cover
Article Per Year (5 Year)
All
Home Page
OAI Link
Editorial Team
Contact
Reviewer
Google Scholar
Contact Name
-
Contact Email
-
Phone
-
Journal Mail Official
-
Editorial Address
-
Location
Kota adm. jakarta selatan,
Dki jakarta
INDONESIA
Jurnal Teknologi Bahan Nuklir
Published by Badan Tenaga Nuklir Nasional
ISSN : -     EISSN : -     DOI : -
Core Subject : Science,
Materials Science & Nanotechnology
Jurnal Teknologi Bahan Nuklir, Alamat Redaksi : Penerbit Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir - BATAN, Kawasan Puspiptek Serpong - Tangerang Selatan 15314, Indonesia
Arjuna Subject : -
Articles 110 Documents
 4   5   6   7   8 
OPTIMASI PEMISAHAN Zr – Hf DENGAN CARA EKSTRAKSI MEMAKAI SOLVEN TOPO Dwi Biyantoro; M.V. Purwani .
Jurnal Teknologi Bahan Nuklir Vol 9, No 1 (2013): Januari 2013
Publisher : PTBN - BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (386.413 KB)

Abstract

ABSTRAK OPTIMASI PEMISAHAN Zr – Hf DENGAN CARA EKSTRAKSI MEMAKAI SOLVEN TOPO. Telah dilakukan ekstraksi konsentrat zirkonium hasil olah pasir zirkon. Sebagai fasa air digunakan larutan umpan Zr-Hf dalam HCl dan HNO3 dan sebagai ekstraktan atau fasa organik adalah tri-n-oktilfosfina oksida (TOPO) dalam kerosen. Parameter yang diteliti yaitu konsentrasi ekstraktan, konsentrasi asam, konsentrasi umpan dan jenis asam, waktu pengadukan, dan kecepatan pengadukan. Dari hasil penelitian optimasi proses pemisahan Zr dan Hf dari konsentrat zirkonium hasil olah pasir zirkon dengan ekstraktan TOPO diperoleh kesimpulan sebagai berikut: konsentrasi ekstraktan TOPO 5% dalam kerosen, konsentrasi umpan 200 g/L dalam media nitrat, umpan suasana HNO31M, dan waktu pengadukan selama 35 menit dengan kecepatan pengadukan 500 rpm. Pada kondisi ini diperoleh faktor pisah (FP) Zr-Hf 4,026, efisiensi ekstraksi Zr 21,83% dan efisiensi ekstraksi Hf 5,49%. Jika memakai media asam klorida diperoleh hasil: konsentrasi ekstraktan TOPO 7% dalam kerosen, konsentrasi umpan 80 g/L dalam media klorida, umpan suasana HCl 4M, dan waktu pengadukan selama 35 menit dengan kecepatan pengadukan 350 rpm. Pada kondisi ini diperoleh faktor pisah (FP) Zr-Hf yaitu 1,739, efisiensi ekstraksi Zr = 23,45% dan efisiensi ekstraksi Hf = 14,97%. Kata kunci: ekstraksi, TOPO, zirkonium, hafnium.   ABSTRACT SEPARATION OPTIMIZATION OF Zr-Hf BY EXTRACTION PROCESS USING TOPO EXTRACTANT. An extraction of concentrated zirconium as a product of zircon sand processing had been conducted. Zirconium-hafnium solution in HCl and HNO3 were used as an aqueous phase or feed solution and tri -n-oktilfosfine oxide (TOPO) in kerosene as an extractant or organic phase. The parameters were extractant concentration, acidity and acid type, feed concentration, stirring time and stirring rate. The research of optimized separation process on Zr and Hf could be concluded as follows: extractant concentration is 5% TOPO in kerosene, feed concentration of 200g/L in nitrate media, with the feed acidity of 1M HNO3, and stirring time is 35 minutes with the stirring rate of 500 rpm. In this condition the separation factor (FP) of Zr-Hf was 4.026, extraction efficiency of Zr was 21.83% and the extraction efficiency of Hf was 5.49%. When hydrochloric was used as media, the results shown are as follows: extractant concentration was 7% TOPO in kerosene, feed concentration is 80 g/L in chloride media, with the feed acidity of 4M HCl, and stirring time was 35 minutes with the stirring rate of 350 rpm. In this condition the separation factor (FP) of  Zr-Hf was 1.739,  extraction efficiency of Zr was 23.45% and the extraction efficiency of Hf was 14.97%. Keywords: extraction, TOPO, zirconium, hafnium.
PENGARUH UNSUR PEMADU Fe DAN PERLAKUAN PANAS PADA MIKROSTRUKTUR DAN SIFAT MEKANIK ZIRCALOY-4 Sn RENDAH (ELS) Sugondo .
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 (222.147 KB)

Abstract

ABSTRAK PENGARUH UNSUR PEMADU Fe DAN PERLAKUAN PANAS PADA MIKROSTRUKTUR DAN SIFAT MEKANIK ZIRCALOY-4 Sn RENDAH. Penelitian Zircaloy-4 Sn rendah (ELS) dengan variasi unsur pemadu (0,5;0,75;1,0)% Fe dilakukan untuk mendapatkan bahan kelongsong tahan terhadap derajat bakar tinggi. Perlakuan meliputi quenching dalam air dari temperatur 1050 °C dan anil pada temperatur 400, 500, 600 dan 700 °C selama 4 jam. Analisis sampel dilakukan dengan metalografi dimana mikrostruktur diamati dengan mikroskop optik, dan ukuran butir ditentukan dengan metode lamelar. Uji kekerasan dilakukan dengan Vickers Hardness Number (VHN). Hasil yang diperoleh adalah sebagai berikut. Mikrostruktur Zircaloy-4 Sn rendah dengan kadar Fe antara 0,5 sampai 1,0% termasuk tipe lamelar dengan ukuran butir paling kecil 0,043 mm untuk paduan 1% Fe hasil pemanasan 500 °C selama 4 jam dan paling besar 0,0749 mm pada paduan 0,75% Fe hasil pemanasan 400 °C selama 4 jam. Kekerasan paling besar ialah 205,6 VHN pada sampel 0,5% Fe hasil quenching dan paling kecil sebesar 150,8 VHN pada sampel 1,0% Fe hasil pemanasan 700 °C selama 4 jam. Kekuatan luluh paling besar ialah 45.228 psi pada sampel 0,5% Fe hasil quenching dan paling kecil sebesar 33.176 psi pada sampel 1,0% Fe hasil pemanasan 700 °C selama 4 jam. Kekuatan tarik paling besar ialah 63.731 psi pada sampel 0,5% Fe hasil quenching dan paling kecil sebesar 46.749 psi pada sampel 1,0% Fe hasil pemanasan 700 °C selama 4 jam. Pengerasan dan penguatan tidak hanya dikendalikan oleh butir tetapi juga oleh presipitat, baik untuk pengerasan dan penguatan melalui pemanasan pada temperatur 500 °C maupun untuk pelunakan melalui pemanasan pada temperatur 700 °C. KATA KUNCI: Zircaloy-4, Perlakuan panas, Mikrostruktur, Sifat mekanik, Metalografi, Kekerasan mikro ABSTRACT EFFECTS OF ALLOYING ELEMENT Fe AND HEAT TREATMENT ON THE MICROSTRUCTURE AND MECHANICAL PROPERTIES OF ZIRCALOY-4 LOW Sn (ELS). Study on Zircaloy-4 low Sn (ELS) with variation of alloying element (0.5,0.75,1.0)% Fe has been performed to obtain cladding materials which is resistant to high burnup. The treatment included quenching in water from temperature of 1050 °C, and annealing at temperatures of 400, 500, 600 and 700 °C for 4 hours. The samples were analyzed using metallography, in which the microstructure was revealed with optical microscope and grain sizes were determined using lamellar method. The hardness was examined by Vickers Hardness Number (VHN). The results were as follows. The microstructure of the extra low Sn Zircaloy-4 with Fe concentration from 0.5% to 1.0% was of the lamellar type, in which the smallest size was 0.043 mm for 1.0% Fe sample annealed at 500 °C for 4 hours, and the largest was 0.0749 mm for 0.75% Fe sample annealed at 400 °C for 4 hours. The largest hardness was 205.6 VHN for 0.5% Fe sample undergoing quenching and the smallest was 150.8 VHN for 1.0% Fe sample annealed at 700 °C for 4 hours. The highest yield point was 45,228 psi for 0.5% Fe sample undergoing quenching, and the smallest was 33,176 psi for 1.0% Fe sample annealed at 700 °C for 4 hours. The highest tensile strength was 63,731 psi for 0.5% Fe sample undergoing quenching, and the smallest was 46,749 psi for 1.0% Fe sample annealed at 700 °C for 4 hours. The hardening and strengthening were not only controlled by the grains but also by the precipitates, both for hardening and strengthening through heat treatment at 500 °C and for softening through heat treatment at 700 °CFREE TERMS: Zircaloy-4, Heat treatment, Microstructure, Mechanical properties, Metallography, Micro hardness
PREPARASI ULTRA FINE-GRAINED PADUAN HIDRIDA LOGAM SISTEM Mg-Fe MENGGUNAKAN TEKNIK MECHANICAL MILLING UNTUK HYDROGEN STORAGE Wisnu Ari Adi; Hadi Suwarno
Jurnal Teknologi Bahan Nuklir Vol 5, No 1 (2009): Januari 2009
Publisher : PTBN - BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (3007.099 KB)

Abstract

ABSTRAK PREPARASI ULTRA FINE-GRAINED PADUAN HIDRIDA LOGAM SISTEM Mg-Fe MENGGUNAKAN TEKNIK MECHANICAL MILLING UNTUK HYDROGEN STORAGE. Telah dilakukan sintesis dan karakterisasi ultra fine-grained paduan hidrida logam sistem Mg-Fe untuk hydrogen storage. Ultra fine-grained paduan hidrida logam sistem Mg-Fe dibuat melalui proses mechanical milling campuran serbuk Mg dan Fe dengan variasi waktu milling selama 0, 10, 20, 30, 40, 50, 60 dan 70 jam. Hasil refinement pola difraksi sinar-X mengungkapkan bahwa ultra fine-grained paduan hidrida logam sistem Mg-Fe yang terbentuk meliputi fase Mg, Fe dan FeH yang ketiganya berukuran nanokristalin kurang dari 5 nm. Pengamatan mikrostruktur dengan SEM memperlihatkan bahwa sampel memiliki ukuran partikel sangat kecil sekitar 100 sampai 500 nm. Kesimpulannya adalah ultra fine-grained paduan hidrida logam sistem Mg-Fe untuk hydrogen storage dapat dipreparasi melalui teknik mechanical milling. KATA KUNCI: sistem Mg-Fe, mechanical milling, ultra fine-grained ABSTRACT PREPARATION OF ULTRA FINE-GRAINED METAL HYDRIDE ALLOY OF Mg-Fe SYSTEM BY MECHANICAL MILLING FOR HYDROGEN STORAGE APPLICATION. The synthesis and characterization of ultra fine-grained metal hydride alloy of the Mg–Fe system by mechanical milling technique have been performed. The Mg and Fe powders were mixed and milled with the variation of milling time 0, 10, 20, 30, 40, 50, 60 and 70 hours. The refinement of the X-ray diffractions reveals that the sample consists of three phases, namely nanocrystalline Mg, Fe, and FeH with the average grain size of approximately less than 5 nm. The observations of the microstructure using SEM shows that the sample consists of very small particles with sizes of about 100 – 500 nm. It is concluded that the ultra fine-grained metal hydride alloy of the Mg-Fe system for hydrogen storage application can be prepared by mechanical milling technique. FREE TERMS: Mg-Fe system, mechanical milling, ultra fine-grained
KETAHANAN KOROSI BAHAN STRUKTUR AlMg-2 DALAM MEDIA AIR PASCA PERLAKUAN PANAS DAN PENDINGINAN Maman Kartaman; Djoko Kisworo; Dedi Hariyadi; Sigit Sigit
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 (121.326 KB)

Abstract

ABSTRAK KETAHANAN KOROSI BAHAN STRUKTUR AlMg-2 DALAM MEDIA AIR PASCA PERLAKUAN PANAS DAN PENDINGINAN. Telah diuji ketahanan korosi sampel AlMg-2 dalam air menggunakan autoclave yang bertujuan mempelajari dan mengetahui korelasi perlakuan panas terhadap ketahanan korosinya. Sampel AlMg-2 yang telah mengalami perlakuan panas pada temperatur 90, 200, 300 dan 500 ºC dan pendinginan dalam media udara, pasir dan air diuji korosi dalam air dengan temperatur 150 °C selama 250 jam. Hasil uji menunjukkan bahwa sampel AlMg-2 mengalami korosi, meskipun korosi yang dihasilkan relatif kecil. Perlakuan panas dari temperatur 90 °C sampai dengan 500 ºC untuk pendingin media pasir menghasilkan pertambahan berat cenderung naik, meskipun pada temperatur 300 ºC pertambahan berat lebih kecil dibanding temperatur 200 ºC dan 500 ºC. Untuk media pendingin air pada temperatur 90 °C hingga 200 ºC terjadi kenaikan pertambahan berat dari 0,1854 g/cm2 menjadi 2,1204 g/cm2, namun setelah temperatur 200 °C terjadi penurunan pertambahan berat menjadi 1,8207 g/cm2 dan 1,6779 g/cm2. Sedangkan untuk media pendingin udara, pertambahan berat relatif tetap. Berdasarkan hasil uji tersebut maka dapat disimpulkan bahwa perlakuan panas dan pendinginan pada bahan AlMg-2 tidak secara signifikan mempengaruhi ketahanan korosinya. Lapisan pasif Al2O3 pada permukaan bahan mampu melindungi bagian dalamnya dari korosi selanjutnya. Media air dengan interval pH 4 – 9 tidak menimbulkan kerusakan pada lapisan pasif yang dihasilkan. KATA KUNCI: Uji korosi, Bahan struktur AlMg-2, Perlakuan panas, Pendinginan ABSTRACT CORROSION RESISTANCE OF STRUCTURAL MATERIAL AlMg-2 IN WATER FOLLOWING HEAT TREATMENT AND COOLING. Corrosion tests of structural material AlMg-2 in water were carried out using autoclave in order to study the effects of heat treatment on the corrosion resistance of the material. Prior to the tests, the samples were heat-treated at temperatures of 90, 200, 300 and 500 °C and cooled in air, sand and water. The corrosion tests were conducted in water at temperature of 150 °C for 250 hours. The results showed that AlMg-2 samples were corroded although the increase of mass gain was relatively small. Heat treatment from 90 to 500 oC in sand cooling media resulted in an increase of mass gain despite that at 300 °C the increase was less than those at 200 °C and 500 °C. For water cooling media in the temperature range of 90 to 200 °C, the mass gain increased from 0.1854 g/cm2 to 2.1204 g/cm2 although after 200 oC it decreased to 1.8207 g/cm2 and 1.6779 g/cm2 respectively. For air cooling media, the mass gain was relatively constant. Based on the experiment results, it can be concluded that heat treatment and cooling did not significantly influence the corrosion resistance of material AlMg-2. The passive film Al2O3 on the surface was able to protect the inner surface from further corrosion. Water media with pH range from 4 – 9 did not cause damage to passive layer formed. FREE TERMS: Corrosion test, AlMg-2, Heat treatment, Cooling
KEUNGGULAN SIFAT METALURGI DAN LAJU KOROSI PADUAN AlMgSi UNTUK KELONGSONG BAHAN BAKAR U3Si2-Al DENSITAS 4,8 gU/cm3 Aslina Ginting
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 (495.49 KB)

Abstract

ABSTRAK KEUNGGULAN SIFAT METALURGI DAN LAJU KOROSI PADUAN AlMgSi UNTUK KELONGSONG BAHAN BAKAR U3Si2-Al DENSITAS 4,8 gU/cm3. Bahan bakar U3Si2-Al densitas tinggi mempunyai kekerasan yang lebih tinggi sehingga dalam proses fabrikasinya harus menggunakan kelongsong yang kompatibel dengan bahan bakar yang dikungkungnya. Bila digunakan paduan AlMg2 sebagai kelongsong bahan bakar densitas tinggi dapat terjadi efek dogbone pada saat proses perolan. Oleh karena itu perlu dicari alternatif bahan kelongsong sebagai pengganti kelongsong AlMg2. Salah satunya adalah paduan AlMgSi yang mempunyai sifat metalurgi dan laju korosi lebih baik dari kelongsong AlMg2, sehingga paduan tersebut dipandang baik untuk menjadi kelongsong bahan bakar densitas tinggi yaitu 4,8 gU/cm3. Proses fabrikasi pembuatan bahan bakar U3Si2-Al densitas 4,8 gU/cm3 dengan paduan AlMgSi sebagai kelongsong hampir sama dengan menggunakan kelongsong AlMg2 hanya berbeda pada temperatur perolan dan anil. Perolan kelongsong AlMg2 dilakukan pada temperatur 415 °C dan proses anil pada 425 °C sedangkan perolan kelongsong AlMgSi dilakukan pada temperatur 450 °C dan proses anil pada temperatur 480 °C. Untuk membuktikan kelongsong AlMgSi mempunyai sifat metalurgi dan laju korosi lebih baik dari kelongsong AlMg2, maka PEB U3Si2-Al densitas 4,8 gU/cm3 yang menggunakan kelongsong AlMgSi dan PEB U3Si2-Al densitas 4,8 gU/cm3 yang menggunakan kelongsong AlMg2 dikenakan pengujian metalurgi yang meliputi analisis mikrostruktur, analisis kekerasan dan analisis uji korosi. Kemudian kedua hasil analisisnya dibandingkan. Dari hasil analisis mikrostruktur diperoleh bahwa morfologi ikatan antar muka (interface bonding), kekerasan dan laju korosi kelongsong AlMgSi lebih baik dari kelongsong AlMg2. Data analisis sifat metalurgi dan laju korosi kelongsong AlMgSi yang diperoleh diharapkan dapat dipakai sebagai perbaikan perancangan fabrikasi bahan bakar reaktor riset PEB U3Si2-Al dengan muatan uranium yang tinggi menggunakan kelongsong AlMgSi. KATA KUNCI: U3Si2-Al, densitas 4,8 gU/cm3, kelongsong AlMgSi, metalurgi, korosi ABSTRACT IMPROVEMENTS IN METALLURGICAL PROPERTIES AND RATE OF CORROSION OF AlMgSi ALLOY FOR U3Si2-Al FUEL CLADDING WITH A DENSITY OF 4.8 gU/cm3 . The utilization of high-density nuclear fuel must be supported by cladding material that is compatible with the fuel it contains considering high-density fuel possesses greater hardness. If AlMg2 alloy is used as high density fuel cladding, dog bone effect may occur during rolling. For this reason, alternate cladding material is being investigated to replace the AlMg2 cladding. One of the candidates is AlMgSi alloy which exhibits better metallurgical properties and rate of corrosion compared to AlMg2 cladding, thus regarded as suitable for high uranium density of 4.8 gU/cm3. In addition, the fabrication process of AlMgSi alloy as a cladding for U3Si2-Al fuel plate with a uranium density of 4.8 gU/cm3 is almost similar to that of the AlMg2 cladding. The differences are only in the rolling and annealing temperatures, in which the rolling of AlMg2 cladding is carried out at 415 °C and the annealing at 425 °C while the rolling of AlMgSi is performed at 450 °C and the annealing at 480 °C. To establish that AlMgSi cladding has better rate of corrosion and metallurgical properties compared to the AlMg2 cladding, the U3Si2-Al fuel plates having a uranium density of 4.8 gU/cm3 that employ AlMgSi cladding and the ones that employ AlMg2 cladding undergo metallurgical testings, which include metallurgy analyses, i.e. microstructure and hardness, and corrosion testing. The results of the two analyses are then compared. From the analysis of the microstructure, it is revealed that the morphology of the interface bonding, hardness and rate of corrosion of the AlMgSi cladding are better than those of the AlMg2 cladding. The data from the analysis of the metallurgical properties and rate of corrosion of the AlMgSi cladding obtained are expected to serve as a correction to the design of the U3Si2-Al fuel plate for research reactor with a high uranium density using AlMgSi cladding. FREE TERMS: U3Si2-Al, uranium density of 4.8 gU/cm3, AlMgSi cladding, metallurgy, corrosion
MODEL PERHITUNGAN DISTRIBUSI SUHU SEPANJANG PELAT ELEMEN BAKAR (PEB) U3Si2–Al PADA PENGURANGAN TEBAL DAN WAKTU PEMANASAN Ghaib Widodo; Moch. Setyadji
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 (952.347 KB)

Abstract

ABSTRAK MODEL PERHITUNGAN DISTRIBUSI SUHU SEPANJANG PELAT ELEMEN BAKAR (PEB) U3Si2–Al PADA PENGURANGAN TEBAL DAN WAKTU. Telah dilakukan penghitungan distribusi suhu terhadap PEB U3Si2-Al pada setiap pengurangan tebal dan waktu sampai proses perolan panas selesai menggunakan model matematika hukum fourier. Selama proses perlakukan perolan panas berlangsung panas pada pelat tersebut akan ditransfer keseluruh pelat yang diawali berturut-turut dari ketebalan pelat 8,3 mm, 7,0 mm, 5,6 mm, 2,6 mm and 1,65 mm. Diharapkan dengan adanya rekayasa perhitungan menggunakan transfer panas, namun tetap dalam koridor/kaidah chemical engineering tools, memungkinkan secara dini suhu pada setiap posisi pelat proses perolan panas kelak dapat diketahui. Suhu yang terdistribusi secara homogen dapat membantu dalam mempelajari perilaku serbuk U3Si2 dalam PEB. Data yang dipakai suhu awal proses perolan pelat 40 oC suhu pemanasan pelat dalam tungku 415 oC selama + 30 menit. Hasil perhitungan distribusi suhu pada parameter pengurangan tebal inti elemen bakar (IEB) dan waktu untuk PEB U3Si2–Al hampir merata sepanjang pelat. Suhu pada tiap pengurangan ketebalan dan waktu selisih angka hampir sama. Kata Kunci: distribusi suhu, PEB U3Si2 – Al, IEB (inti elemen bakar), tebal pelat   ABSTRACT  MODEL OF CALCULATION TEMPERATURE DISTRIBUTION ALONG FUEL ELEMENT PLATE (FEP) U3Si2-Al AT DECREASING THICKNESS AND INCREASING TIME. The calculation on temperature of fuel element plate (FEP) U3Si2–Al at every change of position and time until the completion of hot rolling process by using Fourier law mathematical model had been done. During hot rolling process, heat will be transferred throughout the plate beginning respectively from the plate thickness of 8.3 mm, 7.0 mm, 5.6 mm, 2.6 mm and 1.65 mm. It was expected that the engineered calculation by using heat transfer mathematical model, yet complying with the rules of chemical engineering tools, the temperature at any position during hot rolling process could be predicted in advance. Whether or not the predicted temperature was distributed homogenously maight be a help in studying the behavior of U3Si2 powder in the FEP. The calculation used initial given temparature at 40 oC and the furnace temperature was considered steady at 415 oC for + 30 minutes. The result showed that the temperature distribution was practically homogenous along the plate length with decreasing thickness of fuel element core (FEC) . The temperature at decreasing thickness and increasing time intervals indicated similar difference value.  Free Terms: temperature distribution, FEP U3Si2 – Al, FEC (fuel element core), plate thickness
Studi sensitasi baja tahan karat tipe 316 sebagai bahan kelongsong dan struktur fast breeder reactors Maman Kartaman A.; Rosika Kriswarini; Dian Anggraini
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 (272.534 KB)

Abstract

Abstract Sensitization study of type-316 stainless steell as cladding and structure of fast breeder reactor. Stainless steel was used in nuclear industry as cladding of Liquid Metal Fast Breeder Reactor (LMFBR), which operation temperature above 500 0C. According to the theory, resistance of stainless steel type 316 is good enough, but in the high temperature tend to influence by intergranular corrosion. The sensitization degree of Stainless Steel type 316 ( SS 316 ) was calculated by potentiostat using potentiodynamic method, and was observed by scanning electron microscope ( SEM ). The objective of this research was to analized the effect of heat treatment on corrosion resistance. First, samples were heat treated at 1,000°C for 3 hours and then were quenched in the water for 30 minutes. Samples were heat treated for 6 hours on the temperature : 350, 450, 550, and 650°C. The heat treated samples were corrosion tested by Potensiostat model M 273 with Potensiodynamic method. The surface of samples were observed by scanning Electron Microscope. Three kinds of SS 316 samples : Blank, solution treatment, and ageing for 650oC  were characterized by X – ray diffractor. The result showed that the corrosion rates increased with the increasing temperature. The corrosion rate of samples heat treated at 550 and 650°C were 105,9 and 118.37 mpy, the samples were heat treated at 350 and 450 °C after solution treatment did not exhibit intergranular, corrosion rate respectively were 89,39 and 91,06 mpy. The corrosion rates of samples that were heat treated at 550°C and 650°C without solution treatment, revealed were higher than with solution treatment. Keywords : inter granular corrosion, austenitic stainless steel type of 316, sensitization Abstrak Studi sensitasi baja tahan karat tipe 316 sebagai bahan kelongsong dan struktur fast breeder reactors. Dalam industri nuklir, baja tahan karat, paduan alumunium dan zirkaloy digunakan sebagai komponen pendukung reaktor riset atau daya dalam bentuk tangki bertekanan, pipa, kelongsong, bahan struktur dan lain – lain. Baja tahan karat tipe 316 dan 316L digunakan sebagai kelongsong bahan bakar LMFBR dimana temperatur operasinya bisa mencapai sekitar 500 0C. Temperatur operasi yang tinggi akan mengakibatkan fenomena sensitasi, yaitu fenomena dimana baja tahan karat menjadi rentan terhadap serangan korosi terutama korosi batas butir. Oleh karena itu dilakukan penelitian untuk mengetahui sejauh mana pengaruh panas terhadap ketahanan korosinya. Sampel SS 316 terlebih dahulu diberi perlakuan panas dari suhu 350 hingga 650 0C, selanjutnya diuji korosi menggunakan metode potensiodinamik. Hasilnya menunjukkan bahwa laju korosi sampel SS 316 yang telah dilaku panas yaitu solution treatment pada suhu 1000 0C dan diikuti artificial aging pada suhu 350, 450, 550 dan 650 0C berturut-turut adalah 56,59 mpy, 89,39 mpy, 91,06 mpy ; 105,9 mpy dan 118,37 mpy. Semakin tinggi suhu aging terlihat laju korosinya semakin tinggi. Pada mikrograf sampel SS 316 yang diamati menggunakan mikroskop elektron (SEM) menunjukkan telah terjadi korosi yang cukup signifikan pada bahan yang telah di aging pada suhu 550 dan 6500C. Pola difraksi untuk sampel SS 316 yang dilaku panas solution treatment dan diiukuti aging suhu 650oC menunjukkan terjadi perubahan fasa yaitu fasa kedua atau senyawa intermetalik yang menyebabkan laju korosi sampel SS 316 menjadi relatif tinggi. Kata Kunci : korosi batas butir, baja tahan karat SS 316, sensitasi
PENGARUH SIKLUS PROSES OKSIDASI-REDUKSI URANIUM OKSIDA TERHADAP DENSITAS DAN BUTIRAN SERBUK U3O8 DAN UO2 Sigit .; Ngatijo .; Rahmat Pratomo; R. Didiek Herhady
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 (165.493 KB)

Abstract

ABSTRAK PENGARUH SIKLUS PROSES OKSIDASI-REDUKSI URANIUM OKSIDA TERHADAP DENSITAS DAN BUTIRAN SERBUK U3O8 DAN UO2. Telah dilakukan proses oksidasi-reduksi dengan beberapa siklus terhadap serbuk uranium oksida dengan tujuan untuk mengetahui pengaruh siklus oksidasi-reduksi pada densitas dan butiran serbuk U3O8 dan UO2 yang diperoleh pada daur ulang bahan bakar nuklir. Pada siklus ke-1, serbuk UO2 yang diperoleh dari proses oksidasi-reduksi pelet UO2 sinter dipanaskan pada temperatur dan waktu yang bervariasi hingga menjadi U3O8. Serbuk U3O8 kemudian direduksi pada temperatur 850 °C selama 2 jam dalam suasana gas hidrogen hingga berubah kembali menjadi UO2. Proses oksidasi-reduksi tersebut merupakan siklus ke-2. UO2 yang diperoleh dioksidasi menjadi U3O8, dan U3O8 ini kemudian direduksi kembali menjadi UO2 pada siklus ke-3. Pada siklus ke-4, UO2 hasil siklus ke-3 dioksidasi menjadi U3O8. Kedua jenis serbuk hasil proses oksidasi-reduksi diukur densitasnya dan diambil fotonya. Dari percobaan diperoleh hasil bahwa siklus proses oksidasi-reduksi uranium oksida berpengaruh terhadap densitas serbuk U3O8 dan UO2 dan butirannya. Pada siklus ke-3, densitas serbuk U3O8 hasil oksidasi lebih tinggi daripada yang diperoleh pada siklus ke-1, ke-2 dan ke-4. Hal ini berlaku pula untuk serbuk UO2 hasil reduksi sampai siklus ke-3. Untuk butiran, baik serbuk U3O8 maupun UO2 mempunyai kecenderungan untuk berkelompok pada siklus ke-1 dan pada siklus­siklus berikutnya butiran semakin kecil dan terpisah. KATA KUNCI : Siklus oksidasi-reduksi, Uranium oksida, Daur ulang bahan bakar nuklir, Densitas serbuk, Butiran serbuk ABSTRACT INFLUENCE OF OXIDATION-REDUCTION PROCESS CYCLE OF URANIUM OXIDE ON DENSITY AND GRAIN OF U3O8 AND UO2 POWDERS. Oxidation-reduction process of uranium oxide in a number of cycles has been investigated to determine the influence of oxidation-reduction cycle on the density and grain of U3O8 and UO2 powders obtained from nuclear fuel recycling. In the first cycle, UO2 powder obtained from the oxidation-reduction process of UO2 sintered pellets was heated at various temperatures and time to form U3O8. The U3O8 powder was then reduced at temperature 850 °C for 2 hours in hydrogen atmosphere to convert it back to UO2. The oxidation-reduction process was the second cycle. The UO2 powder obtained was reoxidized to form U3O8, and the U3O8 was reduced back to UO2 in the third cycle. In the fourth cycle, UO2 obtained from the third cycle was oxidized to form U3O8. The densities and photographs of the two types of powders as the products of oxidation-reduction process were obtained. The results showed that the cycles of oxidation-reduction of uranium oxide influence the density and grain of U3O8 and UO2 powders. In the third cycle, the powder density of U3O8 as the oxidation product is higher than those obtained in the first, second and fourth cycle. Similar trend prevails for UO2 powder, the reduction product, up to the third cycle. Meanwhile the grains of both U3O8 and UO2 powders tend to crowd together in the first cycle but then become smaller and separate in the following cycleFREE TERMS : Oxidation-reduction cycle, Uranium oxide, Nuclear fuel recycling, Powder density, Powder grain
STUDY ON SEPARATION OF 137Cs FROM 235U FISSION PROCESS WASTE. UTILIZATION OF SILICA GEL-SUPPORTED FERROCYANIDE COMPLEX SALT FOR 137Cs PICKING Sunarhadijoso Soenarjo; Anung Pujianto
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 (557.719 KB)

Abstract

ABSTRACT STUDY ON SEPARATION OF 137Cs FROM 235U FISSION PROCESS WASTE. UTILIZATION OF SILICA GEL-SUPPORTED FERROCYANIDE COMPLEX SALT FOR 137Cs PICKING. In connection with the potential domestic demand especially in the fields of industry and nuclear medicine, the separation of 137Cs from 235U fission process waste is to be of interest although its economic value could be a polemic. A preliminary study on the separation of 137Cs from the 235U fission process waste generated in the production of 99Mo in P.T. BATAN Teknologi, Serpong, was performed through experiments on 137Cs picking from sample solution of the radioactive fission waste (RFW). The presented study is aimed to gain experimental data supporting utilization of the matrix of silica gel-supported ferrocyanide complex salt for the separation of 137Cs from RFW. Subsequent step would be the recovery and purification of 137Cs as part of production technology of 137Cs. The RFW sample was batch-treated with the matrix of silica gel-supported ferrocyanide complex salt which was synthesized from silica gel, potassium hexacyanoferrate(II) and copper(II) chloride. The binding of radioisotopes in RFW on the matrix was observed by y-spectrometry of the RFW solution before and during the treatment. The results showed that approximately 85% of 137Cs could be picked from the RFW sample into the matrix. Less amount of 95Zr and 95Nb was bound into the matrix. 103Ru was slightly bound into the matrix whereas 141/144Ce and 129mTe were not. It was observed that by using 0.2 and 0.4 g of matrix for 10 ml of RFW, the amount of matrix influenced the binding quantity of 95Zr and 95Nb but not that of 137Cs. FREE TERMS: Separation of 137Cs, 235U fission process, Ferrocyanide complex salt, Radioactive fission waste (RFW), y-spectrometry ABSTRAK STUDI PEMISAHAN 137Cs DARI LIMBAH PROSES FISI 235U. PENGGUNAAN MATRIK SILIKA GEL-GARAM KOMPLEK FEROSIANIDA UNTUK PEMUNGUTAN 137Cs. Berkaitan dengan potensi kebutuhan domestik, terutama di bidang industri dan kedokteran nuklir, pemisahan 137Cs dari limbah proses fisi 235U menjadi hal yang menarik walaupun mungkin masih menjadi perdebatan apakah ekonomis atau tidak. Sebagai studi awal untuk pemisahan 137Cs dari limbah proses fisi 235U, telah dilakukan percobaan pemungutan 137Cs dari cuplikan limbah radioaktif proses fisi (radioactive fission waste, RFW) yang dihasilkan pada proses produksi 99Mo di P.T. BATAN Teknologi, Serpong. Percobaan ini bertujuan untuk mendapatkan data eksperiment yang mendukung penggunaan matrik silika gel-garam komplek ferosianida untuk memisahkan 137Cs dari RFW. Tahapan selanjutnya adalah pemungutan dan pemurnian 137Cs sebagai bagian dari teknologi produksi 137Cs. Cuplikan RFW diperlakukan dalam proses batch dengan matrik silika gel-garam komplek ferosianida yang dibuat dari silika gel, kalium heksasianoferat(II) dan tembaga(II) klorida. Pengikatan radioisotop dalam RFW pada matrik diamati dengan teknik spektrometri- terhadap larutan RFW sebelum dan selama perlakuan dengan matrik. Hasil percobaan menunjukkan bahwa sekitar 85% 137Cs dapat terambil dari larutan RFW dan terikat pada matrik. Dalam kuantitas yang lebih rendah, radionuklida 95Zr dan 95Nb juga dapat terikat pada matrik. Radionuklida 103Ru terikat pada matrik dalam jumlah yang relatif kecil sedangkan radionuklida 141/144Ce dan 129mTe tidak terikat. Dengan menggunakan 0,2 dan 0,4 gram matrik untuk perlakuan terhadap 10 ml larutan RFW, dapat diamati adanya pengaruh jumlah matrik terhadap kuantisasi pengikatan 95Zr dan 95Nb tetapi tidak terhadap pengikatan 137Cs. KATA KUNCI: Pemisahan 137Cs, Proses fisi 235U, Garam komplek ferosianida, Limbah radioaktif proses fisi (RFW), Spektrometri-
PEMBUATAN SERBUK URANIUM NITRIDA DARI LOGAM URANIUM MELALUI PROSES HIDRIDING DAN NITRIDING Hadi Suwarno
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 (195.106 KB)

Abstract

ABSTRAK PEMBUATAN SERBUK URANIUM NITRIDA DARI LOGAM URANIUM MELALUI PROSES HIDRIDING DAN NITRIDING. Dalam rangka pembuatan bahan bakar nuklir dengan tingkat muat uranium tinggi telah dilakukan penelitian pembuatan senyawa uranium nitrida (UN) dari logam uranium masif melalui tahapan mereaksikan logam uranium dengan gas hidrogen pada suhu 300 oC diikuti dengan proses dehidriding pada suhu 500 oC dan proses nitriding pada suhu 800 oC dalam sebuah tungku. Hasil analisa dengan mesin difraksi sinar-X menunjukkan bahwa proses hidriding menyebabkan logam uranium masif berubah menjadi senyawa UH3 yang diindikasi dengan terjadinya perubahan bentuk dari logam masif menjadi serbuk. Proses dehidriding menyebabkan senyawa UH3 terurai menjadi serbuk logam U dan ketika serbuk logam U direaksikan dengan gas N2 membentuk fasa stabil UN. Dapat disimpulkan bahwa serbuk paduan UN dapat dibuat dengan proses hidriding dan nitriding, meskipun sifat piroporik serbuk UH3 dan UN menyebabkan serbuk mudah bereaksi dengan udara membentuk uraninit UO2. Kata kunci: Uranium nitrida, logam uranium, hidriding, nitriding. ABSTRACT PREPARATION OF URANIUM NITRIDE POWDER FROM METAL URANIUM THROUGH HIDRIDING AND NITRIDING PROCESS. In order to synthesize nuclear fuel containing high loading of uranium, research in developing UN from uranium metal has been conducted by reacting the massive uranium metal with hydrogen gas at a temperature of 300 °C followed by the dehydriding at a temperature of 500 oC and nitriding at a temperature of 800 oC. The X-ray diffraction analysis results showed that the hydriding process caused massive uranium metal turned into a stable compound UH3 that identified by the changes of the massive shape into the metal powder. Dehydriding process at a temperature of 500 oC caused the UH3 compound was decomposed into U metal powders and when the metal powders was reacted with N2 gas at 800 oC it turned into stable phase identified as UN. The specimens research results showed that the UN powders possible to be produced by hydriding and nitriding process, although pyrophoric nature of UH3 and UN powders causes the uranium to react easily with air to form stable uraninite, UO2. Keywords: Uranium nitride, metal uranium, hidriding, nitriding.

Page 6 of 11 | Total Record : 110

 4   5   6   7   8 

Filter by Year

2005 2015


Reset
Filter By Issues
All Issue Vol 11, No 2 (2015): Juni 2015 Vol 11, No 1 (2015): Januari 2015 Vol 10, No 2 (2014): Juni 2014 Vol 10, No 1 (2014): Januari 2014 Vol 9, No 2 (2013): Juni 2013 Vol 9, No 1 (2013): Januari 2013 Vol 8, No 2 (2012): Juni 2012 Vol 8, No 1 (2012): Januari 2012 Vol 7, No 2 (2011): Juni 2011 Vol 7, No 1 (2011): Januari 2011 Vol 6, No 2 (2010): Juni 2010 Vol 6, No 1 (2010): Januari Vol 5, No 2 (2009): Juni 2009 Vol 5, No 1 (2009): Januari 2009 Vol 4, No 2 (2008): Juni 2008 Vol 4, No 1 (2008): Januari 2008 Vol 3, No 2 (2007): Juni 2007 Vol 3, No 1 (2007): Januari 2007 Vol 2, No 2 (2006): Juni 2006 Vol 2, No 1 (2006): Januari 2006 Vol 1, No 2 (2005): Juni 2005 Vol 1, No 1 (2005): Januari, 2005 More Issue