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 288 Documents
 8   9   10   11   12 
PEMISAHAN CESIUM DALAM PEB U3Si2/Al PASCA IRADIASI DENGAN METODE KOLOM PENUKAR KATION MENGGUNAKAN RESIN DOWEX Nugroho, Arif; Anggraini, Dian; Boybul, Boybul; Indaryati, Sutri; Haryati, Iis; Kriswarini, Rosika; Ginting, Aslina Br.
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 24, No 2 (2018): Juni, 2018
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (911.788 KB) | DOI: 10.17146/urania.2018.24.2.4306

Abstract

PEMISAHAN CESIUM DALAM PEB U3Si2/Al PASCA IRADIASI DENGAN METODE KOLOM PENUKAR KATION MENGGUNAKAN RESIN DOWEX. Perhitungan burn up bahan bakar nuklir secara merusak dapat ditentukan dari kandungan hasil fisi isotop 137Cs. Oleh karena itu perlu dilakukan pemisahan isotop 137Cs dengan uranium yang terdapat di dalam pelat elemen bakar (PEB) U3Si2/Al pasca iradiasi. Pemisahan 137Cs dilakukan dengan metode kolom penukar kation menggunakan resin Dowex dengan variasi berat 1; 2; 3; 4; 5 dan 6 g. Penelitian ini bertujuan untuk mengetahui kandungan isotop 137Cs di dalam PEB U3Si2/Al pasca iradiasi dan dibandingkan dengan kandungan 137Cs yang dipisahkan dengan metode penukar kation menggunakan zeolite Lampung dan metode pengendapan CsClO4. PEB U3Si2/Al densitas 2,96 gU/cm3 bagian tengah kode RI-SIE2 pelat sisi 20 IDA 0045 dengan berat 0,1103 g dilarutkan dengan HCl 6N dan  HNO3 6N sehingga diperoleh larutan uranil nitrat. Larutan U3Si2/Al pasca iradiasi dipipet sebanyak 150 μLdan ditambah 2 mL aquadest kemudian ditambahkan Cs carrier sebanyak 20 μL dan 1 mL HCl 12 M. Campuran larutan tersebut digunakan sebagai umpan dimasukkan ke dalam kolom penukar anion (kolom pertama) yang berisi resin R-Cl- variasi berat 1; 2; 3; 4; 5 dan 6 g. Efluen yang keluar dari kolom penukar anion dimasukkan ke dalam kolom penukar kation (kolom kedua) yang telah berisi resin R-NH4+ dengan variasi berat 1; 2; 3; 4; 5 dan 6 g. Isotop 137Cs yang terikat dengan resin R-NH4+di dalam kolom kemudian dielusi menggunakan HCI 1 M sebanyak 15 mL. Efluen kemudian dikisatkan sampai diperoleh volume ± 2 mL. Besarnya kandungan isotop 137Cs dalam efluen diukur dengan menggunakan spektrometer gamma dengan waktu cacah 500 detik. Hasil pengukuran diperoleh kandungan isotop137Cs di dalam sampel PEB U3Si2/Al densitas 2,96 gU/cm3 pasca iradiasi sebesar 0,000445 g/gPEB g dan parameter optimal pemisahan 137Cs dengan metode kolom penukar kation menggunakan resin Dowex seberat 2 g dengan recovery sebesar 98,67%. Hasil pemisahan 137Cs dengan metode kolom penukar kation tidak jauh berbeda dengan hasil pemisahan137Cs dengan metode penukar kation maupun metode pengendapan CsClO4. Kandungan 137Cs yang diperoleh selanjutnya dapat digunakan untuk perhitungan burn up.Kata kunci :U3Si2/Al, isotop137Cs, kolom penukar kation resin Dowex, burn up
PEMBUATAN SEED BRAKITERAPI MENGGUNAKAN IODIUM -125 AKTIVASI NEUTRON Kadarisman .; Moeridun .
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 16, No 1 (2010): Januari 2010
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (537.031 KB) | DOI: 10.17146/urania.2010.16.1.2437

Abstract

ABSTRAK PEMBUATAN SEED BRAKITERAPI MENGGUNAKAN IODIUM-125 AKTIVASI NEUTRON. Brakiterapi adalah metode terapi radiasi dengan menempatkan sumber radiasi tertutup sedekat mungkin ke jaringan abnormal atau ditanam didalamnya. Metode brakiterapi sudah lama diaplikasikan untuk membunuh sel kanker seperti dalam kanker prostat. Sampai saat ini pemakaian seed radioisotop masih jarang dilakukan di Indonesia kecuali menggunakan sumber radiasi laju dosis tinggi (HDR) secara remote after loading system (sistem pemantauan jarak jauh setelah pemuatan) pada rumah sakit besar di Jakarta dan Bandung. Kelangkaan penggunaan seed radioisotop karena biaya masih tinggi, dukungan peralatan yang belum tersedia dan masih dilakukannya alternatif terapi yang lain. Untuk memberikan kontribusi dalam terapi kanker maka dalam makalah ini diuraikan pembuatan seed brakiterapi yang berisi Iodium-125 untuk terapi kanker prostat. Metodologi pembuatan dilakukan dengan pelabelan bola-bola resin penukar ion dengan iodium-125, pemasukan ke dalam mikro kapsul titanium, penutupan dengan pengelasan laser, pengujian kebocoran dengan metode gelembung, pengukuran aktivitas keluaran, dan pengukuran profil dosis. Dalam pembuatan seed radioisotop, pertama bola-bola resin penukar anion Amberlite IRA-402 berukuran Ø 0.5 mm ditandai dengan Iodium-125, bola resin radioaktif dimasukan ke dalam mikro kapsul berukuran Ø luar 1.0 mm x panjang 5.0 mm (Ødalam 0,6 mm x panjang 3,0 mm). Mikro kapsul (seed) ini ditutup dengan las laser lalu diuji kebocoran dengan metode gelembung pada 15 inHg. Hasil penandaan menunjukan radioaktivitas bola resin yang diperoleh antara 1,0 s.d. 2,76 mCi, setelah seed diukur menggunakan dose calibrator diperoleh  radioaktivitas maksimum 4,77 mCi dan terakhir ditentukan profil radiasinya. Hasil pembuatan seed Iodium-125 telah membuka peluang kerja sama dengan rumah sakit untuk mengaplikasikannya pada terapi kanker prostat maupun kanker lain sebagai alternatif. Dengan demikian diharapkan hasil pembuatan seed Iodium-125 dapat membantu penderita kanker prostat di Indonesia untuk meningkatkan kualitas hidup yang lebih baik. Kata kunci : Brakiterapi, seed Iodium-125, mikrokapsul.   ABSTRACT MANUFACTURING OF THE BRACHYTHERAPY SEED USING I-125 FROM NEUTRON ACTIVATION. Brachytherapy is one method of radiation therapies where a sealed radiation source is placed or implanted at a closed distance or in  inner side of the abnormal tissues. This method has been widely used for killing cancer cells such as prostate cancer in advanced countries.  However, application of low dose radioisotope seeds in Indonesia is rare.  The most common radiation source currently used at two hospitals in Jakarta and Bandung is high dose rate (HDR) sealed source which is used by method of remote after loading system. The rare of the use of seed radioisotopes for therapy of cancer is due to a high cost of radioisotope seed, lack of supporting devices, and this method of therapy is still an optional.  To contribute in the cancer therapy, Centre for Radiosotopes  and Radiopharmaceuticals (CRR) has been preparing radioisotope seeds which filled with iodine-125 (125I) for therapy of prostate cancer. The radioisotope seed are prepared firstly by radiolabelling of resin balls (anion exchanger Amberlite IRA-402, Ø 0.5 mm) with 125I, the 125I- radiolabelled resin balls into a titanium microcapsule (Øod 1.0 mm x 0.5 mm length, Øid 0.6 mm x 3.0 mm length).  The capsule is then sealed by laser welder after which followed by its quality control which includes bubble leak test (at 15 inHg), activity output measurement, and dose profile performance.  In this work the radioactivity of resin balls which were measured using dose calibrator was found to be ranged between 1.0 – 2.7 mCi.  The radioactivity of titanium microcapsule 125I- radiolabelled resin balls was found to be 4.77 mCi.  The 125I radioisotope seeds which had been successfuly prepared by a CRR are expected can be used by Indonesia’s hospitals for therapy of prostate cancer or other cancer.  The application of this seeds is expected to be able in improving the quality of life of cancer patients. Keywords: Brachytherapy, Iodine-125 seed, microcapsule
ANALISIS NIST SRM 1633B DAN SRM 1646A DENGAN METODE AAN DALAM RANGKA UJIBANDING ANTAR LABORATORIUM Th Rina M.; Istanto .; Saeful Yusuf
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 14, No 3 (2008): Juli 2008
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (533.414 KB) | DOI: 10.17146/urania.2008.14.3.2586

Abstract

ABSTRAK ANALISIS NIST SRM 1633B DAN SRM 1646 A DENGAN METODE AAN DALAM RANGKA UJIBANDING ANTAR LABORATORIUM. Dalam rangka mendapatkan hasil uji yang akurat dan valid, pimpinan laboratorium harus memiliki komitmen yang tinggi terkait dengan program jaminan mutu.  Partisipasi pada kegiatan uji banding merupakan salah satu sarana untuk mengevaluasi dan mengAnalisis proses pengujian yang telah dilakukan dalam kaitannya dengan peningkatan kinerja laboratorium. Manajemen  laboratorium telah mengikuti kegiatan uji banding dan melakukan evaluasi terhadap laporan hasil uji banding.  Metode  pengujian yang digunakan adalah metode Analisis aktivasi neutron (AAN). Pengujian dilakukan terhadap   sampel A (NIST SRM 1633b Coal fly ash)  dan sampel B (NIST SRM 1648a Estuari sediment).    Evaluasi terhadap laporan hasil uji banding, menunjukkan bahwa beberapa unsur tersertifikasi seperti Fe, K, Na, Cr dan Mn diterima pada pengujian, tetapi ada unsur yang tidak diterima.  Hasil Analisis unsur As dan Se dalam sampel diterima pada uji akurasi tetapi tidak diterima pada uji presisi.  Konsentrasi beberapa unsur seperti Ta, Sc, Ce, dan Zn memiliki nilai rasio analis per sertifikat ada yang lebih besar dan ada  yang  lebih kecil dari nilai acuan (=satu), walaupun relatif deviasinya memiliki kisaran 0,0 – 8,9 %. Hal ini disebabkan karena pada pencacahan As dan Se, error pencacahan >10% sehingga memberi sumbangan yang cukup besar pada nilai ketidakpastiannya.  Ketidak akuratan hasil ini  juga disebabkan adanya interferensi pada line energi gamma untuk radionuklida tertentu dengan radionuklida yang lain yang diAnalisis.  Berdasarkan evaluasi yang telah dilakukan terhadap hasil Analisis sampel dalam rangka kegiatan uji banding, maka  tindakan perbaikan yang sebaiknya diambil untuk memperbaiki hasil pengujian adalah : dengan memperpanjang waktu pencacahan standar dan sampel sehingga error pencacahan < 10%, dan memperhatikan unsur-unsur yang memiliki line energi gamma saling berinterferensi, untuk dilakukan koreksi pada hasil cacahannya. Kata kunci : jaminan mutu, uji banding, aktivasi neutron   ABSTRACT ANALYSIS  OF NIST SRM 1633B AND SRM 1646A USED BY NAA METHOD IN ORDER LABORATORY INTERCOMPARATION. In order to get of valid and accurate test result, laboratory shall have high commitment related to quality assurance program. Participation in interlaboratory comparison   is a tool  to evaluate and analyse of testing  process undertaken in relation to make-up of laboratory performance. The laboratory management has followed activity of test comparison and has evaluated  the report result of test compare. The test method used by neutron activation analysis (NAA).  The samples had been analyzed are A sample ( NIST SRM 1633b Coal ash fly) and B sample ( NIST SRM 1648a Estuary sediment).  The evaluation of test compare report result   showed that   some certified element like Fe, K, Na, Cr and Mn had been accepted, but there are  also elements which do not pass. The analyzed result of As element and Se in the samples is accepted at accuration test but rejected at precision test. Also the concentration some elements like Ta, Sc, Ce, and Zn has ratio value  of analyses/certificate bigger or smaller than  reference value (= one), although the relative deviation is 0,0 – 8,9 %. From evaluation the analyses result of As and Se elements is rejected because of error counting at > 10%,  so the uncertainty value of testing is high.  The unaccurated result because of the existence of gamma rays interferences for certain radionuclide with the other.  Based on  evaluation has been done to the analysis result in order interlaboratory activity, the corrective action shall  be taken to improve the quality of result testing  is : the measurement of standard and sample should be longer, so that counting  error below 10%, and also attention has to be paid  for elements with  gamma rays interferences, the corrective step should be taken on the quantitative analysis Key words : quality assurance, intercomparation, neutron activation
ANALISIS TEKSTUR ZIRCALOY-4 MENGGUNAKAN METODE WILLIAM–IMHOF–MATTHIES-VINEL (WIMV) Tri Hardi Priyanto; Mei Juan Li
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 21, No 1 (2015): Februari 2015
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (874.924 KB) | DOI: 10.17146/urania.2015.21.1.2256

Abstract

ANALISIS TEKSTUR ZIRCALOY-4 MENGGUNAKAN METODE WILLIAM–IMHOF–MATTHIES-VINEL (WIMV). Zircaloy-4 sebagai kelongsong bahan bakar nuklir telah banyak diteliti secara makroskopik maupun secara mikroskopik, namun penelitian menggunakan teknik difraksi neutron, terutama karakterisasi orientasi kristalit (tekstur) di Indonesia masih jarang dilakukan. Tujuan penelitian ini adalah untuk menerapkan metode WIMV pada karakterisasi tekstur bahan tersebut. Metode WIMV adalah salah satu metode analisis tekstur bahan yang diperoleh dengan teknik difraksi neutron atau difraksi sinar-X. Dari hasil analisis tersebut diperoleh pole figure 002 dengan indeks tekstur (F2) terbesar dibandingkan dengan pole figure yang lain yaitu 100, 101, 102 dan 110. Indeks tekstur (F2) pole figure 002 untuk incomplete pole figure, F2= 4,69 m.r.d dengan faktor reliabilitas RP0 = 3,28%, dan recalculated pole figure, F2 = 4,42 m.r.d. dengan RP1 = 2,97%. Semua pole figure diperoleh faktor reliabilitas dengan pole figure rata-rata RP0 = 6,60%, RP1 = 5,02%, entropy = - 0,5871, dan indeks tekstur, F2= 2,34 m.r.d. Hasil analisis bahan Zircaloy-4 tersebut menyimpulkan bahwa metode WIMV dapat digunakan untuk menentukan arah orientasi tekstur, dimana tekstur yang paling kuat mengarah ke <001> (arah sumbu c) dalam struktur hexagonal.TEXTURE ANALYSIS OF ZIRCALOY-4 USING WILLIAM-IMHOF-Matthies-VINEL (WIMV) METHOD. Zircaloy-4 as a nuclear fuel cladding has been widely examined macroscopically and microscopically, but research using neutron diffraction technique, especially the characterization of crystallite orientation (texture) in Indonesia is still rare. The purpose of this study is to apply the methods of William-Imhof-Matties-Vinel (WIMV) on the characterization of zircaloy-4 material texture. WIMV is one of data analysis method for textures materials obtained by neutron or x-ray diffractions technique. The analysis is obtained that 002 pole figure has the largest texture index (F2) compared to the others pole figures, that are 100, 101, 102 and 110. Index texture (F2) of pole figure 002 for incomplete pole figures, F2 = 4.69 m.r.d with a reliability factor RP0 = 3.28%, and recalculated pole figures, F2 = 4.42 m.r.d with RP1 = 2.97%. For all pole figures, it is obtained that a reliability factor of the average RP0= 6.60%, RP1 = 5.02%, entropy = - 0.5871, and texture index (F2) = 2.34 m.r.d. Data analysis showed that the WIMV method can be used to determine the direction of the crystallite orientation of the pole figure where the most powerful texture leads to the <001>(c-axis direction) in a hexagonal structure.
Pengaruh Penambahan Ion Sulfat Terhadap Rekoveri Pemisahan Uranium Menggunakan Metode Kolom Penukar Anion Boybul, Boybul; Yanlinastuti, Yanlinastuti; Anggraini, Dian; Br. Ginting, Aslina; Nugroho, Arif; Kriswarini, Rosika
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 23, No 3 (2017): Oktober 2017
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (447.294 KB) | DOI: 10.17146/urania.2017.23.3.3679

Abstract

Pada penelitian sebelumnya telah diperoleh rekoveri pemisahan uranium sebesar 68,2137 % dengan metode kolom penukar anion menggunakan pelarut HCl 12 N. Dalam usaha untuk meningkat rekoveri tersebut maka dilakukan optimasi parameter pemisahan uranium dengan pelarut campuran HCl dan Na2SO4. Larutan standar uranyl nitrat sebanyak 500 µL digunakan sebagai umpan dengan larutan HCl variasi konsentrasi 6 N; 9 N; 12 N dan larutan Na2SO4 variasi konsentrasi 500 ; 1000 ; 1500 ; 2000 ; 2500 dan 3500 ppm sebagai larutan pereaksi. Dalam proses penukar anion, uranium terikat dalam resin dalam senyawa kompleks [UO2(SO4 )3]4- dan [UO2(SO4 )2]2-, kemudian dielusi menggunakan larutan HCl encer 0,15 N sebanyak 15 mL. Hasil elusi dipanaskan sampai hampir kisat dan ditambahkan 1 mL larutan HCl pekat untuk dilakukan proses elektrodeposisi. Planset stainless steel yang telah terdeposisi uranium kemudian dicacah menggunakan spektrometer alpha. Hasil pengukuran isotop uranium diperoleh kandungan 235U yang paling besar pada penggunaan pelarut HCl 9 N dan Na2SO4 1500 ppm dengan rekoveri pemisahan sebesar 95,7124 %. Optimasi parameter pelarut HCl 9 N dan Na2SO4 1500 ppm selanjutnya digunakan untuk pemisahan uranium di dalam PEB U3Si2/Al pasca iradiasi. Supernatan U3Si2/Al potongan bagian top, middle, dan bottom dipipet masing-masing sebanyak 500 µL sebagai umpan, kemudian dimasukkan ke dalam kolom penukar anion yang telah diberi resin Dowex-Cl sebanyak 1 gram. Dari hasil pemisahaan diperoleh kandungan isotop 235U pada PEB U3Si2/Al pascairadiasi potongan bagian top, middle, dan bottom masing-masing sebesar 13265,7866 µg/gPEB; 6923,9248 µg/gPEB; dan 12332,4175 µg/gPEB. Penggunaan pelarut HCl 9 M dan Na2SO4 1500 ppm dalam metode kolom penukar anion dapat meningkatkan rekoveri pemisahan uranium dari 68,2137 % menjadi 95,7124 %.Kata kunci: pemisahan, uranium, rekoveri,  pelarut  HCl dan Na2SO4
PENGARUH IRADIASI-γ TERHADAP REGANGAN KISI DAN KONDUKTIVITAS IONIK PADA KOMPOSIT PADAT (LiI)0,5(Al2O3.4SiO2)0,5 P. Purwanto; S. Purnama; D.S. Winataputra; Alfian .
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 16, No 3 (2010): Juli 2010
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (372.028 KB) | DOI: 10.17146/urania.2010.16.3.2428

Abstract

ABSTRAK PENGARUH IRADIASI-γ TERHADAP REGANGAN KISI DAN KONDUKTIVITAS IONIK PADA KOMPOSIT PADAT (LiI)0,5(Al2O3.4SiO2)0,5. Komposit padat (LiI)0,5(Al2O3.4SiO2)0,5 telah dapat dibuat dengan pencampuran antara  LiI dengan Al2O3.4SiO2. Komposit padat di pelet dengan ukuran diameter 1,5 cm dan tekanan 5000 psi. Kemudian komposit padat tersebut dilakukan iradiasi dengan dosis 100 kGy, 200 kGy, 300 kGy dan 400 kGy. Pengukuran struktur kristal dilakukan dengan teknik difraksi sinar-x. Dari pola difraksi sinar-x pada komposit (LiI)0,5(Al2O3.4SiO2)0,5 menunjukkan bahwa struktur yang terbentuk adalah campuran struktur LiI dan Al2O3.4SiO2.  Regangan kisi komposit (LiI)0,5(Al2O3.4SiO2)0,5 menurun seiring dengan naiknya dosis radiasi.  Pengukuran konduktivitas dilakukan dengan alat LCR pada kisaran frekuensi 0,1 Hz-100 kHz. Konduktivitas komposit (LiI)0,5(Al2O3.4SiO2)0,5 menurun seiring dengan naiknya dosis radiasi. Kata kunci: Elektrolit padat, iradiasi,  difraksi sinar-x , konduktivitas.   ABSTRACT EFFECT γ-RAY IRRADIATION  IN THE LATTICE STRAIN AND IONIC CONDUCTIVITY AT SOLID COMPOSITE OF (LiI)0.5(Al2O3.4SiO2)0.5. The solid composite (LiI)0.5(Al2O3.4SiO2)0.5 has been prepared by solid  reaction, by mixing  of LiI with  Al2O3.4SiO2 powders. The mixture was  compacted with diameter 1.5 cm and pressure 5000 psi.  The solid composite was irradiated with irradiation dosis  100 kGy, 200 kGy,  300 kGy and 400 kGy.  The measurement of crystal structure was done by x-ray diffraction. Result  from x-ray diffraction shows that the structure of (LiI)0.5(Al2O3.4SiO2)0.5 was a mixture structure of   LiI and  Al2O3.4SiO2. The lattice strain of composite (LiI)0.5(Al2O3.4SiO2)0.5 was decrease with increasing radiation doses. The conductivity of composite of (LiI)0.5(Al2O3.4SiO2)0.5 was measured by LCR at  frequency between 0.1 Hz to 100 kHz. The result show that the conductivities of composite decrease with increasing radiation doses. Key word: Solid electrolyte, irradiation,   x-ray diffraction, conductivity.
ANALISIS KUALITATIF DENGAN MENGGUNAKAN TEKNIK DIFRAKSI SINAR X PADA PENAMBAHAN UNSUR Zr TERHADAP PEMBENTUKAN FASA PADUAN U-Zr Masrukan Masrukan
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 14, No 2 (2008): April 2008
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (642.993 KB) | DOI: 10.17146/urania.2008.14.2.2576

Abstract

Abstrak Analisis Kualitatif Dengan Menggunakan TEKNIK Difraksi Sinar X PADA PENAMBAHAN UNSUR Zr TERHADAP PEMBENTUKAN FASA  PADUAN U-Zr. Paduan  U-Zr merupakan  salah satu jenis paduan uranium yang digunakan sebagai bahan bakar seperti bahan bakar Training Radioisotop General Atomic (TRIGA) dalam bentuk U-ZrH, reaktor Experiment Breeder Reactor (EBR), Integral Fast Reactor (IFR) dan lain-lain.   Pembuatan bahan bakar U-Zr dilakukan dengan teknik melebur logam U dengan Zr di dalam tungku lebur busur listrik (arc furnace)  pada variasi kadar Zr sebesar  2, 6, 10 dan 14 % (U-2Zr, U-6Zr, 10Zr dan U-14Zr). Penambahan logam Zr ke dalam paduan logam U mengakibatkan terbentuknya fasa   yang akan mempengaruhi  sifat-sifat padauan  U-Zr yang terbentuk sepertisifat   fisik, mekanik dan mikro-struktur. Paduan U-Zr hasil peleburan kemudian dipotong-potong dan dihaluskan permukaannya untuk  pengujian  fasa dengan menggunakan difraksi sinar x. Pengujian  difraksi sinar x dilakukan pada sudut antara 20 hingga 90o. Hasil pengujian menunjukkan  semua   sampel uji dapat teridentifikasi adanya fasa µ-U dan d1-U.   Pada paduan U-2Zr,  fasa  µ-U muncul pada sudut 2q sebesar 34,62 o;  35,325 o dan  39,325 o, pada hkl  110, 021 dan 111; dengan intensitas masing-masing sebesar  91,4   %; 100 % dan    47,3  %.  Pada paduan U-6Zr,  fasa µ-U muncul pada sudut  2q sebesar  34,580 o; 35,345 o; dan 39,210 o pada hkl 110, 021 dan 111 dengan intensitas  berturut-turut sebesar 89,8 %; 100 %; dan 52,2 %.  Untuk paduan U-10 Zr, fasa µ-U muncul pada sudut 2q sebesar 34,550 o;   35,925  o dan 38,925  o pada hkl  berturut-turut 110, 021, dan 110 dengan intensitas masing-masing sebesar  76,8 %,  100 %,  dan 32,7  %.  Sementara itu, pada padauan  U-14 Zr,  fasa µ-U muncul pada sudut  2q sebesar 30,49 o; 35,380 o, dan 76,405 o pada hkl berturut-turut 020, 021, dan 221 dengan intensitas masing-masing sebesar 89 %;  100 %; dan 22,3 %.   Untuk fasa  d1-U  paduan U-2Zr muncul pada sudut 2q  sebesar 35,325 º ; 60,035 o dan 64,235 o pada hkl berturut-turut 001, 211, dan 300 dengan intensitas masing-masing sebesar  100 %;  24,8% dan 7,7 %.   Pada paduan U-6Zr,  fasa  d-U muncul  pada sudut 2q sebesar  35,345; 64,270 dan 60,015 pada hkl  berturut-turut 001, 300 dan 220. Pada paduan U-10Zr,  fasa  d-U muncul pada sudut 2q 35,295; 64,200; dan 59,885 pada hkl   berturut-turut 001, 300, dan 220.  Sementara itu, pada paduan U-14 Zr fasa d-U muncul pada sudut 2q sebesar 35,380; 64,370; dan  59,885 pada hkl  berturut-turt sebesar 001, 300 dan 220. Dari pengujian  untuk menentukan fasa yang ada  dapat ditarik kesimpulan  bahwa  penambahan unsur Zr pada pemaduan U-Zr akan mengakibatkan  kenaikan jumlah fasa d-  U  sedangkan fasa  µ-U  mengalami penurunan.Kata kunci : Analisis kualitatif, difraksi sinar x, paduan U-Zr.ABSTRACT Qualitaif Analysis By Using X ray Diffraction TECHNIQUE At Addition Zr Elemets To FORMING OF  PHASE  IN U-Zr ALLOYS. U-Zr alloys represent one of type of uranium alloys which  is used as fuel  like fuel of Training of Radioisotope of General Atomic (TRIGA) in the form of U-ZrH,  Experiment Breeder Reactor ( EBR), Integral of Fast Reactor ( IFR) and others. Making of U-Zr  fuel conducted  by melting  U metal  and Zr in  arc furnace at variation  of  Zr content  of  2, 6, 10 and 14 % (U-2Zr, U-6Zr, 10Zr and U-14Zr). Addition of Zr  metal into U alloy  result formed its phses  that characteristic  from U-Zr alloys formed like physical characteristic, mechanic and microstrukture. The  result  of melting  U-Zr alloys is then cut to pieces and attenuated its surface for the examination of phases by using ray x difraction. X-ray difraction examination conducted at angle corner  between 20 to  90 o. Examination result show that all sampels test can be identified the  phases existence  of a- U and d1-U. At  U-2Zr alloy, the phase a - U emerge at angle 2q equal to  34,62 o; 35,325 o and 39,325 o at hkl  of   110, 021 and 111 successively  with the intensity of  of 91,4 %; 100 % and 47,3 % respectively. At U-6Zr alloy, a-U phase emerge at angle 2q equal to  34,580 o; 35,345 o; and 39,210 o at hkl of 110, 021 and 111 successively with the intensity  of 89,8 %; 100 %; and 52,2 % respectively. For the U-10 Zr alloy, a-U phase emerge at angle 2q equal to  34,550 o; 35,925 o and 38,925o at hkl  of 110, 021, and 110  successively with the intensity of   76,8 %, 100 %, and 32,7 % respectively. Meanwhile, at U-14Zr alloy a-U phase emerge at angle 2q equal to 30,49 o; 35,380 o, and 76,405 o at hkl of 020, 021, and 221 successively with the intensity of  89 %; 100 %; and 22,3 % respectively. For the U-2Zr alloys, d1-U emerge at angle 2q equal to 35,325 o ; 60,035 o and 64,235 o at hkl 001, 211, and 300  successively with the intensity of  100 %; 24,8% and 7,7 % respectively. At U-6Zr alloy, d1-U emerge at angle 2q equal to 35,345 o; 64,270  o and 60,015 o at hkl of 001, 300 and 220 successively. At U-10Zr alloys, d1-U phase  emerge at angle 2q equal to  35,295 o; 64,200 o; and 59,885 o at hkl of 001, 300, and 220 successively.  Meanwhile, at U-14 Zr alloys, d - U phase emerge at  2q equal to 35,380 o; 64,370 o; and 59,885 o at hkl of 001, 300 and 220. From examination to determine the existing phases can be pulled conclusion that addition of element Zr  at  alloying of U-Zr will result the increase  the d-U phases  while  the a-U decrease.Key words: Qualitative analysis, x ray  diffraction,  U-Zr alloy.
PENENTUAN ISOTOP 137 Cs DAN UNSUR Cs DALAM LARUTAN AKTIF CsNO3 Dian Anggraini .; Rosika Kriswarini .
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 15, No 1 (2009): Januari 2009
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (195.726 KB) | DOI: 10.17146/urania.2009.15.1.2848

Abstract

ABSTRAK Penentuan isotop 137Cs dan unsur Cs dalam larutan sampel standar aktif CsNO3 Telah dilakukan penelitian penentuan isotop 137Cs dan unsur Cs dalam larutan aktif CsNO3 dengan tujuan untuk identifikasi unsur Cs serta isotopnya yang terkandung dalam larutan yang diragukan komposisi atau labelnya. Aktivitas dan konsentrasi 137Cs dari larutan sampel standar aktif CsNO3 yang berada di Laboratorium Kimia Fisika  di  BPR, PTBN ditentukan dengan cara mengukur cacahan gamma dari isotop Cs menggunakan spectrometer-a, dan dengan penambahan 50 mg CsNO3 pro-analisa sebagai standar pembanding untuk medapatkan rekoveri unsur Cs dalam larutannya sesuai dengan metode standar ASTM E692–00 dan ASTM E320–79. Dari hasil kegiatan ini diharapkan komposisi larutan teridentifikasi secara jelas sehingga larutan aktif CsNO3 dapat dimanfaatkan untuk kegiatan selanjutnya.  Prinsip dasar metode ini adalah pengendapan isotop 137Cs melalui Cs-carrier sebagai pembawa dalam proses pengendapan pada temperatur dibawah 4°C, sebagai CsClO4 dari reaksi CsNO3 dengan asam perkhlorat. Dari cara ini diduga rekoveri Cs dari larutan baku CsNO3 dapat diperoleh sempurna pada batas penyimpangan 10-16% berdasarkan perhitungan kelarutan CsClO4 yang pada temperatur 0°C adalah 8 mg/mL.[1] Nilai aktivitas 137Cs ditentukan dari pengukuran cacahan endapan CsClO4 menggunakan spektrometer-g. Hasil analisis menunjukkan bahwa rekoveri Cs sekitar 85,42 % dengan presisi metode 0,79 %, masih berada di antara batas penyimpangan yang dikehendaki.  Rekoveri dan presisi metode tersebut juga di dalam batas nilai acuan dari ASTM yaitu antara 60-90%, sehingga hasil analisis tersebut dapat diterima. Hasil penentuan konsentrasi Cs-non aktif yang terkandung dalam larutan sampel standar aktif CsNO3 adalah 0,0817 g/mL atau 0,0782 g Cs/g-larutan, sedangkan  isotop Cs yang ada dalam larutan tersebut  hanya ada 137Cs dengan konsentrasi keaktifan 137Cs sebesar 607,00 ± 57,01 Bq/mL atau  650,13 ± 57,56 Bq/g larutan. Kata kunci : Penentuan isotop, pengendapan, spektrometri-a, 137Cs, CsClO4.   ABSTRACT 137Cs  AND Cs ELEMENT DETERMINATION IN ACTIVE CSNO3 SAMPLE STANDARD. The analyses of isotop Cs and Cs element in an unknown active solution of CsNO3 has been carried out with the main goal of identification of Cs element and that contained isotopes. The unknown active solution of CsNO3 was available in the Physical Chemistry Laboratory-Radiometalurgy Development Division (BPR)-at the Centre for Nuclear Fuel Technology (PTBN). The Cs isotope activity and Cs-non active concentration were determined by spectrometry-a and using Cs-carrier addition of 50 mg CsNO3 p.a. as a reference standard to recover Cs from the solution according to the standard methods of ASTM E692-00 and ASTM E320-79. From this analysis is expected that the Cs composition can be identified along with its concentration clearly for the other experimental usage. The principle of method is the Cs-isotope precipitation along with Cs-carrier at the temperature of 4°C as CsClO4 as a result of CsNO3 with perchloric acid reaction. The Cs precipitated from CsNO3 standard solution is hypothesized to be completely recovered within the discrepancies of 10-16% that is based on the CsClO4 solubility i.e. 8 mg/mL at temperature of 0°C. The 137Cs activity was determined using spectrometer-a by measuring of 137Cs counts in form of CsClO4 precipitate. The results showed that Cs recovery was 85.42% with the precision of method of 0.79% was appropriate within the expected discrepancies values. This value was also in agreement under the reference ASTM limit acceptable value which is 60% to 90%. The determination of unknown concentration of CsNO3 active solution results the Cs concentration is 0.0817g/mL or 0,0782 g of Cs/g-solution, and the 137Cs activity is 607,00± 57,01 Bq/mL or 650,13 ± 57,56 Bq/g of solution Key words: Isotope-137Cs, CsClO4, determination, precipitation.
Analisis Kandungan Cesium dan Uranium Dalam Bahan Bakar U3Si2/Al Pasca Iradiasi Boybul, Boybul; Yanlinastuti, Yanlinastuti; Nugroho, Arif; Anggraini, Dian; Kriswarini, Rosika; Ginting, Aslina Br.
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 23, No 2 (2017): Juni 2017
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (474.623 KB) | DOI: 10.17146/urania.2017.23.2.3568

Abstract

Telah dilakukan pemisahan hasil fisi isotop 137Cs dan 235U dengan tujuan untuk mengetahui kandungan isotop 137Cs maupun 235U dalam PEB U3Si2/Al dengan densitas uranium 2,96 gU/cm3 pasca iradiasi. Langkah awal yang dilakukan untuk menentukan kandungan isotop 137Cs dan 235U adalah pemotongan PEB U3Si2/Al. Posisi pemotongan dilakukan pada bagian atas, tengah dan bawah dengan berat masing masing 0,095 g; 0,1103 g dan 0,1441g. Potongan PEB U3Si2/Al dilarutkan dalam 25 mL HNO3 6N dan HCl 6N sehingga diperoleh larutan PEB U3Si2/Al. Pemisahan 137Cs dilakukan dengan metode penukar kation dan metode pengendapan. Pemisahan 137Cs menggunakan metode penukar kation dilakukan dengan memipet 150 µL larutan PEB U3Si2/Al pasca iradiasi kemudian ditambahkan zeolit Lampung 1000 mg. Sementara itu, pemisahaan dengan metode pengendapan dilakukan dengan menambahkan serbuk CsNO3 sebagai carrier seberat 700 mg dan HClO4. Isotop 137Cs terikat dengan zeolit berada pada fasa padat dalam bentuk 137Cs-zeolit dan isotop U berada pada fasa cair atau supernatan. Proses pengendapan dilakukan di dalam ice batch dengan temperatur - 4oC hingga terbentuk endapan 137CsClO4. Besarnya kandungan isotop 137Cs dalam padatan 137Cs-zeolit maupun endapan 137CsClO4 diukur dengan menggunakan spektrometer-g. Pemisahan 235U dalam supernatan dilakukan dengan metode kolom penukar anion menggunakan resin Dowex 1x5-NO3. Supernatan sebanyak 500 µL dari masing-masing potongan bagian atas, tengah dan bawah sebagai umpan dimasukkan  ke dalam kolom dan ditambahkan resin Dowex 1x8-NO3 seberat1,2 g. Efluen U dielusi dengan HNO3 8N dan efluen Pu dielusi dengan HCl 0,1N+HF0,036N. Efluen U yang keluar dari kolom dikenakan proses elektrodeposisi untuk selanjutnya diukur kandungan 235U dengan spektrometer-α. Kandungan 137Cs menggunakan metode penukar kation diperoleh sebesar 401,0335 µg/gPEB; 451,1094 µg/gPEB dan 343,9651 µg/g PEB masing-masing untuk potongan bagian atas, tengah dan bawah dengan recovery sebesar 99%, sedangkan dengan metode pengendapan diperoleh 137Cs masing masing sebesar 393,4581 µg/gPEB ; 452,0525 µg/gPEB dan 330,7839 µg/gPEB dengan recovery sebesar  98%. Kandungan 235U diperoleh sebesar 45208 µg/gPEB; 50896 µg/gPEB dan 44336 µg/gPEB untuk potongan bagian atas, tengah dan bawah dengan recovery sebesar 68%.Kata kunci: Isotop 137Cs, 235U, PEB U3Si2/Al densitas uranium 2,96 gU/cm3.
KARAKTERISTIK SIFAT MEKANIK DAN MIKROSTRUKTUR PADUAN UZrNb PASCA PERLAKUAN PANAS Masrukan .; Tri Yulianto; Erilia Yusnitha
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 16, No 4 (2010): Oktober 2010
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (1260.758 KB) | DOI: 10.17146/urania.2010.16.4.2419

Abstract

ABSTRAK KARAKTERISTIK  SIFAT MEKANIK DAN MIKROSTRUKTUR PADUAN UZrNb PASCA   PERLAKUAN PANAS. Telah dilakukan percobaan   untuk mengetahui karakteristik sifat mekanik dan mikrostrukutur yang terjadi pada  bahan bakar paduan UZrNb  hasil pemanasan pada temperatur 325 oC  dengan waktu pemananasan 2, 4 dan 6 jam.  Penambahan  unsur Nb  ke dalam paduan UZr menjadi paduan UZrNb dan proses perlakuan panas  akan mempengaruhi karakteristik sifat mekanik  dan mikrostruktur paduan UZrNb. Mula-mula dibuat paduan UZrNb dengan menggunakan tungku peleburan busur listrik  dengan komposisi Nb  berturut-turut sebesar 1%, 4% dan 7%.  Paduan UZrNb yang bervariasi komposisi tersebut yakni U-10%Zr-1%Nb, U10%Zr-4%Nb dan U-1%Zr-10%Nb selanjutnya dipanaskan pada temperatur  325  oC dengan waktu yang berubah-ubah berturut-turut  2, 4 dan 6 jam.   Paduan UZrNb yang telah dipanaskan selanjutnya diuji sifat mekanik dan mikrostruktur. Pengujian sifat mekanik dilakukan dengan menggunakan uji kekerasan mikro sedangkan pemeriksaan mikrostruktur dengan menggunakan mikroskop optik.  Hasil pengujian kekerasan menunjukkan bahwa pada kandungan unsur Nb  yang berubah  di dalam paduan UZrNb   yang dipanaskan  pada temperatur dan waktu tetap   maka  kekerasan paduan UZrNb akan menurun. Pada  penambahan unsur  Nb sebesar 1 %  ke dalam paduan UZr  yang dipanaskan pada temperatur 325 oC selama 2 jam paduan UZrNb yang terbentuk mempunyai kekerasan sebesar 814 HVN dan  akan   naik menjadi 845,9 HVN  dan menjadi  661,9 HVN bila kadar Nb menjadi 7%.   Demikian pula dari pengujian kekerasan  sampel yang dipanaskan pada temperatur tetap dan  kandungan Nb   tetap  tetapi  waktu pemanasan yang berubah    menunjukkan penurunan nilai kekerasan  paduan UZrNb. Sebagai contorh pada paduan UZrNb dengan kandungan Nb tetap 1%   yang dipanaskan pada temperatur tetap 325 oC selama 2 jam paduan UZrNb tersebut mempunyai nilai kekerasan sebesar  814 VHN  dan menjadi 774,7VHN  ketika dipanaskan selama 4 jam selanjutnya menjadi 614 HVN.  Dari hasil pemeriksaan mikrostruktur paduan UZrNb diperoleh hasil bahwa pada kandungan unsur Nb yang berubah  dari 1 % menjadi4% dan 7%  yang   dipanaskan  pada temperatur dan waktu tetap   maka diperoleh ukuran butir semakin membesar. Demikian  pula  pada pemanasan paduan UZrNb dengan temperatur  dan kandungan Nb  tetap tetapi waktu pemanasan berubah maka diperoleh ukuran butir semakin membesar. Pada  pemeriksaan mikrostruktur paduan UZrNb yang dipanaskan pada temperatur 325 oC dan waktu tetap 2 jam  tetapi kandungan Nb berubah  dari 1% Nb menjadi 4% Nb maka ukuran butir   berubah dari  10,9  µm menajadi 13,1 µm. Sementara itu, paduan UZrNb  yang mempunyai kandungan Nb 1% dan dipanaskan pada temperatur  325 oC selama 2 jam akan  mempunyai ukuran butir sebesar 10,9 µm  dan akan naik menjadi berukuran 13,1 µm bila  kandungan Nb sebesar 4%. Kata kunci : Paduan UZrNb, perlakuan panas, sifat mekanik dan mikrostruktur   ABSTRACT MECHANICAL PROPERTIES AND MICRSTRUCTURE  CHARACTERISTICS OF UZrNb ALLOY POST HEAT TREATMENT. Experiments have been performed to characterize the mechanical properties and microstrucuture  that occurs in the UZrNb  fuel alloy heating results at temperatures of 325 ° C with a time of warming has 2, 4 and 6 hours. The addition of Nb element into the UZr alloy to be UZrNb alloy and  heat treatment  process will affect the mechanical characteristics and microstructure of alloys UZrNb. At first made UZrNb alloys using electric arc furnace smelting on the composition of Nb in a row at 1%, 4% and 7%. UZrNb alloy composition is varied the U-10% Zr-1% Nb, U10% Zr-4% Nb and U-1% Zr-10% Nb further heated at a temperature of 325 ° C by an arbitrary time 2, 4 and 6 hours respectively. UZrNb alloy that has been heated were then tested for mechanical properties and microstructure. Testing of mechanical properties is done by using a micro hardness test, while examination of the microstructure using optical microscope. Hardness testing results indicate that the content of Nb element has changed in the alloy is heated at a temperature UZrNb a fixed time and then the violence will decrease alloy UZrNb. On the addition of 1% Nb element into the UZr  alloy is heated at a temperature 325 oC for 2 hours UZrNb formed alloy has hardness of 814 HVN will fall to 845.9  HVN when the Nb content increased to 4%. Such from hardness testing of sample  that is heated at fixed temperature and fixed Nb content but heting time changed shown the decreasing of UZrNb alloy harness. As an example is UZrNb alloy with content of fixed 1% Nb that is heating at temperature 325 oC for 2 hours the UZrNb alloy have  the hardness of 814 VHN and will decrease to 845,9  HVN when  is heated for 4 hours. From microstruture observation of UZrNb alloy is result that at Nb element content  changed and is heated at fixed  temperature and time so is resulted the bigger of grain size.   At microstructure observation of UZrNb alloy that is  heated at fixed temperature 325 oC and time for 2 hours but the Nb element content change from 1 % to 4%   so the  grain size will changed from 10,9  µm to 13,1 µm. While, UZrNb alloy that have the Nb element content  and is heated temperature of at 325 oC for 2 hours will have grain size of 10,9 µm and wil increased to 13,1 µm  if  the Nb element contain is 4 %. Key word : UZrNb alloy, heat treatment,  mechanical property  and microstructure characterictic.

Page 10 of 29 | Total Record : 288

 8   9   10   11   12 

Filter by Year

2008 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