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 2 (2013): Juni 2013" : 5 Documents clear
KOMPARASI SIFAT KIMIA DAN FISIK SERBUK UO2 HASIL KONVERSI YELLOW CAKE LIMBAH PUPUK FOSFAT DAN YELLOW CAKE KOMERSIAL MELALUI JALUR ADU Ganisa Kurniati Suryaman; Torowati .; Rahmiati .; Ratih Langenati
Jurnal Teknologi Bahan Nuklir Vol 9, No 2 (2013): Juni 2013
Publisher : PTBN - BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (388.463 KB)

Abstract

ABSTRAK KOMPARASI SIFAT KIMIA DAN FISIK SERBUK UO2 HASIL KONVERSI YELLOW CAKE LIMBAH PUPUK FOSFAT DAN YELLOW CAKE KOMERSIAL MELALUI JALUR ADU. Serbuk UO2 adalah bahan baku pembuatan bahan bakar reaktor nuklir yang didapatkan dari hasil konversi yellow cake. Sumber yellow cake umumnya berasal dari bahan mineral uranium. Uranium juga banyak terdapat pada limbah pabrik pupuk fosfat. Dengan demikian pemanfaatan limbah pabrik pupuk fosfat dapat menyelesaikan dua masalah yaitu pencemaran lingkungan dan ketersediaan bahan baku bahan bakar nuklir. Tujuan penelitian adalah  mendapatkan serbuk UO2 berderajat nuklir dari yellow cake limbah pabrik pupuk fosfat dan untuk mengetahui kualitasnya  maka hasil penelitian ini di komparasi dengan yellow cake komersial. Telah dilakukan kegiatan  konversi yellow cake via jalur Amonium Diuranat (ADU) terhadap yellow cake yang berasal dari limbah pabrik pupuk fosfat (A) dengan pembanding yellow cake komersial (B). Serbuk UO­2 yang dihasilkan melalui konversi jalur ADU dikarakterisasi sifat kimia dan fisiknya. Hasil percobaan menunjukkan bahwa yellow cake yang berasal dari limbah pabrik pupuk fosfat sangat potensial menjadi bahan baku pembuatan serbuk UO2 berderajat nuklir, meskipun masih perlu dilakukan perlakuan khusus untuk meningkatkan kemurniannya. Kata kunci: yellow cake, ADU, UO2, serbuk UO2 derajat nuklir ABSTRACT COMPARAISON OF CHEMICAL AND PHYSICAL PROPERTIES OF UO2 POWDER YELLOW CAKE CONVERSION OF PHOSPHATE FERTILIZER WASTE AND COMMERSIAL YELLOW CAKE. The UO2 powder is the main ingredient of nuclear fuel. UO2 powder is obtained from yellow cake conversion. Yellow cake doesn't only come from uranium ore, but also from phosphate fertilizer factory waste. The objective of this research is to obtain nuclear grade UO2 powder from yellow cake of phosphate fertilizer byproduct via ADU. Commercial yellow cake was used as a comparison. The yellow cake conversion via ADU had been conducted and the UO2 powder obtained had been characterized. This research concluded that UO2 powder converted from phosphate fertilizer factory waste yellow cakeis very potential for the base ingredients of nuclear grade UO2 powder. However, special treatment needs to be done to increase the purity level of phosphate fertilizer factory waste UO2 powder, etc. Keywords: yellow cake, ADU, UO2, UO2 nuclear grade powder
PEMBUATAN Zr (SO4)2.x H2O MELALUI JALUR ZIRCONIUM BASIC SULPHATE (ZBS) SEBAGAI UMPAN PADA CONTINUOUS ANNULAR CHROMATOGRAPHY (CAC Endang Susiantini
Jurnal Teknologi Bahan Nuklir Vol 9, No 2 (2013): Juni 2013
Publisher : PTBN - BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (484.189 KB)

Abstract

ABSTRAK PEMBUATAN Zr(SO4)2.xH2O MELALUI JALUR ZIRCONIUM BASIC SULPHATES (ZBS) SEBAGAI UMPAN PADA CONTINUOUS ANNULAR CHROMATOGRAPHY (CAC). Zirkonium sulfat Zr(SO4)2.xH2O merupakan umpan awal pada CAC yang akan digunakan pada pemisahan zirkonium (Zr) dari hafnium (Hf). Dalam industri nuklir, Hf mempunyai tampang lintang sekitar 600 kali Zr sehingga akan mengganggu efektifitas reaksi fisi nuklir. Tujuan penelitian ini adalah untuk membuat umpan pada CAC yaitu Zr-sulfat  melalui jalur ZBS agar  pengotor-pengotor seperti Fe, Si, Ti, U dan Th berkurang saat centrifuge dan pencucian. Centrifuge bertujuan untuk menghilangkan silica, sedangkan pencucian untuk menghilangkan Th dan uranium serta pengotor lainnya karena sifat ZBS yang berbentuk koloid atau slurry dan tidak larut dalam air. Zirconium Basic Sulphates (ZBS) dibuat dengan cara mereaksikan ZrOCl2·xH2O 0,2 M dengan NH4(SO4) pada perbandingan dan kondisi tertentu agar diperoleh endapan ZBS dengan jumlah  pengendapan tertinggi.  Kemudian, ZBS dikonversi ke Zr(SO4)2·xH2O dan dilarutkan dengan H2SO4 2M agar menjadi bentuk anion. Bentuk anion tersebut dibuktikan dengan penyerapan dalam resin penukar anion Dowex1-X8. Diperoleh hasil ZBS pada perbandingan  Zr/SO4 = 5/2 dan waktu reaksi =1 jam yaitu pH optimum 1,9 dengan Zr terendapkan 92,8%. Diperoleh umpan CAC berbentuk Zr-Sulfat anion sebagai Zr(SO4)3-2atau ZrO(SO4)2-2 atau bentuk anion yang lain dapat dibuktikan dengan penyerapan dalam resin penukar anion Dowex 1-X8 sebesar 29,75%. Prosentase penyerapan yang masih rendah tersebut dimungkinkan karena konversi dari ZBS ke Zr-sulfat belum sempurna yang ditunjukkan oleh data FTIR yaitu adanya puncak pada bilangan gelombang 1404 cm-1, ikatan O=O menunjukkan masih adanya senyawa ZBS. Kata Kunci: Bentuk anion Zr(SO4)3-2atau ZrO(SO4)2-2, ZBS, resin penukar anion Dowex1-X8.   ABTRACT THE PREPARATION OF Zr (SO4)2.xH2O through ZIRCONIUM BASIC SULPHATES (ZBS) AS feed TO continuous annular chromatography (CAC). Zirconium sulphate Zr(SO4)2.xH2O is an initial feed  at the CAC that will be used in the separation of zirconium (Zr) of hafnium (Hf). In nuclear industry , Hf has  cross-sections  around  600 times the Zr so it would interfere  the effectiveness of nuclear fission. The purpose of this study is to make feed at CAC Zr-sulfate through ZBS so that impurities such as Fe, Si, Ti, U and Th decreases as the centrifuge and washing. Centrifuge aims to eliminate silica, while washing to remove Th and uranium and other impurities because character of ZBS form of colloid or slurry and insoluble in water. Zirconium Basic Sulphate (ZBS) is made by reacting ZrOCl2 • xH2O with 0.2 M NH4 (SO4) on the comparison and specific conditions in order to obtain  highest amount of precipitation  ZBS.  ZBS is then  converted to Zr (SO4)2. xH2O and  dissolved with 2M H2SO4 in order to form an anion.  Anion form is evidenced by the absorption of the anion exchange resin Dowex1-X8. The result   obtained  ZBS on a comparison of Zr/SO4 = 5/2; reaction time = 1 hour is the optimum  pH of 1.9 with Zr precipitation 92, 8%. CAC feed in  form of anion  Zr (SO4) 3-2 or  ZrO (SO4) 2-2 or other  anions form is obtained can be proved by the absorption of the anion exchange resin Dowex 1-X8 was 29.75%. The percentage of  absorption that  is still low is possible  because of the conversion of ZBS to Zr-sulphate not yet complete that   indicated by FTIR data  that is the peaks at wave numbers 1404 cm-1, O = O bond indicates that compound ZBS still exist. Keywords: anion form Zr (SO4) 3-2atau ZrO (SO4) 2-2, ZBS,  anion exchange resin Dowex1-X8.
EKSTRAKSI PEMISAHAN Th-CeDARI Ce HIDROKSIDA HASIL OLAH MONASITMENGGUNAKAN MEMBRAN EMULSI CAIR DENGAN SOLVEN TBP M.V. Purwani; Dwi Biyantoro
Jurnal Teknologi Bahan Nuklir Vol 9, No 2 (2013): Juni 2013
Publisher : PTBN - BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (1079.805 KB)

Abstract

ABSTRAK EKSTRAKSI PEMISAHAN Th-Ce DARI Ce HIDROKSIDA HASIL OLAH MONASIT MENGGUNAKAN MEMBRAN EMULSI CAIR DENGAN SOLVEN TBP. Telah dilakukanekstraksi membran emulsi cair pemisahan Th dari Ce hidroksida hasil olah monasit memakai solven Tri Butil Fosfat (TBP). Tujuan dari penelitian ini adalah untuk mengetahui faktor pisah ekstraksi membran emulsi cair Ce dan Th memakai solven TBP. Umpan adalah konsentrat Ce(OH)4hasil olah pasir monasit yang mengandung 5% Th(OH)4yang dilarutkan dalam HNO3 sebagaifasa air eksternal (FAe). Teknik pemisahan ini menggabungkan antara teknik ekstraksi dan stripping.  Fasa membran adalah emulsi tipe air dalam minyak dan sebagai surfaktan adalah SPAN – 80 (sorbitan monooleat). Sebagai fasa pendispersi adalah fasa minyak  atau fasa organik (FO) TBP dan fasa terdispersi adalah fasa air internal (FAi) H3PO4.  Parameter yang diteiti adalah % SPAN – 80, waktu emulsifikasi dan %TBP – Kerosen. Dari data yang diperoleh dan dari hasil perhitungan dapat disimpulkan bahwa kondisi optimum dicapai pada pemakaian SPAN - 80 sebanyak 3,5%, waktu emulsifikasi 15 menit, dan pemakaian TBP – Kerosen sebesar 15%. Pada kondisi ini diperoleh efisiensi ekstraksi Ce = 84,54%, efisiensi stripping Ce =98,05 %  dan efisiensi total Ce = 82,85 %, efisiensi ekstraksi Th = 46,41%, efisiensi stripping Th =87,68 %  dan efisiensi total Th = 40,69 %. Faktor pisah ekstraksi Ce – Th = 1,8216, faktor pisah stripping Ce– Th = 1,1177 dan faktor pisah total Ce–Th = 2,036. Swelling ratio 0% dan angka creaming 1,2%. Kata Kunci: ekstraksi membran emulsi, Ce- Th, TBP ABSTRACTSEPARATION EXTRACTION OF Th-Ce FROM  Ce HYDROXIDETREATMENT PRODUCT OF MONAZITEBYEMULSION LIQUID MEMBRANEUSINGTBP SOLVENT. Emulsion liquid membrane extraction for separation of Th  from  Ce hydroxide treatment product of monazite  using TBP have been done.  The purposeofthis research to determineseparationfactor of CeandThby liquidemulsionmembraneextractionuseTBPsolventThe feed is Ce(OH)4concentratedtreatment product of monazite  containing 5 % Th(OH)4were dissolved in HNO3 as the external aqueous phase (FAe). This separation technique combines extraction and strippingtechniques. Membrane phase is a water -in-oil emulsion type and as surfactant is SPAN - 80 (sorbitan monooleate). As the dispersing phase is the phase is oil or organic phase (FO) Tri Butyl Phosphate (TBP) and the dispersed phase is the internal water phase (FAi) H3PO4. Parameters were observed are  % SPAN - 80 , emulsification time and % TBP - kerosene. From the data obtained and the results of the calculation can be concluded that the optimum conditions achieved in the use of SPAN – 80= 3.5 % , emulsification time = 15 minutes, swelling ratio = 2% and the use of TBP - kerosene =15 % . In this condition, the extraction efficiency obtained Ce = 84.54 % , Ce stripping efficiency = 98.05 % and total efficiency = 82.85 % Ce, Th extraction efficiency = 46.41 % , Th stripping efficiency = 87.68 % and the total efficiency of Th = 40.69 % . Extraction separation factor Ce - Th = 1.8216,stripping separation factor Ce - Th = 1.1177 and total separation factor Ce - Th = 2.036. Swelling ratio = 0% and creaming number = 1,2%. Keywords: emulsionmembraneextraction, Ce-Th, TBP
ANALISIS PENGARUH DAYA UNTUK PENGUJIAN PIN BAHAN BAKAR TIPE PWR DI PRTF RSG-GAS Edy Sulistyono; Tri Yulianto; Etty Mutiara
Jurnal Teknologi Bahan Nuklir Vol 9, No 2 (2013): Juni 2013
Publisher : PTBN - BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (715.826 KB)

Abstract

ABSTRAK ANALISIS PENGARUH DAYA UNTUK PENGUJIAN PIN BAHAN BAKAR TIPE PWR  DI PRTF RSG-GAS.Analisis pengaruh daya untuk pengujian pin bahan bakar tipe Pressurized Water Reactor (PWR) di Power Ramp Test Facility (PRTF) RSG-GAS telah dilakukan dan dianalisis untuk mengetahui pengaruh daya terhadap unjuk kerja pin bahan bakar selama diiradiasi. Fenomena pengaruh daya yang dibangkitkan dari fasilita spengujian PRTF PRSG-GAS sangat signifikan terhadap unjuk kerja bahan bakar. Untuk iniperlu disiapkan program jaminan mutu, fasilitas fabrikasi pin bahan bakar dan analisis unjuk kerja bahan bakar selama pengujian di PRTF RSG-GAS.Program jaminan mutu selama fabrikasi pin bahan bakar dan pengujian hasil selama pra iradiasiantara lain spesifikasi pin bahan bakar tipe PWR, gambar kerja, prosedur, instruksi kerja, lembar kendali. Persiapan fasilitas pengujian PRTF telah dilakukan uji fungsi sistem operasi dan sistem kendali.Prediksi dan analisis unjuk kerja pin bahan bakar selama iradiasi dilakukan dengan menggunakan program kode komputer FEMAXI-V. Kode ini mampu memprediksi pengaruh daya terhadap unjuk kerja termal dan mekanik secara kulitatif, cukup detail selama kondisi tunak dan transien.Telah dilakukan fabrikasi pembuatan pin dummy sebagai bahan uji kemampuan fabrikasi di Instalasi Elemen Bakar Eksperimental (IEBE) dan telah diuji di PRTF dengan tekanan operasi 160 bar dengan hasil baik tidak bocor. Persiapan pembuatan pelet telah berhasil dibuat pelet bahan bakar UO2 sesuai dengan spesifikasi yang telah ditetapkan sebagai bahan isian pin elemen bakar tipe PWR. Telah dilakukan analisis dengan simulasi posisi pin pada jarak 0; 40; 60; 100; 200; 300; 440 mm terhadap teras untuk menentukan daya (Linear Heat Rate/LHR) yang dibangkitkan menunjukkan bahwa makin tinggi daya yang diberikan atau makin dekat posisi pin terhadap teras reaktor makin besar burn-up yang dihasilkan. Kata Kunci:elemen bakar nuklir, pin, PWR.   ABSTRACTPOWER EFFECT ANALYSIS FOR THE IRRADIATION TEST OF PWR FUEL PIN IN THE POWER RAMP TEST FACILITY OF RSG-GAS REACTOR. An analysis on theeffect of power for the preparation of irradiation test of PWR fuel pin in the power ramp test facility (PRTF) of RSG-GAS Reactor had been conducted.  The power generated in the reactor would result in a significant effect on the fuel performance.In the preparation of quality assurance programs and of facilities for the prediction of fuel behavior was necessary.  Among the quality assurance measures performed were the determination of PWR fuel pin specifications and the preparation of technical drawings, procedures, instructions, and control sheets.  Works for the preparation of facilities were also conducted.  To prediction and analyze the fuel behavior during irradiation, a FEMAXI-V code was utilized.  The code was capable of qualitatively predicting the power effect on the thermal and the mechanical performances of the fuel in details at both steady and transient states.  A dummy pin of a PWR fuel had been manufactured in the Experimental Fuel Element Installation (EFEI) of PTBN-BATAN to be irradiated in the PRTF at a pressure of 160 bar.  There was no leak found in the dummy pin.  UO2 pellets that were in accordance with PWR fuel requirements had also been manufactured in the EFEI.  A simulation to determine the linear heat rate (LHR) had been conducted on a pin at a certain distance from the core.  The distances observed were 0, 40, 60, 100, 200, 300, and 440mm.  It could be seen that the higher the power or the shorter the distance, the burnup would be greater. Keywords: nuclear fuel elements, pin, PWR
KARAKTERISASI INGOT PADUAN U-7Mo-xTi HASIL PROSES PELEBURAN MENGGUNAKAN TUNGKU BUSUR LISTRIK Supardjo .; Agoeng Kadarjono; Boybul .; Maman Kartaman Ajiriyanto
Jurnal Teknologi Bahan Nuklir Vol 9, No 2 (2013): Juni 2013
Publisher : PTBN - BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (630.503 KB)

Abstract

ABSTRAK                KARAKTERISASI INGOT PADUAN U-7Mo-xTi HASIL PROSES PELEBURAN MENGGUNAKAN TUNGKU BUSUR LISTRIK. Telah dilakukan karakterisasi ingot paduan U-7Mo-xTi dalam rangka mendapatkan paduan yang memenuhi persyaratan kandidat bahan bakar nuklir. Ingot paduan U-7Mo-xTi dibuat dengan teknik peleburan di dalam tungku busur listrik bermedia gas argon, menggunakan arus listrik 150 amper dan setiap paduan dilebur dengan lima kali pengulangan. Pengujian meliputi strukturmikro dengan teknik metalografi, komposisi fasa dengan XRD, berat jenis dengan alat Ultrapyc 1200e Version 4.00, enthalphy menggunakan DTA dan  capasitas panas dengan DSC. Strukturmikro ingot  U-7Mo-xTi pada bagian tepi terbentuk denrit, sedangkan pada bagian tengah cenderung bulat dan makin tinggi kadar Ti butiran semakin besar. Pola difraksi sinar-x sampel U-7Mo-xTi dengan perbedaan  kadar Ti terbentuk puncak-puncak yang mirip sehingga  dapat diduga memiliki fasa yang sama yaitu γ-U. Berat jenis ingot menurun seiring kenaikan kadar Ti. Hasil uji dengan DTA teramati reaksi endotermik paduan U-7Mo-1Ti, U-7Mo-2Ti, U-7Mo-3Ti yang terjadi pada rentang  temperatur berturut-turut 641,83 oC-655.21 oC, 638,89 oC- 650.95 oC, dan 644,38 oC - 662,20 oC dengan entalpi 0.37 cal/g, 0.4328 cal/g dan 5,1021 cal/g. Entalpi tersebut kemungkinan merupakan panas yang diperlukan untuk perubahan dari fasa α + U2Ti menjadi β + U2Ti. Makin tinggi kadar Ti panas yang diperlukan meningkat, karena pembentukan β + U2Ti juga lebih banyak. Unsur Ti di dalam paduan U-7Mo menurunkan kapasitas panasnya, dan kadar 1%, 2%, dan 3% Ti dalam bentuk paduan U-7Mo-1Ti,  U-7Mo-2Ti, dan U-7Mo-3Ti memiliki kapasitas panas berturut-turut 0,06 – 0.14 J/g.K , 0,08 – 0,17 J/g.K dan  0,08 – 0,16 J/g.K. Kapasitas panas tersebut tidak menunjukkan perbedaan yang signifikan dan cenderung konstan. Hasil penelitian ini diharapkan dapat digunakan sebagai acuan dalam penelitian paduan U-7Mo-xTi sebagai kandidat bahan bakar di masa mendatang. Kata kunci: Paduan U-7Mo-xTi, bahan bakar dispersi, karakterisasi.   ABSTRACTCHARACTERIZATION OF U-7Mo-xTi ALLOY AS SMELTING PROCESS RESULTS USING ARC FURNACE. Characterization of U-7Mo-xTi alloy has been done in order to get the candidate meets the requirements of alloy nuclear fuel. The U-7Mo-xTi alloy wasw  made by  the technique of smelting electric arc furnace in argon gas media, using electric current 150 ampere and any alloy is melted with five repetitions. Testing includes microstructure with metalografi technique, phase composition with XRD, specific gravity with device Ultrapyc 1200e Version 4.00, enthalphy using DTA and heat capacity with DSC. Microstructure  of U-7Mo-xTi alloy showed that denrit was formed on the  edge, while in the middle of the round tend to the higher levels of the Ti chip is getting bigger. X-ray diffraction patterns of a sample of U-7Mo-xTi with difference levels It forms peaks similar to so it can be alleged to have the same phases namely γ-U. The density of alloy decreases levels increase Ti. Test results with DTA observed endothermic U-7Mo-1Ti U-7Mo-2Ti, U-7Mo-3Ti alloy happened on consecutive temperature range of  641.83 oC-655.21 oC, 638.89 oC- 650.95 oC, and 644.38 oC- 662.20 oC with enthalpy 0.37 cal/g, 0.4328 cal/g and 5,1021 cal/g. Enthalpy is probably the heat needed for the change of α + U2Ti to  β + U2Ti phase. The higher the levels of  Ti heat needed increased, due to the formation of β U2Ti is also much more. The element Ti in U-7Mo alloys  heat capacity decrease, and the levels of 1%, 2% and 3% of it in the form U-7Mo-1Ti U-7Mo-2Ti, and U-7Mo-3Ti of  alloy have consecutive heat capacity 0.06 – 0.14 J/g.K , 0.08 – 0.17 J/g.K dan  0.08 – 0.16 J/g.K. heat capacity that does not show a significant difference and tend to be constant. Research results are expected to be used as a reference in the study of U-7Mo-xTi alloy as the candidate for future fuels. Keywords: U-7Mo-xTi alloy, dispersion fuel, characterization

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