Garuda - Garba Rujukan Digital

PENGARUH FORMALDEHIDA TERHADAP PENURUNAN KONSENTRASI ASAM NITRAT DAN KENAIKAN KADAR URANIUM DALAM EFLUEN PROSES DI IEBE Ghaib Widodo
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 (376.382 KB)

ABSTRAK PENGARUH FORMALDEHIDA TERHADAP PENURUNAN KONSENTRASI ASAM NITRAT DAN KENAIKAN KADAR URANIUM DALAM EFLUEN PROSES DI IEBE. Telah dilakukan percobaan menurunkan konsentrasi asam nitrat dan menaikkan kadar uranium dalam efluen proses menggunakan formaldehida. Tujuan percobaan ini adalah untuk menurunkan konsentrasi asam nitrat dan menaikkan konsentrasi uranium dalam efluen proses di IEBE (Instalasi Elemen Bakar Eksperimental). Parameter yang digunakan adalah volume formaldehida mulai dari 4, 6, 8, 10, hingga 12 mL. Percobaan dilaksanakan dengan menambahkan tetesan formaldehida ke dalam efluen yang mengandung uranium berkeasaman tinggi pada suhu 98 °C, sedangkan gas NO2 yang terbentuk selama percobaan diserap oleh akuades dalam labu. Hasil percobaan menunjukkan bahwa hasil terbaik tercapai pada penggunaan formaldehida 4 mL, yang dapat menurunkan konsentrasi asam nitrat dari 4,35 M menjadi 3,54 M, dan menaikkan kadar uranium dari 1,446 g/L menjadi 1,768 g/L. KATA KUNCI: pemungutan, uranium, asam nitrat, formaldehida ABSTRACT The influence of formaldehyde on the decreasing concentration of nitric acid and the increasing uranium content in process efFluent at EFEI. Experiment has been performed to reduce nitric acid concentration and to increase uranium content in process effluent by using formaldehyde. The objective of the research is to reduce the nitric acid concentration and to increase the uranium content in the process effluent at EFEI (Experimental Fuel Element Installation). The parameter used is volume of formaldehyde from 4, 6, 8, 10 to 12 mL. The experiment was carried out by adding dropwise formaldehyde into the high acidic uranium at a temperature of 98 °C, whereas the NO2 gas that was formed was absorbed by demineralized water in the flask. The results of the experiment show that the best yield was attained at a volume of 4 mL, which was able to reduce the nitric acid concentration from 4.35 M to 3.54 M and increase the uranium content from 1.446 g/L to 1.768 g/L. FREE TERMS: recovery, uranium, nitric acid, formaldehyde

DEKOMPOSISI TERMAL AMMONIUM DIURANAT, URANIL NITRAT HEKSAHIDRAT DAN URANIL PEROKSIDA Tri Yulianto; Etty Mutiara
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 (1608.331 KB)

ABSTRAK. DEKOMPOSISI TERMAL AMMONIUM DIURANAT, URANIL NITRAT HEKSAHIDRAT DAN URANIL PEROKSIDA. Telah dilakukan penelitian prilaku tiga macam serbuk awal selama proses dekomposisi termal dalam media pemanas gas nitrogen, udara dan gas hidrogen. Pengamatan prilaku tersebut dilakukan terhadap tiga macam serbuk hasil pengendapan uranil nitrat yaitu serbuk Ammonium Diuranat (ADU), serbuk Uranil Nitrat Heksahidrat (UNH) dan serbuk Uranil Peroksida (UPO). Hal ini bertujuan untuk memperoleh dasar dalam pemilihan suhu dan media gas pemanas yang memberikan serbuk hasil dekomposisi dengan kualitas yang memenuhi syarat dengan proses dekomposisi termal yang dapat dilakukan pada suhu yang lebih rendah dan waktu lebih singkat. Dengan demikian biaya penyiapan serbuk UO2 dapat ditekan. Sebelum dilakukan proses dekomposisi termal, ketiga serbuk awal tersebut dikarakterisasi untuk mengetahui struktur kristal masing-masing. Penelitian ini dilakukan menggunakan peralatan thermogravimetric – diffential thermal analysis (TG-DTA) dengan pemanasan sampai suhu 800oC dan laju pemanasan 10oC/menit. Hasil pengamatan berupa kurva TG-DTA masing-masing serbuk. Analisis struktur serbuk hasil dekomposisi termal dilakukan menggunakan XRD (X-Ray Difractometer) dengan Cu-Ka radiation. Selain analisis struktur, dilakukan juga pengukuran luas permukaan spesifik serbuk dengan metode BET untuk serbuk hasil dekomposisi dalam media gas hidrogen yang telah dipanaskan sampai 800 oC. Berdasarkan olahan data hasil pengamatan dapat disimpulkan bahwa proses dekomposisi termal ketiga serbuk awal dapat berlangsung lebih cepat apabila dilangsungkan dalam media pemanas gas H2. Hasil analisis kurva TG-DTA dan hasil uji XRD menunjukkan bahwa serbuk awal yang mempunyai keaktifan paling tinggi adalah serbuk UNH ditandai dengan tahapan-tahapan proses dekomposisi yang berlangsung pada suhu lebih rendah dibanding serbuk lainnya. Kata kunci: dekomposisi termal, ammonium diuranat, urail nitrat heksahitrat, uranil peroksida, kurva TG-DTA, gas hidrogen, luas muka. ABSTRACT THERMAL DECOMPOSITION OF AMMONIUM DIURANATE, URANYL NITRATE HEXAHYDRATE, AND URANYL PEROXIDE. The behaviors of three types of starting powder had been investigated during their thermal decomposition processes in nitrogen, air, and hydrogen. The powder types were the products of uranyl nitrate precipitation, i.e. ADU (ammonium diuranate), UNH (uranyl nitrate hexahydrate), and UPO (uranyl peroxide). The objective of the investigation was to find out the best atmosphere that would result in good quality powder in a thermal decomposition process with the lowest temperature and the shortest period of time in order to reduce the cost of UO2 powder preparation. Before the thermal decomposition process was initiated, all powder types were characterized for their crystal structures. The investigation was conducted by TG-DTA instrument at temperature up to 800oC and the heating rate of 10 oC/minute. The crystal structures were identified by X-Ray Diffractometer with Cu-Ka radiation. The specific surface area of the powder was also observed using BET method, especially for the powder that underwent the process in hydrogen heated up to 800 oC. The Results showed that the process took place faster in hydrogen, and UNH required lower thermal decomposition temperature in relations with other types of powder. Free Terms : thermal decomposition, ammonium diuranate, uranyl nitrate hexahydrate, uranyl peroxide, TG-DTA curve, hydrogen gas, surface area.

Pemurnian uranil nitrat hasil pelarutan yellow cake menggunakan metoda elektrodialisis Ghaib Widodo; Guntur Sodikin
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 (199.474 KB)

Abstract Purification of uranyl nitrate results of dissolution yellow cake using electrodialysis method. Have performed purification of uranium from yellow cake dissolution results and note that the result of condensation in the form of uranyl nitrate/UO2(NO3)2 is still contains impurities and high levels of nitric acid. The purpose of this study is to conduct purification UO2(NO3)2 which still contains impurities by electrodialysis method using a two chamber cell that is cathode and anode chamber and betweenthe chambers inserted two membranes (cation exchange membrane/CEM). Cation exchange membrane serves as a separator between the chamber and also functions as occurcence of ionition. In the process of this electrosialysis using electrodes Pt/Pt (anode and cathode) and the source of electricity supplied from DC power supply. The parameters applied in this uranium purification process using three (3) parameters, acidity ie feed, voltage, and time. In the cathode chamber filled nitric acid (1 N) to bind the uranium ion dioxide into uranyl nitrate in the cathode chamber. The magnefull of the voltage parameters between 3 to 7 volts. While the timing parameters used are from 30 to 120 minutes which interval of 30 minute interval). The best conditions of the electrodialysis process the results obtained at a voltage of 6 volts and a time of 60 minutes at 0.9995 N acidity with the recovery uranium levels in the cathode chamber at 0.0745 g U / L (74.5 mg) or the results obtained in the purification process of purifying uranium from the leaching yellow cake in the cathode chamber of 18.0625 % with high levels of impurities contains in the uranium meet the threshold when used as fuel. Keywords : Purification, electrodialysis, electrode, cation exchange membrane, uranium Abstrak Pemurnian uranil nitrat hasil pelarutan yellow cake menggunakan metoda elektrodialisis. Telah dilakukan pemurnian uranium hasil pelarutan yellow cake dan diketahui bahwa hasil pelarutan berupa uranil nitrat/UO2(NO3)2 tersebut masih berimpuritas dan kadar asam nitrat yang tinggi. Tujuan penelitian ini adalah melakukan pemurnian UO2(NO3)2 dengan metoda elektrodialisis menggunakan alat sel dua bilik yaitu bilik katoda dan anoda dan diantara keduanya disisipkan membran (membran tukar kation/MTK). Membran tukar kation berfungsi sebagai pemisah antar bilik dan sekaligus berfungsi sebagai media perpindahan ion (migrasi). Dalam proses elektrodialisis ini menggunakan elektroda Pt/Pt (anoda dan katoda) dan sumber listriknya disuplai dari DC power. Parameter yang diterapkan dalam proses pemurnian uranium ini menggunakan 3 (tiga) parameter yaitu keasaman umpan, tegangan, dan waktu. Di dalam bilik katoda diisi asam nitrat (1 N) untuk mengikat ion uranium dioksida menjadi uranil nitrat di dalam bilik katoda. Parameter tegangan antara 3 hingga 7 Volt, sedangkan parameter waktu yang digunakan dari 30 hingga 120 menit dengan interval 30 menit. Kondisi terbaik dari proses elektrodialisis hasil yang diperoleh pada tegangan 6 Volt dan waktu 60 menit pada keasaman 0,9995 N dengan kadar uranium yang terpungut dalam bilik katoda sebesar 0,0745 g U/L (74,5 mg). Hasil yang diperoleh dalam proses pemurnian uranium dari hasil pelarutan yellow cake di bilik katoda sebesar 18,0625 % dengan kadar impuritas yang terkandung di dalam uranium telah memenuhi syarat untuk digunakan sebagai bahan baku pembuatan bahan bakar . Kata Kunci : Pemurnian, elektrodialisis, elektroda, membran tukar kation, uranium

PENGARUH TEKANAN PENGOMPAKAN, KOMPOSISI Er2O3 DAN PENYINTERAN PADA TEMPERATUR RENDAH TERHADAP KUALITAS PELET UO2 + Er2O3 Abdul Latief; Tata Terbit Saputra; Djoko Kisworo; Slamet Pribadi; Arief Sasongko Adhi
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 (175.671 KB)

ABSTRAK PENGARUH TEKANAN PENGOMPAKAN, KOMPOSISI Er2O3 DAN PENYINTERAN PADA TEMPERATUR RENDAH TERHADAP KUALITAS PELET UO2 + Er2O3. Telah dilakukan percobaan pengaruh tekanan pengompakan, komposisi Er2O3 dan sintering pada temperatur rendah terhadap densitas, mikrostruktur, kekerasan dan rasio O/U dari pelet UO2 + Er2O3 dengan tujuan untuk mengetahui tekanan pengompakan, komposisi Er2O3 dan temperatur sinter yang relatif baik agar dapat memberikan kualitas pelet yang memenuhi persyaratan. Sejumlah serbuk UO2 <150 ìm dicampur dengan Er2O3 yang divariasi dari 0 – 1% dan seng stearat 0,4% kemudian dikompakkan dengan tekanan antara 2,93 – 5,23 ton/cm2. Pelet yang terbentuk disinter pada temperatur 1000, 1100 dan 1200 °C, dengan laju pemanasan 250 °C/jam, waktu penahanan 3 jam dalam lingkungan gas argon. Pelet hasil sinter ditentukan densitasnya, diamati mikrostrukturnya dengan mikroskop optik dan diuji kekerasannya dengan alat uji kekerasan Vickers serta dihitung rasio O/U-nya dengan metode gravimetri. Hasil percobaan menunjukkan bahwa tekanan pengompakan antara 2,93 – 4,68 ton/cm2 terhadap pelet UO2 + Er2O3 dengan komposisi Er2O3 0 – 1,0% dapat meningkatkan densitas pelet mentah dari kisaran 45,45 – 51,68% DT (Densitas Teoritis), sedangkan naiknya temperatur sinter antara 1000 – 1200 °C dapat meningkatkan densitas pelet sinter sampai 95,66% DT. Densitas pelet sinter yang memenuhi spesifikasi (92 – 95% DT) diperoleh pada temperatur sinter 1200 °C, tekanan pengompakan 4,10 – 4,68 ton/cm2 untuk komposisi Er2O3 antara 0 – 1,0%. Pada temperatur sinter 1000 °C dan 1100 °C hanya diperoleh densitas pelet sinter dibawah 92% DT. Pengamatan mikrostruktur dilakukan terhadap sampel UO2 + Er2O3 dengan komposisi Er2O3 0 – 1,0% yang dikompakkan pada tekanan 4,68 ton/cm2 dan temperatur sinter 1200 °C mempunyai butir bentuk ekuiaksial (equiaxial). Perubahan komposisi Er2O3 memberikan perbedaan ukuran butir dan kekerasan. Semakin besar komposisi Er2O3 maka butir pelet sinter akan semakin besar yaitu sebesar 8 ìm dan kekerasan akan semakin turun. Kenaikan komposisi Er2O3 pada penyinteran temperatur 1200 °C menyebabkan kenaikan rasio O/U sampai 2,12. KATA KUNCI: Racun dapat bakar, Komposisi Er2O3, Pelet UO2 + Er2O3, Pengompakan, Sintering temperatur rendah, Densitas, Mikrostruktur, Kekerasan, Rasio O/U ABSTRACT INFLUENCE OF COMPACTING PRESSURE, Er2O3 COMPOSITION AND LOW-TEMPERATURE SINTERING ON UO2 + Er2O3 PELLET QUALITY. The influence of compacting pressure, Er2O3 composition and low-temperature sintering on the density, microstructure, hardness and O/U ratio of UO2 + Er2O3 pellets was investigated to determine the optimum condition of compacting pressure, Er2O3 composition and sintering temperature to obtain good quality pellets. UO2 powder of <150ìm in size was mixed with Er2O3 of 1 - 1.0% and zinc stearat of 0.4% and then compacted at pressures of 2.9 – 5.23 ton/cm2. The green pellets were sintered at temperatures of 1000, 1100 and 1200 °C with a heating rate of 250 °C/hour and soaking time of 3 hours in argon atmosphere. The density of the pellets was determined, also the microstructure using optical microscope, hardness using Vickers hardness tester and O/U ratio using gravimetric method. The results showed that compacting pressure of 2.93 – 4.68 ton/cm2 on UO2 + Er2O3 pellets with Er2O3 composition of 0 – 1.0% could enhance green pellet density in the order of 45.45 – 51.68% TD (Theoretical Density), while increasing sintering temperature between 1000 – 1200 °C enhanced sintered pellet density to 95.66% TD. Sintered pellet density of 92 – 95% TD which conform to the specification was obtained at sintering temperature of 1200 °C, compacting pressure of 4.10 – 4.68 ton/cm2, and Er2O3 composition of 0 – 1.0%. At temperature of 1000 and 1100 °C the density of the pellets obtained was <92% TD. The microstructure observation which was done on UO2 + Er2O3 samples with Er2O3 composition of 0 – 1.0%, compacting pressure of 4.68 ton/cm2 and sintering temperature of 1200 °C showed the presence of equiaxial grains. Changes in Er2O3 composition resulted in different grain sizes and hardness. Higher Er2O3 composition increased the size of sintered pellet grain to 8 ìm and decreased its hardness. Increasing Er2O3 composition at sintering temperature of 1200 °C enhanced the O/U ratio up to 2.12.FREE TERMS: Burnable poison, Er2O3 composition, UO2 + Er2O3 pellet, Compacting pressure, Low-temperature sintering, Density, Microstructure, Hardness, O/U ratio

APPLICATION IRON AND ALUMINUM ELECTRODES IN EMISSION SPECTROGRAPH FOR ANALYZING BORON AND CADMIUM IN URANIUM NUCLEAR FUEL Sahat Simbolon
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 (432.524 KB)

ABSTRACT APPLICATION OF IRON AND ALUMINUM ELECTRODES IN SPECTROGRAPH EMISSION FOR ANALYZING BORON AND CADMIUM IN URANIUM NUCLEAR FUEL. Analysis of boron and cadmium in nuclear fuel was carried out using iron and aluminum electrodes as well as X-ray film photographic for thorax in emission spectrograph. DC arc excitation source could not be used for iron and aluminum electrodes, since both electrodes melt even at current less than 10 ampere and excitation time less than 2 seconds. AC sparks excitation source using iron and aluminum electrodes could be used for analyzing boron and cadmium after extraction of uranium in nuclear fuel using TBP-kerosene solution. Graphite electrode was also utilized to analyze boron and cadmium with ac sparks method for comparison. X-ray film photographic for thorax was used to replace glass photographic film SA-1. Halogens elements could not be analyzed using this method because they needed higher temperature for excitation. Calibration curves for boron and cadmium were prepared for each electrode for quantitative analysis, sensitivity calculation and detection limit. It was found that the sensitivity for cadmium metal using aluminum electrode was higher than that using iron electrode, even with respect to graphite electrode. Limit of detection of cadmium using aluminum electrode was the lowest although its intercept was the highest. On the other hand, limit of detection of boron using graphite electrode was the lowest but its intercept was the highest. FREE TERMS: Iron and aluminum electrodes, Emission spectrograph, Graphite electrode ABSTRAK PENGGUNAAN ELEKTRODE BESI DAN ALUMINIUM PADA SPEKTROGRAFI EMISI UNTUK ANALISIS BORON DAN KADMIUM DALAM BAHAN BAKAR NUKLIR URANIUM. Analisis boron dan kadmium dalam bahan bakar nuklir dilakukan menggunakan elektrode besi dan aluminium serta pelat film sinar-X untuk toraks pada spektrografi emisi. Sumber eksitasi dc arc tidak dapat digunakan untuk elektrode besi dan aluminium karena kedua elektrode tersebut meleleh meskipun arus kurang dari 10 A dan waktu eksitasi kurang dari 2 detik. Sumber eksitasi ac sparks menggunakan elektrode besi dan aluminium dapat digunakan untuk analisis boron dan kadmium setelah uranium dalam bahan bakar nuklir diekstraksi menggunakan larutan TBP-kerosin. Elektrode grafit juga digunakan untuk analisis boron dan kadmium dengan menggunakan sumber eksitasi ac sparks sebagai perbandingan. Pelat film sinar-X untuk toraks digunakan untuk menggantikan film gelas fotografi SA-1. Unsur-unsur halogen tidak dapat dianalisis dengan metode ini karena unsur-unsur halogen membutuhkan suhu yang lebih tinggi untuk eksitasi. Kurva kalibrasi untuk boron dan kadmium dibuat untuk setiap elektrode untuk analisis kuantitatif, perhitungan sensitivitas dan batas deteksi. Hasil menunjukkan sensitivitas untuk logam kadmium menggunakan elektrode aluminium lebih tinggi dibandingkan elektrode besi, bahkan terhadap elektrode grafit. Batas deteksi kadmium menggunakan elektrode aluminium paling rendah tetapi nilai titik potongnya paling tinggi. Sebaliknya, batas deteksi boron menggunakan elektrode grafit paling rendah tetapi nilai titik potongnya paling tinggi.KATA KUNCI: Elektrode besi, Elektrode aluminium, Spektrografi emisi, Elektrode grafit

PENGARUH FABRIKASI PELAT ELEMEN BAKAR U-7Mo/Al DENGAN VARIASI DENSITAS URANIUM TERHADAP PEMBENTUKAN PORI DI DALAM MEAT DAN TEBAL KELONGSONG Supardjo Supardjo; Boybul .; Agoeng Kadarjono
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 (494.16 KB)

ABSTRAK PENGARUH FABRIKASI PELAT ELEMEN BAKAR U-7Mo/Al DENGAN VARIASI DENSITAS URANIUM TERHADAP PEMBENTUKAN PORI DI DALAM MEAT DAN TEBAL KELONGSONG. Penelitian ini bertujuan untuk mencari parameter proses fabrikasi bahan bakar dispersi U-7Mo/Al tipe pelat yang tepat dalam rangka pengembangan bahan bakar menggunakan uranium pengayaan rendah (<20% 235U). Serbuk U-7Mo dibuat dengan teknik hydrid-dehydrid-milling dari ingot paduan U-7Mo, dan dibentuk menjadi inti elemen bakar/IEB.U-7Mo/Al densitas uranium 3,6; 6,0 dan 7,0 gU/cm3 dengan kompaksi pada tekanan 15 bar. IEB U-7Mo/Al bersama frame dan cover pelat AlMg2 (sebagai kelongsong) dibentuk menjadi pelat elemen bakar/PEB.U-7Mo/Al dengan teknik pengerolan panas dan dingin. Pengujian tebal kelongsong PEB U-7Mo/Al dilakukan secara metalografi dan diamati menggunakan mikroskop optik, sedangkan pengukuran volume pori di dalam meat PEB dilakukan dengan metode archimides. Hasil uji menunjukkan bahwa makin tinggi densitas uranium, kelongsong PEB U-7Mo/Al semakin tipis, sedangkan volume pori meningkat. Ketebalan kelongsong rerata PEB U-7Mo/Al densitas uranium 3,6; 6,0 dan 7,0 gU/cm3 adalah 0,470 mm; 0,434 mm dan 0,411 mm dengan tebal minimum 0,323 mm, 0,243 mm dan 0,152 mm. Bila dilihat dari ketebalan kelongsong rerata dari ketiga jenis PEB U-7Mo/Al tersebut masih diatas batas minimal tebal kelongsong yang disyaratkan yaitu >0,25 mm, namun untuk PEB U-7Mo/Al densitas 6,0 dan 7,0 gU/cm3 terdapat tebal kelongsong minimum 0,243 mm dan 0,152 mm sehingga tidak memenuhi persyaratan. Volume pori di dalam PEB U-7Mo/Al dengan densitas uranium 3,6; 6,0 dan 7,0 gU/cm3 adalah 16,87%, 17,59% dan 18,63%. Kata kunci: Pelat elemen bakar U-7Mo/Al, tebal kelongsong, volume pori. ABSTRACT EFFECT OF U-7Mo/Al FUEL PLATE FABRICATION WITH VARIATION OF URANIUM DENSITY TO THE PORE FORMING IN MEAT AND CLADDING THICKNESS. This study is aimed to explore the U-7Mo/Al dispersion fuel plates type fabrication process parameters appropriate for the development of fuel using low-enriched uranium (<20% 235U). The U-7Mo powder was prepared by hydriding-dehydriding-milling technique of the U-7Mo alloy, and formed the U-7Mo/Al fuel core element with uranium density of 3.6; 6.0 and 7.0 gU/cm3 by compacting at 15 bar pressure. The U-7Mo/Al fuel core element with frame and cover of AlMg2 plate (as cladding) was formed into a U-7Mo/Al fuel plate element with hot and cold rolling techniques. Cladding thickness testing of the U-7Mo/Al fuel plate was conducted using metallographic and observed using an optical microscope, while the pore volume measurements in the meat of fuel plate is done by the archimides method. The test results showed that the higher density of uranium, U-7Mo/Al fuel plate cladding gets thinner, while the pore volume increases. The average of cladding thickness of U-7Mo/Al fuel plate with the density of uranium 3.6; 6.0 and 7.0 gU/cm3 is 0.470 mm; 0.434 mm and 0.411 mm with a minimum thickness of 0.323 mm, 0.243 mm and 0.152 mm. When viewed from the average thickness of the cladding of the three types of U-7Mo/Al fuel plate is still above the minimum required cladding thickness i.e. >0.25 mm, but for the U-7Mo/Al fuel plate with uranium density of 6.0 and 7.0 gU/cm3 there is a minimum cladding thickness 0.243 mm and 0.152 mm so it does not meet the requirements. The pore volume in the U-7Mo/Al fuel plate with uranium density of 3.6; 6.0 and 7.0 gU/cm3 is 16.87 %, 17.59% and 18.63%. Keywords: U-7Mo/Al fuel plate, cladding thickness, pore volume.

Pemisahan Th dan Ce dari konsentrat serium nitrat hasil olah monasit dengan cara ekstraksi bertingkat MV Purwani MV Purwani1; Prayitno Prayitno
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 (625.043 KB)

Abstrak Telah dilakukan pemisahaan thorium (Th) dan serium (Ce) dari konsentrat Ce(NO3)4hasil olah monasit dengan cara ekstraksi catu bertingkat menggunakan ekstraktan TOPO.Fasa air adalah konsentrat Ce(NO3)4yang dilarutkandalam HNO3 dan sebagai ekstraktan atau fasa organik adalah campuran TOPO 50 gram dalam 1.000 mL kerosen. Waktu ekstraksi tiap tingkat 15 menit dengan kecepatan pengadukan 175 rpm.Waktu striping setiap tingkat ekstraksi memakai air dan asam oksalatadalah 5 menit. Parameter yang diteliti adalah konsentrasi konsentrat Ce(NO3)4dan konsentrasi HNO3. Kondisi optimum dicapai pada konsentrasi konsentrat Ce(NO3)4100 g/L, konsentrasi HNO3 dan jumlah tingkat ekstraksi = 3. Pada kondisi optimum diperoleh harga Kd Ce = 0,28, Kd Th =0,0005. FP Ce–Th = 566,67 (pada tingkat ekstraksi I), FP Th-Ce = 85.4444 (pada tingkat ekstraksi II), dan FP Th-Ce = 35,1111 (pada tingkat ekstraksi III).Dengan demikian Th dan Ce dapat terpisah dengan baik pada tingkat ekstraksi II dan pada tingkat ekstraksi III. Kata kunci:pemisahan, thorium, serium ekstraksi, tri oktil phosphine oxide (TOPO) Abstract The separation of thorium (Th) and Cerium (Ce) from Ce(NO3)4 concentrates resulted from the monazite sand’s slurryhas been carried out by extraction using TOPO extractant. The water phase is Ce (NO3)4 concentrate in HNO3 and the organic phase is a mixture of TOPO 50 grams in 1000 ml of kerosene. Extraction time per level is 15 minutes with agitation rate at 175 rpm. The stripping time every level of extraction using water and oxalic acidis 5 minutes. The variables that being observed are concentration of Ce(NO3)4 concentrate, concentration of HNO3 andstage number of extraction. The optimum condition is achieved at a concentration of Ce (NO3)4at100 g/L, the concentration of HNO3 and stage number of extraction = 3. On this optimum conditions it is obtained that value of Kd Ce = 0.28, Kd Th = 0.0005. SF Ce - Th = 566.67 (at the extraction I), SF Th - Ce = 85.4444 (on the extraction II), and SF Th - Ce = 35.1111 (on the extraction III).ThusThandCecan beseparatedby extraction at thesecond stage extractionandthethirdstage extraction. Keywords: separation, thorium, cerium extraction, tri-octyl phosphine oxide (TOPO)

PENGARUH KANDUNGAN NIOBIUM TERHADAP MIKROSTRUKTUR, KOMPOSISI KIMIA DAN KEKERASAN PADUAN Zr−Nb−Fe−Cr Sungkono .
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 (407.08 KB)

ABSTRAK PENGARUH KANDUNGAN NIOBIUM TERHADAP MIKROSTRUKTUR, KOMPOSISI KIMIA DAN KEKERASAN PADUAN Zr−Nb−Fe−Cr. Logam paduan Zr−Nb−Fe−Cr dibuat dengan cara mencampur serbuk Zr, Nb, Fe dan Cr dengan persentase berat tertentu sampai homogen, dan dilebur dalam tungku peleburan vakum. Tujuan penelitian adalah mempelajari pengaruh konsentrasi Nb terhadap mikrostruktur, komposisi kimia dan kekerasan paduan Zr−Nb−Fe−Cr. Mikrostruktur ingot paduan Zr 0,2% Nb-0,5%Fe-0,5%Cr secara kualitatif mempunyai struktur butir dengan ukuran relatif besar dibandingkan ingot paduan Zr−0,5%Nb−0,5%Fe−0,5%Cr dan Zr−0,8% Nb−0,5% Fe−0,5% Cr. Setelah perlakuan â-quenching dan homogenisasi, komposisi Nb dalam paduan Zr−0,2% Nb−0,5% Fe−0,5% Cr adalah (0,16±0,02)%; dalam paduan Zr−0,5% Nb−0,5% Fe−0,5%Cr adalah (0,41±0,07)%; dan dalam paduan Zr−0,8% Nb−0,5% Fe−0,5% Cr adalah (0,64±0,12)%. Sedangkan kekerasan paduan Zr−0,8%Nb−0,5%Fe−0,5%Cr adalah 316 VHN, lebih tinggi dibandingkan Zr−0,5% Nb−0,5% Fe−0,5% Cr (= 299 VHN) dan Zr−0,2% Nb−0,5% Fe−0,5%Cr (= 297 VHN). Semakin besar kadar Nb yang terdapat dalam paduan Zr−Nb−Fe−Cr, maka ukuran butirnya relatif lebih kecil, kekerasannya lebih tinggi dan homogenisasi lebih sulit dicapai. KATA KUNCI: Niobium, Mikrostruktur, Kekerasan, Paduan Zr−Nb−Fe−Cr, Homogenisasi ABSTRACT INFLUENCE OF NIOBIUM CONCENTRATION ON THE MICROSTRUCTURE, CHEMICAL COMPOSITION AND HARDNESS OF Zr-Nb-Fe-Cr ALLOYS. The Zr−Nb−Fe−Cr alloys are made by mixing homogeneously Zr, Nb, Fe and Cr powders in percentage weight, followed by melting in vacuum melting furnace. The objective of this research is to investigate the influence of Nb concentration on the microstructure, chemical composition and hardness of Zr−Nb−Fe−Cr alloys. The grain size of Zr0.2% Nb−0.5%Fe−0.5%Cr ingot was qualitatively larger than those of Zr−0.5% Nb− 0.5% Fe−0.5%Cr and Zr−0.8%Nb−0.5%Fe−0.5%Cr. After treatment by β-quenching and homogenizing, the composition of Nb in Zr−0.5%Nb−0.5%Fe−0.5%Cr was found to be (0.16±0.02)%; in Zr−0,5% Nb−0,5%Fe−0,5%Cr it was (0.41±0.07)%; and in Zr−0.8%Nb−0.5%Fe−0.5%Cr it was (0.64±0.12)%. Meanwhile the value of hardness for Zr−0.8%Nb−0.5%Fe−0.5%Cr was 316 VHN, higher than those for Zr−0.5%Nb−0.5%Fe−0.5%Cr (= 299 VHN) and Zr-0.2%Nb−0.5%Fe−0.5%Cr (= 297 VHN). As Nb content in Zr−Nb−Fe−Cr alloys increases, the grain size becomes relatively smaller, the hardness gets higher and the homogeneity becomes more difficult to achieve. FREE TERMS: Niobium, Microstructure, Hardness, Zr−Nb−Fe−Cr alloys, Homogenization

AN IMPROVEMENT OF GRAPHITE ROD ELECTRODE OF USED PRIMARY CELL FOR ANALYZING BORON AND CADMIUM IN THORIUM OXIDE USING EMISSION SPECTROGRAPH METHOD Sahat Simbolon
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 (417.433 KB)

ABSTRACT AN IMPROVEMENT OF USED PRIMARY CELL GRAPHITE ROD ELECTRODE FOR ANALYZING BORON AND CADMIUM IN THORIUM OXIDE USING EMISSION SPECTROGRAPH METHOD. Analysis of boron and cadmium in synthetic thorium oxide fuel using emission spectrograph method was carried out. Used primary cell graphite rod electrodes (UPCGREs) receiving (chemical and physical) treatment and standard electrodes (Spex) were used as an electrode in the emission spectrograph method. The graphite rod electrodes of used primary cells comprised 50 graphite rod electrodes soaked in water for 2 weeks, 50 graphite rod electrodes soaked in 0.1 N nitric acid for 1 week (chemical treatment), and 50 graphite rod electrodes heated in an oven at 300 °C for 2 hours (physical treatment). Pure thorium oxide was obtained synthetically through thorium nitrate solution extraction using organic solution TBP-kerosene, followed by stripping, drying and calcination. Standards were made from a mixture of synthetic thorium oxide, CdO and H3BO3, and distillation carrier. 100 mg of standards was introduced into the hole of the chemically and physically treated sample-carrying electrodes as well as the standard electrodes (Spex). The operating condition was established using a current of 10 A, an excitation time of 25 seconds, and a gap of 4 mm between electrodes. It was found that when the chemically treated UPCGREs were used as an electrode, the relationship between the concentration and the intensity of boron and cadmium was not in order. Meanwhile, when the physically treated UPCGREs were used as an electrode, the relationship between the concentration and the intensity of boron and cadmium in thorium oxide was linear, therefore it could be used as a calibration curve. It was discovered that the calibration curve of the standard electrodes (Spex) was more sensitive than the calibration curve of the physically treated UPCGREs. However, the calibration curve for boron and cadmium of the standard electrodes (Spex) contained higher background. Therefore, for thorium oxide having low concentrations of boron and cadmium, the use of the physically treated UPCGREs was more favorable than the standard electrodes (Spex). FREE TERMS: used primary cell graphite rod electrode, sample-carrying electrode, boron, cadmium, thorium oxide ABSTRAK PERBAIKAN BATANG ELEKTRODE GRAFIT BATU BATERAI BEKAS UNTUK ANALISIS BORON DAN KADMIUM DALAM TORIUM OKSIDA DENGAN METODE SPEKTROGRAF EMISI. Telah dilakukan analisis boron dan kadmium di dalam bahan bakar nuklir torium oksida sintesis dengan menggunakan metode spektrograf emisi. Batang elektrode grafit batu baterai bekas setelah perlakuan (secara kimia dan fisika) dan elektrode standar (Spex) sebagai pembanding digunakan untuk elektrode pada metode spektrograf emisi. Batang elektrode grafit dari batu baterai yang digunakan mencakup 50 batang elektrode grafit yang direndam dalam air selama 2 minggu, 50 batang elektrode grafit yang direndam dalam 0,1 N asam nitrat selama 1 minggu (secara kimia), dan 50 batang elektrode grafit yang dipanaskan dalam tungku pada suhu 300 °C selama 2 jam (secara fisika). Torium oksida murni disintesis melalui ekstraksi larutan torium nitrat dengan menggunakan larutan organik TBP-kerosin, diikuti stripping, pengeringan dan kalsinasi. Standar dibuat dari campuran torium oksida sintesis dengan CdO dan H3BO3, serta campuran pengemban sulingan. 100 mg standar dimasukkan ke dalam lubang elektrode standar (Spex), maupun elektrode hasil metode kimia dan fisika. Kondisi operasi untuk semua percobaan adalah arus 10 A dengan waktu eksitasi 25 detik dan jarak antar elektrode 4 mm. Hasil percobaan menunjukkan bahwa hubungan antara konsentrasi dan intensitas boron serta kadmium di dalam torium oksida dengan elektrode yang dibuat dengan metode kimia tidak teratur. Sementara itu hubungan antara konsentrasi dan intensitas boron serta kadmium di dalam torium oksida dengan elektrode yang dibuat dengan metode fisika merupakan garis linear yang dapat digunakan sebagai kurva kalibrasi. Adapun kurva kalibrasi boron dan kadmium dengan menggunakan elektrode standar (Spex) masih lebih sensitif dibandingkan dengan elektrode yang diperoleh metode fisika. Akan tetapi latar elektrode standar (Spex) lebih tinggi daripada elektrode yang diperoleh dengan metode fisika. Oleh karena itu untuk torium oksida dengan konsentrasi boron dan kadmium yang rendah lebih baik digunakan elektrode yang diperoleh metode fisika daripada elektrode standar (Spex). KATA KUNCI: batang elektrode grafit batu baterai bekas, elektrode kerja, boron, kadmium, torium oksida

PEMBUATAN Zr (SO4)2.x H2O MELALUI JALUR ZIRCONIUM BASIC SULPHATE (ZBS) SEBAGAI UMPAN PADA CONTINUOUS ANNULAR CHROMATOGRAPHY (CAC Endang Susiantini
Jurnal Teknologi Bahan Nuklir Vol 9, No 2 (2013): Juni 2013
Publisher : PTBN - BATAN

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

ABSTRAK PEMBUATAN Zr(SO4)2.xH2O MELALUI JALUR ZIRCONIUM BASIC SULPHATES (ZBS) SEBAGAI UMPAN PADA CONTINUOUS ANNULAR CHROMATOGRAPHY (CAC). Zirkonium sulfat Zr(SO4)2.xH2O merupakan umpan awal pada CAC yang akan digunakan pada pemisahan zirkonium (Zr) dari hafnium (Hf). Dalam industri nuklir, Hf mempunyai tampang lintang sekitar 600 kali Zr sehingga akan mengganggu efektifitas reaksi fisi nuklir. Tujuan penelitian ini adalah untuk membuat umpan pada CAC yaitu Zr-sulfat melalui jalur ZBS agar pengotor-pengotor seperti Fe, Si, Ti, U dan Th berkurang saat centrifuge dan pencucian. Centrifuge bertujuan untuk menghilangkan silica, sedangkan pencucian untuk menghilangkan Th dan uranium serta pengotor lainnya karena sifat ZBS yang berbentuk koloid atau slurry dan tidak larut dalam air. Zirconium Basic Sulphates (ZBS) dibuat dengan cara mereaksikan ZrOCl2·xH2O 0,2 M dengan NH4(SO4) pada perbandingan dan kondisi tertentu agar diperoleh endapan ZBS dengan jumlah pengendapan tertinggi. Kemudian, ZBS dikonversi ke Zr(SO4)2·xH2O dan dilarutkan dengan H2SO4 2M agar menjadi bentuk anion. Bentuk anion tersebut dibuktikan dengan penyerapan dalam resin penukar anion Dowex1-X8. Diperoleh hasil ZBS pada perbandingan Zr/SO4 = 5/2 dan waktu reaksi =1 jam yaitu pH optimum 1,9 dengan Zr terendapkan 92,8%. Diperoleh umpan CAC berbentuk Zr-Sulfat anion sebagai Zr(SO4)3-2atau ZrO(SO4)2-2 atau bentuk anion yang lain dapat dibuktikan dengan penyerapan dalam resin penukar anion Dowex 1-X8 sebesar 29,75%. Prosentase penyerapan yang masih rendah tersebut dimungkinkan karena konversi dari ZBS ke Zr-sulfat belum sempurna yang ditunjukkan oleh data FTIR yaitu adanya puncak pada bilangan gelombang 1404 cm-1, ikatan O=O menunjukkan masih adanya senyawa ZBS. Kata Kunci: Bentuk anion Zr(SO4)3-2atau ZrO(SO4)2-2, ZBS, resin penukar anion Dowex1-X8. ABTRACT THE PREPARATION OF Zr (SO4)2.xH2O through ZIRCONIUM BASIC SULPHATES (ZBS) AS feed TO continuous annular chromatography (CAC). Zirconium sulphate Zr(SO4)2.xH2O is an initial feed at the CAC that will be used in the separation of zirconium (Zr) of hafnium (Hf). In nuclear industry , Hf has cross-sections around 600 times the Zr so it would interfere the effectiveness of nuclear fission. The purpose of this study is to make feed at CAC Zr-sulfate through ZBS so that impurities such as Fe, Si, Ti, U and Th decreases as the centrifuge and washing. Centrifuge aims to eliminate silica, while washing to remove Th and uranium and other impurities because character of ZBS form of colloid or slurry and insoluble in water. Zirconium Basic Sulphate (ZBS) is made by reacting ZrOCl2 • xH2O with 0.2 M NH4 (SO4) on the comparison and specific conditions in order to obtain highest amount of precipitation ZBS. ZBS is then converted to Zr (SO4)2. xH2O and dissolved with 2M H2SO4 in order to form an anion. Anion form is evidenced by the absorption of the anion exchange resin Dowex1-X8. The result obtained ZBS on a comparison of Zr/SO4 = 5/2; reaction time = 1 hour is the optimum pH of 1.9 with Zr precipitation 92, 8%. CAC feed in form of anion Zr (SO4) 3-2 or ZrO (SO4) 2-2 or other anions form is obtained can be proved by the absorption of the anion exchange resin Dowex 1-X8 was 29.75%. The percentage of absorption that is still low is possible because of the conversion of ZBS to Zr-sulphate not yet complete that indicated by FTIR data that is the peaks at wave numbers 1404 cm-1, O = O bond indicates that compound ZBS still exist. Keywords: anion form Zr (SO4) 3-2atau ZrO (SO4) 2-2, ZBS, anion exchange resin Dowex1-X8.

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