Garuda - Garba Rujukan Digital

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)

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

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)

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

PEMUNGUTAN SERBUK U3Si2 DARI GAGALAN PRODUKSI PEB DISPERSI BERISI U3Si2-Al SECARA ELEKTROLISIS MENGGUNAKAN ELEKTRODA TEMBAGA Ghaib Widodo; Prayitno .
Jurnal Teknologi Bahan Nuklir Vol 2, No 2 (2006): Juni 2006
Publisher : PTBN - BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (66.218 KB)

ABSTRAKPEMUNGUTAN SERBUK U3Si2 DARI GAGALAN PRODUKSI PEB DISPERSI BERISI U3Si2–Al SECARA ELEKTROLISIS MENGGUNAKAN ELEKTRODA TEMBAGA. Pemungutan serbuk U3Si2-Al telah dilakukan secara elektrolisis dengan elektroda tembaga (Cu) sebagai anoda, dan gagalan pelat elemen bakar (PEB) sebagai katoda. Sebelum dilakukan analisis, PEB dipotong dan ditimbang. Parameter yang dipelajari dalam percobaan ini adalah konsentrasi elektrolit HNO3, waktu elektrolisis, dan tegangan. Setelah elektrolisis selesai, hasil serbuk U3Si2 yang terpungut dan berat akhir elektroda Cu ditimbang. Hasil percobaan menunjukkan bahwa kondisi elektrolisis optimum dicapai pada elektrolit HNO3 1 N, waktu elektrolisis 90 menit, dan tegangan 4 volt yang ditandai dengan banyaknya Al dan AlMg2 yang menempel pada elektroda Cu dan terkumpulnya serbuk U3Si2 di dasar wadah elektrolit HNO3. Serbuk U3Si2 yang terkumpul di dasar wadah tersebut sebanyak 2,158 g.KATA KUNCI: Pelat elemen bakar, U3Si2-Al dispersi,Elektrolisis, Elektroda tembagaABSTRACTRECOVERY OF U3Si2 POWDER FROM PRODUCTION REJECT OF U3Si2 -Al DISPERSION FUEL ELEMENT PLATE BY ELECTROLYSIS USING COPPER ELECTRODE. Recovery of U3Si2 powder has been carried out by means of electrolysis using copper electrode as the anode, and the rejected fuel element plate as the cathode. Before analysis is performed, the fuel element plate is cut and weighed. Parameters assessed in the experiment are HNO3 electrolyte concentration, electrolysis time, and voltage. After the electrolysis is completed, the recovered U3Si2 powder and Cu electrode are weighed. The experiment results show that the optimum electrolysis condition is achieved at HNO3 electrolyte concentration of 1 N, electrolysis time of 90 minutes, and voltage of 4 volt, which is marked by a large quantity of Al and AlMg2 deposits on the copper electrode and the accumulation of U3Si2 powder at the bottom of HNO3 electrolyte container. The accumulated U3Si2 powder in the container was 2.158 g.FREE TERMS: Fuel element plate, U3Si2–Al dispersion, Electrolysis, Copper electrode

REAKSI TERMOKIMIA PADUAN AlFeNi DENGAN BAHAN BAKAR U3Si2 Aslina Br. Ginting; M. Husna Al Hasa
Jurnal Teknologi Bahan Nuklir Vol 5, No 1 (2009): Januari 2009
Publisher : PTBN - BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (2013.264 KB)

ABSTRAK REAKSI TERMOKIMIA PADUAN AlFeNi DENGAN BAHAN BAKAR U3Si2. Reaksi termokimia paduan AlFeNi pada komposisi Fe 2,5% dan Ni 1,5% dengan bahan bakar U3Si2 serta reaksi termokimia kelongsong AlMg2 dengan bahan bakar U3Si2 telah dipelajari. Analisis dilakukan untuk mengetahui fenomena reaksi termokimia paduan AlFeNi dengan U3Si2 yang dibandingkan dengan reaksi termokimia kelongsong AlMg2 dengan U3Si2 menggunakan metode Differential Thermal Analysis. Tujuan analisis ini adalah untuk mengetahui kompatibilitas panas paduan AlFeNi dan AlMg2 dengan bahan bakar U3Si2 jika nanti paduan AlFeNi digunakan sebagai kelongsong bahan bakar. Hasil analisis menunjukkan bahwa paduan AlFeNi pada komposisi Fe 2,5% dan Ni 1,5% dengan bahan bakar U3Si2 mengalami reaksi endotermik pada temperatur 672,65 °C dengan panas reaksi ΔH = 108,1812 J/g dan mengalami reaksi eksotermik membentuk senyawa pada temperatur 693,24 °C dengan panas reaksi ΔH= -117,322 J/g. Sedangkan pada temperatur 659,20 °C kelongsong AlMg2 dengan bahan bakar U3Si2 mengalami reaksi endotermik dengan membutuhkan panas sebesar ΔH = 235,4043 J/g dan pada temperatur 737,66 °C mengalami reaksi eksotermik dengan melepaskan panas sebesar ΔH = -47,4639 J/g. Dari fenomena reaksi termokimia tersebut dapat diketahui bahwa kompatibilitas panas paduan AlFeNi dengan U3Si2 sebagai kelongsong bahan bakar hingga temperatur 600 °C relatif baik dan cenderung relatif sama dengan kelongsong AlMg2. KATA KUNCI: reaksi termokimia, paduan AlFeNi, bahan bakar U3Si2, kelongsong AlMg2, Differential Thermal Analysis, entalpi ABSTRACT THERMOCHEMICAL REACTION OF AlFeNi ALLOY WITH U3Si2 FUEL ELEMENT. The thermochemical reaction between AlFeNi alloy at a composition of 2,5% Fe and 1.5% Ni and U3Si2 fuel element and that between AlMg2 cladding and U3Si2 fuel element have been studied. Analyses were conducted to determine the thermochemical reaction phenomenon between AlFeNi alloy and U3Si2 compared with that between AlMg2 cladding and U3Si2 using Differential Thermal Analysis method. The purpose of the analyses is to understand the compatibility of AlFeNi alloy and AlMg2 with U3Si2 fuel element if later AlFeNi alloy is used as fuel element cladding. Results of the analyses indicate that the AlFeNi alloy with a composition of 2.5% Fe and 1.5% Ni reacted with the U3Si2 fuel through an endothermic reaction at a temperature of 672.65 oC with a heat of reaction ΔH = 108.1812 J/g, and an exothermic reaction at a temperature of 693.24 °C with a heat of reaction ΔH= -117.322 J/g. Meanwhile, AlMg2 cladding with U3Si2 fuel element underwent an endothermic reaction at a temperature of 659.20 °C with a heat of reaction ΔH = 235.4043 J/g, and an exothermic reaction at a temperature of 737.66 °C with a heat of reaction ΔH = -47.4639 J/g. From the thermochemical reaction phenomena above, it is concluded that the compatibility of AlFeNi alloy with U3Si2 as fuel element cladding is relatively satisfactory up to a temperature of 600 oC, and the trend is similar for AlMg2 cladding. FREE TERMS: thermochemical reaction, AlFeNi alloy, U3Si2 fuel element, Differential Thermal Analysis, enthalphy

PENGARUH PROSES QUENCHING TERHADAP LAJU KOROSI BAHAN BAKAR PADUAN UZr Masrukan .; Agoeng Kadarjono
Jurnal Teknologi Bahan Nuklir Vol 6, No 1 (2010): Januari
Publisher : PTBN - BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (623.884 KB)

ABSTRAK PENGARUH PROSES QUENCHING TERHADAP LAJU KOROSI BAHAN BAKAR PADUAN UZr. Percobaan untuk mempelajari pengaruh proses quenching terhadap sifat korosi bahan bakar UZr telah dilakukan. Proses quenching akan mempengaruhi sifat korosi dari paduan UZr, yang ditunjukkan oleh perubahan berat sebelum dan sesudah paduan UZr tersebut diberikan perlakuan quenching dan korosi. Mula-mula dibuat paduan UZr dengan komposisi Zr masing-masing sebesar 2, 6, 10, 14 dan 55% menggunakan tungku peleburan busur listrik. Sebagian paduan UZr hasil peleburan diberi perlakuan quenching dan sebagian lagi langsung diuji korosi dalam media uap air pada temperatur 100 °C, tekanan 1 atmosfir selama 140 jam. Pengujian korosi dilakukan di dalam pemanas yang dilengkapi sistem refluks. Setelah uji korosi, sampel paduan UZr ditimbang untuk mengetahui perubahan berat akibat proses quenching. Dari hasil penimbangan berat sampel, diketahui bahwa hampir semua paduan UZr yang tidak mengalami perlakuan quenching mempunyai laju korosi yang lebih rendah dibandingkan paduan UZr yang diberi perlakuan quenching, kecuali pada 2% Zr. Pada sampel yang tidak mengalami perlakuan quenching, laju korosi menurun dengan peningkatan kandungan Zr. Pada komposisi 2% Zr, laju korosi mencapai 2,94 mg/jam, dan naik menjadi 0,206 mg/jam pada komposisi 6% Zr. Untuk sampel yang diberi perlakuan quenching, kecenderungan yang terjadi sama yakni laju korosi berkurang dengan pertambahan kandungan Zr. Pada komposisi 2% Zr, laju korosi sebesar 2,94 mg/jam, dan naik menjadi 0,375 mg/jam pada komposisi 6% Zr. Dari hasil uji untuk sampel yang tidak diberi perlakuan quenching dan yang diberi perlakuan quenching, terlihat bahwa sampel yang mengalami proses quenching mempunyai ketahanan korosi yang lebih baik. KATA KUNCI: quenching, UZr, laju korosi ABSTRACT The Influence of quenching process ON THE Corrossion RATE of UZr Alloy Fuel. Experiments have been conducted to study the influence of quenching process on the corrosion properties of UZr fuel. Quenching process affects the corrosion properties of UZr alloy, as shown by the change in weight before and after the UZr alloy was corroded and quenched. Initially, alloys with Zr compositions of 2, 6, 10, 14 and 55% were prepared using an electric arc furnace. Some of the UZr alloys from the melting process underwent quenching and others were directly tested for corrosion in water vapor medium at a temperature of 100 oC for 140 h. Corrosion testing was conducted in a heater equipped with a reflux. After the corrosion testing, the UZr alloy samples were weighed to determine the changes in weight due to the quenching process. From the weighing results, almost all UZr alloys that were not quenched showed a lower corrosion rate compared to those that were quenched, except for 2% Zr. For samples that were not quenched, the corrosion rate decreased with the increasing Zr content. For the composition of 2% Zr, the corrosion rate reached a rate of 2.94 mg/h, and increased to 0.206 mg/h at 6% Zr. For samples that underwent quenching, the tendency that occurred was similar, in which the corrosion rate decreased as the Zr content was increased. For the composition of 2% Zr, the corrosion rate was 2.94 mg/h, and went up to 0.375 mg/h at a Zr composition of 6% Zr. From the test results for samples that did not undergo quenching and those that underwent quenching, the former showed better corrosion resistance than the latter FREE TERMS: quenching, UZr, corrosion rate

Optimasi proses pelindian pada pengambilan uranium dan thorium dalam pembuatan zircon opacifier (ZrSiO4) Sajima .; Moch Setyadji
Jurnal Teknologi Bahan Nuklir Vol 11, No 2 (2015): Juni 2015
Publisher : PTBN - BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (120.01 KB)

Abstract The leaching process optimization of uranium and thorium in producing of zircon opacifier (ZrSiO4). The research aims to separate uranium and thorium from zircon opacifier by leaching process using HCl as solvent. The experiments were carried out in a glass reactor. The variables observed were acidity, time and temperature. The grinding powder of zircon which contain ThO2 0.11% and U2O3 0.05% has been leached by chloride acid, then the product was separated by centrifuge. The products were washed by water then the solids were dried in an oven at 105 oC. Uranium and thorium in the feed and product were analyzed by using AAN method. The experiments showed that the optimum conditions process of leaching were: the concentration of acid was 1 M, time was 25 minutes and temperature was 90 oC, the amount of uranium and thorium that was picked up respectively 76.53% and 73.19%. Keywords : opacifier, acidity, time, temperature, leaching Abstrak Optimasi proses pelindian pada pengambilan uranium dan thorium dalam pembuatan zircon opacifier (ZrSiO4). Telah dilakukan optimasi pelindian pada pengambilan uranium dan thorium dalam pembuatan zirkon opacifier. Penelitian bertujuan untuk memisahkan uranium dan thorium dari zirkon opacifier dengan cara pelindian menggunakan pelarut HCl. Percobaan dilakukan menggunakan reaktor gelas. Variabel proses yang diteliti adalah keasaman HCl, waktu kontak dan temperatur. Hasil giling dengan kadar ThO2 = 0,11% dan U2O3 = 0,05 % dilindi menggunakan pelarut HCl, kemudian dipisahkan menggunakan alat pemusing (centrifuge). Padatan zirkon opacifier yang diperoleh dicuci dengan air kemudian dikeringkan dalam oven pada temperatur 105 oC. Analisis kandungan unsur dalam umpan dan hasil proses pelindian dilakukan dengan metoda AAN. Hasil penelitian menunjukkan bahwa kondisi optimum proses tercapai pada keasaman 1 M, waktu kontak 25 menit dan temperatur 90 oC dengan jumlah uranium dan thorium yang terambil masing masing 76,53 % dan 73,19 %. Kata kunci : opacifier, keasaman, waktu, temperatur, pelindian

KARAKTERISASI KOMPOSISI KIMIA, LUAS PERMUKAAN PORI DAN SIFAT TERMAL DARI ZEOLIT BAYAH, TASIKMALAYA, DAN LAMPUNG Aslina Br. Ginting; Dian Anggraini; Sutri Indaryati
Jurnal Teknologi Bahan Nuklir Vol 3, No 1 (2007): Januari 2007
Publisher : PTBN - BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (736.329 KB)

ABSTRAKKARAKTERISASI KOMPOSISI KIMIA, LUAS PERMUKAAN PORI, DAN SIFAT TERMAL DARI ZEOLIT BAYAH, TASIKMALAYA, DAN LAMPUNG. Telah dilakukan karakterisasi komposisi kimia, luas permukaan, jari-jari pori, daya serap (adsorption) dan sifat termal zeolit Bayah, Tasikmalaya, dan Lampung. Tujuan karakterisasi adalah untuk memahami karakter ketiga zeolit karena diduga perbedaan jenis zeolit akan menghasilkan karakter komposisi kimia, luas permukaan, jari-jari pori, dan daya serap yang berbeda. Hasil analisis menunjukkan bahwa zeolit Bayah, Tasikmalaya, dan Lampung mengandung unsur kimia Al, Si, P, K, Ca, Ti, Fe, dan S. Dari analisis luas permukaan diperoleh bahwa zeolit Lampung mempunyai luas permukaan 10,0477 m2, jari-jari pori 16,0653Å, dan adsorpsi 24,500 ml/g lebih besar dibanding zeolit Tasikmalaya sebesar 6,3319 m2, jari-jari pori 16,2350 Å, dan adsorpsi 13,2500 ml/g, dan zeolit Bayah sebesar 8,3528 m2, 16,2350 Å, dan 13,250 ml/g. Dari karakterisasi sifat termal diketahui bahwa ketiga zeolit tersebut mengalami pengurangan berat sebesar 5,93% hingga 8,33% yang menyebabkan terjadinya perubahan fase baru yang ditunjukkan oleh reaksi endotermik pada temperatur 150 °C hingga 600 °C dan 850 °C hingga 1000 °C. Ketiga zeolit tersebut mengalami penurunan kapasitas panas hingga temperatur 199,96 °C tetapi di atas temperatur 216,66 °C mengalami kenaikan kapasitas panas hingga temperatur 437,78 °C. Hasil karakterisasi yang diperoleh menunjukkan bahwa perbedaan jenis zeolit tidak memberikan komposisi kimia dan karakter termal yang signifikan yang dibuktikan dengan analisis uji F, namun jelas terlihat perbedaan luas permukaan, jari-jari pori, dan besar adsorpsi dari ketiga zeolit tersebut. Hasil karakterisasi ini diharapkan sebagai langkah awal untuk mengetahui karakter ketiga zeolit untuk digunakan sebagai penukar ion cesium yang akan dilakukan pada penelitian selanjutnya. KATA KUNCI: zeolit, kompisisi kimia, luas permukaan, jari-jari pori, sifat termal ABSTRACT CHARACTERIZATION OF CHEMICAL COMPOSITION, SURFACE AREA PORE, AND THERMAL PROPERTIES OF ZEOLITES FROM BAYAH, TASIKMALAYA, AND LAMPUNG. Characterization of chemical composition, surface area, pore radius, adsorption, and thermal properties of zeolites from Bayah, Tasikmalaya, and Lampung have been performed. The purpose of the characterization is to understand the characteristics of the three zeolites since different types of zeolite will yield different chemical composition, surface area, pore radius, and adsorption. The analysis shows that zeolites from Bayah, Tasikmalaya, and Lampung consist of chemical elements Al, Si, P, K, Ca, Ti, Fe, and S. The analysis of the surface area indicates that zeolite from Lampung has surface area of 10.0477 m2, pore radius of 16.0653 Å, and adsorption of 24.500 ml/g, which are greater than those of zeolite from Tasikmalaya with surface area of 6.3319 m2, pore radius of 16.2350 Å, adsorption of 13.2500 ml/g, zeolite from Bayah with surface area of 8.3528 m2, pore radius of 16.2350 Å, and adsorption of 13.250 ml/g. From of the thermal properties characterization it is shown the three zeolites experienced weight reduction from 5.93% to 8.33%, which results in the formation of new phases as indicated by endothermic reactions from 150 °C to 600 °C and from 850 °C to 1000 °C. The three zeolites experienced a decrease in heat capacity up to temperature of 199.96 °C, whereas at temperatures above 216.66 °C the zeolites experienced an increase in heat capacity up to 437.78 °C. The results of the characterization indicate that different types of zeolite do not yield significant difference in chemical composition and thermal characteristics as proven with F test, however different surface area, pore radius, and adsorption characteristics are observed. The characterization results are expected to be the first step in determining the characteristics of the three zeolites that are to be used for cesium ion exchange in the incoming research. FREE TERMS: zeolite, chemical coomposition, surface area, pore radius, thermal characteristichs

PERHITUNGAN PELAPISAN PADA KERNEL UO2 PIROKARBON DARI PROPILEN DENGAN CARA PEMODELAN DAN PENYELESAIAN DENGAN MATLAB Sukarsono .; Liliek Harmianto
Jurnal Teknologi Bahan Nuklir Vol 7, No 1 (2011): Januari 2011
Publisher : PTBN - BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (631.975 KB)

ABSTRAK PERHITUNGAN PELAPISAN PIROKARBON DARI PROPILEN PADA KERNEL UO2 DENGAN CARA MODELING DAN PENYELESAIAN DENGAN MATLAB.Telah dilakukan modeling proses pelapisan pirokarbon densitas tinggi pada kernel bahan bakar nuklir dengan pereaksi propilen pada reaktor fluidisasi. Modeling dilakukan dengan penyusunan persamaan diferensial (PD) yang mewakili proses yang terjadi dalam proses pelapisan. Persamaan diferensial diselesaikan dengan program Matlab. Penyusunan PD dengan melihat reaksi yang terjadi pada dekomposisi propilen dan deposisi pirokarbon. Reaksi yang digunakan untuk pembuatan program adalah reaksi yang melibatkan banyak senyawa. Senyawa-senyawa hidrokarbon yang keberadaannya dalam jumlah kecil diabaikan. Sebagai masukan program disesuaikan dengan kondisi reaktor fluidisasi seperti kecepatan masuk gas lebih besar dari kecepatan fluidisasi minimum. Dengan menggunakan data koefisien reaksi yang ada di pustaka, PD dapat diselesaikan dan menghasilkan data hubungan kecepatan alir senyawa hidrokarbon pada setiap ketinggian reaktor dan kecepatan pelapisan pirokarbon. Pada kecepatan alir dalam reaktor 1,1134 m/dt dan fraksi propilen 0,4, reaksi dekomposisi hidrokarbon dan deposisi pirokarbon terjadi sampai pada ketinggian 0,4 cm dari pemasukan gas. Hasil deposisi diantaranya adalah metana dan asetilen sekitar 5,8 mmol/dt, benzene 0,78 mmol/dt dan hidrogen 0,25 mmol/dt. Deposisi pirokarbon mencapai ketebalan 40 mikron dapat dicapai dengan waktu pelapisan 33 menit. KATA KUNCI: fluidisasi, kernel bahan bakar nuklir, modeling ABSTRACT CALCULATION OF PIROCARBON COATING OF PROPYLENE ON KERNEL UO2 WITH MODELING AND SETTLEMENT WITH MATLAB. The modeling of high density pyrocarbon coating on a nuclear fuel kernel with a propylene reactant in the fluidization reactor had been done. The modeling was conducted by setting up differential equations which represented the reactions which occured in the coating process. The equations were solved using MATLAB program. The differential equations were developed through observing the chemical reactions in the processes of propylene decomposition and pyrocarbon deposition. The presence of hydrocarbon which is of a small quantity was considered to be negligible. Input for this program was adjusted with the fluidization reactor conditions, such as the input velocity which was not smaller than the minimum velocity for fluidization. By using data from literature, differential equations were solved. The calculation resulted in the relationship between the flow rate of hydrocarbon at each distance from the gas input device and the speed of pyrocarbon deposition. Using a propylene fraction of 0.4 and a gas flow rate of 1.0069 m/s, it was found that the decomposition and the deposition of pyrocarbon occured in the position of 0.4 cm from the input device. Decomposition products were methane and acetylene of about 5.8 mmol/s, benzene 0.78 mmol/s, and hydrogen 0.25 mmol/s. Pyrolitic carbon reached a 40 µm thickness in 33 minutes of coating process. FREE TERMS: Fluidization, kernel nuclear fuel, modeling, coating, pyrocarbon

Karakterisasi zirconium diborida sebagai bahan lapisan penyerap mampu bakar pada pelet UO2 Sungkono .; Tri Yulianto .
Jurnal Teknologi Bahan Nuklir Vol 11, No 1 (2015): Januari 2015
Publisher : PTBN - BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (144.411 KB)

Abstract Characterization of a zirconium diborid as a burnable layers on the UO2 fuel pellet. Integrated fuel burnable absorber hydrophobic developed to improve the efficiency of fuel use in the reactor core-type pressurized water reactors (PWRs). The objectives of this research was to obtain the character of zirconium diboride (ZrB2) powder as a coating material on UO2 pellets. The method used is the characterization of physical, chemical, and thermal and microstructural UO2 powder ZrB2. The results of this research show that the character ZrB2 as a coating material having a hexagonal crystal structure, density of 5.9583 g / cm3, ZrB2 has good thermal stability. ZrB2 powder has additives i.e V, Al, Fe, Mo, Cr, Zn in small quantities and do not significantly affect the absorption of thermal neutrons. ZrB2 powder has qualified as a burnable absorber layer of nuclear fuel for PWRs. Pellet of UO2 + 0.3% Cr2O3 dopant, UO2 + 0.7% Nb2O5 dopant; UO2 + 0.3% TiO2 dopant after sintering have small grained of qualified for ZrB2 coated using RF Sputtering machine. Keywords : zirconium diboride, IFBA coating, UO2 pellet, chemical composition, thermal properties Abstrak Karakterisasi zirconium diborida sebagai bahan lapisan penyerap mampu bakar pada pelet UO2. Bahan bakar nuklir berlapis penyerap mampu bakar hidropobik dikembangkan untuk meningkatkan efisiensi penggunaan bahan bakar di dalam teras reaktor tipe pressurized water reactors (PWR). Tujuan penelitian ini adalah mendapatkan karakter serbuk zirconium diborida (ZrB2) sebagai bahan pelapis permukaan pelet UO2. Metode penelitian yang digunakan adalah karakterisasi fisis, kimia dan termal serbuk ZrB2 serta mikrostruktur UO2. Hasil penelitian menunjukkan bahwa karakter ZrB2 sebagai bahan pelapis mempunyai struktur kristal heksagonal, densitas 5,9583 g/cm3, stabilitas termal ZrB2 baik. Serbuk ZrB2 mempunyai unsur aditif yaitu V, Al, Fe, Mo, Cr, Zn dalam jumlah kecil dan tidak berpengaruh secara signifikan terhadap penyerapan neutron termal. Serbuk ZrB2 memenuhi syarat sebagai bahan lapisan penyerap dapat bakar dari bahan bakar untuk reaktor daya tipe PWR. Pelet UO2 + dopan 0,3% Cr2O3 sinter; pelet UO2+dopan 0,7% Nb2O5 sinter; pelet UO2 + dopan 0,3% TiO2 sinter yang berbutir kecil memenuhi syarat untuk dilapisi ZrB2 menggunakan mesin RF Sputtering. Kata Kunci : zirconium diborida, lapisan IFBA, pelet UO2, komposisi kimia, sifat termal

THE THERMODYNAMIC MODELING OF THE URANIUM-OXYGEN SYSTEM Basuki Agung Pudjanto
Jurnal Teknologi Bahan Nuklir Vol 1, No 1 (2005): Januari, 2005
Publisher : PTBN - BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (240.785 KB)

ABSTRACT THE THERMODYNAMIC MODELING OF THE URANIUM-OXYGEN. The thermodynamic modeling of the uranium-oxygen (U−O) system, which is of first importance in the development of a nuclear thermodynamic database, has been performed. The thermodynamic properties of the phases present in the U−O system are described using the compound energy model with ionic constituents for the solids and an ionic twosublattice model for the liquid. For the uranium dioxide, the structure is described using three sublattices, one for the cations U3+, U4+ and U6+, one for the normal site of oxygen ions, and one for the interstitial oxygen ions. Vacancies are included in both oxygen sublattices. In this first approach, the homogeneity ranges of the U4O9-y and U3O8-y compounds are not represented. Phase diagram and thermodynamic properties, then, have been calculated from the optimized Gibbs energy parameters, assuming that the system is in thermodynamic equilibrium, i.e. by finding the minimum for the total free energy of the system. The thermodynamic calculation is conducted through CALPHAD (Calculation Phase Diagram) approach, with the help from the Thermo-Calc code. The results obtained show that the consistency between the calculated results and the experimental data is quite satisfactory. FREE TERMS: Nuclear fuel, Uranium oxide, Oxygen potential, Modeling, Thermodynamics ABSTRAK PEMODELAN TERMODINAMIK SISTEM URANIUM-OKSIGEN. Pemodelan termodinamik sistem uranium-oksigen (U−O), yang penting sekali bagi pengembangan database termodinamik nuklir, telah dilakukan. Sifat-sifat termodinamik fasa-fasa yang ada dalam sistem U−O diGambarkan menggunakan model ‘energi senyawa’ dengan model ‘konstituen ionik’ untuk fasa-fasa padat dan model ‘dua sub-lapis ionik’ untuk fasa cair. Sementara itu, struktur uranium dioksida diGambarkann dengan model ‘tiga sub-lapis ionik’, satu sub-lapis untuk kation U3+, U4+ dan U6+, satu sub-lapis untuk kisi normal ion-ion oksigen dan satu sub-lapis lagi untuk interstisi ion-ion oksigen. Kekosongan-kekosongan dimasukkan ke dalam kedua sub-lapis oksigen. Pada kajian awal ini, rentang homogenitas senyawa U4O9-y dan U3O8-y tidak diberikan. Selanjutnya, diagram fasa dan sifat termodinamik dihitung dari optimasi parameter energi Gibbs, dengan asumsi bahwa sistem berada dalam kesetimbangan termodinamik, yaitu dengan mencari harga minimum dari energi bebas total sistem. Perhitungan dilakukan dengan pendekatan metode CALPHAD, dengan bantuan paket program Thermo-Calc. Hasil yang diperoleh menunjukkan konsistensi yang cukup memuaskan antara hasil perhitungan dan data eksperimen. KATA KUNCI: Bahan bakar nuklir, Uranium oksida, Potensial oksigen, Pemodelan, Termodinamika

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

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

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

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Contact Name
-

Contact Email
-

Phone
-

Journal Mail Official
-

Editorial Address
-

Location
Kota adm. jakarta selatan,

Dki jakarta

INDONESIA