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 4, No 2 (2008): Juni 2008" : 5 Documents clear
PEMISAHAN MOLIBDENUM DARI URANIUM DENGAN CARA EKSTRAKSI KROMATOGRAFI MENGGUNAKAN KOLOM SILIKA-TBP Endang Susiantini
Jurnal Teknologi Bahan Nuklir Vol 4, No 2 (2008): Juni 2008
Publisher : PTBN - BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (668.746 KB)

Abstract

ABSTRAK PEMISAHAN MOLIBDENUM DARI URANIUM DENGAN CARA EKSTRAKSI KROMATOGRAFI MENGGUNAKAN KOLOM SILIKA-TBP. Telah dilakukan pemisahan molibdenum dari uranium sebagai langkah awal dalam pengembangan pembuatan 99Mo yang akan diiradiasi dengan akselerator di PTAPB untuk kepentingan kedokteran nuklir. Ekstraksi kromatografi dilakukan dengan menggunakan TBP (Tributyl phosphate) sebagai ekstraktan yang diimpregnasikan pada silika sebagai fase diam dan sebagai fase gerak digunakan simulasi campuran larutan uranil nitrat dan molibdenum 5 - 10 ml masing-masing berkadar 100 - 339,4 gU/L dan 200 - 500 ppm. Kolom ekstraksi 50,5 cm terbuat dari gelas dengan tinggi bahan isian silika-TBP 10 cm sebanyak 7 gram, diameter 1,2 cm. Dari atas kolom dimasukkan umpan dengan laju alir 0,5 ml/menit dan setiap 2 menit (1 ml) diambil untuk dianalisis. Uranium yang menempel pada silika-TBP berwarna kuning sedangkan molibdenum tidak berwarna dan lolos dari kolom. Molibdenum yang lolos dianalisis dengan alat Spektronik-20 pada panjang gelombang 460 nm dalam bentuk molibdenum Mo(SCN)5 berwarna merah oranye. Uranium yang menempel pada silika-TBP dielusi menggunakan HNO3 0,1N hangat (suhu 60 °C) dan dianalisis secara titrimetri menggunakan metode Titan. Pada volume umpan campuran 10 ml berkadar 300 ppm molibdenum dan uranium 100 gU/L diperoleh faktor pisah (α) 7,49. KATA KUNCI: Impregnasi, TBP, Silika-TBP, 99Mo ABSTRACT SEPARATION OF MOLYBDENUM FROM URANIUM BY CHROMATOGRAPHIC EXTRACTION USING SILICA-TBP COLUMN. Separation of molybdenum from uranium as the first step of development in producing 99Mo that will be irradiated using accelerator in PTAPB for nuclear medicine has been carried out. Chromatographic extraction was conducted using TBP (Tributyl phosphate) as the extractant that was impregnated in silica as the stationary phase, and simulated mixture of uranyl nitrate and molybdenum 5 - 10 ml with the concentration of 100 - 339.4 gU/L and 200 - 300 ppm respectively was used as the mobile phase. The 50.5 cm column extraction made from glass was packed with material of silica-TBP up to a height of 10 cm with a weight of 7 gram and a diameter of 1.2 cm. The feed was poured from the top of the column with a flow rate of 0.5 ml per minute and every two minutes (1 ml) the sample was analyzed. The uranium impregnated in silica-TBP was yellow in colour while molybdenum was colourless and passed through the column. The effluent that consisted of molybdenum was determined by Spectronic-20 at a wavelength of 460 nm in the form of complex Mo(SCN)5 molybdenum with orange in colour. The uranium attached to silica-TBP was eluded with warm HNO3 0.1 N (temperature of 60 ° C) and analyzed titrimetrically using Titan method. At 10 ml mixture feed volume with molybdenum concentration of 300 ppm and uranium 100 gU/L, a separation factor (α) of 7.49 was obtained. FREE TERMS: Impregnation, TBP, Silica-TBP, 99Mo
IDENTIFIKASI UNSUR REAKTIF PADUAN SUPER MA 6000 AKIBAT OKSIDASI TEMPERATUR TINGGI Elman Panjaitan
Jurnal Teknologi Bahan Nuklir Vol 4, No 2 (2008): Juni 2008
Publisher : PTBN - BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (1303.799 KB)

Abstract

ABSTRAK IDENTIFIKASI UNSUR REAKTIF PADUAN SUPER MA 6000 AKIBAT OKSIDASI TEMPERATUR TINGGI. Telah dilakukan penelitian identifikasi unsur reaktif pada paduan super MA 6000, yang dikenai proses oksidasi pada temperatur 1100 °C selama 72 jam menggunakan mikroskop elektron transmisi (TEM) yang dilengkapi dengan analisator energi sinar-X terdispersi (EDX). Penelitian ini bertujuan untuk dapat mengetahui pengaruh unsur reaktif terhadap lapisan oksida yang terbentuk pada paduan super MA 6000. Hasil penelitian menunjukkan lapisan oksida yang terbentuk adalah oksida aluminium berbentuk kolumnar. Pada lapisan tersebut terbentuk juga endapan-endapan utama yang kaya dengan unsur reaktif yitrium (Y) dan titanium (Ti), dan unsur-unsur minor kromium (Cr), nikel (Ni) dan besi (Fe) sebagai unsur sisa oksida. Proses pemanasan suhu tinggi dalam durasi waktu lama tidak menunjukkan spalasi lapisan oksida. Fase lapisan oksida aluminium adalah fase-α yang mempunyai sistem kristal fcc (face-centered cubic). KATA KUNCI: Unsur reaktif, Paduan super, MA 6000, Oksidasi ABSTRACT IDENTIFICATION OF REACTIVE ELEMENTS IN MA 6000 SUPER ALLOYS DUE TO OXIDATION AT HIGH TEMPERATURE. Identification of reactive elements in MA 6000 super alloys due to oxidation at temperature of 1100 oC for 72 hours has been observed using a Transmission Electron Microscope (TEM) and Energy Dispersive X-ray. The goal of the research is to determine of the effects of reactive elements on oxide layers formed on MA 6000 super alloys. The result shows that the columnar shape of aluminum oxide was formed on the oxide layer. It was also observed that the oxide layer contained precipitates rich in reactive elements yttrium (Y) and titanium (Ti), and some minor elements chromium (Cr), nickel (Ni) and iron (Fe) as oxide residual elements. Heat treatment at high temperature for long period did not show any spallation of the oxide layer. The aluminum oxide layer was an α-phase with a face-centered cubic (fcc) crystal structure. FREE TERMS: Reactive element, Super alloys, MA 6000, Oxidation
MONITORING PROSES CREEP SECARA TAK RUSAK DENGAN METODE ULTRASONIK Roziq Himawan; Farokhi .
Jurnal Teknologi Bahan Nuklir Vol 4, No 2 (2008): Juni 2008
Publisher : PTBN - BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (2680.509 KB)

Abstract

ABSTRAK MONITORING PROSES CREEP SECARA TAK RUSAK DENGAN METODE ULTRASONIK. Banyak komponen PLTN yang mengalami degradasi material diakibatkan oleh fenomena creep karena beroperasi pada lingkungan temperatur dan tegangan tinggi. Untuk mencegah terjadinya kegagalan selama PLTN beroperasi, dilakukan penelitian monitoring proses creep secara tak merusak dengan metode ultrasonik. Pengujian ultrasonik dilakukan terhadap material yang telah mengalami uji creep dengan berbagai variasi waktu pengujian. Hasil pengujian menunjukkan bahwa semakin lama pengujian creep berlangsung, cepat rambat gelombang ultrasonik mengalami penurunan, sedangkan atenuasi mengalami kenaikan, yang disebabkan cacat di dalam spesimen yang berupa void yang berkembang menjadi retak mikro dan retak makro. Keberadaan cacat ini akan mengganggu perambatan gelombang sehingga yang mengakibatkan penurunan cepat rambat. Selain itu, cacat di dalam spesimen akan menghamburkan gelombang ultrasonik sehingga memperbesar atenuasi. KATA KUNCI: Degradasi material, Monitoring tak rusak, Metode ultrasonik ABSTRACT NON-DESTRUCTIVE MONITORING OF CREEP PROCESS USING ULTRASONIC METHOD. Material degradation due to creep phenomenon often occurs in many NPP’s components in high temperature and stress environment. To prevent failures during NPP operation, study of non-destructive monitoring of creep process using ultrasonic method was conducted. Ultrasonic tests were performed on material following creep test under various elapsed time. Testing results show that the propagation velocity of ultrasonic wave decreased and attenuation increased with increasing time of creep test, which were caused by defects that occurred in the specimen in the form of voids which turned into microcracks and macrocracks. The presence of these defects disturbed wave propagation, thus resulting in the decrease of propagation velocity. In addition, defects in the specimen also would scatter the ultrasonic wave which resulted in the increase of attenuation. FREE TERMS: Material degradation, Non-destructive monitoring, Ultrasonic method
PEMBUATAN DAN KARAKTERISASI PADUAN UMo SEBAGAI KANDIDAT BAHAN BAKAR NUKLIR TIPE DISPERSI Supardjo .; Masrukan .
Jurnal Teknologi Bahan Nuklir Vol 4, No 2 (2008): Juni 2008
Publisher : PTBN - BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (1548.819 KB)

Abstract

ABSTRAK PEMBUATAN DAN KARAKTERISASI PADUAN UMo SEBAGAI KANDIDAT BAHAN BAKAR NUKLIR TIPE DISPERSI. Dalam rangka pengembangan bahan bakar dispersi UMo-Al berpengayaan rendah (< 20% 235U) telah dilakukan pembuatan paduan UMo kadar 7, 8, 9, 10 dan 11% Mo. Paduan UMo dibuat dengan teknik peleburan di dalam tungku busur listrik bermedia gas argon dengan tekanan 0,6 bar. Peleburan setiap paduan dilakukan 5 kali dan ingot yang diperoleh dibuat serbuk dengan cara mekanik (penumbukan). Hasil uji menunjukkan bahwa ingot sangat ulet, mikrostruktur pada bagian dekat pendingin memanjang dan bagian tengah membesar, sedangkan kekerasan cenderung naik dengan meningkatnya kadar Mo. Keuletan ingot menyebabkan pembuatan serbuk dengan cara penumbukan sulit dan serbuk yang dihasilkan berbentuk pipih. Data uji difraksi sinar-X menunjukkan bahwa pada komposisi 7% Mo didominasi fase αU dan pada 11% didominasi oleh fase δ2-U2Mo. Fase α-U yang mempunyai struktur kristal ortorombik terdapat pada sudut 2θ masing-masing sebesar 26,9o; 33,9º; 38,8o; 52,9o dan 78,4o serta pada bidang 011, 020, 110, 121 dan 211 sedangkan fase δ2-U2Mo muncul pada sudut 2θ sebesar 28,02o; 37,02o; 38,10o; 53,60o dan 67,36o serta pada bidang 101, 110, 203, 200 dan 213. Kualitas ingot UMo hasil peleburan cukup baik, meski mengalami kesulitan dalam membuat serbuk dengan penumbukan. Oleh karena itu perlu dipilih metode proses pembuatan serbuk yang sesuai. KATA KUNCI: Paduan UMo, Bahan bakar tipe dispersi, Difraksi sinar-X, Kristal ortorombik ABSTRACT PRODUCTION AND CHARACTERIZATION OF UMo ALLOY AS CANDIDATE OF NUCLEAR FUEL DISPERSION TYPE. In order to develop low enrichment (< 20% 235U) UMo-Al dispersion fuel, experiment has been conducted to prepare UMo alloy with 7, 8, 9, 10 and 11% Mo respective ly. Each UMo alloy was prepared by arc melt technique in argon gas medium. The melting of every alloy was performed 5 times, and then the alloys were powdered by mechanical method (grinding and milling). Examination of the results showed that the alloys were very ductile, microstructures of the areas near the cooling were stretched lengthwise while the middle parts enlarged, and the hardness had a tendency to increase with increasing Mo content. The ductility of the ingots caused difficulty in powder production by grinding and milling, and the produced powder was flat in form. Examination of X-ray diffraction data indicated that at 7% composition the alloy was dominated by αU phase and at 11% Mo composition by δ2-U2Mo. The αU phase with orthorombic crystal structure was observed at angle 2θ of 26.9o, 33.9º, 38.8o, 52.9o and 78.4o as well as in the planes of 011, 020, 110, 121 and 211 whereas the δ2-U2Mo phase appeared at angle 2θ of 28.02o, 37.02o, 38.10o, 53.60o and 67.36o in the planes of 101, 110, 203, 200 with 213. The quality of UMo alloy obtained by melting was quite satisfactory despite difficulties encountered in preparing the powder by grinding and milling. Therefore, it is necessary to choose a reliable manufacturing process.   FREE TERMS: UMo alloy, Dispersion fuel, X-ray diffraction, Orthorhombic crystal
SINTESIS DAN KARAKTERISASI KERNEL URANIUM KARBIDA OKSIDA (UCO) Damunir .
Jurnal Teknologi Bahan Nuklir Vol 4, No 2 (2008): Juni 2008
Publisher : PTBN - BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (710.443 KB)

Abstract

ABSTRAK SINTESIS DAN KARAKTERISASI KERNEL URANIUM KARBIDA OKSIDA (UCO). Sintesis dan karakterisasi kernel uranium karbida oksida (UCO) telah dipelajari. Pertama kali dibuat gel uranium karbida bulat seperti bola yang mengandung uranium 1M, PVA 8% dan karbon dengan rasio C/U = 1,67 - 8,33 dengan proses gelasi ekternal dalam medium NH4OH 8M. Setelah itu, gel dikalsinasikan pada 350 °C selama 4 jam, menghasilkan kernel UCO. Kernel UCO mengalami sintering secara fluidisasi di dalam medium gas argon dengan laju alir 33,3 ml/menit menggunakan fluidized bed. Suhu sinter divariasi pada 1000 - 1150 °C dengan waktu sintering 2 jam dan waktu sinter divariasi, 1 - 4 jam pada 1100 °C. Hasil sintering adalah kernel UCO sinter. Karakter kernel UCO hasil kalsinasi dan sintering ditentukan dari sifat kimia dan fisika. Sifat kimia meliputi analisis struktur molekul UCO dengan metode spektroskopi FTIR dari pita serapan infra merah ikatan O-U-O, U-O, U-C atau C-U-C, karbida C-C pada bilangan gelombang 400 - 4000 cm-1. Sifat fisis meliputi analisis kerapatan dengan menggunakan piknometer dan larutan CCl4 sebagai pelarut, luas muka spesifik dan jari-jari pori rerata dengan metode adsorpsi gas menggunakan surface area meter NOVA-1000 dan N2 sebagai absorbat serta diameter butiran menggunakan mikroskopi optik dengan pembesaran 50´. Hasil percobaan menunjukkan bahwa kernel UCO sinter dapat disintesis dari kernel UCO hasil kalsinasi seperti diatas. Kondisi yang relatif baik adalah pada suhu 1100oC,waktu sinter 2 jam dan rasio C/U = 4,17. Analisis sifat kimia menunjukkan bahwa pada proses sintering terjadi perubahan struktur molekul kernel UCO, diikuti pergeseran pita serapan infra merah ikatan O-U-O dari 740,6 cm-1 ke 650,0 cm-1 dan pita serapan ikatan C-C yang terkonyugasi dengan ikatan O-U-O membentuk ikatan C-C-U dari 1319,12 - 123,70 cm-1 ke 1339,82 cm-1, dan hilangnya pita serapan infra merah ikatan rangkap dua dan tiga, ikatan hidrogen dan hidroksi pada kernel UCO sinter. Analisis sifat fisis ditunjukkan bahwa terjadi perubahan struktur kristal pada kernel UCO sinter diikuti peningkatan kerapatan, perubahan luas muka spesifik, jari-jari pori rerata dan diameter butiran. Kernel UCO sinter yang dihasilkan pada kondisi relatif baik terdiri dari campuran UO2 dan UC2, berbentuk bulat, permukaan halus dan diameter padatan sebesar 836 - 954 µm. KATA KUNCI: Sintesis, Karakterisasi, Kernel uranium karbida oksida sinter, Proses sintering, Fluidized bed, FTIR, Mikroskop optik ABSTRACT SYNTHESIS AND CHARACTERIZATION OF SINTERABLE URANIUM CARBIDE OXIDE (UCO). Synthesis and characterization of sinterable uranium carbide oxide (UCO) have been carried out. First of all, spherical form of uranium carbide gel which contained 1 M uranium, 8% PVA and 1.67 - 83 of C/U ratio was prepared using external gelation process in 8M NH4OH medium. After that, the gel was calcinated at 350 oC for 4 hours to produce UCO kernel. The UCO kernel was sintered using fluidization method in argon medium with a flow rate of 33.3 ml/min using a fluidized bed. The sintering temperature was varied from 1000 - 1150 oC with sintering time of 2 hours, and at 1100 oC temperature the sintering time was varied from 1 - 4 hours. The sintering product obtained was sinterable UCO kernel. The characteristics of the UCO kernel from calcination process and sinterable UCO kernel from sintering process were defined from their chemical and physical properties. The chemical properties included structure analysis of UCO molecule using FTIR spectroscopy method from infrared absorption band of O-U-O, U-O, U-C or C-U-C and carbide of C-C bond at wave number 400 - 4000 cm-1. The physical properties included density analysis using picnometer and CCl4 solution as the solvent, specific surface area, mean pore radius using surface area meter NOVA-1000 and N2 gas as absorbents, as well as grain diameter of UCO kernel using optical microscopy with a magnification of 50´. The experiment results showed that sinterable UCO kernel can be synthesized from UCO kernel produced from calcination above. The relatively good condition was at temperature of 1100 oC, sintering time of 2 hours and C/U ratio of 4.17. The analysis of the chemical properties showed changes of UCO molecular structure during sintering process followed by shifting of the absorption band of O-U-O bond from 740.6 cm-1 to 650 cm-1 and the absorption band of C-C bond that was conjugated with O-U-O bond forming C-C-U bond from 1319.12 - 1543.90 cm-1 to 1359.82 cm-1, and the disappearance of infrared absorption band of double bond and triple bond, hydrogen bond and hydroxyl bond in sinterable UCO kernel. The analysis of the physical properties showed changes in the crystal structure of sinterable UCO, accompanied with an increase of the density, changes of the specific surface area, the mean pore radius and grain diameter. The sintered UCO kernel produced at relatively good condition consisted of mixture of UO2 and UC2, spherical in form, with fine surface and solid grain diameter of 836 - 954 µm. FREE TERMS: Synthesis, Characterization, Sinterable uranium carbide oxide, Sintering process, Fluidization bed, FTIR, Optical microscopy

Page 1 of 1 | Total Record : 5

 1 

Filter by Year

2008 2008


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