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 11, No 2 (2015): Juni 2015" : 5 Documents clear
Optimasi proses pelindian pada pengambilan uranium dan thorium dalam pembuatan zircon opacifier (ZrSiO4) Sajima .; Moch Setyadji
Jurnal Teknologi Bahan Nuklir Vol 11, No 2 (2015): Juni 2015
Publisher : PTBN - BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (120.01 KB)

Abstract

Abstract The leaching process optimization of uranium and thorium in producing of zircon opacifier (ZrSiO4). The research aims to separate uranium and thorium from zircon opacifier by leaching process using HCl as solvent. The experiments were carried out in a glass reactor. The variables observed were acidity, time and temperature. The grinding powder of zircon which contain ThO2 0.11% and U2O3 0.05% has been leached by chloride acid, then the product was separated by centrifuge. The products were washed by water then the solids were dried in an oven at 105 oC. Uranium and thorium in the feed and product were analyzed by using AAN method. The experiments showed that the optimum conditions process of leaching were: the concentration of acid was 1 M, time was 25 minutes and temperature was 90 oC, the amount of uranium and thorium that was picked up respectively 76.53% and 73.19%.   Keywords : opacifier, acidity, time, temperature, leaching   Abstrak Optimasi proses pelindian pada pengambilan uranium dan thorium dalam pembuatan zircon opacifier (ZrSiO4). Telah dilakukan optimasi pelindian pada pengambilan uranium dan thorium dalam pembuatan zirkon opacifier. Penelitian bertujuan untuk memisahkan uranium dan thorium dari zirkon opacifier dengan cara pelindian menggunakan pelarut HCl. Percobaan dilakukan menggunakan reaktor gelas. Variabel proses yang diteliti adalah keasaman HCl, waktu kontak dan temperatur. Hasil giling dengan kadar ThO2 = 0,11% dan  U2O3 = 0,05 % dilindi menggunakan pelarut HCl, kemudian dipisahkan menggunakan alat pemusing (centrifuge). Padatan zirkon opacifier yang diperoleh dicuci dengan air kemudian dikeringkan dalam oven pada temperatur 105 oC. Analisis kandungan unsur dalam umpan dan hasil proses pelindian dilakukan dengan metoda AAN. Hasil penelitian menunjukkan bahwa kondisi optimum proses tercapai pada keasaman 1 M, waktu kontak 25 menit dan temperatur 90 oC dengan jumlah uranium dan thorium yang terambil masing masing 76,53 % dan 73,19 %.   Kata kunci : opacifier, keasaman, waktu, temperatur, pelindian
Pengaruh penambahan dopan Cr2O3 pada pelet UO2 terhadap sifat termal dan mekanik pin bahan bakar reaktor tipe PWR pasca iradiasi Tri Yulianto; Etty Margi Wigayati
Jurnal Teknologi Bahan Nuklir Vol 11, No 2 (2015): Juni 2015
Publisher : PTBN - BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (130.082 KB)

Abstract

Abstract Effect of Cr2O3 dopant addition on UO2 pellets to thermal and mechanical characteristic of post irradiation PWR fuel pin. Effect of Cr2O3 dopant addition on UO2 pellets to thermal and mechanical characteristic of post irradiation PWR reactor fuel pin using FEMAXI–V computer code to UO2 pellets of large grained pellets and larger density performance has been studied.The grain size can be adjusted by the sinter process and by additives to the dopan such as Cr2O3. Results of the analysis of the effect of the addition of dopants on UO2 pellets to a thermal process for irradiated shows the temperature pattern in the center of the pellet and the gap between pellet and cladding increases.  Results of the analysis of the influence of grain size on the identified characteristics of the pellets UO2 pellets is better than the thermal process analysis indicated the formation of fission gas products decreased grain size ranging from 6.9 μm to 15.5 μm grain size and subsequent increased fission gas products. In general, from the data obtained in this study that the grain size ranging from 6.9 μm (without dopants) to 75.4 μm showed grain size above 9.1 μm and 25.2 μm below the thermal properties of the pellets have a better and safer PRTF in terms of safety compared to without dopants.  The addition of dopants optimal for the manufacture of the next pellet with grain sizes between 9.1 µm to 15.5 µm as a stuffing material that will fuel pins irradiated in the PRTF - Reaktor serba guna G.A. Siwabessy ( RSG-GAS)   Keywords : UO2 pellets, Cr2O3 dopant, thermal properties, mechanical properties, pin   Abstrak Pengaruh penambahan dopan Cr2O3 pada pelet UO2 terhadap sifat termal dan mekanik pin bahan bakar reaktor tipe PWR pasca iradiasi.Telah dipelajari pengaruh  penambahan dopan Cr2O3 pada pelet UO2 terhadap sifat termal dan mekanik pin bahan bakar reaktor tipe PWR pasca iradiasi menggunakan program komputer FEMAXI–V terhadap unjuk kerja pelet UO2 sinter berbutir besar dan densitas yang lebih besar dari hasil penelitian sebelumnya. Hasil pengaruh penambahan dopan pada pelet UO2 terhadap proses termal selama diiradiasi menunjukkan pola temperatur pada pusat pelet dan gap antara pelet dan kelongsong meningkat. Pengaruh besar butir pada pelet teridentifikasi menunjukkan karakteristik pelet UO2 lebih baik dan dari analisis proses termal ditunjukkan terbentuknya produk gas fisi mengalami penurunan mulai dari ukuran butir 6,9 µm sampai ukuran butir 15,5 µm dan selanjutnya produk gas fisi meningkat. Secara umum dari data yang diperoleh pada penelitian ini bahwa ukuran butir mulai dari 6,9 µm (tanpa dopan) hingga 75,4 µm menunjukkan ukuran butir diatas  9,1 µm dan dibawah 25,2 µm memiliki sifat termal pada pelet lebih baik dan aman dari segi keselamatan PRTF dibandingkan dengan tanpa dopan. Penambahan dopan optimal untuk pembuatan pelet berikutnya lebih baik dan aman dengan ukuran butir antara 9,1 µm sampai dengan 15,5 µm sebagai bahan isian pin bahan bakar yang akan diiradiasi di PRTF Reaktor  RSG-GAS.   Kata kunci : pelet UO2, dopan Cr2O3, sifat termal ,sifat mekanik, pin
Modeling pelapisan buffer pada partikel terlapis perbandingan dengan hasil laboratoris pelapisan buffer Sukarsono .; Ariyani K. Dewi
Jurnal Teknologi Bahan Nuklir Vol 11, No 2 (2015): Juni 2015
Publisher : PTBN - BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (1786.016 KB)

Abstract

Abstract Buffer caoting modeling on coating particles comparison with buffer coating laboratory result. A comparation between modeling results with some data buffer coating using either modeling or laboratory data has been performed. Modeling results obtained by assumptions simplifying the process of acetylene into mono cyclic aromatic C6, continues to poly cyclic compound C³10 and of change the deposition of these compounds become pyrocarbon. Modeling is done by preparing the differential equations representing the process occuring in the fluidized reactor, and then solved the  equations by using Matlab. Required data  to solve  the equations obtained from literatures. With the simulation method it was obtained coating speed 1.05 μm/min. The value is almost the same as research data obtained in the laboratory coating buffer with 30% acetylene diluted by argon at the temperature of 1300 oC that obtained coating speed of 1 μm / min. Another mentioned literature data buffer coating had a speed of 15-25 μm/min at 1300-1450oC operation and the result of coating modeling was 45 μm/min. It can be concluded that the difference in modeling and experiment results due to difference in operating conditions or the use of modeling assumptions that have not represented the real system.   Keywords : buffer coating modeling, coated particel, HTR fuel, acethylene Abstrak Modeling pelapisan buffer pada partikel terlapis perbandingan dengan hasil laboratoris pelapisan buffer. Telah dilakukan perbandingan hasil modeling pelapisan buffer dengan beberapa data  pelapisan baik menggunakan modeling maupun data laboratorium. Hasil modeling diperoleh  menggunakan asumsi penyederhanaan proses perubahan asetilen menjadi mono siklis aromatik dengan C6, diteruskan poli siklik C³10 dan deposisi senyawa-senyawa tersebut menjadi pirokarbon. Modeling dilakukan dengan menyusun persamaan diferensial mewakili proses yang terjadi dalam reaktor fluidisasi, kemudian menyelesaikan persamaan diferensial tersebut menggunakan Matlab. Data-data untuk menyelesaikan persamaan diperoleh dari pustaka. Hasil simulasi kecepatan pelapisan buffer diperoleh 1,05  µm/menit. Harga ini hampir sama dengan data penelitian yang diperoleh di laboratorium pelapisan buffer dengan pereaksi asetilen 30% dibawa oleh gas argon, pada suhu 1300oC diperoleh kecepatan pelapisan 1 µm/menit.  Data pustaka lain menyebutkan pelapisan buffer pada suhu 1300-1450oC menyebutkan  kecepatan pelapisan 15-25 µm/menit dan hasil modeling yang lain adalah 45 µm/menit. Dapat disimpulkan bahwa perbedaan nilai hasil modeling dan hasil pelapisan dapat disebabkan karena kondisi operasi yang berbeda maupun penggunaan asumsi penyusunan model yang masih jauh dari sistem nyata.   Kata kunci : modeling pelapisan buffer, partikel terlapis, bahan bakar RST, asetilen
Penentuan burn up mutlak pelat elmen bakar U3Si2-Al tingkat muat uranium 2,96 gU/cm3pasca iradiasi Aslina Br.Ginting; Yanlinastuti .; Noviarty .; Boybul .; Arif Nugroho; Dian Anggraini; Rosika Kriswarini
Jurnal Teknologi Bahan Nuklir Vol 11, No 2 (2015): Juni 2015
Publisher : PTBN - BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (198.196 KB)

Abstract

Abstract Absolut burn-up determination of U3Si2-Al irradiated fuel plate with loading 2.96 gU/cm3. Absolute burn up measurement of U3Si2-Al irradiated fuel element with loading of 2.96 gU/cm3with  RI-SIE 2 code has been done. The burn up calculation of U3Si2-Al irradiated fuel element is based on the content of 137 Cs, 235U and 239 Pu isotopes which is obtained by radiochemical analysis after an appropriate separation. The purpose of the separation a monitoring of the fission product (137 Cs isotope) and the heavy elements (uranium and plutonium) is to get the  amount  of  235U isotope accurately.Separation and analysis of 137Cs isotope had been done by cation exchange using zeolit Lampung and spectrometre-g. While the separation both of isotop 235U and 239Pu had been done by anion exchange column using Dowex 1 x 8 resin. The efluen of U in the column anion exchanger was eluted by using HNO3 8N and the efluent of Pu was eluted by HCl 0.1N + HF 0.036N. Both of isotopes were analyzed by using a spectrometre-a. The analysis result showed that the content of 137Cs isotope in U3Si2-Al irradiated fuel element was 0.000716 g/g sample, while the content of 235U, 239 Pu and 238 Pu were 0.032824 g/g sample, 0.000011g/g sample and 0.000005 g/g sample respectively. The result of measurement 235U isotope compared with initially content of isotop 235U (fabrication data) for being used in the absolute burn up measurement. The result of absolute burn up calculation of U3Si2-Al irradiated fuel U3Si2-Al with loading of 2.96 gU/cm3with RI-SIE 2 code was 51.69 %.   Keyword : Separation and analysis of isotopes (Cs, U, Pu), cation and anion exchange, U3Si2-Al irradiated fuel element, burn up.. Abstrak Penentuan burn up mutlak  pelat elemen bakar U3Si2-Al tingkat muat uranium  2,96 gU/cm3pasca iradiasi. Telah dilakukan perhitungan burn up mutlak bahan bakar PEB U3Si2-Al tingkat muat uranium (TMU) 2,96 gU/cm3 pasca iradiasi dengan kode RI-SIE 2. Perhitungan dilakukan melalui hasilpemisahan dan analisis isotop 137Cs isotop,235U,dan Pu di dalam PEB U3Si2-Al pasca iradiasi secara radiokimia. Tujuan pemisahan isotop hasil fisi khususnya isotop 137Cs dengan  unsur heavy element (uranium dan plutonium) adalah untuk mendapatkan kandungan isotop 235U sisa (tidak terbakar) secara akurat. Pemungutan isotop 137Cs dilakukan dengan metode penukar kation menggunakan zeolit Lampung dan analisisnya menggunakan spektrometer-g, sedangkan pemungutan isotop 235U dan 239Pu dilakukan dengan metode kolom penukar anion menggunakan resin Dowex 1x8. Efluen U di dalam kolom dielusi menggunakan HNO3 8N dan efluen Pu dielusi dengan HCl 0,1N+HF 0,036N dan dianalisis menggunakan spektrometer-α.Hasil analisis menunjukkan bahwa kandungan isotop 137Cs di dalam PEB U3Si2-Al pasca iradiasi diperoleh sebesar 0,000716 g/g sampel, sedangkan kandungan isotop U dan Pu diperoleh masing-masing sebesar235U= 0,032824 g/g sampel, 239Pu= 0,000011g/g sampel dan 238Pu=0,000005 g/g sampel. Kandungan isotop 235U hasil pengukuran selanjutnya dibandingkan dengan kandungan isotop 235U mula-mula (data pabrikasi) untuk digunakan dalam perhitungan burn up mutlak. Hasil perhitungan burn up mutlak bahan bakar PEB U3Si2-Al TMU 2,96 gU/cm3 pasca iradiasi dengan kode RI-SIE 2 diperoleh sebesar 51,69 %.   Kata kunci : Pemisahan dan analisis isotop (Cs, U, Pu), penukar kation dan anion, PEB U3Si2-Al pasca  iradiasi, burn up.
Karakterisasi pelet sinter simulasi DUPIC hasil proses oksidasi-reduksi siklus ke-1 Erilia Yusnitha; Tri Yulianto; Sigit .; Jan Setiawan
Jurnal Teknologi Bahan Nuklir Vol 11, No 2 (2015): Juni 2015
Publisher : PTBN - BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (221.957 KB)

Abstract

Abstract Characterization of UO2 sintered DUPIC simulation fuel pellet of oxidation-reduction process cycle-1. Oxidation process at a temperature of 500 °C had been done to UO2 sintered pellets as DUPIC fuel simulation with burn-up 40 MWd/kgU and 60 MWd/kgU. From oxidation process it was obtained U3O8 powder that then reduced using hydrogen gas at a temperature of 800 oC to reobtain UO2 powder. Characterization of UO2 powder from the cycle-1 of oxidation-reduction process was performed to determine density, surface area, and O/U ratio. To be used as DUPIC fuel, the UO2 powders obtained were compacted to produce green pellets and then were sintered at a temperature of 1700 oC to obtain sintered pellets of oxidation-reduction process product in the cycle-1.  Characterization of sintered pellets was carried out in order to determine the density of sintered pellets, hardness, and microstructure. The experiments showed that bulk density and ratio O/U DUPIC fuel simulation with burn-up 40 MWd/kgU and 60 MWd/kgU were relatively similar, but tap density and surface area were different. Characterization of sintered pellets showed density of sintered pellets DUPIC fuel with burn-up 60 MWd/kgU was better than 40 MWd/kgU. However, the microstructure analysis of sintered pellets with burn-up 60 MWd/kgU was better than burn-up 40 MWd/kgU. Keywords : DUPIC simulated fuel, oxidation-reduction process, density, surface area, O/U ratio.   Abstrak Karakterisasi pelet sinter simulasi DUPIC hasil proses oksidasi-reduksi siklus ke-1. Telah dilakukan karakterisasi terhadap pelet sinter UO2 bahan bakar simulasi DUPIC hasil proses oksidasi-reduksi siklus ke-1. Proses oksidasi dilakukan pada suhu 500 oC terhadap pelet sinter UO2 yang merupakan bahan bakar simulasi DUPIC dengan burn-up 40 MWd/kgU dan 60 MWd/kgU. Dari proses oksidasi tersebut diperoleh serbuk U3O8 yang kemudian direduksi dengan menggunakan gas hidrogen pada suhu 800 oC hingga diperoleh serbuk UO2 DUPIC. Karakterisasi serbuk UO2 hasil oksidasi-reduksi siklus ke-1 tersebut meliputi penentuan densitas, surface area dan rasio O/U. Untuk dapat digunakan sebagai bahan bakar DUPIC, serbuk UO2 yang diperoleh dikompakkan menjadi pelet mentah kemudian disinter pada suhu     1700 oC hingga diperoleh pelet sinter UO2 DUPIC hasil proses oksidasi-reduksi siklus ke-1. Karakterisasi pelet sinter tersebut dilakukan untuk memperoleh data uji densitas, kekerasan dan mikrostruktur. Hasil karakterisasi menunjukkan bahwa serbuk UO2 bahan bakar DUPIC simulasi dengan burn-up 40 MWd/kgU dan 60 MWd/kgU memberikan nilai bulk density dan rasio O/U yang relatif sama, sedangkan tap density dan surface area, memberikan nilai yang berbeda. Hasil karakterisasi pelet sinter diperoleh bahwa densitas pelet sinter UO2 bahan bakar DUPIC simulasi dengan burn-up 60 MWd/kgU lebih baik dari burn-up 40 MWd/kgU, sedangkan mikrostruktur pelet sinter dengan burn up 60 MWd/kgU lebih baik dibandingkan dengan burn-up 40 MWd/kgU.   Kata kunci : Bahan bakar simulasi DUPIC, proses oksidasi-reduksi, densitas, luas permukaan, rasio O/U.

Page 1 of 1 | Total Record : 5

 1 

Filter by Year

2015 2015


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