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 29, No 1 (2023): APRIL, 2023" : 6 Documents clear
POTENSI LINGKUNGAN KAWASAN NUKLIR SERPONG DAN EVALUASI KESELAMATAN UNTUK TAPAK FASILITAS BOREHOLE DISPOSAL LIMBAH SUMBER RADIASI BEKAS Setiawan, Risdiyana; Megasari, Kartini; Sucipta, Sucipta; Setiawan, Andry
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 29, No 1 (2023): APRIL, 2023
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2023.29.1.6717

Abstract

Penyimpanan lestari terhadap sumber radiasi bekas (disused sealed radioactive sources = DSRS) masih menghadapi beberapa rintangan, antara lain karena DSRS umumnya berumur paro panjang, tingkat radiasi gamma-photon tinggi, sulitnya opsi untuk dikembalikan ke negara pembuat, dan aktivitas melampaui batas untuk shallow land disposal. Untuk itu perlu dikembangkan sistem penyimpanan lestari limbah DSRS dengan fasilitas skala kecil yang ekonomis, memenuhi standard keselamatan pekerja, masyarakat dan lingkungan. Jawaban untuk masalah ini adalah dengan konsep penyimpanan lestari dalam lubang bor (borehole disposal = BHD). Penelitian ini fokus pada evaluasi potensi lingkungan Kawasan Nuklir Serpong (KNS) untuk tapak fasilitas BHD dan keselamatannya sesuai dengan standar IAEA yaitu borehole disposal of disused sealed sources (BOSS). Evaluasi lingkungan KNS dilakukan dengan karakterisasi dan evaluasi keselamatan lingkungan geologi dan non geologi untuk tapak BHD sesuai standard IAEA. Secara umum, hasil evaluasi parameter lingkungan terhadap kriteria tapak disposal menunjukkan adanya kesesuaian.  Namun ada beberapa parameter yang perlu diberikan solusi teknologi (engineered barrier) agar fungsi tapak sebagai natural barrier dapat terpenuhi.  Beberapa solusi teknologi tersebut meliputi kemasan limbah (kapsul dan kontainer), buffer dan backfill material, pelapis lubang bor (casing), pemasangan basement plug dan upper/cover plug. Hasil dari pengkajian keselamatan dengan Borehole Disposal Concept  (BDS) scoping tools menunjukkan bahwa konsep fasilitas BHD pada tapak KNS termasuk dalam zona hijau (green zone) yang berarti aman, dengan nilai total dosis maksimal sebesar 7.2e-9 Sv/y di tahun 46.678y. Menggunakan system standar BOSS dengan penambahan engineered barrier maka lokasi tapak di KNS memenuhi kriteria dan berpotensi untuk penempatan fasilitas borehole disposal limbah DSRS.Kata kunci: potensi, lingkungan, tapak, keselamatan, borehole disposal.
INVESTIGASI MODIFIKASI LUBANG PENGISIAN GAS HELIUM PADA DESAIN END PLUG BATANG UJI BAHAN BAKAR NUKLIR MENGGUNAKAN ANALISIS COMPUTATIONAL FLUID DYNAMICS Ghufron, Hanif; Bahar, Shofwan; Rianto, Sugeng; Vankabo, Praditya; Rahmadi, Gagad; Hutapea, Odi Buana; Triarjo, Triarjo; Setiawan, Iwan
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 29, No 1 (2023): APRIL, 2023
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2023.29.1.6956

Abstract

Telah dilakukan investigasi terhadap desain modifikasi lubang pengisian gas helium pada end plug batang uji PRTF dengan metode simulasi CFD. Simulasi dilakukan untuk memprediksi apakah gas helium dapat mengalir dengan baik ke dalam kelongsong melalui desain modifikasi. Dari simulasi ini diharapkan dapat diperoleh data mengenai pengaruh perubahan bentuk dan dimensi dari lubang pengisian gas helium. Data tersebut selanjutnya akan digunakan sebagai panduan untuk menentukan desain modifikasi bisa berfungsi lebih baik sehingga dapat menggantikan desain original. Data masukan yang diperlukan untuk simulasi CFD adalah geometri dari model, jenis material yang digunakan, dan parameter kondisi tekanan dan waktu untuk persiapan proses pengelasan. Selanjutnya dilakukan proses simulasi CFD dengan mensimulasikan pengkondisian bahan sebelum proses las orbital TIG. Hasil simulasi menunjukkan bahwa desain modifikasi mampu mengalirkan gas helium ke dalam kelongsong dua kali lebih cepat dibanding dengan desain original. Selain itu hasil simulasi juga menunjukkan bahwa stabilitas desain modifikasi sama dengan desain original dalam mempertahankan tekanan gas helium pada tekanan 1,5 bar.Kata kunci: CFD, simulasi, PRTF, bahan bakar nuklir.
PENGARUH KONDISI PENYIMPANAN TERHADAP KETAHANAN KOROSI DRUM BAJA KARBON WADAH LIMBAH RADIOAKTIF Ibnu Saputra, Dwi Luhur; Aisyah, Aisyah; Setiawan, Risdiyana; Artiani, Pungky Ayu; Heriyanto, Kuat; Rachmadetin, Jaka
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 29, No 1 (2023): APRIL, 2023
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2023.29.1.6770

Abstract

Instalasi pengelolaan Limbah Radioaktif (IPLR) yang berlokasi di Kawasan Nuklir Serpong merupakan satu satunya fasilitas pengelolaan limbah radioaktif yang telah mengelola limbah radioaktif dari seluruh wilayah Indonesia. Berbagai jenis limbah telah diolah di fasilitas ini antara lain limbah padat material terkontaminasi tingkat rendah maupun sedang yang menggunakan wadah drum baja karbon. Sebagai wadah limbah radioaktif drum wadah limbah ini harus memiliki ketahanan korosi yang baik sehingga drum wadah limbah mampu bertahan dalam jangka penyimpanan yang panjang. Telah dilakukan penelitian tentang korosi baja karbon wadah limbah radioaktif dengan tujuan mendapatkan data laju korosi bahan yang mengalami pengelasan maupun logam induknya pada kondisi penyimpanan lestari. Pada penyimpanan lestari dimungkinkan adanya genangan air yang masuk ke dalam fasilitas penyimpanan sehingga akan berinteraksi dengan drum dan dapat meningkatkan laju korosinya. Pada penelitian ini diukur laju korosi dalam berbagai media pengkorosi yaitu air SP4, air demin, air semen dan air bentonite. Hasil penelitian menunjukkan bahwa laju korosi drum wadah limbah yang mengalami pengelasan lebih tinggi dari laju korosi logam induknya pada berbagai media pengkorosi. Laju korosi tertinggi didapat pada media air SP4 yaitu 7,86 dan 6,78 kalinya dibandingkan dengan air demin. Sedangkan laju korosi pada media air demin, air bentonite dan air semen pada kisaran yang tidak jauh berbeda satu sama lain. Laju korosi merupakan parameter wadah limbah radioaktif yang penting untuk diperhatikan, karena drum wadah limbah dengan ketahanan korosi yang tinggi akan mampu menahan radionuklida yang tersimpan didalamnya dalam jangka waktu yang panjang.Kata kunci: Limbah radioaktif, baja karbon, pengelasan, korosi.
EFEKTIVITAS DESORPSI CESIUM OLEH SURFAKTAN KATIONIK BERDASARKAN STRUKTUR HIDROFILIKNYA PADA MONTMORILLONIT K10 Wijayanto, Herry; Nakashima, Satoru
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 29, No 1 (2023): APRIL, 2023
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2023.29.1.6962

Abstract

Penelitian ini membahas efisiensi desorpsi cesium (Cs) dari sampel montmorillonit K10 (MMTK10) yang telah dikontaminasi oleh Cs sebelumnya (MMTK10/Cs) menggunakan desorben surfaktan kationik benzyldodecyldimethylammonium bromida (BDAB) dan dodecyltrimethylammonium bromida (DTAB), serta HCl sebagai kontrol desorben. Hasil menunjukkan bahwa surfaktan kationik, terutama pada konsentrasi tinggi 20-50 mM, memiliki efisiensi desorpsi yang lebih tinggi dibandingkan HCl, dengan efisiensi mencapai 80-90%. Mekanisme ini dikaitkan dengan kemampuan surfaktan kationik untuk membentuk misel ketika konsentrasinya melebihi nilai konsentrasi kritis misel (KKM) atau pada konsentrasi tinggi, yang memfasilitasi pertukaran ion dengan Cs pada permukaan MMTK10/Cs. Namun, tidak ada perbedaan signifikan dalam efisiensi desorpsi Cs antara BDAB dan DTAB, meskipun struktur hidrofilik BDAB lebih besar. Hal ini berbeda dengan penelitian sebelumnya pada montmorillonit lainnya dimana semakin besar struktur hidrofilik surfaktan yang digunakan, semakin besar interlayer montmorillonit terbuka akibat masuknya surfaktan besar itu pada interlayer sehingga mendorong desorpsi Cs dengan jumlah yang lebih besar. Akan tetapi pada penelitian ini tidak adanya perbedaan efisiensi desorpsi Cs dari kedua surfaktan lebih disebabkan karena struktur clay MMTK10 itu sendiri yang tidak memiliki kemampuan pengembangan atau pembesaran interlayer, akibat perlakuan suhu saat produksinya sebelum dijual kepasaran. Selain itu, kesamaan panjang rantai ekor hidrofobik antara BDAB dan DTAB berkontribusi pada kesamaan hasil desorpsi Cs dari kedua surfaktan tersebut. Kesimpulannya, sifat dan struktur surfaktan kationik mempengaruhi proses desorpsi Cs, tetapi karakteristik spesifik dari montmorillonit atau clay yang digunakan juga berperan penting dalam mekanisme desorpsi ini.Kata kunci: Desorpsi Cs, surfaktan kationik, interlayer montmorillonit.
SAFETY INTEGRITY LEVEL ASSESSMENT AT URANIUM EVAPORATOR AND DEPOSITION VESSEL IN NON NUCLEAR REACTOR INSTALLATIONS Oktavianto, Putra; Kundari, Anis Noor; Saputra, Ade; Abdurrosyid, Imam; Sholikhah, Munisatun; Saputra, Andri
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 29, No 1 (2023): APRIL, 2023
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2023.29.1.6986

Abstract

The operation of non-reactor nuclear installations that use nuclear material in the process must be ensured safely during the process. One of the assessments of the safety level of the protection system that has been owned by the installation is using the Safety Integrity Level (SIL) which assesses the safety level of the protection system based on the value of the risk reduction factor that the protection system can achieve. The uranium evaporator and deposition vessel at the Experimental Fuel Element Installation (EFEI) is one of the installations that uses nuclear material in the process so it is necessary to assess the SIL of these 2 vessels. The piping and instrumentation diagram (P&ID) is used to determine the SIL value and Safety Instrumented System (SIS) component are installed in evaporator and deposition vessel. Maintenance data and OREDA (Offshore Reliability Data) are used to determine the failure rate. After knowing and determining the installed SIS components, then determining the architecture vote of the Safety Instrumented Function (SIF) based on the P&ID diagram, so that it can be known that the installed SIS uses vote 1oo1, 1oo2, 1oo3, or the appropriate vote. The installed SIF architecture vote will determine the equation used to calculate the Probability Failure on Demand (PFD). The total PFD obtained is adjusted to the SIL table to find out what SIL level the installed protection system is at. The value of the safety level of the protection system with SIL assessment in the evaporator vessel obtained 2 protection systems with SIL values of level 2 all and in the deposition vessel obtained 2 protection systems with SIL values of level 1 and level 2. The SIL value in the evaporator and deposition vessel analyzed has not reached level 3 or 4, so it is necessary to add SIF to the SIS protection system to increase the SIL value until the SIL value is obtained between level 3 or 4 because safety in the operation of non-reactor nuclear installations is absolute.Keywords: Non-Reactor Nuclear Installations, PFD, SIF, SIL, SIS
ANALISIS KRITIKALITAS PROSES HYDRIDING SERTA PENYIMPANAN PADUAN UMo DAN UZr SEBAGAI KANDIDAT BAHAN BAKAR REAKTOR RISET MENGGUNAKAN OPENMC Octadamailah, Saga; Isnaini, Anissa; Sigit, Rohmad
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 29, No 1 (2023): APRIL, 2023
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2023.29.1.6976

Abstract

Penelitian bahan bakar reaktor riset saat ini mengarah pada peningkatan densitas uranium untuk menghasilkan fluks neutron yang lebih tinggi dalam rangka peningkatan produksi radioisotop serta  efisiensi dan akurasi pada berbagai pengujian material. Pengembangan bahan bakar nuklir di Indonesia saat ini dalam rangka peningkatan densitas uranium salah satunya adalah pengembangan UMo dan UZr. Salah satu proses pembuatan serbuk UMo dan UZr adalah melalui proses hydriding-dehydriding yang melibatkan uranium diperkaya, serta gas hidrogen bertekanan tinggi. Kombinasi tersebut menghadirkan potensi kecelakaan kritikalitas yang harus diperhitungkan sebelumnya. Perhitungan kritikalitas dilakukan menggunakan perangkat lunak OpenMC, yaitu sebuah simulasi fisika nuklir yang menggunakan metode Monte Carlo. Dalam simulasi ini digunakan dua jenis paduan, yaitu U7Mo dan U6Zr. Simulasi dilakukan dengan menggunakan 10.000 partikel dan 44 batch sebagai pengaturan parameter. Dari hasil simulasi diperoleh nilai keff untuk paduan U7Mo adalah sebesar 0,0297, sedangkan untuk U6Zr adalah sebesar 0,0314. Kedua nilai tersebut jauh di bawah nilai kritis yang mengindikasikan bahwa potensi kecelakaan kritikalitas sangat rendah. Pada simulasi penyimpanan hasil proses hidriding, terdapat potensi terjadi kecelakaan kritikalitas jika botol penyimpanan diletakkan dalam posisi berdekatan tanpa diberi jarak. Untuk mengatasi risiko tersebut, setiap botol harus diberi jarak aman dan perlu adanya batasan massa uranium per satuan volume yang diijinkan.Kata kunci: U7Mo, U6Zr, kritikalitas, hydriding, monte carlo, openMC.

Page 1 of 1 | Total Record : 6

 1 

Filter by Year

2023 2023


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