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 2 (2023): OKTOBER, 2023" : 6 Documents clear
VERIFIKASI PENGUKURAN RADIOAKTIVITAS 153Sm MENGGUNAKAN DOSE CALIBRATOR MULTITIPE Pertiwi, Ligwina Dita; Maskur, Maskur; Yanto, Yanto; Fairusya, Nuha; Ekaningsih, Nuri Jannati Wahyu
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 29, No 2 (2023): OKTOBER, 2023
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2023.29.2.6836

Abstract

Verifikasi pengukuran dilakukan untuk menjaga validitas data hasil pengukuran. Pada penelitian ini telah dilakukan verifikasi pengukuran radioaktivitas 153Sm menggunakan alat dose calibrator dengan lima tipe yang berbeda, yaitu dose calibrator Atomlab 100, Atomlab 300, Atomlab 400, Atomlab 500, dan Capintec CRC-tr5. Parameter verifikasi meliputi akurasi, presisi, kelinieran, Limit of Detection (LOD), dan Limit of Quantification (LOQ). Pada pengujian akurasi, alat dose calibrator Atomlab 300 ditetapkan sebagai alat standar untuk menguji akurasi hasil pengukuran alat yang lain. Hasil verifikasi menunjukkan bahwa semua alat ukur memiliki error akurasi kurang dari 3%, namun setelah dilakukan uji t, ternyata hanya dose calibrator Atomlab 400 yang nilai thitung kurang dari ttabel, sedangkan Atomlab 100, Atomlab 500, dan Capintec CRC-tr5 thitung lebih besar daripada ttabel. Pada uji presisi diperoleh hasil bahwa kelima tipe alat dose calibrator memiliki presisi yang baik. Kelima alat tersebut memiliki nilai kelinieran yang baik untuk pengukuran Sm-153 radioaktivitas 20-140 mCi. Nilai LOQ dose calibrator Atomlab 100 = 8,48 µCi, Atomlab 300 = 5,08 µCi, Atomlab 400 = 8,66 µCi, Atomlab 500 = 8,78 µCi, dan Capintec CRC-tr5 = 7,23 µCi. Nilai LOD Dose calibrator Atomlab 100 = 2,54 µCi, Atomlab 300 = 1,52 µCi, Atomlab 400 = 2,59 µCi, Atomlab 500 = 2,64 µCi, dan Capintec CRC-tr5 = 2,17 µCi. Hal ini menunjukkan bahwa kelima alat tersebut memiliki validitas pengukuran yang baik dengan kepercayaan pengukuran 95%, namun untuk Atomlab 100, 500, dan Capintec CRC-tr5 hasil pengukurannya perlu dikalikan faktor koreksi.Kata kunci: Dose calibrator, verifikasi, radioaktivitas, 153Sm 
ADSORPSI URANIUM TERLARUT OLEH KOMPOSIT AMMONIUM DIHYDROGEN PHOSPHATE/ZEOLIT Purwanto, Yuli; Ibnu Saputra, Dwi Luhur; Mirawaty, Mirawaty; Sugiharto, Untung; Wati, Wati; Rachmadetin, Jaka; Artiani, Pungky Ayu
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 29, No 2 (2023): OKTOBER, 2023
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2023.29.2.6974

Abstract

Zeolit merupakan salah satu mineral aluminosilikat yang banyak dipelajari sebagai material penjerap untuk pengelolaan limbah cair. Mineral ini juga banyak dipelajari untuk pengelolaan limbah cair dari industri nuklir, termasuk di antaranya sebagai penjerap uranium dari limbah cair. Pengelolaan limbah cair yang mengandung uranium ini diperlukan pada setiap tahapan daur bahan bakar nuklir. Modifikasi zeolit, yang dapat dilakukan secara fisika atau kimia, telah dilaporkan dapat meningkatkan kemampuan adsorpsinya. Dalam penelitian ini dilakukan peningkatan kemampuan zeolit dengan menambahkan ammonium dihydrogen phosphate (ADP) sehingga terbentuk komposit ADP/zeolit untuk adsorpsi uranium. Tujuan penelitian ini adalah untuk mempelajari kemampuan komposit ADP/zeolit sebagai penjerap uranium dari limbah cair. Zeolit alam dari Lampung digunakan sebagai material awal. Material komposit dipreparasi dengan mencampurkan ADP dan zeolit dalam labu didih. Komposit ADP/zeolit yang diperoleh dikarakterisasi dengan XRD dan selanjutnya digunakan untuk percobaan adsorpsi uranium yang dilakukan dengan metode batch. Hasil penelitian menunjukkan mineral utama pada zeolit yang digunakan adalah klinoptilolit. Keberhasilan preparasi komposit ADP/zeolit dibuktikan melalui pola difraksi XRD. Hasil eksperimen ditunjukkan dengan kinetika adsorpsi uranium oleh komposit ADP/zeolit yang berlangsung cepat dan mencapai kesetimbangan kurang dari 16 menit. Model kinetika adsorpsi uranium oleh komposit ADP/zeolit model pseudo-orde kedua. Variabel pH menunjukkan adsorpsi uranium nitrat oleh komposit ADP/zeolit optimum pada pH 7. Komposit ADP/zeolit menunjukkan peningkatan kemampuan adsorpsi terhadap uranium dibandingkan dengan zeolit alam. Komposisi penyusun komposit ADP/zeolit didapatkan pada perbandingan ADP : zeolit masing-masing adalah 1:1.Kata kunci: Komposit, zeolit, ammonium dihydrogen phosphate, uranium terlarut, adsorpsi.
ADSORPSI URANIUM MENGGUNAKAN Na DAN Zr – MONTMORILLONITE Ibnu Saputra, Dwi Luhur; Purwanto, Yuli; Setiawan, Risdiyana; Hikmat, Moh. Cecep Cepi; Fadilla, Nayandra Dias; Ayuningtyas, Pratiwi; Musthofa, Malik; Mirawaty, Mirawaty; Rachmadetin, Jaka
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 29, No 2 (2023): OKTOBER, 2023
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2023.29.2.6979

Abstract

Montmorillonite dapat dimanfaatkan sebagai alternatif pengolahan limbah uranium secara adsorpsi. Kation pada interlayer montmorillonite dapat digunakan untuk pertukaran ion dengan uranium. Limbah cair uranium berasal dari sisa proses ekstraksi uranium untuk pengambilan radioisotop molibdenum-99 dan juga pada proses pelarutan yellow cake yang masih mengandung sedikit uranium. Tujuan penelitian ini adalah memodifikasi Na-montmorillonite dengan penambahan zirconium(IV) oxychloride octahydrate (ZrOCl2.8H2O) untuk meningkatkan efisiensi adsorpsinya terhadap uranium. Modifikasi montmorillonite dikarakterisasi dengan XRD dan XRF. Kinetika adsorpsi uranium ditentukan dengan variasi waktu kontak 10, 30, 60, 120, 180, 300, 360, 420 dan 480 menit kemudian ditentukan laju kinetika adsorpsi pseudo orde pertama dan orde kedua. Efisiensi adsorpsi uranium optimum ditentukan dengan variasi pH 3, 5, 7 dan 9.  Hasil kurva plot pseudo orde pertama dan orde kedua menunjukan bahwa Na dan Zr-montmorillonite berada pada plot orde kedua dengan konstanta (k2) adalah 0,000354 dan 0,000458 (g/mg.min). Adsorpsi uranium oleh Na-montmorillonite terjadi pada pH 5 sebesar 93,68 % dan Zr-montmorillonite pada pH 7 sebesar 96,52%. Zr–montmorillonite diperoleh nilai Kd masing-masing sebesar 23,42x103 dan 48,26x103 mLg. Modifikasi Zr dapat meningkatkan efisiensi dan kinetika adsorpsi uranium sehingga berpotensi sebagai alternatif adsorben untuk pengolahan limbah uranium cair.Kata kunci:      Adsorpsi, Na-montmorillonite, Zr-montmorillonite, zirconium(IV) oxychloride octahydrate, larutan uranium
ANALISA DAN INTERPRETASI DATA HASIL UJI TAK MERUSAK DALAM RANGKA PENGEMBANGAN BASIS DATA POTENSI CACAT PADA PELET UO2 Artika, Refa; Rahmatullah, Helmi Fauzi; Wicaksono, Yusuf Gigih; Ismarwanti, Sri; Sigit, Rohmad
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 29, No 2 (2023): OKTOBER, 2023
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2023.29.2.7001

Abstract

Pengembangan bahan bakar nuklir baik untuk reaktor riset dan daya telah menjadi fokus penelitian Pusat Riset Teknologi Daur Bahan Bakar Nuklir dan Limbah Radioaktif (PRTDBBNLR), mulai dari tahap fabrikasi, uji pra-iradiasi, iradiasi dan uji pasca-iradiasi. Sebagai satu-satunya fasilitas uji pasca-iradiasi di Asia Tenggara, Instalasi Radiometalurgi (IRM) dituntut untuk siap melakukan evaluasi unjuk kerja bahan bakar nuklir, salah satunya adalah short pin PWR-fuel berisi UO2 yang saat ini sedang dalam tahap proses iradiasi. Salah satu upaya untuk yang dilakukan IRM adalah dengan mengembangkan teknik uji tak merusak, baik metode, analisis, interpretasi maupun inventarisasi terhadap potensi cacat yang mungkin terjadi secara sistemik pada short pin PWR-fuel berisi pelet UO2. Tujuan penelitian ini adalah menginventarisasi metode dan data potensi cacat pada pelet UO2 untuk basis data pengujian pasca-iradiasi.Karakterisasi dilakukan terhadap lima sampel pelet UO2 pra-iradiasi dengan variasi kondisi sinter/mentah, baik/cacat dan perbedaan pengayaan uranium (3%, 4%, dan 5%) menggunakan metode uji visual dan radiografi sinar-X digital. Pengamatan visual mampu memberikan interpretasi awal mengenai kondisi permukaan pelet UO2. Radiografi sinar-X digital dioperasikan pada tegangan 150 kV dan arus 1800 µA untuk menghasilkan citra digital yang kemudian akan dilakukan proses image enhancement menggunakan image processor dalam rangka interpretasi pelet UO2. Pengujian menggunakan radiografi sinar-X digital dan proses image enhancement menambah informasi hasil interpretasi pelet UO2. Retak dan lubang pada permukaan pelet UO2 telah dapat dipetakan, begitu pula telah didapatkan analisis perbedaan pengayaan uranium yang dapat diamati dari grafik gray value. Seluruh informasi terkait metode analisis dan hasil interpretasi pada penelitian ini telah dapat digunakan sebagai basis data untuk menentukan kondisi pelet UO2 di dalam kelongsong short pin PWR-fuel pasca-iradiasi.Kata kunci: Uji tak merusak, pelet UO2, uji visual, radiografi sinar-X digital, basis data.
ANALISIS PERILAKU ISOTERM, TERMODINAMIKA, DAN KINETIKA ADSORPSI STRONTIUM MENGGUNAKAN TiO2 – ZEOLIT LAMPUNG Sholahudin, M. Fiqri; Purwaningsih, Henny; Noerpitasari, Erlina; Boybul, Boybul; Yanlinastuti, Yanlinastuti
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 29, No 2 (2023): OKTOBER, 2023
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2023.29.2.6840

Abstract

Bahan bakar nuklir setelah digunakan di reaktor  menghasilkan beberapa hasil fisi, dimana salah satunya adalah strontium (90Sr). Isotop strontium dapat dimanfaatkan menjadi bahan baku pembuatan baterai, tetapi strontium tersebut masih tercampur dengan hasil fisi atau isotop lainnya sehingga diperlukan proses pemisahan. Salah satu metode pemisahan strontium adalah dengan adsorpsi. Dalam penelitian ini, campuran TiO2-zeolit Lampung dievaluasi kinerjanya sebagai adsorben sehingga dapat digunakan untuk adsorpsi strontium. Zeolit Lampung awal diaktivasi menggunakan asam sulfat pekat untuk membersihkan pori-pori yang masih mengandung pengotor. Kemudian zeolit dicampurkan dengan TiO2 menggunakan metode stir casting. Adsorben TiO2-zeolit Lampung yang diperoleh kemudian dikarakterisasi menggunakan Fourier Transform Infrared (FTIR), X-Ray Diffraction Spectrometer (XRD), dan Scanning Electron Microscope (SEM). Setelah itu dilakukan uji adsorpsi dengan model isoterm, termodinamika, dan kinetika. Terbentuknya TiO2-zeolit yang dicirikan menggunakan spektroskopi FTIR  ditunjukkan dengan adanya puncak serapan Ti-O-Si pada zeolit Lampung setelah ditambahkan TiO2. Hasil analisis menggunakan XRD memperlihatkan zeolit Lampung berjenis klinoptilolit dan mordenit, serta TiO2 yang digunakan memiliki fase anatase. Hasil analisis menggunakan SEM mengindikasikan TiO2 tersebar pada permukaan zeolit Lampung. Model isoterm adsorpsi untuk adsorben TiO2-zeolit memenuhi model isoterm Langmuir. Kajian termodinamika menunjukkan proses adsorpsi bersifat endoterm dan tidak spontan, dan kinetika adsorpsi strontium mengikuti orde kedua semu.Kata kunci: Isoterm, adsorpsi, strontium, TiO2, zeolit.
KOMPARASI PERFORMA MONITOR RADIASI GAMMA DALAM PEMANTAUAN RADIASI REAL–TIME Arifianto, Rokhmat; Sulaiman, Robi; Slamet, Slamet; Hutabarat, Ricard Parulian; Ciputra, Roni Cahya; Indrastomo, Frederikus Dian
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 29, No 2 (2023): OKTOBER, 2023
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2023.29.2.6981

Abstract

Badan Riset dan Inovasi Nasional memiliki fasilitas riset yang digunakan untuk penelitian terhadap bahan nuklir yang memiliki potensi bahaya radiasi yang dapat membahayakan pekerja. Untuk mengurangi potensi bahaya radiasi, dilakukan pemantauan radiasi secara rutin oleh pekerja. Untuk mengoptimalkan pemantauan radiasi tersebut, dilakukan pengembangan 3 (tiga) buah monitor radiasi dengan menggunakan 1 (satu) detektor radiasi Sintilasi (S) dan 2 (dua) buah detektor GM (GM dan GMT) yang nantinya dapat terpasang dan memantau radiasi secara real-time. Pengujian terhadap 3 (tiga) monitor radiasi yang dikembangkan dilakukan dalam penelitian ini untuk mengetahui keakuratan pengukuran masing-masing monitor radiasi. Pengujian yang dilakukan adalah pengujian regresi linear untuk mendapatkan model konversi dari satuan cacah per detik ke satuan mikrosievert per jam. Selain itu, dilakukan pengujian ANOVA untuk melihat apakah ada perbedaan signifikan antara pengukuran laju dosis dari ketiga monitor radiasi dibandingkan dengan surveymeter yang telah terkalibrasi. Pengujian Tukey HSD dilakukan untuk menguji masing-masing monitor radiasi hasil pengembangan dan dibandingkan dengan surveymeter yang terkalibrasi. Hasil pengujian regresi linear antara surveymeter (GS) dengan ketiga monitor radiasi didapatkan koefisien determinasi diatas 0,95. Pengujian ANOVA yang dilakukan didapatkan bahwa terdapat perbedaan rata-rata hasil pengukuran laju dosis radiasi yang signifikan dari masing masing monitor radiasi. Hasil pengujian Tukey HSD menunjukkan bahwa hanya salah satu monitor radiasi yang memiliki rata-rata nilai pengukuran laju dosis radiasi yang tidak berbeda secara signifikan dengan rata-rata nilai pengukuran laju dosis radiasi dari surveymeter terkalibrasi. Oleh karena itu monitor radiasi GMT yang telah dikembangkan merupakan monitor radiasi yang telah layak untuk digunakan dalam pemantauan radiasi pada fasilitas riset bahan nuklir.Kata kunci: Detektor radiasi, regresi linear, ANOVA

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