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
 10   11   12   13   14 
DISTRIBUSI PERUBAHAN SERBUK URANIUM OKSIDA DALAM DRUM PENYIMPANAN Yusuf Nampira; Agus Jamaludin; Samiyoto .
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 20, No 3 (2014): Oktober 2014
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2014.20.3.2089

Abstract

ABSTRAK DISTRIBUSI PERUBAHAN SERBUK URANIUM DIOKSIDA DALAM DERUM PENYIMPANAN. Serbuk uranium dioksida telah disimpan dalam drum selama beberapa kurun waktu. Serbuk ini mengalami pertambahan berat, pertambahan berat ini kemungkinan disebabkan terjadinya kontak antara serbuk dengan udara sekitar. Bilamana spesifikasi serbuk tersebut berubah maka parameter yang digunakan untuk pembuatan pelet akan berbeda. Guna memastikan kondisi tersebut maka dilakukan penelitian tentang pola kandungan uap air dan angka banding O/U dalam UO2 dari beberapa posisi kedalaman. Sampling serbuk uranium dilakukan secara radom pada kedalaman 10cm, 20cm, 30cm, 40cm dan 50cm. Kandungan uap air dalam serbuk dianalisis dengan metode grafimetri, sedangkan penentuan angka banding dilakukan dengan cara grafimetri dan fluoresensi sinar-X dengan memantau intensitas sinar-X    U-Ma. Makin sering serbuk dalam drum penyimpanan kontak dengan udara terjadi, maka kandungan molekul air dan angka banding O/U dalam serbuk yang bersangkutan akan meningkat. Dalam waktu penyimpanan sekitar 20 tahun perubahan spesifikasi tersebut terjadi sampai pada serbuk dengan kedalaman 30 cm dari permukaan serbuk dalam drum. Kata kunci: Serbuk UO2, atmosfer udara, molekul air, angka banding O/U   ABSTRACT DISTRIBUTION OF CHANGES IN URANIUM DIOXIDE POWDER IN CONTAINER STORAGE Distribution of changes In uranium dioxide powder in container storage has been done. Uranium dioxide powder was stored in drums for some period of time. The powder is put on more weight, weight gain is probably due to the contact between the powder with the air atmosphere. When the powder specification changes, the parameters used for the manufacture of pellets will be different. To ensure these conditions, conducted research on the pattern of moisture content and O/U ratio of the UO2 powder of some depth positions in the drum. Sampling were done by radom from uranium powder at a depth of 10cm, 20cm, 30cm, 40cm and 50 cm. Moisture content in the powder was analyzed by the grafimetry method, while the comparative figure determination is done by grafimetry and X-ray fluorescence to monitor the intensity of the X-ray U-Ma. The more often the powder in contact with air storage drum occurs, the content of water molecules and the O/U ratio in the corresponding powder will increase. Within about 20 years storage specification changes occurred until the powder to a depth of 30 cm from the surface of the powder in the drum. Keywords: UO2 powder, air atmosphere, water molecules, O / U ratio.
PENELITIAN KEKERASAN PERMUKAAN PADA BAHAN STAINLESS STEEL 316L YANG DIKERASKAN DENGAN ALAT RF-PLASMA NITROCARBURIZING Usman Sudjadi; Tjipto Sujitno; . Suprapto
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 18, No 2 (2012): Juni 2012
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2012.18.2.638

Abstract

ABSTRAKPENELITIAN KEKERASAN PERMUKAAN PADA BAHAN STAINLESS STELL 316L YANG DIKERASKAN DENGAN ALAT RF-PLASMA NITROCARBURIZING. Kekerasan permukaan pada bahan Stainless Steel 316L yang dikeraskan dengan alat RF-plasma nitrocarburizing buatan BATAN telah diteliti. Beberapa sampel telah di-nitrocarburizing pada suhu 4000C selama (2-6) jam.  Hasil pengujian menunjukkan bahwa, pada sampel awal kekerasan bahan SS 316L adalah 230,7 Kgf/mm2, setelah di-nitrocarburizing pada suhu 400 0C selama 6 jam, kekerasan menjadi 299,4 Kgf/mm2.  Selain itu kedalaman maximum atom-atom nitrogen dan carbon yang terdifusi kedalam bahan SS 316L adalah 73,1 mikrometer. Pengamatan strukturmikro menunjukkan bahwa pada sampel yang telah di-nitrocarburizing pada temperatur 400 0C selama 6 jam terlihat jelas adanya lapisan atom-atom N dan C di dalam bahan SS 316L. Sampel awal dan yang di-nitrocarburizing 400 0C (t= 6 jam) terdapat matrix yang sama yaitu δ-ferrite, pearlite.Kata kunci: nitrocarburizing, RF- plasma, SS 316L, kekerasan, struktur mikro. ABSTRACTSurface hardening OF stainless steel 316L with RF-plasma nitrocarburizing DEVICE. Surface hardening on stainless steel 316L with RF-plasma nitrocarburizing device made by BATAN have been investigated.  Some samples was nitrocarburized at 4000C for 2-6 hours.  The results show that the hardness of the untreated sample of SS 316L was 230,7 Kgf/mm2. The hardness increased up to 299,4 Kgf/mm2 for nitrocarburizing at 4000C for 6 hours. Furthermore, the maximum depth of carbon and nitrogen atoms diffused in SS 316L was 73,1 micrometer.  Microstructure observation shows that the sample that was nitrocarburized at 4000C for 6 hours produced a very clear image indicating N and C atoms layers in SS316L.  The un-treated sample and the sample that was nitrocarburized at 4000C (t = 6 hours) have the same matrixes, i.e. δ-ferrite and pearlite.Keywords: nitrocarburizing, RF- plasma, SS316L, hardness, microstructure
PENUMBUHAN LAPIS LINDUNG NITRIDA PADA PERMUKAAN BAHAN STRUKTUR REAKTOR PADUAN FeCrNi Ari Handayani; Sulistioso GS; Nurdin Effendi; Sumarmo Sumarmo; Suprapto Suprapto
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 19, No 2 (2013): JUNI 2013
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2013.19.2.1769

Abstract

ABSTRAKPENUMBUHAN LAPIS LINDUNG NITRIDA PADA PERMUKAAN BAHAN STRUKTURREAKTOR PADUAN FeCrNi. Percobaan penumbuhan lapis lindung nitrida pada paduan FeCrNitelah dilakukan dengan metode plasma nitridasi untuk meningkatkan nilai kekerasannya,ketahanan korosi dalam lingkungan air pendingin. Percobaan dilakukan pada temperatur 400 °Cdengan variasi nitridasi waktu pada 2 jam, 3 jam dan 4 jam. Karakterisasi meliputi pola difraksimenggunakan X-Ray Diffractometer (XRD), struktumikro menggunakan Scanning ElectronMicroscope - Energy Dispersive Spectrometer (SEM-EDS), kekerasan menggunakan Vicker’sHardness Tester dan uji korosi menggunakan Potensiostat Galvanostat Hasil nitridasi daripengamatan strukturmikro menunjukkan terbentuknya lapisan tipis pada permukaan paduanFeCrNi. Pola difraksi sinar X menunjukkan bahwa terbentuk senyawa Fe2N dan Fe4N padapermukaan paduan FeCrNi. Hasil uji kekerasan menunjukkan adanya peningkatan nilaikekerasannya setelah proses nitridasi dari 235,97 VHN menjadi 271,76 VHN dan hasil uji korosidalam larutan air pendingin pH 6,3 juga ada peningkatan yaitu dari 0,0357 mpy menjadi0,0032 mpy.Kata kunci: plasma nitridasi, paduan FeCrNi, bahan struktur reaktor.ABSTRACTPROTECTING SURFACE LAYER OF NITRIDE ON STRUCTURE REACTOR MATERIAL OFFeCrNi ALLOY. Experiment on the growth of protecting nitride layer on non standard FeCrNialloy has been done with plasma nitriding method. The research aims to increase the value of itshardness and corrosión resistance in cooling wáter environment. The plasma nitriding wascarried out at a temperature of 400 °C with a variation of nitriding time, i.e. 2, 3 and 4 hours.Included in the characterization are X-ray diffraction pattern using X-Ray Diffractometer (XRD),microstructure - elemental composition examination using SEM-EDS, hardness (Vicker’shardness), and corrosion test (Potensiostat Galvanostat). The results show that the thin layer ofFe-N coating was formed on the surface of FeCrNi alloy. The X-ray diffraction pattern shows thatthe compounds of the thin layer are Fe2N and Fe4N. Characterization of hardness indicates thatthe hardness increases after the nitriding process from 235.97 VHN to 271.76 VHN, while the corrosion test in cooling wáter with a solution pH of 6.3 shows enhanced corrosión resistance ofFeCrNi when compared to the condition before the formation of the thin layer, i.e. from0.0357 mpy to 0.0032 mpy.Keywords: plasma nitridation, FeCrNi, material structure.
PENGARUH WAKTU PEMANASAN TERHADAP REGANGAN KISI DAN KONDUKTIVITAS PADUAN ZIRKONIUM P. Purwanto
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 17, No 1 (2011): Februari 2011
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2011.17.1.1105

Abstract

PENGARUH  WAKTU  PEMANASAN TERHADAP REGANGAN KISI DAN KONDUKTIVITAS PADUAN ZIRKONIUM. Paduan zirkonium atau zirkaloy-4 diperoleh dari Pusat Elemen Bahan Nuklir. Zirkaloy-4 dilakukan perlakuan panas pada temperatur 300 oC dan  500 oC dengan lamanya pemanasan mulai   0 sampai 8 jam, kemudian di dinginkan secara cepat pada air bebas mineral. Selanjutnya  dilakukan pengujian  struktur kristal paduan zirkonium dengan difraksi sinar-x dan konduktivitas listrik dengan  teknik LCR. Dari hasil penelitian ini diperoleh bahwa lama waktu perlakuan panas terhadap zirkaloy-4  dapat mempengaruhi  konduktivitas listrik dan kapasitansinya. Konduktivitas listrik zirkaloy-4  naik dan kapasitansi berkurang  seiring dengan lama waktu perlakuan panas. Struktur kristal zirkaloy-4 mempunyai struktur heksagonal tumpukan padat (HCP).   Ukuran butiran zirkaloy-4 naik seiring dengan lamanya perlakuan panas. Regangan kisi zirkaloy-4 menurun seiring  dengan lamanya waktu pemanasan. Kata kunci:Zirkaloy, termal, difraksi sinar-x, konduktivitas. INFLUENCE OF HEATING TIME ON THE ZIRCALLOY AGAINTS LATTICE STRAIN AND CONDUCTIVITY OF ZIRCALLOY. Zirconium alloy or zircalloy-4 was gotten from Nuclear Material Element Centre.  The  zircalloy-4 had been done heat threatment at the temperature 300 oC and 500 oC with it long heating at begin 0 to 8 hours, then  quenching in the demineral water.  The observation of zircalloy-4 had  been done with  x-ray diffraction and conductivity of electric test by XRD and LCR. The result of experiment to showed that time of heat treathment on zircalloy-4 can be influence electric conductivity  and it capacitance. Electirc conductivity of zircalloy-4 was increasing  with increasing in time heating. Capasitance of zircalloy-4 was decreased with increasing in time heating  The profile by diffraction of zircalloy-4 show the crystall structure was hexagonal closed packet (HCP). The size grain of zircalloy-4 was increased with increasing  of time heat threatment. The  strain of zircalloy-4 was decreased with increasing of time heat threatment. Key words: Zircalloy, themal,x-ray diffraction, conductivity.
PROSES PENGOMPAKAN DAN PENYINTERAN PELET CERMET UO2-Zr Tri Yulianto; Meniek Rachmawati; Etty Mutiara
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 19, No 1 (2013): Februari 2013
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2013.19.1.2280

Abstract

ABSTRAKPROSES PENGOMPAKAN DAN PENYINTERAN PELET CERMET UO2-Zr. Bahan bakarinovatif berupa pelet cermet UO2-Zr dikembangkan. Kegiatan ini bertujuan untuk menaikkanderajat bakar bahan bakar PWR melalui perbaikkan konduktivitas panas pelet UO2 denganpenambahan sejumlah kecil logam Zr yang lebih kecil 10 % berat pada matrik UO2. Logam Zrakan membentuk jembatan/struktur jaringan selama proses pengompakan dan mengurangikontak antar partikel UO2. Berdasarkan teori kesetimbangan fasa logam-logam oksida-keramik,teknik fabrikasi ini akan menghasilkan pelet UO2 dengan jaringan/saluran logam kontinyu padabatas butir UO2. Fabrikasi cermet dilakukan dengan variasi parameter pencampuran fraksipenyusun cermet dan pengompakan untuk menghasilkan jaringan/saluran logam kontinyu padamatrik UO2. Selanjutnya dilakukan karakterisasi pelet cermet UO2 yang meliputi pengujian visual,pengukuran dimensi, pengukuran densitas dan uji ceramografi untuk mendapatkan informasistruktur jaringan/saluran logam dalam pelet UO2 dan komposisi pelet cermet yang optimal dalamproses fabrikasi. Metode fabrikasi cermet ini diharapkan mempunyai efektivitas yang lebih tinggidibandingkan jalur fabrikasi pelet UO2.Kata kunci: fabrikasi, cermet, pelet UO2 - Zr, PWR.ABSTRACTTHE COMPACTION AND SINTERING OF UO2-Zr CERMET PELLETS. An innovative fuel pelletof UO2–Zr cermet has been developed to improve thermal conductivity of UO2 pellet by addingsmall amount Zr metal in to UO2 matrix below 10 % weight. Zirconium powder will serve for thecreation of bridges or web structure during compaction and will effectively reduce contactbetween of UO2 particels. Based on the theory of phase equillibrium of metals–metal oxides–ceramic, this fabrication technique may produce UO2 pellets containing continuous metal channelon the grain boundary of UO2 through sintering in a reduction atmosphere. The fabrication wasdone by varying process parameters of mixing and compaction. Characterisation of UO2-Zrcermet pellet involved visual test, dimensional and density measurement, and ceramography test.This advanced cermet fabrication technology may address common issue with cermet fuels suchas microstructure with continuous metal channel structure in the UO2 matrix, which is moreeffectively than the commonly accepted microstructure involving fraction of UO2 pellet by standardfabrication route.Keywords: fabrication, cermet, UO2-Zr pellet, PWR.
KOMPARASI HASIL ANALISIS KOMPOSISI KIMIA DI DALAM PADUAN U-Zr-Nb DENGAN MENGGUNAKAN TEKNIK XRF DAN AAS Masrukan Masrukan; Tri Yulianto; Anwar Muchsin
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 17, No 3 (2011): Oktober 2011
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2011.17.3.687

Abstract

Analisis komposisi kimia paduan U-Zr-Nb dengan menggunakan teknik Fluorosesi Sinar X (XRF)  dan Sepektroskopi Serapan Atom  (AAS)   telah dilakukan. Analisis komposisi perlu dilakukan   untuk menentukan  karakteristik bahan bakar  selama proses fabrikasi maupun di dalam  reaktor.  Penggunaan dua macam teknik analisis  agar diperoleh hasil analisis yang akurat.   Percobaan  ini dilakukan  untuk menentukan komposisi unsur utama dan pengotor di dalam paduan U-Zr-Nb.  Mula-mula paduan U-Zr-Nb yang bervariasi komposisi Nb berturut-turut 1%, 4%, 7% ( U-10%Zr-1%Nb, U-10%Zr-4%Nb dan U-10%-7%Nb) dipotong-potong untuk dilakukan analisis komposisinya.   Dari hasil analisis dengan menggunakan teknik  XRF diperoleh komposisi kimia paduan U-10%Zr-1%Nb, U-10%Zr-4%Nb dan U-10%Zr-7%Nb)   masing-masing mempunyai kandungan  unsur  sebagai berikut: U(87,8858%), Zr(2,6097%) dan Nb (0,2206%) ;  U (87,8556%), Zr (2,6302%), dan Nb (0,6573%); U (84,6334%), Zr (2,5773%) , dan Nb (1,0940 %) berat.  Hasil analisis dengan menggunakan teknik AAS  pada  ketiga sampel  diperoleh   kadar Zr berturut turut  : 9,25 %; 8,90% dan  9,80 % sedangkan kadar Nb tidak terdeteksi. Sementara itu, hasil analisis  unsur pengotor pada ketiga sampel diperoleh  hampir semua unsur yang ada masih memenuhi persyaratan bahan bakar kecuali unsur Zn. Unsur Zn yang ada pada  ketiga sampel  paduan U-10%-Zr1%Nb, U-10%Zr-4%Nb dan U-10%-7%Nb adalah 1,3266%; 3,2756 %, dan 1,0927 % berat.  Dapat disimpulkan bahwa hasil analisis  kandungan unsur dan pengotor di dalam paduan U-Zr-Nb  dengan menggunakan kedua teknik XRF dan AAS  terlihat bahwa hasil analisis yang lebih mendekati dengan  komposisi paduan UZrNb yang direncanakan adalah dengan menggunakan teknik AAS. Kata kunci : Analisis komposisi, U-Zr-Nb, XRF, dan AAS.   U-Zr-Nb alloy chemical composition analysis using X Ray Flourecency (XRF)  and Atomic Absorption Spectroscopy (AAS) techniques hade been conducted, where U-Zr- Nb alloy was chosen as candidates for new high-density fuel for future research reactors . Composition analysis is necessary because the composition of elements in the fuel will determine the characteristics of fuel during the fabrication process and in the reactor. The use of two kinds of analysis techniques were designed to obtain accurate analysis results. The experiment was conducted to determine the major element composition and impurities in the alloy U-Zr-Nb. First U-Zr-Nb varying alloy composition Nb were  respectively 1%, 4%, 7% (U10% Zr1% Nb, U10% Zr4% Nb and U10% 7% Nb)  as results of the melting process of measuring the diameter of 120 mm crushed on the surface bottom. Once on the bottom surface is smooth, then analyzed using XRF techniques. To analyze the elements using AAS techniques, alloy U-Zr-Nb cut into 10 mm x 5 mm then dissolved using HF and nitric acid. Solution that occurred were analyzed using AAS technique. From the analysis using the XRF technique is obtained the alloy U-10% Zr-1% Nb, U-10% Zr-4% Nb and Zr-10% U-7% Nb) had a content of each element as follows: U (87.8858%), Zr (2.6097%) and Nb (0.2206%), U (87.8556%), Zr (2.6302%), and Nb (0.6573%);  U (84.6334%), Zr (2.5773%), and Nb (1.0940) weight. Results of analysis using AAS techniques on samples obtained third consecutive Zr content of 9.25%, 8.90% and 9.80% while the content of  Nb was not detected. Meanwhile, the results of elemental analysis of impurities in all three samples showed that almost all the elements are still qualify as  fuel except Zn element. Element Zn   at the three samples of each alloys  U-10% Zr-1% Nb, U-10% Zr-4% Nb and U-10% Zr-7%Nb is 1.3266%, 3.2756% and 1.0927% weight. It could be concluded that the results of analysis of elemental content and impurities in the alloy U-Nb-Zr using both  XRF and AAS visible that  results of the analysis technique which is was approach   composition of U-Zr-Nb alloy  that planned  by using AAS technique. Keyword : Composition analysis, U-Zr-Nb, XRF, and AAS.
MODEL SIMULATION OF GEOMETRY AND STRESS-STRAIN VARIATION OF BATAN FUEL PIN PROTOTYPE DURING IRRADIATION TEST IN RSG-GAS REACTOR Suwardi Suwardi; Winter Dewayatna; Sungkono Sungkono; Ridwan Ridwan; M Rifai
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 | DOI: 10.17146/urania.2015.21.1.2259

Abstract

MODEL SIMULATION OF GEOMETRY AND STRESS-STRAIN VARIATION OF BATAN FUEL PIN PROTOTYPE DURING IRRADIATION TEST IN RSG-GAS REACTOR*). The first short fuel pin containing natural UO2 pellet in Zry4 cladding has been prepared at the CNFT (Center for Nuclear Fuel Technology) then a ramp test will be performed. The present work is part of designing first irradiation experiments in the PRTF (Power Ramp Test Facility) of RSG-GAS 30 MW reactor. The thermal mechanic of the pin during irradiation has simulated. The geometry variation of pellet and cladding is modeled by taking into account different phenomena such as thermal expansion, densification, swelling by fission product, thermal creep and radiation growth. The cladding variation is modeled by thermal expansion, thermal and irradiation creeps. The material properties are modeled by MATPRO and standard numerical parameter of TRANSURANUS code. Results of irradiation simulation with 9 kW/m LHR indicates that pellet-clad contacts onset from 0.090 mm initial gaps after 806 d, when pellet radius expansion attain 0.015 mm while inner cladding creep-down 0.075 mm. A newer computation data show that the maximum measured LHR of n-UO2 pin in the PRTF 12.4 kW/m. The next simulation will be done with a higher LHR, up to ~ 25 kW/m.MODEL SIMULASI VARIASI GEOMETRI DAN STRESS-STRAIN DARI PROTOTIP BAHAN BAKAR PIN BATAN SELAMA UJI IRADIASI DI REAKTOR RSG-GAS. Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir (PTBBN) telah menyiapkan tangkai (pin) bahan bakar pendek perdana yang berisi pelet UO2 alam dalam kelongsong paduan zircaloy untuk dilakukan uji iradiasi daya naik. Penelitian ini merupakan bagian dari perancangan percobaan iradiasi pertama di PRTF (Power Ramp Test Fasility) yang terpasang di reaktor serbaguna RSG-GAS berdaya 30 MW. Telah dilakukan pemodelan dan simulasi kinerja termal mekanikal pin selama iradiasi. Variasi geometri pelet dan kelongsong selama pengujian dimodelkan dengan memperhatikan fenomena ekspansi termal, densifikasi, bengkak oleh produk fisi, creep termal dan pertumbuhan iradiatif. Variasi sifat kelongsong dimodelkan oleh ekspansi termal, termal dan creep iradiatif. Sifat material dimodelkan dengan MATPRO serta parameter numerik standar kode TRANSURANUS. Hasil iradiasi simulasi dengan laju daya 9 kW/m, 75% data daya aksimal, menunjukkan bahwa awal kontak fisik pelet dengan kelongsong dari celah awal 0,09 mm terjadi setelah 806 hari, ketika ekspansi jejari pelet mencapai 0,015 mm sementara jejari kelongsong menyusut 0,075 mm. Data terbaru menunjukkan bahwa perhitungan maksimal dan pengukuran laju daya linear tangkai bahan bakar berisi UO2 alam di PRTF adalah 12,4 kW/m pada daya reactor 15 kW. Penelitian selanjutnya akan dilakukan dengan LHR lebih tinggi, sampai ~ 25 kW / m, bila daya reactor 30 MW.Keywords: iradiasi, pin bahan bakar, UO2 alam, geometri, tegangan-regangan.
ANALISIS ENERGI AKTIVASI PRESIPITAT FASA KEDUA PADA PADUAN Zr1%Nb1%Sn1%Fe DENGAN DIFRAKSI SINARX . Sugondo; Meniek Rachmawati
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 18, No 1 (2012): Februari 2012
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2012.18.1.643

Abstract

ANALISIS ENERGI AKTIVASI PRESIPITAT FASA KEDUA PADA PADUAN Zr-1%Nb-1%Sn-1%Fe DENGAN DIFRAKSI SINAR-X. Penelitian ini bertujuan untuk menganalisis energy aktivasi fasa kedua pada ingot paduan Zr-1%Nb-1%Sn-1%Fe hasil sintesa. Ingot dibuat dengan peleburan busur tunggal. Selanjutnya sampel dianil pada temperatur 400 °C, 500 °C, 600 °C, 700 °C dan 800 °C selama 2 jam. Analisis difokuskan pada presipitat fasa kedua (Secondary Phase Precipitate/SPP). Identifikasi energy aktivasi berdasarkan pola difraksi sinar-X dan dibantu dengan data JCPDF (Joint Committee Powder Diffraction File). Hasil pola difraksi beserta datanya dianalisis secara manual, tidak dapat langsung sesuai dengan data JCPDF sebab adanya distorsi terutama dari SPP. Hasil analisis disimpulkan sebagai berikut: Pada temperatur anil 400 °C, 500 °C, dan 700 °C pengintian partikel fasa kedua SPP terjadi dengan baik. Untuk paduan Zr-1%Nb-1%Sn-1%Fe pada temperatur anil antara 400 °C sampai dengan 800 °C ditemukan SPP Fe2Nb, ZrSn2, FeSn, SnZr, NbSn2, Zr0.68Nb0.25Fe0.08, Fe2Nb0.4Zr0.6, Fe37Nb9Zr54, dan w-Zr. Stabilisasi presipitat terjadi dengan baik pada temperatur anil 800 °C, pertumbuhan presipitat antara 500 °C sampai dengan 600 °C, dan minimisasi ukuran presipitat pada temperatur anil 700 °C. Diperoleh energi aktivasi Fe2Nb sebesar -7,0083 kJ/mol, energi aktivasi FeSn sebesar -2,2858 kJ/mol, energi aktivasi NbSn2 sebesar -3,1498 kJ/mol, dan energi aktivasi nano kristalit α-Zr sebesar 0,0077 kJ/mol .Kata Kunci: paduan Zr-1%Nb-1%Sn-1%Fe, pola difraksi sinar-x, presiptat fasa kedua, energy aktivasi.  ACTIVATION ENERGY ANALYSIS OF SECONDARY PHASE PRECIPITATE IN Zr-1%Nb-1%Sn-1%Fe ALLOY. The obyective of this research is to analyze of activation energies in Zr-1%Nb-1%Sn-1%Fe alloy as the product of the synthesis. The ingot was prepared by single spark melting. The samples then anneal at temperature 400°C, 500°C, 600°C, 700°C dan 800°C for 2 hours. The analyzed was focused on secondary phase precipitate/ SPP. The activation energies was identified based on X-rays diffraction pattern and supported by Joint Committee Powder Diffraction File/ JCPDF. The Result of diffraction pattern with the data were analyzed by manual, it was not done by direct meet with the JCPDF data because of the distortion of the SPP. The analyzed results were concluded as follow: The nucleation of the secondary phase precipitate/ SPP was good at the anneal temperature of 400°C, 500°C, and 700°C. The Zr-1%Nb-1%Sn-1%Fe alloy at temperature in between 400°C to 800°C were found the precipitates Fe2Nb, ZrSn2,FeSn, SnZr, NbSn2, Zr0.68Nb0.25Fe0.08, Fe2Nb0.4Zr0.6, Fe37Nb9Zr54, dan w-Zr. At temperature anneal 800°C was good for the precipitate stabilization, at temperature in between 500°C to 600°C was good for the precipitate growth, at temperature anneal 700°C was good for minimizing the precipitate size. It was found that activation energy of Fe2Nb was -7,0083 kJ/mol, activation energy of FeSn was -2,2858 kJ/mol, activation energy of NbSn2 was -3,1498 kJ/mol and activation energy of α-Zr nano crytallite was 0,0077 kJ/mol . Keywords: alloy Zr-1%Nb-1%Sn-1%Fe, pola difraksi sinar x, secondary phase precipitate, activation energy. 
PENGARUH KEASAMAN UMPAN, PENGADUKAN , WAKTU, DAN SUHU TERHADAP EFISIENSI PROSES EKSTRAKSI-STRIPPING URANIUM-MOLIBDENUM/ALUMINIUM Ghaib Widodo; Sigit Sigit; Kris Tri Basuki; Kasmudin Kasmudin; Antony S
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 19, No 3 (2013): Oktober 2013
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2013.19.3.1798

Abstract

ABSTRAK PENGARUH KEASAMAN UMPAN, PENGADUKAN, WAKTU, DAN SUHU TERHADAP  PROSES EKSTRAKSI-STRIPPING URANIUM-MOLIBDENUM. Uranium–molibdenum (UMo) meru-pakan kandidat bahan bakar reaktor riset yang telah dikembangkan di dunia. Dalam proses pem-buatannya dijumpai berbagai kegagalan produksi baik berupa serbuk UMo/Al maupun proses fabrikasi. Tujuan percobaan ini adalah memungut kembali UMo agar dapat digunakan kembali sebagai bahan bakar. Tahap awal yang dilakukan adalah melarutkan gagalan produksi berupa serbuk, inti elemen bakar dan pelat elemen bakar UMo/Al dalam NaOH sehingga diperoleh larutan NaAlO2 dan residu UMo yang berimpuritas. Residu UMo berimpuritas kemudian dilarutkan dengan asam nitrat pekat hingga diperoleh larutan campuran UO2(NO3)2 dan MoO2(NO3)2 berimpuritas. Ekstraksi-stripping merupakan metode yang tepat untuk digunakan dalam pemungutan dan pemurnian UMo. Sebagai pengekstrak digunakan TBP/-kerosin/dodekan. Pada proses ekstraksi ini uranium dan molibdenum akan masuk ke fasa organik TBP, sedangkan impuritasnya berada dalam fasa air (rafinat). Uranium dan molibdenum dalam fasa organik dilakukan proses stripping dengan air panas (sebagai parameter), sehingga diperoleh larutan campuran UO2(NO3)2 dan MoO2(NO3)2 murni. Parameter yang dipelajari pada proses ekstraksi adalah waktu, kecepatan pengadukan, dan keasaman umpan, sedangkan parameter untuk stripping adalah suhu. Kondisi proses ekstraksi diperoleh keasaman umpan 3  N, pengadukan 200 rpm, dan waktu 50 menit diperoleh efisiensi 66,48%. Sedangkan efisiensi proses stripping sebesar 37.08% pada suhu 60OC. Kata kunci: ekstraksi, stripping, gagalan produksi, bahan bakar UMo/Al, pemungutan.     ABSTRACT EFFECT OF FEED ACIDITY, STIRRING, TIME AND TEMPERATURE ON THE EXTRACTION-STRIPPING PROCESS OF URANIUM-MOLYBDENUM. Uranium-molybdenum (UMo) is a candidate of research reactor fuel that has been well developed in the world. The manufacturing process may encounter many failures, both failures in powder production of UMo/Al and fabrication process. The purpose of this experiment is to recover rejected UMo for reuse as fuel. The initial stage was dissolving the rejected products, i.e. the powder form, the core fuel element and fuel element plate of UMo/Al,  with NaOH in order to obtain a solution of NaAlO2 and residual UMo with impurities. The residual UMo with impurities was dissolved in concentrated nitric acid to obtain a solution of a mixture of UO2(NO3)2 and MoO2(NO3)2 with impurities. Extraction-stripping is considered as an appropriate method to collect and refine the UMo. As extractors, TBP, kerosene, dodecane were used. In the process of extraction, uranium and molybdenum enters the organic phase of TBP, while the impurities are in the water phase (rafinate). Uranium and molibdenum in the organic phase are stripped with hot water (as a parameter), resulting a solution of a mixture of refined UO2(NO3)2 and MoO2(NO3)2. The parameters studied in the extraction process are time, stirring speed, and the acidity of the feed, whereas the parameter for stripping is temperature. The optimum extraction condition obtained is acidity at 3N and stirring at 200 rpm for 50 minutes. In this condition, extracting process efficiency is 66.48%, while the stripping efficiency of 37.08% is reached at a temperature of 60 oC. Keywords: extraction, stripping, production rijected, UMo/Al fuel element, recovery
PENGARUH DENSITAS URANIUM PADA PROSES PEMBUATAN PELAT ELEMEN BAKAR DISPERSI U-7Mo/Al DAN U-7Mo/Al-Si . Supardjo; Agoeng Kadarjono; Maman Kartaman; . Boybul
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 18, No 3 (2012): Oktober 2012
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2012.18.3.316

Abstract

PENGARUH DENSITAS URANIUM PADA PROSES PEMBUATAN PELAT ELEMEN BAKAR  DISPERSI U-7Mo/Al dan U-7Mo/Al-Si. Penelitian ini dilakukan dalam rangka mendapatkan data pengaruh proses pengerolan terhadap karakteristik produk PEB U-7Mo/Al dan U-7Mo/Al-Si densitas uranium 3,6 dan 6,0gU/cm3. Lingkup penelitian meliputi pembuatan inti elemen bakar/IEB dan pelat elemen bakar/PEB U-7Mo/Al dan U-7Mo/Al-Si serta pengujian yang meliputi: strukturmikro, kekerasan dan tebal kelongsong PEB. Pengujian strukturmikro pelat AlMg2 dan AlMgSi1 sebagai kelongsong dan PEB U-7Mo/Al dan U-7Mo/Al-Si dilakukan dengan teknik metalografi, sedangkan kekerasan kelongsong dan meat PEB dengan uji kekerasan vickers. Serbuk U-7Mo yang digunakan sebagai bahan bakar memiliki diameter partikel dengan komposisi -150 µm   + 44 µm = 93,2% dan -44 µm =  6,8%. Hasil uji/analisis serbuk U-7Mo memiliki kadar U= 92,926% dan densitas 15,84 g/cm3 dan densitas matriks Al 2,7 g/cm3. Komposisi serbuk U-7Mo dan matriks Al/Al-Si untuk membuat inti elemen bakar/IEB.U-7Mo/Al dan U-7Mo/Al-Si dimensi 25x15x3,15 mm densitas 3,6 dan 6,0gU/cm3 dilakukan dengan perhitungan. Hasil hitung komposisi U-7Mo =  4,4009 g dan matriks Al/Al-Si = 2,0104 g untuk densitas uranium 3,6gU/cm3 serta U-7Mo = 7,3349 g dan matriks Al/Al-Si =1,5101 g untuk densitas uranium 6,0 gU/cm3 dan pengepresan tekanan 15 bar diperoleh ketebalan 3,00 mm dan 3,13 mm. IEB.U-7Mo/Al dan U-7Mo/Al-Si bersama frame dan cover dirakit menjadi paket rol, kemudian dirol panas pada temperatur 425oC untuk kelongsong AlMg2 dan 450oC untuk kelongsong AlMgSi1 dilanjutkan rol dingin hingga ketebalan 1,40 mm. Pelat elemen bakar hasil rol dipotong pada sisi lebar dan panjang dengan meat berada ditengah-tengahnya. Pengambilan sampel untuk uji strukturmikro, kekerasan meat dan kelongsong serta tebal kelongsong dilakukan dengan memotong meat PEB di daerah SD, TG dan SJ kemudian dilakukan preparasi sampel dan pengujian. Hasil uji menunjukkan bahwa partikel U-7Mo cenderung memanjang sesuai arah rol. Kekerasan kelongsong AlMg2 dan AlMgSi masing-masing sekitar 44,620 VHN, sedangkan kekerasan meat untuk PEB U-7Mo/Al/ U-7Mo/Al-Si densitas 3,60 gU/cm3 sebesar 182,245 VHN, sedangkan untuk densitas uranium 6,0gU/cm3 sebesar 209,272 VHN. Kenaikan kekerasan meat PEB menyebabkan pada proses pengerolan terjadi pengumpulan partikel U-7Mo sehingga kelongsong menjadi tipis. Data pengukuran diperoleh bahwa tebal kelongsong PEB U-7Mo/Al dan U-7Mo/Al-Si densitas uranium 3,6 gU/cm3 memenuhi persyaratan karena tebal kelongsong  minimum >0,25 mm, sedangkan untuk densitas 6,0 gU/cm3 tidak memenuhi karena terdapat tebal minimum 0,243 mm untuk kelongsong AlMg2 dan 0,106 mm untuk kelongsong AlMgSi1. Untuk mengatasi ketipisan tebal kelongsong tersebut beberapa kemungkinan yang perlu dilakukan adalah menggunakan serbuk U-7Mo dengan partikel yang lebih halus atau menggunakan bahan kelongsong paduan Al yang memiliki kekerasan lebih tinggi. Kata kunci : bahan bakar dispersi, pelat elemen bakar U-7Mo/Al dan U-7Mo/Al-Si, densitas uranium, tebal kelongsong. ABSTRACT THE URANIUM DENSITY EFFECT ON PRODUCTION PROCESS U-7Mo/Al AND U-7Mo/Al-Si OF DISPERSION FUEL PLATE. The research was conducted in order to obtain data on the influence of rolling process and product characteristics of U-7Mo/Al U-7Mo/Al-Si fuel plate with 3.6 and 6.0 gU/cm3 uranium density. The scope of the study includes the manufacture of U-7Mo/Al and U-7Mo/Al-Si fuel  core and fuel plate  and testing include: microstructure, hardness and fuel plate cladding thickness. The microstructure testing of AlMg2 and AlMgSi1 plate as cladding and U-7Mo/Al and U-7Mo/Al-Si fuel plate done metallographic techniques, while cladding and meat of fuel plate hardness with vickers hardness test. The U-7Mo powder used as a fuel has -150 μm particle with + 44 μm = 93.2% and -44 μm = 6.8% composition. The test results / analysis of U-7Mo powder had 92.926% uranium and a density of 15.84 g/cm3 and 2.7 g/cm3 density of Al matrix. The U-7Mo powder and matrix Al / Al-Si composition to make U-7Mo/Al-Si /U-7Mo/Al fuel core with 25x15x3, 15 mm dimensions and uranium density of 3.6 and 6.0 gU/cm3 done calculations. The results of calculating the composition of U-7Mo = 4.4009 g and the matrix Al / Al-Si = 2.0104 g for uranium density of 3.6 gU/cm3 and U-7Mo = 7.3349 g and the matrix Al / Al-Si = 1,5101 g for uranium density of 6.0 gU/cm3 and pressing pressure of 15 bar is obtained thickness of 3.00 mm and 3.13 mm. The.U-7Mo/Al and U-7Mo/Al-Si fuel core with frame and cover are assembled into packets by rollers, then heat rolled at temperatures of 425oC and 450oC for AlMg2 and AlMgSi1 cladding continued cold rolling to a thickness of 1.40 mm. Fuel plate results after rolling is cut on the width and length of the meat position being the middle. Sampling for microstructure test, hardness and meat and cladding thickness is done by cutting the meat of fuel plate in the near side, center and far side then performed sample preparation and testing. The test results show that the U-7Mo particles tend to be elongated the direction of the roll. Hardness of AlMg2 and AlMgSi cladding each about 44.620 VHN, while for U-7Mo/Al / U-7Mo/Al-Si meat of fuel plate with 3.60 gU/cm3 uranium density of 182.245 VHN hardness, while for 6.0 gU/cm3 uranium density amounted to 209.272 VHN. The increase in violence PEB meat causes the rolling process occurs particle collection U-7Mo making a thin cladding. Measurement data obtained by the U-7Mo/Al and U-7Mo/Al-Si fuel plate with uranium density of 3.6 gU/cm3 thick cladding and eligible for minimum cladding thickness > 0.25 mm, while for a 6.0 gU/cm3 uranium density not meet because there are minimum cladding thickness 0.243 mm for AlMg2 cladding and 0.106 mm for the AlMgSi1 cladding. To overcome the thinness of thick cladding are several possibilities that need to be done is to use U-7Mo powder with finer particles or using Al alloy materials that have a higher hardness.

Page 12 of 29 | Total Record : 288

 10   11   12   13   14 

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