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 22, No 2 (2016): Juni 2016" : 6 Documents clear
PHASE CHANGES ON 4H AND 6H SIC AT HIGH TEMPERATURE OXIDATION Setiawan, Jan; Suryaman, Ganisa K; Masrukan, Masrukan
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 22, No 2 (2016): Juni 2016
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (388.179 KB) | DOI: 10.17146/urania.2016.22.2.3091

Abstract

ABSTRACTPHASE CHANGES ON 4H AND 6H SIC AT HIGH TEMPERATURE OXIDATION. The oxidation on two silicon carbide contain 6H phase and contains 6H and 4H phases has been done.  Silicon carbide is ceramic non-oxide with excellent properties that potentially used in industry.  Silicon carbide is used in nuclear industry as structure material that developed as light water reactor (LWR) fuel cladding and as a coating layer in the high temperature gas-cooled reactor (HTGR) fuel.  In this study silicon carbide oxidation simulation take place in case the accident in primary cooling pipe is ruptured.  Sample silicon carbide made of powder that pressed into pellet with diameter 12.7 mm and thickness 1.0 mm, then oxidized at temperature 1000 oC, 1200 oC dan 1400 oC for 1 hour.  The samples were weighted before and after oxidized.  X-ray diffraction con-ducted to the samples using Panalytical Empyrean diffractometer with Cu as X-ray source.  Diffraction pattern analysis has been done using General Structure Analysis System (GSAS) software. This software was resulting the lattice parameter changes and content of SiC phases.  The result showed all of the oxidation samples undergoes weight gain.  The 6S samples showed the highest weight change at oxidation temperature 1200 oC, for the 46S samples showed increasing tendency with the oxidation temperature.  X-ray diffraction pattern analysis showed the 6S samples contain dominan phase 6H-SiC that matched to ICSD 98-001-5325 card.  Diffraction pattern on 6S showed lattice parameter, composition and crystallite size changes.  Lattice parameters changes had smaller tendency from the model and before oxidation.  However, the lowest silicon carbide composition or the highest converted into other phases up to 66.85 %, occurred at oxidation temperature 1200 oC.  The 46S samples contains two polytypes silicon car-bide.  The 6H-SiC phases matched by ICSD 98-016-4972 card and 4H-SiC phase matched by ICSD 98-016-4971 card.  Diffraction pattern on 46S also showed lattice parameter, composition and crystallite size changes.  The lattice parameter changes not significant.  For 6S and 46S sam-ples at 1400 oC, the 6H-SiC phase changes into other phases more than 50 % from its original weight percentage.Keywords: silicon carbide, 4H-SiC, 6H-SiC, oxidation, high temperature. ABSTRAKPERUBAHAN FASA 4H DAN 6H SIC YANG TEROKSIDASI PADA TEMPERATUR TINGGI.  Telah dilakukan proses oksidasi pada silikon karbida yang mengadung fasa 6H dan silikon karbida yang mengandung fasa 4H dan 6H.  Silikon karbida merupakan keramik non oksida dengan sifat-sifat unggulnya yang sangat potensial digunakan dalam dunia industri.  Dalam industri nuklir silikon karbida digunakan sebagai bahan struktur kelongsong pada bahan bakar reaktor air ringan light water reactor (LWR) dan sebagai pelapis pada kernel bahan bakar reaktor gas temperatur tinggi (RGTT).  Pada studi ini dilakukan simulasi oksidasi silikon karbida pada kernel apabila terjadi kegagalan pada pipa pendingin utamanya. Sampel dibentuk dari serbuk silikon karbida yang di pres hingga berbentuk pelet dengan diameter 12,7 mm dan ketebalan 1.0 mm kemudian dioksidasi pada temperatur 1000 oC, 1200 oC dan 1400 oC selama 1 jam.  Sampel sebelum dan setelah dioksidasi dilakukan penimbangan dan pengujian difraksi sinar-X menggunakan Difraktometer Panalytical Empyrean dengan Cu sebagai sumber sinar-X.  Analisis pola difraksi dilakukan menggunakan aplikasi General Structure Analysis System (GSAS), dengan hasil yang diperoleh adalah perubahan parameter kisi dan kandungan fasa SiC-nya.  Hasil percobaan menunjukkan bahwa semua sampel yang teroksidasi mengalami peningkatan berat.  Oksidasi sampel 6S menyebabkan kenaikan berat tertinggi pada temperatur 1200 oC, sedangkan sampel 46S memiliki berat dengan kecenderungan meningkat seiring dengan meningkatnya temperatur oksidasi.  Analisis pola difraksi sinar-X menunjukkan bahwa fasa domi-nan yang terbentuk pada sampel 6S adalah fasa 6H-SiC yang didekati dengan model dari kartu ICSD 98-001-5325. Pola difraksi sampel 6S menunjukkan adanya perubahan parameter kisi, perubahan komposisi dan perubahan ukuran kristalitnya. Perubahan panjang kisi memiliki kencenderungan berkurang dari nilai model dan sebelum dioksidasi, sedangkan komposisi silikon karbida paling rendah atau yang paling banyak terkonversi menjadi fasa lain mencapai 66.85 %, yang terjadi pada temperatur oksidasi 1200 oC.  Sampel 46S mengandung fasa 4H-SiC dan 6H-SiC.  Fasa 6H-SiC didekati dengan model dari kartu ICSD 98-016-4972 dan fasa 4H-SiC didekati dengan model dari kartu ICSD 98-016-4971.  Pola difraksi sampel 46S menunjukkan adanya perubahan parameter kisi, perubahan komposisi dan perubahan ukuran kristalitnya. Perubahan panjang kisi pada sampel 46S tidak terlalu signifikan.  Fasa 6H-SiC pada sampel 6S dan 46S dengan temperatur oksidasi 1400 oC mengalami perubahan menjadi fasa oksida dan lainnya sebesar lebih dari 50 % persen berat awalnya.Kata kunci: silikon karbida, 4H-SiC, 6H-SiC, oksidasi, temperatur tinggi.
METODE PENGENDAPAN DAN PENUKAR KATION UNTUK PEMISAHAN CESIUM DALAM BAHAN BAKAR U3Si2-Al Ginting, Aslina Br.; Anggraini, Dian
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 22, No 2 (2016): Juni 2016
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (318.748 KB) | DOI: 10.17146/urania.2016.22.2.3092

Abstract

ABSTRAKMETODE PENGENDAPAN DAN PENUKAR KATION PADA PROSES PEMISAHAN CESIUM DALAM BAHAN BAKAR U3Si2-Al. Isotop 137Cs salah satu hasil fisi yang dapat digunakan sebagai monitor burn up untuk mempelajari kinerja bahan bakar selama iradiasi dalam reaktor. Untuk menganalisis isotop 137Cs dalam pelat elemen bakar (PEB) U3Si2-Al pasca iradiasi diperlukan metode yang valid agar diperoleh data yang akurat. Beberapa metode dapat digunakan untuk pemisahan 137Cs dalam PEB U3Si2-Al, antara lain adalah metode pengendapan dalam bentuk garam CsClO4 sesuai dengan ASTM E 320-79 dan metode penukar kation menggunakan zeolit Lampung. Proses pengendapan dilakukan dengan menggunakan serbuk CsNO3 sebagai senyawa pembawa (carier) dan pereaksi HClO4, sedangkan proses penukar kation dilakukan dengan penambahan zeolit Lampung. Tujuan penelitian adalah mendapatkan metode valid untuk pemisahan 137Cs dalam PEB U3Si2-Al pasca iradiasi, khususnya aspek pengaruh berat serbuk CsNO3 dan berat zeolit Lampung yang ditambahkan. Proses pengendapan isotop 137Cs dilakukan dengan memipet larutan PEB U3Si2-Al sebanyak 150 µL kemudian ditambahkan serbuk CsNO3 dengan variasi berat 500; 625; 700 ; dan 1000 mg serta 4 mL HClO4 dalam pengangas es selama 1 jam. Hasil proses pengendapan diperoleh endapan 137CsClO4yang terpisah dengan supernatan sebagai fasa cair.Sementara itu, proses penukar kation dilakukan dengan menambahkan zeolit Lampung variasi berat 700; 900; 1000 ; dan 1200 mg dengan pengadukan selama 1 jam. Hasil proses penukar kation diperoleh padatan 137Cs-zeolit dalam fasa padat dan isotop lainnya dalam fasa cair. Endapan 137CsClO4 dan padatan137Cs-zeolit serta supernatan diukur kandungan 137Cs menggunakan spektrometer-g. Hasil analisis menunjukkan bahwa berat CsNO3 yang paling banyak mengikat 137Cs terjadi pada penambahan CsNO3 seberat 700 mg yaitu sebesar 0,0472 µg, sedangkan penambahan zeolit Lampung yang optimal diperoleh pada berat 1000 mg hingga 1200 mg dengan kandungan isotop 137Cs dalam padatan 137Cs-zeolit diperoleh sebesar 0,0557 µg. Pemisahan isotop 137Cs menggunakan metode penukar kation dengan penambahan zeolit Lampung 1000 mg hingga 1200 mg mempunyai hasil lebih baik bila dibandingkan dengan metode pengendapan. Selain itu, pengerjaan dengan metode penukar kation lebih mudah serta lebih aman bila dibandingkan dengan metode pengendapan yang pengerjaannya harus dalam penggangas es (-4 ºC), menggunakan bahan kimia HClO4 dengan aceton dan etanol yang bersifat volatil dan eksotermik.Kata kunci: isotop 137Cs, zeolit, serbuk CsNO3, metode penukar kation dan pengendapanABSTRACTPRECIPITATION METHOD AND KATION EXCHANGE METHOD FOR CESIUM SEPARATION OF U3Si2-Al FUEL ELEMENT. 137Cs isotope was one of the fission products which could be used as a burn up monitor to study the performance of the fuel during irradiation in a reactor. For analyzed 137Cs isotope in post-irradiation U3Si2-Al fuel element plate (PEB), it was needed a valid method to obtain accurate data. Several methods could be used for 137Cs separation from U3Si2-Al PEB solution were precipitation method in CsClO4 salt form according to ASTM E 320-79 and cation exchange method using Lampung zeolite. The precipitation process was done using CsNO3 powder as a carrier substance and HClO4 reagent, while the cation exchange process was done by the addition of Lampung zeolite. The objective research was getting a valid method for 137Cs separation in post-irradiation U3Si2-Al PEB, especially for the aspects of CsNO3 powder weight influence and weight of zeolite Lampung was added. 137Cs isotope precipitation process was done by pipetting 150 mL U3Si2-Al PEB solution which was added to the 500; 625; 700; and 1000 mg weight variation CsNO3 powder and 4 mL HClO4 in ice media for 1 hour. The precipitation process results was obtained CsClO4 precipitate separated from the supernatant as a liquid phase. Mean while, the cation exchange process was done by adding 700; 900; 1000 and 1200 mg weight variation Lampung zeolite by shaking for 1 hour. The cation exchange process results was obtained 137Cs-zeolite in the solid phase and the other isotopes in the liquid phase. The137Cs content in 137CsClO4 precipitate,137Cs-zeolite solid phase and supernatant was measured using spectrometre-g. The analysis showed that the optimum weight of CsNO3 addition when most binding of 137Cs occurred was 700 mg equal to 0.0472 g 137Cs isotope, while the optimum weight addition of Lampung zeolite was 1000 mg until 1200 mg equal to 137Cs isotope content in137Cs-zeolite obtained was 0.0557 g. The 137Cs isotope separation process using both methods could be concluded that the cation exchange method using zeolite by the addition of 1000 mg Lampung zeolite until 1200 mg had better result than the precipitation method. The other advantages of this method were easier and saver than precipitation methods that the process should be in ice batch (-4oC), using chemicals HClO4, acetone and ethanol which had volatile and exothermic character.Keywords: 137Cs isotope, zeolite, CsNO3 powder, cation exchange and precipitation method.
PENGARUH PARAMETER PROSES ELEKTRODEPOSISI TERHADAP PENENTUAN BERAT ISOTOP 235U DALAM PEB U3Si2/Al PASCA IRADIASI Yanlinastuti, Yanlinastuti; Boybul, Boybul; Ginting, Aslina Br.; Anggraini, Dian
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 22, No 2 (2016): Juni 2016
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2016.22.2.3093

Abstract

ABSTRAKPENGARUH PARAMETER PROSES ELEKTRODEPOSISI TERHADAP PENENTUAN BERAT ISOTOP 235U DALAM PEB U3Si2/Al PASCA IRADIASI. Parameter proses elektrodiposisi yang sangat mempengaruhi penentuan berat 235U dalam larutan PEB U3Si2/Al pasca iradiasi adalah kuat arus, waktu proses, volume umpan dan jenis larutan buffer elektrolit iradiasi. Tujuan penelitian adalah untuk mendapatkan parameter proses elektrodeposisi yang optimum dalam menetukan berat isotop 235U dalam PEB U3Si2/Al pasca iradiasi. Proses elektrodeposisi dilakukan dengan beberapa variasi parameter antara lain kuat arus 1; 1,2; dan1,4 ampere dengan waktu 1; 1,5; 2,0; 2,5 dan 3,0 jam, volume umpan standar U3O8 % mulai dari 100; 300; 500; 700 µL dengan variasi jenis larutan buffer elektrolit NH4Cl, NH4OAc,NH4HSO4dan (NH4)2SO4. Hasil proses elektrodeposisi menunjukkan bahwa kondisi optimum proses elektrodeposisi untuk isotop 235U diperoleh pada kuat arus1,2 ampere dengan waktu proses selama 2 jam serta jumlah volume umpan sebesar 300 µL dengan buffer elektrolit NH4HSO4 pada pH 3,5. Hasil proses eletrodeposisi diperoleh berat endapan isotop 235U sebesar 2,314 µg dengan recovery pengendapan sebesar 99,91%.Parameter optimum yang diperoleh selanjutnya digunakan untuk proses elektrodeposisi untuk menentukan berat isotop 235U yang terkandung di dalam larutan PEB U3Si2/Al pasca iradiasi dengan volume umpan sebesar 300 µL. Hasil pengukuran dan analisis dengan menggunakan spektrometer alpha diperoleh berat isotop 235U sebesar 0,403 µg dengan recovery pengendapan sebesar 91,80 %. Dari hasil yang diperoleh dapat dinayatakan bahwa metoda elektrodeposisi cukup baik digunakan untuk menentukan berat isotop 235U di dalam larutan PEB U3Si2/Al pasca iradiasi.Kata kunci: Elektrodeposisi, isotop 235U, spektrometer alpha, PEB U3Si2/Al pasca iradiasi. ABSTRACTEELECTRODEPOSITION PARAMETER EFFECT ON THE DETERMINATION OF 235U ISOTOPE IN U3Si2/Al IRRADIATED FUEL ELEMENT. Electrodeposition process for determination of 235U isotope is effected by current, contact time, feed volume and type of buffer solution. The aim of this research is to obtain optimum parameter of electrodeposition process for 235U determinationin U3Si2/Alirradiated fuel plate. Electrodeposition process is done by some variation of parameters, that are the current 1; 1.2; and 1.4 ampere with variation of time 1; 1.5; 2.0; 2.5 and 3.0 hours.The standard solution volume of 20% U3O8 are 100; 300; 500; 700 µL with variation of electrolyte buffer solution NH4Cl, NH4OAc,NH4HSO4 dan (NH4)2SO4. The result of electrodeposition process showed that optimum condition electrodeposition process for 235U isotope was obtained currents 1.2 ampere with process time during 2 hours, and 300 µL volume feed with electrolyte buffer NH4HSO4 in pH 3,5 .The results of the electrodeposition process was obtained 2.314 µg deposition of the isotope 235U with recovery of 99.91%. The condition optimum parameter above was used for electrodeposition process in determination of 235U isotope which contained in U3Si2/Al irradiated fuel element. The spectrometer alpha analysis was obtained weight of 235U isotope as 0.403 µg with recovery of 91.80%. The conclusion of this research, the electrodeposition methods is good enough to be used for determining 235U isotope in U3Si2/Al irradiated fuel plate.Keywords: Electrodeposition, 235U isotope, alpha spectrometre, U3Si2/Al irradiated fuel plate.
FABRIKASI MIKROSFIR UO2 MENGGUNAKAN TEKNIK AERASI Rachmawati, Meniek; Mutiara, Etty; Yulianto, Tri
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 22, No 2 (2016): Juni 2016
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2016.22.2.3089

Abstract

ABSTRAKFABRIKASI MIKROSFIR UO2 MENGGUNAKAN TEKNIK AERASI. Telah dikembangkan proses fabrikasi mikrosfir UO2 berdensitas rendah untuk umpan langsung proses peletisasi bahan bakar reaktor PHWR maju. Fabrikasi mikrosfir UO2 berdensitas rendah dilakukan dengan cara sol-gel menggunakan teknik aerasi pada sol/broth dengan metode eksternal dan tiga variasi cara gelasi. Pada teknik aerasi, broth disiapkan langsung digelasi tanpa didiamkan selama satu malam. Teknik aerasi merupakan kebalikan dari teknik deaerasi yang digunakan pada fabrikasi mikrosfir bahan bakar HTGR. Broth yang telah disiapkan dengan perbandingan mol NO3−/U antara 1,5 hingga 1,7 dengan pH larutan 1,6 dan viskositas antara 630-660cP langsung digelasi dengan tiga cara gelasi. Proses gelasi cara 1 dan cara 2 dilakukan dengan melewatkan broth pada dispersion nozzle berdiameter 1mm yang digetarkan dengan electromagnetic vibrator pada 150 Hz dengan media untuk droplet jatuh bebas yang berbeda sebelum masuk ke dalam larutan NH4OH, sedangkan gelasi dengan cara 3 dilakukan secara manual. Mikrosfir UO2 basah yang diperoleh dari ketiga cara gelasi di atas mendapat perlakuan panas yang sama yaitu dikeringkan pada temperatur 85 ºC dan 220 ºC masing-masing selama selama 1jam, dilanjutkan dengan proses kalsinasi mikrosfir UO2 selama 1 jam pada temperatur 500 ºC dalam media gas O2 dan direduksi pada temperatur 600 ºC dalam media campuran gas N2 dan H2 selama 1 jam. Mikrosfir UO2 hasil gelasi dengan cara 3 dipilih untuk disortir dan dikarakterisasi. Hasil karakterisasi memberikan data karakteristik mikrosfir UO2 berupa data diameter mikrosfir sebesar 900 µm, tap density 1,90 g/cm3 dan luas muka spesifik sebesar 6 m2/g. Hasil analisis dan hasil karakterisasi kemudian dibandingkan dengan data penelitian lain sehingga dapat disimpulkan bahwa penggunaan teknik aerasi pada broth menghasilkan mikrosfir UO2 berdensitas rendah yang memenuhi kriteria sebagai umpan langsung proses peletisasi bahan bakar PHWR maju dan PWR maju. Fabrikasi menggunakan teknik aerasi dengan gelasi cara 2 mempunyai peluang yang paling besar untuk menghasilkan mikrosfir UO2 dengan laju produksi yang tinggi dan karakteristik tertentu jika dilakukan pengaturan ulang pada laju dispersi dan durasi droplet jatuh bebas.Kata kunci: UO2, bahan bakar, sol-gel, mikrosfir, aerasi.ABSTRACTUO2 MICROSPHERE FABRICATION USING AERATION TECHNIQUE. It has been developed a fabrication process of low density UO2 microspheres for direct feed in pelletization process of PHWR advanced reactor fuel. The fabrication has been implemented by a sol-gel method using aeration technique on the sol / broth with external methods and three variations of gelation. In the aeration technique, broth is directly prepared in gelation mode without one night settling time. The aeration technique is the opposite of the deaeration technique, which is used in fabricating microspheres HTGR fuel. The broth which has been prepared with a mole ratio of NO3 / U between 1.5 to 1.7 with pH solution of 1.6 and viscosity between 630-660 cP directly to be gelated in three ways of gelation. The process of both gelation method 1 and method 2 is implemented by passing through the broth to a dispersion nozzle with 1 mm of diameter which is vibrated by an electromagnetic vibrator at 150 Hz with medium for free fall droplet differently before entering into a solution of NH4OH, while the gelation method 3 implemented manually. The wet UO2 microspheres derived from the three ways of gelation above are treated by heating process at the same way that is dried at a temperature of 85 ºC and 220 ºC each respectively for 1 hour, followed by a calcination process of microspheres UO2 for 1 hour at a temperature of 500 ºC in gaseous medium of O2 and a reduction process at a temperature of 600 ºC in gaseous mixture of N2 and H2 medium for 1 hour. The UO2 microspheres gelation of method 3 are chosen to be sorted and characterized. The characterization results provide the characteristics data of UO2 microspheres in the form of microspheres diameter of 900 μm, tap density of 1.90 g/cm3 and specific surface area of 6 m2/g. The results of the analysis and characterization are then compared to other data of other research so that it can be concluded that the use of such an aeration technique on the broth can produce low density UO2 microspheres that qualify as direct feed for fuel pelletization process of the advanced PHWR and advanced PWR. The fabrication using the aeration technique with gelation method 2 has the greatest opportunity to produce UO2 microspheres with a high production rate and certain characteristics if it is implemented by resetting the rate of dispersion and the free fall droplet duration.Keywords: UO2 , fuel, sol-gel, microsphere, aeration.
PEMBUATAN RADIONUKLIDA MOLIBDENUM-99 (99Mo) HASIL AKTIVASI NEUTRON DARI MOLIBDENUM ALAM UNTUK MEMPEROLEH TEKNESIUM-99m (99mTc) Saptiama, Indra; Herlina, Herlina; Sriyono, Sriyono; Sarmini, E.; Abidin, Abidin; Kadarisman, Kadarisman
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 22, No 2 (2016): Juni 2016
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2016.22.2.3094

Abstract

ABSTRAKPEMBUATAN RADIONUKLIDA MOLIBDENUM-99 (99Mo) HASIL AKTIVASI NEUTRON DARI MOLIBDENUM ALAM UNTUK MEMPEROLEH TEKNESIUM-99m (99mTc). Pembatasan penggunaan uranium sebagai target untuk produksi 99mTc menyebabkan rumah sakit di Indonesia  kesulitan mendapatkan pasokan 99mTc. Saat ini 99mTc diperoleh dari 99Mo hasil fisi (pembelahan uranium).  Pembuatan radionuklida 99Mo dari aktivasi neutron  molibdenum alam (MoO3) di teras reaktor G.A Siwabessy digunakan sebagai metode alternatif untuk memperoleh 99mTc. Tujuan penelitian ini adalah untuk melakukan pembuatan radionuklida 99Mo dari aktivasi neutron molibdenum alam untuk memperoleh 99mTc. Serbuk MoO3 alam sebanyak 5 gram dikemas dalam ampul kuarsa dan dimasukkan ke dalam inner capsul selanjutnya dikemas menggunakan outer capsul sebagai bahan target. Bahan target diiradiasi di reaktor G.A Siwabessy selama 100 jam. Hasil perhitungan diperoleh aktivitas  99Mo sebesar 65 % dari nilai maksimum yang dapat diperoleh. MoO3 paska iradiasi dilarutkan dengan NaOH 4 M sehingga diperoleh larutan natrium molibdat (Na2MoO4). Radionuklida 99Mo dan 99mTc diukur menggunakan spektrometer gamma. Radionuklida 99Mo terdeteksi dalam produk larutan  Na2MoO4 dengan  aktivitas jenis 99Mo yang diperoleh sebesar 0,81 Ci 99Mo/g Mo.  Radionuklida anak luruh 99mTc dipisahkan dari radionuklida induk 99Mo menggunakan kolom pemisah yang berisi material berbasis zirkonium (MBZ) sebagai penyerap 99Mo. Radionuklida 99mTc hasil pemisahan diperoleh dalam bentuk natrium pertehnetat (Na99mTcO4).dengan recovery yang masih rendah yaitu sekitar 52 hingga 71 %.Kata kunci: Molibdenum, teknesium, radionuklida, pemisahan, iradiasi. ABSTRACTPRODUCTION OF ACTIVATED  NEUTRON MOLYBDENUM-99 (99Mo) RADIONUCLIDE FROM NATURAL MOLYBDENUM TO OBTAIN TECHNETIUM-99m (99mTc).  Uranium usage restriction causes the hospitals in indonesia difficult to obtain the suply of  99mTc. At Present, 99mTc is obtanied from molybdenum as a uranium fission product. Production of 99Mo radionuclide resulted from neutron activated natural molybdenum (MoO3) in G.A Siwabessy reactor could be used  as a alternatif method for producing 99mTc. The aim of this research is synthesize of   99Mo radionuclide from neutron activated natural molybdenum  (MoO3) to obtain 99mTc. The five grams of  MoO3 powder was packed in a quartz ampule and inserted into inner capsule then also inserted into outer capsule as a target material. It was iradiated in G.A Siwabessy reactor for 100hours. Based on theoritical calculation, about 65 % of maximum 99Mo activity could be recovered. After Irradiation,  MoO3 was dissolved by NaOH 4 M solution so it was natrium molybdate (Na2MoO4) solution. 99Mo and 99mTc radionuclide were analyzed using gamma spectrometer. 99Mo radionuclide was detected on Na2MoO4 solution as product that had specific activity of 0.81 Ci 99Mo/ g Mo. 99mTc as daughter radionuclide was separated from 99Mo as parent radionuclide using separated column containing zirconium based material (ZBM) as 99Mo adsobent. 99mTc radionuclide has been succesfully separated using ZBM column although recovery of 99mTc  was quite low in which approximately 52 to 71 %. The 99mTc radionuclide was recovered in the form of sodium pertechnetate (NaTcO4) solution.Keywords: Molybdenum, technetium, radionuclide, separation, irradiation.
KORELASI KOMPOSISI UNSUR TERHADAP SIFAT TERMAL SERBUK BAHAN BAKAR U-ZrHX Masrukan, Masrukan; Alhasa, M Husna; Yanlinastuti, Yanlinastuti
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 22, No 2 (2016): Juni 2016
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2016.22.2.3090

Abstract

ABSTRAKKORELASI KOMPOSISI UNSUR TERHADAP SIFAT TERMAL SERBUK BAHAN BAKAR      U-ZrHx. Telah dilakukan analisis untuk menentukan korelasi komposisi terhadap sifat termal pada serbuk bahan bakar U-ZrHx. Serbuk U-ZrHx dibuat dari proses hidriding ingot U-Zr, dimana ingot U-Zr merupakan hasil peleburan logam U dan Zr. Dalam percobaan ini dibuat tiga variasi serbuk yaitu U-35ZrHx, U-45ZrHx, dan U-55ZrHx. Perlunya dilakukan penentuan kadar Zr terhadap sifat termal adalah untuk mengetahui pengaruh kadar Zr terhadap sifat transformasi panas dari bahan bakar tersebut. Mula –mula dilebur logam U dan Zr didalam tungku peleburan busur listrik hingga menghasilkan ingot U-Zr. Ingot U-Zr selanjutnya dibuat serbuk dengan teknik hidridring-milling hingga menghasilkan serbuk U-Zr. Serbuk U-Zr dianalisis komposisi dengan menggunakan teknik sepektroskopi serapan atom (SAA) dan sepektroskopi UV-Vis. Hasil analisis komposisi menunjukkan bahwa pada analisis untuk menentukan kandungan U dan Zr hampir semua sampel uji yang dianalisis mempunyai perbedaan yang cukup besar antara kandungan U dan Zr yang ditentukan dengan hasil analisis U dan Zr terkecuali hasil analisis pada serbuk U-45Zr yang hanya berbeda 0,609 %. Dari hasil pengujian unsur pengotor diperoleh bahwa semua unsur pengotor yang ada masih memenuhi persyaratan untuk bahan. Pengujian kapasitas panas yang dilakukan pada rentang temperatur 35ºC hingga 437ºC memperlihatkan bahwa nilai kapasitas yang paling besar adalah serbuk U-35ZrHx dengan nilai kapasitas panas sebesar 0,13 J/g.oC. Sementara itu dari pengujian transisi perubahan fasa diperoleh bahwa pada U-45ZrHx mengalami dua tahapan reaksi disertai perubahan fasa. Dapat disimpulkan apabila dilihat dari kandungan U dan Zr  belum bisa digunakan untuk bahan bakar, sedangkan dari analisis kandungan unsur pengotor diperoleh bahwa semua unsur yang ada masih  memenuhi persyaratan untuk bahan bakar kecuali unsur Fe. Sementara itu hasil analisis sifat termal yaitu kapasitas panas diperoleh nilai kapasitas panas tertinggi pada serbuk U-35ZrHx, sedangkan dari pengujian transisi perubahan fasa diperoleh bahwa pada U-45ZrHx mengalami dua tahapan reaksi disertai perubahan fasa. Terdapat pengaruh komposisi terhadap sifat termalnya, dimana semakin tinggi kandungan Zr maka nilai kapaistas panas hidrida uranium zirkonium semakin rendah.Kata kunci: komposisi, sifat termal, bahan bakar, U-ZrHx. ABSTRACTCOMPOSITION CORRECTION ON THE THERMAL PROPERTIES OF U-ZrHX FUEL POWDERS. Analysis has been conducted to determine the composition correlation on the thermal properties of the powder fuel U-ZrHx. U-ZrHx powder made from the process hidriding U-Zr ingot, where the ingot is the result of U-Zr and Zr U metal melting. In this experiment made three variations of powders, namely U-35ZrHx, U-45ZrHx, and U-55ZrHx. Need for determination of the thermal properties of Zr was to determine the effect of the nature of the transformation of Zr levels of heat from the fuel. At first, U and Zr metal is melted in electric arc furnaces to produce ingot U-Zr. U-Zr ingot then made powder with hidridring-milling techniques to produce U-Zr powder. U-Zr powder composition analyzed using techniques sepectroscopy atomic absorption (AAS) and UV-Vis spectroscopy. The results of composition analysis showed that the analysis to determine the content of U and Zr nearly all the test samples analyzed have quite a big difference between the content of U and Zr as determined by the results of the analysis of U and Zr exception analysis result in powder U-45Zr which differ only 0.609%. From the analysis of impurities obtained that nearly all the impurities that exist still meet the requirements for fuel unless the elements Fe, where elements of the existing Fe amounted to 382.912 g/g while the requirement of £ 250 mg /µg. Testing conducted heat capacity in the temperature range 35 ° C to 437 ° C showed that the capacity were greatest powder 35ZrHx U-with a value heat capacity of 0.13 J / g.oC. Meanwhile, test results obtained transition phase change that the U-45ZrHx undergo two stages of reaction with phase change. It can be concluded when seen from the content of U and Zr can not be used for fuel, while the analysis of the content of impurities found that all the elements that are still eligible for the fuel unless the element Fe. For the analysis of the thermal properties are the heat capacity of the heat capacity of the highest values obtained in powder U-35ZrHx, while the transition from the testing phase changes shows that the U-45ZrHx undergo two stages of reaction with phase change. There is an effect of the composition on the thermal properties, where the higher the content of Zr, the value of uranium zirconium hydride heat capacity is lower.Keywords: composition, thermal properties, fuels, U-ZrHx.

Page 1 of 1 | Total Record : 6

 1 

Filter by Year

2016 2016


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