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
Urania Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir
Published by Badan Tenaga Nuklir Nasional
ISSN : -     EISSN : -     DOI : -
Core Subject : Science,
Materials Science & Nanotechnology
Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir URANIA adalah wahana informasi tentang daur bagan bakar nuklir yang berisi hasil penelitian, pengembangan dan tulisan ilmiah terkait. terbitan pertama kali pada tahun 1995 dengan frekuensi terbit sebanyak empat kali dalam setahun yakni pada bulan Januari, April, Juli dan Oktober.
Arjuna Subject : -
Articles 6 Documents
 1 
Search results for , issue "Vol 18, No 3 (2012): Oktober 2012" : 6 Documents clear
ANALISIS POLA DIFRAKSI PADA INGOT PADUAN Zr-1%Sn-1%Nb-0,1%Fe DAN Zr- 1%Sn-1%Nb-0,1%Fe-0,5%Mo Jan Setiawan; . Futichah
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 18, No 3 (2012): Oktober 2012
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2012.18.3.302

Abstract

ANALISIS POLA DIFRAKSI PADA INGOT PADUAN Zr-1%Sn-1%Nb-0,1%Fe DAN Zr-1%Sn-1%Nb-0,1%Fe-0,5%Mo. Penambahan unsur pemadu serta perlakuan mekanik dan termal pada logam paduan berbasis zirconium, sangat berpengaruh terhadap struktur mikro yang terbentuk pada paduan tersebut. Oleh karena itu analisis pola difraksi yang terkait dengan struktur mikro paduan sangat penting untuk dilakukan. Analisis pola difraksi telah dilakukan untuk mempelajari karakteristik mikrostruktur ingot paduan zirlo (Zr-1%Sn-1%Nb-0,1%Fe) dan zirlo-Mo (Zr-1%Sn-1%Nb-0,1%Fe-0,5%Mo). Analisis dilakukan terhadap pola difraksi ingot awal dari kedua paduan dan yang telah mengalami proses  β-quenching serta perolan panas. Analisis pola difraksi ini adalah untuk mempelajari pengaruh proses perlakuan β-quenching, rol panas serta penambahan Mo pada paduan zirlo terhadap perubahan orientasi bidang, microstrain serta besaran rerata ukuran domain terboboti volume (ukuran kristalit). Ingot logam zirlo dan zirlo-Mo yang telah dipotong, serta cuplikan hasil perlakuan β-quenching dan perolan panas dilakukan preparasi untuk mendapatkan benda uji kristalografi. Hasil yang diperoleh menunjukkan bahwa proses β-quenching dan perolan panas memberikan pengaruh terhadap orientasi bidang, microstrain dan besaran rerata ukuran domain terboboti volume. PROFILE LINE DIFFRACTION ANALYSIS OF Zr-1%Sn-1%Nb-0,1%Fe AND Zr-1%Sn-1%Nb-0,1%Fe-0,5%Mo ALLOYS. The addition of alloying  elements  as well as mehanical and thermal treament to metal zirconium based alloys have significant effects on the microstructure of the alloys. Analysis of profile line diffraction associated with alloys microstructure is therefore important to be done.  In this research, profile line diffraction has been done to study the characteristic of zirlo (Zr-1%Sn-1%Nb-0,1%Fe) and zirlo-Mo (Zr-1%Sn-1%Nb-0,1%Fe- 0,5%Mo) ingot alloys.  Diffraction pattern analysis was done to both initial ingots and alloys which have undergone β-quenching and hot rolled process.  Diffraction pattern analysis is aimed to study the effect of β-quenching, hot rolled process and the addition of Mo on changes on plane orientation, microstrain and the average volume-weighted domain size (crystallite size).  Cuts of  zirlo and zirlo-Mo and  samples of β-quenching and hot rolled process alloys were used for the preparation of crystallography specimens.  The analysis results show that β-quenching and hot rolled process have influenced the plane orientation, microstrain and its average volume-weighted domain size.
PENGARUH DENSITAS URANIUM PADA PROSES PEMBUATAN PELAT ELEMEN BAKAR DISPERSI U-7Mo/Al DAN U-7Mo/Al-Si . Supardjo; Agoeng Kadarjono; Maman Kartaman; . Boybul
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 18, No 3 (2012): Oktober 2012
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2012.18.3.316

Abstract

PENGARUH DENSITAS URANIUM PADA PROSES PEMBUATAN PELAT ELEMEN BAKAR  DISPERSI U-7Mo/Al dan U-7Mo/Al-Si. Penelitian ini dilakukan dalam rangka mendapatkan data pengaruh proses pengerolan terhadap karakteristik produk PEB U-7Mo/Al dan U-7Mo/Al-Si densitas uranium 3,6 dan 6,0gU/cm3. Lingkup penelitian meliputi pembuatan inti elemen bakar/IEB dan pelat elemen bakar/PEB U-7Mo/Al dan U-7Mo/Al-Si serta pengujian yang meliputi: strukturmikro, kekerasan dan tebal kelongsong PEB. Pengujian strukturmikro pelat AlMg2 dan AlMgSi1 sebagai kelongsong dan PEB U-7Mo/Al dan U-7Mo/Al-Si dilakukan dengan teknik metalografi, sedangkan kekerasan kelongsong dan meat PEB dengan uji kekerasan vickers. Serbuk U-7Mo yang digunakan sebagai bahan bakar memiliki diameter partikel dengan komposisi -150 µm   + 44 µm = 93,2% dan -44 µm =  6,8%. Hasil uji/analisis serbuk U-7Mo memiliki kadar U= 92,926% dan densitas 15,84 g/cm3 dan densitas matriks Al 2,7 g/cm3. Komposisi serbuk U-7Mo dan matriks Al/Al-Si untuk membuat inti elemen bakar/IEB.U-7Mo/Al dan U-7Mo/Al-Si dimensi 25x15x3,15 mm densitas 3,6 dan 6,0gU/cm3 dilakukan dengan perhitungan. Hasil hitung komposisi U-7Mo =  4,4009 g dan matriks Al/Al-Si = 2,0104 g untuk densitas uranium 3,6gU/cm3 serta U-7Mo = 7,3349 g dan matriks Al/Al-Si =1,5101 g untuk densitas uranium 6,0 gU/cm3 dan pengepresan tekanan 15 bar diperoleh ketebalan 3,00 mm dan 3,13 mm. IEB.U-7Mo/Al dan U-7Mo/Al-Si bersama frame dan cover dirakit menjadi paket rol, kemudian dirol panas pada temperatur 425oC untuk kelongsong AlMg2 dan 450oC untuk kelongsong AlMgSi1 dilanjutkan rol dingin hingga ketebalan 1,40 mm. Pelat elemen bakar hasil rol dipotong pada sisi lebar dan panjang dengan meat berada ditengah-tengahnya. Pengambilan sampel untuk uji strukturmikro, kekerasan meat dan kelongsong serta tebal kelongsong dilakukan dengan memotong meat PEB di daerah SD, TG dan SJ kemudian dilakukan preparasi sampel dan pengujian. Hasil uji menunjukkan bahwa partikel U-7Mo cenderung memanjang sesuai arah rol. Kekerasan kelongsong AlMg2 dan AlMgSi masing-masing sekitar 44,620 VHN, sedangkan kekerasan meat untuk PEB U-7Mo/Al/ U-7Mo/Al-Si densitas 3,60 gU/cm3 sebesar 182,245 VHN, sedangkan untuk densitas uranium 6,0gU/cm3 sebesar 209,272 VHN. Kenaikan kekerasan meat PEB menyebabkan pada proses pengerolan terjadi pengumpulan partikel U-7Mo sehingga kelongsong menjadi tipis. Data pengukuran diperoleh bahwa tebal kelongsong PEB U-7Mo/Al dan U-7Mo/Al-Si densitas uranium 3,6 gU/cm3 memenuhi persyaratan karena tebal kelongsong  minimum >0,25 mm, sedangkan untuk densitas 6,0 gU/cm3 tidak memenuhi karena terdapat tebal minimum 0,243 mm untuk kelongsong AlMg2 dan 0,106 mm untuk kelongsong AlMgSi1. Untuk mengatasi ketipisan tebal kelongsong tersebut beberapa kemungkinan yang perlu dilakukan adalah menggunakan serbuk U-7Mo dengan partikel yang lebih halus atau menggunakan bahan kelongsong paduan Al yang memiliki kekerasan lebih tinggi. Kata kunci : bahan bakar dispersi, pelat elemen bakar U-7Mo/Al dan U-7Mo/Al-Si, densitas uranium, tebal kelongsong. ABSTRACT THE URANIUM DENSITY EFFECT ON PRODUCTION PROCESS U-7Mo/Al AND U-7Mo/Al-Si OF DISPERSION FUEL PLATE. The research was conducted in order to obtain data on the influence of rolling process and product characteristics of U-7Mo/Al U-7Mo/Al-Si fuel plate with 3.6 and 6.0 gU/cm3 uranium density. The scope of the study includes the manufacture of U-7Mo/Al and U-7Mo/Al-Si fuel  core and fuel plate  and testing include: microstructure, hardness and fuel plate cladding thickness. The microstructure testing of AlMg2 and AlMgSi1 plate as cladding and U-7Mo/Al and U-7Mo/Al-Si fuel plate done metallographic techniques, while cladding and meat of fuel plate hardness with vickers hardness test. The U-7Mo powder used as a fuel has -150 μm particle with + 44 μm = 93.2% and -44 μm = 6.8% composition. The test results / analysis of U-7Mo powder had 92.926% uranium and a density of 15.84 g/cm3 and 2.7 g/cm3 density of Al matrix. The U-7Mo powder and matrix Al / Al-Si composition to make U-7Mo/Al-Si /U-7Mo/Al fuel core with 25x15x3, 15 mm dimensions and uranium density of 3.6 and 6.0 gU/cm3 done calculations. The results of calculating the composition of U-7Mo = 4.4009 g and the matrix Al / Al-Si = 2.0104 g for uranium density of 3.6 gU/cm3 and U-7Mo = 7.3349 g and the matrix Al / Al-Si = 1,5101 g for uranium density of 6.0 gU/cm3 and pressing pressure of 15 bar is obtained thickness of 3.00 mm and 3.13 mm. The.U-7Mo/Al and U-7Mo/Al-Si fuel core with frame and cover are assembled into packets by rollers, then heat rolled at temperatures of 425oC and 450oC for AlMg2 and AlMgSi1 cladding continued cold rolling to a thickness of 1.40 mm. Fuel plate results after rolling is cut on the width and length of the meat position being the middle. Sampling for microstructure test, hardness and meat and cladding thickness is done by cutting the meat of fuel plate in the near side, center and far side then performed sample preparation and testing. The test results show that the U-7Mo particles tend to be elongated the direction of the roll. Hardness of AlMg2 and AlMgSi cladding each about 44.620 VHN, while for U-7Mo/Al / U-7Mo/Al-Si meat of fuel plate with 3.60 gU/cm3 uranium density of 182.245 VHN hardness, while for 6.0 gU/cm3 uranium density amounted to 209.272 VHN. The increase in violence PEB meat causes the rolling process occurs particle collection U-7Mo making a thin cladding. Measurement data obtained by the U-7Mo/Al and U-7Mo/Al-Si fuel plate with uranium density of 3.6 gU/cm3 thick cladding and eligible for minimum cladding thickness > 0.25 mm, while for a 6.0 gU/cm3 uranium density not meet because there are minimum cladding thickness 0.243 mm for AlMg2 cladding and 0.106 mm for the AlMgSi1 cladding. To overcome the thinness of thick cladding are several possibilities that need to be done is to use U-7Mo powder with finer particles or using Al alloy materials that have a higher hardness.
Performance Prediction Of High Density Nuclesr Fuel Plate . Suwardi
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 18, No 3 (2012): Oktober 2012
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2012.18.3.328

Abstract

PERFORMANCE PREDICTION OF HIGH DENSITY NUCLESR FUEL PLATE CONTAINING U-7%MO/AL. In recent several years, the Center for Nuclear Fuel Technology (PTBN) - BATAN is conducting research and development on new research reactor fuel of U-Mo/Al dispersion containing 7 g U/cm3 as a subtitute for the actual U3Si2 fuel of 2.96 g.U/cm3. The major advantages of this fuel are higher U content than the U3Si2 and easier management, i.e. reprocessing of the spent fuel, while the main drawback is the manufacture of powder that is more difficult because it is more ductile and its thermal conductivity degrade faster during in reactor service. The first difficulties have been solved by hydriding process. Performance prediction should be foreseen in order to obtain permit for irradiation testing of the new fuel. The prediction has been performed on hot spot location by taking into account some effects of fission swelling of fuel particles, formation of interfacial reaction layer, meat densification which feedback to fuel temperature and plate swelling the principal safety parameters of normal operation. The results show that at lower burnup the dominant effect is fission solid swelling but at higher burnup it is replaced by fission gas swelling. At 60% burnup (10.2 x 10^21 fission/cm3) fuel particle swelling reaches 75.79%  and at total burnup swelling rises to 103.1%, which corresponds to 11.6% and 17.2% plate pillowing. The interfacial reaction layer at full burnup is 5.7 µm. Plate pillowing at 60% burnup is below the limit acceptance but plate pillowing at full burnup is beyond the limit acceptance. Key words: U-Mo powder, hydriding, nuclear fuel, irradiation performance, analysis. PREDIKSI KINERJA PELAT ELEMEN BAHAN BAKAR NUKLIR DENSITAS TINGGI YANG MENGANDUNG U-7%Mo/Al. Dalam beberapa tahun terakhir, pusat (CNFT/PTBN) melakukan penelitian dan pengembangan baru U-Mo / Al dispersi penelitian bahan bakar reaktor yang mengandung 7 g U/cm3 untuk pengganti bahan bakar U3Si2 yang ada berdensitas 2,96 gU/cm3. Keuntungan utama dari bahan bakar ini kandungan U lebih tinggi dari dan lebih mudah manajemennya daripada bahan U3Si2, yaitu memproses ulang bahan bakar habis pakai. Kelemahan utama adalah pembuatan bubuk yang lebih sulit karena lebih ulet dan lebih cepat degradasi konduktivitas termal selama dalam pelayanan reaktor. Kesulitan pertama telah diselesaikan dengan hidridisasi proses. Prediksi kinerja harus dipersiapkan untuk mendapatkan izin untuk pengujian iradiasi bahan bakar baru. Prediksi telah dilakukan pada lokasi titik-panas dengan memperhatikan beberapa efek fisi pembengkakan partikel bahan bakar, pembentukan reaksi lapisan antarmuka, densifikasi daging yang mengumpan balik untuk suhu bahan bakar dan pembengkakan pelat, yang merupakan parameter keselamatan utama pada operasi normal. Hasil analisis menunjukkan bahwa pada derajat bakar lebih rendah efek dominan adalah pembengkakan hasil fisi padat tetapi pada derajat bakar tinggi itu digantikan oleh pembengkakan gas hasil fisi. Pada derajat bakar 60% (10.2 x 1021 fission/cm3) bahan bakar partikel pembengkakan mencapai 75.79% dan pada derajat bakar sebesar 103,1% pembengkakan, yang sesuai dengan 11,6% dan 17,2% bengkak pelat. Lapisan reaksi antar muka pada derajat bakar penuh adalah 5,7 um. Bengkak pelat pada derajat bakar 60% berada di bawah batas maksimal diperbolehkan untuk keselamatan operasi, jadi diterima. Kata kunci: U-Mo bubuk, hidridisasi, bahan bakar nuklir, kinerja iradiasi, analisis.
PEMBUATAN DAN KARAKTERISASI INGOT PADUAN U-Zr UNTUK BAHAN BAKAR PWR . Masrukan
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 18, No 3 (2012): Oktober 2012
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2012.18.3.283

Abstract

PEMBUATAN DAN KARAKTERISASI INGOT PADUAN U-Zr UNTUK BAHAN BAKAR PWR. Pembuatan paduan U-Zr melalui cara peleburan untuk bahan bakar PWR telah dilakukan. Mulamuladibuat ingot paduan U-Zr dengan cara melebur logam U dengan Zr didalam tungku busur listrik yang dilengkapi dengan pendingin air dan dalam suasana gas argon. Pembuatan ingot paduan U-Zr dilakukan pada konsentrasi Zr berturut-turut sebesar 35%, 45%, 55% dan 65% berat. Ingot U-Zr hasil leburan dipotong-potong untuk dikenai pengujian, diantaranya : densitas, kekerasan, mikrostruktur dan fasa. Pengujian densitas dilakukan menggunakan piknometer, kekerasan menggunakan metoda Vickers, mikrostruktur menggunakan mikroskop optic, dan fasamenggunakan XRD. Hasil pengujian densitas menunjukkan bahwa kenaikan jumlah Zr akan menurunkan densitas, sedangkan kekerasan cenderung naik. Pada konsentrasi Zr sebesar 35%(U-35Zr) denisitas U-35Zr sebesar 11,2409 g/cc dan pada konsentrasi 65%Zr (U-65Zr) densitas U-65Zr menjadi 8,4673 g/cc, sedangkan kekerasan pada 35%Zr (U-35Zr) sebesar 374 HV danpada konsentrasi Zr sebesar 65% menjadi 400 HV. Hasil pemeriksaan mikrostruktur menunjukkan bahwa kenaikan Zr akan mengakibatkan bertambahnya jumlah butir dan fasa 1 (fasa kedua), sedangkan hasil pengujin fasa menunjukkan bahwa paduan U-Zr yang diuji didominasi oleh fasa 1. Dari penelitian ini dapat disimpulkan bahwa penambahan Zr mempengaruhi sifat fisik, mekanik, dan mikrostruktur yang terbentuk. THE MANUFACTURING AND CHARACTERIZATION OF U-Zr INGOT FOR PWR FUEL. Manufacturing  of U-Zr alloy by melting has been done. U-Zr alloy  ingot was manufactured by melting U and  Zr metal in electric arc furnace equipped with water cooler in argon gas atmosphere. U-Zr alloy was manufactured from various Zr concentrations of 35%, 45%, 55% and  65%  weight. The manufactured U-Zr ingot was tested  for its  density, hardness, microstructure and phases. Density test was done with picnometer, hardness test by Vickers method, microstructure examination with optical microscope, and phases analysis with XRD. The test results show that density of the manufactured alloy decreases with increasing Zr concentration, while  hardness increases  with increasing Zr concentration. The density of the manufactured alloy is 11,2409 g/cc  at Zr concentration of  35% (U-35Zr) and 8,4673 g/cc at Zr concentration of 65% (U-65Zr), while the hardness is 374 HV at 35% (U-35Zr) and 400 HV at Zr concentration of 65%.  The microstructure examination shows that increasing of Zr will increase the amount of grains and d1 phases, while the phases test indicates that the manufactured U-Zr is  dominated by d1 phases. It can be conclused that adding of Zr will influence the physical behavior, mechanical properties and microstructure of the manufactured U-Zr alloy.
KOMPARASI PENGGUNAAN BAHAN BAKAR LEU DAN MOX TERHADAP AKTIVITAS DAN KONSEKUENSI RADIASI LB-LOCA Pande Made Udiyani
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 18, No 3 (2012): Oktober 2012
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2012.18.3.333

Abstract

KOMPARASI PENGGUNAAN BAHAN BAKAR LEU DAN MOX TERHADAP AKTIVITAS DAN KONSEKUENSI RADIASI LB-LOCA. Penggunaan bahan bakar uranium pengkayaan rendah LEU atau MOX pada reaktor daya akan menghasilkan lepasan radionuklida ke lingkungan selama pengoperasiannya. Pemilihan bahan bakar MOX sebagai bahan bakar reaktor daya mempunyai keuntungan derajat bakar  yang tinggi dan keuntungan ekonomi. Untuk mengetahui aktivitas dan konsekuensi radiasi dari penggunaan MOX  atau LEU di reaktor daya maka dapat dilakukan   komparasi dari ke dua jenis bahan bakar tersebut.  Komparasi dilakukan untuk  teras yang seluruh bahan bakarnya menggunakan LEU dan MOX dengan kondisi postulasi kecelakaan yang sama. Analisis dilakukan  pada PWR 1000 MWe dengan postulasi kecelakaan LB-LOCA dan disimulasikan pada tapak Ujung Watu, menggunakan modul ATMOS, LATDAS dan LATRISK dari PC-Cosyma. Dari hasil komparasi diperoleh bahwa penggunaan bahan bakar MOX akan  meningkatkan aktivitas radiasi atmosfer dan deposisi permukaan terutama untuk nuklida dari logam alkali (Cs), Halogen (I), dan aktinida (Pu). Penggunaan bahan bakar MOX akan meningkatkan penerimaan dosis radiasi jangka pendek 13 kali, dosis jangka panjang 18 kali, dan 19 kali penerimaan fatal cancer risk total. Kata kunci: LEU, MOX, LB-LOCA, aktivitas radiasi. ABSTRACT COMPARISON OF USING LEU AND MOX FUEL FOR LB-LOCA RADIATION CONSEQUENCES AND RADIATION ACTIVITY. The use of low enrichment uranium (LEU) fuel or MOX fuel in power reactor will produce radionuclides release into the environment during operation. Selection of MOX fuel as a fuel for power reactor has the advantage of  high burnup and economic benefits. The activity and radiation consequences resulted from the use of MOX or LEU fuel in power reactor can be determined by comparing the values resulted from the two fuel types. Comparison is done for  a reactor core entirely loaded with LEU or MOX type with similar LB-LOCA postulation condition. In this research, the analysis takes a case of  a PWR of  1000 MWe  with postulation condition of LB-LOCA (Large Break-Lost of Coolant Accident) and is simulated to Ujung Watu site. The analysis uses ATMOS, LATDAS dan LATRISK modules from PC-Cosyma. The comparison analysis shows that the use of MOX fuel will increase radiation activity of the atmosphere and surface deposition, especially for nuclides of alkali metal (Cs), Halogen (I) and  actinide (Pu). The use of MOX fuel will increase short-term  dose of 13 times,long-term dose of 18 times, and total fatal cancer risk of 19 times of those values resulted from the use of LEU fuel. Key words: LEU, MOX, LBLOCA, radiation activity.
KINETIKA PERTUMBUHAN BUTIR PADUAN Zry-4 Sn RENDAH . Sugondo
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 18, No 3 (2012): Oktober 2012
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2012.18.3.296

Abstract

KINETIKA PERTUMBUHAN BUTIR PADUAN Zry-4 Sn RENDAH. Pada penelitian ini dikorelasikan antara pengaruh Fe dalam paduan Zry-4 Sn rendah terhadap energi aktivasi pertumbuhan butir (mikrostruktur lamelar-asikular) pada kondisi variasi temperatur perlakuan panas. Tujuan penelitian ini ialah untuk memprediksi besar butir pada temperatur dan waktu perlakuan panas yang berkaitan dengan sifat mekanis yang diinginkan. Disiapkan Zry-4 Sn rendah dengan variasi unsur paduan Fe (0,5; 0,75; dan1,0%). Kemudian dilakukan quenching dalam air pada temperatur 1050 oC, dan anil pada temperatur 400, 500, 600, dan700 oC, selama 4 jam. Analisis yang dilakukan meliputi metalografi menggunakan mikroskop optik dan ukuran butir ditentukan dengan metode lamelar. Mikrostruktur Zry-4 Sn rendah (ELS) dengan kadar Fe antara 0,5% sampai 1,0% termasuk tipe lamelar-asikular dengan ukuran butir berbanding lurus dengan penambahan pemadu. Energi aktivasi dapat digunakan untuk memperkirakan waktu dan temperatur perlakuan panas. Pertumbuhan butir mengikuti teori pengurangan energi batas butir dan bentuk mikrostruktur dipengaruhi oleh senyawa intermetalik unsur pemadu Fe dengan unsur pemadu lain. GRAIN GROWTH KINETICS OF LOW Sn Zry-4  ALLOY. In this research was correlated the effect of alloying Fe in low Sn Zry-4 alloy to the grain growth (lamellar-aciculer microstructure) at the condition of the temperature variation during heat treatment and to the characterization of the mechanical properties. The obyective of this research was to predict the grain size as the temperature and the time of the heat treatment which was correlated to the designed mechanical properties. It was prepared low Sn Zry-4 alloy with the Fe alloying element variation (0,5%, 0,75%, and 1,0%). The treatments were covered quenching in water from 1050 oC and anneal at 400, 500, 600, and 700 oC for 4 hours. The analysis was covered metalography by an optical microscope. The microstructure of the low Sn Zry-4 alloy (ELS) with Fe content in range of 0,5% to 1,0% was lamellar type which had the grain sizes directly proportional to the alloying adding. The microstrukture of low Zry-4 Sn (ELS) with the Fe content in between 0,5% to 1,0% was lamellar-aciculer type which had the grain size linear to the increasing alloying. The activation energy might be used to predict time and temperature of annealing. The grain growth followed the theory of the decreasing of grain boundary energy. The microstructure shape was controlled by the intermetalic of Fe alloying element with the other alloying element

Page 1 of 1 | Total Record : 6

 1 

Filter by Year

2012 2012


Reset
Filter By Issues
All Issue Vol 29, No 2 (2023): OKTOBER, 2023 Vol 29, No 1 (2023): APRIL, 2023 Vol 28, No 3 (2022): OKTOBER, 2022 Vol 28, No 2 (2022): JUNI, 2022 Vol 28, No 1 (2022): Februari, 2022 Vol 27, No 3 (2021): Oktober, 2021 Vol 27, No 2 (2021): Juni, 2021 Vol 27, No 1 (2021): Februari, 2021 Vol 26, No 3 (2020): Oktober, 2020 Vol 26, No 2 (2020): Juni 2020 Vol 26, No 1 (2020): Februari, 2020 Vol 25, No 3 (2019): Oktober, 2019 Vol 25, No 2 (2019): Juni, 2019 Vol 25, No 1 (2019): Februari, 2019 Vol 24, No 3 (2018): Oktober, 2018 Vol 24, No 2 (2018): Juni, 2018 Vol 24, No 1 (2018): Februari, 2018 Vol 23, No 3 (2017): Oktober 2017 Vol 23, No 2 (2017): Juni 2017 Vol 23, No 1 (2017): Februari 2017 Vol 22, No 3 (2016): Oktober 2016 Vol 22, No 2 (2016): Juni 2016 Vol 22, No 1 (2016): Februari 2016 Vol 21, No 3 (2015): Oktober 2015 Vol 21, No 2 (2015): Juni 2015 Vol 21, No 1 (2015): Februari 2015 Vol 20, No 3 (2014): Oktober 2014 Vol 20, No 2 (2014): Juni 2014 Vol 20, No 1 (2014): Februari 2014 Vol 19, No 3 (2013): Oktober 2013 Vol 19, No 2 (2013): JUNI 2013 Vol 19, No 1 (2013): Februari 2013 Vol 18, No 3 (2012): Oktober 2012 Vol 18, No 2 (2012): Juni 2012 Vol 18, No 1 (2012): Februari 2012 Vol 17, No 3 (2011): Oktober 2011 Vol 17, No 2 (2011): Juni 2011 Vol 17, No 1 (2011): Februari 2011 Vol 16, No 4 (2010): Oktober 2010 Vol 16, No 3 (2010): Juli 2010 Vol 16, No 2 (2010): April 2010 Vol 16, No 1 (2010): Januari 2010 Vol 15, No 4 (2009): Oktober 2009 Vol 15, No 2 (2009): April 2009 Vol 15, No 1 (2009): Januari 2009 Vol 14, No 4 (2008): Oktober 2008 Vol 14, No 3 (2008): Juli 2008 Vol 14, No 2 (2008): April 2008 Vol 14, No 1 (2008): Januari 2008 More Issue