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
Jurnal Teknologi Bahan Nuklir
Published by Badan Tenaga Nuklir Nasional
ISSN : -     EISSN : -     DOI : -
Core Subject : Science,
Materials Science & Nanotechnology
Jurnal Teknologi Bahan Nuklir, Alamat Redaksi : Penerbit Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir - BATAN, Kawasan Puspiptek Serpong - Tangerang Selatan 15314, Indonesia
Arjuna Subject : -
Articles 5 Documents
 1 
Search results for , issue "Vol 10, No 1 (2014): Januari 2014" : 5 Documents clear
Pengaruh penjeratan asam-asam terhadap penurunan kadar uranium dan impuritas dalam efluen proses Ghaib Widodo; Rahmiati Rahmiati; Mujinem Mujinem
Jurnal Teknologi Bahan Nuklir Vol 10, No 1 (2014): Januari 2014
Publisher : PTBN - BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (271.751 KB)

Abstract

Abstrak Proses pemungutan uranium dalam efluen proses dapat berjalan efisien apabila kadarasam-asam pengganggu harus diturunkan atau dieliminasi. Efluen proses selain mengandung uranium juga terdapat kompleks asam. Untuk mengindentifikasi kompleks asam tersebut ke dalam efluen ditambahkan sejumlah reagent AgNO3, Pb(NO3)2, Ba(NO3)2 secara berurutan dan bertahap sesuai dengan aturan golongan ion seperti dianjurkan dalam kimia analisis kualitatif. Secara berturut-turut dapat diidentifikasi adanya asam-asam di dalam efluen proses diantaranya : Cl-,CO3=, PO4-3, C2O4= dan harus dieliminasi. Sementara,konsentrasi kompleksNO3-harus didestruksi dan SO4=diturunkan kadarnya.  Hasil yang diperoleh pada proses pengendapan berupa endapan putih masing-masing dari AgCl, Ag2CO3, Ag2C2O4, Ag(PO4)3 Pb2Cl2, PbCO3, PbC2O4, Pb3(PO4)2, BaCO3, BaC2O4, dan Ba3(PO4)2. Dengan menggunakan destruktan formaldehida kadar asam nitrat di dalam efluen turun dari 4,35 N menjadi 2,89 N. Hasil analisis kadar uranium dalam efluen proses yang diperoleh turun dari 600 ppm menjadi 425 ppmatau turun sekitar 29,17% karena sebagian uranium terjebak dalam endapan. Hasil analisis kandungan unsur-unsur impuritas  dalam efluen terbukti masih dalam batas ambang yang diizinkan sebagai umpan proses konversi kimia.   Kata kunci :   Penjeratan asam-asam, uranium, impuritas, efluen proses Abstract The recovery of uranium in the effluent process can be done successfully when the concentration of bully acids should be reduced or eliminated. The process effluent contains uranium and other acid complexes. To identify the acid complexes in the effluent several reagents are added stepwisely the solutions of AgNO3, Pb(NO3)2, Ba(NO3)2 in accordance tostandard qualitative chemical analysis. It has been identified that the effluent containts Cl-, CO3=, PO4-3, C2O4=complexes that should be eliminated. Meanwhile,the concentration of NO3-complexshould be dectructed and SO4=complexshould be lowered. The results obtained in the form of a white precipitates coming from AgCl, Ag2CO3, Ag2C2O4, Ag(PO4)3, PbCl2 , PbCO3, PbC2O4, Pb3(PO4)2, BaCO3, BaC2O4 , and Ba3(PO4)2. By using the formaldehyde solution as the destructant the nitric acid content in the effluent can be reduced from 4.35 N into 2.89 N. The analyses results of the uranium content in the effluent process decreased from 600 ppm to 425 ppmor decrease about  29.17%due to the part of the uranium entrapped in the sediment. The analytical results of the impurity contents in the effluent fullfils the maximum threshold permitted as the feed for further chemical conversion process.   Keywords: Entrapment Acids, uranium, impurity, effluent process
Pemisahan Th dan Ce dari konsentrat serium nitrat hasil olah monasit dengan cara ekstraksi bertingkat MV Purwani MV Purwani1; Prayitno Prayitno
Jurnal Teknologi Bahan Nuklir Vol 10, No 1 (2014): Januari 2014
Publisher : PTBN - BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (625.043 KB)

Abstract

Abstrak Telah dilakukan pemisahaan thorium (Th) dan serium (Ce) dari  konsentrat Ce(NO3)4hasil olah monasit dengan cara ekstraksi catu bertingkat menggunakan ekstraktan TOPO.Fasa air adalah konsentrat Ce(NO3)4yang dilarutkandalam HNO3 dan sebagai ekstraktan atau fasa organik adalah  campuran TOPO 50 gram dalam 1.000 mL kerosen. Waktu ekstraksi  tiap tingkat 15 menit dengan kecepatan pengadukan 175 rpm.Waktu striping setiap tingkat ekstraksi memakai air dan asam oksalatadalah 5 menit. Parameter yang diteliti adalah konsentrasi konsentrat Ce(NO3)4dan konsentrasi HNO3. Kondisi optimum dicapai pada konsentrasi konsentrat Ce(NO3)4100 g/L, konsentrasi HNO3 dan jumlah tingkat ekstraksi = 3. Pada kondisi optimum diperoleh harga Kd Ce = 0,28, Kd Th =0,0005. FP Ce–Th = 566,67 (pada tingkat ekstraksi I), FP Th-Ce  = 85.4444 (pada tingkat ekstraksi II), dan FP Th-Ce = 35,1111 (pada tingkat ekstraksi III).Dengan demikian Th dan Ce dapat terpisah dengan baik pada tingkat ekstraksi II dan pada tingkat ekstraksi III.   Kata kunci:pemisahan, thorium, serium ekstraksi, tri oktil phosphine oxide (TOPO)   Abstract The separation of thorium  (Th) and Cerium (Ce) from Ce(NO3)4 concentrates resulted from the monazite sand’s slurryhas been carried out by extraction using TOPO extractant. The water phase is Ce (NO3)4 concentrate in HNO3 and the organic phase is a mixture of  TOPO 50 grams in 1000 ml of kerosene. Extraction time per level is 15 minutes with agitation rate at 175 rpm. The stripping time every level of extraction using water and oxalic acidis 5 minutes. The variables that being observed are concentration of Ce(NO3)4 concentrate, concentration of HNO3 andstage number of extraction. The optimum condition is achieved at a concentration of Ce (NO3)4at100 g/L, the concentration of HNO3 and stage number of extraction = 3. On this optimum conditions it is obtained that value of Kd Ce = 0.28, Kd Th = 0.0005. SF Ce - Th = 566.67 (at the extraction I), SF Th - Ce = 85.4444 (on the extraction II), and SF Th - Ce = 35.1111 (on the extraction III).ThusThandCecan beseparatedby extraction at thesecond stage extractionandthethirdstage extraction.  Keywords: separation, thorium, cerium extraction, tri-octyl phosphine oxide (TOPO)
Analisisperpindahanpanassolid material RGTT200K Sudarmono Sudarmono
Jurnal Teknologi Bahan Nuklir Vol 10, No 1 (2014): Januari 2014
Publisher : PTBN - BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (817.788 KB)

Abstract

Abstrak Pada saat ini BATAN tengah menyusun konseptual desain reaktor gas temperatur tinggi untuk kogenerasi dengan daya 200MWt yang dinamakan RGTT200K.Reaktor ini menggunakan solid material grafit sebagai moderator dan bahan bakar berpengayaan rendah LEU-TRISO (Low Enriched Uranium-TripleCoated Isotropic), bahan bakar ini menggunakan lapisan grafit di bagian terluar. Grafit memiliki kelakuan yang rumit terkait dengan temperatur tinggi, termasuk perubahan pada sifat termal seperti konduktivitas termal.Oleh karena itu optimasi analisis perpindahan panas solid material di dalam dan di luar teras harus sudah dikerjakan sejak tahap awal desain.Makalahini bertujuan menyampaikan hasil analisis mengenai perpindahan panas solid material RGTT200K, di dalam dan di luar teras reaktor.Analisis dilakukan melalui perhitungan temperatur solid material dan penurunan tekanan gas helium pada RGTT200K menggunakan program THERMIX yang merupakan salah satu program perhitungan panas di dalam program Very Superior Old Program (VSOP). Hasil analisis menunjukkan bahwaperpindahan panas solid material sebagai penyusun bejana reaktor yang diidentifikasi melalui letak atau posisi arah radial di  luar teras berhasil disimulasikan, demikian pula dengan solid material di dalam teras yang merupakan moderator dan bahan bakar. Temperatur solid material tertinggi berada di zona tengah teras sebesar 658oC, sehingga integritassistem pengungkungan produk fisi masih terjaga.   Kata kunci: solid material, RGTT200K, program THERMIX.   Abstract Recently BATAN has been preparinga high temperatur gas reactor conseptual design for cogeneration by power of 200 MWt, namely RGTT200K. The reactor uses graphite solid material as moderator  and LEU-TRISO (Low Enriched Uranium-TripleCoated Isotropic) as fuel element, which graphite is used as outer layer. Regarding to high temperature operation, graphite has complicated characteristics, including thermal conductivity. Therefore the solid material analysis in core and out of the reactor core should be analyzed in the beginning of design.This paper presents the analysis of heat transfer of RGTT200K solid material usingTHERMIX program by calculatingthe solid material temperatures and pressure drop of helium gas, as one of calculation program in Very Superior Old Program (VSOP). The results show that heat transfer of solid material as a reactor vessel component can be simulatedits position succesfully, hence the same with solid material in core as a moderator and fuel element. The highest temperature in the center position is 658oC, therefore the integrity offission product containment is still tenable.   Keywords: solid material, RGTT200K, THERMIX program
Pemungutan isotop hasil fisi 137Cs dan unsur bermassa berat dari bahan bakar U3Si2-Al paska iradiasi Arif Nugroho; Boybul Boybul; Aslina Boru Ginting
Jurnal Teknologi Bahan Nuklir Vol 10, No 1 (2014): Januari 2014
Publisher : PTBN - BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (637.078 KB)

Abstract

Abstrak Telah dilakukan pemungutan dan analisis isotop 137Cs dengan unsur bermassa berat yang terkandung di dalam pelat elemen bakar (PEB) U3Si2-Al paska iradiasi. Tujuan dilakukannya pemungutan adalah untuk mendapatkan kandungan isotop 137Cs , 235U dan 239Pu di dalam PEB U3Si2-Al paska iradiasi untuk selanjutnya dapat digunakan dalam perhitungan burn up. Pemungutan dilakukan dengan metode penukar kation menggunakan zeolit Lampung. Larutan U3Si2-Al paska iradiasi dipipet sebanyak 150 µL dan dimasukkan ke dalam 4 (empat) buah vial. Ke dalam masing-masing vial tersebut ditambahkan zeolit Lampung  dengan variasi berat 300, 400, 500 dan 600 mg. Selanjutnya dilakukan proses penukar kation dengan pengocokan selama 1 jam menggunakan shaker dengan kecepatan 20 rpm dan didiamkan selama 24 jam. Hasil proses penukar kation menunjukkan terpisahnya paduan 137Cs-zeolit sebagai fasa padat dengan isotop U dan Pu sebagai  unsur bermassa berat (heavy element, HE) dalam fasa cair. Padatan 137Cs-zeolit kemudian ditimbang dan dianalisis dengan spektrometer-g sehingga diperoleh kandungan isotop 137Cs. Untuk mengetahui kandungan isotop U dan Pu sebagai HE di dalam fasa cair dilakukan pemipetan supernatan sebanyak 250 µL dan dikenakan proses elektrodeposisi menggunakan media buffer (NH4)2SO4 1M  pada kondisi kuat arus 1,2 Ampere dengan jarak elektroda 10 mm selama 2 jam. Selanjutnya dilakukan pengukuran dan analisis isotop U dan Pu menggunakan spektrometer-a. Hasil pengukuran menunjukkan bahwa zeolit Lampung dengan berat 500 mg adalah berat optimum untuk memungut isotop hasil fisi (137Cs) dari HE. Kandungan isotop 137Cs diperoleh sebesar 0,0118 µg , isotop 235U sebesar 0,3110 µg dan unsur HE sebesar 1,5611 µg dengan deviasi pengukuran sebesar 0,00001 µg.   Kata kunci: Pemisahan, U3Si2-Al paska iradiasi, isotop, zeolit, spektrometer-a/g   Abstract It has been done a recovery and analysis of 137Cs isotope and heavy elements which are present in the irradiated U3Si2-Al fuel plates. The recovery is carried to obtain composition of 137Cs, 235U and 239Pu isotopes which will be used for burn up calculation. The recovery has been done by cation exchange method with Lampung zeolites. About 150 µL of irradiated U3Si2-Al fuel plates solution has been taken and being placed into 4 vials. Moreover, a number of Lampung zeolites have been added into each vial with a variation of weight about 300, 400, 500 and 600 mg. A process of cation exchange has been carried out with a shaker at 200 rpm for 60 minutes and left it for 24 hours. The result of cation exchange process has indicated that there is separation between 137Cs-zeolite and U-Pu which present in the liquid phase. The 137Cs-zeolite are then weighed and analysed using a spectrometer-alpha. The analysis of U and Pu in the liquid phase has been done by taking 250 µl of supernatant solution and being processed with electrodeposition by using buffer media of (NH4)2SO4 1 M with a current of 1.2 Ampere and electrode’s distance at 10 mm for 2 hours. After the electrodeposition process, the solution has been analysed using spectrometer alpha to obtain the composition of U and Pu isotopes. The results show that the optimum weight of Lampung Zeolites for the separation from heavy elements in irradiated fuel plates is 500 mg. Furthermore, it has been obtained 137Cs about 0.0118 µg, 235U 0.3110 µg and heavy elements 1.5611 µg with a measurement deviation about 0.00001 µg.   Keywords: Separation, solution of U3Si2-Al fuel plate irradiated, isotopes, zeolites a/g spectrometre
Efek kerapatan bahan bakar U9-Mo/Al pengayaan rendah terhadap parameter kinetik reaktor riset jenis MTR Surian Pinem; Iman Kuntoro
Jurnal Teknologi Bahan Nuklir Vol 10, No 1 (2014): Januari 2014
Publisher : PTBN - BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar

Abstract

Abstrak Reaktor riset umumnya memerlukan fluks netron yang tinggi agar iradiasi sampel dalam teras reaktor menjadi efektif. Fasilitas iradiasi tinggi dapat menghasilkan fluks netron tinggi bila reaktor didesain dengan teras kompak menggunakan bahan bakar kerapatan tinggi. Untuk mengetahui efek kerapatan bahan bakar dan reflektor pada parameter kinetik maka dilakukan perhitungan pada desain konsepsual teras reaktor riset inovatif (RRI). Teras RRI adalah teras kompak yang menggunakan bahan bakar  U-9Mo/Al kerapatan tinggi sehingga penggunaan bahan bakar lebih ekonomis. Parameter kinetik  yang akan dievaluasi dalam makalah ini adalah fraksi netron kasip efektif, umur generasi netron serempak dan konstanta peluruhan netron serempak. Akurasi perhitungan parameter tersebut dipengaruhi oleh dua hal yaitu tersedianya data tampang lintang netron untuk teras reaktor dan pemilihan metode dalam perhitungan parameter teras.  Perhitungan sel bahan bakar dan batang kendali pada kondisi operasi reaktor menggunakan program WIMSD/5B.  Parameter kinetik dihitung menggunakan program Batan-3DIFF. Hasil yang diperoleh menunjukkan bahwa harga umur netron serempak dan fraksi netron kasip berkurang dengan naiknya kerapatan bahan bakar sementara konstanta peluruhan netron serempak naik dengan naiknya kerapatan bahan bakar. Kerapatan bahan bakar 5,34 gU/cm3 dan reflektor D2O mempunyai keselamatan melekat yang paling aman karena mempunyai umur netron serempak dan fraksi netron kasip terbesar. Teras RRI  dengan kerapatan 5,34 gU/cm3 dan reflektor D2O menghasilkan    fraksi netron kasip sebesar 7,14917E-03 dan umur netron serempak 5,99216E-05 serta konstanta peluruhan netron serempak adalah 119,30 1/s.   Kata kunci: kerapatan bahan bakar, parameter kinetik,  Batan-3DIFF, reaktor RRI   Abstract Research reactors generally require high flux neutron so that  samples irradiation in the reactor  core becomes effective. In order to be able to provide a high  neutron flux in the irradiation facilities then the  reactor is designed by a compact core using  high density fuel. To see the effect of fuel density and reflector  on the kinetic parameter then it has been  calculated for the conceptual design of the reactor core RRI. RRI is compact core and uses high density U-9Mo/Al fuel so more economical. Kinetic parameters to be evaluated in this paper is effective delay neutron fraction, promt neutron generation time and promt neutron decay constant. Accuracy of the calculation of these parameters is influenced by two factors that are availability of the neutron cross-sections data and the selection of reactor core parameters calculation method. Calculation of fuel cells and the control rods in the reactor operating conditions were carried out by WIMSD/5B code. Kinetic parameters were calculated using the  Batan-3DIFF code. The results showed that the effective delay neutron fraction, prompt neutron generation time decreases while promt neutron decay constant increase with increasing density of the fuel. Density of the fuel 5.34 gU/cm3 and D2O reflector have inherent safety of the safest because effective delay neutron fraction and promt neutron generation time are at the largest. RRI core  using fuel density 5.34 gU/cm3 and D2O reflector showed results of effective delay neutron fraction is 7.14917 E-03, prompt neutron generation time is 5.99216 E-05 s and promt neutron decay constant is  119.30 1/s.   Keywords : fuel density, kinetic parameters, Batan-3DIFF, RRI reactor

Page 1 of 1 | Total Record : 5

 1 

Filter by Year

2014 2014


Reset
Filter By Issues
All Issue Vol 11, No 2 (2015): Juni 2015 Vol 11, No 1 (2015): Januari 2015 Vol 10, No 2 (2014): Juni 2014 Vol 10, No 1 (2014): Januari 2014 Vol 9, No 2 (2013): Juni 2013 Vol 9, No 1 (2013): Januari 2013 Vol 8, No 2 (2012): Juni 2012 Vol 8, No 1 (2012): Januari 2012 Vol 7, No 2 (2011): Juni 2011 Vol 7, No 1 (2011): Januari 2011 Vol 6, No 2 (2010): Juni 2010 Vol 6, No 1 (2010): Januari Vol 5, No 2 (2009): Juni 2009 Vol 5, No 1 (2009): Januari 2009 Vol 4, No 2 (2008): Juni 2008 Vol 4, No 1 (2008): Januari 2008 Vol 3, No 2 (2007): Juni 2007 Vol 3, No 1 (2007): Januari 2007 Vol 2, No 2 (2006): Juni 2006 Vol 2, No 1 (2006): Januari 2006 Vol 1, No 2 (2005): Juni 2005 Vol 1, No 1 (2005): Januari, 2005 More Issue