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 23, No 1 (2017): Februari 2017" : 6 Documents clear
Estimation Of Routine Discharge Of Radionuclides On Power Reactor Experimental RDE Udiyani, P.M.; Kuntjoro, Sri
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 23, No 1 (2017): Februari 2017
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (470.105 KB) | DOI: 10.17146/urania.2017.23.1.3160

Abstract

Experimental power reactor (RDE) which is planned to be constructed by BATAN is a kind of High Temperature Gas Cooled Reactor (HTGR) with 10 MWth power. HTGR is a helium gas-cooled reactor with TRISO-coated fuel that is able to confine fission products remained in the core. Although the fission products released into the environment are very small, in order to comply the regulations the study about environmental radiation on normal or routine operation condition need to be performed. Estimation of radiology in the environment involves the source term released into the environment under routine operation condition. The purpose of this study is to estimate the source term released into the environment based on postulation of normal or routine operations of RDE. The research approach starts with an assumption that there are defects and impurities in the TRISO fuel because of limitation during the fabrication. Mechanism of fission products release from the fuel to the environment was created based on the safety features design of RDE. Radionuclides inventories in the reactor were calculated using ORIGEN-2 whose library has been modified for HTGR type, and the assumptions of defects of the TRISO fuel and release fraction for each compartment of RDE safety system used a reference parameter. The results showed that the important source terms of RDE are group of noble gases (Kr and Xe), halogen (I), Sr, Cs, H-3, and Ag. Activities of RDE source terms for routine operations have no significant difference with the HTGR source terms with the same power.Keywords: routine discharge, radionuclide, source term, RDE, HTGR
Analisis Kuat Sumber Neutron Dan Perhitungan Laju Dosis Neutron Teras Awal RDE Suwoto, Suwoto; Adrial, Hery; Zuhair, Zuhair
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 23, No 1 (2017): Februari 2017
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (487.916 KB) | DOI: 10.17146/urania.2017.23.1.3119

Abstract

Teras reaktor RDE (Reaktor Daya Eksperimental) berbentuk silinder non anular, mengadopsi teknologi HTGR (High Temperature Gas-cooled Reactor) berbahan bakar kernel partikel berlapis TRISO dalam bentuk bola (pebble) dan berpendingin gas helium. Desain teras reaktor RDE ini mengadopsi teknologi reaktor temperatur tinggi HTGR dengan keselamatan inherent pasif yang sangat aman. Temperatur keluaran panas gas helium teras reaktor RDE dirancang pada kisaran 700°C dengan temperatur masukan sekitar 250°C. Di samping menghasilkan listrik, reaktor RDE didisain menghasilkan panas temperatur tinggi yang dapat digunakan untuk keperluan kogenerasi lainnya (penelitian panas proses lainnya). Bahan bakar pada RDE berbentuk bola yang berisikan kernel partikel berlapis TRISO yang berupa uranium oksida (UO2) berpengkayaan 17%. Lapisan TRISO terdiri 4 lapisan yaitu lapisan karbon penyangga berpori, lapisan karbon pirolitik bagian dalam (IPyC, Inner Pyrolitic Carbon), lapisan Silikon Karbida (SiC) dan lapisan pirolitik karbon bagian luar (OPyC, OuterPyrolitic Carbon). Analisis kuat sumber dan perhitungan awal laju dosis neutron pada teras RDE dilakukan menggunakan program Monte Carlo MCNP5v1.2. Pemodelan heterogenitas ganda pada bahan bakar kernel partikel berlapis TRISO dan pada bahan bakar bola pada teras RDE. Dengan memanfaatkan program EGS99304, jumlah struktur group energi yaitu 640 (SAND-II group structure) digunakan dalam perhitungan spektrum neutron pada reaktor RDE. Teras reaktor RDE dibagi dalam 100 zona (10 arah radial dan 10 arah aksial). Analisis hasil perhitungan menunjukkan bahwa kuat sumber neutron reaktor RDE sebesar 8,47027X1017 neutron/sekon. Distribusi laju dosis neutron ditentukan menggunakan faktor konversi fluks ke dosis neurton dari International Commission on Radiological Protection, ICRP dan NCRP. Hasil perhitungan awal laju dosis neutron dengan faktor konversi ICRP-21 dan NCRP-38 untuk pekerja radiasi pada arah radial di perisai biologis sudah melemah memberikan nilai masing-masing sebesar 6,69915 µSv/jam dan 6,9964 µSv/jam pada posisi 215 cm dari pusat teras RDE, sehingga pekerja radiasi aman dan terlindungi dari radiasi sesuai dengan persyaratan Perka Bapeten  No. 04 tahun 2013 tentang Proteksi dan Keselamatan Radiasi Dalam Pemanfaatan Tenaga Nuklir yang menetapkan nilai batas dosis efektif rerata untuk pekerja radiasi adalah 20 mSv/tahun (10 µSv/jam). Dari hasil analisis tersebut tampak bahwa model perisai radiasi dan perisai biologis telah memenuhi standar keselamatan radiasi yang disyaratkan.Kata kunci: TRISO, Pebble, MCNP5v1.2, RDE, kuat sumber neutron, laju dosis neutron, ICRP, NCRP
Effect Of Current, Time, Feed and Cathode Type On Electroplating Process Of Uranium Solution Sigit, Sigit; Widodo, Ghaib; Wasito, Bangun; Basuki, Kris Tri; Fahrunissa, Fahrunissa
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 23, No 1 (2017): Februari 2017
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (499.379 KB) | DOI: 10.17146/urania.2017.23.1.3155

Abstract

Electroplating process of uranyl nitrate and effluent process has been carried out in order to collect uranium contained therein using electrode Pt / Pt and Pt / SS at various currents and times. Material used for electrode were Pt (platinum) and SS (Stainlees Steel). Feed solution of 250 mL was entered into a beaker glass equipped with Pt anode - Pt cathode or Pt anode - SS cathode, then fogged direct current from DC power supply with specific current and time so that precipitation of uranium sticking to the cathode. After the processes completed, the cathode was removed and weighed to determine weight of precipitates, while the solution was analyzed to determine the uranium concentration decreasing after and before electroplating process. The experiments showed that a relatively good time to acquire uranium deposits at the cathode was 1 hour by current 7 ampere, uranyl nitrate as feed, and Pt (platinum) as cathode. In these conditions, uranium deposits attached to the cathode amounted to 74.96% of the original weight of uranium oxide in the feed or 206.5 mg weight. The use of Pt cathode for  uranyl nitrate, SS and Pt cathode for effluent process feed gave uranium specific weight at the cathode of 12.99 mg/cm2, 2.4 mg/cm2 and 5.37 mg/cm2respectively for current 7 ampere and electroplating time 1 hour.Keywords: Electroplating, uranyl nitrate, effluent process, Pt/Pt electrode, Pt/SS electrode
ZrC Coating On Fuel Eelement Cladding Zircaloy-2 Mutiara, Etty; Rachmawati, Meniek
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 23, No 1 (2017): Februari 2017
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2017.23.1.3148

Abstract

The intensive researchs on high discharge burn-up of Light Water Reactor (LWR) fuel element were performed due to the extension of fuel element’s utility life. One of these researches was allowing for alteration of the existing zirconium-based clad system through coating. This technique is supposed to improve the corrosion resistance of cladding without changing the dimension of fuel cladding. In current research, the ZrC film was coated on the zircaloy-2 cladding surface by dipping process of zircaloy-2 specimens in colloidal graphite at room temperature. The dip-coated specimens then undergone heating process at 700oC, 900oC and 1100oC respectively in Argon gas atmosphere for 1 hour. The microstructure and crystal structure of the coated cladding were characterized by optical microscope and XRD respectively. The optical microscope showed the growth of the grains with increasing temperature. XRD examination on the specimens revealed that the ZrC crystal structure on the cladding surface occurred only at 1100oC, but it did not appear at 700oC and 900oC. It can be concluded that dipping process of specimen in colloidal graphite with subsequent heating at 1100oC provided ZrC film coated on zircaloy-2 cladding. The heating process at this temperature allowed carbon atoms to diffuse into zircaloy surface to form ZrC film.Keywords: zircaloy, cladding, dip-coating, colloidal graphite, ZrC.
Proses Ekstraksi-Stripping UO2(NO3)2 Berimpuritas Hasil Pelarutan Yellow Cake Muchsin, Anwar; Widodo, Ghaib
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 23, No 1 (2017): Februari 2017
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2017.23.1.3172

Abstract

Uranil nitrat/UO2(NO3)2  merupakan bahan dasar/umpan yang dipakai sebagai bahan bakar baik reaktor riset maupun reaktor daya. Proses ekstraksi-stripping  perlu dilakukan terhadap UO2(NO3)2, karena di dalam UO2(NO3)2 tersebut masih terdapat impuritas yang terikut selama berlangsungnya proses pelarutan Yellow Cake. Untuk mendapatkan larutan UO2(NO3)2 yang memenuhi persyaratan murni nuklir (nuclear grade), maka harus dilakukan proses pemurnian dengan ekstraksi-stripping menggunakan 3 (tiga) parameter yaitu laju alir umpan, keasaman umpan pada proses ekstraksi, dan keasaman pada proses stripping.  Mekanisme proses ekstraksi terjadi UO2(NO3)2 akan masuk ke fasa organik TBP, sedangkan impuritasnya berada dalam fasa air (rafinat). Uranium dalam fasa organik dilakukan proses stripping dengan menentukan keasaman (sebagai parameter), sehingga diperoleh larutan campuran UO2(NO3)2 murni nuklir (nuclear grade). Kondisi proses ekstraksi diperoleh laju air  umpan 15 L/jam, keasaman umpan pada proses ekstraksi sebesar ±3 M dan diperoleh kadar uranium sebesar  48.5365 gU/L, sedangkan proses stripping diperoleh UO2(NO3)2 sebesar  64,7860 gU/L pada keasaman 0,04 M. Kata Kunci: ekstraksi, stripping, laju alir umpan, perbandingan TBP/kerosin, keasaman.
Penentuan Kemurnian Radiokimia 99mTc-MIBI dengan Cepat dan Praktis menggunakan Metoda Ekstraksi Maskur, Maskur; Lestari, Enny; Sarmini, Endang; Tahyan, Yayan; Putra, Amal Rezka; Kurniasih, Dede; Gunawan, Adang Hardi
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 23, No 1 (2017): Februari 2017
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2017.23.1.3195

Abstract

Pengujian radiokimia umumnya menggunakan metoda kromatografi lapis tipis (KLT), akan tetapi memerlukan waktu pengujian lama. Oleh karena itu, perlu alternatif menggunakan metoda ekstraksi yang lebih praktis dan cepat. Pengujian dilakukan dengan cara 99mTc-MIBI diekstraksi menggunakan campuran salin dan chloroform dengan perbandingan volume = 1:1.  Campuran diekstraksi sehingga terpisah antara 99mTc-MIBI dan pengotornya, yaitu 99mTc-MIBI dalam fasa organik (Chloroform) sedangkan 99mTcO2 dan 99mTcO4- keduanya dalam fasa air (salin). Kemudian, masing-masing dicuplik dengan volume yang sama dan diukur radioaktivitasnya menggunakan Gamma Ionisation Chamber dan dihitung kemurnian radiokimianya. Hasil ekstraksi dibandingkan dengan pengujian menggunakan metoda baku KLT. Hasil penelitian menunjukkan bahwa pengujian radiokimia  kit 99mTc-MIBI menggunakan kedua metoda tersebut hasilnya hampir sama, yaitu =98,34%±0,65 (metoda baku KLT) dan 97,15%±0,56 (metode ekstraksi) dengan kepresisian pengukuran yang baik, yaitu RSD <1% (RSD metode baku KLT=0,65% dan metode ekstraksi 0,56%). Waktu pengujian yang diperlukan dengan metoda ekstraksi = 20 menit  dan metoda baku KLT =180 menit. Hasil ini menunjukkan bahwa metoda ekstraksi dapat digunakan sebagai alternatif dalam pengujian radiokimia kit MIBI. Keunggulan metoda ekstraksi adalah waktu pengujian lebih cepat dibandingkan metoda KLT.Kata kunci : Kemurnian Radiokimia, 99mTc-MIBI, metoda ekstraksi, metoda Kromatografi Lapis Tipis

Page 1 of 1 | Total Record : 6

 1 

Filter by Year

2017 2017


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