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 110 Documents
 7   8   9   10   11 
REGANGAN MIKRO DAN PENGARUHNYA TERHADAP MORFOLOGI MIKROSTRUKTUR HASIL OKSIDASI GAGALAN PELET SINTER UO2 Ratih Langenati; Futichah .
Jurnal Teknologi Bahan Nuklir Vol 5, No 2 (2009): Juni 2009
Publisher : PTBN - BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (896.351 KB)

Abstract

ABSTRAK REGANGAN MIKRO DAN PENGARUHNYA TERHADAP MORFOLOGI MIKROSTRUKTUR HASIL OKSIDASI GAGALAN PELET SINTER UO2. Pada proses pembuatan pelet sinter uranium dioksida (UO2) kadang dihasilkan pelet sinter yang tidak memenuhi spesifikasi yang telah ditetapkan, yang disebut dengan gagalan pelet sinter. Untuk memanfaatkan kembali gagalan tersebut maka dilakukan olah ulang melalui proses oksidasi dan reduksi sehingga dihasilkan serbuk uranium dioksida yang dapat digunakan kembali sebagai umpan pada pembuatan pelet bahan bakar. Pada penelitian ini telah dilakukan oksidasi gagalan pelet sinter UO2 pada suhu 600 °C dengan lama pemanasan 1, 2, 3, 4 dan 5 jam dengan atmosfir udara. Hasil proses oksidasi menimbulkan perubahan regangan mikro pada pelet dan diduga berpengaruh terhadap morfologi mikrostruktur pelet UO2 tersebut. Fenomena ini perlu dipelajari untuk melengkapi data yang ada sehingga menambah informasi proses olah ulang gagalan pelet sinter UO2. Studi dilakukan menggunakan difraksi sinar-X dan metalografi dengan scanning electron microscopy (SEM) terhadap hasil oksidasi gagalan pelet sinter UO2. Dari hasil percobaan diketahui bahwa regangan mikro semakin meningkat hingga mencapai 0,0071 pada selang waktu oksidasi 1 sampai 3 jam dan menurun menjadi 0,0027 pada selang waktu 4 sampai 5 jam. Demikian juga untuk ukuran dan aglomerasi butir meningkat hingga mencapai 1000 nm pada selang waktu 1 sampai 3 jam dan menurun drastis hingga setengahnya pada selang waktu 4 sampai 5 jam. Sementara itu peningkatan regangan mikro selama oksidasi berarti energi dalam yang terbentuk belum terkonversi menjadi energi untuk proses pembentukan kristal yang stabil pada pelet uranium oksida. Penurunan regangan mikro hingga menjadi 0,0027 memberikan indikasi bahwa proses kristalisasi pada pelet uranium oksida sudah terbentuk dan stabil dengan ukuran aglomerasi yang menurun dan ukuran butir semakin halus hingga diperoleh diameter butir sekitar 500 nm. KATA KUNCI: regangan mikro, oksidasi UO2, gagalan pelet sinter UO2, mikrostruktur, kristalinitas uranium oksida ABSTRACT THE MICROSTRAIN AND ITS EFFECTS ON THE MICROSTRUCTURE MORPHOLOGY OF THE OXIDATION RESULTS OF REJECTED UO2 SINTERED PELLETS. On fabrication of uranium dioxide (UO2) sintered pellets, there are pellets that do not meet the specifications, called rejected sintered pellets. In order to reuse the rejected pellets, reprocessing was performed by means of oxidation and reduction to obtain uranium dioxide powder that can be reused as the raw material for fabrication of fuel pellets. In this research, rejected UO2 pellets were oxidized at a temperature of 600 °C for 1, 2, 3, 4 and 5 hours in atmospheric condition. The oxidation process resulted in the change of microstrain in the pellets, and it was deemed to corellate with the microstructure morphology of the UO2 pellets. This phenomenon was studied to complete the database, thus building up information on the reprocessing of rejected UO2 sintered pellets The study was conducted using C-ray diffraction for phase determination and scanning electron microscopy (SEM) for metallography. From the experiment results, it was revealed that the values of the microstrain increased up to 0.0071 for the oxidation time from 1 to 3 hours, and decreased to 0.0027 for the oxidation time of 4 to 5 hours. Similarly, the size and the agglomeration of grains increased up to 1000 nm for the oxidation time between 1 to 3 hours and drastically reduced by half for the oxidation time between 4 to 5 hours. Meanwhile, the increasing microstrain during oxidation suggested that the internal energy that was built up had not yet been converted into the processing energy for the formation of stable crystals of uranium oxide. The smaller microstrain of 0.0027 indicated that the process of uranium oxide crystallization had been achieved and the crystal was stable, with smaller agglomerate sizes and finer grains of 500 nm in diameter. FREE TERMS: microstrain, oxidation, rejected UO2 sintered pellet, microstructure, uranium oxide crystallinity  
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
PENGARUH ASAM FLUOROBORAT DALAM PELARUTAN LOGAM URANIUM DAN PENGENDAPAN HASIL PELARUTANNYA Agoeng Kadarjono; Sigit .; Juane Plantika Menra
Jurnal Teknologi Bahan Nuklir Vol 6, No 2 (2010): Juni 2010
Publisher : PTBN - BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (276.825 KB)

Abstract

ABSTRAK PENGARUH ASAM FLUOROBORAT DALAM PELARUTAN LOGAM URANIUM DAN PENGENDAPAN HASIL PELARUTANNYA. Pengaruh asam fluoroborat (HBF4) sebagai katalisator dalam proses pelarutan logam uranium menggunakan asam klorida (HCl) dan proses pengendapan dari hasil pelarutannya menggunakan asam fluorida (HF) menjadi uranium tetrafluorida (UF4) telah dipelajari. Percobaan dimulai dari pelarutan logam uranium menggunakan asam klorida yang diberi larutan asam fluoroborat sebagai katalisator, lalu dilanjutkan dengan pengendapan menggunakan asam fluorida terhadap hasil pelarutannya. Proses pelarutan menggunakan parameter konsentrasi HCl, konsentrasi HBF4, suhu, dan waktu, sedangkan proses pengendapan dengan HF dilakukan untuk mendapatkan UF4. Sampel logam uranium berbentuk potongan-potongan kecil dipickling dalam larutan panas HNO3 3M, lalu dinetralkan dengan akuades dan dibilas dengan alkohol. Sampel ditimbang dan kemudian dilarutkan dengan campuran larutan (HCl + HBF4) konsentrasi masing-masing (HCl 2,5 – 25% dan HBF4 0,5 – 2,5%) pada suhu kamar hingga 60 °C, selama 30, 60, 90, 120, dan 150 menit. Sampel yang tidak larut dinetralkan dengan akuades, dibilas dengan alkohol, lalu dikeringkan, dan ditimbang. Terhadap larutan hijau terang hasil pelarutan ditambahkan larutan HF 40% berlebih, dan diaduk selama 60 menit tanpa pemanasan. Endapan yang terbentuk dipisahkan dari filtratnya dengan cara didekantir, lalu endapan tersebut dianalis menggunakan difraksi sinar-X (XRD). Pada proses pelarutan diperoleh kondisi yang relatif baik pada konsentrasi HCl 10% dan HBF4 2,5%, suhu 50 °C dan waktu 60 menit dengan pelarutan uranium sebesar 15,72%. Sedangkan pada proses pengendapan diperoleh hasil fraksi serbuk UF4 sebesar 75,05% dan hidrat UF4 24,95%. KATA KUNCI: pelarutan logam uranium, asam fluoroborat (HBF4), pengendapan, uranium tetrafluorida (UF4) ABSTRACT THE INFLUENCE OF FLUOROBORIC ACID ON THE DISSOLUTION OF URANIUM METAL AND PRECIPITATION OF ITS DISSOLUTION YIELD. The influence of hydrofluoroboric acid (HBF4) on the dissolution of uranium metal and the precipitation of its dissolution yield has been studied. The experiments began with dissolution of uranium metal using hydrochloric acid that contains hydrofluoroboric acid, followed by precipitation of the dissolution yield using hydrofluoric acid. The parameters for the dissolution process include concentrations of HCl and HBF4, temperature, and time, while the precipitation process using HF is aimed to obtain UF4. Uranium metal samples in the for of chips were pickled in a hot 3M nitric acid, then neutralized using demineralized water and rinsed with alcohol. The samples were weighed and then dissolved using mixture of hydrochloric acid and hydrofluoroboric acid at concentrations of 2.5 – 25% HCl and 0.5 – 2.5% HBF4 at room temperature up to 60°C for 30, 60, 90, 120 and 150 minutes. The undissolved samples were neutralized by demineralized water, rinsed with alcohol, and then dried and weighed. Excess solution of 40% HF was added into the light green solution, and then the mixture was stirred for 60 minutes without heating. The precipitates formed were separated from the filtrate by decantering and then analyzed by X-Ray Diffraction (XRD). The relatively satisfactory conditions in dissolutions process were obtained at 10% HCl and 2.5% HBF4 at a temperature of 50
PENGARUH PENAMBAHAN ZEOLIT TERHADAP PEMISAHAN ISOTOP 137Cs DALAM PELAT ELEMEN BAKAR U3Si2-Al PASCA IRADIASI Aslina Br. Ginting; Dian Anggraini
Jurnal Teknologi Bahan Nuklir Vol 7, No 2 (2011): Juni 2011
Publisher : PTBN - BATAN

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

Abstract

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

Abstract

Abstract Isocratic and stepwise elution on Zr-Hf separation with continuous annular chromatography (CAC). Zirconium as anuclear reactor fuel cladding such as pressurized water reactors (PWR) and boiling water reactor (BWR), impurity of Hf in nuclear grade Zr limited to less than 100 ppm. Cross section of zirconium (Zr) is 0.18 barn while hafnium (Hf) 600 time sof Zr in absorbing thermal neutrons so that Hf must be separated from Zr. The purpose of this research was to study the isocratic and stepwise elution method to separation of Zr-Hf with CAC in order to obtain a decrease in the concentration of Hf/Zr maximum. Feed of Zr-sulfate obtained from the processing of zircon sand concentration of 91.57 g/L containing Hf 1.594%. Isocratic and stepwise elution  each carried out  with a solution of 2M H2SO4 and 4M H2SO4.   Isocratic elution of 2M H2SO4 carried out for 8 hours, 4M H2SO4 for 9 hours while stepwise elution carried out for 4 hours. Feed entered together with the elution solution. Analysis Zr the results of elution fractions in each number carried out  every 1 hour in a back titration using Bi (III) 0.05 M as titrant thiourea as indicator 2.5%. Neutron Activation Analysis (NAA) is used for the analysis of Zr and Hf. Obtained results, isocratic elution for 8 hours is not enough to get results in decreased concentrations of Hf/Zr meaning. By increasing the concentration of acidity elution into 4M H2SO4, on the tenth hour can decrease the concentration of Hf/Zr as much as 35.699 % that is from 13215.431ppm to 8497.63 ppm. By way of stepwise elution can shorten the time, on the fouth hour can lower the concentration of Hf/Zr to 89 564 % that is from 1445.856 ppm to 364, 461 ppm.Keywords : Separation, zirkonium-hafnium, elution, continuous annular chromatography (CAC) Abstrak Elusi isokratik dan bertahap pada pemisahan Zr-Hf dengan continuous annular chromatography (CAC). Zirkonium (Zr)  sebagai bahan kelongsong bahan bakar reaktor nuklir seperti reaktor air bertekanan (PWR) dan reaktor air mendidih (BWR), tampang lintang zirkonium adalah 0,18 barn sedangkan hafnium (Hf) 600 kali dari Zr dalam mengabsorpsi neutron termal sehingga Hf harus dipisahkan dari Zr. Tujuan penelitian ini adalah mempelajari metode elusi isokratik dan bertahap pada pemisahan Zr-Hf dengan CAC agar diperoleh penurunan konsentrasi Hf/Zr maksimum.Umpan Zr-sulfat diperoleh dari hasil proses pengolahan pasir zirkon yang mengandung  Zr 91,57 g/L dengan Hf 1,594 %.(1594 ppm). Elusi dilakukan secara isokratik dan bertahap masing-masing dengan larutan 2M H2SO4 dan 4M H2SO4. Elusi isokratik 2M H2SO4 dilakukan selama 8 jam, 4M H2SO4 selama 9 jam sedangkan elusi bertahap dilakukan selama 4 jam. Umpan masuk bersama-sama dengan larutan elusi. Analisis Zr hasil elusi di setiap nomor fraksi dilakukan setiap 1 jam secara back titration menggunakan Bi(III) 0,05 M sebagai titran menggunakan indikator tiourea  2,5 %.  Analisis Aktivasi Netron (AAN) digunakan untuk analisis Zr dan Hf. Diperoleh hasil,elusi isokratik selama 8 jam belum cukup untuk mendapatkan hasil penurunan konsentrasi Hf/Zr yang berarti. Dengan menaikkan konsentrasi keasaman elusi menjadi 4M H2SO4, pada jam ke 10 dapat menurunkan konsentrasi Hf/Zr sebesar 35,699 % yaitu dari 13.215,431 ppm menjadi 8497.63 ppm. Dengan cara elusi bertahap dapat mempersingkat waktu, pada jam ke 4 dapat menurunkan konsentrasi Hf/Zr sebesar 89.564% yaitu dari 1.445,856  ppm menjadi 364, 461 ppm. Kata Kunci : Pemisahan, zirkonium-hafnium, elusi, continuous annular chromatography (CAC)
APLIKASI SPEKTROMETER EMISI PADA ANALISIS UNSUR-UNSUR BAHAN PADUAN ALUMINIUM AlMgSi-1 Dian Anggraini; Boybul .; Arif Nugroho
Jurnal Teknologi Bahan Nuklir Vol 1, No 2 (2005): Juni 2005
Publisher : PTBN - BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (142.696 KB)

Abstract

ABSTRAK APLIKASI SPEKTROMETER EMISI PADA ANALISIS UNSUR-UNSUR BAHAN PADUAN ALUMINIUM AlMgSi-1. Analisis unsur-unsur kelumit (Si, Mn, Cu, Ti, Ni, Cr, Mg) dalam paduan aluminium AlMgSi-1 telah dilakukan dengan metode uji ASTM menggunakan alat spektrometer emisi. Analisis dilakukan setelah alat uji dikalibrasi dengan mengukur beberapa bahan standar aluminium dengan berbagai konsentrasi. Hasil kalibrasi berupa kurva kalibrasi, yang menggambarkan hubungan antara konsentrasi dan intensitas pengukuran. Dari hasil evaluasi terhadap kurva kalibrasi dengan menggunakan metode kuadrat terkecil (least square) didapatkan daerah pengukuran linier, persamaan linier dan koefisien regresi serta limit deteksi. Dari hasil tersebut diperoleh ketepatan cukup baik antara persamaan linier dengan data pengukuran yang ditunjukkan dari nilai koefisien regresi pengukuran (0,997 hingga 0,999) yang berada dalam daerah yang dipersyaratkan (0,96). Ketepatan dan ketelitian pengukuran diperoleh dari pengukuran bahan standar sebanyak 7 kali pengulangan yang memiliki konsentrasi dalam daerah linieritas. Uji kuadrat chi (chi square) dengan tingkat kepercayaan 95% menunjukkan bahwa presisi pengukuran masih dalam batas yang diterima, sedangkan akurasi pengukuran dihitung dengan membandingkan nilai hasil pengukuran dengan nilai acuan dan diperoleh berkisar antara 95% hingga 99,97%. Dengan menggunakan alat yang telah terkalibrasi tersebut di atas maka dilakukan analisis terhadap bahan AlMgSi-1. Secara kualitatif sebagian besar unsur yang terkandung dalam bahan AlMgSi-1 dapat terdeteksi. Diantara unsur-unsur Si, Mn, Cu, Ti, Ni, Cr dan Mg yang ditentukan secara kuantitatif, hanya unsur Cr yang konsentrasinya diperoleh secara lebih akurat. KATA KUNCI: Analisis unsur, Spektrometri emisi, Paduan aluminium ABSTRACT APPLICATION OF EMISSION SPECTROMETER FOR ANALYSES OF ALLOYING ELEMENTS OF ALUMINIUM ALLOY AlMgSi-1. Analyses of trace elements (Si, Mn, Cu, Ti, Ni, Cr, Mg) in aluminium alloy AlMgSi-1 were carried out using Emission Spectrometer (OES) in accordance with ASTM testing methods. The analyses were performed after the instrument was calibrated by measuring a number of aluminium standards at various concentrations. The calibration curves obtained depicted the correlation between standard concentration versus intensity. From the evaluation of calibration curves using the least square method, data on linear working range, linear equation, regression coefficient and detection limit were obtained. The results showed satisfactory precision between the linear equation and the measurement data, indicated by the fact that the regression coefficient values (0.997 up to 0.999) were within the required working area (0.96). The measurement precision and accuracy were acquired from the measurement of standard materials, repeated 7 times, in which the concentrations were found to be in the linearity range. Chi square test at 95% confidence level showed that measurement precision was within the acceptable limit, whereas themeasurement accuracy determined by comparing measurement results with referenced values was about 95% - 99.97%. Using the calibrated instrument, analyses on AlMgSi-1 alloyed samples were conducted. Most elements could be detected qualitatively. Among the quantitatively measured elements Si, Mn, Ti, Ni, Cr and Mg, only the concentration of Cr element could be determined accurately.FREE TERMS: Element analyses, Emission spectrometer, Aluminium alloys accurately.
SINTESIS DAN KARAKTERISASI KERNEL URANIUM KARBIDA OKSIDA (UCO) Damunir .
Jurnal Teknologi Bahan Nuklir Vol 4, No 2 (2008): Juni 2008
Publisher : PTBN - BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (710.443 KB)

Abstract

ABSTRAK SINTESIS DAN KARAKTERISASI KERNEL URANIUM KARBIDA OKSIDA (UCO). Sintesis dan karakterisasi kernel uranium karbida oksida (UCO) telah dipelajari. Pertama kali dibuat gel uranium karbida bulat seperti bola yang mengandung uranium 1M, PVA 8% dan karbon dengan rasio C/U = 1,67 - 8,33 dengan proses gelasi ekternal dalam medium NH4OH 8M. Setelah itu, gel dikalsinasikan pada 350 °C selama 4 jam, menghasilkan kernel UCO. Kernel UCO mengalami sintering secara fluidisasi di dalam medium gas argon dengan laju alir 33,3 ml/menit menggunakan fluidized bed. Suhu sinter divariasi pada 1000 - 1150 °C dengan waktu sintering 2 jam dan waktu sinter divariasi, 1 - 4 jam pada 1100 °C. Hasil sintering adalah kernel UCO sinter. Karakter kernel UCO hasil kalsinasi dan sintering ditentukan dari sifat kimia dan fisika. Sifat kimia meliputi analisis struktur molekul UCO dengan metode spektroskopi FTIR dari pita serapan infra merah ikatan O-U-O, U-O, U-C atau C-U-C, karbida C-C pada bilangan gelombang 400 - 4000 cm-1. Sifat fisis meliputi analisis kerapatan dengan menggunakan piknometer dan larutan CCl4 sebagai pelarut, luas muka spesifik dan jari-jari pori rerata dengan metode adsorpsi gas menggunakan surface area meter NOVA-1000 dan N2 sebagai absorbat serta diameter butiran menggunakan mikroskopi optik dengan pembesaran 50´. Hasil percobaan menunjukkan bahwa kernel UCO sinter dapat disintesis dari kernel UCO hasil kalsinasi seperti diatas. Kondisi yang relatif baik adalah pada suhu 1100oC,waktu sinter 2 jam dan rasio C/U = 4,17. Analisis sifat kimia menunjukkan bahwa pada proses sintering terjadi perubahan struktur molekul kernel UCO, diikuti pergeseran pita serapan infra merah ikatan O-U-O dari 740,6 cm-1 ke 650,0 cm-1 dan pita serapan ikatan C-C yang terkonyugasi dengan ikatan O-U-O membentuk ikatan C-C-U dari 1319,12 - 123,70 cm-1 ke 1339,82 cm-1, dan hilangnya pita serapan infra merah ikatan rangkap dua dan tiga, ikatan hidrogen dan hidroksi pada kernel UCO sinter. Analisis sifat fisis ditunjukkan bahwa terjadi perubahan struktur kristal pada kernel UCO sinter diikuti peningkatan kerapatan, perubahan luas muka spesifik, jari-jari pori rerata dan diameter butiran. Kernel UCO sinter yang dihasilkan pada kondisi relatif baik terdiri dari campuran UO2 dan UC2, berbentuk bulat, permukaan halus dan diameter padatan sebesar 836 - 954 µm. KATA KUNCI: Sintesis, Karakterisasi, Kernel uranium karbida oksida sinter, Proses sintering, Fluidized bed, FTIR, Mikroskop optik ABSTRACT SYNTHESIS AND CHARACTERIZATION OF SINTERABLE URANIUM CARBIDE OXIDE (UCO). Synthesis and characterization of sinterable uranium carbide oxide (UCO) have been carried out. First of all, spherical form of uranium carbide gel which contained 1 M uranium, 8% PVA and 1.67 - 83 of C/U ratio was prepared using external gelation process in 8M NH4OH medium. After that, the gel was calcinated at 350 oC for 4 hours to produce UCO kernel. The UCO kernel was sintered using fluidization method in argon medium with a flow rate of 33.3 ml/min using a fluidized bed. The sintering temperature was varied from 1000 - 1150 oC with sintering time of 2 hours, and at 1100 oC temperature the sintering time was varied from 1 - 4 hours. The sintering product obtained was sinterable UCO kernel. The characteristics of the UCO kernel from calcination process and sinterable UCO kernel from sintering process were defined from their chemical and physical properties. The chemical properties included structure analysis of UCO molecule using FTIR spectroscopy method from infrared absorption band of O-U-O, U-O, U-C or C-U-C and carbide of C-C bond at wave number 400 - 4000 cm-1. The physical properties included density analysis using picnometer and CCl4 solution as the solvent, specific surface area, mean pore radius using surface area meter NOVA-1000 and N2 gas as absorbents, as well as grain diameter of UCO kernel using optical microscopy with a magnification of 50´. The experiment results showed that sinterable UCO kernel can be synthesized from UCO kernel produced from calcination above. The relatively good condition was at temperature of 1100 oC, sintering time of 2 hours and C/U ratio of 4.17. The analysis of the chemical properties showed changes of UCO molecular structure during sintering process followed by shifting of the absorption band of O-U-O bond from 740.6 cm-1 to 650 cm-1 and the absorption band of C-C bond that was conjugated with O-U-O bond forming C-C-U bond from 1319.12 - 1543.90 cm-1 to 1359.82 cm-1, and the disappearance of infrared absorption band of double bond and triple bond, hydrogen bond and hydroxyl bond in sinterable UCO kernel. The analysis of the physical properties showed changes in the crystal structure of sinterable UCO, accompanied with an increase of the density, changes of the specific surface area, the mean pore radius and grain diameter. The sintered UCO kernel produced at relatively good condition consisted of mixture of UO2 and UC2, spherical in form, with fine surface and solid grain diameter of 836 - 954 µm. FREE TERMS: Synthesis, Characterization, Sinterable uranium carbide oxide, Sintering process, Fluidization bed, FTIR, Optical microscopy
ANALYSIS OF BORON, CADMIUM AND IRON IN THORIUM NITRATE BY ICP-AES METHOD AFTER MATRIX SEPARATION USING TRIBUTYL PHOSPHATE Sahat Simbolon
Jurnal Teknologi Bahan Nuklir Vol 8, No 2 (2012): Juni 2012
Publisher : PTBN - BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (228.458 KB)

Abstract

ABSTRACT ANALYSIS OF BORON, CADMIUM AND IRON IN THORIUM NITRATE SOLUTION BY ICP–AES METHOD AFTER MATRIX SEPARATION USE OF TRIBUTYL PHOSPHATE. Analysis impurities elements in aqueous phase after thorium extraction with TBP-kerosen by ICP-AES method were carried out. A series of synthesized standards mixture of boron, cadmium and iron were prepared and each standards were measured 7 (seven) replicates for each elements for setting up calibration curve of boron, cadmium and iron. Aqueous samples solutions containing thorium less than 100 ppm and impurities elements boron, cadmium and iron solutions were analyzed by ICP-AES. All impurities elements were analyzed in optimum condition. It was found that minimum detection limit for boron 0.5 ppm, for cadmium 0.4 ppm and for iron 0.2 ppm. Boron, in three of the five samples, could be detected their presence but it could not be quantified statistically, and in two other samples their presence could be detected and quantified statistically. Boron concentrations were also calculated by first and second order of calibration curve and the difference between them was also depicted. It was found that cadmium had lower concentration than its minimum detection limit in all samples. On the other hand, It was found that iron had higher concentration than its minimum detection limit in all samples. Boron concentrations were also calculated by deterministic and probabilistic model. It was found that range of lower and upper concentration as a result of the prediction formula calculation is the widest and the shortest interval is caused by confidence formula, meanwhile samples measured seven times is closed to confidence formula. Keywords: Analysis, boron, cadmium, iron, thorium nitrate, tributyl phosphate, ICP-AES. ABSTRAK ANALISIS BORON, KADMIUM DAN BESI DI DALAM LARUTAN TORIUM NITRAT DENGAN METODA ICP-AES SETELAH PEMISAHAN MATRIKS MENGGUNAKAN TRI BUTIL FOSFAT. Telah dilakukan analisis unsur-unsur takmurnian di dalam fasa air setelah ekstraksi torium dengan campuran TBP-kerosin menggunakan metoda ICP-AES. Satu seri larutan standar sintesis yang terdiri dari campuran boron, kadmium dan besi dan setiap standar diukur 7 (tujuh) kali untuk setiap unsur dipersiapkan untuk membuat kurva kalibrasi setiap unsur. Larutan cuplikan yang mengandung torium lebih kecil dari 100 ppm dan unsur–unsur takmurnian dianalisis dengan ICP-AES. Semua unsur takmurnian dianalisis dalam kondisi optimum. Didapatkan batas deteksi minimum untuk boron 0,5 ppm, kadmium 0,4 ppm dan besi 0,2 ppm. Keberadaan boron, di dalam tiga cuplikan dari lima cuplikan tidak dapat ditentukan secara kuantitatif dan dua cuplikan lainnya terdeteksi dan dapat ditentukan secara kuantitatif. Konsentrasi boron juga ditentukan dengan menggunakan kurva kalibrasi orde pertama dan kedua dan perbedaannya juga digambarkan. Didapatkan bahwa kandungan unsur kadmium lebih rendah daripada batas deteksi untuk kelima cuplikan. Sebaliknya, didapatkan bahwa kandungan unsur besi pada semua cuplikan lebih besar daripada batas deteksinya. Konsentrasi boron juga dihitung dengan menggunakan model deterministik dan probalilistik. Diperoleh hasil bahwa kisaran konsentrasi antara yang paling rendah dan paling tinggi sebagai hasil dari model prediksi merupakan interval terluas dan lebih sempit jika digunakan model konfidens (kepercayaan), sedangkan cuplikan yang diukur tujuh kali diselesaikan dengan model kepercayaan. Kata kunci: Analisis, boron, kadmium, besi, thorium nitrat, tributil fosfat, ICP-AES
Uji tidak merusak bahan bakar U3Si2-Al tingkat muat uranium 4,8 g/cm3 pasca irradiasi fraksi bakar 20% dan 40% Yusuf Nampira; Sri Ismarwanti
Jurnal Teknologi Bahan Nuklir Vol 10, No 2 (2014): Juni 2014
Publisher : PTBN - BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (161.946 KB)

Abstract

Abstrak Pengembangan  bahan bakar nuklir  reaktor riset uranium silisida/aluminium bertujuan untuk memperpanjang penggunaannya di reaktor dilakukan dengan meningkatkan tingkat muat uranium dari 2,9 gU/cm3 menjadi 4,8 gU/cm3 dalam bahan bakar tersebut.  Untuk mengetahui unjuk kerja bahan bakar ini dalam penggunaannya di reaktor perlu dilakukan pengujian pasca irradiasi, diantaranya uji tidak merusak penyapuan gamma, pengamatan visual, pengukuran ketebalan terhadap elemen bakar nuklir uranium silisida tingkat muat uranium 4,8 g/cm3 pasca irradiasi dengan fraksi bakar 20% dan 40%.  Hasil pengujian menunjukkan bahwa  distribusi fraksi bakar 235U dalam pelat ke dua elemen bakar mengikuti pola distribusi normal.  Bagian tengah elemen bakar dengan fraksi bakar 40%, mencapai fraksi bakar 53%, swelling pelat elemen bakar sangat kecil lebih kecil dari 1% dan tidak ditemukan  korosi yang  dapat berpotensi lepasnya  uranium dan hasil belah dari pelat elemen bakar. Elemen bakar uranium silisida tersebut mempunyai unjuk kerja  yang baik.   Kata kunci : Bahan bakar nuklir, uji tidak merusak, pasca irradiasi, fraksi bakar 20%-40%.   Abstract Development of nuclear fuel research reactor uranium silicide / aluminum with the aim to extend its use in the reactor is done by increasing the fuel density from 2.9 gU /cm3 to 4.8 gU /cm3. Performance of these fuels in the reactor is carried out by investigating the post  irradiation examination, including non destructive tests, such as: the gamma scanning, visual observation, measurement of the thickness of the uranium silicide/aluminium fuel element loading level of 4.8 gU / cm3 after irradiation with a burnup of 20% and 40%.  These experimental results show that the burn-up distribution of 235U in the fuel plates follow a normal distribution pattern. In case of fuel plate irradiated up to 40% burnup, the burnup in the middle part of the fuel reaches 53% with very small (less than 1%) and no corrosion that can potentially release of uranium. It is concluded that the uranium silicide fuel elements have good performance. Keywords: nuclear fuel, non destructive test, post-irradiation, 20% -40% burnup.
THE X-RAY DIFFRACTION ANALYSES ON THE MECHANICAL ALLOYING OF THE Mg2Ni FORMATION Hadi Suwarno; Andon Insani; Wisnu Ari Adi
Jurnal Teknologi Bahan Nuklir Vol 3, No 2 (2007): Juni 2007
Publisher : PTBN - BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (1131.508 KB)

Abstract

Hadi Suwarno*, Andon Insani**, Wisnu Ari Adi** * Centre for Nuclear Fuel Technology - BATAN ** Centre for Nuclear Industry Materials - BATAN Kawasan PUSPIPTEK, Tangerang 15314 ABSTRACT THE X-RAY DIFFRACTION ANALYSES ON THE MECHANICAL ALLOYING OF THE Mg2Ni FORMATION. The synthesis and characterization of Mg2Ni compound by using mechanical alloying technique have been performed. The material is milled under the varied milling time of 20, 25, 30, 35 and 40 hours. The result of measurements by using X-ray diffractometer showed that the refinement results on X-ray diffraction pattern appear to be very good fitting between calculation and observation. It is shown that the specimens consist of three phases, namely Mg2Ni, MgO and MgNi2. For milling time between 20 hours to 25 hours, the mass fraction of the Mg2Ni phase increases from 42.19% to 51.03%. Continuous milling of the specimen up to 40 hours will reduce the Mg2Ni mass fraction to 11.86%, probably due to the presence of oxygen, and consequently will increase the mass fraction of MgNi2 compound. It is concluded that the milling time will influence the formation of Mg2Ni phase. At this research, 25 hours milling time is the best time to obtain the highest formation of Mg2Ni compound. Microstructure analyses of the specimens indicate that milling time of 30 hours is the minimum time required to reduce the particle sizes of the Mg-Ni mixed specimen from 3,5 ~10 tm into nanosize particles. It starts to agglomerate after 40 hours of milling due to the growth of magnetic properties of the powders and the change of crystal orientations into amorphous state. FREE TERMS: High energy ball milling, Crystal structure ABSTRAK ANALISIS DIFRAKSI SINAR-X TERHADAP PEMADUAN MEKANIK PADA PEMBENTUKAN Mg2Ni. Sintesa dan karakterisasi logam paduan Mg2Ni yang dibuat dengan teknik pemaduan mekanik telah dilakukan. Bahan paduan di-milling dengan waktu milling bervariasi yakni 20, 25, 30, 35 dan 40 jam. Hasil pengukuran dengan menggunakan difraktometer sinar-X menunjukkan bahwa hasil pengolahan data atas hasil cacah difraktometer sinar-X sangat sesuai dengan hasil observasi. Hasil olahan menunjukkan bahwa spesimen terdiri dari tiga fasa, yaitu Mg2Ni, MgO dan MgNi2. Untuk waktu milling antara 20 dan 25 jam, fraksi massa fasa Mg2Ni bertambah dari 42,19% menjadi 51,03%. Milling lanjutan hingga 40 jam akan mereduksi fraksi massa fasa Mg2Ni menjadi 11,86%. Hal ini mungkin disebabkan adanya oksigen di dalam mesin milling, dan sebagai konsekuensinya akan menambah fraksi massa fasa MgNi2. Disimpulkan bahwa waktu milling mempengaruhi pembentukan senyawa Mg2Ni. Pada penelitian ini, waktu milling selama 25 jam adalah waktu terbaik untuk pembentukan fasa senyawa Mg2Ni. Analisa mikrostruktur atas spesimen menunjukkan bahwa waktu milling 30 jam adalah waktu minimum yang diperlukan untuk mereduksi ukuran partikel dari 3,5~10 tm menjadi partikel ukuran nano. Setelah milling selama 40 jam spesimen mulai menggumpal yang disebabkan oleh tumbuhnya sifat magnet serbuk dan terjadinya perubahan orientasi kristal menjadi amorf.KATA KUNCI: High energy ball milling, Struktur kristal

Page 11 of 11 | Total Record : 110

 7   8   9   10   11 

Filter by Year

2005 2015


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