Garuda - Garba Rujukan Digital

Modeling correlation between radial distribution of pores volume and temperature in high burn-up UO2 pellet Suwardi .
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 (325.642 KB)

Abstract Temperature distribution has been evaluated by using different model of pore distribution. Pellet pore and its distribution change with burnup, especially in radial direction. Typical high burnup data of radial distribution of power density and porosity have been chosen in this study. Different pore distribution models have been studied for related temperature, in correlation with high burn up thermal properties. Both pore and temperature distributions have strong influence on thermal conductivity, then on temperature distribution. Finite element method has been developed for resolving the implicit temperature distribution from the governing non-linear system differential equations of heat transfer. The effect of number of elements on calculated temperature has been studied, and it shows exponential relation, which effect reduce to under 1 % when the number of radial elements > 25. Above the number, there is no significant different result. At high burnup, the pore is very high at rim zone and nearly homogenous at other radial position while the temperature distribution is nearly parabolic with radial position with peak at pellet center. The antagonist effect has been calculated as combined correction factor, which shows a maxima and minima value at radial position ~ 0.8 and ~ 0.9 respectively. The pore distribution at high burnup decreases the thermal conductivity ~ 10 % of outer radial zone of pellet. Because the outer surface of pellet temperature is fixed, the different pore models resulted in different of peak temperature at the center of pellet. Comparison of the temperature modeling distribution and the measured one permit the determination of best choice of pore model. Keywords: UO2 pellet, high burnup, pore, temperature, distribution. Abstrak Distribusi temperatur telah dievaluasi dengan menggunakan model yang berbeda dari distribusi pori. Pori pelet dan distribusi dengan derajat bakar berubah terutama dalam arah radial. Data derajat bakar tinggi khas distribusi radial dari kerapatan daya dan porositas telah dipilih dalam penelitian ini. Model distribusi pori yang berbeda telah dipelajari untuk suhu terkait dalam korelasinya dengan sifat termal pada derajat bakar tinggi. Kedua distribusi memiliki pengaruh yang kuat pada konduktivitas termal, selanjutnya pada distribusi temperatur. Metode elemen hingga telah dikembangkan untuk menyelesaikan distribusi temperatur implisit dari sistem persamaan diferensial non-linear dari perpindahan panas. Pengaruh jumlah elemen pada suhu dihitung telah dipelajari, dan itu menunjukkan hubungan eksponensial, efek itu menurun. hingga <1% bila jumlah elemen radial> 25. Di atas jumlah itu tidak menghasilkan beda signifikan. Pada derajat bakar tinggi pori-pori sangat tinggi di zona luar dan hampir homogen pada posisi radial lainnya, sedangkan distribusi temperatur hampir parabola dengan posisi radial dengan puncak pada pusat pelet. Efek antagonis telah dihitung sebagai gabungan faktor koreksi, yang menunjukkan maxima dan minima nilai pada posisi radial ~0,8 dan ~0,9 . Distribusi pori pada derajat bakar tinggi menurunkan konduktivitas termal dari 10% radial luar pelet. Karena permukaan luar suhu pelet adalah tetap, model pori yang berbeda menghasilkan beda suhu puncak di pusat pelet. Model yang baik dapat dipilih dengan pembandingan distribusi temperature dari berbagai model faktor koreksi pori dengan data eksperimen. Kata kunci: UO2 pelet, derajat bakar tinggi, pori, suhu, distribusi.

PENENTUAN PARAMETER UJI DAN KETIDAKPASTIAN PENGUKURAN KAPASITAS PANAS PADA DIFFERENTIAL SCANNING CALORIMETER Aslina Br.Ginting
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 (210.264 KB)

ABSTRAKPENENTUAN PARAMETER UJI DAN KETIDAKPASTIAN PENGUKURANKAPASITAS PANAS PADA DIFFERENTIAL SCANNING CALORIMETER. Telah dilakukan penentuan parameter pengujian kapasitas panas dengan cara mengukur besaranentalpi dari CRM In, Sn, Pb dan Zn. Pengukuran dilakukan pada rentang temperatur 30°C hingga 450°C dengan variasi laju pemanasan 1°C/menit, 3°C/menit dan 5°C/menit. Darianalisis diperoleh parameter uji yang relatif baik pada kondisi operasi 30°C hingga 450°C dengan parameter uji laju pemanasan 3°C/menit dan sensitivitas koefisien (μV/mW) S =(1,1855E+01) + (1,1650E-02.T) – (7,1229E-05.T2) + (1,3307E-07.T3) + (1,1855E+01.T4) dan temperatur koefisien (°C) C f(T,R) = (4,6276E+00) + (1,4193E-02.T) + (3,8118E-01.R) + (6,4909E-02.R2). Berdasarkan parameter uji di atas, dilakukan analisis kapasitas panas terhadap sampel Al dan Zn dan hasil yang diperoleh menunjukkan bahwa sampelAl mempunyai kapasitas panas sebesar 0,65 J/g°C hingga 1,11 J/g°C dan kapasitas panas Zn sebesar 0,4 J/g°C hingga 0,71 J/g°C pada rentang temperatur 30°C sampai 450°C.Besar penyimpangan masing-masing pengukuran adalah 0,075% dan 0,025%, sedangkan besar ketidakpastian pengukuran masing-masing adalah 0,00642 J/g°C dan 0,0266 J/g°C pada tingkat kepercayaan 95%.KATA KUNCI: Ketidakpastian kapasitas panas, Entalpi, In, Sn, Pb, ZnABSTRACTDETERMINATION OF PARAMETERS AND UNCERTAINTY OF HEAT CAPACITY MEASUREMENT ON DIFFERENTIAL SCANNING CALORIMETER.. Determinationof parameters and uncertainty of heat capacity measurement has been performed bymeasuring the enthalpies of CRM In, Sn, Pb and Zn in the temperature range of 30°C to450°C with heating rate variation of 1°C/min, 3°C/min and 5°C/min. From the analysis,relatively good parameters of measurement are obtained at operating conditions of 30°Cto 450°C with heating rate of 3oC/min and coefficient sensitivity (μV/mW) S = (1.1855E+01)+ (1.1650E-02.T) – (7.1229E-05.T2)+(1.3307E-07.T3) + (1.1855E+01.T4) and coefficienttemperature (°C) C f(T,R) = (4.6276E+00) + (1.4193E-02.T) + (3.8118E-01.R) +(6.4909E-02.R2). Based on the measurement parameters above, analysis of heat capacityof Al and Zn samples was performed and the results obtained show that Al samples haveheat capacity ranging from 0.65 J/g°C to 1.11 J/g°C, and Zn samples 0.4 J/g°C to 0.71J/g°C at a temperature range of 30°C to 450°C. The deviations in the measurements are0.075% and 0.025% respectively with the uncertainty of heat capacity measurement for Aland Zn samples correspondingly 0.00642 J/g°C and 0.0266 J/g°C at a confidential levelof 95%.FREE TERMS: Uncertainty of heat capacity, Enthalpy, In, Sn, Pb, Zn

PENGARUH VARIASI KONSENTRASI HIDROGEN TERHADAP DIFUSIVITAS TERMAL PADUAN UTh4Zr10Hx Hadi Suwarno
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 (827.923 KB)

ABSTRAK PENGARUH VARIASI KONSENTRASI HIDROGEN TERHADAP DIFUSIVITAS TERMAL PADUAN UTh4Zr10Hx. Konduktivitas termal merupakan salah satu karakter yang penting dalam proses pengembangan bahan bakar reaktor nuklir, baik untuk reaktor daya maupun penelitian. Difusivitas paduan hidrida logam dalam bentuk logam paduan U-Th-Zr-hidrida dengan komposisi atom U:Th:Zr:H = 1:1:4:9,5; 1:2:6:15,3; dan 1:4:10:x dengan nilai x sebesar 20, 24 dan 27 yang diukur dari suhu 298 hingga 750 K telah dilakukan dengan tujuan untuk mengembangkan bahan bakar reaktor nuklir. Konsentrasi hidrogen di dalam logam paduan U-Th-Zr dapat diatur dengan mengendalikan tekanan dan suhu dalam pembentukan paduan hidrida logam. Hasil pengamatan mikrostruktur menggunakan alat scanning electron micrograph menunjukkan bahwa sebelum proses hidriding paduan terdiri dari fasa Th dan UZr dan setelah proses hidriding terbentuk fasa ThZr2Hx dan ZrHy, sementara logam U terdistribusi secara heterogen di antara batas butir fasa ThZr2Hx dan ZrHy. Hasil pengukuran difusivitas termal paduan hidrida menunjukkan bahwa naiknya kandungan Th dan Zr akan menurunkan difusivitas paduan hidrida. Untuk paduan UTh4Zr10-hidrida, UTh4Zr10H20 memiliki sifat difusivitas termal yang relatif stabil terhadap kenaikan suhu. Konduktivitas termal paduan U-Th-Zr-hidrida lebih baik dibanding UO2 yang biasa digunakan sebagai bahan bakar reaktor nuklir, sementara paduan UTh4Zr10H20 memiliki konduktivitas termal yang paling stabil. KATA KUNCI: Bahan bakar nuklir, Hidrida logam, Difusivitas termal ABSTRACT THE EFFECTS OF VARYING HYDROGEN CONCENTRATION ON THERMAL DIFFUSIVITY OF UTh4Zr10Hx ALLOY. Thermal conductivity is one among the important characteristics in the development of nuclear fuels, both for power and research reactors. Diffusivity of the metal-hydride alloys in the form of U-Th-Zr-hydride with the atomic ratio of U:Th:Zr:H = 1:1:4:9.5; 1:2:6:15.3; and 1:4:10:x with the x values equal to 20, 24, and 27 measured at temperature of 298 to 750 K has been studied in order to develop nuclear reactor fuels. Hydrogen concentration in the U-Th-Zr compounds could be arranged by controlling the temperature and pressure during the formation of metal-hydride alloys. Microstructure analyses using scanning electron micrograph showed that before hydriding process the alloys consisted of Th and UZr phases and after hydriding ThZr2Hx and ZrHy phases were formed, while the U metal was distributed heterogeneously among the ThZr2Hx and ZrHy phases. Thermal diffusivity measurement results showed that the increase of Th and Zr contents in the alloys will reduce the thermal diffusivity of the alloys. In the case of UTh4Zr10-hydrides, the thermal diffusivity properties of UTh4Zr10H20 compound was relatively stable at elevated temperature. Thermal conductivity of the U-Th-Zr alloys showed better properties compared to that of UO2 pellets normally used in the nuclear power plant, while that of UTh4Zr10H20 is the most stable. FREE TERMS: Nuclear fuel, Metal hydride, Thermal diffusivity

PENGARUH pH LARUTAN UMPAN, WAKTU KONTAK, DAN KONSENTRASI ELUAN PADA PEMUNGUTAN URANIUM OLEH RESIN TERMODIFIKASI Ghaib Widodo; Kris Tri Basuki
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 (246.741 KB)

ABSTRAK PENGARUH pH LARUTAN UMPAN, WAKTU KONTAK, DAN KONSENTRASI ELUAN PADA PEMUNGUTAN URANIUM OLEH RESIN TERMODIFIKASI. Efluen proses merupakan larutan yang dihasilkan dari suatu instalasi nuklir terutama yang memproses bahan yang berbentuk larutan, dan masih bernilai tinggi karena mengandung uranium. Mengingat aspek ekonomi, safeguards bahan nuklir, dan keselamatan lingkungan, maka efluen proses yang masih mengandung uranium tersebut harus dipungut kembali. Metoda yang digunakan untuk pemungutan uranium dari efluen proses adalah dengan menggunakan resin termodifikasi (chelating resin). Resin termodifikasi dibuat dari resin Dowex dan chelating agent TOPO. Efluen proses yang digunakan dalam penelitian ini adalah larutan yang diperoleh dari hasil analisis, dan kegiatan penelitian lainnya di Instalasi Elemen Bakar Eksperimental (IEBE). Pemungutan uranium dilaksanakan dengan mencampur resin termodifikasi dan TOPO lalu didiamkan selama waktu tertentu sehingga terjadi pengikatan uranium oleh resin termodifikasi. Uranium yang terikat oleh resin termodifikasi tersebut dielusi dengan larutan NaCl (eluan) sehingga dapat diketahui uranium yang terpungut. Parameter yang dipelajari adalah pH larutan umpan (efluen proses), waktu kontak dan konsentrasi eluan. Hasil percobaan menunjukkan bahwa kondisi operasi yang relatif baik adalah pH 4, waktu kontak 12 jam dan konsentrasi eluan 2%. Pada kondisi tersebut, uranium yang terpungut adalah 0,408 g/L atau 39,88% dari konsentrasi awal uranium dalam efluen proses. Kata kunci: Pemungutan uranium, efluen proses, resin termodifikasi, TOPO ABSTRACT EFFECT pH OF FEED SOLUTION, CONTACT TIME, AND CONCENTRATION ON VOTING ELUAN URANIUM BY CHELATING RESIN. Solution process effluent is generated from a nuclear plant that processes mainly materials that form solution, and is still valuable because it contains uranium. Given the economy, safeguards of nuclear materials, and environmental safety, the effluent containing uranium process still has to be collected again. The methods used for collecting uranium from process effluent is to use the modified resin (chelating resin). Modified resin is made from resin and Dowex chelating agent TOPO. Effluent process used in this study is the solution obtained from the analysis, and other research activities at the Experimental Fuel Element Installation (IEBE). Harvesting is carried out by mixing uranium and TOPO-modified resin and allowed to stand for a certain time, causing the binding of uranium by modified resin. Uranium is bound by the modified resin was eluted with a solution of NaCl (eluan) so that it can be seen that terpungut uranium. The parameters studied were the pH of the feed solution (the effluent), contact time and concentration eluan. The experimental results show that a relatively good operating condition is pH 4, 12-hour contact time and concentration eluan 2%. In these conditions, uranium is terpungut is 0.408 g / L or 39.88% of the initial concen-tration of uranium in the effluent process. Keywords : Recovery of uranium, effluent process, chelating resin, TOPO

PENGOLAHAN LIMBAH NUKLIR DAN NON-NUKLIR OLEH NANOKOMPOSIT Fe3O4-KARBON AKTIF DENGAN PROSES INSITU Siti Wardiyati
Jurnal Teknologi Bahan Nuklir Vol 9, No 1 (2013): Januari 2013
Publisher : PTBN - BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar

ABSTRAK PENGOLAHAN LIMBAH NUKLIR DAN NON-NUKLIR OLEH NANOKOMPOSIT Fe3O4-KARBON AKTIF DENGAN PROSES INSITU. Telah dilakukan percobaan penyerapan nikel dan uranium secara insitu menggunakan nanokomposit Fe3O4-karbon aktif. Penyerapan logam oleh nanokomposit secara insitu, proses penyerapan dan pembentukkan komposit terjadi secara serempak. Penelitian ini dilakukan dengan tujuan untuk mendapatkan metoda pengolahan limbah nuklir dan non nuklir yang sederhana dan efektif. Limbah nikel dan uranium yang digunakan pada penelitian ini merupakan limbah simulasi dengan kandungan ion Ni2+ 100 - 250 mg/L dan uranium 100 mg/L. Parameter yang dipelajari adalah pengaruh waktu kontak, konsentrasi ion Ni2+ dalam larutan, dan ratio Fe3O4 terhadap karbon aktif. Dari hasil percobaan menunjukan efisiensi penyerapan optimum dicapai pada waktu kontak 60 menit, konsentrasi ion Ni2+ dalam larutan 50 mg/L, dan ratio Fe3O4-karbon aktif 1 : 2. Pada kondisi tersebut efisiensi penyerapan Ni mencapai 99,6 %. Percobaan penyerapan uranium menggunakan larutan uranil nitrat dengan konsentrasi Uranium 100 mg/L sebagai larutan umpan, ratio nanokomposit Fe3O4-karbon aktif 1 : 2, dan waktu kontak 60 menit. Hasil percobaan menunjukkan bahwa uranium hampir seluruhnya atau 100 % terserap semuanya oleh nanokomposit Fe3O4-karbon aktif. Dari hasil percobaan ini menunjukkan bahwa metoda insitu dengan nanokomposit Fe3O4-karbon aktif sangat efektif dan praktis untuk pengolahan limbah nuklir dan non-nuklir. Dengan metoda insitu selain mempersingkat waktu juga dapat meningkatkan kapasitas serap komposit Fe3O4-karbon terhadap ion Ni dari 50,76 mg/g menjadi 57,47 mg/g, dan meningkatkan efisien penyerapan uranium dari 37,50% menjadi ~100%. Kata kunci: Fe3O4, karbon aktif, komposit, penyerapan, nikel, uranium ABSTRACT PROCESSING OF NUCLEAR AND NON-NUCLEAR WASTE BY USING Fe3O4-ACTIVATED CARBON NANOCOMPOSITES THROUGHT IN SITU METHOD. Absorption experiments had been performed in situ Nickel and Uranium using nanocomposite of Fe3O4 activated carbon. The absorption of a metal by nanocomposites throught in situ method, the process of absorption and composite formation occured simultaneously. This research was done in order to improve the efficiency of absorption and shorten the process. Nickel and uranium waste used in this study was a simulated waste with Ni2+ ion content of 100-250 mg/L and Uranium 100 mg/L. The parameters studied were the effects of contact time, the concentration of Ni2+ ions in solution, and the ratio of Fe3O4 to activated carbon. From the results of experiments showed optimum absorption efficiency is achieved at 60 minutes contact time, the concentration of Ni2+ ions in a solution was 50 mg/L, and the ratio of Fe3O4-activated carbon 1: 2. In these conditions the absorption efficiency reached 99.6% Ni. Experiment absorption of Uranium used a solution uranyl nitrate with concentration of Uranium 100 mg/L as feed solution, ratio nanocomposite Fe3O4-carbon active was 1: 2, and contact time was 60 minutes. The experimental results indicate that uranium is almost entirely or 100% absorbed by the Fe3O4-activated carbon nanocomposite. From the results of this experiment indicate that the in situ method with Fe3O4-activated carbon nanocomposite was very effective and practical for nuclear and non-nuclear waste treatment. With in situ method besides shortening could also increase the absorptive capacity of Fe3O4-carbon composites against Ni ions from 50.76 mg/g to 57.47 mg/g, and improved the efficient absorption of uranium of 37.45% to ~100 %. Keywords: Fe3O4, activated carbon, composite, absorption nickel, uranium

KARAKTERISASI PANAS JENIS ZIRCALOY-4 SN RENDAH (ELS) DENGAN VARIABEL KONSENTRASI Fe Andi Chaidir; Sugondo .; Aslina Br. Ginting
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 (125.875 KB)

ABSTRAK KARAKTERISASI PANAS JENIS ZIRCALOY-4 Sn RENDAH (ELS) DENGAN VARIABEL KONSENTRASI Fe. Telah disintesis Zircaloy-4 Sn rendah (ELS) dengan konsentrasi Fe sebagai variabel. Selanjutnya dilakukan karakterisasi panas jenis dengan Analisis Termal Diferensial (Differential Thermal Analysis/DTA) antara temperatur 35 °C (308 K) − 437 °C (710 K). Variasi konsentrasi Fe dalam Zircaloy-4 Sn rendah (ELS) adalah 0,5; 0,75 dan 1,0% Fe. Panas jenis Zircaloy-4 Sn rendah (ELS) pada variasi Fe dan interval temperatur tersebut berturut-turut adalah 2,33; 3,56; dan 3,82 kal/mol K. Panas jenis rerata ELS mengikuti teori panas jenis campuran yaitu naik dengan naiknya kadar Fe. Berdasarkan data tersebut diintepretasikan bahwa Zircaloy-4 Sn rendah lebih tahan korosi jika dibandingkan dengan Zircaloy-2. KATA KUNCI Zircaloy-4 Sn rendah (ELS), Analisis Termal Diferensial (DTA), Panas jenis. ABSTRACT CHARACTERIZATION OF SPECIFIC HEAT ON ZIRCALOY-4 LOW Sn (ELS) WITH Fe CONCENTRATION AS VARIABLE. Zircaloy-4 low Sn (ELS) with Fe concentration as the variable has been synthesized. The characterization of the specific heat was performed using Differential Thermal Analysis (DTA) at temperatures between 35 ºC (308 K) − 437 ºC (710 K). The variations of Fe concentration in Zircaloy-4 low Sn (ELS) are 0.5%, 0.75% and 1.0% Fe. The specific heat of Zircaloy-4 low Sn (ELS) with variation of Fe concentration at the given temperature interval are 2.33, 3.56 and 3.82 cal/mol K consecutively. The average specific heat of the ELS follows the theory of the specific heat of a mixture in which it increases with Fe content. Based on the specific heat data, it can be intrepreted that Zircaloy-4 low Sn has better corrosion resistance than Zircaloy-2. FREE TERMS: Zircaloy-4 low Sn (ELS), Differential Thermal Analysis (DTA), Specific heat

MAGNESIUM TERAKTIVASI UNTUK PENYIMPAN ENERGI HIDROGEN 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 (2903.195 KB)

ABSTRAK MAGNESIUM TERAKTIVASI UNTUK PENYIMPAN ENERGI HIDROGEN. Hidrogen merupakan sarana ideal untuk media simpan, transpor dan konversi energi dengan tujuan luas untuk pengembangan konsep energi bersih serta bebas emisi. Hidrogen dapat disimpan sebagai carrier energi dalam bentuk gas, cair maupun dalam logam padat. Magnesium merupakan kandidat untuk media on-board storage hidrogen dalam bentuk padat karena material ini mampu menampung hidrogen sebesar 7,6% berat logam. Pada penelitian sebelumnya, hasil hidriding serbuk magnesium ukuran partikel <0,3 mm dan <60 mm hanya mampu menyerap hidrogen sebesar 0,071% berat logam, karena permukaan partikel logam dipenuhi oleh oksigen. Agar proses hidriding bisa berlangsung dengan baik, logam magnesium ukuran partikel <60 mm diaktivasi dengan mencucinya dengan larutan NH4F 0,15M dalam waktu 1 jam. Proses hidriding serbuk magnesium dilakukan di sebuah alat hidriding yang dapat dioperasikan pada tekanan vakum hingga 1´10-7 mbar. Analisis hasil proses hidriding selama 2 siklus menunjukkan bahwa magnesium teraktivasi dengan ukuran <60 mm dapat menyerap hidrogen sebesar 3,82% berat logam pada siklus I dan meningkat menjadi 5,15% berat logam pada siklus II. Waktu serap diperlukan adalah 312 dan 221 detik untuk hidriding siklus I dan II. Hasil penelitian menunjukkan bahwa daya tampung hidrogen masih rendah kemungkinan karena ukuran partikel logam magnesium bukan nano-partikel. KATA KUNCI: magnesium teraktivasi, penyimpanan energi hidrogen, carrier energi, proses hidriding ABSTRACT ACTIVATED MAGNESIUM FOR HYDROGEN ENERGY STORAGE. Hydrogen is the ideal means of storage, transport and conversion of energy for a comprehensive clean-energy concept because of its free emission. Hydrogen can be stored as an energy carrier in the form of gas, liquid, and in solid. Magnesium is the candidate material for on-board hydrogen storage in the form of solid metal hydride because of its safe and higher volumetric energy density, about 7.6 wt% of the metal. Previous experiment on the hydriding of magnesium with the particle size of <0.3 mm and <60 mm yields very poor hydrogen capacity due to the oxygen existence on the metal surface. To improve the hydrogen sorption properties, the magnesium with the particle size of <60 mm is activated by treating the metal with 0.15M NH4F solution for 1 hour. The hydriding experiment is conducted in a hydriding system that can be operated at a very high vacuum up to 1x10-7 mbar. Analyses on the experimental results of two cycles of hydriding show that the activated magnesium powder with the particle size of <60 mm absorbed hydrogen in the amount of 3.82 wt% of the metal in the first cycle, which increased to 5.15 wt% in the second cycle. The absorption process took respectively 312 and 221 seconds for the first and second cycle of hydriding. Experimental results show that the hydrogen capacity of the current experiment is still low likely due to the particle size of magnesium metal, i.e. it should be nanosize. FREE TERMS activated magnesium, hydrogen energy storage, hydriding system, energy carrier

ANALISIS PENGARUH DAYA UNTUK PENGUJIAN PIN BAHAN BAKAR TIPE PWR DI PRTF RSG-GAS Edy Sulistyono; Tri Yulianto; Etty Mutiara
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 (715.826 KB)

ABSTRAK ANALISIS PENGARUH DAYA UNTUK PENGUJIAN PIN BAHAN BAKAR TIPE PWR DI PRTF RSG-GAS.Analisis pengaruh daya untuk pengujian pin bahan bakar tipe Pressurized Water Reactor (PWR) di Power Ramp Test Facility (PRTF) RSG-GAS telah dilakukan dan dianalisis untuk mengetahui pengaruh daya terhadap unjuk kerja pin bahan bakar selama diiradiasi. Fenomena pengaruh daya yang dibangkitkan dari fasilita spengujian PRTF PRSG-GAS sangat signifikan terhadap unjuk kerja bahan bakar. Untuk iniperlu disiapkan program jaminan mutu, fasilitas fabrikasi pin bahan bakar dan analisis unjuk kerja bahan bakar selama pengujian di PRTF RSG-GAS.Program jaminan mutu selama fabrikasi pin bahan bakar dan pengujian hasil selama pra iradiasiantara lain spesifikasi pin bahan bakar tipe PWR, gambar kerja, prosedur, instruksi kerja, lembar kendali. Persiapan fasilitas pengujian PRTF telah dilakukan uji fungsi sistem operasi dan sistem kendali.Prediksi dan analisis unjuk kerja pin bahan bakar selama iradiasi dilakukan dengan menggunakan program kode komputer FEMAXI-V. Kode ini mampu memprediksi pengaruh daya terhadap unjuk kerja termal dan mekanik secara kulitatif, cukup detail selama kondisi tunak dan transien.Telah dilakukan fabrikasi pembuatan pin dummy sebagai bahan uji kemampuan fabrikasi di Instalasi Elemen Bakar Eksperimental (IEBE) dan telah diuji di PRTF dengan tekanan operasi 160 bar dengan hasil baik tidak bocor. Persiapan pembuatan pelet telah berhasil dibuat pelet bahan bakar UO2 sesuai dengan spesifikasi yang telah ditetapkan sebagai bahan isian pin elemen bakar tipe PWR. Telah dilakukan analisis dengan simulasi posisi pin pada jarak 0; 40; 60; 100; 200; 300; 440 mm terhadap teras untuk menentukan daya (Linear Heat Rate/LHR) yang dibangkitkan menunjukkan bahwa makin tinggi daya yang diberikan atau makin dekat posisi pin terhadap teras reaktor makin besar burn-up yang dihasilkan. Kata Kunci:elemen bakar nuklir, pin, PWR. ABSTRACTPOWER EFFECT ANALYSIS FOR THE IRRADIATION TEST OF PWR FUEL PIN IN THE POWER RAMP TEST FACILITY OF RSG-GAS REACTOR. An analysis on theeffect of power for the preparation of irradiation test of PWR fuel pin in the power ramp test facility (PRTF) of RSG-GAS Reactor had been conducted. The power generated in the reactor would result in a significant effect on the fuel performance.In the preparation of quality assurance programs and of facilities for the prediction of fuel behavior was necessary. Among the quality assurance measures performed were the determination of PWR fuel pin specifications and the preparation of technical drawings, procedures, instructions, and control sheets. Works for the preparation of facilities were also conducted. To prediction and analyze the fuel behavior during irradiation, a FEMAXI-V code was utilized. The code was capable of qualitatively predicting the power effect on the thermal and the mechanical performances of the fuel in details at both steady and transient states. A dummy pin of a PWR fuel had been manufactured in the Experimental Fuel Element Installation (EFEI) of PTBN-BATAN to be irradiated in the PRTF at a pressure of 160 bar. There was no leak found in the dummy pin. UO2 pellets that were in accordance with PWR fuel requirements had also been manufactured in the EFEI. A simulation to determine the linear heat rate (LHR) had been conducted on a pin at a certain distance from the core. The distances observed were 0, 40, 60, 100, 200, 300, and 440mm. It could be seen that the higher the power or the shorter the distance, the burnup would be greater. Keywords: nuclear fuel elements, pin, PWR

ANALISIS STRUKTUR DAN KOMPOSISI FASE PADUAN U-7%Mo-x%Zr (x = 1, 2, 3% berat) HASIL PROSES PELEBURAN Supardjo Supardjo; Boybul Boybul; Agoeng Kadarjono; Wisnu A.A .
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 (492.092 KB)

ABSTRAKANALISIS STRUKTUR DAN KOMPOSISI FASE PADUAN U-7%Mo-x%Zr (x = 1, 2, 3% berat) HASIL PROSES PELEBURAN. Telah dilakukan karakterisasi ingot paduan U-7%Mo-x%Zr hasil proses peleburan menggunakan tungku busur listrik dalam rangka pengembangan bahan bakar nuklir berbasis paduan uranium molibdenum. Proses peleburan dilakukan dengan arus listrik 150 A dalam media gas argon (Ar) dan setiap paduan dilebur dengan 5 kali pengulangan. Hasil uji ingot paduan yang diperoleh dari proses peleburan relatif bersesuaian dengan komposisi stoikiometri. Hasil refinement dari pola difraksi sinar-X menunjukkan bahwa struktur yang terbentuk pada ingot paduan U-7%Mo-x%Zr adalah larutan padat molibdenum dan zirkonium ke dalam struktur bcc uranium. Peningkatan kadar Zr dalam paduan U-7%Mo meningkatkan kristalisasi bahan, yang dapat diamati dengan adanya peningkatan intensitas puncak pada bidang (110), (200), (211) dan (220). Hal ini menunjukkan bahwa di dalam ingot paduan U-7%Mo-x%Zr terjadi perubahan volume unit sel dan kerapatan atomik. KATA KUNCI: metode proses peleburan, ingot paduan U-7%Mo-x%Zr, bahan bakar dispersi. ABSTRACT STRUCTURE ANALYSIS AND PHASE COMPOSITION OF U-7%Mo-x%Zr (x = 1, 2, 3 wt%) ALLOYS FROM MELTING PROCESS. The characterization of U-7%Mo-x%Zr alloys as result of melting process using an electric arc furnace has been conducted in order to develop nuclear fuel based on uranium molybdenum alloys. Melting process was conducted using an electric current of 150 A in argon (Ar) gas media and each alloy was melted for 5 times. The results of alloy testing obtained from the melting process matched the stoichiometry composition. Result of refinement from X-ray diffraction pattern indicated that the structures formed in U-7%Mo-x%Zr alloy was a solid solution of molybdenum and zirconium into bcc structure of uranium. The increase of Zr concentration in U-7%Mo alloy increased the crystallization of material, which can be observed through the increment of peak intensity in (110), (200), (211) and (220) planes. This indicates in U-7%Mo-x%Zr alloy ingot there was transformation of unit-cell volume and atomic density. FREE TERMS: melting process method, U-7%Mo-x%Zr alloys, dispersion fuel

PEMBUATAN PELAT ELEMEN BAKAR MINI UMo-Al DENGAN DENSITAS URANIUM 6 DAN 7 gU/cm3 Supardjo .; Agoeng Kadarjono; Aslina Br. Ginting
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 (932.985 KB)

ABSTRAK PEMBUATAN PELAT ELEMEN BAKAR MINI U-Mo/Al DENGAN DENSITAS URANIUM 6 DAN 7 gU/cm3. Pembuatan PEB mini UMo-Al bertujuan untuk pengembangan bahan bakar U3Si2/Al dengan uranium pengayaan rendah (<20% U235). Paduan U-7Mo, U-8Mo dan U-9Mo dibuat dengan teknik peleburan menggunakan tungku busur listrik pada kondisi: media gas Ar, arus 150 A, dan setiap paduan dilakukan peleburan dengan 5 kali pengulangan. Ingot paduan U-7Mo hasil peleburan dibuat serbuk hingga diameter partikel serbuk <125 µm. Selanjutnya ditimbang serbuk U-7Mo dan matriks Al dengan perbandingan sesuai untuk densitas uranium 6 dan 7gU/cm3, dicampur dan dibentuk menjadi inti elemen bakar (IEB) mini U-7Mo/Al dengan pengepresan pada tekanan 50 bar. IEB U-7Mo/Al dimasukkan kedalam lubang frame dan kedua sisinya ditutup dengan cover, kemudian pada keempat sisi sambungannya diikat dengan las TIG sehingga membentuk paket rol. Paket rol diubah menjadi pelat elemen bakar (PEB) mini U-7Mo/Al dengan pengerolan panas pada temperatur 425 oC dan dilanjutkan pengerolan dingin hingga ketebalan ± 1,40 mm. Hasil pengujian/analisis menunjukkan bahwa: ingot paduan U-Mo cukup homogen, ulet, tidak terdapat lapisan oksida dipermukaannya dan kekerasan meningkat seiring kenaikan kadar Mo. Serbuk U-7Mo berbentuk pipih dan tidak beraturan dengan berat jenis 16,336 g/cm3. Inti elemen bakar mini U-7Mo/Al densitas uranium 6 dan 7 gU/cm3 hasil pengepresan berdimensi 25 x15 x ±2,98 mm dan 25 x15 x ±3,00 mm, tidak terdapat cacat dalam bentuk retak/crack. Data radiografi PEB. U-7Mo/Al terlihat bahwa distribusi uranium di dalam meat cukup homogen, terjadi pemanjangan pelat ±5,76 kali dengan tebal kelongsong rerata pada SJ, TG dan SD berturut-turut 0,407 mm, 0,440 mm, dan 0,425 mm dengan tebal minimum 0,302 mm di SJ. Dari seluruh data uji menunjukkan bahwa pembuatan PEB mini U-Mo/Al diperoleh hasil yang cukup baik sehingga dapat gunakan sebagai acauan untuk penelitian lebih lanjut. Kata Kunci: paduan U-Mo, bahan bakar dispersi, inti elemen bakar U-Mo/Al, pelat elemen bakar U-Mo/Al ABSTRACT THE MANUFACTURE OF THE UMo-Al MINI FUEL PLATE WITH URANIUM DENSITY 6 AND 7 gU/cm3. The manufacture of U-Mo/Al mini fuel plate was performed in order to develop U3Si2/Al fuel with low enrichment uranium (<20% U235). The U-7Mo, U-8Mo and U-9Mo alloys were made by smelting techniques using an electric arc furnace at the conditions: Ar gas media, current 150 A, and each alloy smelting was done with 5 repetitions. The U-7Mo alloy remelting was made of powder to the powder particle diameter <125 μm. Furthermore the U-7Mo powders and Al matrix were weighed with a ratio corresponding to 6 and 7gU/cm3 uranium density, mixed and formed into a U-7Mo/Al mini fuel core by pressing at a pressure of 50 bar. The U-7Mo/Al mini fuel core was incorporated into the frame hole and both sides were covered with a cover, and then on the fourth side seams was fastened with TIG welding to form a roll package. Package roller was converted into U-7Mo/Al mini fuel plate by hot rolling at a temperature of 425oC and continued cold rolling up to a thickness of ± 1.40 mm. Test results of analysis indicated that: ingots U-Mo alloys quite homogeneous, ductile, there was no oxide layer on the surface and the hardness increased with Mo content. The U-7Mo powders and irregularly shaped flat had specific gravity of 16.336 g/cm3. The U-7Mo/Al mini fuel core of a uranium which had densityof 6 and 7gU/cm3 as a result of the pressing had dimensions of (25 x15 x ± 2.98) mm and (25 x15 x ± 3.00) mm, there was no defect in the form of crack. Radiographic data of U-7Mo/Al mini fuel plate was seen that the distribution of uranium in the meat fairly homogeneous, there was a lengthening plate ± 5.76 times the average cladding thickness on the SJ, TG and SD respectively 0.407 mm, 0.440 mm and 0.425 mm with a minimum thickness 0.302 mm at SJ. From all the test data showed that the manufacture of U-Mo/Al mini fuel plate had shown good results so it could be used as refference for further research. Free Terms: U-Mo alloy, dispersion fuel, the U-Mo/Al fuel core, the U-Mo/Al fuel plate

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