Article Per Year (5 Year)
p-Index From 2021 - 2026
0.23
P-Index
This Author published in this journals
All Journal Urania Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Urania: Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir
Tri Yulianto
Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir - BATAN
Materials Science & Nanotechnology

Published : 3 Documents Claim Missing Document
Claim Missing Document
Check
Articles

Found 3 Documents
Search

 1 
UJI TAK MERUSAK SHORT PIN PWR – FUEL DUMMY PASCA IRADIASI Rohmad Sigit; Refa Artika; Maman Kartaman Ajiriyanto; Tri Yulianto
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 26, No 2 (2020): Juni 2020
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2020.26.2.6058

Abstract

UJI TAK MERUSAK SHORT PIN PWR – FUEL DUMMY PASCA IRADIASI. Pelaksanaan uji pasca iradiasi untuk bahan bakar nuklir digunakan sebagai indikator kehandalan unjuk kerja bahan bakar selama proses iradiasi. Salah satu tahapan awal pengujian pascairadiasi adalah pengujian tak merusak. Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir (PTBBN) melakukan pengembangan bahan bakar reaktor daya tipe Pressurized Water Reactor (PWR). Short pin PWR fuel dummy dengan material kelongsong zircaloy­–4 telah melalui proses iradiasi di Reaktor Serba Guna – G.A. Siwabessy (RSG–GAS) dan telah dikirim ke hot cell Instalasi Radiometalurgi (IRM) – PTBBN. Pengujian tak merusak yang dilakukan di IRM antara lain melalui pengamatan visual dan pengujian radiografi sinar–X. Pengamatan visual dilakukan di hot cell 102 dengan bantuan kamera digital, sedangkan pengujian radiografi sinar–X dilakukan di hot cell 103 IRM. Pengujian radiografi sinar–X menggunakan parameter tegangan dengan interval 120–125 kV dan kuat arus 1000–1100 µA. Material uji ditempatkan pada ketinggian 60 cm dari detector untuk mendapatkan skala 1:1 terhadap benda uji sebenarnya. Pengamatan visual menunjukkan pembentukan beberapa spot yang mengindikasikan terjadinya oksidasi pada permukaan short pin PWR fuel dummy. Pengamatan terhadap citra radiografi yang dihasilkan dari pengujian radiografi sinar–X tidak menunjukkan adanya anomali dengan indikasi ­grey value pada arah aksial dan radial relatif homogen. Secara umum, berdasarkan hasil uji tak merusak, unjuk kerja short pin PWR fuel dummy relatif baik dengan tidak ditemukannya cacat yang signifikan. Sebagai konfirmasi terjadinya pembentukan oksida pada permukaan short pin PWR fuel dummy, perlu didukung oleh pengujian Eddy Current yang dilanjutkan dengan pengamatan mikrostruktur melalui pengujian metalografi.Kata kunci: Short pin, PWR, kelongsong, pasca iradiasi, uji tak merusak, radiografi sinar–X
PENGARUH DISTRIBUSI UKURAN SERBUK UO2 PENGAYAAN 2%–5% PADA DENSITAS PELET UO2 Etty Mutiara; Odi Buana Hutapea; Winter Dewayatna; Tri Yulianto
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 27, No 1 (2021): Februari, 2021
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2021.27.1.6333

Abstract

PENGARUH DISTRIBUSI UKURAN SERBUK UO2 PENGAYAAN 2%–5% PADA DENSITAS PELET UO2. Telah dilakukan studi fabrikasi pelet UO2 sinter menggunakan serbuk UO2 pengayaan 2%, 3%, 4% dan 5% untuk mendapatkan pelet UO2 dengan densitas yang memenuhi syarat sebagai bahan bakar PWR melalui proses kompaksi dan penyinteran. Sepanjang pengetahuan penulis, tidak ada publikasi penelitian tentang hubungan distribusi ukuran serbuk dengan densitas pelet UO2 pada rentang ukuran serbuk yang dipelajari pada penelitian ini. Untuk itu, melalui penelitian distribusi ukuran serbuk UO2 dan fraksi berat masing–masing rentang ukuran serbuk dan pengaruhnya terhadap densitas pelet UO2 akan diperoleh sifat mampu kompak dan mampu sinter masing–masing serbuk UO2 melalui pengukuran densitas pelet mentah dan pelet sinternya. Penelitian ini diawali dengan proses ayak serbuk UO2 umpan untuk mendapatkan data distribusi ukuran serbuk beserta fraksi beratnya, dilanjutkan dengan pengukuran densitas curah dan densitas ketuk. Masing–masing serbuk dengan distribusi ukuran dan fraksi beratnya langsung dikompaksi menjadi pelet mentah dengan variasi tekanan 2, 3 dan 4 ton/cm2, kemudian disinter pada temperatur 1700 °C selama 3 jam. Hasil pengayakan memberikan data bahwa serbuk UO2 pengayaan 2% dan 4% mempunyai distribusi ukuran serbuk monomodal sementara serbuk UO2 pengayaan 3% dan 5% dengan trimodal. Densitas pelet hasil kompaksi serbuk UO2 pengayaan 2%, 3%, 4% dan 5% pada tekanan kompaksi tertinggi berturut–turut sebesar 54,30%TD, 53,19%TD, 52,45%TD dan 52,33%TD. Densitas pelet sinter dari serbuk UO2 pengayaan 2% dan 5% masing–masing berada pada kisaran (91,13 – 91,70) %TD dan (75,33–77,57) %TD sementara pelet sinter pengayaan 3% dan 4% semuanya retak/pecah sehingga densitas tidak dapat diukur. Berdasarkan data densitas pelet disimpulkan bahwa serbuk UO2 pengayaan 2% dengan distribusi ukuran monomodal yang didominasi serbuk berukuran halus yang lebih kecil 75 µm mempunyai mampu kompak dan mampu sinter yang lebih baik dari serbuk lainnya. Penelitian ini perlu dilanjutkan untuk mengetahui lebih jauh berkaitan pemilihan distribusi ukuran serbuk UO2 umpan dengan fraksi beratnya sebagai umpan proses kompaksi dalam upaya mendapatkan pelet UO2 sinter dengan densitas lebih tinggi yang memenuhi persyaratan sebagai bahan bakar PLTN tipe PWR.Kata kunci: Pelet UO2 PWR, distribusi ukuran serbuk, densitas, kompaksi, penyinteran.
PEMBUATAN SERBUK U-6Zr DENGAN PENGKAYAAN URANIUM 19,75 % UNTUK BAHAN BAKAR REAKTOR RISET Masrukan Masrukan; Sungkono Sungkono; Yanlinastuti Yanlinastuti; Tri Yulianto; Ridwan Ridwan
Urania: Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol. 21 No. 3 (2015): Urania: Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir
Publisher : Badan Riset dan Inovasi Nasional

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2015.21.3.2460

Abstract

Making U-6Zr alloy powder with enrichment of 19.75 % for a research reactor fuel has been done. Making of U-6Zr fuel in order to find new fuels that have a high density to replace the existing fuel U3Si2-Al. The purpose of this experiment was to determine the properties of U-6Zr alloy powder obtained from the hydriding-dehydriding process as a candidate research reactor fuel. Initially was made U-6Zr ingot by melting U and Zr metals using electric arc melting furnace. U-6Zr ingots were found then cut into pieces and put into hydriding-dehydriding equipment that operates at pressures 14,46054 psi and hydriding temperatures of 350 oC. Ingots that out of the hydriding-dehydriding equipment becomes brittle then was crushed so becomes powder. Powder that obtained subjected to the test, including chemical composition testing, density, hydrogen content, phase and thermal properties. The results testing show that chemical composition of some elements such as Al, Ca, Cu, and Ni exceeded the permitted limit, each of which contained elements of 202.21 ppm, 214.05 ppm, 61.25 ppm, and 134.53 ppm. On testing the density obtained that U-6Zr powder density of 13.57 g/cc and the testing of hydrogen residual content obtained hydrogen residual content of 0.16 %. For the testing phase were obtained the αU and δU phases, while in testing of the transformation temperature, there are two peaks, the first peak occurs at a temperature of 274 to 311 °C and a second peak occurs at a temperature of 493 to 527 oC. The first peak occurs endothermic reaction by absorbing heat of 6.23 cal/g but not formed a new phase, while the second peak occurs exothermic reaction with brought out heat of -9.34 cal/g and formed αZr phase. Meanwhile, the heat capacity of the test at temperature of 34 to 75 °C, the decrease in the value of the heat capacity accompanied heat absorption. At higher temperatures up to 437 °C, heat capacity value becomes negative and accompanied by heat expenditure. It can be concluded that the alloy the U-6Zr when viewed from the chemical composition can still be used for fuel research reactor. Residual hydrogen still found in small quantities in the U-6Zr powder that can be eliminated by heating for longer. Reaction between Zr with residual hydrogen to form the αZ phase is accompanied exothermic reaction with brought out heat of 93 449 cal/g.
Co-Authors Etty Mutiara Maman Kartaman Ajiriyanto Masrukan Masrukan Odi Buana Hutapea Refa Artika Ridwan Ridwan Rohmad Sigit Sungkono Sungkono Winter Dewayatna Yanlinastuti Yanlinastuti