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 7, No 2 (2011): Juni 2011" : 5 Documents clear
KLIERENS LIMBAH PADAT URANIUM DENGAN SPEKTROMETER GAMMA Syarbaini .; Bunawas .
Jurnal Teknologi Bahan Nuklir Vol 7, No 2 (2011): Juni 2011
Publisher : PTBN - BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (474.188 KB)

Abstract

ABSTRAK KLIERENS LIMBAH PADAT URANIUM DENGAN SPEKTROMETER GAMMA. Penetapan klierens material terkontaminasi dari kegiatan desmantling atau dekomisioning perlu dibuktikan dengan hasil pengukuran radionuklida yang terkandung dalam material tersebut. Pada penelitian ini telah dikembangkan teknik pengukuran langsung uranium dalam limbah padat untuk kepentingan klierens menggunakan spektrometri gamma dengan detektor HPGe. Metode pengukuran dikembangkan berdasarkan energi gamma 1001 keV dari Pa-234m dengan mempertimbangkan faktor-faktor yang mempengaruhi pengukuran seperti absorbsi diri, karakteristik detektor, dan cacahan latar. Untuk tujuan validasi, metode dibandingkan dengan teknik aktivasi netron (AAN). Efisiensi deteksi pada energi 1001 keV adalah antara 0,0991–0,1369 cps/Bq untuk densitas 0,51 – 1,81 g/cm3 dengan batas terendah deteksi antara 8 – 10 Bq/kg. Metode ini dapat diandalkan untuk pengukuran U-238 konsentrasi tinggi dengan nilai P<1%, sedangkan kinerja spektometer gamma memperlihatkan performa tinggi yang ditunjukkan dengan nilai Zscore <1. Kata Kunci : klierens, uranium, spektrometri gamma ABSTRACT CLEARANCES OF SOLID WASTE URANIUM BY USING GAMMA SPECTROMETRY. Clearances of contaminated materials arising from desmantling or decommissioning must be provided with the result of measurement of radionuclide content in such materials. In this research, direct measurement of uranium in solid waste for a clearance requirement had been developed by using gamma spectrometric with HPGe detector. The measurement method was developed based on 1001 keV gamma energy of Pa-234m concidering a self absorption, detector characteristic, background level factors. For validation purpose, this method was compared with a neutron activation analysis (NAA) techniques. Efficiency for 1001 keV of Pa-234m was 0,0991–0,1369 cps/Bq on dencity of 0,51–1,81 g/cm3 with a minimum detectable level of 8–10 Bq/kg. This method was useful for high concentration of U-238 with a precision in acceptance criteria P <1% and the gamma spectrometer showed a high performance with a value Zscore <1. Free Terms : clearances, uranium, gamma spectrometry
DEKOMPOSISI TERMAL AMMONIUM DIURANAT, URANIL NITRAT HEKSAHIDRAT DAN URANIL PEROKSIDA Tri Yulianto; Etty Mutiara
Jurnal Teknologi Bahan Nuklir Vol 7, No 2 (2011): Juni 2011
Publisher : PTBN - BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (1608.331 KB)

Abstract

ABSTRAK. DEKOMPOSISI TERMAL AMMONIUM DIURANAT, URANIL NITRAT HEKSAHIDRAT DAN URANIL PEROKSIDA. Telah dilakukan penelitian prilaku tiga macam serbuk awal selama proses dekomposisi termal dalam media pemanas gas nitrogen, udara dan gas hidrogen. Pengamatan prilaku tersebut dilakukan terhadap tiga macam serbuk hasil pengendapan uranil nitrat yaitu serbuk Ammonium Diuranat (ADU), serbuk Uranil Nitrat Heksahidrat (UNH) dan serbuk Uranil Peroksida (UPO). Hal ini bertujuan untuk memperoleh dasar dalam pemilihan suhu dan media gas pemanas yang memberikan serbuk hasil dekomposisi dengan kualitas yang memenuhi syarat dengan proses dekomposisi termal yang dapat dilakukan pada suhu yang lebih rendah dan waktu lebih singkat. Dengan demikian biaya penyiapan serbuk UO2 dapat ditekan. Sebelum dilakukan proses dekomposisi termal, ketiga serbuk awal tersebut dikarakterisasi untuk mengetahui struktur kristal masing-masing. Penelitian ini dilakukan menggunakan peralatan thermogravimetric – diffential thermal analysis (TG-DTA) dengan pemanasan sampai suhu 800oC dan laju pemanasan 10oC/menit. Hasil pengamatan berupa kurva TG-DTA masing-masing serbuk. Analisis struktur serbuk hasil dekomposisi termal dilakukan menggunakan XRD (X-Ray Difractometer) dengan Cu-Ka radiation. Selain analisis struktur, dilakukan juga pengukuran luas permukaan spesifik serbuk dengan metode BET untuk serbuk hasil dekomposisi dalam media gas hidrogen yang telah dipanaskan sampai 800 oC. Berdasarkan olahan data hasil pengamatan dapat disimpulkan bahwa proses dekomposisi termal ketiga serbuk awal dapat berlangsung lebih cepat apabila dilangsungkan dalam media pemanas gas H2. Hasil analisis kurva TG-DTA dan hasil uji XRD menunjukkan bahwa serbuk awal yang mempunyai keaktifan paling tinggi adalah serbuk UNH ditandai dengan tahapan-tahapan proses dekomposisi yang berlangsung pada suhu lebih rendah dibanding serbuk lainnya. Kata kunci:  dekomposisi termal, ammonium diuranat, urail nitrat heksahitrat, uranil peroksida, kurva TG-DTA, gas hidrogen, luas muka. ABSTRACT THERMAL DECOMPOSITION OF AMMONIUM DIURANATE, URANYL NITRATE HEXAHYDRATE, AND URANYL PEROXIDE. The behaviors of three types of starting powder had been investigated during their thermal decomposition processes in nitrogen, air, and hydrogen. The powder types were the products of uranyl nitrate precipitation, i.e. ADU (ammonium diuranate), UNH (uranyl nitrate hexahydrate), and UPO (uranyl peroxide). The objective of the investigation was to find out the best atmosphere that would result in good quality powder in a thermal decomposition process with the lowest temperature and the shortest period of time in order to reduce the cost of UO2 powder preparation. Before the thermal decomposition process was initiated, all powder types were characterized for their crystal structures. The investigation was conducted by TG-DTA instrument at temperature up to 800oC and the heating rate of 10 oC/minute. The crystal structures were identified by X-Ray Diffractometer with Cu-Ka radiation. The specific surface area of the powder was also observed using BET method, especially for the powder that underwent the process in hydrogen heated up to 800 oC. The Results showed that the process took place faster in hydrogen, and UNH required lower thermal decomposition temperature in relations with other types of powder.  Free Terms : thermal decomposition, ammonium diuranate, uranyl nitrate hexahydrate, uranyl peroxide, TG-DTA curve, hydrogen gas, surface area.
MODEL PERHITUNGAN DISTRIBUSI SUHU SEPANJANG PELAT ELEMEN BAKAR (PEB) U3Si2–Al PADA PENGURANGAN TEBAL DAN WAKTU PEMANASAN Ghaib Widodo; Moch. Setyadji
Jurnal Teknologi Bahan Nuklir Vol 7, No 2 (2011): Juni 2011
Publisher : PTBN - BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (952.347 KB)

Abstract

ABSTRAK MODEL PERHITUNGAN DISTRIBUSI SUHU SEPANJANG PELAT ELEMEN BAKAR (PEB) U3Si2–Al PADA PENGURANGAN TEBAL DAN WAKTU. Telah dilakukan penghitungan distribusi suhu terhadap PEB U3Si2-Al pada setiap pengurangan tebal dan waktu sampai proses perolan panas selesai menggunakan model matematika hukum fourier. Selama proses perlakukan perolan panas berlangsung panas pada pelat tersebut akan ditransfer keseluruh pelat yang diawali berturut-turut dari ketebalan pelat 8,3 mm, 7,0 mm, 5,6 mm, 2,6 mm and 1,65 mm. Diharapkan dengan adanya rekayasa perhitungan menggunakan transfer panas, namun tetap dalam koridor/kaidah chemical engineering tools, memungkinkan secara dini suhu pada setiap posisi pelat proses perolan panas kelak dapat diketahui. Suhu yang terdistribusi secara homogen dapat membantu dalam mempelajari perilaku serbuk U3Si2 dalam PEB. Data yang dipakai suhu awal proses perolan pelat 40 oC suhu pemanasan pelat dalam tungku 415 oC selama + 30 menit. Hasil perhitungan distribusi suhu pada parameter pengurangan tebal inti elemen bakar (IEB) dan waktu untuk PEB U3Si2–Al hampir merata sepanjang pelat. Suhu pada tiap pengurangan ketebalan dan waktu selisih angka hampir sama. Kata Kunci: distribusi suhu, PEB U3Si2 – Al, IEB (inti elemen bakar), tebal pelat   ABSTRACT  MODEL OF CALCULATION TEMPERATURE DISTRIBUTION ALONG FUEL ELEMENT PLATE (FEP) U3Si2-Al AT DECREASING THICKNESS AND INCREASING TIME. The calculation on temperature of fuel element plate (FEP) U3Si2–Al at every change of position and time until the completion of hot rolling process by using Fourier law mathematical model had been done. During hot rolling process, heat will be transferred throughout the plate beginning respectively from the plate thickness of 8.3 mm, 7.0 mm, 5.6 mm, 2.6 mm and 1.65 mm. It was expected that the engineered calculation by using heat transfer mathematical model, yet complying with the rules of chemical engineering tools, the temperature at any position during hot rolling process could be predicted in advance. Whether or not the predicted temperature was distributed homogenously maight be a help in studying the behavior of U3Si2 powder in the FEP. The calculation used initial given temparature at 40 oC and the furnace temperature was considered steady at 415 oC for + 30 minutes. The result showed that the temperature distribution was practically homogenous along the plate length with decreasing thickness of fuel element core (FEC) . The temperature at decreasing thickness and increasing time intervals indicated similar difference value.  Free Terms: temperature distribution, FEP U3Si2 – Al, FEC (fuel element core), plate thickness
PEMBUATAN PELAT ELEMEN BAKAR MINI UMo-Al DENGAN DENSITAS URANIUM 6 DAN 7 gU/cm3 Supardjo .; Agoeng Kadarjono; Aslina Br. Ginting
Jurnal Teknologi Bahan Nuklir Vol 7, No 2 (2011): Juni 2011
Publisher : PTBN - BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (932.985 KB)

Abstract

ABSTRAK PEMBUATAN PELAT ELEMEN BAKAR MINI U-Mo/Al DENGAN DENSITAS URANIUM 6 DAN 7 gU/cm3. Pembuatan PEB mini UMo-Al bertujuan untuk pengembangan bahan bakar U3Si2/Al dengan uranium pengayaan rendah (<20% U235). Paduan U-7Mo, U-8Mo dan U-9Mo dibuat dengan teknik peleburan menggunakan tungku busur listrik pada kondisi: media gas Ar, arus 150 A, dan setiap paduan dilakukan peleburan dengan 5 kali pengulangan. Ingot paduan U-7Mo hasil peleburan dibuat serbuk hingga diameter partikel serbuk <125 µm. Selanjutnya ditimbang serbuk U-7Mo dan matriks Al dengan perbandingan sesuai untuk densitas uranium 6 dan 7gU/cm3, dicampur dan dibentuk menjadi inti elemen bakar (IEB) mini U-7Mo/Al dengan pengepresan pada tekanan 50 bar. IEB U-7Mo/Al dimasukkan kedalam lubang frame dan kedua sisinya ditutup dengan cover, kemudian pada keempat sisi sambungannya diikat dengan las TIG sehingga membentuk paket rol. Paket rol diubah menjadi pelat elemen bakar (PEB) mini U-7Mo/Al dengan pengerolan panas pada temperatur 425 oC dan dilanjutkan pengerolan dingin hingga ketebalan ± 1,40 mm. Hasil pengujian/analisis menunjukkan bahwa: ingot paduan U-Mo cukup homogen, ulet, tidak terdapat lapisan oksida dipermukaannya dan kekerasan meningkat seiring kenaikan kadar Mo. Serbuk U-7Mo berbentuk pipih dan tidak beraturan dengan berat jenis 16,336 g/cm3. Inti elemen bakar mini U-7Mo/Al densitas uranium 6 dan 7 gU/cm3 hasil pengepresan berdimensi 25 x15 x ±2,98 mm dan 25 x15 x ±3,00 mm, tidak terdapat cacat dalam bentuk retak/crack. Data radiografi PEB. U-7Mo/Al terlihat bahwa distribusi uranium di dalam meat cukup homogen, terjadi pemanjangan pelat ±5,76 kali dengan tebal kelongsong rerata pada SJ, TG dan SD berturut-turut 0,407 mm, 0,440 mm, dan 0,425 mm dengan tebal minimum 0,302 mm di SJ. Dari seluruh data uji menunjukkan bahwa pembuatan PEB mini U-Mo/Al diperoleh hasil yang cukup baik sehingga dapat gunakan sebagai acauan untuk penelitian lebih lanjut.   Kata Kunci: paduan U-Mo, bahan bakar dispersi, inti elemen bakar U-Mo/Al, pelat elemen bakar U-Mo/Al   ABSTRACT THE MANUFACTURE OF THE UMo-Al MINI FUEL PLATE WITH URANIUM DENSITY 6 AND 7 gU/cm3. The manufacture of U-Mo/Al mini fuel plate was performed in order to develop U3Si2/Al fuel with low enrichment uranium (<20% U235). The U-7Mo, U-8Mo and U-9Mo alloys were made by smelting techniques using an electric arc furnace at the conditions: Ar gas media, current 150 A, and each alloy smelting was done with 5 repetitions. The U-7Mo alloy remelting was made of powder to the powder particle diameter <125 μm. Furthermore the U-7Mo powders and Al matrix were weighed with a ratio corresponding to 6 and 7gU/cm3 uranium density, mixed and formed into a U-7Mo/Al mini fuel core by pressing at a pressure of 50 bar. The U-7Mo/Al mini fuel core was incorporated into the frame hole and both sides were covered with a cover, and then on the fourth side seams was fastened with TIG welding to form a roll package. Package roller was converted into U-7Mo/Al mini fuel plate by hot rolling at a temperature of 425oC and continued cold rolling up to a thickness of ± 1.40 mm. Test results of analysis indicated that: ingots U-Mo alloys quite homogeneous, ductile, there was no oxide layer on the surface and the hardness increased with Mo content. The U-7Mo powders and irregularly shaped flat had specific gravity of 16.336 g/cm3. The U-7Mo/Al mini fuel core of a uranium which had densityof 6 and 7gU/cm3 as a result of the pressing had dimensions of (25 x15 x ± 2.98) mm and (25 x15 x ± 3.00) mm, there was no defect in the form of crack. Radiographic data of U-7Mo/Al mini fuel plate was seen that the distribution of uranium in the meat fairly homogeneous, there was a lengthening plate ± 5.76 times the average cladding thickness on the SJ, TG and SD respectively 0.407 mm, 0.440 mm and 0.425 mm with a minimum thickness 0.302 mm at SJ. From all the test data showed that the manufacture of U-Mo/Al mini fuel plate had shown good results so it could be used as refference for further research.  Free Terms: U-Mo alloy, dispersion fuel, the U-Mo/Al fuel core, the U-Mo/Al fuel plate
PENGARUH PENAMBAHAN ZEOLIT TERHADAP PEMISAHAN ISOTOP 137Cs DALAM PELAT ELEMEN BAKAR U3Si2-Al PASCA IRADIASI Aslina Br. Ginting; Dian Anggraini
Jurnal Teknologi Bahan Nuklir Vol 7, No 2 (2011): Juni 2011
Publisher : PTBN - BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (664.52 KB)

Abstract

ABSTRAK PENGARUH PENAMBAHAN ZEOLIT TERHADAP PEMISAHAN ISOTOP 137Cs DALAM PELAT ELEMEN BAKAR U3Si2-Al PASCA IRADIASI. Tujuan penelitian ini adalah untuk penentuan derajat bakar dan penanganan limbah uranium teriradiasi PEB U3Si2-Al pasca iradiasi yang masih mempunyai paparan radiasi yang sangat tinggi. Sehingga sebelum melakukan analisis isotop 137Cs dalam Pelat Elemen Bakar (PEB) U3Si2-Al pasca iradiasi terlebih dahulu dilakukan simulasi analisis menggunakan isotop 137Cs standard dari NIST (National Institute of Standards Technology). Analisis kandungan isotop 137Cs standard sebanyak 50 µL dalam 2 ml H2O dilakukan menggunakan penambahan zeolit Lampung dengan variasi berat 100; 150; 200;300 dan 400 mg, selanjutnya aktivitas isotop 137Cs diukur menggunakan Spektrometer gamma. Hasil analisis menunjukkan bahwa berat zeolit yang paling banyak mengikat isotop 137Cs standard adalah pada penambahan zeolit 300 mg yaitu dari 0,0098 µg (sebelum ditambah zeolit) menjadi 0,0127 µg (setelah ditambah zeolit) atau sekitar 96,21 %. Kondisi yang relatif baik ini kemudian digunakan untuk melakukan analisis kandungan isotop 137Cs dalam larutan PEB U3Si2-Al pasca iradiasi. Larutan PEB U3Si2-Al pasca iradiasi dipipet sebayak 50 µL dan dimasukkan ke dalam tabung reaksi yang berisi 2 ml H2O, kemudian ke dalam tabung ditambahkan zeolit sebanyak 300 mg, selanjutnya dikocok dan didiamkan selama 24 jam sehingga terpisah antara endapan dan supernatan. Isotop 137Cs yang terikat di dalam endapan dan supernatan di analisis menggunakan Spektrometer gamma. Hasil analisis menunjukkan bahwa kandungan isotop 137Cs di dalam 50 µL larutan PEB U3Si2-Al pasca iradiasi diperoleh sebesar 0,0341 µg dengan aktivitas 109222 (Bq/g). Hasil analisis ini dapat digunakan sebagai langkah lanjut dalam hal memahami aspek aspek pemisahan larutan pasca iradiasi dalam menunjang perhitungan burn up.   Kata kunci: PEB U3Si2-Al pasca iradiasi, Spektrometer gamma , isotop 137Cs, zeolit dan proses pemisahan isotop.  ABSTRACTTHE EFFECT OF ZEOLITE ADDITION ON THE SEPARATION OF 137Cs IN IRRADIATED U3Si2-Al FUEL ELEMENT PLATE. The objective of this research is to determine burn up and handle the waste of irradiated uranium. Irradiated U3Si2-Al fuel element plate still emits high radiation exposure. Therefore it was necessary to perform analysis simulation using standard 137Cs from NIST (National Institute of Standards Technology) prior to the analysis of 137Cs in irradiated U3Si2-Al fuel solution. The analysis of 137Cs standard used sample of 50 µL in 2 ml H2O and the addition of Lampung zeolite with weight variation of 100, 150, 200, 300 dan 400 mg. The activity of 137Cs solution samples were measured with gamma spectrometer. The result showed that the greatest adsorbtion of standard 137Cs was occurred at addition of 300 mg zeolite, i.e increasing from 0,0098 µg of 137Cs before addition to 0,0127 µg after the addition of zeolite, or approximately 96,21 %. This optimum condition was used in the analysis of 137Cs content in irradiated U3Si2-Al solution. Fifty micro liter of irradiated U3Si2-Al solution was mixed into 2 ml H2O and 300 mg of zeolite was added to the mixture. Sample mixture was shaken and kept for 24 hours to separate the precipitate from the supernatant. The 137Cs adsorbed in the precipitate and the supernatant were subsequently analyzed with gamma spectrometer. The analysis result showed that 50 µL of irradiated U3Si2-Al solution contained 0,0341 of 137Cs with the activity of 109222 (Bq/g). This result maight be become a contribution to the study of the separation of isotopes in irradiated nuclear fuel as well as to the calculation of burn up. Free Terms: irradiated U3Si2-Al, gamma spectrometer, 137Cs, zeolite, isotope separation

Page 1 of 1 | Total Record : 5

 1 

Filter by Year

2011 2011


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