Garuda - Garba Rujukan Digital

Article Per Year (5 Year)

All

Urania Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir

urania
Website

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

Search results for , issue "Vol 22, No 1 (2016): Februari 2016" : 6 Documents clear

PENGARUH TEMPERATUR DAN IRADIASI TERHADAP INTERDIFUSI PARTIKEL BAHAN BAKAR JENIS U−7Mo/Al Ajiriyanto, Maman Kartaman; Ginting, Aslina Br.; Supardjo, Supardjo; Boybul, Boybul
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 22, No 1 (2016): Februari 2016
Publisher : website

ABSTRAKPENGARUH TEMPERATUR DAN IRADIASI TERHADAP INTERDIFUSI PARTIKEL BAHAN BAKAR JENIS U−7Mo/Al. Paduan U−7Mo/Al memiliki potensi besar sebagai bahan bakar reaktor riset, tetapi bahan bakar ini memiliki beberapa kekurangan antara lain dapat membentuk interaction layer pada antarmuka pada saat proses fabrikasi maupun iradiasi di reaktor melalui mekaniame difusi. Penelitian ini dilakukan untuk mengetahui terjadinya interaction layer yang disebabkan oleh interdifusi atau diffusion couple paduan U−7Mo dengan pelat AlMg2 yang dipanaskan pada temperatur 500 °C dan 550 °C selama 24 jam dalam tungku arc furnace dan tungku DTA pada temperatur 30 °C hingga 1400 °C. Hasil pengamatan mikrostruktur menggunakan Scanning Electron Microscope (SEM) pada sampel diffusion couple hasil pemanasan pada temperatur 500 °C belum terlihat adanya interaction layeratau pembentukan fasa baru antara partikel U−Mo dan matriks Al. Sementara itu, pemanasan pada temperatur 550 °C telah terjadi interdifusi paduan U−7Mo dengan pelat AlMg2 menghasilkan senyawa (U,Mo)Alx pada antarmuka atau interface. Hal ini didukung oleh hasil analisis DTA menunjukkan bahwa paduan U−7Mo/Al pada 500 °C mempunyai kompatibilitas panas yang baik, tetapi diatas temperatur 550 °C telah terjadi perubahan fasa a + d menjadi a + g. Pemanasan hingga 679,14 °C terjadi fasa metastabil U(Al,Mo)x dan selanjutnya mengalami proses interdifusi dengan leburan uranium membentuk interaction layer berupa aglomerat senyawa UAlx (UAl4, UAl3 danUAl2). Aglomerat yang terbentuk dari proses pemanasan secara diffusion couple maupun dalam tungku DTA dibandingkan dengan aglomerat yang terbentuk akibat proses iradiasi. Bahan bakar paduan U−7Mo/Al yang diradiasi dengan burn up 58% mengalami interdifusi antara U−7Mo dengan matriks Al menghasilkan fasa metastabil U(Al,Mo)x yang berubah menjadi layer (U,Mo)Al7, presipitat UMo2Al20, (UMo)Al3−Al dan membentuk boundary atau aglomerat UAlx (UAl4, UAl3 danUAl2). Data ini didukung oleh analisis kekerasan mikro menggunakan Hardness Vickers dilakukan terhadap kelongsong AlMg dan paduan U−7Mo (sebelum dan sesudah pemanasan) serta sampel diffusion couple U−7Mo/Al dengan pelat AlMg2 hasil pemanasan pada temperatur 550 °C. Hasil analisis kerasan mikro yang diperoleh berturut−turut adalah 64,62 dan 340,45 HV (sebelum pemanasan) dan 52,34;303,16 dan 497,34 HV (setelah pemanasan). Dari ketiga sampel uji diperoleh kekerasan paling besar pada zona antarmuka sampel diffusion couple U−7Mo/Al dengan pelat AlMg2, bila dibandingkan dengan kelongsong AlMg2 dan juga paduan U−7Mo. Perbedaan kekerasan ini menunjukkan bahwa pada pengujian interdifusi menggunakan metode diffusion couple menghasilkan senyawa baru (U,Mo)Alx pada zona antarmuka yang memiliki karakter berbeda. Terbentuknya interaction layer tidak diharapkan dalam bahan bakar dispersi U−Mo/Al karena layer senyawa (U,Mo)Alx memiliki kekerasan mikro dan densitas lebih rendah dari pada densitas rata−rata paduan bahan bakar U−7Mo/Al.Kata kunci: U−7Mo/Al, diffusion couple, interaction layer, mikrostruktur, DTA dan kekerasan mikro. ABSTRACTTEMPERATURE AND IRRADIATION EFFECTS TO INTERDIFUSSION OF FUEL MATERIAL U−7Mo/Al TYPE. U−7Mo/Al alloy had great potential as research reactor fuel, but it had several disadvantages, such as, it can formed a interaction layer at the interface during the process of fabrication and irradiation in a reactor. The research objective was determine the interaction layer that was caused by interdiffusion or diffusion couple of U−7Mo with AlMg2 alloy which was annealed at 500 °C and 550 °C for 24 hours. The observation of microstructure used a Scanning Electron Microscope (SEM) on diffusion couple sample which was heated at temperature of 500 °C had not seen the layer interaction or the formation of a new phase between particles of U−Mo and Al matrix, but heating treatment at 550 °C indicated that U−7Mo alloy had been interdiffusion with AlMg2 plate produced (U,Mo) Alx compound on the interfaces. It was evidenced by interdiffusion reaction analysis used DTA that showed that U−7Mo / Al alloy at 500 °C had good heat compactibility, but at temperatures upper than 550 °C it had been phase changed from a + d to a + g phase. The heating in DTA furnace up to 679.14 °C produced U(Al,Mo)x meta stable phase and then interdiffusion process with uranium molten formed layer interaction that formed UAlx compound agglomerates (UAl4, UAl3 and UAl2). Agglomerates was formed from the heating process which was similar to agglomerates that caused by irradiation. U−7Mo / Al Fuel alloy that had 58% burn up had been interdiffusion between U−7Mo with Al matrix produced U(Al,Mo)x metastable phase that turned into (U, Mo) Al7 layer, UMo2Al20 precipitates, (UMo)Al3−Al and formed a boundary or UAlx (UAl4, UAl3 and UAl2) agglomerates.The results of microstructure analysis used SEM and interdiffusion reactions used DTA was supported by the analysis of micro hardness used Vickers Hardness. The results of hardness analysis that was done to AlMg cladding and U−7Mo alloy (before and after heating) and diffusion couple of U−7Mo / Al samples with AlMg2 plate after heating at 550 °C were respectively 64.62 and 340.45 HV (before heating) and 52.34; 303.16 and 497.34 HV (after heating). Diffusion couple U−7Mo/Al with AlMg2 plate samples had the highest hardness value. This hardness difference showed that the interdiffusion test used diffusion couple produced a new compound (U, Mo) Alx in interface zone that had different character, but the formation of interaction layer is not expected in the fuel U−Mo / Al dispersion because micro hardness and density of (U, Mo) Alx compound’s layer was lower than the average density of U−7Mo/ Al alloy.Keywords: U−7Mo/Al, diffusion couple, interaction layer, microstructure, DTA and micro hardness.

ANALISIS INVENTORI REAKTOR DAYA EKSPERIMENTAL JENIS REAKTOR GAS TEMPERATUR TINGGI Kuntjoro, Sri; Udiyani, Pande Made
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 22, No 1 (2016): Februari 2016
Publisher : website

ABSTRAKANALISIS INVENTORI REAKTOR DAYA EKSPERIMENTAL JENIS REAKTOR GAS TEMPERATUR TINGGI. Berkaitan dengan rencana Badan Tenaga Nuklir Nasional (BATAN) untuk mengoperasikan reaktor eksperimental jenis Reaktor Gas Temperatur Tinggi (RGTT), maka diperlukan analisis keselamatan terhadap reaktor terutama yang berkaitan dengan issue lingkungan. Analisis sebaran radionuklida dari reaktor ke lingkungan pada kondisi operasi normal atau abnormal diawali dengan estimasi sumber radionuklida di teras reaktor (inventori teras) berdasarkan pada tipe, daya, dan operasi reaktor. Tujuan penelitian adalah melakukan analisis inventori teras untuk disain Reaktor Daya Eksperimental (RDE) jenis reaktor gas temperature tinggi berdaya 10 MWt, 20 MWt dan 30 MWt. Analisis dilakukan menggunakan program ORIGEN2 berbasis pustaka penampang lintang pada temperatur tinggi. Perhitungan diawali dengan membuat modifikasi beberapa parameter pustaka tampang lintang berdasarkan temperatur rata-rata teras sebesar 5700 °C dan dilanjutkan dengan melakukan perhitungan inventori reaktor untuk reaktor RDE berdaya 10 MWt. Parameter utama reaktor RDE 10 MWt yang digunakan dalam perhitungan sama dengan parameter utama reaktor HTR-10. Setelah inventori reaktor RDE 10 MWt diperoleh, dilakukan perbandingan dengan hasil dari peneliti terdahulu. Berdasarkan kesesuaian hasil yang didapat dilakukan desain untuk reaktor RDE 20MWEt dan 30 MWt untuk memperoleh parameter utama reaktor tersebut berupa jumlah bahan bakar pebble bed di teras reaktor, tinggi dan diameter teras. Berdasarkan pareameter utama teras dilakukan perhitungan inventori teras RDE 20 MWt dan 30 MWt dengan metode yang sama dengan metode perhitungan pada RDE 10 MWt. Hasil yang diperoleh adalah inventori terbesar untuk reaktor RDE 10 MWt, 20 MWt dan 30 MWt secara berurutan untuk kelompok Kr adalah sekitar 1,00E+15 Bq, 1,20E+16 Bq, 1,70E+16 Bq untuk kelompok I sebesar 6,50E+16 Bq, 1,20E+17 Bq, 1,60E+17 Bq dan untuk kelompok Cs sebesar 2,20E+16 Bq, 2,40E+16 Bq dan 2,60E+16 Bq. Inventori teras selanjutnya akan digunakan untuk menghitung suku sumber dari reaktor yang akan digunakan sebagai dasar untuk perhitungan sebaran radionuklida ke lingkungan.Kata kunci: Inventori, RDE, daya 10 MWt, daya 20 MWt, daya 30 MWt. ABSTRACTTHE ANALYSIS FOR INVENTORY OF EXPERIMENTAL REACTOR HIGH TEMPERATURE GAS REACTOR TYPE. Relating to the plan of the National Nuclear Energy Agency (BATAN) to operate an experimental reactor of High Temperature Gas Reactors type (RGTT), it is necessary to reactor safety analysis, especially with regard to environmental issues. Analysis of the distribution of radionuclides from the reactor into the environment in normal or abnormal operating conditions starting with the estimated reactor inventory based on the type, power, and operation of the reactor. The purpose of research is to analyze inventory terrace for Experimental Power Reactor design (RDE) high temperature gas reactor type power 10 MWt, 20 MWt and 30 MWt. Analyses were performed using ORIGEN2 computer code with high temperatures cross-section library. Calculation begins with making modifications to some parameter of cross-section library based on the core average temperature of 570 °C and continued with calculations of reactor inventory due to RDE 10 MWt reactor power. The main parameters of the reactor 10 MWt RDE used in the calculation of the main parameters of the reactor similar to the HTR-10 reactor. After the reactor inventory 10 MWt RDE obtained, a comparison with the results of previous researchers. Based upon the suitability of the results, it make the design for the reactor RDE 20MWEt and 30 MWt to obtain the main parameters of the reactor in the form of the amount of fuel in the pebble bed reactor core, height and diameter of the terrace. Based on the main parameter or reactor obtained perform of calculation to get reactor inventory for RDE 20 MWT and 30 MWT with the same methods as the method of the RDE 10 MWt calculation. The results obtained are the largest inventory of reactor RDE 10 MWt, 20 MWt and 30 MWt sequentially are to Kr group are about 1,00E+15 Bq, 1,20E+16 Bq, 1,70E+16 Bq, for group I are 6,50E+16 Bq, 1,20E+17 Bq, 1,60E+17 Bq and for groups Cs are 2,20E+16 Bq, 2,40E+16 2,60E+16 Bq. Reactor inventory will then be used to calculate the reactor sourceterm and it will be used as the basis for calculating the distribution of radionuclides into the environment.Keywords: Inventory, RDE, 10 MWt power, 20 MWt power, 30 MWt power.

PENGARUH UNSUR Zr TERHADAP PERUBAHAN SIFAT TERMAL BAHAN BAKAR DISPERSI U-7Mo-xZr/Al Supardjo, Supardjo; Kadarjono, Agoeng; Boybul, Boybul; Ginting, Aslina Br.
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 22, No 1 (2016): Februari 2016
Publisher : website

ABSTRAKPENGARUH UNSUR Zr TERHADAP PERUBAHAN SIFAT TERMAL BAHAN BAKAR DISPERSI U-7Mo-xZr/Al. Data sifat termal bahan bakar nuklir diperlukan sebagai data masukan untuk memprediksi fenomena perubahan sifat material selama proses fabrikasi maupun iradiasi di dalam reaktor nuklir. Penelitian pengaruh unsur Zr di dalam bahan bakar dispersi U-7Mo-xZr/Al (x = 1%, 2% dan 3%) terhadap perubahan sifat termal pada berbagai temperatur telah dikakukan. Tujuan penambahan unsur Zr pada penelitian adalah untuk meningkatkan stabilitas panas bahan bakar U-Mo. Analisis termal meliputi penentuan temperatur lebur, entalpi dan perubahan fasa dilakukan menggunakan Differential Thermal Analysis (DTA) pada rentang temperatur antara 30 °C hingga 1400 °C, sedangkan kapasitas panas paduan U-7Mo-xZr dan bahan bakar dispersi U-7Mo-xZr/Al menggunakan Differential Scanning Calorimeter (DSC) pada temperatur ruangan hingga 450 °C. Data analis termal dengan DTA diketahui bahwa ketiga komposisi kadar Zr menunjukkan fenomena yang mendekati sama. Pada temperatur antara 565,60 °C - 584,98 °C terjadi perubahan fasa a + d menjadi a + g, dan pada 649,22 °C - 650,13 °C terjadi peleburan matriks Al yang diikuti oleh reaksi antara matriks Al dengan U-7Mo-xZr pada temperatur 670,38 °C - 673,38 °C membentuk U(Al,Mo)x-Zr. Sementara itu, perubahan fasa α+ β menjadi β + g terjadi pada temperatur 762,08 °C - 776,33 °C dan difusi antara matriks Al dengan U-7Mo-xZr terjadi pada 853,55 °C - 875,20 °C. Setiap fenomena yang terjadi, entalpi yang ditimbulkan relatif stabil. Peleburan uranium terjadi pada 1052,42 °C - 1104,99 °C dan reaksi dekomposisi U(Al,Mo)x dan U(Al,Zr)x menjadi (UAl4, UAl3, UAl2), U-Mo, danUZr pada 1328,34 °C - 1332,06 °C. Keberadaan logam Zr di dalam paduan U-Mo meningkatkan kapasitas panas bahan bakar paduan U-7Mo-xZr/Al, semakin tinggi kadar Zr kapasitas panas meningkat yang disebabkan oleh interaksi antara atom Zr dengan matriks Al sehingga panas yang diserap oleh bahan bakar menjadi meningkatKata kunci: bahan bakar dispersi U-7Mo-xZr/Al, tranformasi fasa, entalpi, kapasitas panas. ABSTRACTEFFECT OF THE Zr ELEMENTS WITH THERMAL PROPERTIES CHANGES OF U-7Mo-xZr/Al DISPERSION FUEL. Thermal properties data of nuclear fuel is required as input data to predict material properties change phenomenon during the fabrication process and irradiated in a nuclear reactor. Study the influence of Zr element in the U-7Mo-xZr/Al (x = 1%, 2% and 3%) fuel dispersion to changes in the thermal properties at various temperatures have been stiffened. Thermal analysis includes determining the melting temperature, enthalpy, and phase changes made using Differential Thermal Analysis (DTA) in the temperature range between 30 °C up to 1400 °C, while the heat capacity of U-7Mo-xZr alloy and U-7Mo-xZr/Al dispersion fuel using Differential Scanning Calorimeter (DSC) at room temperature up to 450 °C. Thermal analyst data DTA shows that Zr levels of all three compositions showed a similar phenomenon. At temperatures between 565.60 °C – 584.98 °C change becomes a + d to a + g phase and at 649.22 °C – 650.13 °C happen smelting Al matrix Occur followed by a reaction between Al matrix with U-7Mo-xZr on 670.38 °C – 673.38 °C form U (Al, Mo)x Zr. Furthermore a phase change α + β becomes β + g Occurs at temperatures 762.08 °C – 776.33 °C and diffusion between the matrix by U-7Mo-xZr/Al on 853.55 °C – 875.20 °C. Every phenomenon that Occurs, entalphy posed a relative stable. Consolidation of uranium Occur in 1052.42 °C – 1104.99 °C and decomposition reaction of U (Al, Mo)x and U (Al, Zr)x becomes (UAl4, UAl3, UAl2), U-Mo, and UZr on 1328,34 °C - 1332,06 °C , The existence of Zr in U-Mo alloy increases the heat capacity of the U-7Mo-xZr/Al, dispersion fuel and the higher heat capacity of Zr levels increased due to interactions between the atoms of Zr with Al matrix so that the heat absorbed by the fuel increase.Keywords: U-7Mo-xZr/Al dispersion fuel, phase transformation, entalpy, heat capacity.

PENGARUH PROSES SINTERING TERHADAP PERUBAHAN DENSITAS, KEKERASAN DAN MIKROSTRUKTUR PELET U-ZrHx Masrukan, Masrukan; Mujinem, Mujinem
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 22, No 1 (2016): Februari 2016
Publisher : website

ABSTRAKPENGARUH PROSES SINTERING TERHADAP PERUBAHAN DENSITAS, KEKERASAN DAN MIKROSTRUKTUR PELET U-ZrHx. Proses sintering pelet bahan bakar U-ZrHx dilakukan untuk memperoleh densitas yang lebih tinggi dari pelet sebelum disinter. Mula-mula dibuat pelet U-ZrHx dari kandungan Zr berturut-turut sebesar 35%, 45% dan 55% berat. Proses sintering dilakukan selama 1 jam pada temperatur yang bervariasi 1100 °C, 1200 °C dan 1300 °C dengan laju kenaikan temperaur 2 °C/menit, kemudian diturunkan temperaturnya dengan laju penurunan temperatur 10 °C/menit hingga temperatur kamar. Pelet U-ZrHx yang telah disinter selanjutnya dikenai berbagai pengujian, antara lain dimensi, densitas, kekerasan, dan mikrostruktur. Pada pengujian densitas terlihat bahwa pada komposisi Zr yang sama tetapi temperatur sintering yang semakin tinggi maka terjadi kenaikan nilai densitas. Apabila dilihat pada temperatur sintering yang sama dan kandungan Zr yang semakin tinggi maka densitas yang diperoleh semakin rendah. Hasil pengujian kekerasan mikro menunjukkan bahwa pada komposisi tetap Zr sebesar 35% dan 55% yang disinter pada temperatur sintering yang semakin tinggi maka semakin tinggi kekerasannya, kemudian menurun bila temperatur sintering naik. Apabila dilihat hasil pengujian pada temperatur sintering tetap tetapi kandungan Zr berbeda maka terlihat dari kandungan Zr 35% (U-35ZrHx) menjadi 45% (U-45ZrHx) terjadi kenaikan kekerasan, dan akan menurun pada kenaikan kandungan Zr menjadi 55% (U-55ZrHx). Sementara itu, dari hasil pemeriksaan mikrostruktur menunjukkan bahwa pada kompsisi Zr tetap tetapi temperatur sintering semakin tinggi, maka jarak antar serbuk semakin rapat. Apabila dilihat dari temperatur sintering tetap tetapi komposisi Zr yang semakin tinggi, maka terlihat bahwa semakin tinggi komposisi Zr semakin berkurang kerapatan jarak antar serbuk di dalam pelet. Dapat disimpulkan bahwa proses sintering pelet akan menaikkan densitas, kekerasan, dan kerapatan jarak antar serbuk. Kondisi optimum dicapai pada proses sintering pelet dengan komposisi Zr 45% (U-45ZrHx) yang disinter pada temperatur 1200 °C. Pada kondisi tersebut pelet sinter mempunyai densitas sebesar 8,673g/cm3, kekerasan sebesar 661 HVN tanpa mengalami keretakan.Kata kunci: Sintering, densitas, kekerasan, mikrostruktur, pelet U-ZrHx. ABSTRACTEFFECT OF SINTERING PROCESS TO CHANGES IN, DENSITY , HARDNESS, AND MICROSTRUCTURE OF U – ZrHx PELET. The process of sintering fuel pellets U-ZrHx performed to obtain a higher density compared pellets before sintered. At first, U-ZrHx pellets made from the content of Zr respectively 35%, 45% and 55% by weight. Sintering process is carried out for 1 hour at varying temperature 1100°C, 1200°C and 1300°C with an increase rate of 2°C temperatur/ min, then lowered the temperature at a rate of decrease in temperature of 10°C / min until room temperature. U-ZrHx pellets that have been sintered subsequently subjected to various tests, such as: the dimensions, density, hardness, and microstructure. In testing the density, it appears that at the same Zr composition but the sintering temperature is higher then an increase in the density. When seen in the same sintering temperature and Zr content is higher then the lower the density obtained. Micro hardness testing results show that the composition Zr 35% fixed and 55% were sintered at the sintering temperature is higher, have the higher the hardness, and then decreases as the sintering temperature increase. If the test results viewed in the sintering temperature fixed but the content of Zr is different, it can be seen from the content of Zr 35% (U-35ZrHx) to 45% (U-45ZrHx) an increase in hardness, and will decrease to an increase in the content of Zr to 55% (U- 55ZrHx). Meanwhile, the results of the microstructure observation of the pellets can be seen that at composition Zr fixed but the sintering temperature is higher, then the distance between the powder / porosity increasingly dense. When viewed from the sintering temperature fixed but the composition increasingly higher Zr it is seen that higher Zr composition, the density between the powder in the pellets decreased. It can be concluded that the sintering process the pellets will increase density, hardness, and distance between powder increasingly dense. The optimum condition is achieved at sintering process the pellets with a composition of 45% Zr (U-45ZrHx) sintered at temperatures of 1200°C. In these conditions the sintered the pellets has a density of 8.673 g / cm3, hardness of 661 HVN without developing cracks.Keywords: Sintering, density, hardness, microstructure, U-ZrHx pellet.

PERBANDINGAN DENSITAS PELET UO2 HASIL PELETISASI MENGGUNAKAN SERBUK DAN MIKROSPIR Mutiara, Etty; Rachmawati, Meniek; Masrukan, Masrukan
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 22, No 1 (2016): Februari 2016
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2016.22.1.2743

ABSTRAKPERBANDINGAN DENSITAS PELET UO2 HASIL PELETISASI MENGGUNAKAN SERBUK DAN MIKROSPIR UO2. Telah dilakukan pengembangan proses peletisasi menggunakan mikrospir UO2sebagai pengganti serbuk UO2. Mikrospir bersifat speris, free flowing, porus dengan kekerasan tertentu (soft particle). Keunggulan penggunaan mikrospir pada proses peletisasi adalah tidak menimbulkan debu saat kompaksi dan lebih efektif dalam pengepakan sehingga tidak membutuhkan proses granulasi dan pelumas padat. Dihipotesakan bahwa penggunaan mikrospir UO2 dalam proses peletisasi akan memberikan densitas pelet sinter yang lebih tinggi dibandingkan dengan penggunaan serbuk UO2 pada parameter proses peletisasi yang sama. Mikrospir UO2yang digunakan pada peletisasi ini berukuran 900 µm dan crushing strength 2,0 N/partikel , sedangkan serbuk UO2 yang digunakan berukuran antara 150-850 µm. Proses peletisasi mikrospir UO2 dan serbuk UO2 dilakukan dengan memvariasikan tekanan kompaksi antara 200 Mpa hingga 500 MPa dan disinter pada temperatur 1100 °C selama 6 jam dalam suasana campuran gas hidrogen dan nitrogen. Karakterisasi dilakukan pada pelet mentah dan pelet sinter mikrospir UO2 dan serbuk UO2 yang meliputi pengukuran dimensi, penimbangan berat dan pengukuran densitas. Pada variasi tekanan kompaksi diperoleh pelet mentah dan pelet sinter mikrospir UO2 dengan densitas lebih tinggi dibandingkan hasil peletisasi serbuk UO2. Diperoleh hasil bahwa densitas pelet mentah baik hasil kompaksi serbuk UO2 maupun mikrospir UO2meningkat dengan bertambahnya tekanan kompaksi. Densitas pelet mentah mikrospir UO2berkisar antara 82,1 - 84,2 %TD. Pada kondisi penyinteran yang sama, baik kompakan serbuk UO2 maupun kompakan mikrospir UO2 memperlihatkan densitas meningkat dengan semakin besar tekanan proses kompaksi. Dari penelitian ini belum diperoleh pelet sinter UO2 dengan densitas sesuai persyaratan reaktor pengguna sehingga diperlukan penelitian lanjutan terkait parameter proses peletisasi dan spesifikasi mikrospir UO2yang efektif dalam memberikan pelet sinter UO2 dengan densitas sesuai persyaratan. Kata kunci: peletisasi, UO2, mikrospir, serbuk, densitas. ABSTRACTA COMPARISON OF PELLETS DENSITIES IN PELLETIZATION PROCESS USING UO2 POWDER AND UO2MICROSPHERE. A pelletization process UO2 fuel has been developed using UO2 microsphere as a substitute of UO2 powder. Microspheres are spherical, free flowing and porous with certain hardness (soft particle). The benefit of using microsphere in pelletization process is dust free in compaction and more effective in packing so the granulation process and solid lubricants are not required. It is hypothesized that the use of UO2 microsphere in the pelletization process will provide higher sintered pellet density than UO2 powder at the same pelletization process parameters. UO2 microsphere size used in this pelletization was 900 μm with crushing strength of 2.0 N / particles while the UO2 powder size between 150 and 850 μm. The pelletization processes of UO2 microsphere and UO2 powder were performed by varying the compacting pressure between 200Mpa up to 500MPa and sintered at temperatures of 1100 °C for 6 hours in an atmosphere of hydrogen and nitrogen gas mixture. Characterizations performed on the green and sintered pellets of UO2 microsphere and UO2 powder were dimension measurements, weighing and densities measurements. The densities of green and sintered pellets of UO2 microsphere were higher than the green and sintered pellets densities of UO2 powder with corresponded compaction pressure variations. The results indicate that the density of the green pellets both compaction results UO2 powder and UO2 mikrospir increased with increasing compacting pressure. Mikrospir UO2 pellets density crude ranged from 82.1 to 84.2% TD. At the same sintering conditions, both Compaction UO2 powder and UO2 mikrospir Compaction shows the density increases with the greater pressure compacting process. The sintered pellets densties of UO2 obtained from this research were not appropriate with density requirements of PWR fuel. It is necessary to perform advanced research related to the effective pelletization process parameters and UO2 microsphere specifications in providing the appropriate sintered pellets densities.Keywords: pelletization, UO2microsphere, powder, density

PELAPISAN PERMUKAAN PELET UO2 DENGAN ZIRKONIUM DIBORIDA MENGGUNAKAN METODA SPUTTERING Sungkono, Sungkono; Atmono, Tri Mardji; Priyantoro, Dwi
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 22, No 1 (2016): Februari 2016
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2016.22.1.2744

ABSTRAKPELAPISAN PERMUKAAN PELET UO2 DENGAN ZIRKONIUM DIBORIDA MENGGUNAKAN METODA SPUTTERING. Pengembangan teknologi bahan bakar nuklir bertujuan untuk meningkatkan efisiensi pengoperasian Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN). Salah satu solusi yang diajukan adalah penggunaan bahan bakar dengan fraksi bakar (burn up) tinggi. Hal ini menyebabkan terjadinya peningkatan gas hasil fisi dan reaktivitas teras reaktor nuklir. Untuk mengendalikan kelebihan reaktivitas teras reaktor digunakan bahan bakar terintegrasi penyerap mampu bakar. Sehubungan dengan hal tersebut telah dibuat pelet UO2 berlapis tipis penyerap mampu bakar. Tujuan penelitian adalah untuk mendapatkan karakter lapisan zirkonium diborida pada permukaan pelet UO2 yaitu mikrostruktur, struktur kristal dan komposisi kimia. Pelapisan permukaan pelet UO2 dilakukan dengan bahan pelapis ZrB2 menggunakan metoda sputtering. Hasil penelitian menunjukkan bahwa mikrostruktur pelet UO2 + 0,4% Cr2O3 berupa butir-butir campuran ekuiaksial dan acicular dengan diameter 2,44 mm, sedangkan pelet UO2 + 0,3% Nb2O5 mempunyai struktur butir berupa ekuiaksial dan batang pipih dengan diameter 2,47 mm. Lapisan zirkonium diborida pada permukaan pelet UO2 + 0,4% Cr2O3 dan pelet UO2 + 0,3% Nb2O5 serupa yaitu tipis dan kompak dengan ketebalan 2,71 mm dan 2,82 mm. Identifikasi terhadap pola difraksi sinar-X pada pelet UO2 + 0,4% Cr2O3 dan pelet UO2 + 0,3% Nb2O5 menunjukkan adanya fasa UO2 dengan struktur kristal kubus dan fasa ZrB2 dengan struktur kristal heksagonal. Sementara itu, konsentrasi zirconium dalam lapisan pelet UO2 + 0,4% Cr2O3 dan pelet UO2 + 0,3%Nb2O5 diperoleh masing-masing sebesar 1,82 mg dan 1,90 mg. Adanya unsur zirkonium membuktikan bahwa lapisan ZrB2 terbentuk pada permukaan pelet UO2.Kata kunci: Pelet UO2, lapisan ZrB2, sputtering, mikrostruktur, ketebalan, struktur kristal, komposisi kimia. ABSTRACTCOATING ON SURFACE OF UO2 PELLET WITH ZIRCONIUM DIBORIDE USING THE METHOD OF SPUTTERING. Development of the nuclear fuel technology was aimed to improve nuclear power plant efficiency. One of the proposed solutions was utilization nuclear fuel with the high burn up. This leads to an increase in gas fission and nuclear reactor core reactivity. The excess reactivity of the reactor core controlled by integrated fuel burnable absorber. In connection it has made a layered thin UO2 pellets with burnable absorber. The objectives of this research was to obtain the characters of zirconium diboride layer on UO2 pellets surface i.e microstructure, crystal structure and chemical composition. The results of this experiment showed that the microstructure of UO2 + 0.4% Cr2O3 pellet has equiaxial and accicular grains with a diameter of 2.44 mm,, whereas the UO2 + 0.3% Nb2O5 pellets has a grain structure in the form of equiiaxial and flattened rod with a diameter of 2.47 mm. The layer of zirconium diboride on the surface of UO2 + 0.4% Cr2O3 and UO2 + 0.3% Nb2O5 pellets are similar namely thin and compact with a thickness of 2.71 mm and 2.82 mm. The identification of X-ray diffraction pattern on UO2 + 0.4% Cr2O3 and UO2 + 0.3% Nb2O5 pellets to exhibit there are of UO2 phase with cubical crystal structure and phase ZrB2 phase with hexagonal crystal structure. Meanwhile, zirconium concentration on the surface layer of UO2 + 0.4% Cr2O3 and UO2 + 0.3% Nb2O5 pellets each of 1.82 mg and 1.90 mg, The presence of zirconium element show that ZrB2 layer formed on the surface of UO2 pellets.Keywords: UO2 pellet, ZrB2 layer, sputtering, microstructure, thickness, crystal structure, chemical composition.

Page 1 of 1 | Total Record : 6

Filter by Year

2016 2016

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

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

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

Contact Name
-

Contact Email
-

Phone
-

Journal Mail Official
-

Editorial Address
-

Location
Kota adm. jakarta selatan,

Dki jakarta

INDONESIA