Uji tidak merusak bahan bakar U3Si2-Al tingkat muat uranium 4,8 g/cm3 pasca irradiasi fraksi bakar 20% dan 40%

Yusuf Nampira (Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir (PTBBN), BATAN Kawasan Puspiptek-Serpong, Tangerang Selatan 15314, Banten)
Sri Ismarwanti (Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir (PTBBN), BATAN Kawasan Puspiptek-Serpong, Tangerang Selatan 15314, Banten)

Jurnal Teknologi Bahan Nuklir
Vol 10, No 2 (2014): Juni 2014

Abstrak Pengembangan  bahan bakar nuklir  reaktor riset uranium silisida/aluminium bertujuan untuk memperpanjang penggunaannya di reaktor dilakukan dengan meningkatkan tingkat muat uranium dari 2,9 gU/cm3 menjadi 4,8 gU/cm3 dalam bahan bakar tersebut.  Untuk mengetahui unjuk kerja bahan bakar ini dalam penggunaannya di reaktor perlu dilakukan pengujian pasca irradiasi, diantaranya uji tidak merusak penyapuan gamma, pengamatan visual, pengukuran ketebalan terhadap elemen bakar nuklir uranium silisida tingkat muat uranium 4,8 g/cm3 pasca irradiasi dengan fraksi bakar 20% dan 40%.  Hasil pengujian menunjukkan bahwa  distribusi fraksi bakar 235U dalam pelat ke dua elemen bakar mengikuti pola distribusi normal.  Bagian tengah elemen bakar dengan fraksi bakar 40%, mencapai fraksi bakar 53%, swelling pelat elemen bakar sangat kecil lebih kecil dari 1% dan tidak ditemukan  korosi yang  dapat berpotensi lepasnya  uranium dan hasil belah dari pelat elemen bakar. Elemen bakar uranium silisida tersebut mempunyai unjuk kerja  yang baik.   Kata kunci : Bahan bakar nuklir, uji tidak merusak, pasca irradiasi, fraksi bakar 20%-40%.   Abstract Development of nuclear fuel research reactor uranium silicide / aluminum with the aim to extend its use in the reactor is done by increasing the fuel density from 2.9 gU /cm3 to 4.8 gU /cm3. Performance of these fuels in the reactor is carried out by investigating the post  irradiation examination, including non destructive tests, such as: the gamma scanning, visual observation, measurement of the thickness of the uranium silicide/aluminium fuel element loading level of 4.8 gU / cm3 after irradiation with a burnup of 20% and 40%.  These experimental results show that the burn-up distribution of 235U in the fuel plates follow a normal distribution pattern. In case of fuel plate irradiated up to 40% burnup, the burnup in the middle part of the fuel reaches 53% with very small (less than 1%) and no corrosion that can potentially release of uranium. It is concluded that the uranium silicide fuel elements have good performance. Keywords: nuclear fuel, non destructive test, post-irradiation, 20% -40% burnup.