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 9, No 1 (2013): Januari 2013" : 5 Documents clear
ANALISIS JUMLAH CONTAINER PRODUK LOGAM URANIUM YANG DAPAT DISIMPAN SEMENTARA PADA SEBAGIAN RUANG PROSES PRODUKSI Ghaib Widodo; Siti Wardiyati
Jurnal Teknologi Bahan Nuklir Vol 9, No 1 (2013): Januari 2013
Publisher : PTBN - BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (1506.915 KB)

Abstract

ABSTRAK ANALISIS JUMLAH CONTAINER PRODUK LOGAM URANIUM YANG DAPAT DISIMPAN SEMENTARA PADA SEBAGIAN RUANG PROSES PRODUKSI Produk logam uranium ataupun produk lain seperti garam hijau UF4 merupakan produk antara yang harus disimpan sementara pada sebagian ruang proses produksi sebelum dilakukan proses lebih lanjut. Hal tersebut dilakukan agar transfer produk logam uranium ke proses berikutnya lebih mudah, namun tetap dalam kendali akunting bahan nuklir (safeguards). Tujuan analisis ini adalah untuk memperoleh keamanan penuh baik terhadap produk logam uranium itu sendiri, bagi operator, fasilitas, maupun lingkungan. Oleh karena itu container yang dipakai sebagai wadah produk logam uranium harus memenuhi kriteria yang digariskan dalam keselamatan bahan nuklir. Adapun kriteria analisisnya adalah masa aman (safemass), geometri aman (safe geometry), dan jarak aman (safe distance). Selanjutnya ketiga kreteria tersebut dipakai untuk menentukan jumlah container yang dapat disimpan sementara pada sebagian ruang proses produksi. Data fisik yang diperlukan yaitu ukuran sebagian ruang proses produksi logam U 260 cm x 700 cm, pengayaan U 19,75%, Grafik, dan Tabel U. Hasil yang diperoleh dari analisis untuk ruangan proses tersebut dapat digunakan untuk menyimpan container sebanyak 18 buah, massa aman 5 kg, jarak aman 83,27 cm, dan diameter aman 15 cm. Bahaya kritikalitas tidak akan terjadi apabila semua kriteria pendekatan analisis tidak dilanggar dan perlu dilakukan kontrol administrasi. Kata kunci:  Jumlah container,  logam uranium, pengayaan, penyimpanan sementara   ABSTRACT an analysis for Determining the Number of uranium metal Containers that can be stored in an allocated space of a production room A temporary storage is normally used for intermediate products in the research reactor fuel production process, such as uranium metal and green salt.  A temporary storage facilitates transfers to the next step in the process and maintains the material within the safeguards system.  The objective of the analysis was to determine the number of uranium metal containers that could be placed in the temporary storage room and the criticality parameters of the container, such as its mass, its diameter, and the distance between each.  The data required for the analysis were the size of the area allocated for the storage (which is 260cm x 700cm), the uranium enrichment (which is 19.75%), the U-chart, and the U-table.  According to the analysis resulted: the allocated area could be used to store a maximum of 18 containers; the safe mass of uranium metal stored in the container was 5 kg; the safe diameter of the container is 15 cm; and the safe distance between containers was 83.27 cm.  To keep criticality absent, an administrative control was to be enacted to ensure that the numbers shall not be exceeded. Keywords: Container number, uranium metal, enrichment, temporary storage
MIGRASI ZIRKONIUM PADA PROSES DESORPSI DALAM TUMPUKAN DIAM RESIN ANION DOWEX-1X8 Moch. Setyadji .; Budi Budi Sulistyo Budi Sulistyo
Jurnal Teknologi Bahan Nuklir Vol 9, No 1 (2013): Januari 2013
Publisher : PTBN - BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (525.705 KB)

Abstract

ABSTRAK MIGRASI ZIRKONIUM  PADA PROSES DESORPSI DALAM TUMPUKAN DIAM RESIN ANION DOWEX-1X8.Penelitian ini bertujuan untuk menentukan model migrasi zirkonium pada proses desorpsi dalam tumpukan diam resinanion dowex-1X8.Penelitian juga bertujuan untuk melakukan validasi model matematis dan menentukan besarnya nilai koefisien migrasi zirkonium meliputi konstanta Henry (H), koefisien perpindahan massa (kc.a) dan koefisien difusivitas aksial (Dz). Model matematis desorpsi zirkonium dalam tumpukan diam resin berupa persamaan differensial parsial simultan sebagai berikut :   Dengan CA* = H. XA. Migrasi zirkonium dilakukan dengan mengalirkan larutan H2SO44M sebagai eluen ke dalam tumpukan resin dowex 1X8 yang berisi jenuh zirkonium.Kecepatan alir yang digunakan sebesar  1,5; 2,0; dan 2,5 mL/menit pada tinggi resin 12 cm. Larutan yang keluar dari tumpukan resin  dalam kolom ditampung dan dianalisis konsentrasi zirkoniumnya pada setiap interval waktu tertentu menggunakan spektrometer pendar sinar–X, kemudian data konsentrasi zirkonium ini dibandingkan dengan data konsentrasi zirconium hasil perhitungan menggunakan model persamaan di atas. Nilai kca dan Dzyang dipilih adalah yang menghasilkan nilai sum of square of errors (SSE)  minimum. Dengan menggunakan data laaoratorium diperoleh konstante Henry (H)= 2,535. Hasil penelitian menunjukkan bahwa semakin besar kecepatan alir superfisial maka diperoleh nilai kc.a dan Dz yang semakin besar. Pada kecepatan alir umpan 1,5 mL/menit diperoleh harga kc.a sebesar 0,0095 /menit dan Dz sebesar 12,2276cm2/menitdengan nilai SSE 0,2141dan ralat rerata  = 7,958%, pada kecepatan alir umpan 2,0 mL/menit diperoleh harga kc.a sebesar 0,0117/menit dan Dz sebesar 13,2445 cm2/menit dengan nilai SSE 0,0358 dan ralat rerata  = 5,0579 % serta pada kecepatan alir umpan 2,5 mL/menit diperoleh harga kc.a sebesar 0,0153 /menit dan Dz sebesar 13,2754 cm2/menit dengan nilai SSE 0,0327 dan ralat rerata  =6,1071%. Kata kunci: Migrasi, desorpsi, zirkonium, resin anion dowex 1X8 ABSTRACT MIGRATION OF ZIRCONIUM IN THE FIXED BED OFDOWEX-1X8 ANION RESIN ON THE DESORPTION PROCESS. The research was aimed to determine the zirconium migration model in the fixed bed of dowex-1X8 anion resin on the desorption process. It also aims to validated the mathematical model and determiningthe value of zirconium migration coefficients includeHenry constant (H), mass transfer coefficient (kc.a) and axial diffusivity (Dz). The mathematical modelof zirconium desorptioninthe fixed bed resinis simultaneous partial differential equationsas follows: With CA* = H. XA. Migration zirconium done by passing a solution of 4M H2SO4 as the eluent into a fixed bed of dowex 1X8 resin containing saturated zirconium. Flow rate used of 1.5; 2.0,and 2.5mL/min at 12 cm height resin. The solution that came out of the fixed bed of resin in the column was collected and then analyzed the concentration of zirconium at each time interval using X-ray fluorescence spectrometer, and the data were compared with zirconium concentration data calculated using the above equation model. The value of kca and Dz​​ were accepted if giving minimum of sum of square of errors (SSE). By using experimental data it was obtained Henry constant (H) =2.535. The rusults of reseach showed that the greater the superficial flow rate obtained the value of kca and Dz greater. At the feed with flow rate of 1.5mL/min obtained kca value of 0.0095/min and Dz of 12.2276 cm2/min with SSE of  0.2141 and average error of 7.958%​​, at the feed flow rate of 2.0 mL/min obtained kca value of 0,0117/min, Dz of 13.2445 cm2/min with SSE value of 0.0358, average error of 5.0579 % and then at the feed flow rate of 2.5mL/min obtained kca value of 0.0153/mni, Dzof 13.2754 cm2/min with SSE 0.0327 and average error of 6.1071%. Keywords: Migration, desorption, zirconium, anion resin dowex 1X8  
OPTIMASI PEMISAHAN Zr – Hf DENGAN CARA EKSTRAKSI MEMAKAI SOLVEN TOPO Dwi Biyantoro; M.V. Purwani .
Jurnal Teknologi Bahan Nuklir Vol 9, No 1 (2013): Januari 2013
Publisher : PTBN - BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (386.413 KB)

Abstract

ABSTRAK OPTIMASI PEMISAHAN Zr – Hf DENGAN CARA EKSTRAKSI MEMAKAI SOLVEN TOPO. Telah dilakukan ekstraksi konsentrat zirkonium hasil olah pasir zirkon. Sebagai fasa air digunakan larutan umpan Zr-Hf dalam HCl dan HNO3 dan sebagai ekstraktan atau fasa organik adalah tri-n-oktilfosfina oksida (TOPO) dalam kerosen. Parameter yang diteliti yaitu konsentrasi ekstraktan, konsentrasi asam, konsentrasi umpan dan jenis asam, waktu pengadukan, dan kecepatan pengadukan. Dari hasil penelitian optimasi proses pemisahan Zr dan Hf dari konsentrat zirkonium hasil olah pasir zirkon dengan ekstraktan TOPO diperoleh kesimpulan sebagai berikut: konsentrasi ekstraktan TOPO 5% dalam kerosen, konsentrasi umpan 200 g/L dalam media nitrat, umpan suasana HNO31M, dan waktu pengadukan selama 35 menit dengan kecepatan pengadukan 500 rpm. Pada kondisi ini diperoleh faktor pisah (FP) Zr-Hf 4,026, efisiensi ekstraksi Zr 21,83% dan efisiensi ekstraksi Hf 5,49%. Jika memakai media asam klorida diperoleh hasil: konsentrasi ekstraktan TOPO 7% dalam kerosen, konsentrasi umpan 80 g/L dalam media klorida, umpan suasana HCl 4M, dan waktu pengadukan selama 35 menit dengan kecepatan pengadukan 350 rpm. Pada kondisi ini diperoleh faktor pisah (FP) Zr-Hf yaitu 1,739, efisiensi ekstraksi Zr = 23,45% dan efisiensi ekstraksi Hf = 14,97%. Kata kunci: ekstraksi, TOPO, zirkonium, hafnium.   ABSTRACT SEPARATION OPTIMIZATION OF Zr-Hf BY EXTRACTION PROCESS USING TOPO EXTRACTANT. An extraction of concentrated zirconium as a product of zircon sand processing had been conducted. Zirconium-hafnium solution in HCl and HNO3 were used as an aqueous phase or feed solution and tri -n-oktilfosfine oxide (TOPO) in kerosene as an extractant or organic phase. The parameters were extractant concentration, acidity and acid type, feed concentration, stirring time and stirring rate. The research of optimized separation process on Zr and Hf could be concluded as follows: extractant concentration is 5% TOPO in kerosene, feed concentration of 200g/L in nitrate media, with the feed acidity of 1M HNO3, and stirring time is 35 minutes with the stirring rate of 500 rpm. In this condition the separation factor (FP) of Zr-Hf was 4.026, extraction efficiency of Zr was 21.83% and the extraction efficiency of Hf was 5.49%. When hydrochloric was used as media, the results shown are as follows: extractant concentration was 7% TOPO in kerosene, feed concentration is 80 g/L in chloride media, with the feed acidity of 4M HCl, and stirring time was 35 minutes with the stirring rate of 350 rpm. In this condition the separation factor (FP) of  Zr-Hf was 1.739,  extraction efficiency of Zr was 23.45% and the extraction efficiency of Hf was 14.97%. Keywords: extraction, TOPO, zirconium, hafnium.
PENGOLAHAN LIMBAH NUKLIR DAN NON-NUKLIR OLEH NANOKOMPOSIT Fe3O4-KARBON AKTIF DENGAN PROSES INSITU Siti Wardiyati
Jurnal Teknologi Bahan Nuklir Vol 9, No 1 (2013): Januari 2013
Publisher : PTBN - BATAN

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

Abstract

ABSTRAK PENGOLAHAN LIMBAH NUKLIR DAN NON-NUKLIR OLEH  NANOKOMPOSIT  Fe3O4-KARBON AKTIF DENGAN PROSES  INSITU. Telah dilakukan percobaan penyerapan nikel dan uranium secara insitu menggunakan  nanokomposit Fe3O4-karbon aktif. Penyerapan logam oleh nanokomposit secara insitu, proses penyerapan dan pembentukkan komposit terjadi secara serempak. Penelitian ini dilakukan dengan tujuan untuk mendapatkan metoda pengolahan limbah nuklir dan non nuklir yang sederhana dan efektif. Limbah nikel dan uranium yang digunakan pada penelitian ini merupakan limbah simulasi dengan kandungan ion Ni2+ 100 - 250 mg/L dan uranium 100 mg/L. Parameter yang dipelajari adalah pengaruh waktu kontak, konsentrasi ion Ni2+ dalam larutan, dan ratio Fe3O4 terhadap karbon aktif. Dari hasil percobaan menunjukan efisiensi penyerapan optimum dicapai pada waktu kontak 60 menit, konsentrasi ion Ni2+ dalam larutan 50 mg/L, dan ratio Fe3O4-karbon aktif 1 : 2. Pada kondisi tersebut efisiensi penyerapan Ni mencapai 99,6 %. Percobaan penyerapan uranium menggunakan larutan uranil nitrat dengan konsentrasi Uranium  100 mg/L sebagai larutan umpan, ratio nanokomposit Fe3O4-karbon aktif 1 : 2, dan waktu kontak 60 menit. Hasil percobaan menunjukkan bahwa uranium hampir seluruhnya atau 100 % terserap semuanya oleh nanokomposit Fe3O4-karbon aktif. Dari hasil percobaan ini menunjukkan bahwa metoda insitu dengan nanokomposit Fe3O4-karbon aktif sangat efektif dan praktis untuk pengolahan limbah nuklir dan non-nuklir. Dengan metoda insitu selain mempersingkat waktu juga dapat meningkatkan kapasitas serap komposit Fe3O4-karbon terhadap ion Ni dari 50,76 mg/g menjadi 57,47 mg/g, dan meningkatkan efisien penyerapan uranium dari 37,50% menjadi ~100%. Kata kunci: Fe3O4, karbon aktif, komposit, penyerapan, nikel, uranium ABSTRACT PROCESSING  OF  NUCLEAR AND NON-NUCLEAR WASTE BY USING  Fe3O4-ACTIVATED CARBON NANOCOMPOSITES THROUGHT  IN SITU METHOD. Absorption experiments had been performed in situ Nickel and Uranium using nanocomposite of Fe3O4 activated carbon. The absorption of a metal by nanocomposites throught in situ method, the process of absorption and composite formation occured simultaneously. This research was done in order to improve the efficiency of absorption and shorten the process. Nickel and uranium waste used in this study was a simulated waste with Ni2+ ion content of 100-250 mg/L and Uranium 100 mg/L. The parameters studied were the effects of contact time, the concentration of Ni2+ ions in solution, and the ratio of Fe3O4 to activated carbon. From the results of experiments showed optimum absorption efficiency is achieved at 60 minutes contact time, the concentration of Ni2+ ions in a solution was 50 mg/L, and the ratio of Fe3O4-activated carbon 1: 2. In these conditions the absorption efficiency reached 99.6% Ni. Experiment absorption of Uranium used a solution uranyl nitrate with concentration of Uranium 100 mg/L as feed solution, ratio nanocomposite Fe3O4-carbon active was 1: 2, and contact time was 60 minutes. The experimental results indicate that uranium is almost entirely or 100% absorbed by the Fe3O4-activated carbon nanocomposite. From the results of this experiment indicate that the in situ method with Fe3O4-activated carbon nanocomposite was very effective and practical for nuclear and non-nuclear waste treatment. With in situ method besides shortening could also increase the absorptive capacity of Fe3O4-carbon composites against Ni ions from 50.76 mg/g to 57.47 mg/g, and improved the efficient absorption of uranium of 37.45% to ~100 %. Keywords: Fe3O4, activated carbon, composite, absorption nickel, uranium
PEMBESARAN UKURAN BUTIR UO2 DENGAN PENAMBAHAN DOPAN UNTUK MENGURANGI PELEPASAN GAS FISI Futichah .; Tri Yulianto
Jurnal Teknologi Bahan Nuklir Vol 9, No 1 (2013): Januari 2013
Publisher : PTBN - BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (494.024 KB)

Abstract

ABSTRAK PEMBESARAN UKURAN BUTIR UO2 DENGAN PENAMBAHAN DOPAN UNTUK MENGURANGI PELEPASAN GAS FISI. Penelitian ini bertujuan untuk mendapatkan   korelasi  penambahan dopan Cr2O3 terhadap densitas dan ukuran butir pada pelet sinter UO2 .  Pengompakan serbuk UO2 disebut pelet mentah dan berbentuk silindris. Pelet mentah UO2 mempunyai rapat massa sekitar 45-55% TD. Penyinteran dilakukan menggunakan atmosfir tertentu sebagai media penyinteran atau dengan sistem vakum. Atmosfir penyinteran dapat berupa uap (steam) atau gas seperti H2, Ag, CO2, N2, dan gas amoniak(NH3). Penyinteran pelet UO2 dilakukan menggunakan atmosfir H2 pada temperatur 1600oC-1700oC sedangkan lamanya berada pada temperatur puncak (soacking time) adalah 2-4 jam. Hasil dari penyinteran pelet UO2 disebut pelet sinter UO2 dan mempunyai rapat massa sekitar 94%-97% TD. Penambahan dopan Cr2O3 ke dalam serbuk UO2 dapat menaikan densitas dan memperbesar ukuran butir pada pelet sinter UO2 sehingga dapat menghasilkan pelet yang memenuhi kerja elemen bakar nuklir lebih tinggi yang menyebabkan umur pakai elemen bakar menjadi lebih lama. Penambahan dopan Cr2O3 dapat menaikan densitas pellet UO2 dari 10,58-10,77 g/cm3 pada variasi 0-0,9% berat dopan Cr2O3. Sedangkan ukuran butir pellet UO2 diperoleh 4,6-73,6µm. Pelepasan gas fisi turun dengan meningkatnya besar butir UO2 di dalam pelet dan pada besar butir tertentu pelepasan gas fisi mencapai optimum. Kata Kunci: ukuran butir UO2, dopan Cr2O3, pelepasan gas fisi, densitas pelet UO2,korelasi ukuan butir dan pelepasan gas fisi.   ABSTRACTENHANCEMENT OF UO2 GRAIN SIZE BY DOPANT ADDITION FOR REDUCING FISSION GAS RELEASE. The objective of this research was to get  correlation between  densities and grain size in UO2 sinter pellet after added by Cr2O3 dopant.. The benefit was to give an alternative information about increasing product quality of UO2 fue and to get information as referenses of nuclear fuels which is used to enhance reactor operarion performence that related to fission product release so that meet to Advanced Fuel Cycle initiative.The compacting of UO2 powder was called green pellets and the shape was cylindrical. The UO2 green pellet had the mass density of 45-55% TD. The sintering was done in spesific atmosphere and in vacuum condtion. The sintering atmosphere could be steam, H2, Ar, CO2, N2 or NH3. The UO2 sinter pellet was done using H2 atmosphere at temperature of 1600 -1700 oC inthe soaking time at 2-4 hours. The UO2 sinter pellet had density 94 - 97% TD. The Cr2O3 dopant addition in UO2 powder increased density and grain size of UO2 sinter pellet. So that resulted pellet which fullfiled the higher performence of nuclear fuel and the enhancement of UO2 grain size in the pellet and at the given grain size the fission gas was optimum. Keywords: UO2 grain size, Cr2O3 dopant, fission gas relese, UO2 pellet density,   grain size , fission gas releaselonger live time. The dopant addition increased the UO2pellet density from 10,58-10,77 g/cm3 in variation of 0-0,9%. The sinter UO2 pellet had grain size of 4,6-73,6µm. The fission gas release decreased with

Page 1 of 1 | Total Record : 5

 1 

Filter by Year

2013 2013


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