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 8, No 1 (2012): Januari 2012" : 5 Documents clear
PENGARUH SUHU, WAKTU DAN PROSES RE-OKSIDASI PELET BAHAN BAHAN BAKAR BEKAS PWR SIMULASI Sigit Sigit; Hendro Wahyono; Ghaib Widodo; Moch. Setyadji
Jurnal Teknologi Bahan Nuklir Vol 8, No 1 (2012): Januari 2012
Publisher : PTBN - BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (277.415 KB)

Abstract

ABSTRAK PENGARUH SUHU, WAKTU DAN PROSES RE-OKSIDASI PELET BAHAN BAHAN BAKAR BEKAS PWR SIMULASI. Telah dilakukan pembuatan pelet bahan bakar bekas PWR simulasi dengan cara kompaksi terhadap campuran serbuk UO2 yang ditambah dengan serbuk Sr, Y, Zr, Mo, Ru, Rh, Pd, Te, Ba, La, Ce, Pr, Nd, Sm, Cd, Eu, Gd, dan Sb  oksida sebagai unsur hasil fisi simulasi hingga menjadi pelet (UO2+hasil fisi) mentah. Pelet mentah tersebut kemudian disinter pada suhu 1700 oC selama 4 jam hingga menjadi pelet (UO2+hasil fisi) sinter. Terhadap pelet mentah dan pelet sinter dilakukan pengukuran dimensi, volume dan berat untuk menentukan densitas pelet, sedangkan untuk serbuk diukur apparent density, tap density dan true density. Pelet (UO2+hasil fisi) sinter tersebut kemudian dioksidasi pada suhu dan waktu yang bervariasi hingga diperoleh serbuk (U3O8+hasil fisi). Proses tersebut adalah oksidasi ke-1. Serbuk (U3O8+hasil fisi) direduksi menjadi serbuk (UO2+hasil fisi) lalu dikenai proses oksidasi ke-2 menjadi (U3O8+hasil fisi). Proses oksidasi dan reduksi diulangi sampai empat kali. Densitas serbuk hasil oksidasi diukur dan diamati struktur mikronya, serta ditentukan efisiensi proses oksidasi. Pengulangan proses oksidasi tersebut bertujuan untuk memperoleh serbuk dengan densitas tinggi sebagai bahan baku untuk proses reduksi. Hasil percobaan menunjukkan bahwa tekanan kompaksi berpengaruh pada densitas pelet yang diperoleh. Makin tinggi tekanan kompaksi, makin tinggi pula densitas baik pelet (UO2+hasil fisi) mentah maupun sinter. Pada tekanan kompaksi 6,3168 ton/cm2 diperoleh densitas pelet (UO2+hasil fisi) mentah dan sinter masing-masing 6,13 g/cm3 dan 9,9726 g/cm3 (90,91 %TD/Theoritical Density). Proses oksidasi selama 1 jam dan suhu 500 oC dan re-oksidasi ke-3 memberikan densitas hasil serbuk (U3O8+hasil fisi) yang relatif baik yaitu apparent, tap dan true density masing-masing 1,9996, 2,8123 dan 7,8057 g/cm3 dan efisiensi proses oksidasi 100%. Kata kunci: Proses oksidasi, pelet bahan bakar bekas PWR simulasi, hasil fisi, densitas nyata, ketuk, dan sejati ABSTRACT EFFECT OF TEMPERATURE, TIME AND RE-OXIDATION PROCESS OF SIMULATION PWR SPENT FUEL PELLETS. Manufacture of simulation PWR spent fuel pellets has been done by compacting mixture of UO2 powder with Sr, Y, Zr, Mo, Ru, Rh, Pd, Te, Ba, La, Ce, Pr, Nd, Sm, Cd , Eu, Gd, and Sb oxides as simulation element to produce (UO2 + fission products) green pellets. Green pellets are then sintered at a temperature of 1700 ° C for 4 hours until obtained (UO2+fission products) sintering pellets. The green pellets and sintered pellets were measured dimensions, volume and weight to determine the density of the pellets, whereas for the powders were measured apparent density, tap density and true density. The (UO2+fission products) sintering pellets were then oxidized at various temperatures and times to obtain (U3O8 + fission products) powder. The process is called first oxidation process. The (U3O8 + fission products) powder then were reduced to powder (UO2+fission products) and subjected to second oxidation process to produce (U3O8+fission products) powder. Oxidation and reduction process was repeated four times. Powder density, microstructure and oxidation efficiensy were determined. Repetition of the oxidation process aims to obtain a powder with high density as green material for the reduction process. The experimental results showed that the compacting pressure affects the density of the pellets obtained. The higher the compacting pressure, the higher the density of both pellets (UO2+fission products) green or sintered. For compacting pressure 6.3168 ton/cm3, the (UO2+fission product) green and sintered pellet density obtained were 6,13 and 9.9726 g/cm3 (90.91% TD/Theoritical Density) respectively. Oxidation process for 1 hour, the temperature of 500 ° C and third oxidation provides the results of (U3O8+fission products) powder density were relatively good, that is apparent, tap and true density of 1.9996, 2.8123 and 7.8057 g/cm3 respectively and 100% oxidation processes efficiency. Keywords: Oxidation process, PWR simulation spent fuel pelet, fission products, apparent, tap  and true density
KARAKTERISASI INDEKS SINTERING, MIKROSTRUKTUR DAN MORFOLOGI KERNEL UO2 HASIL SINTERING SECARA FLUIDISASI Damunir Damunir; Moch. Setyadji
Jurnal Teknologi Bahan Nuklir Vol 8, No 1 (2012): Januari 2012
Publisher : PTBN - BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (495.06 KB)

Abstract

ABSTRAK KARAKTERISASI INDEKS SINTERING, MIKROSTRUKTUR DAN MORFOLOGI KERNEL UO2 HASIL PROSES SINTERING SECARA  FLUIDISASI. Karakterisasi indeks sintering, mikrostruktur dan morfologi kernel UO2 hasil proses  sintering secara  fluidisasi telah dilakukan. Tujuan penelitian ini adalah  mengetahui  indeks sintering, mikrostruktur dan rasio O/U, bentuk dan diameter butiran kernel UO2 yang dihasilkan  karena perubahan suhu dan waktu pada proses sintering  secara fluidisasi.  Sebanyak 2 g kernel UO2 hasil reduksi sebagai umpan  diletakkan pada wadah grafit dalam  tungku fluidized bed  dan ditutup, kemudian udara didalam tungku dikeluarkan dengan mengalirkan  gas argon. Gas argon sebagai fluida dialirkan dari bawah keatas melalui butiran kernel UO2 pada  tekanan 2 bar dengan kecepatan alir  sebesar 33,3ml/menit hingga terjadi proses fluidisasi.  Suhu fluidisasi di variasi pada 1000, 1050, 1100 dan 1150 oC selama 2 jam. Dengan cara yang sama, waktu fluidisasi di variasi selama  1,2, 3 dan  4 jam pada suhu 1100 oC. Kernel UO2 yang dihasilkan, di karakterisasi indeks sintering menggunakan persamaan Timmermans, mikrostruktur menggunakan SEM pada pembesaran 1000X, bentuk dan diameter butiran kernel UO2 menggunakan mikroskop optik pada  pembesaran 50X, dan rasio O/U dengan metode gravimetri. Hasil percobaan menunjukkan bahwa suhu dan waktu sintering secara fluidisasi dalam fluida gas argon berpengaruh terhadap perubahan indeks sintering,  mikrostruktur, morfologi yang meliputi bentuk butiran dan diameter butiran, dan rasio O/U kernel UO2 yang di hasilkan. Kondisi sintering secara fluidisasi  relatif  baik adalah pada suhu 1100 oC selama 2 jam.  Kernel UO2 yang di hasilkan mempunyai indek sintering sebesar 82,81% dengan densitas sebesar 9,99 g/ml,  rasio O/U sebesar 2,03, struktur mikro adalah halus dan merata, bentuk butiran  adalah bulat dengan diameter  rata-rata sebesar 1100 µm. Kata kunci: Kernel UO2, fluidisasi, indeks   sintering, rasio O/U   ABSTRACT CHARACTERIZATION  OF THE  INDEXS OF SINTERING, MICROSTRUCTURE AND MORPHOLOGY OF UO2 KERNEL SINTERED PRODUCT BY FLUIDIZATION. Characterization of the index of sintering, microstructure and morphology of  UO2 kernel  sintered product by fluidization have been done. The aim this research was to knew  the index of sintering, the microstructure and shape, the ratio of  O/U and  diameter  of  UO2 kernel grains obtains because  temperature and time changes  at   sintered by fluidization.  A total  of 2 g UO2 of  reduction product  as a  feed was  placed on the container a graphite inside  fluidized bed  furnace and closed, then the air inside a  furnace   to losted    with  flowing  of    argon gas.  The argon gas as the fluid was  flowed from the bottom upwards  through the grain of  UO2 kernel  at a pressure of  2 bar with a flow rate of  33.3 ml/minute to happen fluidization   process.  Fluidization temperature at variations at  1000. 1050. 1100  and 1150 oC  for 2 hours. With same way, the fluidization time at variation during at 1. 2.  3 and 4 hours at 1100 oC.  The UO2 kernel obtains were characterized  the  index of sintering using the equation Timmermans, microstructure using SEM at 1000X magnification. The shape and diameter of  UO2 kernel grains using an optical microscopy at 50X  magnification, and the ratio of O/U with gravimetric method.  The experiment product  showed that temperature  and  time  of  sintered by fuidization  in fluid of argon gas   was  influence  on sintering indexs, microstructure,  morphology which includes the grains shape and grains  diameter, and  ratio of O/U of UO2 kernel   obtains. The sintering by fluidization is big relatively condition  at 1100 oC  for 2 hours. The  UO2 kernel obtains has generated the  sintering index was 82.81%, the ratio of O/U amounted to 2.03, the microstructure to fine and uniform, grains shape  is spherical with an average  diameter of    1100 μm. Keywords: The UO2 kernel,  fluidizationindex of  sinering, ratio of O/U .
PEMISAHAN DAN ANALISIS RADIONUKLIDA 137Cs DI DALAM PEB U3Si2-Al TINGKAT MUAT URANIUM 2,96 g/cm3 PASCA IRADIASI Aslina Br. Ginting; Yusuf Nampira; Arif Nugroho; Dian Anggraini; Rosika Kriswarini; Boybul Boybul
Jurnal Teknologi Bahan Nuklir Vol 8, No 1 (2012): Januari 2012
Publisher : PTBN - BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (265.152 KB)

Abstract

ABSTRAK PEMISAHAN DAN ANALISIS RADIONUKLIDA  137Cs  DI DALAM  PEB U3Si2Al TINGKAT MUAT URANIUM 2,96 g/cm3 PASCA IRADIASI. Bahan bakar yang telah mengalami radiasi di reaktor menghasilkan  beberapa unsur-unsur bermassa berat (Heavy Element) diantaranya adalah unsur transuranium dan beberapa hasil fisi  diantaranya adalah  radionuklida 137Cs. Hasil fisi radionuklida 137Cs dapat dijadikan sebagai monitor burn up karena mempunyai umur paroh panjang 30,17 tahun, tampang lintang serapan netron kecil 0,25 barns, mempunyai fission yield besar sekitar 6,3%. Dalam perhitungan burn up perlu dilakukan pemisahan radionuklida 137Cs dari  hasil fisi dan unsur kimia lainnya. Pemisahan dilakukan dengan 2 (dua) metode yaitu penyerapan 137Cs oleh zeolit Lampung dan metode pengendapan CsClO4 mengikuti ASTM  E 320-79 dan ASTM E 692-00. Pelat elemen bakar (PEB) U3Si2-Al dipotong dengan ukuran 3x3x1,37mm atau seberat 0,036 g kemudian potongan tersebut dilarutkan, disaring dan di timbang di dalam hotcell (HC) 109. Larutan PEB U3Si2-Al pasca iradiasi di pipet masing masing sebanyak 150 µL kemudian dipisahkan dengan metode penambahan zeolit dan metode pengendapan CsClO4 sehingga diperoleh kandungan radionuklida 137Cs di dalam PEB U3Si2-Al. Kandungan radionuklida 137Cs hasil pemisahan tersebut kemudian di bandingkan dengan hasil analisis  pengukuran secara langsung dan dengan hasil perhitungan secara teoritis. Hasil analisis menunjukkan bahwa kandungan radionuklida 137Cs di dalam PEB U3Si2-Al  pasca iradiasi dengan dimensi 3x3x1,37 mm3 dengan metode penambahan zeolit Lampung diperoleh sebesar 557,19 µg/g  dengan metode pengendapan sebesar  518,66 µg/g sedangkan dengan pengukuran langsung sebesar 553,23 µg/g dan secara teoritis atau perhitungan berdasarkan luas PEB U3Si2-Al yang di potong diperoleh kandungan radionuklida 137Cs diperoleh sebesar 593 µg/g.Hasil pemisahan dari ke dua metoda tersebut menunjukkan bahwa metode penambahan zeolit Lampung memberikan hasil yang relatif baik bila dibandingkan dengan metode pengendapan karena memberikan hasil yang paling tepat dengan hasil teoritis. Data pemisahan ini dapat  digunakan untuk melakukan perhitungan burn up mutlak. Kata kunci: Radionuklida 137Cs, U3Si2-Al Pasca iradiasi.   ABSTRACT SEPARATION AND ANALYSIS OF 137Cs IN IRRADIATED U3Si2-Al WITH URANIUM LOADING OF 2,96 g/cm3. Irradiated nuclear fuel contains some elements with heavy mass (heavy elements), among them are transuranic elements and fission products such as 137Cs. Fission product of 137Cs may be used as a monitor of burnup because it has a long half-life (30.17 years), low neutron cross section (0,25 barn) and high fission yield (6,3%). For the calculation of burnup, separation of 137Cs from other fission products and other elements is required. The separation may be done by two methods:  137Cs absorbtion  by Lampung zeolit and CsClO4 precipitation (ASTM  E 320-79 and ASTM E 692-00). In the experiment the sampel was obtained by cutting the U3Si2-Al plate to the size of 3x3x1,37mm or to a weight of 0,036 g. The sample was dissolved, filtered and weighed in  hotcell (HC) 109. The solution of irradiated U3Si2-Al was pipetted as much as 150 µL for each method of separation. The 137Cs content obtained from both separation methods was compared to the value of direct measurement and theoritical calculation. The analysis results show that the content of 137Cs in 3x3x1,37 mm3 of irradiated U3Si2-Al  is 557,19 µg/g by separation with Lampung zeolit, 518,66 µg/g by precipitation, 553,23 µg/g by direct measurement, and 593 µg/g by theoritical calculation. Separation by the two methods indicates that the Lampung zeolit addition method gives relatively better result (if compared to the precipitation method) as it gives a value close to that of the  theoritical calculation. The data obtained from the separation experiment may be used in the calculation of burnup. Keywords: 137Cs Radionuclides, irradiated U3Si2-Al.
PENGARUH pH LARUTAN UMPAN, WAKTU KONTAK, DAN KONSENTRASI ELUAN PADA PEMUNGUTAN URANIUM OLEH RESIN TERMODIFIKASI Ghaib Widodo; Kris Tri Basuki
Jurnal Teknologi Bahan Nuklir Vol 8, No 1 (2012): Januari 2012
Publisher : PTBN - BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (246.741 KB)

Abstract

ABSTRAK PENGARUH pH LARUTAN UMPAN, WAKTU KONTAK, DAN KONSENTRASI ELUAN PADA PEMUNGUTAN URANIUM OLEH RESIN TERMODIFIKASI. Efluen proses merupakan larutan yang dihasilkan dari suatu instalasi nuklir terutama yang memproses bahan yang berbentuk larutan, dan masih bernilai tinggi karena mengandung uranium. Mengingat aspek ekonomi, safeguards bahan nuklir, dan keselamatan lingkungan, maka efluen proses yang masih mengandung uranium tersebut harus dipungut kembali. Metoda yang digunakan untuk pemungutan uranium dari efluen proses adalah dengan menggunakan resin termodifikasi (chelating resin). Resin termodifikasi dibuat dari resin Dowex dan chelating agent TOPO. Efluen proses yang digunakan dalam penelitian ini adalah larutan yang diperoleh dari hasil analisis, dan kegiatan penelitian lainnya di Instalasi Elemen Bakar Eksperimental (IEBE). Pemungutan uranium dilaksanakan dengan mencampur resin termodifikasi dan TOPO lalu didiamkan selama waktu tertentu sehingga terjadi pengikatan uranium oleh resin termodifikasi. Uranium yang terikat oleh resin termodifikasi tersebut dielusi dengan larutan NaCl (eluan) sehingga dapat diketahui uranium yang terpungut. Parameter yang dipelajari adalah pH larutan umpan (efluen proses), waktu kontak dan konsentrasi eluan. Hasil percobaan menunjukkan bahwa kondisi operasi yang relatif baik adalah pH 4, waktu kontak 12 jam dan konsentrasi eluan 2%. Pada kondisi tersebut, uranium yang terpungut adalah 0,408 g/L atau 39,88% dari konsentrasi awal uranium dalam efluen proses. Kata kunci: Pemungutan uranium, efluen proses, resin termodifikasi, TOPO   ABSTRACT EFFECT pH OF FEED SOLUTION, CONTACT TIME, AND CONCENTRATION ON VOTING ELUAN URANIUM BY CHELATING RESIN. Solution process effluent is generated from a nuclear plant that processes mainly materials that form solution, and is still valuable because it contains uranium. Given the economy, safeguards of nuclear materials, and environmental safety, the effluent containing uranium process still has to be collected again. The methods used for collecting uranium from process effluent is to use the modified resin (chelating resin). Modified resin is made from resin and Dowex chelating agent TOPO. Effluent process used in this study is the solution obtained from the analysis, and other research activities at the Experimental Fuel Element Installation (IEBE). Harvesting is carried out by mixing uranium and TOPO-modified resin and allowed to stand for a certain time, causing the binding of uranium by modified resin. Uranium is bound by the modified resin was eluted with a solution of NaCl (eluan) so that it can be seen that terpungut uranium. The parameters studied were the pH of the feed solution (the effluent), contact time and concentration eluan. The experimental results show that a relatively good operating condition is pH 4, 12-hour contact time and concentration eluan 2%. In these conditions, uranium is terpungut is 0.408 g / L or 39.88% of the initial concen-tration of uranium in the effluent process. Keywords : Recovery of uranium, effluent process, chelating resin, TOPO
PENGARUH PENGOTOR PADA PENENTUAN BORON DALAM U3O8 MENGGUNAKAN SPEKTROFLUOROMETRI LUMINESEN Giyatm Giyatm; Noviarty Noviarty; Sigit Sigit
Jurnal Teknologi Bahan Nuklir Vol 8, No 1 (2012): Januari 2012
Publisher : PTBN - BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (766.418 KB)

Abstract

ABSTRAK PENGARUH PENGOTOR PADA PENENTUAN BORON DALAM U3O8 MENGGUNAKAN SPEKTROFLUOROMETRI LUMINESEN. Kandungan Boron yang terdapat dalam bahan bakar nuklir U3O8 sangat rendah, sehingga untuk menganalisisnya diperlukan alat analisis yang mempunyai kemampuan untuk menentukan unsur berkadar rendah.  Dalam hal ini analisis dilakukan dengan menggunakan alat spektrofluorometri luminesen.  Adanya unsur-unsur pengotor lain seperti Fe, Ni, Cr, Zr, Mo, Si, dan Cd dalam bahan bakar nuklir U3O8 diduga akan berpengaruh pada pengukuran intensitas fluoresen boron.  Oleh karena itu perlu dilakukan penelitian untuk mengetahui pengaruh unsur-unsur pengotor Fe, Ni, Cr, Zr, Mo, Si, dan Cd terhadap pengukuran  intensitas fluoresen boron. Hasil analisis menunjukkan bahwa unsur pengotor Fe berpengaruh terhadap penurunan intensitas hingga mencapai 89,92 % bila konsentrasi pengotor Fe 100 ppm. Untuk unsur Zr, Cr, Mo, Cd dengan konsentrasi masing-masing 100 ppm, penurunan intensitas tidak terlalu besar yaitu 6,60%, 8,99%, 13,41%, dan 8,24%.  Sebaliknya pengotor Si mempengaruhi pada kenaikan intensitas fluoresen boron,, kenaikan intensitas  mencapai  17,33 % untuk konsentrasi Si 25ppm. Unsur Ni berpengaruh pada kenaikan dan penurunan intensitas fluoresen boron, kenaikan intensitas 4,30%-7,70% terjadi pada kandungan Ni 5ppm dan penurunan intensitas sebesar 3,70%-19,41% terjadi pada kandungan Ni diatas 30 ppm. Kata kunci: U3O8, boron, spektrofluorometri luminesen   ABSTRACT THE INFLUENCE OF IMPURITIES ON THE DETERMINATION OF BORON IN U3O8 USING SPECTROFLUOROMETRY LUMINESENCE METHOD. The content of Boron that exist in U3O8 nuclear fuel is low, so  that to analysis it needed equipment which has ability to determine low content element. In the case, analysis were performed by using luminesence spectrofluorometry.  However, on existence of the impurities such as Fe, Si, Ni, Zr, Cr, Mo and Cd in U3O8 nuclear fuel was predicted influence the measurement of Boron fluoresence intensity.  Therefore it was nesessary to do a research to understand the influence of impurities such as Fe, Si, Ni, Zr, Cr, Mo and Cd  on the measurement of Boron fluoresence intensity.  The analysis results showed that impurity of Fe influenced the decrease of  intensity.  The decrease of Fe  intensity reached 89,92 % if concentration of Fe  impurity was 100 ppm.  For Zr, Cr, Mo, Cd with each concentration 100 ppm, its decrease  of their intensity were not so big namely 6,60 %, 8,99%, 13,41 %, and 8,24 %.  On the other, Si impurity influence was an increasing of boron  fluoresence intensity. The increasing of intensity reached 17,33 % for Si concentration 25 ppm.  The Ni element influences on increacing and decreasing of boron fluoresence intensity.  The increase of intensity 4,3 % – 7,70 % occurred at Ni content from 5 ppm to 30 ppm, which the decreasing of intensity 3,7–19,41 % occurred at Ni content above 30 ppm. Keywords: U3O8, boron, Spectrofluorometry Luminescence

Page 1 of 1 | Total Record : 5

 1 

Filter by Year

2012 2012


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