Garuda - Garba Rujukan Digital

Karakteristik termofisika komposit nonwoven SiOC dengan penambahan serbuk SiC Jan Setiawan; Pranjono .; Sigit .; Futichah .; Ratih Langenati; Ridwan .
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 (218.314 KB)

Abstract Themophysical properties of SiOC nonwoven composite with addition of SiC powder. Manufactured of polycarbosilane (PCS) based SiOC nonwoven composite by polymer infiltration process(PIP) has been done. Nonwoven fiber as a filler was made by solute 1,2 g/mL PCS in toluene/N,N-Dimethylformamide (DMF) with ratio 30/70. Solution of PCS was processed by electrospinnng that varied it’s processing voltage at 10 kV, 12 kV and 14 kV. Matrix solution’s was made by solute 1,2 g/mL PCS in toluene and the composite was done by PIP technique. Composites were varied by addition second phase SiC powder with additions of volume fraction ranged at 13 – 21%. Characterizations of composites was done such as density measurements, morphology observations, heat capacity measuements and thermal conductivity measurements. The results, showed the value of density measurements were lower than theoritical density of SiC where the highest value at 1,33 g/cm3was achieved by composite with added by SiC powder and the highest value of open porosity at 39,22%. The cross sections morphology of composites show the different surface contour level and showed different phases by different greytone gradations. The brightest colour showed the phases that dominated by silicon element. The darken coloursowed the phases that dominated by carbon element and porosity shwed by black colour. The value of composites heat capacity trends showed similarity to the SiC crystal heat capacities., but there were phonons excitation that showed existence the amorphous phases and porosity in the composites. The value of heat capacity of composites ranged at 400 – 1300 J/kg.K for measurement temperature ranged at 300 – 700 K. The value of thermal conductivity of composites without addition of SiC powder ranged at 4 – 6 W/m.K, and ranged at 8 – 14 W/m.K for the composites with addition of SiC powder. Keywords : composites, nonwoven, PIP, thermophysics Abstrak Karakteristik termofisika komposit nonwoven SiOC dengan penambahan serbuk SiC. Telah dilakukan pembuatan komposit nonwoven SiOC dengan teknik pirolisis infiltrasi polimer berbasis polycarbosilane (PCS). Pembuatan komposit diawali dengan pembuatan serat nonwoven sebagai bahan pengisi yang menggunakan 1,2 g/mL PCS yang dilarutkan dengan toluena/N,N-Dimethylformamide (DMF) dengan rasio 30/70. Serat nonwoven dibuat dengan teknik pemintalan listrik yang tegangan prosesnya divariasikan pada 10 kV, 12 kV dan 14 kV. Pembuatan komposit dilakukan dengan teknik pirolisis infiltrasi polimer, dimana larutan matriks dibuat dari 1,2 g/mL PCS yang dilarutkan dalam toluena. Komposit divariasikan dengan menambahkan fasa kedua berupa serbuk SiC dengan fraksi volume penambahan berkisar antara 13 – 21%. Karakterisasi yang dilakukan pada komposit antara lain: pengukuran densitas, pengamatan morfologi, pengukuran kapasitas panas dan pengukuran konduktivitas panas. Hasil yang diperoleh, pengukuran densitas komposit menunjukkan nilai yang lebih rendah dari densitas teoritis SiC, nilai tertinggi densitas komposit dengan penambahan serbuk SiC sebesar 1,33 g/cm3 dengan porositas terbuka tertinggi mencapai 39,22%. Morfologi penampang lintang komposit menggambarkan kontur permukaan dengan ketinggian yang berbeda dan menunjukkan fasa berbeda yang ditunjukkan gradasi warna abu-abu yang berbeda. Gradasi warna abu terang menunjukkan fasa yang didominasi unsur silikon dan gradasi warna abu gelap menunjukkan fasa yang didominasi unsur karbon dan porositas ditunjukkan dengan warna hitam. Kapasitas panas komposit memiliki trend seperti kapasitas panas kristal SiC, namun menunjukkan adanya eksitasi fonon yang menunjukkan kemungkinan fasa amorf atau adanya porositas pada komposit. Pada rentang temperatur 300 – 700 K nilai kapasitas panas berkisar antara 400 hingga 1300 J/Kg.K. Konduktivitas panas komposit berkisar antara 4 hingga 6 W/m.K untuk komposit tanpa serbuk SiC dan berkisar antara 8 hingga 14 W/m.K untuk komposit yang ditambahkan dengan serbuk SiC. Kata Kunci : komposit, nonwoven, PIP, termofisika

ANALISIS KOMPOSISI BAHAN DAN SIFAT TERMAL PADUAN AlMgSi-1 TANPA BORON HASIL SINTESIS UNTUK KELONGSONG ELEMEN BAKAR REAKTOR RISET Masrukan, .; Aslina Br. Ginting
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 (248.343 KB)

ABSTRAK ANALISIS KOMPOSISI BAHAN DAN SIFAT TERMAL PADUAN AlMgSi-1 TANPA BORON HASIL SINTESIS UNTUK KELONGSONG ELEMEN BAKAR REAKTOR RISET. Telah dilakukan analisis komposisi bahan dan sifat termal pada paduan AlMgSi-1 hasil sintesis untuk bahan baku kelongsong elemen bakar reaktor riset. Analisis komposisi bahan dilakukan dengan menggunakan AAS sedangkan analisis termal menggunakan DTA dan DSC. Hasil pengujian komposisi menunjukkan bahwa sebagian besar unsur yang terkandung di dalam semua sampel masih memenuhi spesifikasi untuk kelongsong elemen bakar reaktor riset. Sampel kedua dengan komposisi 0,45% Mg dan 1,64% Si lebih mendekati spesifikasi. Dari hasil pengujian titik lebur dan panas jenisnya terlihat bahwa semua sampel yang diuji masih memenuhi spesifikasi kelongsong elemen bakar reaktor riset. Pengujian panas jenis dilakukan dari temperatur 50 °C sampai 400 °C. Dari semua sampel yang diuji terlihat bahwa kenaikan temperatur pemanasan akan menaikkan harga panas jenisnya. Sampel kedua mempunyai temperatur lebur tertinggi (659,12 °C) tetapi panas jenis terendah (0,58 J/kg °C) pada temperatur 120 °C. KATA KUNCI: AlMgSi-1, Sintesis, Tanpa boron, Komposisi bahan, Titik lebur, Panas jenis ABSTRACT ANALYSES OF COMPOSITION AND THERMAL PROPERTIES OF SYNTHESIZED AlMgSi-1 ALLOY WITHOUT BORON FOR THE FUEL ELEMENT CLADDING OF RESEARCH REACTOR. Analyses of material composition and thermal properties of synthesized AlMgSi-1 alloys as material for fuel element cladding of research reactor have been conducted. The analysis of material composition was performed using AAS, while thermal analysis using DTA and DSC. The results of material composition testing showed that most of the elements contained in all samples meet the fuel element cladding specification. The second sample with a composition of 0.45%Mg and 1.45%Si is closer in agreement with the specification. From the results of melting temperature and heat capacity testing, it can be seen that all samples tested conform to the fuel element cladding specification. Heat capacity testing was carried out from 50 °C to 400 °C. From all samples tested, the results indicate that increasing heating temperature will increase heat capacity value. The second sample has the highest melting temperature (659.12 °C) but the lowest heat capacity (0.58 J/kg °C) at temperature of 120 °C. FREE TERMS: AlMgSi-1, Synthesis, Without boron, Material composition, Melting point, Heat capacity

PEMBUATAN DAN KARAKTERISASI PADUAN UMo SEBAGAI KANDIDAT BAHAN BAKAR NUKLIR TIPE DISPERSI Supardjo .; Masrukan .
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 (1548.819 KB)

ABSTRAK PEMBUATAN DAN KARAKTERISASI PADUAN UMo SEBAGAI KANDIDAT BAHAN BAKAR NUKLIR TIPE DISPERSI. Dalam rangka pengembangan bahan bakar dispersi UMo-Al berpengayaan rendah (< 20% 235U) telah dilakukan pembuatan paduan UMo kadar 7, 8, 9, 10 dan 11% Mo. Paduan UMo dibuat dengan teknik peleburan di dalam tungku busur listrik bermedia gas argon dengan tekanan 0,6 bar. Peleburan setiap paduan dilakukan 5 kali dan ingot yang diperoleh dibuat serbuk dengan cara mekanik (penumbukan). Hasil uji menunjukkan bahwa ingot sangat ulet, mikrostruktur pada bagian dekat pendingin memanjang dan bagian tengah membesar, sedangkan kekerasan cenderung naik dengan meningkatnya kadar Mo. Keuletan ingot menyebabkan pembuatan serbuk dengan cara penumbukan sulit dan serbuk yang dihasilkan berbentuk pipih. Data uji difraksi sinar-X menunjukkan bahwa pada komposisi 7% Mo didominasi fase αU dan pada 11% didominasi oleh fase δ2-U2Mo. Fase α-U yang mempunyai struktur kristal ortorombik terdapat pada sudut 2θ masing-masing sebesar 26,9o; 33,9º; 38,8o; 52,9o dan 78,4o serta pada bidang 011, 020, 110, 121 dan 211 sedangkan fase δ2-U2Mo muncul pada sudut 2θ sebesar 28,02o; 37,02o; 38,10o; 53,60o dan 67,36o serta pada bidang 101, 110, 203, 200 dan 213. Kualitas ingot UMo hasil peleburan cukup baik, meski mengalami kesulitan dalam membuat serbuk dengan penumbukan. Oleh karena itu perlu dipilih metode proses pembuatan serbuk yang sesuai. KATA KUNCI: Paduan UMo, Bahan bakar tipe dispersi, Difraksi sinar-X, Kristal ortorombik ABSTRACT PRODUCTION AND CHARACTERIZATION OF UMo ALLOY AS CANDIDATE OF NUCLEAR FUEL DISPERSION TYPE. In order to develop low enrichment (< 20% 235U) UMo-Al dispersion fuel, experiment has been conducted to prepare UMo alloy with 7, 8, 9, 10 and 11% Mo respective ly. Each UMo alloy was prepared by arc melt technique in argon gas medium. The melting of every alloy was performed 5 times, and then the alloys were powdered by mechanical method (grinding and milling). Examination of the results showed that the alloys were very ductile, microstructures of the areas near the cooling were stretched lengthwise while the middle parts enlarged, and the hardness had a tendency to increase with increasing Mo content. The ductility of the ingots caused difficulty in powder production by grinding and milling, and the produced powder was flat in form. Examination of X-ray diffraction data indicated that at 7% composition the alloy was dominated by αU phase and at 11% Mo composition by δ2-U2Mo. The αU phase with orthorombic crystal structure was observed at angle 2θ of 26.9o, 33.9º, 38.8o, 52.9o and 78.4o as well as in the planes of 011, 020, 110, 121 and 211 whereas the δ2-U2Mo phase appeared at angle 2θ of 28.02o, 37.02o, 38.10o, 53.60o and 67.36o in the planes of 101, 110, 203, 200 with 213. The quality of UMo alloy obtained by melting was quite satisfactory despite difficulties encountered in preparing the powder by grinding and milling. Therefore, it is necessary to choose a reliable manufacturing process. FREE TERMS: UMo alloy, Dispersion fuel, X-ray diffraction, Orthorhombic crystal

PENGARUH JENIS ADSORBEN DAN KONSENTRASI URANIUM TERHADAP PEMUNGUTAN URANIUM DARI LARUTAN URANIL NITRAT Ratih Langenati; Rachmad Mordiono M; Deni Mustika; Bangun Wasito; Ridwan .
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 (379.784 KB)

ABSTRAK PENGARUH JENIS ADSORBEN DAN KONSENTRASI URANIUM TERHADAP PEMUNGUTAN URANIUM DARI LARUTAN URANIL NITRAT. Kegiatan ini dilakukan untuk mengetahui kapasitas serap optimum adsorben terhadap uranium dan unjuk kerja adsorben dalam simulasi efluen proses dalam hal ini adalah larutan uranil nitrat. Parameter yang diteliti adalah konsentrasi Uranium dalam uranil nitrat dan jenis adsorben. Adsorben yang digunakan adalah komposit magnet (KM), magnet (M), karbon aktif (KA). Analisis perubahan konsentrasi Uranium dilakukan dengan menggunakan spektrometri UV-Vis. Hasil penelitian menunjukkan bahwa model persamaan kesetimbangan mengikuti model isotherm adsorpsi Langmuir sebesar: qm (mg/g)KM = 90,909; qm (mg/g)M = 50; qm (mg/g)KA = 41,66. Adsorben yang paling efektif dalam menyerap Uranium adalah komposit magnet. Kapasitas serap optimum adsorben tersebut dicapai pada saat terjadi kesetimbangan yang mana jumlah adsorbat yang diserap berada pada nilai maksimum. Kapasitas serap optimum komposit magnet berada pada konsentrasi 100 ppm dengan qe sebesar 92,923 mg/g adsorben; konsentrasi 125 ppm untuk magnet (Fe3O4), qe sebesar 47,591 mg/g adsorben dan konsentrasi 125 ppm untuk karbon aktif, qe sebesar 34,939 mg/g adsorben. Nilai energi adsorpsi komposit magnet sebesar 0,851 kJ/mol ; energi adsorpsi magnet sebesar 4,664 kj/mol dan energi adsorpsi karbon aktif sebesar 7,882 kJ/mol. Dengan menggunakan mikroskop electron dapat diketahui ukuran partikel dari komposit magnet, magnet dan karbon aktif sekitar 10μm. Kata kunci: komposit magnet, magnet (Fe3O4), karbon aktif, konsentrasi uranium dalam efluen proses, kesetimbangan adsorpsi. ABSTRACT THE EFFECT ADSORBENT VARIATION AND URANIUM CONCENTRATION FOR URANIUM ADSORPTION FROM EFFLUENT PROCESS. Research The Effect of Variation Adsorbent and Concentration of Uranium Towards The Uranium Adsorption from Effluent Process has been carried out. The purpose of this research is to determine the optimum adsorption capacity of uranium adsorbent and adsorbent performance in effluent process. The variables to be analyzed is concentration of effluent process and kind of adsorbent. This research using adsorbent which is the result of PTBIN – BATAN research with BBCA (II) code. The analysis are conducted by using UV-Vis spectrometry. The result of this research shows that adsorption constancy equation model follow isotherm adsorption of Langmuir model : qm (mg/g) magnet composite = 90,909; qm (mg/g) magnet = 50; qm (mg/g) activated carbon = 41,66. The most effective adsorbent to adsorp uranium is magnet composite. The optimum adsorption capacity reached when the adsorbent amount which is adsorp in the maximum value. The optimum adsorp capacity of magnet composite in concentration 100 ppm with qe = 92.923 mg/g adsorbent; concentration 125 ppm for magnet, qe = 47.591 mg/g adsorbent and concentration 125 ppm for activated carbon, qe = 34.939 mg/g adsorbent. The value of adsorption energy is 0,851 kj/mol for magnet composite; 4,664 kj/mol for magnet and 7,882 kj/mol for active carbon. By using SEM, the size of particle can be known. Magnet composite have 10μm; magnet have 10μm and activated carbon have 10μm.. Keywords : magnet composite, magnet (Fe3O4), activated carbon, concentration of effluent process, adsorption equation

Pemungutan isotop hasil fisi 137Cs dan unsur bermassa berat dari bahan bakar U3Si2-Al paska iradiasi Arif Nugroho; Boybul Boybul; Aslina Boru Ginting
Jurnal Teknologi Bahan Nuklir Vol 10, No 1 (2014): Januari 2014
Publisher : PTBN - BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (637.078 KB)

Abstrak Telah dilakukan pemungutan dan analisis isotop 137Cs dengan unsur bermassa berat yang terkandung di dalam pelat elemen bakar (PEB) U3Si2-Al paska iradiasi. Tujuan dilakukannya pemungutan adalah untuk mendapatkan kandungan isotop 137Cs , 235U dan 239Pu di dalam PEB U3Si2-Al paska iradiasi untuk selanjutnya dapat digunakan dalam perhitungan burn up. Pemungutan dilakukan dengan metode penukar kation menggunakan zeolit Lampung. Larutan U3Si2-Al paska iradiasi dipipet sebanyak 150 µL dan dimasukkan ke dalam 4 (empat) buah vial. Ke dalam masing-masing vial tersebut ditambahkan zeolit Lampung dengan variasi berat 300, 400, 500 dan 600 mg. Selanjutnya dilakukan proses penukar kation dengan pengocokan selama 1 jam menggunakan shaker dengan kecepatan 20 rpm dan didiamkan selama 24 jam. Hasil proses penukar kation menunjukkan terpisahnya paduan 137Cs-zeolit sebagai fasa padat dengan isotop U dan Pu sebagai unsur bermassa berat (heavy element, HE) dalam fasa cair. Padatan 137Cs-zeolit kemudian ditimbang dan dianalisis dengan spektrometer-g sehingga diperoleh kandungan isotop 137Cs. Untuk mengetahui kandungan isotop U dan Pu sebagai HE di dalam fasa cair dilakukan pemipetan supernatan sebanyak 250 µL dan dikenakan proses elektrodeposisi menggunakan media buffer (NH4)2SO4 1M pada kondisi kuat arus 1,2 Ampere dengan jarak elektroda 10 mm selama 2 jam. Selanjutnya dilakukan pengukuran dan analisis isotop U dan Pu menggunakan spektrometer-a. Hasil pengukuran menunjukkan bahwa zeolit Lampung dengan berat 500 mg adalah berat optimum untuk memungut isotop hasil fisi (137Cs) dari HE. Kandungan isotop 137Cs diperoleh sebesar 0,0118 µg , isotop 235U sebesar 0,3110 µg dan unsur HE sebesar 1,5611 µg dengan deviasi pengukuran sebesar 0,00001 µg. Kata kunci: Pemisahan, U3Si2-Al paska iradiasi, isotop, zeolit, spektrometer-a/g Abstract It has been done a recovery and analysis of 137Cs isotope and heavy elements which are present in the irradiated U3Si2-Al fuel plates. The recovery is carried to obtain composition of 137Cs, 235U and 239Pu isotopes which will be used for burn up calculation. The recovery has been done by cation exchange method with Lampung zeolites. About 150 µL of irradiated U3Si2-Al fuel plates solution has been taken and being placed into 4 vials. Moreover, a number of Lampung zeolites have been added into each vial with a variation of weight about 300, 400, 500 and 600 mg. A process of cation exchange has been carried out with a shaker at 200 rpm for 60 minutes and left it for 24 hours. The result of cation exchange process has indicated that there is separation between 137Cs-zeolite and U-Pu which present in the liquid phase. The 137Cs-zeolite are then weighed and analysed using a spectrometer-alpha. The analysis of U and Pu in the liquid phase has been done by taking 250 µl of supernatant solution and being processed with electrodeposition by using buffer media of (NH4)2SO4 1 M with a current of 1.2 Ampere and electrode’s distance at 10 mm for 2 hours. After the electrodeposition process, the solution has been analysed using spectrometer alpha to obtain the composition of U and Pu isotopes. The results show that the optimum weight of Lampung Zeolites for the separation from heavy elements in irradiated fuel plates is 500 mg. Furthermore, it has been obtained 137Cs about 0.0118 µg, 235U 0.3110 µg and heavy elements 1.5611 µg with a measurement deviation about 0.00001 µg. Keywords: Separation, solution of U3Si2-Al fuel plate irradiated, isotopes, zeolites a/g spectrometre

PENGARUH PERLAKUAN PANAS PADA REGANGAN DAN TEGANGAN SISA PADUAN Zr-1%Sn-1%Nb-1%Fe Sugondo .; Futichah .
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 (533.044 KB)

ABSTRAK PENGARUH PERLAKUAN PANAS PADA REGANGAN DAN TEGANGAN SISA PADUAN Zr-1%Sn-1%Nb-1%Fe. Telah dilakukan karakterisasi pengaruh perlakuan panas pada regangan dan tegangan sisa paduan Zr-1%Sn-1%Nb-1%Fe dengan metode difraksi sinar-X. Sintesa paduan menggunakan teknik peleburan. Sampel dipanaskan pada suhu 1100 °C selama 2 jam, diikuti quenching dalam air. Kemudian sampel dibersihkan dan dipanaskan pada suhu 500, 600, 700 dan 750 °C selama 2 jam. Sampel dipoles sampai grid 1200 mesh untuk menghilangkan oksida selama proses berlangsung. Identifikasi kristal dilakukan dengan difraksi sinar-X. Pembuatan difraktogram menggunakan alat JEOL-DX-GERP-12 dengan spesifikasi sebagai berikut: tube Cu, filter Ni, tegangan 36 kV, arus 20 MA dan laju 2 °/menit. Transformasi pemanasan Zr-1%Sn1%Nb-1%Fe cenderung mengarah pada bidang (002) dan (101). Pada suhu pemanasan 750 °C, bidang (110) dan (103) dalam Zr-1%Sn-1%Nb-1%Fe lenyap. Pemilihan suhu pemanasan Zr-1%Sn-1%Nb-1%Fe dapat ditentukan dengan mengidentifikasi jarak kisi bidang (002), (101) dan (102) sampel uji. Jika jarak kisi sama dengan jarak kisi sampel referensi berturut-turut 2,575; 2,460; dan 1,894 Å, maka suhu pemanasan sudah tepat. Pemanasan paduan Zr-1%Sn-1%Nb-1%Fe menghasilkan tarikan pada arah radial dan kompresi pada arah aksial. Suhu pemanasan paduan Zr-1%Sn-1%Nb-1%Fe pada 700 °C menghasilkan regangan dan tegangan sisa maksimum. Harga regangan dan tegangan sisa minimum menunjukkan ketepatan suhu pemanasan Zr-1%Sn-1%Nb-1%Fe. KATA KUNCI: Regangan sisa, Tegangan sisa, Paduan Zr-1%Sn-1%Nb-1%Fe, Difraksi sinar-X, Zircaloy, PWR ABSTRACT EFFECT OF HEAT TREATMENT ON MICROSTRAIN AND MICROSTRESS OF Zr-1%Sn-1%Nb-1%Fe ALLOY. Characterization of heat treatment effect on microstrain and microstress of Zr-1%Sn-1%Nb-1%Fe alloy had been conducted using X-ray diffraction. The alloy was prepared using arc melting furnace. The samples were heated at 1100 °C for 2 hours, followed by quenching in water. Afterward the samples were cleaned and heated at 500, 600, 700 and 750 °C for 2 hours. The samples were polished using grid 1200 mesh to eliminate the oxide which was formed during the process. The samples were exposed to X-ray diffraction to identify the parameter of crystals. The diffractograms were obtained from JEOL-DX-GERP-12 using Cu target, Ni filter, voltage 36 kV, current 20 MA, and speed 2 °/min. The heating transformation of Zr-1% Sn-1%N b1%Fe tended towards (002) and (101) planes. The (110) and (103) planes of Zr-1% Sn1% Nb-1%Fe were disappeared by heating at temperature of 750 oC. Determination of heating temperature of Zr-1% Sn-1% Nb-1% Fe could be determined by identifying the lattice spacings of (002), (101), and (102) planes. If the lattice spacings match those of the reference, which are 2.575, 2.460, and 1.894 Å respectively, the heating temperature is correct. Heating of Zr-1% Sn-1% Nb-1% Fe alloy resulted in tension in radial direction and compression in axial direction. The heating temperature of Zr-1% Sn-1% Nb-1% Fe alloy at 700 °C yielded maximum strain and residual stress. Minimum strain and residual stress indicated correct heating temperature of Zr-1%Sn-1%Nb-1%Fe alloy.FREE TERMS: Microstrain, Microstress, Zr-1%Sn-1%Nb-1%Fe alloy, X-ray diffraction, Zircaloy, PWR

A STUDY ON PREPARATION AND HYDRIDING OF -Mg2Al3 AND -Mg17Al12 Hadi Suwarno
Jurnal Teknologi Bahan Nuklir Vol 5, No 2 (2009): Juni 2009
Publisher : PTBN - BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (810.041 KB)

ABSTRACT A Study on Preparation and Hydriding OF b-Mg2Al3 AND g-Mg17Al12. The mechanism of the synthetic formation of b-Mg2Al3 and g-Mg17Al12 has been studied. Mechanical alloying of Mg and Al powders with the atomic ratio of Mg:Al = 2:3 in toluene solution yields b-Mg2Al3 compound after milling for 30 h. The g-Mg17Al12 can be formed by heating the b-Mg2Al3 at 430 °C under high vacuum. The measured hydrogen capacities of b-Mg2Al3 and g-Mg17Al12 as hydrided at 300 °C are 3.2 and 4.9 wt%, respectively. Microstructure of the Mg-Al specimen shows that on hydriding at 300 °C the polygonal shape of the g-Mg17Al12 changes into irregular shapes which are composed of g-MgH2 and Al. FREE TERMS: mechanical Alloying, Mg-Al compounds, hydriding ABSTRAK STUDI PENYIAPAN DAN HIDRIDING b-Mg2Al3 DAN g-Mg17Al12. Mekanisme pembuatan b-Mg2Al3 dan g-Mg17Al12 telah dipelajari. Pemaduan mekanik serbuk Mg dan Al dengan perbandingan atomik Mg:Al = 2:3 dalam larutan toluena menghasilkan senyawa b-Mg2Al3 setelah penggerusan selama 30 jam. g-Mg17Al12 dapat terbentuk dengan pemanasan b-Mg2Al3 pada suhu 430 °C dalam vakum tinggi. Kapasitas hidrogen terukur dari b-Mg2Al3 dan g-Mg17Al12 terhidrisasi pada suhu 300 °C adalah berturut-turut 3,2 dan 4,9% berat. Mikrostruktur dari spesimen Mg-Al menunjukkan bahwa sewaktu hidriding pada suhu 300 °C bentuk poligonal dari g-Mg17Al12 berubah menjadi tak beraturan yang terdiri dari g-MgH2 dan Al. KATA KUNCI: pemaduan mekanik, senyawa Mg-Al, hidriding

PEMBESARAN UKURAN BUTIR UO2 DENGAN PENAMBAHAN DOPAN UNTUK MENGURANGI PELEPASAN GAS FISI Futichah .; Tri Yulianto
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 (494.024 KB)

ABSTRAK PEMBESARAN UKURAN BUTIR UO2 DENGAN PENAMBAHAN DOPAN UNTUK MENGURANGI PELEPASAN GAS FISI. Penelitian ini bertujuan untuk mendapatkan korelasi penambahan dopan Cr2O3 terhadap densitas dan ukuran butir pada pelet sinter UO2 . Pengompakan serbuk UO2 disebut pelet mentah dan berbentuk silindris. Pelet mentah UO2 mempunyai rapat massa sekitar 45-55% TD. Penyinteran dilakukan menggunakan atmosfir tertentu sebagai media penyinteran atau dengan sistem vakum. Atmosfir penyinteran dapat berupa uap (steam) atau gas seperti H2, Ag, CO2, N2, dan gas amoniak(NH3). Penyinteran pelet UO2 dilakukan menggunakan atmosfir H2 pada temperatur 1600oC-1700oC sedangkan lamanya berada pada temperatur puncak (soacking time) adalah 2-4 jam. Hasil dari penyinteran pelet UO2 disebut pelet sinter UO2 dan mempunyai rapat massa sekitar 94%-97% TD. Penambahan dopan Cr2O3 ke dalam serbuk UO2 dapat menaikan densitas dan memperbesar ukuran butir pada pelet sinter UO2 sehingga dapat menghasilkan pelet yang memenuhi kerja elemen bakar nuklir lebih tinggi yang menyebabkan umur pakai elemen bakar menjadi lebih lama. Penambahan dopan Cr2O3 dapat menaikan densitas pellet UO2 dari 10,58-10,77 g/cm3 pada variasi 0-0,9% berat dopan Cr2O3. Sedangkan ukuran butir pellet UO2 diperoleh 4,6-73,6µm. Pelepasan gas fisi turun dengan meningkatnya besar butir UO2 di dalam pelet dan pada besar butir tertentu pelepasan gas fisi mencapai optimum. Kata Kunci: ukuran butir UO2, dopan Cr2O3, pelepasan gas fisi, densitas pelet UO2,korelasi ukuan butir dan pelepasan gas fisi. ABSTRACTENHANCEMENT OF UO2 GRAIN SIZE BY DOPANT ADDITION FOR REDUCING FISSION GAS RELEASE. The objective of this research was to get correlation between densities and grain size in UO2 sinter pellet after added by Cr2O3 dopant.. The benefit was to give an alternative information about increasing product quality of UO2 fue and to get information as referenses of nuclear fuels which is used to enhance reactor operarion performence that related to fission product release so that meet to Advanced Fuel Cycle initiative.The compacting of UO2 powder was called green pellets and the shape was cylindrical. The UO2 green pellet had the mass density of 45-55% TD. The sintering was done in spesific atmosphere and in vacuum condtion. The sintering atmosphere could be steam, H2, Ar, CO2, N2 or NH3. The UO2 sinter pellet was done using H2 atmosphere at temperature of 1600 -1700 oC inthe soaking time at 2-4 hours. The UO2 sinter pellet had density 94 - 97% TD. The Cr2O3 dopant addition in UO2 powder increased density and grain size of UO2 sinter pellet. So that resulted pellet which fullfiled the higher performence of nuclear fuel and the enhancement of UO2 grain size in the pellet and at the given grain size the fission gas was optimum. Keywords: UO2 grain size, Cr2O3 dopant, fission gas relese, UO2 pellet density, grain size , fission gas releaselonger live time. The dopant addition increased the UO2pellet density from 10,58-10,77 g/cm3 in variation of 0-0,9%. The sinter UO2 pellet had grain size of 4,6-73,6µm. The fission gas release decreased with

PREDIKSI TEBAL LAPISAN KOROSI PELAT ELEMEN BAKAR REAKTOR SERBA-GUNA G.A. SIWABESSY Suwardi .
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 (91.826 KB)

ABSTRAK PREDIKSI TEBAL LAPISAN KOROSI PELAT ELEMEN BAKAR PADA REAKTOR SERBA-GUNA G.A. SIWABESSY. Prediksi tebal lapisan korosi melengkapi analisis kinerja dan keselamatan reaktor karena lapisan tersebut menurunkan nilai hantaran panas kelongsong. Prediksi ini dilakukan untuk kondisi rerata dan kondisi realistik menggunakan model kinetika korosi homogen berdasar pendekatan empirik dengan memperhitungkan waktu operasi (t), derajat keasaman air (pH), kecepatan alir air (v), temperatur dinding (T), dan fluks termal (q) dengan model korosi Y.S.-KIM. Untuk itu telah dilakukan perhitungan simulasi reaktor dengan pendingin air bebas mineral dan pH 5, dengan beberapa variasi pengoperasian. Simulasi dilakukan selama 100 hari terbagi dalam 4 siklus dengan suhu dan fluks tetap setiap langkah waktu sebesar 100 jam. Data pengoperasian dan sifat fisis adalah fluks q = 3,8 MW/m2, kecepatan pendingin v = 7,6 m/det, dan konduktivitas termal k(T) = 1,2538×105 exp(-5913/T). Prediksi mendapatkan tebal lapisan korosi yang naik seiring dengan waktu operasi walaupun pada operasi dengan suhu dan fluks menurun. Pengaruh fluktuasi suhu dan fluks sebesar 5% dari nilai rerata tidak banyak berpengaruh pada ketebalan lapisan, sementara kenaikan temperatur 25 °C cukup meningkatkan ketebalan lapisan korosi.KATA KUNCI: Korosi homogen, Tebal lapisan, Model, Komponen Aluminum, Air bebas mineral ABSTRACTPREDICTION OF LAYER THICKNESS OF CORROSION PRODUCT ON FUEL PLATE OF RS-GAS REACTOR. The prediction of layer thickness completes the analyses of reactor’s performance and safety as the layer decreases the heat transfer across the tube wall. The prediction has been executed for average and realistic conditions using Y.S.-KIM corrosion model that takes into account the operation time (t), pH, coolant velocity (v), temperature (T) and heat flux (q). Corrosion layer computation has been performed for reactor cooled by demineralized water at pH 5, with a few operating variations. The simulation was conducted for 100 days divided into 4 cycles at constant temperature and flux, with each period of 100 h. Opeation data and physical properties are flux q = 3.8 MW/m2, coolant velovity v = 7.6 m/s, and thermal conductivity k(T) = 1.2538×105.exp(-5913/T). The prediction shows that the layer thickness increases with operation time, although the temperature and flux decrease with time. A fluctuation of about 10 K and 5% of the average flux does not have significant effect on the corrosion layer, while the increase of temperature of 25 oC increases the layer thickness. FREE TERMS: General corrosion, Model, Aluminium, Demineralized water, Layer thickness.

PENENTUAN DENSITAS, LUAS PERMUKAAN DAN RASIO O/U HASIL PROSES REOKSIDASI-REDUKSI BAHAN BAKAR NUKLIR Sigit .; Haryono Setyo Wibowo; Ghaib Widodo; M. Setyadji; Triyono .
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 (277.415 KB)

ABSTRAK PENENTUAN DENSITAS, LUAS PERMUKAAN DAN RASIO O/U HASIL PROSES REOKSIDASI-REDUKSI BAHAN BAKAR NUKLIR. Telah dilakukan proses reoksidasi-reduksi bahan bakar nuklir (UO2+ZrO2) dengan tujuan untuk mendapatkan spesifikasi serbuk (U3O8+ZrO2) setelah oksidasi dan serbuk (UO2+ZrO2) setelah reduksi, yaitu densitas nyata dan ketuk, luas permukaan dan rasio O/U. Konsentrasi ZrO2 sebagai hasil fisi simulasi dalam bahan bakar nuklir divariasi sebesar 0; 0,2; 0,4; dan 0,6%. Bahan bakar nuklir (UO2+ZrO2) hasil proses oksidasi-reduksi siklus ke-1 dioksidasi (oksidasi ke-2) di dalam tungku kalsinasi pada suhu 400 °C selama 2 jam. Serbuk yang diperoleh yaitu (U3O8+ZrO2) dan densitasnya ditentukan. Serbuk (U3O8+ZrO2) ini kemudian direduksi dengan gas H2 (reduksi ke-2) di dalam tungku reduksi pada suhu 850 °C selama 2 jam. Serbuk yang diperoleh adalah (UO2+ZrO2) dan ditentukan densitas nyata dan ketuk, luas permukaan dan rasio O/U. Percobaan diteruskan dengan oksidasi untuk yang ke-3, reduksi ke-3, oksidasi ke-4 dan reduksi ke-4 secara berkelanjutan dan serbuk yang diperoleh pada setiap proses tersebut dikarakterisasi. Hasil percobaan menunjukkan bahwa banyaknya ZrO2 dalam bahan bakar nuklir mempengaruhi karakteristik serbuk UO2 sebagai produk dari proses reoksidasi-reduksi. Semakin besar kandungan ZrO2 dalam bahan bakar nuklir akan memperkecil densitas nyata/ ketuk dan luas permukaan specifik serbuk, sedangkan rasio O/U bertambah besar. KATA KUNCI: bahan bakar nuklir, (UO2+ZrO2), (U3O8+ZrO2), densitas, luas permukaan serbuk, rasio O/U ABSTRACT DETERMINATION OF DENSITY, SURFACE AREA, AND O/U RATIO OF NUCLEAR FUEL FROM REOXIDATION-REDUCTION PROCESS. Reoxidation-reduction of nuclear fuel (UO2+ZrO2) has been conducted in order to obtain specifications for the (U3O8+ZrO2) powder after oxidation and the (UO2+ZrO2) powder after reduction, which include apparent and tap density, surface area and O/U ratio. The ZrO2 concentration as the simulated fission product in the nuclear fuel was varied at 0, 0.2, 0.4 and 0.6%. The (UO2+ZrO2) nuclear fuel obtained from the oxidation-reduction process in the first cycle was oxidized (2nd oxidation) in a calcination furnace at a temperature of 400 oC for 2 hours. The powder obtained was (U3O8+ZrO2) and its density was determined. The (U3O8+ZrO2) powder was then reduced using H2 gas (2nd reduction) in a reduction furnace at a temperature of 850 oC for 2 hours. The powder obtained was (UO2+ZrO2) and its density, surface area and O/U ratio were determined. The experiments continued to 3rd oxidation, 3rd reduction, 4th oxidation and 4th reduction and the powder obtained from each process was characterized. The experiments showed that ZrO2 content in the UO2 nuclear fuel influenced the characteristics of the UO2 powder as the product of reoxidation-reduction process. As ZrO2 content in the nuclear fuel increased, the apparent/tap density and the specific surface area of the powder decreased whereas the O/U ratio increased FREE TERMS: nuclear fuel, (UO2+ZrO2), (U3O8+ZrO2), density, powder surface area, O/U ratio

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