
Analisis Kuat Sumber Neutron Dan Perhitungan Laju Dosis Neutron Teras Awal RDE Suwoto Suwoto; Hery Adrial; Zuhair Zuhair
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 23, No 1 (2017): Februari 2017
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (487.916 KB) | DOI: 10.17146/urania.2017.23.1.3119

Abstract

Teras reaktor RDE (Reaktor Daya Eksperimental) berbentuk silinder non anular, mengadopsi teknologi HTGR (High Temperature Gas-cooled Reactor) berbahan bakar kernel partikel berlapis TRISO dalam bentuk bola (pebble) dan berpendingin gas helium. Desain teras reaktor RDE ini mengadopsi teknologi reaktor temperatur tinggi HTGR dengan keselamatan inherent pasif yang sangat aman. Temperatur keluaran panas gas helium teras reaktor RDE dirancang pada kisaran 700°C dengan temperatur masukan sekitar 250°C. Di samping menghasilkan listrik, reaktor RDE didisain menghasilkan panas temperatur tinggi yang dapat digunakan untuk keperluan kogenerasi lainnya (penelitian panas proses lainnya). Bahan bakar pada RDE berbentuk bola yang berisikan kernel partikel berlapis TRISO yang berupa uranium oksida (UO2) berpengkayaan 17%. Lapisan TRISO terdiri 4 lapisan yaitu lapisan karbon penyangga berpori, lapisan karbon pirolitik bagian dalam (IPyC, Inner Pyrolitic Carbon), lapisan Silikon Karbida (SiC) dan lapisan pirolitik karbon bagian luar (OPyC, OuterPyrolitic Carbon). Analisis kuat sumber dan perhitungan awal laju dosis neutron pada teras RDE dilakukan menggunakan program Monte Carlo MCNP5v1.2. Pemodelan heterogenitas ganda pada bahan bakar kernel partikel berlapis TRISO dan pada bahan bakar bola pada teras RDE. Dengan memanfaatkan program EGS99304, jumlah struktur group energi yaitu 640 (SAND-II group structure) digunakan dalam perhitungan spektrum neutron pada reaktor RDE. Teras reaktor RDE dibagi dalam 100 zona (10 arah radial dan 10 arah aksial). Analisis hasil perhitungan menunjukkan bahwa kuat sumber neutron reaktor RDE sebesar 8,47027X1017 neutron/sekon. Distribusi laju dosis neutron ditentukan menggunakan faktor konversi fluks ke dosis neurton dari International Commission on Radiological Protection, ICRP dan NCRP. Hasil perhitungan awal laju dosis neutron dengan faktor konversi ICRP-21 dan NCRP-38 untuk pekerja radiasi pada arah radial di perisai biologis sudah melemah memberikan nilai masing-masing sebesar 6,69915 µSv/jam dan 6,9964 µSv/jam pada posisi 215 cm dari pusat teras RDE, sehingga pekerja radiasi aman dan terlindungi dari radiasi sesuai dengan persyaratan Perka Bapeten  No. 04 tahun 2013 tentang Proteksi dan Keselamatan Radiasi Dalam Pemanfaatan Tenaga Nuklir yang menetapkan nilai batas dosis efektif rerata untuk pekerja radiasi adalah 20 mSv/tahun (10 µSv/jam). Dari hasil analisis tersebut tampak bahwa model perisai radiasi dan perisai biologis telah memenuhi standar keselamatan radiasi yang disyaratkan.Kata kunci: TRISO, Pebble, MCNP5v1.2, RDE, kuat sumber neutron, laju dosis neutron, ICRP, NCRP

Page 5 of 28 | Total Record : 276

 3   4   5   6   7 

Filter by Year

2008 2022


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