Article Per Year (5 Year)
p-Index From 2020 - 2025
0.408
P-Index
This Author published in this journals
All Journal Urania Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir
Mirawaty, Mirawaty
Unknown Affiliation
Materials Science & Nanotechnology

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

Found 4 Documents
Search

 1 
KARAKTERISASI RADIONUKLIDA PADA BAHAN BAKAR BEKAS DARI EXPERIMENTAL PEBBLE BED REACTOR Aisyah, Aisyah; Mirawaty, Mirawaty; Saputra, Dwi Luhur Ibnu; Setiawan, Risdiyana
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
ADSORPSI URANIUM TERLARUT OLEH KOMPOSIT AMMONIUM DIHYDROGEN PHOSPHATE/ZEOLIT Purwanto, Yuli; Ibnu Saputra, Dwi Luhur; Mirawaty, Mirawaty; Sugiharto, Untung; Wati, Wati; Rachmadetin, Jaka; Artiani, Pungky Ayu
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 29, No 2 (2023): OKTOBER, 2023
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2023.29.2.6974

Abstract

Zeolit merupakan salah satu mineral aluminosilikat yang banyak dipelajari sebagai material penjerap untuk pengelolaan limbah cair. Mineral ini juga banyak dipelajari untuk pengelolaan limbah cair dari industri nuklir, termasuk di antaranya sebagai penjerap uranium dari limbah cair. Pengelolaan limbah cair yang mengandung uranium ini diperlukan pada setiap tahapan daur bahan bakar nuklir. Modifikasi zeolit, yang dapat dilakukan secara fisika atau kimia, telah dilaporkan dapat meningkatkan kemampuan adsorpsinya. Dalam penelitian ini dilakukan peningkatan kemampuan zeolit dengan menambahkan ammonium dihydrogen phosphate (ADP) sehingga terbentuk komposit ADP/zeolit untuk adsorpsi uranium. Tujuan penelitian ini adalah untuk mempelajari kemampuan komposit ADP/zeolit sebagai penjerap uranium dari limbah cair. Zeolit alam dari Lampung digunakan sebagai material awal. Material komposit dipreparasi dengan mencampurkan ADP dan zeolit dalam labu didih. Komposit ADP/zeolit yang diperoleh dikarakterisasi dengan XRD dan selanjutnya digunakan untuk percobaan adsorpsi uranium yang dilakukan dengan metode batch. Hasil penelitian menunjukkan mineral utama pada zeolit yang digunakan adalah klinoptilolit. Keberhasilan preparasi komposit ADP/zeolit dibuktikan melalui pola difraksi XRD. Hasil eksperimen ditunjukkan dengan kinetika adsorpsi uranium oleh komposit ADP/zeolit yang berlangsung cepat dan mencapai kesetimbangan kurang dari 16 menit. Model kinetika adsorpsi uranium oleh komposit ADP/zeolit model pseudo-orde kedua. Variabel pH menunjukkan adsorpsi uranium nitrat oleh komposit ADP/zeolit optimum pada pH 7. Komposit ADP/zeolit menunjukkan peningkatan kemampuan adsorpsi terhadap uranium dibandingkan dengan zeolit alam. Komposisi penyusun komposit ADP/zeolit didapatkan pada perbandingan ADP : zeolit masing-masing adalah 1:1.Kata kunci: Komposit, zeolit, ammonium dihydrogen phosphate, uranium terlarut, adsorpsi.
ADSORPSI URANIUM MENGGUNAKAN Na DAN Zr – MONTMORILLONITE Ibnu Saputra, Dwi Luhur; Purwanto, Yuli; Setiawan, Risdiyana; Hikmat, Moh. Cecep Cepi; Fadilla, Nayandra Dias; Ayuningtyas, Pratiwi; Musthofa, Malik; Mirawaty, Mirawaty; Rachmadetin, Jaka
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 29, No 2 (2023): OKTOBER, 2023
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2023.29.2.6979

Abstract

Montmorillonite dapat dimanfaatkan sebagai alternatif pengolahan limbah uranium secara adsorpsi. Kation pada interlayer montmorillonite dapat digunakan untuk pertukaran ion dengan uranium. Limbah cair uranium berasal dari sisa proses ekstraksi uranium untuk pengambilan radioisotop molibdenum-99 dan juga pada proses pelarutan yellow cake yang masih mengandung sedikit uranium. Tujuan penelitian ini adalah memodifikasi Na-montmorillonite dengan penambahan zirconium(IV) oxychloride octahydrate (ZrOCl2.8H2O) untuk meningkatkan efisiensi adsorpsinya terhadap uranium. Modifikasi montmorillonite dikarakterisasi dengan XRD dan XRF. Kinetika adsorpsi uranium ditentukan dengan variasi waktu kontak 10, 30, 60, 120, 180, 300, 360, 420 dan 480 menit kemudian ditentukan laju kinetika adsorpsi pseudo orde pertama dan orde kedua. Efisiensi adsorpsi uranium optimum ditentukan dengan variasi pH 3, 5, 7 dan 9.  Hasil kurva plot pseudo orde pertama dan orde kedua menunjukan bahwa Na dan Zr-montmorillonite berada pada plot orde kedua dengan konstanta (k2) adalah 0,000354 dan 0,000458 (g/mg.min). Adsorpsi uranium oleh Na-montmorillonite terjadi pada pH 5 sebesar 93,68 % dan Zr-montmorillonite pada pH 7 sebesar 96,52%. Zr–montmorillonite diperoleh nilai Kd masing-masing sebesar 23,42x103 dan 48,26x103 mLg. Modifikasi Zr dapat meningkatkan efisiensi dan kinetika adsorpsi uranium sehingga berpotensi sebagai alternatif adsorben untuk pengolahan limbah uranium cair.Kata kunci:      Adsorpsi, Na-montmorillonite, Zr-montmorillonite, zirconium(IV) oxychloride octahydrate, larutan uranium
Analisis Kritikalitas Bahan Bakar Nuklir Bekas Reaktor RSG-GAS Pada Rak Berbahan Aluminium Artiani, Pungky Ayu; Mirawaty, Mirawaty; Heriyanto, Kuat
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 (784.828 KB) | DOI: 10.17146/urania.2017.23.2.3280

Abstract

Penggunaan stainless steel sebagai material rak penyimpanan bahan bakar nuklir bekas (BBNB) di fasilitas Kanal Hubung – Instalasi Penyimpanan Sementara Bahan Bakar Bekas (KH-IPSB3) berpotensi menyebabkan terjadinya korosi galvanik pada BBNB sehingga penggantian material rak penyimpanan BBNB perlu dipertimbangkan. Potensi korosi galvanik terjadi karena aluminium sebagai material utama kelongsong Bahan Bakar Nuklir (BBN) Reaktor Serba Guna - G. A. Siwabessy (reaktor RSG-GAS) berinteraksi dengan stainless steel sebagai material rak penyimpan BBNB. Aluminium dapat digunakan sebagai material alternatif rak penyimpanan BBNB untuk mengurangi efek korosi galvanik. Penelitian ini bertujuan untuk mengkaji kritikalitas rak penyimpanan BBNB dengan material aluminium. Jaminan kritikalitas diperlukan untuk menjaga keselamatan fasilitas KH-IPSB3. Rak penyimpanan aluminium yang optimum dikaji dengan melakukan simulasi ukuran pitch dan menghitung laju serapan neutron pada kondisi normal (tidak terjadi kecelakaan). Perhitungan nilai kritikalitas (keff) dilakukan menggunakan program Monte Carlo N-Particle versi 6 (MCNP6). Model yang digunakan adalah model 3-dimensi satu rak utuh yang terisi penuh dengan BBNB di dalam kolam penyimpanan. Hasil perhitungan pada ukuran pitch 127 mm menunjukkan bahwa nilai keff rak penyimpanan BBNB dengan material aluminium (keff = 0,7709) lebih besar 13,20% dibandingkan material stainless steel (keff = 0,6810). Nilai keff rak penyimpanan BBNB dengan material aluminium pada ukuran tersebut masih berada dalam rentang yang disyaratkan yaitu keff kurang dari 0,95. Nilai keff dipengaruhi oleh ukuran pitch, dimana dengan berkurangnya ukuran pitch 1 mm dapat meningkatkan nilai keff sebesar 14,24%. Nilai laju serapan neutron juga mempengaruhi nilai keff, di mana laju serap neutron rak penyimpanan dengan material aluminium lebih kecil dibandingkan material stainless steel. Hasil simulasi menunjukkan bahwa rak penyimpanan dengan material aluminium memenuhi aspek keselamatan untuk digunakan sebagai rak penyimpanan BBNB di KH-IPSB3 karena mempunyai nilai keff < 0,95 pada ukuran pitch lebih dari 112 mm (keff = 0,9196).Kata kunci: kritikalitas, penyimpanan BBNB, rak aluminium, bahan bakar nuklir bekas.
Co-Authors Aisyah Aisyah Artiani, Pungky Ayu Ayuningtyas, Pratiwi Fadilla, Nayandra Dias Hikmat, Moh. Cecep Cepi Ibnu Saputra, Dwi Luhur Jaka Rachmadetin Kuat Heriyanto Musthofa, Malik Risdiyana Setiawan, Risdiyana Saputra, Dwi Luhur Ibnu Sugiharto, Untung Wati Wati Yuli Purwanto, Yuli