Boybul Boybul
Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir (PTBBN), BATAN Kawasan Puspiptek-Tangerang Selatan 15314, Banten

Published : 2 Documents Claim Missing Document
Claim Missing Document
Check
Articles

Found 2 Documents
Search

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.
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.