Garuda - Garba Rujukan Digital

STUDI LAJU KOROSI PADUAN Zr-Mo-Fe-Cr DALAM MEDIA UAP AIR JENUH PADA TEMPERATUR 250 - - 300 °C Sungkono Sungkono
Jurnal Teknologi Bahan Nuklir Vol 4, No 1 (2008): Januari 2008
Publisher : PTBN - BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (446.126 KB)

ABSTRAK STUDI LAJU KOROSI PADUAN Zr-Mo-Fe-Cr DALAM MEDIA UAP AIR JENUH PADA TEMPERATUR 250 - 300 °C. Logam paduan Zr-Mo-Fe-Cr merupakan salah satu kandidat bahan struktur elemen bakar nuklir di masa mendatang. Logam paduan tersebut harus memenuhi persyaratan sifat mekanik, fisis, kimia dan neutronik sebagai bahan struktur elemen bakar nuklir. Tujuan penelitian ini adalah mempelajari laju korosi paduan Zr-Mo-Fe-Cr dalam media uap air jenuh pada temperatur 250 - 300 °C. Metode penelitian yang digunakan adalah metode gravimetri tidak kontinyu. Hasil pengujian menunjukkan bahwa laju korosi paduan Zr-0,3%Mo-0,5%Fe-0,5%Cr dan Zr-0,8%Mo-0,5%Fe-0,5%Cr yang telah dihomogenisasi pada temperatur 750 °C selama 3 jam atau temperatur 850 °C selama 3 jam, dalam media uap air jenuh pada temperatur 250 - 300 °C dengan waktu 2 - 16 jam, adalah relatif sama dan naik secara kubik. Akan tetapi, paduan Zr-0,3%Mo-0,5%Fe-0,5%Cr relatif lebih tahan korosi dibandingkan paduan Zr-0,8%Mo-0,5%Fe-0,5%Cr. Laju korosi paduan Zr-Mo-Fe-Cr dipengaruhi oleh kandungan Mo dan perlakuan homogenisasi terhadap ingot paduannya. KATA KUNCI: Paduan Zr-Mo-Fe-Cr, Homogenisasi, Laju korosi ABSTRACT STUDY OF CORROSION RATE OF Zr-Mo-Fe-Cr ALLOY IN SATURATED VAPOUR MEDIUM AT TEMPERATURES 250 - 300 °C. Zr-Mo-Fe-Cr alloy represents one of the candidates for structure material of nuclear fuel element in the future. The alloy has to fulfil certain qualifications which include mechanical, physical, chemical and neutronic properties to serve as nuclear fuel element structure material. The objective of this research is to study the corrosion rate of Zr-Mo-Fe-Cr alloy in saturated vapour medium at temperatures of 250 - 300 °C. The method used in the research is gravimetry. The test results indicate that the corrosion rates of Zr-0.3%Mo0.5%Fe-0.5%Cr and Zr-0.8%Mo-0.5%Fe-0.5%Cr alloys, which have been homogenized at temperature of 750 °C for 3 hours or at temperature of 850 °C for 3 hours, in saturated vapour medium at temperatures of 250 - 300 °C for 2 - 16 hours, are relatively equal and increase cubically. However, Zr-0.3%Mo-0.5%Fe-0.5%Cr alloy shows relative better corrosion resistance than Zr-0.8%Mo-0.5%Fe-0.5%Cr alloy. The corrosion rates of ZrMo-Fe-Cr alloys are influenced by the content of Mo and the homogenization treatment of the alloy ingots. FREE TERMS: Zr-Mo-Fe-Cr alloy, Homogenization, Corrosion rate

PEMISAHAN Zr-Hf DALAM ASAM SULFAT DENGAN RESIN PENUKAR ANION Endang Susiantini; Moch. Setyadji
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 (339.17 KB)

ABSTRAK PEMISAHAN Zr-Hf DALAM ASAM SULFAT DENGAN RESIN PENUKAR ANION. Dalam teknologi nuklir, zirkonium adalah bahan yang sangat strategis karena mempunyai tampang lintang absorbsi neutron rendah. Zirkonium dipilih karena ketahanan fisis dan kimianya yang tinggi, sehingga berpotensi untuk menggantikan fungsi unsur silikon dalam SiC dari partikel terlapis (coated particle) untuk bahan bakar reaktor gas suhu tinggi (RGST). Zirkonium yang digunakan harus murni nuklir dengan kandungnan hafnium dibawah 100 ppm, untuk menghindari penyerapan neutron termal oleh hafnium karena memiliki tampang lintang tinggi. Tujuan penelitian ini adalah untuk mengetahui kondisi pemisahan Zr-Hf dengan resin penukar anion DOWEX1-X8 menggunakan umpan berbentuk [Zr(SO4)3]-2 hasil proses pengolahan pasir zirkon. Umpan berkadar Zr 26 g/L dalam H2SO4 4,2 M mengandung Hf 0,8355 g/L (3,2%). Sebanyak 1,5 mL umpan diinjeksikan ke dalam kolom panjang L= 30 cm, diameter 0,5 cm dengan kecepatan 0,5-1 mL/menit kemudian dielusi dengan 50 mL H2SO4 4,2 M. Setiap 0,5 mL eluat dianalisis kadar Zr dengan XRF dan Hf dengan AAN. Berdasarkan kromatogram kedua unsur diperoleh nilai VRZr 9,2 mL, k’Zr 0,769, N 3,93cm, HETP 0,793 cm dan VRHf 8,4 mL, k’Hf 0,615; N 34,87, HETP 0,86 cm. Faktor pisah dan resolusi kolom berturut turut adalah 1,20 dan 0,27. Kedua nilai tersebut menginformasikan bahwa zirkonium dan hafnium belum dapat dipisahkan pada kondisi tersebut. Jika data tersebut digunakan untuk menghitung berapa panjang kolom yang diperlukan agar Zr-Hf dapat terpisah, diperoleh hasil VRZr = 17,2 mL, Dm = 2,30, α = 3,75, N = 44,86 dan L = 104,5 cm. Kata kunci: Zr(SO4)3]-2, Dowex 1-X8, CAC= Continuoua Annular Chromatography VR (volume retensi), k’ (faktor kapasitas), N (The Number Of Theoretical Plate), HETP (High Equivalent to a Theoritical Plate, α (faktor pisah). ABSTRACT THE SEPARATION OF Zr-Hf IN SULPHURIC ACID USING ANION EXCHANGE RESIN. In nuclear technology, zirconium is very strategic materials because of its low neutron absorption cross section. Zirconium was chosen because of their physical and chemical resistance are high, so the potential to replace the function of the element silicon in the SiC of coated particles for the fuel elements of High-Temperature Gas Reactor (HTGR). Zirconium which is used must be pure nuclear with hafnium content below 100 ppm, to avoid the absorption of thermal neutrons by hafnium because it has the look of a high latitude. The purpose of this study was to determine the condition separation of Zr-Hf with fixed bed columns that will be used and compared with a rotating column of CAC at the next research. The separation of Zr-Hf using anion exchange DOWEX1-X8 have been carried out using feed form [Zr(SO4)3]-2 from the result of zircon sand processing. The feed contains 26 g Zr / L in 4.2 M H2SO4 containing Hf 0.8355 g / L. A lot of 1.5 mL of the feed is injected into the column length L = 30 cm, diameter 0.5 cm with a speed of 0.5 mL / minute and then eluted with 50 mL of 4.2 M H2SO4. Each of 0.5 mL of eluate was analyzed contains of Zr by XRF and Hf with AAN. Based on these two elements chromatograms obtained value VRZr 9.2 mL, k'Zr 0.769, N 3.93 cm, HETP 0,793 cm and VRHf 8.4 mL, k'Hf 0.615, N 34.87, HETP 0.86 cm. Separation factor and resolution are 1.2 0 and 0.27 respectively. These two of values inform that zirconium and hafnium can not be separated in these conditions. If the data used to calculate how long the required fields in order to separate Zr-Hf, obtained results VRZr = 17.2 mL, Dm = 2.30, α = 3.75, N = 44.86 and L = 104.5 cm. Keywords: [Zr (SO4)3]-2, Dowex 1-X8, CAC= Continuoua Annular Chromatography VR (retention volume), k ' (capacity factor), N (The Number Of Theoretical Plate), HETP = High Equivalent to a Theoritical Plate, α (separation factor).

Pengaruh penjeratan asam-asam terhadap penurunan kadar uranium dan impuritas dalam efluen proses Ghaib Widodo; Rahmiati Rahmiati; Mujinem Mujinem
Jurnal Teknologi Bahan Nuklir Vol 10, No 1 (2014): Januari 2014
Publisher : PTBN - BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (271.751 KB)

Abstrak Proses pemungutan uranium dalam efluen proses dapat berjalan efisien apabila kadarasam-asam pengganggu harus diturunkan atau dieliminasi. Efluen proses selain mengandung uranium juga terdapat kompleks asam. Untuk mengindentifikasi kompleks asam tersebut ke dalam efluen ditambahkan sejumlah reagent AgNO3, Pb(NO3)2, Ba(NO3)2 secara berurutan dan bertahap sesuai dengan aturan golongan ion seperti dianjurkan dalam kimia analisis kualitatif. Secara berturut-turut dapat diidentifikasi adanya asam-asam di dalam efluen proses diantaranya : Cl-,CO3=, PO4-3, C2O4= dan harus dieliminasi. Sementara,konsentrasi kompleksNO3-harus didestruksi dan SO4=diturunkan kadarnya. Hasil yang diperoleh pada proses pengendapan berupa endapan putih masing-masing dari AgCl, Ag2CO3, Ag2C2O4, Ag(PO4)3 Pb2Cl2, PbCO3, PbC2O4, Pb3(PO4)2, BaCO3, BaC2O4, dan Ba3(PO4)2. Dengan menggunakan destruktan formaldehida kadar asam nitrat di dalam efluen turun dari 4,35 N menjadi 2,89 N. Hasil analisis kadar uranium dalam efluen proses yang diperoleh turun dari 600 ppm menjadi 425 ppmatau turun sekitar 29,17% karena sebagian uranium terjebak dalam endapan. Hasil analisis kandungan unsur-unsur impuritas dalam efluen terbukti masih dalam batas ambang yang diizinkan sebagai umpan proses konversi kimia. Kata kunci : Penjeratan asam-asam, uranium, impuritas, efluen proses Abstract The recovery of uranium in the effluent process can be done successfully when the concentration of bully acids should be reduced or eliminated. The process effluent contains uranium and other acid complexes. To identify the acid complexes in the effluent several reagents are added stepwisely the solutions of AgNO3, Pb(NO3)2, Ba(NO3)2 in accordance tostandard qualitative chemical analysis. It has been identified that the effluent containts Cl-, CO3=, PO4-3, C2O4=complexes that should be eliminated. Meanwhile,the concentration of NO3-complexshould be dectructed and SO4=complexshould be lowered. The results obtained in the form of a white precipitates coming from AgCl, Ag2CO3, Ag2C2O4, Ag(PO4)3, PbCl2 , PbCO3, PbC2O4, Pb3(PO4)2, BaCO3, BaC2O4 , and Ba3(PO4)2. By using the formaldehyde solution as the destructant the nitric acid content in the effluent can be reduced from 4.35 N into 2.89 N. The analyses results of the uranium content in the effluent process decreased from 600 ppm to 425 ppmor decrease about 29.17%due to the part of the uranium entrapped in the sediment. The analytical results of the impurity contents in the effluent fullfils the maximum threshold permitted as the feed for further chemical conversion process. Keywords: Entrapment Acids, uranium, impurity, effluent process

ANALISIS STATISTIK EKSPERIMEN SIMULASI FABRIKASI DAN IRADIASI PROTOTIP PELAT U3Si2−Al BATAN Suwardi .
Jurnal Teknologi Bahan Nuklir Vol 2, No 1 (2006): Januari 2006
Publisher : PTBN - BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (1088.211 KB)

ABSTRAK ANALISIS STATISTIK EKSPERIMEN SIMULASI FABRIKASI DAN IRADIASI PROTOTIP PELAT U3Si2−Al BATAN. Makalah ini menyajikan analisis teoritis dan statistik dari suatu eksperimen yang dilaksanakan untuk penentuan ekspansi termal dari pelat bahan bakar U3Si2−Al yang dikembangkan oleh BATAN. Tujuan analisis ini adalah untuk memberikan informasi tambahan bagi pemanfaatan hasil eksperimen seperti untuk analisis kinerja dan keselamatan bahan bakar serta untuk desain bahan bakar yang lebih baik, dan juga untuk penyempurnaan eksperimen. Aspek non-isotropi material komposit dan ANOVA (Analisis Varian) telah digunakan untuk analisis data eksperimen. ANOVA telah digunakan untuk menguji hipotesis ketergantungan koefisien muai termal (KMT) pada perubahan waktu dan temperatur. Disimpulkan bahwa KMT arah memanjang pelat tidak tergantung pada temperaturnya, sedangkan bengkak termal meningkat dengan waktu pemanasan. Hal ini diformulasikan dalam korelasi sebagai berikut: KMT = 24,33 + 1,125 t, KMT dalam 10-6/K dan t dalam hari, dengan suatu koefisien korelasi sebesar 0,993. Nilai bengkak termal dari data yang ditinjau adalah terlalu kecil dibandingkan dengan hasil dari penelitian yang lain. Diusulkan agar sebelum diselenggarakan uji iradiasi, lebih dulu dilengkapi riset dengan muai ketebalan dan lebar pelat dan waktu pemanasan lebih panjang. KATA KUNCI: ANOVA, Koefisien muai termal, Bengkak termal, Dispersi U3Si2–Al ABSTRACT STATISTICAL ANALYSES FOR SIMULATION EXPERIMENT ON THE FABRICATION AND IRRADIATION OF BATAN U3Si2−Al PLATE PROTOTYPE. This paper presents both theoretical and statistical analyses of an experiment conducted for thermal expansion determination of U3Si2−Al fuel plate developed by BATAN. The objective of the analyses is to give additional information for better utilization of the results such as for fuel safety and performance analysis, fuel design, and the completion of the experiment. The non-isotropical aspect of composite material and ANOVA (ANalysis of VAriance) have been used to analyze the results of experimental data. ANOVA has been conducted to test the hypothesis of dependency of thermal expansion coefficient (CTE) on temperature or time variation. It is concluded that the CTE of the plate is independent of its temperature variation, while the thermal swelling increases with heating time. Such dependency is formulated in the following correlation: CTE = 24.33 + 1.125 t, CTE in 10-6/K and t in day, with a correlation coefficient of 0.993. The axial swelling of reviewed data is too small compared to results of other research. It is suggested that before irradiation test being conducted, research must be performed on plate expansion with a longer heating time. FREE TERMS: ANOVA, Coefficient of thermal expansion, Thermal swelling, U3Si2–Al dispersion

PENGARUH KONSENTRASI ELEKTROLIT, TEGANGAN DAN WAKTU TERHADAP KADAR URANIUM PADA ELEKTROLISIS PEB U3Si2-Al Ghaib Widodo; Rahmiati .
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 (728.208 KB)

ABSTRAK PENGARUH KONSENTRASI ELEKTROLIT, TEGANGAN DAN WAKTU TERHADAP KADAR URANIUM PADA ELEKTROLISIS PEB U3Si2-Al. Telah dilakukan studi tentang pengaruh konsentrasi elektrolit, tegangan, dan waktu terhadap konsentrasi kontaminan uranium pada proses elektrolisis PEB U3Si2-Al. Pada penelitian sebelumnya, telah dilakukan proses elektrolisis hingga diperoleh serbuk U3Si2 sebanyak 4,536 g, dimana sebagian uranium terlarut dalam elektrolit sebagai kontaminan. Apabila kontaminan uranium ini dibiarkan terus, maka selain banyak uranium terlarut juga akan mengakibatkan gangguan pada proses elektrolisis berikutnya. Oleh karena itu uranium yang berupa kontaminan harus dipungut (recovery). Pada penelitian ini selama proses elektrolisis berlangsung, dilakukan pencuplikan larutan elektrolit guna menentukan kontaminan uraniumnya. Hasil percobaan menunjukkan bahwa kondisi yang relatif baik diperoleh pada konsentrasi elektrolit 2 N, waktu elektrolisis 90 menit dan tegangan 4 volt. Pada kondisi tersebut, kadar kontaminan uranium yang diperoleh sebesar 125 mg/L. KATA KUNCI: kontaminan uranium, proses eletrolisis, elektrolit ABSTRACT THE INFLUENCE OF ELECTROLYTE CONCENTRATION, VOLTAGE AND TIME ON URANIUM CONTENT IN THE ELECTROLYSIS OF U3Si2-Al FUEL PLATE. Research on the influence of electrolyte concentration, voltage and time on uranium content in the electrolysis of U3Si2-Al fuel plate has been conducted. In the previous research, electrolysis process of U3Si2-Al fuel plate resulted in the gaining of 4.536 g of U3Si2 powder, in which some of the uranium was dissolved in the electrolyte as a contaminant. If not treated, the dissolved uranium content will increase and may interfere with the subsequent electrolysis process. The uranium contaminant, therefore, needs to be recovered. In this research, during the electrolysis process, sampling of electrolyte was done to determine the uranium content. The experiment showed that a relatively good condition was achieved in the electrolysis process with an electrolyte concentration of 2 N for 90 minutes at 4 volts. In this condition, the uranium content as the contaminant was found to be 125 mg/L. FREE TERMS : uranium contaminant, electrolysis process, electrolyte

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)

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

PEMODELAN UNTUK ANALISIS DATA PENCACAHAN DAN PENENTUAN DIAMETER PARTIKEL BAHAN BAKAR SFERIS BERBASIS PEREDUPAN LASER Suwardi Suwardi
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 (302.483 KB)

ABSTRAK PEMODELAN UNTUK ANALISIS DATA PENCACAHAN DAN PENENTUAN DIAMETER PARTIKEL BAHAN BAKAR SFERIS BERBASIS PEREDUPAN LASER. BATAN telah mengembangkan fabrikasi partikel sferis untuk pembuatan elemen bakar reaktor maju. Untuk mencapai reliabilitas tinggi elemen bakar, dalam produksinya fraksi partikel cacat pada elemen bakar berbasis partikel berpengungkung TRISO perlu diturunkan. Salah satu upaya adalah dengan sistem pemisah yang berbasis pencirian partikel total dan menyatu dalam proses produksi. Dalam makalah ini disajikan pemodelan analisis data pada alat pencacahan dan penentuan ukuran partikel bahan bakar. Alat masih dalam tahap rekayasa atas biaya program riset insentif peningkatan kapasitas produksi Kementerian Riset dan Teknologi. Prinsip kerja alat ini adalah pada salah satu titik dalam rangkaian proses produksi ditambahkan sistem transpor untuk mengalirkan satu demi satu partikel melalui sel pengamatan dan melewati berkas laser amat tipis melintang lintasan partikel. Berkas laser yang terganggu partikel dimonitor oleh detektor cahaya, dan sinyal terdeteksi dianalisis oleh komputer melalui perantara akuisisi data dengan kemampuan 5 juta data per detik. Perubahan sinyal ini direkonstruksi dengan tiga model penentuan diameter dan penentuan kejadian pencacahan, sehingga dapat diperoleh data cacah dan diameter dengan model minima, model kuadrat dan model integral. Kalibrasi dilakukan dengan hasil evaluasi dengan perbandingan terhadap partikel yang dilakukan penentuan diameter secara pencitraan optik dan evaluasi dengan program analisis citra. Metode kuadrat tampak sedikit lebih baik daripada metode minima. Tipikal ukuran partikel adalah 300-1000 µm dengan kesalahan hitungan kurang dari 0,075%. Alat ini dapat dipasangkan terintegrasi pada rantai produksi, misalnya pada titik kernel keluar dari proses kalsinasi. KATA KUNCI: laser garis, deteksi cahaya, pencacahan, model diameter, partikel sferis ABSTRACT MODELLING FOR ANALYZING COUNTING DATA AND DETERMINATION OF FUEL SPHERICAL PARTICLE DIAMETER BASED ON LASER OBSCURATION. BATAN has already developed fabrication of spherical particles for producing fuel elements for advanced reactors. To achieve high reliability of fuel element, during production fraction of defect particles in the TRISO coated particles within fuel element must be reduced. One of the efforts is to use window system that is based on imaging total particles and is integrated into the production process. In this paper, modeling of data analysis for the counting equipment and determination of the fuel particle size is presented. The equipment is currently at engineering phase with the fund from the incentive research program on the increasing production capacities from the Minitry of Research and Technology. The working principle of the equipment is a transport system that is added at one point in the fuel production line to allow the particles to pass one at a time through a perception cell and a very thin laser beam perpendicular to the particle path. Laser beam obscured by the passing particle is monitored by a photodetector, and the detected signal is analyzed by computer via fast data acquisition with a capability of 5 million data per second. The change in signal is reconstructed by three models of diameter and count event determinations to obtain count and diameter data with minima, square and integral modes. The calibration is conducted on the evaluation results by comparison with the reference particle whose diameter is determined by optical image and evaluation with image analysis program. The square method appears to be slightly better than the minima method. The typical particle size ranges from 300 - 1000 µm with counting error of less than 0.075%. The equipment can be integrated on the production line, for example, at the point where the kernel leaves the calcination process. FREE TERMS: line laser, obscuration, counting, diameter model, spherical particle

PEMISAHAN MOLIBDENUM DARI URANIUM DENGAN CARA EKSTRAKSI KROMATOGRAFI MENGGUNAKAN KOLOM SILIKA-TBP Endang Susiantini
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 (668.746 KB)

ABSTRAK PEMISAHAN MOLIBDENUM DARI URANIUM DENGAN CARA EKSTRAKSI KROMATOGRAFI MENGGUNAKAN KOLOM SILIKA-TBP. Telah dilakukan pemisahan molibdenum dari uranium sebagai langkah awal dalam pengembangan pembuatan 99Mo yang akan diiradiasi dengan akselerator di PTAPB untuk kepentingan kedokteran nuklir. Ekstraksi kromatografi dilakukan dengan menggunakan TBP (Tributyl phosphate) sebagai ekstraktan yang diimpregnasikan pada silika sebagai fase diam dan sebagai fase gerak digunakan simulasi campuran larutan uranil nitrat dan molibdenum 5 - 10 ml masing-masing berkadar 100 - 339,4 gU/L dan 200 - 500 ppm. Kolom ekstraksi 50,5 cm terbuat dari gelas dengan tinggi bahan isian silika-TBP 10 cm sebanyak 7 gram, diameter 1,2 cm. Dari atas kolom dimasukkan umpan dengan laju alir 0,5 ml/menit dan setiap 2 menit (1 ml) diambil untuk dianalisis. Uranium yang menempel pada silika-TBP berwarna kuning sedangkan molibdenum tidak berwarna dan lolos dari kolom. Molibdenum yang lolos dianalisis dengan alat Spektronik-20 pada panjang gelombang 460 nm dalam bentuk molibdenum Mo(SCN)5 berwarna merah oranye. Uranium yang menempel pada silika-TBP dielusi menggunakan HNO3 0,1N hangat (suhu 60 °C) dan dianalisis secara titrimetri menggunakan metode Titan. Pada volume umpan campuran 10 ml berkadar 300 ppm molibdenum dan uranium 100 gU/L diperoleh faktor pisah (α) 7,49. KATA KUNCI: Impregnasi, TBP, Silika-TBP, 99Mo ABSTRACT SEPARATION OF MOLYBDENUM FROM URANIUM BY CHROMATOGRAPHIC EXTRACTION USING SILICA-TBP COLUMN. Separation of molybdenum from uranium as the first step of development in producing 99Mo that will be irradiated using accelerator in PTAPB for nuclear medicine has been carried out. Chromatographic extraction was conducted using TBP (Tributyl phosphate) as the extractant that was impregnated in silica as the stationary phase, and simulated mixture of uranyl nitrate and molybdenum 5 - 10 ml with the concentration of 100 - 339.4 gU/L and 200 - 300 ppm respectively was used as the mobile phase. The 50.5 cm column extraction made from glass was packed with material of silica-TBP up to a height of 10 cm with a weight of 7 gram and a diameter of 1.2 cm. The feed was poured from the top of the column with a flow rate of 0.5 ml per minute and every two minutes (1 ml) the sample was analyzed. The uranium impregnated in silica-TBP was yellow in colour while molybdenum was colourless and passed through the column. The effluent that consisted of molybdenum was determined by Spectronic-20 at a wavelength of 460 nm in the form of complex Mo(SCN)5 molybdenum with orange in colour. The uranium attached to silica-TBP was eluded with warm HNO3 0.1 N (temperature of 60 ° C) and analyzed titrimetrically using Titan method. At 10 ml mixture feed volume with molybdenum concentration of 300 ppm and uranium 100 gU/L, a separation factor (α) of 7.49 was obtained. FREE TERMS: Impregnation, TBP, Silica-TBP, 99Mo

KLIERENS LIMBAH PADAT URANIUM DENGAN SPEKTROMETER GAMMA Syarbaini .; Bunawas .
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 (474.188 KB)

ABSTRAK KLIERENS LIMBAH PADAT URANIUM DENGAN SPEKTROMETER GAMMA. Penetapan klierens material terkontaminasi dari kegiatan desmantling atau dekomisioning perlu dibuktikan dengan hasil pengukuran radionuklida yang terkandung dalam material tersebut. Pada penelitian ini telah dikembangkan teknik pengukuran langsung uranium dalam limbah padat untuk kepentingan klierens menggunakan spektrometri gamma dengan detektor HPGe. Metode pengukuran dikembangkan berdasarkan energi gamma 1001 keV dari Pa-234m dengan mempertimbangkan faktor-faktor yang mempengaruhi pengukuran seperti absorbsi diri, karakteristik detektor, dan cacahan latar. Untuk tujuan validasi, metode dibandingkan dengan teknik aktivasi netron (AAN). Efisiensi deteksi pada energi 1001 keV adalah antara 0,0991–0,1369 cps/Bq untuk densitas 0,51 – 1,81 g/cm3 dengan batas terendah deteksi antara 8 – 10 Bq/kg. Metode ini dapat diandalkan untuk pengukuran U-238 konsentrasi tinggi dengan nilai P<1%, sedangkan kinerja spektometer gamma memperlihatkan performa tinggi yang ditunjukkan dengan nilai Zscore <1. Kata Kunci : klierens, uranium, spektrometri gamma ABSTRACT CLEARANCES OF SOLID WASTE URANIUM BY USING GAMMA SPECTROMETRY. Clearances of contaminated materials arising from desmantling or decommissioning must be provided with the result of measurement of radionuclide content in such materials. In this research, direct measurement of uranium in solid waste for a clearance requirement had been developed by using gamma spectrometric with HPGe detector. The measurement method was developed based on 1001 keV gamma energy of Pa-234m concidering a self absorption, detector characteristic, background level factors. For validation purpose, this method was compared with a neutron activation analysis (NAA) techniques. Efficiency for 1001 keV of Pa-234m was 0,0991–0,1369 cps/Bq on dencity of 0,51–1,81 g/cm3 with a minimum detectable level of 8–10 Bq/kg. This method was useful for high concentration of U-238 with a precision in acceptance criteria P <1% and the gamma spectrometer showed a high performance with a value Zscore <1. Free Terms : clearances, uranium, gamma spectrometry

Pengaruh penambahan dopan Cr2O3 pada pelet UO2 terhadap sifat termal dan mekanik pin bahan bakar reaktor tipe PWR pasca iradiasi Tri Yulianto; Etty Margi Wigayati
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 (130.082 KB)

Abstract Effect of Cr2O3 dopant addition on UO2 pellets to thermal and mechanical characteristic of post irradiation PWR fuel pin. Effect of Cr2O3 dopant addition on UO2 pellets to thermal and mechanical characteristic of post irradiation PWR reactor fuel pin using FEMAXI–V computer code to UO2 pellets of large grained pellets and larger density performance has been studied.The grain size can be adjusted by the sinter process and by additives to the dopan such as Cr2O3. Results of the analysis of the effect of the addition of dopants on UO2 pellets to a thermal process for irradiated shows the temperature pattern in the center of the pellet and the gap between pellet and cladding increases. Results of the analysis of the influence of grain size on the identified characteristics of the pellets UO2 pellets is better than the thermal process analysis indicated the formation of fission gas products decreased grain size ranging from 6.9 μm to 15.5 μm grain size and subsequent increased fission gas products. In general, from the data obtained in this study that the grain size ranging from 6.9 μm (without dopants) to 75.4 μm showed grain size above 9.1 μm and 25.2 μm below the thermal properties of the pellets have a better and safer PRTF in terms of safety compared to without dopants. The addition of dopants optimal for the manufacture of the next pellet with grain sizes between 9.1 µm to 15.5 µm as a stuffing material that will fuel pins irradiated in the PRTF - Reaktor serba guna G.A. Siwabessy ( RSG-GAS) Keywords : UO2 pellets, Cr2O3 dopant, thermal properties, mechanical properties, pin Abstrak Pengaruh penambahan dopan Cr2O3 pada pelet UO2 terhadap sifat termal dan mekanik pin bahan bakar reaktor tipe PWR pasca iradiasi.Telah dipelajari pengaruh penambahan dopan Cr2O3 pada pelet UO2 terhadap sifat termal dan mekanik pin bahan bakar reaktor tipe PWR pasca iradiasi menggunakan program komputer FEMAXI–V terhadap unjuk kerja pelet UO2 sinter berbutir besar dan densitas yang lebih besar dari hasil penelitian sebelumnya. Hasil pengaruh penambahan dopan pada pelet UO2 terhadap proses termal selama diiradiasi menunjukkan pola temperatur pada pusat pelet dan gap antara pelet dan kelongsong meningkat. Pengaruh besar butir pada pelet teridentifikasi menunjukkan karakteristik pelet UO2 lebih baik dan dari analisis proses termal ditunjukkan terbentuknya produk gas fisi mengalami penurunan mulai dari ukuran butir 6,9 µm sampai ukuran butir 15,5 µm dan selanjutnya produk gas fisi meningkat. Secara umum dari data yang diperoleh pada penelitian ini bahwa ukuran butir mulai dari 6,9 µm (tanpa dopan) hingga 75,4 µm menunjukkan ukuran butir diatas 9,1 µm dan dibawah 25,2 µm memiliki sifat termal pada pelet lebih baik dan aman dari segi keselamatan PRTF dibandingkan dengan tanpa dopan. Penambahan dopan optimal untuk pembuatan pelet berikutnya lebih baik dan aman dengan ukuran butir antara 9,1 µm sampai dengan 15,5 µm sebagai bahan isian pin bahan bakar yang akan diiradiasi di PRTF Reaktor RSG-GAS. Kata kunci : pelet UO2, dopan Cr2O3, sifat termal ,sifat mekanik, pin

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