Garuda - Garba Rujukan Digital

EVALUASI PERILAKU SWELLING IRADIASI BAHAN BAKAR RSG−GAS Bambang Herutomo; Tri Yulianto
Jurnal Teknologi Bahan Nuklir Vol 2, No 2 (2006): Juni 2006
Publisher : PTBN - BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (563.88 KB)

ABSTRAKEVALUASI PERILAKU SWELLING IRADIASI BAHAN BAKAR RSG-GAS. Telah dilakukan evaluasi terhadap perilaku swelling iradiasi bahan bakar RSG-GAS. Evaluasi dimaksudkan untuk mendukung program perbaikan daya- guna bahan bakar melalui peningkatan derajat bakar bahan bakar setinggi mungkin. Bahan bakar yang dievaluasi adalah bahan bakar uranium pengayaan rendah tipe dispersi U3Si2-Al (2,96 gr U/cm3) bentuk pelat lurus (MTR box shape fuel element). Evaluasi didasarkan atas data hasil perhitungan program komputer DART untuk iradiasi kondisi tunak pada daya nominal RSG-GAS (30 MW termal). Hingga derajat bakar mencapai sekitar 100% U235, efek swelling iradiasi untuk iradiasi kondisi tunak terhadap integritas mekanik kelongsong dan unjuk kerja termik bahan bakar dapat diabaikan (masih dalam batas toleransi disain). Hal ini menunjukkan bahwa pada dasarnya bahan bakar silisida yang digunakan RSG-GAS saat ini dapat diiradiasi hingga derajat bakar mencapai 100% U235 terbakar.KATA KUNCI: Swelling, Iradiasi, Bahan bakar dispersi U3Si2-Al, Uranium pengayaan rendah, Program komputer DART ABSTRACT EVALUATION OF IRRADIATION SWELLING BEHAVIOUR OF RSG-GAS FUEL. Evaluation of irradiation swelling behaviour of RSG-GAS fuel has been performed. The evaluation is intended to support the fuel utilization improvement program by increasing the fuel discharge burnup as high as possible. Fuel that has been evaluated is dispersion type of low enriched uranium of U3Si2-Al (2.96 gr U/cm3) in the form of straight plate (MTR box shape fuel element). The evaluation is based on DART calculation results for steady-state irradiation at RSG-GAS nominal power (30 MW thermal). Up to fuel burnup of 100% U235, the effect of fuel swelling for steady state irradiation on the mechanical integrity of fuel cladding and the thermal performance of the fuel can be ignored (within the design tolerance). This indicates that the silicide fuel being used in RSG-GAS basically can be irradiated until fuel burnup as high as 100% U235. FREE TERMS: Swelling, Irradiation, U3Si2-Al dispersion fuel, Low enriched uranium, DART computer program

IDENTIFIKASI UNSUR REAKTIF PADUAN SUPER MA 6000 AKIBAT OKSIDASI TEMPERATUR TINGGI Elman Panjaitan
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 (1303.799 KB)

ABSTRAK IDENTIFIKASI UNSUR REAKTIF PADUAN SUPER MA 6000 AKIBAT OKSIDASI TEMPERATUR TINGGI. Telah dilakukan penelitian identifikasi unsur reaktif pada paduan super MA 6000, yang dikenai proses oksidasi pada temperatur 1100 °C selama 72 jam menggunakan mikroskop elektron transmisi (TEM) yang dilengkapi dengan analisator energi sinar-X terdispersi (EDX). Penelitian ini bertujuan untuk dapat mengetahui pengaruh unsur reaktif terhadap lapisan oksida yang terbentuk pada paduan super MA 6000. Hasil penelitian menunjukkan lapisan oksida yang terbentuk adalah oksida aluminium berbentuk kolumnar. Pada lapisan tersebut terbentuk juga endapan-endapan utama yang kaya dengan unsur reaktif yitrium (Y) dan titanium (Ti), dan unsur-unsur minor kromium (Cr), nikel (Ni) dan besi (Fe) sebagai unsur sisa oksida. Proses pemanasan suhu tinggi dalam durasi waktu lama tidak menunjukkan spalasi lapisan oksida. Fase lapisan oksida aluminium adalah fase-α yang mempunyai sistem kristal fcc (face-centered cubic). KATA KUNCI: Unsur reaktif, Paduan super, MA 6000, Oksidasi ABSTRACT IDENTIFICATION OF REACTIVE ELEMENTS IN MA 6000 SUPER ALLOYS DUE TO OXIDATION AT HIGH TEMPERATURE. Identification of reactive elements in MA 6000 super alloys due to oxidation at temperature of 1100 oC for 72 hours has been observed using a Transmission Electron Microscope (TEM) and Energy Dispersive X-ray. The goal of the research is to determine of the effects of reactive elements on oxide layers formed on MA 6000 super alloys. The result shows that the columnar shape of aluminum oxide was formed on the oxide layer. It was also observed that the oxide layer contained precipitates rich in reactive elements yttrium (Y) and titanium (Ti), and some minor elements chromium (Cr), nickel (Ni) and iron (Fe) as oxide residual elements. Heat treatment at high temperature for long period did not show any spallation of the oxide layer. The aluminum oxide layer was an α-phase with a face-centered cubic (fcc) crystal structure. FREE TERMS: Reactive element, Super alloys, MA 6000, Oxidation

PENETAPAN PARAMETER PROSES PEMBUATAN BAHAN BAKAR UO2 SERBUK HALUS YANG MEMENUHI SPESIFIKASI BAHAN BAKAR TIPE PHWR Abdul Latief
Jurnal Teknologi Bahan Nuklir Vol 6, No 1 (2010): Januari
Publisher : PTBN - BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (583.141 KB)

ABSTRAK PENETAPAN PARAMETER PROSES PEMBUATAN BAHAN BAKAR UO2 SERBUK HALUS YANG MEMENUHI SPESIFIKASI BAHAN BAKAR TIPE PHWR. Telah dilakukan pembuatan pelet UO2 untuk bahan bakar tipe PHWR dengan parameter proses meliputi tekanan pengompakan 2,93 - 5,27 ton/cm2 dan suhu sinter 1000 - 1200 °C dengan laju pemanasan 250 °C/jam dan waktu sinter 3 jam dalam suasana gas argon. Tujuannya adalah untuk mendapatkan tekanan pengompakan dan suhu sinter yang optimum sehingga bahan bakar tersebut memenuhi spesifikasi bahan bakar UO2 yang telah ditetapkan. Lingkup kegiatan penetapan parameter proses pembuatan bahan bakar UO2 tipe PHWR mencakup pengompakan pelet UO2 dari serbuk halus pada tekanan 2,93 - 5,27 ton/cm2 dan sintering pelet UO2 pada suhu 1000 - 1200 °C dengan laju pemanasan tetap yakni 250 °C/jam dan waktu sinter 3 jam. Metode yang dipakai untuk menetapkan tekanan pengompakan dan suhu sinter yang tepat adalah melalui penentuan densitas pelet UO2 hasil pengompakan pada tekanan yang bervariasi, densitas pelet sinter pada tekanan pengompakan dan variasi suhu sinter, diameter butir pelet UO2 hasil sinter dengan mikroskop optik dan SEM, dan rasio O/U pelet UO2 hasil sinter. Data yang diperoleh kemudian dikorelasikan dengan spesifikasi bahan bakar yang telah ditetapkan untuk mendapatkan tekanan pengompakan dan suhu sinter yang optimum. Hasil menunjukkan bahwa parameter proses pembuatan bahan bakar UO2 tipe PHWR dari serbuk halus 38 - 75 mm yang memenuhi spesifikasi densitas pelet sinter 95% densitas teoritis, diameter butir pelet sinter 6 - 8 mm, dan rasio O/U 2,00 ± 0,015 adalah tekanan pengompakan 4,10 dan 4,68 ton/cm2 dan suhu sinter 1200 °C pada laju pemanasan 250 °C/jam dan waktu sinter 3 jam. KATA KUNCI: bahan bakar UO2, PHWR ABSTRACT DETERMINATION OF PROCESS PARAMETERS FOR PREPARING UO2 FUEL FROM FINE POWDER THAT SATISFIES PHWR FUEL SPECIFICATIONS. Preparation of UO2 pellets of PHWR type has been performed with process parameters comprising compacting pressures of 2.93 - 5.27 ton/cm2 and sintering temperatures of 1000 - 1200 °C with a heating rate of 250 °C/h and sintering time of 3 h in an argon atmosphere. The objective was to obtain the optimum compacting pressure and sintering temperature in order to satisfy the specifications established for UO2 fuel. The scope of the determination of the process parameters for preparing UO2 pellets of PHWR type involved compacting UO2 pellets from fine powder at pressures of 2.93 - 5.27 ton/cm2, and sintering UO2 pellets at temperatures of 1000 - 1200 oC with a fixed heating rate of 250 °C/h and sintering time of 3 h. The method employed to acquire the correct compacting pressure and sintering temperature was by determining the density of UO2 pellets obtained at different compacting pressures, the density of sintered UO2 pellets obtained at the corresponding compacting pressure and varied sintering temperatures, the grain diameter of sintered UO2 pellets using optical microscopy and SEM, and the O/U ratio of sintered UO2 pellets. The data were then correlated with the fuel specifications to establish the optimum compacting pressure and sintering temperature. The results showed that the process parameters for preparing UO2 fuel of PHWR type from fine powder of 38 - 75 mm that meets the specifications of sintered pellet density of 95% theoretical density, grain diameter of sintered pellet of 6 - 8 mm, and O/U ratio of 2.00 ± 0.015 were compacting pressures of 4.10 and 4.68 ton/cm2and sintering temperature of 1200 °C with a heating rate of 250 °C/h and sintering time of 3 h. FREE TERMS: UO2 fuel, PHWR

Modeling pelapisan buffer pada partikel terlapis perbandingan dengan hasil laboratoris pelapisan buffer Sukarsono .; Ariyani K. Dewi
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 (1786.016 KB)

Abstract Buffer caoting modeling on coating particles comparison with buffer coating laboratory result. A comparation between modeling results with some data buffer coating using either modeling or laboratory data has been performed. Modeling results obtained by assumptions simplifying the process of acetylene into mono cyclic aromatic C6, continues to poly cyclic compound C³10 and of change the deposition of these compounds become pyrocarbon. Modeling is done by preparing the differential equations representing the process occuring in the fluidized reactor, and then solved the equations by using Matlab. Required data to solve the equations obtained from literatures. With the simulation method it was obtained coating speed 1.05 μm/min. The value is almost the same as research data obtained in the laboratory coating buffer with 30% acetylene diluted by argon at the temperature of 1300 oC that obtained coating speed of 1 μm / min. Another mentioned literature data buffer coating had a speed of 15-25 μm/min at 1300-1450oC operation and the result of coating modeling was 45 μm/min. It can be concluded that the difference in modeling and experiment results due to difference in operating conditions or the use of modeling assumptions that have not represented the real system. Keywords : buffer coating modeling, coated particel, HTR fuel, acethylene Abstrak Modeling pelapisan buffer pada partikel terlapis perbandingan dengan hasil laboratoris pelapisan buffer. Telah dilakukan perbandingan hasil modeling pelapisan buffer dengan beberapa data pelapisan baik menggunakan modeling maupun data laboratorium. Hasil modeling diperoleh menggunakan asumsi penyederhanaan proses perubahan asetilen menjadi mono siklis aromatik dengan C6, diteruskan poli siklik C³10 dan deposisi senyawa-senyawa tersebut menjadi pirokarbon. Modeling dilakukan dengan menyusun persamaan diferensial mewakili proses yang terjadi dalam reaktor fluidisasi, kemudian menyelesaikan persamaan diferensial tersebut menggunakan Matlab. Data-data untuk menyelesaikan persamaan diperoleh dari pustaka. Hasil simulasi kecepatan pelapisan buffer diperoleh 1,05 µm/menit. Harga ini hampir sama dengan data penelitian yang diperoleh di laboratorium pelapisan buffer dengan pereaksi asetilen 30% dibawa oleh gas argon, pada suhu 1300oC diperoleh kecepatan pelapisan 1 µm/menit. Data pustaka lain menyebutkan pelapisan buffer pada suhu 1300-1450oC menyebutkan kecepatan pelapisan 15-25 µm/menit dan hasil modeling yang lain adalah 45 µm/menit. Dapat disimpulkan bahwa perbedaan nilai hasil modeling dan hasil pelapisan dapat disebabkan karena kondisi operasi yang berbeda maupun penggunaan asumsi penyusunan model yang masih jauh dari sistem nyata. Kata kunci : modeling pelapisan buffer, partikel terlapis, bahan bakar RST, asetilen

PENGARUH DEFORMASI PADA KARAKTERISTIK KRISTALIT DAN KEKUATAN LULUH ZIRCALOY-4 Sugondo .; Futichah .
Jurnal Teknologi Bahan Nuklir Vol 3, No 1 (2007): Januari 2007
Publisher : PTBN - BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (792.106 KB)

ABSTRAK PENGARUH DEFORMASI PADA KARAKTERISTIK KRISTALIT DAN KEKUATAN LULUH ZIRCALOY-4. Pengaruh deformasi (perolan) pada regangan mikro, kristalit, dan tegangan luluh Zircaloy-4 dikarakterisasi dengan difraksi sinar–X. Tujuan penelitian adalah karakterisasi bahan kelongsong PWR dengan sasaran perolehan data kristalografi Zircaloy-4. Bahan (as-received) dengan komposisi pemadu utama 1,3% Sn, 0,22% Fe, dan 0,10% Cr dipotong menggunakan diamond blade dengan ukuran 10 mm ´ 100 mm. Setelah dibersihkan, sampel dipanaskan pada suhu 1100 °C selama 2 jam, kemudian didinginkan cepat (quenched) dalam air dingin. Sampel dibersihkan dan dipanaskan pada suhu 750 °C selama 2 jam. Selanjutnya sampel dirol dingin (cold rolled) dengan reduksi tebal 40%, 75%, dan 80%. Setelah preparasi selesai, dilakukan identifikasi kristal dengan difraksi sinar-X. Proses yang dianalisis ialah proses kuencing diikuti anil, proses deformasi plastis dari anil dan direduksi dari 40% hingga 80%, dan konstansi rasio c/a. Dari analisis tersebut diperoleh tiga kesimpulan. Pertama, proses anil 750 °C Zry-4 dari hasil kuencing mengakibatkan terjadinya rekristalisasi dan pertumbuhan butir yang terbukti dengan naiknya regangan mikro dari 25,05% menjadi 32,83%, naiknya ukuran kristalit dari 10,1015 Å menjadi 287,4798 Å, turunnya densitas dislokasi dari 2,94E+16 m/m3 menjadi 3,63E+13 m/m3, turunnya kekuatan luluh dari 1125,52 MPa menjadi 304,44 MPa. Kedua, proses reduksi Zry-4 dari sample hasil anil yang direduksi sampai 80% mengakibatkan deformasi plastis dan menghasilkan kristalit yang terbukti dengan turunnya regangan mikro dari 32,83% menjadi 3,15%, turunnya ukuran kristalit dari 287,4798 Å menjadi 10,9764 Å, naiknya densitas dislokasi dari 3,63E+13 m/m3 menjadi 2,49E+16 m/m3, dan naiknya tegangan luluh dari 304,44 MPa menjadi 1057,69 MPa. Ketiga, proses deformasi plastis Zry-4 dibatasi oleh konstansi rasio c/a terbukti dengan turunnya tegangan mikro dari 3,22% menjadi 3,15%, turunnya ukuran kristalit dari 25,8199 Å menjadi 10,9764 Å, naiknya densitas dislokasi dari 4,5E+15 m/m3 menjadi 2,49E+16 m/m3, dan naiknya tegangan luluh dari 607,47 MPa menjadi 1057,69 MPa dari sampel yang direduksi dari 75% menjadi 80%. KATA KUNCI: deforomasi,regangan mikro, kristalit, dislokasi, kekuatan luluh, difraksi sinar-x, zircaloy-4, kelongsong PWR ABSTRACT EFFECT OF DEFORMATION ON CRYSTALLITE CHARACTERISTIC AND YIELD STRESS OF ZIRCALOY-4. The effect of deformation (rolling) on micro strain, crystallite size, crystallite density, and yield strength of Zircaloy-4 was characterized by x-ray diffraction. The goal of this investigation is to characterize the cladding materials of PWR and the target is to have data on the crystallography of Zircaloy-4. The as-received material with the composition 1.3% Sn, 0.22% Fe, 0.1% Cr, and Zr balanced was cut 10 mm × 100 mm in size using diamond blade. The samples were cleaned and heated at 1100 °C for 2 hours and then quenched in cold water. Then the sample were cleaned and heated at 750 °C for 2 hours. Afterward the samples were cold rolled with 40%, 75%, and 80% reduction in thickness. After the preparation was completed, the crystals of the samples were characterized using X-ray diffraction. The processes being analysed were quenching followed by annealing, plastic deformation of annealing and reduction from 40% to 80%, and the constancy of the c/a ratio. From the analyses, three conclusions were obtained. Firstly, the annealing process at 750 °C of Zry-4 from the quenched samples resulted in the recrystallization and the grain growth which was proven by the increase of microstrain from 25.05% to 32.83%, the increase of crystallite size from 10.1015 Å to 287.4798 Å, the decrease of dislocation density from 2.94E+16 m/m3 to 3.63E+13 m/m3, and the decrease of yield strength from 1125.52 MPa to 304.44 MPa. Secondly, the process of reduction of Zry-4 from the annealed samples reduced to 80% resulted in the plastic deformation and crystallite which was shown by the decrease of microstrain from 32.83% to 3.15%, the decrease of crytalite size from 287.4798 Å to 10.9764 Å, the increase of dislocation density from 3.63E+13 m/m3 to 2.49E+16 m/m3, and the increase of yield strength from 304.44 MPa to 1057.69 MPa. Thirdly, the process of plastic deformation of Zry-4 was limited by the constancy of the c/a ratio which was verified by the decrease of microstrain from 3.22% to 3.15%, the decrease of crytalite size from 25.8199 Å to 10.9764 Å, the increase of dislocation density from 4.5E+15 m/m3 to 2.49E+16 m/m3, and the increase of yield strength from 607.47 MPa to1057.69 MPa for samples undergoing reduction from 75% to 80%. FREE TERMS: deformation, microelongation, cystalite, dislocation, yield strength, x-ray difraction, zircaloy-4, cladding of PWR

PENINGKATAN KETAHANAN KOROSI ZIRCALOY-4 MELALUI PEMADU TIMAH, TEMBAGA DAN NIOBIUM Sugondo .
Jurnal Teknologi Bahan Nuklir Vol 7, No 1 (2011): Januari 2011
Publisher : PTBN - BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (689.719 KB)

ABSTRAK PENINGKATAN KETAHANAN KOROSI ZIRCALOY-4 MELALUI PEMADU TIMAH, TEMBAGA DAN NIOBIUM. Penelitian ini bertujuan untuk: pertama mengetahui pengaruh Sn terhadap mikrostruktur, kekerasan, dan ketahanan terhadap korosi Zircaloy-4; kedua mengetahui pengaruh substitusi Sn dengan Cu, dan penambahan Nb terhadap mikrostruktur, kekerasan dan ketahanan terhadap korosi Zircaloy-4. Ingot dibuat dengan tungku busur listrik dalam kondisi gas argon. Spesimen dianil pada suhu 1050 °C (daerah β) dalam atmosfer gas argon selama 30 menit kemudian dicelup cepat ke dalam air (pencelupan cepat-β/ β-quenching). Setelah itu, penganilan dilakukan pada suhu 720 °C selama 90 menit dalam atmosfer gas argon untuk mengurangi kekerasan spesimen agar tidak terjadi kerusakan pada mesin rol pada saat pengerolan, kemudian dilanjutkan dengan pengerolan dingin 10% pada suhu 300 °C. Penganilan akhir dilakukan pada suhu 700 °C selama 60 menit dalam atmosfer gas argon. Diperoleh hasil sebagai berikut: Penambahan Cu sebanyak 0,1% lebih dari cukup untuk menggantikan penurunan kekerasan akibat penurunan Sn dari 1,5 menjadi 0%. Sementara, penambahan Nb menyebabkan penurunan kekerasan. Ketahanan korosi Zircaloy-4 dapat ditingkatkan melalui substitusi Sn dengan Cu serta penambahan Nb, dengan sifat mekanik (kekerasan) yang sama. Komposisi paduan Zr-0,2Fe-0,1Cr-0,1Cu-0,1Nb memiliki kekerasan dan ketahanan terhadap oksidasi optimum. KATA KUNCI: korosi, zircaloy-4, pemadu timah, pemadu niobium, pemadu tembaga, anil, celup cepat, pengerolan, Zr-0,2Fe-0,1Cr-0,1Cu-0,1Nb, presipitat, kekerasan mikro, struktur mikro. ABSTRACT INCREASING CORROSION RESISTANCE ZIRCALOY-4 THROUGH TIN, COPPER AND NIOBIUM ALLOYING. The objectives of this research are (1) to know the effect of Sn on microstructure, hardness, and corrosion resistance of Zircaloy-4, and (2) to know the effect of substitution of Sn with Cu, and addition of Nb on microstructure, hardness, and corrosion resistance of zircaloy-4. The ingot was prepared by an electrical spark furnace in argon gas condition. The specimen was annealed at 1050 °C ( β-region) in argon gas for 30 minutes then β̵-queched in water. After that, annealing was done at 720 °C for 90 minutes in argon gas for reducing specimen hardness in order to prevent the rolling machine not broken when it was rolling, and then to be continued with 10% cold rolling at a temperature of 300 °C. Final annealing was performed at 700 °C for 60 minutes in argon gas atmosphere. It was found that Cu addition as much as 0.1% was more than enough to overcome hardness decrease as an effect of Sn elimination from 1.5% to 0%. Meanwhile, Nb addition caused the hardness decrease. Corrosion resistance of Zircaloy-4 was increased by Sn substitution with Cu and Nb addition with the same mechanical properties. The alloy composition of Zr-0,2Fe-0,1Cr-0,1Cu-0,1Nb had optimum hardness and corrosion resistance. FREE TERMS: corrosion, zircaloy-4, tin alloying, niobium alloying, copper alloying, aneal, quenching, rolling, Zr-0,2Fe-0,1Cr-0,1Cu-0,1Nb, precipitate, microhardness, mistructure

Perhitungan biaya dismantling reaktor TRIGA Mark II-Bandung dalam daerah terkontrol Mulyono Daryoko
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 (195.566 KB)

Abstrak Telah dilakukan studi perkiraan biaya dismantling reaktor Triga Mark II, Bandung dalam daerah terkontrol. Studi ini adalah salah satu item dari ISDC (International Sructure for Decommissioning Costing). Tingkatan ISDC dibagi menjadi 3 level, dimana level 1 merupakan pokok kegiatan,yang ditulis dalam 2 digit, level kedua merupakan grup kegiatan yang ditulis dalam 6 digit dan level ketiga merupakan jenis kegiatan yang ditulis dalam 6 digit pula. Dari keseluruhan jenis kegiatan tersebut akan didapatkan biaya yang masing-masing bisa dirinci dalam 4 katagori: yaitu biaya tenaga, biaya investasi, pengeluaran umum dan pengeluaran tak terduga. Perkiraan, biaya dismantling dimulai dari komponen inti reaktor dan sekitarnya, kemudian diperluas dengan komponen-komponen berikutnya. Dari studi ini bisa disimpulkan bahwa perkiraan biaya dismantling pada daerah terkontrol yang harus disediakan adalah Rp. 24.000.000.000,- (dua puluh empat milyar rupiah). Biaya dismantling pada daerah terkontrol tersebut didistribusikan pada ISDC. Kata kunci: dismantling, reaktor Triga Mark II, ISDC, biaya. ABSTRACT Cost calculation study was conducted for dismantling for Triga Mark II reactor, Bandung in the controlled area. This study is one of the items of the ISDC (International Structure for Decommissioning Cost). ISDC hierarchy is divided into 3 levels, where level 1 is the principal activity, which is written in 2 digits, the second level is a group activity that is written in 6 digits, and the third level is the type of activity that is written in 6 digits anyway. The overall types of activities will be available, each of which costs can be broken down into 4 categories: namely labor costs, investment costs, general expenses and unexpected expenses. The estimated dismantling cost began from the reactor core and its surrounding components, and then expanded to the other components. From this study it can be concluded that the estimated cost of dismantling the reasonable control area provided is Rp.24,000,000,000,- (twenty-for billion rupiah). These costs are distributed at ISDC. Keywords: dismantling, Triga Mark II reactor, ISDC, cost.

MEKANISME KOROSI PADUAN AlMg-2 DAN AlMgSi: PENDEKATAN TERMODINAMIKA DAN KINETIKA HETEROGEN Muchlis Badruzzaman; . Sigit; Eric Johneri
Jurnal Teknologi Bahan Nuklir Vol 1, No 1 (2005): Januari, 2005
Publisher : PTBN - BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (151.482 KB)

ABSTRAKMEKANISME KOROSI PADUAN AlMg-2 DAN AlMgSi: PENDEKATANTERMODINAMIKA DAN KINETIKA HETEROGEN. Telah dilakukan percobaan korosi terhadap paduan logam AlMg-2 dan AlMgSi yang dipakai sebagai bahan struktur elemen bakar RSG-GAS di Serpong, dengan tujuan untuk mengetahui mekanismekorosinya yang ditinjau melalui pendekatan termodinamika dan kinetika heterogen.Percobaan korosi dilakukan pada temperatur antara 50-90oC atau 323-363 K dan waktu berkisar 100-350 jam dalam sistem statik dengan menggunakan metode kehilangan beratsecara diskontinyu. Sampel yang telah terkorosi dalam media air ditimbang untuk menentukan banyaknya logam yang terlarut, kemudian dibuat kurva korosi dan kinetikanya. Gambaran tentang laju korosi dapat diungkapkan dengan persamaan Arrhenius sebagai berikut: untuk AlMg-2, ln k = 13,56 − 6058 (1/T), dan untuk AlMgSi, ln k = 11,23 − 5486 (1/T). Dari hasil percobaan yang diperoleh baik yang berupa kurvakorosi, kinetika maupun harga energi aktivasi, dapat diajukan mekanisme korosi paduan logam aluminium yang ditinjau melalui pendekatan termodinamika dan kinetikaheterogen.KATA KUNCI : AlMg-2, AlMgSi, Mekanisme korosi, Termodinamika, KinetikaheterogenABSTRACTCORROSION MECHANISM OF AlMg-2 AND AlMgSi ALLOYS:THERMODYNAMICS AND HETEROGENEOUS KINETICS APPROACHES. The experiments on corrosion of AlMg-2 and AlMgSi metal alloys which are used as structural materials of RSG-GAS fuel elements at Serpong, have been carried out attemperatures of 50-90°C or 323-363 K for 100-350 hours in a static system by using discontinue weight loss method in order to establish the corrosion mechanism of AlMg-2 and AlMgSi through thermodynamics and heterogeneous kinetics approaches. The samples corroded in water media were weighed to determine the dissolved metal, andthen the corrosion and kinetics curves were constructed. Rate of corrosion is expressed byArrhenius equation: for AlMg-2, ln k = 13,56 − 6058 (1/T), and for AlMgSi, ln k = 11,23− 5486 (1/T). From the experiment results obtained, i.e. the corrosion curves, the kineticsas well as the activation values, a corrosion mechanism of aluminum alloys is proposedusing thermodynamics and heterogeneous kinetics approaches.FREE TERMS: AlMg-2, AlMgSi, Corrosion mechanism, Thermodynamics, Heterogenenouskinetic

ANALISIS SIFAT TERMAL PADUAN AlFeNi SEBAGAI KELONGSONG BAHAN BAKAR REAKTOR RISET Aslina Br. Ginting; M. Husna Al Hasa; Masrukan .
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 (796.667 KB)

ABSTRAK ANALISIS SIFAT TERMAL PADUAN AlFeNi SEBAGAI KELONGSONG BAHAN BAKAR REAKTOR RISET. Paduan AlFeNi dengan kandungan Fe dan Ni tertentu dapat digunakan sebagai kelongsong bahan bakar reaktor riset. Untuk itu, telah dilakukan penelitian sifat termal terhadap paduan AlFeNi dengan variasi kandungan Fe dan Ni masing-masing mulai 1% hingga 15% menggunakan Thermal Analyzer. Hasil analisis menunjukkan bahwa paduan AlFeNi dengan komposisi Ni dan Fe masing-masing 1% hingga 4% mempunyai temperatur lebur, entalpi peleburan, entalpi pembentukan senyawa AlFeAl3 dan AlNiAl3 dan kapasitas panas yang relatif sama. Paduan AlFeNi dengan komposisi Fe dan Ni masingmasing 6% hingga 15% mempunyai temperatur lebur hampir sama dengan AlFeNi pada komposisi 1% hingga 4%, namun mempunyai entalpi peleburan yang lebih kecil dan entalpi pembentukan senyawa AlFeAl3 dan AlNiAl3 yang cukup besar. Sementara paduan AlFeNi pada komposisi Fe dan Ni masing-masing 1% hingga 4% mempunyai harga kapasitas panas yang lebih besar dibanding paduan AlFeNi pada komposisi Fe dan Ni masing-masing 6% hingga 15%. Hal ini menunjukkan bahwa paduan AlFeNi dengan kandungan Fe dan Ni masing-masing 1% hingga 4% mempunyai karakter termal yang lebih baik. Namun bila dibandingkan dengan karakter termal kelongsong AlMg2 dapat diketahui bahwa kelongsong AlMg2 mempunyai temperatur lebur yang hampir sama dengan paduan AlFeNi sekitar 648,63 °C, tetapi mempunyai entalpi peleburan yang berbeda yaitu sebesar 369,32 J/g untuk AlMg2 dan sekitar 246,939 J/g untuk paduan AlFeNi. Sedangkan paduan AlFeNi dengan kandungan Fe dan Ni 1% sampai 4% mempunyai kapasitas panas lebih besar dibanding kelongsong AlMg2. Dari sifat termal dapat disimpulkan bahwa paduan AlFeNi dengan kandungan Fe dan Ni 1% hingga 4% mempunyai sifat termal yang lebih baik dibanding AlMg2, yang dapat dipelajari lebih lanjut untuk dapat digunakan sebagai alternatif kelongsong bahan bakar reaktor riset. KATA KUNCI: Sifat termal, Paduan AlFeNi, Kelongsong bahan bakar reaktor riset, Temperatur lebur, Entalpi peleburan, Entalpi pembentukan, Kapasitas panas ABSTRACT ANALYSIS OF THERMAL CHARACTERISTICS OF AlFeNi ALLOY AS RESEARCH REACTOR FUEL CLADDING. AlFeNi alloy with specific Fe and Ni composition can be used as research reactor fuel cladding. For this purpose, a study has been conducted to investigate the thermal properties of AlFeNi alloy with variations of Fe and Ni composition from 1% to 15% using Thermal Analyzer. The results show that AlFeNi alloys with composition of Fe and Ni respectively from 1% to 4% have similar molten temperature, enthalpy of fusion, enthalpy of formation of AlFeAl3 and AlNiAl3 compounds, and heat capacity. AlFeNi alloys with composition from 6% to 15% have relatively similar molten temperature with that of AlFeNi at composition from 1% to 4%, but smaller enthalpy of fusion and fairly large enthalpy of formation of AlFeAl3 and AlNiAl3.compounds. Meanwhile AlFeNi alloy with composition from 1% to 4% have greater heat capacity compared to that of AlFeNi alloy with composition from 6% to 15%. This indicates that AlFeNi alloy with Fe and Ni from 1% to 4% have better thermal properties. However, when compared with thermal character of AlMg2 cladding, the AlMg2 cladding has similar molten temperature with AlFeNi about 648,63 °C, but different enthalpy of fusion, 369,32 J/g for AlMg2 cladding and 246,939 J/g for AlFeNi alloy. Meanwhile AlFeNi alloys having Fe and Ni from 1% to 4% have greater heat capacity compared to that of AlMg2 cladding. From the thermal properties, it can be concluded that AlFeNi alloy with Fe and Ni composition from 1% to 4% have better thermal properties compared to those of AlMg2, and this requires further study for the alloy to be used as an alternative material for research reactor fuel cladding.FREE TERMS: Thermal properties, AlFeNi alloy, Research reactor fuel cladding, Molten temperature, Enthalpy of fusion, Enthalpy of formation, Heat capacity

PEMISAHAN DAN ANALISIS RADIONUKLIDA 137Cs DI DALAM PEB U3Si2-Al TINGKAT MUAT URANIUM 2,96 g/cm3 PASCA IRADIASI Aslina Br. Ginting; Yusuf Nampira; Arif Nugroho; Dian Anggraini; Rosika Kriswarini; Boybul Boybul
Jurnal Teknologi Bahan Nuklir Vol 8, No 1 (2012): Januari 2012
Publisher : PTBN - BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (265.152 KB)

ABSTRAK PEMISAHAN DAN ANALISIS RADIONUKLIDA 137Cs DI DALAM PEB U3Si2Al TINGKAT MUAT URANIUM 2,96 g/cm3 PASCA IRADIASI. Bahan bakar yang telah mengalami radiasi di reaktor menghasilkan beberapa unsur-unsur bermassa berat (Heavy Element) diantaranya adalah unsur transuranium dan beberapa hasil fisi diantaranya adalah radionuklida 137Cs. Hasil fisi radionuklida 137Cs dapat dijadikan sebagai monitor burn up karena mempunyai umur paroh panjang 30,17 tahun, tampang lintang serapan netron kecil 0,25 barns, mempunyai fission yield besar sekitar 6,3%. Dalam perhitungan burn up perlu dilakukan pemisahan radionuklida 137Cs dari hasil fisi dan unsur kimia lainnya. Pemisahan dilakukan dengan 2 (dua) metode yaitu penyerapan 137Cs oleh zeolit Lampung dan metode pengendapan CsClO4 mengikuti ASTM E 320-79 dan ASTM E 692-00. Pelat elemen bakar (PEB) U3Si2-Al dipotong dengan ukuran 3x3x1,37mm atau seberat 0,036 g kemudian potongan tersebut dilarutkan, disaring dan di timbang di dalam hotcell (HC) 109. Larutan PEB U3Si2-Al pasca iradiasi di pipet masing masing sebanyak 150 µL kemudian dipisahkan dengan metode penambahan zeolit dan metode pengendapan CsClO4 sehingga diperoleh kandungan radionuklida 137Cs di dalam PEB U3Si2-Al. Kandungan radionuklida 137Cs hasil pemisahan tersebut kemudian di bandingkan dengan hasil analisis pengukuran secara langsung dan dengan hasil perhitungan secara teoritis. Hasil analisis menunjukkan bahwa kandungan radionuklida 137Cs di dalam PEB U3Si2-Al pasca iradiasi dengan dimensi 3x3x1,37 mm3 dengan metode penambahan zeolit Lampung diperoleh sebesar 557,19 µg/g dengan metode pengendapan sebesar 518,66 µg/g sedangkan dengan pengukuran langsung sebesar 553,23 µg/g dan secara teoritis atau perhitungan berdasarkan luas PEB U3Si2-Al yang di potong diperoleh kandungan radionuklida 137Cs diperoleh sebesar 593 µg/g.Hasil pemisahan dari ke dua metoda tersebut menunjukkan bahwa metode penambahan zeolit Lampung memberikan hasil yang relatif baik bila dibandingkan dengan metode pengendapan karena memberikan hasil yang paling tepat dengan hasil teoritis. Data pemisahan ini dapat digunakan untuk melakukan perhitungan burn up mutlak. Kata kunci: Radionuklida 137Cs, U3Si2-Al Pasca iradiasi. ABSTRACT SEPARATION AND ANALYSIS OF 137Cs IN IRRADIATED U3Si2-Al WITH URANIUM LOADING OF 2,96 g/cm3. Irradiated nuclear fuel contains some elements with heavy mass (heavy elements), among them are transuranic elements and fission products such as 137Cs. Fission product of 137Cs may be used as a monitor of burnup because it has a long half-life (30.17 years), low neutron cross section (0,25 barn) and high fission yield (6,3%). For the calculation of burnup, separation of 137Cs from other fission products and other elements is required. The separation may be done by two methods: 137Cs absorbtion by Lampung zeolit and CsClO4 precipitation (ASTM E 320-79 and ASTM E 692-00). In the experiment the sampel was obtained by cutting the U3Si2-Al plate to the size of 3x3x1,37mm or to a weight of 0,036 g. The sample was dissolved, filtered and weighed in hotcell (HC) 109. The solution of irradiated U3Si2-Al was pipetted as much as 150 µL for each method of separation. The 137Cs content obtained from both separation methods was compared to the value of direct measurement and theoritical calculation. The analysis results show that the content of 137Cs in 3x3x1,37 mm3 of irradiated U3Si2-Al is 557,19 µg/g by separation with Lampung zeolit, 518,66 µg/g by precipitation, 553,23 µg/g by direct measurement, and 593 µg/g by theoritical calculation. Separation by the two methods indicates that the Lampung zeolit addition method gives relatively better result (if compared to the precipitation method) as it gives a value close to that of the theoritical calculation. The data obtained from the separation experiment may be used in the calculation of burnup. Keywords: 137Cs Radionuclides, irradiated U3Si2-Al.

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