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
 11   12   13   14   15 
SURFACE HARDENING PADA BAHAN STAINLESS STEEL 304 DENGAN ALAT RF-PLASMA NITROCARBURIZING U. Sudjadi; Tjipto Sujitno; Sigit Sigit; Suprapto Suprapto; A. Purba; Sayono Sayono; H. Sudarmanto; E. Mulyani; W. Andriyanti
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.2011.17.1.1110

Abstract

Surface hardening pada bahan Stainless Steel 304 dengan alat RF-plasma nitrocarburizing. Surface hardening pada bahan Stainless Steel 304 dengan alat RF-plasma nitrocarburizing telah dikerjakan. Beberapa samples telah di-nitrocarburizing pada temperatur 4000C selama (0,5-6) jam. Hasilnya menunjukkan bahwa, pada sample awal kekerasan bahan SUS 304 adalah 260,58 Kgf/mm2, setelah di-nitrocarburizing pada temperatur 400 0C selama 6 jam, kekerasannya menjadi 347,62 Kgf/mm2, sedangkan kedalaman maximum atom-atom nitrogen dan carbon yang terdifusi kedalam bahan SUS 304 ialah 109,1 micrometer. Pengamatan strukturmikro menunjukkan bahwa pada sample yang telah di nitrocarburizing pada temperatur 400 0C selama 6 jam terlihat jelas adanya lapisan atom-atom N dan C di dalam bahan SUS 304. Samples awal dan yang dinitrocarburizing pada 400 0C (t = 6 jam) terdapat matrix yang sama yaitu γ-phase, δ-ferrite, dan twinning transformation. Kata kunci : Nitrocarburizing, RF- plasma, SUS 304, kekerasan, struktur mikro   Surface hardening on stainless steel 304 material with RF-plasma nitrocarburizing. Surface hardening on stainless steel 304 material with RF-plasma nitrocarburizing made in BATAN have been carried out. Some samples was nitrocarburized at temperature 400 0C for (0,5-6) hour. The results show that the hardness of untreated sample of SUS 304 material was 260,58 Kgf/mm2, after the sample nitrocarburized at temperature 400 0C for 6 hour, the hardness increased up to 347,62 Kgf/mm2. Furthermore, the maximum depth of carbon and nitrogen atoms that diffused in SUS 304 was 109,1 micrometer. Microstructure observation shows that the sample after nitrocarburized at temperature 400 0C for 6 hour to be seen very clear that there are layer of N and C atoms in SUS304 material. Un-treated sample and sample that nitrocarburized at temperatur 400 0C (t = 6 jam) have same matrixes namely, γ-phase, δ-ferrite, and twinning transformation. Key words : Nitrocarburizing, RF- plasma, SUS304, hardness, microstructure
PENGARUH KANDUNGAN MOLIBDENUM TERHADAP PERUBAHAN FASA DAN KAPASITAS PANAS INGOT PADUAN UMo Aslina Br Ginting; Supardjo Supardjo; Agoeng Kadarjono; Dian Anggraini
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 17, No 2 (2011): Juni 2011
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2011.17.2.1101

Abstract

PENGARUH KANDUNGAN MOLIBDENUM TERHADAP PERUBAHAN FASA DAN KAPASITAS PANAS INGOT PADUAN UMo. Telah dilakukan analisis perubahan fasa dan kapasitas panas terhadap paduan UMo variasi 7%Mo, 8%Mo dan 9%Mo. Analisis perubahan fasa dilakukan menggunakan Differential Thermal Analysis (DTA) pada temperatur antara 30oC hingga 1400oC dengan kecepatan pemanasan 10oC/menit dan analisis kapasitas panas dilakukan menggunakan Differential Scanning Calorimetry (DSC) pada temperatur antara 30oC hingga 450oC dengan kecepatan pemanasan 5oC/menit. Tujuan penelitian ini adalah untuk mengetahui karakter paduan UMo antara lain perubahan fasa dan kapasitas panas dengan variasi kandungan Mo karena kenaikan kandungan Mo diduga akan mengubah kedua karakter paduan U7%Mo, U-8%Mo dan U-9%. Hasil analisis menunjukkan bahwa paduan 7%Mo, 8%Mo dan 9%Mo mengalami perubahan fasa a + d menjadi fasa a + β pada temperatur 578,63oC hingga 580,16 oC. Pada temperatur 606,50 oC hingga 627,58oC mengalami perubahan fasa dari a + β menjadi β + γ yang diikuti dengan reaksi endotermik pada kandungan 9%Mo dengan entalpi ΔH= 6,5989 J/g. Pada temperatur 1075,45 oC hingga 1160,51oC terjadi perubahan fasa β + γ menjadi fasa γ. Kenaikan kandungan Mo hingga pemanasan pada temperatur 1100oC tidak menyebabkan perubahan fasa yang signifikan. Pada temperatur diatas 1177,21oC, kenaikan kandungan Mo menyebabkan terjadinya perubahan fasa dari γ membentuk fasa L+γ yang diikuti reaksi antara uranium dengan Mo membentuk fasa γ - larutan padat (solid solution). Semakin tinggi kandungan Mo, panas reaksi yang dibutuhkan dan dilepaskan semakin besar. Hasil analisis kapasitas panas diperoleh bahwa kenaikan kandungan Mo dalam paduan U-7%Mo, U-8%Mo, dan U-9%Mo tidak memberikan perbedaan kapasitas panas yang signifikan. Hal ini di buktikan dengan melakukan uji beda (uji F) pada derajat kepercayaan 95%. Hasil Penelitian ini diharapkan dapat digunakan sebagai langkah awal untuk mempelajari pembuatan paduan UMo sebagai bahan bakar reaktor riset densitas uranium tinggi. Kata kunci : Bahan bakar dispersi, paduan UMo, reaktor riset THE EFFECT OF MOLYBDENUM CONTENT WITH CHANGES IN PHASE AND HEAT CAPACITY OF UMo ALLOY. Has done the analysis of phase and heat capacity change of the UMo alloy by variation of 7% Mo, 8% and 9% Mo. Analysis performed using phase change Differential Thermal Analysis (DTA) at a temperature between 30oC until 1400oC with heating rate 10oC/menit and heat capacity analysis carried out using Differential Scanning Calorimetry (DSC) at a temperature between 30oC to 450oC with heating rate 5oC/menit. The purpose of this study was to determine the character of the UMo alloy include phase change and heat capacity variation with Mo content due to higher content of Mo is expected to change both the character U-7% Mo alloy, U-8% Mo and U-9% Mo. The analysis showed that of 7% Mo, 8%Mo and 9% Mo the combination experiencing a + d a phase change becomes a + β phase at temperatures of 578.63°C to 580.16°C. At the temperature 606.50°C to 627.58°C having a phase change of a+ β to β + γ be followed by the endothermic reaction in the content of 9% Mo with the enthalpy ΔH = 6.5989 J / g. At temperatures 1075.45 oC up to 1160.51 oC phase change β + γ into γ phase. The increase in Mo content to heating at a temperature 1100oC not cause a significant phase change. At temperatures above 1177.21oC, the increase in Mo content leads to changes in the γ phase of forming L + γ phase which followed the reaction of uranium with Mo to form γ phase - solid solution. The higher content of Mo, the reaction heat is needed and released the greater. The results of the analysis of the heat capacity is obtained that the increase in Mo content in the U-7% Mo, U-8% Mo, and U-9% Mo alloy does not give a significant difference in heat capacity. This is attested by doing different test (F test) at 95% degree of confidence. This data is expected to be as a first step to study the manufacture of UMo alloy as a fuel of high uranium density for research reactor. Key words: dispersion fuel, UMo alloy, research reactor
OPTIMASI PENGGUNAAN HCl SEBAGAI LARUTAN PENGELUSI ITRIUM-90 DALAM DOWEX® 50WX8-200 Sulaiman Sulaiman; Sri Aguswarini; Karyadi Karyadi; Chairuman Chairuman; Gatot S; M Subur; Adang H G
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 21, No 2 (2015): Juni 2015
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2015.21.2.2264

Abstract

OPTIMASI PENGGUNAAN HCl SEBAGAI LARUTAN PENGELUSI ITRIUM-90 DALAM DOWEX® 50WX8-200. Itrium-90 merupakan radionuklida pemancar β yang mempunyai waktu paruh 64,1 jam dan memancarkan energi β maksimum 2280 keV. Itrium-90 digunakan dalam kedokteran nuklir untuk keperluan terapi. Sistem generator 90Sr/90Y telah dikembangkan untuk mendapatkan 90Y bebas pengemban. Itrium-90 yang diperoleh dari generator 90Sr/90Y berbentuk radiokimia 90Y-sitrat. Bentuk radiokimia 90Y yang ideal untuk penandaan berbagai macam ligan yaitu 90YCl3. Untuk mendapatkan bentuk radiokimia 90Y yang diinginkan dilakukan serangkaian proses dengan metode penukar ion menggunakan resin Dowex® 50WX8-200. Dalam penelitian ini telah dilakukan optimasi penggunaan HCl untuk elusi 90Y dari resin dengan variasi konsentrasi HCl dan waktu kontak saat elusi 90Y dari resin. Pelepasan 90Y dari resin Dowex® 50WX8-200 tergantung pada konsentrasi HCl yang digunakan. Konsentrasi HCl semakin besar laju pelepasan 90Y dari 90Y-Dowex semakin besar.  Waktu kontak optimummenggunakan 5 mL HCl 12 N adalah 60 menit dengan hasil  9,4 %. Hasil uji 90Y setelah dielusi dari Dowex® 50WX8-200 memberikan informasi radionuklida 90Y yang diperoleh dalam bentuk radiokimia 90YCl3. OPTIMIZATION OF USE HCl AS SOLUTION FOR ELUTION ITRIUM-90 IN DOWEX® 50WX8- 200. Yttrium-90 is a β emitter radionuclide with a half life of 64.1 hours and emits the maximum β energy at 2280 keV. Yttrium-90 radionuclide is widely used in nuclear medicine for therapeutic purposes. 90Sr/90Y generator system has been developed to obtain carrier-free 90Y. Yttrium-90 were obtained from the 90Sr/90Y generator in the form of 90Y-citrate radiochemical. The 90Y ideal for tagging ligands is in the form of 90YCl3. To obtain the desired radiochemical a series of processes with ion exchange resin method is performed using Dowex® 50WX8-200. In this study optimization of the use of HCl for has been carried out 90Y elution from the resin with varied HCl concentration and contact time when 90Y is eluted from the resin. The release of 90Y from resin Dowex® 50WX8-200 depending on the concentration of HCl is used. The greater the concentration of HCl release rate of 90Y from 90Y-Dowex greater. The optimum contact time with 5 mL of 12 N HCl is 60 minutes with a result of 9.4%. The 90Y test results after eluted from Dowex® 50WX8-200 indicated that the 90Y was in the form of 90YCl3.
SOME DATA OF SECOND SEQUENCE NON STANDARD AUSTENITIC INGOT, A2 Nurdin Effendi; Aziz K. Jahja; . Bandriana
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.2012.18.1.662

Abstract

SOME DATA OF SECOND SEQUENCE NON STANDARD AUSTENITIC INGOT, A2. Synthesis of second sequence austenite stainless steel named A2 using extracted minerals from Indonesian mines has been carried out. The starting materials for austenite alloy consist of granular ferro-scrap, nickel, ferro-chrome, ferro-manganese, and ferro-silicon. The second sequence composition differs from the former first sequence. This A2 sequence contained more nickel, meanwhile titanium element had not been added explicitly to it, and just been found from raw materials contents or impurities, as well as carbon content in the alloy. However before the actual alloying work started, the first important step was to carry out the determination of the fractional amount of each starting material necessary to form an austenite stainless steel alloy as specified. Once the componential fraction of each base alloy-element was determined, the raw materials are weighed on the mini-balance. After the fractional quantities of each constituent have been computed, an appropriate amount of these base materials are weighed separately on the micro scale. The raw materials were then placed in the induction foundry furnace, which was operated by an electromagnetic inductive-thermal system. The foundry furnace system performs the stirring of the molten materials automatically. The homogenized molten metals were poured down into sand casting prepared in advance. Some of the austenite stainless steel were normalized at 600 oC for 6 hours. The average density is 7.8 g cm-1 and the average hardness value of ¢normalized¢ austenite stainless-steels is in the range of 460 on the Vickers scale. The microstructure observation concludes that an extensive portion of the sample’s structure is dendritic and the surface turns out to be homogenous. X-ray diffraction analysis shows that the material belongs to the fcc crystallographic system, which fits in with the austenite class of the alloy. The experimental fractional elemental composition data acquired by OES method turn out to differ slightly from the theoretical assumption. Keywords: data, second sequence, non standard, austenite. BEBERAPA DATA INGOT AUSTENIT NON STANDAR SERI-2, A2. Telah dibuat baja austenitik tahan karat seri-2, yang diberi nama A2, dari bahan-bahan tambang yang digali di Indonesia. Bahan-bahan tambang tersebut berupa ferro scrap, ferro chrome, ferro mangan, ferro silicon dan nikel yang semuanya dalam bentuk granular. Komposisi seri-2 (A2) ini berbeda dari komposisi A1 yang dibuat sebelumnya. Austenitik ini mengandung lebih banyak nikel sedangkan unsur titan tidak lagi ditambahkan secara explisit, melainkan diperoleh dari kandungan atau impuritas-impuritas bahan mentahnya, sebagaimana kandungan karbon. Pembuatan dimulai dengan menghitung porsi bahan-bahan tersebut dari data-data spesifikasi yang diberikan, agar spesifikasi komposisi ingot yang dibuat sesuai dengan yang dikehendaki. Setelah kuantitas dari setiap bahan mentahnya dihitung, maka dilakukan penimbangan. Pekerjaan dilanjutkan dengan memasukkan bahan-bahan tersebut kedalam dapur induksi pengecoran yang memiliki sistem pemanasan induksi elektromagnet. Pengadukan bahan dilakukan secara otomatis dari sistem dapur induksi. Cairan baja yang telah homogen dituang kedalam cetakan pasir. Pada sebagian besar sampel austenitik ini dinormalisir pada 600 oC selama sekitar 6 jam untuk menurunkan kekerasannya. Nilai rapat massa rata-ratanya sekitar 7,8 g cm-1 sedangkan kekerasan rata-rata yang diukur dengan metoda Vickers adalah sekitar 460 VHN. Pengamatan struktur mikro menunjukkan bahwa struktur berupa dendritik dan permukaan bahan relatif homogen secara luas. Pola difraksinya menunjukkan bahwa bahan memiliki struktur kristal fcc yang sesuai dengan baja jenis austenitik. Pengamatan distribusi unsur dilakukan dengan alat optical emision spectrometry (OES) dan hasilnya sedikit berbeda dengan perhitungan teori yang dikehendaki. Kata kunci: data, seri kedua, non standar, austenit.
PRODUCTION OF URANIUM-MOLYBDENUM ALLOY AS A CANDIDATE FOR NUCLEAR RESEARCH REACTOR FUEL Suryaman, Ganisa Kurniati; Wildan, Muhammad Waziz; Supardjo, Supardjo; Agus Susanto, Yatno Dwi
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 24, No 3 (2018): Oktober, 2018
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2018.24.3.4685

Abstract

PRODUCTION OF URANIUM−MOLYBDENUM ALLOY AS A CANDIDATE FOR NUCLEAR RESEARCH REACTOR FUEL. Research and development on high density uranium for nuclear research reactor fuel is still in progress. Uranium-molybdenum alloy is one of the strongest candidates of nuclear research reactor fuel material. The properties and characteristics of U-Mo alloy is of important consideration for the selction of the fabrication techniques for the production of  the fuel. In this work, uranium-molybdenum (U-Mo) alloys with varied molybdenum content have been produced succesfully by arc melting technique. The molybdenum content variations were 7 %wt, 8 %wt, 9 %wt and 10 %wt Mo. The melting process was done 5 times to achieve homogenization. Metallographic micrograph shows the presence of dendritic structure. XRD examination result affirms the presence of 2 phases of γ-U phase and d-U2Mo phase. Microhardness Vickers test shows higher hardness value for Uranium-molybdenum alloy with higher molybdenum content.Keywords: U−Mo alloy, research reactor, fuel.
PENGARUH PEMANASAN KERNEL UO2 DALAM MEDIUM GAS ARGON TERHADAP SIFAT FISIS KERNEL UO2 SINTER Damunir Damunir; Sri Rinanti Susilowati; Ariyani Kusuma Dewi
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 21, No 3 (2015): Oktober 2015
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2015.21.3.2462

Abstract

ABSTRAKPENGARUH PEMANASAN KERNEL UO2 DALAM MEDIUM GAS ARGON TERHADAP SIFAT FISIS KERNEL UO2 SINTER. Pengaruh pemanasan kernel UO2 dalam medium gas argon terhadap sifat fisis kernel UO2 sinter telah dipelajari. Pemanasan dilakukan dalam reaktor sinter tipe bed. Penelitian ini bertujuan untuk memperoleh sifat fisis kernel UO2 sinter sesuai dengan persyaratan penggunaan sebagai bahan bakar nuklir. Sampel yang digunakan adalah kernel UO2 hasil reduksi pada 800 oC selama 3 jam yang mempunyai densitas sebesar 8,13 g/cm3; porositas sebesar 0,26; rasio O/U sebesar 2,05; diameter sebesar 1146 µm dan kebulatan sebesar 1,05. Sampel dimasukkan ke dalam reaktor sinter, lalu divakumkan untuk mengusir udara dan pengotor dalam reaktor. Setelah itu dialirkan air pendingin dan gas argon pada tekanan 5 mPa dengan kecepatan 1,5 liter/menit secara kontinyu. Temperatur reaktor dinaikkan dengan variasi pada 1200 – 1500 oC dan waktu divariasi selama 1 – 4 jam. Kernel UO2 sinter yang dihasilkan, dianalisis sifat fisisnya meliputi densitas, porositas, diameter, kebulatan dan luas muka spesifik. Densitas dianalisis menggunakan piknometer dengan larutan CCl4, porositas ditentukan menggunakan persamaan Haynes. Diameter dan kebulatan diamati menggunakan mikroskop Dino-lite. Luas muka spesifik ditentukan menggunakan surface area meter Nova-1000. Hasil yang diperoleh menunjukkan bahwa pemanasan kernel UO2 dalam medium gas argon perpengaruh terhadap sifat fisis kernel UO2 sinter. Sifat fisis kernel UO2relatif baik diperoleh pada temperatur pemanasan 1400 oC selama 2 jam dan dihasilkan kernel UO2 sinter dengan densitas sebesar 10,14 g/mL, porositas sebesar 7 %, diameter sebesar 893 µm, kebulatan sebesar 1,07 µm, luas muka spesifik sebesar 4,68 m2/g dan penyusutan padatan sebesar 22,08 %. Besaran sifat fisis ini hampir sama dengan sifat fisis kernel UO2 yang digunakan sebagai bahan bakar nuklir.Kata kunci: Kernel UO2, pemanasan, sifat fisis, densitas, porositas, luas muka spesifik dan kebulatan. ABSTRACTTHE HEATING OF UO2 KERNELS IN ARGON GAS MEDIUM ON THE PHYSICAL PROPERTIES OF SINTERED UO2 KERNELS. The heating of UO2 kernels in argon gas medium on the physical properties of sinter UO2 kernels was conducted. The heated of the UO2 kernels was conducted in a sinter reactor of a bed type. The sample used was the UO2 kernels resulted from the reduction results at 800 oC temperature for 3 hours that had the density of 8.13 g/cm3; porocity of 0.26; O/U ratio of 2.05; diameter of 1146 µm and sphericity of 1.05. The sample was put into a sinter reactor, then it was vacumed by flowing the argon gas at 180 mmHg pressure to drain the air from the reactor. After that, the cooling water and argon gas were continuously flowed with the pressure of 5 mPa with 1.5 liter/minutes velocity. The reactor temperature was increased and variated at 1200-1500 oC temperature and for 1-4 hours. The sinters UO2 kernels resulted from the study were analyzed in term of their physical properties including the density, porosity, diameter, sphericity, and specific surface area. The density was analyzed using pycnometer with CCl4 solution. The porosity was determined using Haynes equation. The diameters and sphericity were showed using the Dino-lite microscope. The specific surface area was determined using surface area meter Nova-1000. The obtained products showed tha the heating of UO2 kernel in argon gas medium were influenced on the physical properties of sinters UO2 kernel. The condition of best relatively at 1400 oC temperature and 2 hours time. The product resulted from the study was relatively at its best when heating was conducted at 1400 oC temperature and 2 hours time, produced sinters UO2 kernel with density of 10.14 gr/ml; porosity of 7 %; diameters of 893 µm; sphericity of 1.07 and specific surface area of 4.68 m2/g with solidify shrinkage of 22 %.Keywords: UO2 kernel, heating, physical properties, density, porosity, specific surface area and sphericity.
RECOVERY URANIUM DAN THORIUM DARI CAMPURAN URANIUM THORIUM SECARA EKSTRAKSI-STRIPPING Ghaib Widodo; Syamsul Fatimah; . Yanlinastuti
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.2012.18.2.639

Abstract

ABSTRAK RECOVERY URANIUM DAN THORIUM DARI CAMPURAN URANIUM-THORIUM SECARA EKSTRAKSI STRIPPING. Telah dilakukan percobaan ekstraksi-stripping untuk meng-recovery uranium dan thorium dari campuran uranium dengan thorium. Seperti diketahui bahwa thorium merupakan hasil fisi dari bahan bakar yang menggunakan bahan uranium sebagai meat-nya. Setelah bahan bakar yang mengandung uranium diiradiasi, maka sebagian uranium akan meluruh salah satu thorium hasil fisinya tadi. Percobaan ini bertujuan agar uranium maupun thorium yang diekstraksi-distripping dapat diumpan kembali sebagai bahan bakar. Dalam percobaan ekstraksi-stripping uranium-thorium ini dilakukan dengan memvariasi campuran simulasi antara uranium-thorium: 5% U, 10% U, 15% U, 20%U, dan 25%U. Berikutnya campuran pengekstrak TBP bervariasi 25%, 30%, 35%, 40%, 48%, 60% dan 70%, sementara kerosin dipakai sebagai pengencer dan persentasenya menyesuaikan jumlah TBP. Setelah percobaan ekstraksi selesai dilakukan stripping menggunakan air panas pada suhu 60-70 oC dengan variasi asam nitrat. Hasil percobaan diperoleh uranium dengan kadar 93,6924% dengan pengekstrak TBP/kerosin : 30%/ 70% dan thorium 92,0754% TBP/kesonin: 48%/52% dengan proses stripping menggunakan air panas 60-70 oC berkeasaman 0,6 N untuk thorium hasil stripping sebesar 98,6392 % dan untuk uranium hasil stripping sebesar 88,9873% pada keasaman 0,5 N. Kata kunci: recovery, uranium, thorium, ekstraksi-stripping. ABSTRACT RECOVERY OF URANIUM AND THORIUM FROM URANIUM-THORIUM MIXTURE BY EXTRACTION-STRIPPING. An experiment has been conducted for the recovery of uranium and thorium from uranium-thorium mixture by extraction-stripping method. Thorium is one of the fission products of irradiated uranium fuel. This experiment aims to recover both uranium and thorium to be feeded back as fuel. The samples for the extraction-stripping of uranium-thorium was made by varying mixtures of uranium-thorium for simulation, i.e. 5% U, 10% U, 15% U, 20% U, and 25% U, with a variation of extractant TBP of 25%, 30%, 35%, 40%, 48%, 60%, and 70%, while the amount/percentage of kerosene used as a diluent was in adjustment with the TBP percentage used. The stripping of the extracted product was done by using hot water at a temperature of 70 °C with variation of nitric acid. The experimental results shows that uranium content of 93.6924% was obtained by TBP/kerosene composition of 30%/70% and 92.0754% thorium was obtained for TBP/kerosene composition of 48%/52%. The stripping results show that 98.6392% of thorium was obtained for stripping using hot water at 60-70 °C with 0.6 N acidity, while 88.9873% of uranium was recovered for acidity of 0.5 N. Key words: recovery, uranium, thorium, extraction – stripping.
PENETAPAN KONTAMINAN RADIONUKLIDA PEMANCAR GAMMA DALAM PRODUK 99Mo HASIL FISI URANIUM PENGKAYAAN RENDAH Kadarisman .
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 15, No 2 (2009): April 2009
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2009.15.2.2594

Abstract

ABSTRAK Penetapan Kotaminan Radionuklida Pemancar Gamma Dalam Produk 99Mo Hasil Fisi Uranium Pengkayaan Rendah. Telah dilakukan percobaan penetapan pengotor radionuklida pemancar gamma di dalam produk 99Mo hasil fisi dari bahan sasaran uranium pengayaan rendah dengan metoda ekstraksi Iod-Thio. Radioisotop 99Mo hasil fisi LEU dapat dipisahkan dari pengotor radionuklida golongan halogen (terutama Iodium) dengan ekstraksi Iod dan dari pengotor radionuklida golongan logam dengan ekstraksi Thio, yang masing-masing di atas 99,81 %. Pengotor radionuklida pemancar gamma yang terkandung dalam produk 99Mo adalah 131I, 105Rh, 103Ru, 95Zr dan 95Nb. Pengotor radionuklida 131I berada di semua fraksi  hasil pemisahan ekstraksi Iod dan Thio, dengan radioaktifitas dalam sampel A yaitu masing-masing sebesar 1,59 x 10-6 mCi/mCi 99Mo dan 8,89 x 10-7 mCi/mCi 99Mo dan dalam sampel  B masing-masing sebesar 1,98 x 10-6 mCi/mCi 99Mo dan 1,82 x 10-6 mCi/mCi 99Mo.   Kata Kunci : Molibdenum-99 (99Mo), fisi, uranium dan  pemancar gamma. ABSTRACT Determination of gamma emitter radionuclides impuritis  in 99Mo fission products of  Low Enriched Uranium. Determination of the gamma emitter radionuclides impuritis  in 99Mo fission products from Low Enriched Uranium (LEU) by Iod-Thio extraction method was carried out. 99Mo radioisotope from fission products of LEU was separated from halogen radionuclides impurities group ( Iodium especially) by Iod extraction and from metal radionuclides impurities group by Thio extraction, more than 99,81 % respectively. The gamma emitter radionuclides impurities   detected in the 99Mo fission products were 131I,  105Rh, 103Ru, 95Zr and 95Nb. 131I radionuclides impuritis in  all fractions as a result of Iod and thio extractions.Its respective radioactivity in sample A is 1,59 x 10-6 mCi/mCi in 99Mo and 8,89 x 10-7 mCi/mCi 99Mo, and in sample B is 1,98 x 10-6 mCi/mCi in 99Mo and 1,82 x 10-6 mCi/mCi 99Mo respectively. Keywords : Molybdenum-99 (99Mo), fission,Uraniu and  gamma emitter.
ANALISIS MIKROSTRUKTUR DAN KIMIA TERHADAP HASIL KOROSI PADA INGOT AlFeNiMg Anwar Muchsin; Futichah Futichah
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.2013.19.2.1770

Abstract

ABSTRAKANALISIS MIKROSTRUKTUR DAN KIMIA TERHADAP HASIL KOROSI PADA INGOTAlFeNiMg. Mikrostruktur dan komposisi kimia sangat berpengaruh terhadap ketahanan korosipaduan aluminium. Dalam penelitian ini telah dilakukan analisis mikrostruktur dan komposisikimia pada hasil korosi ingot AlFeNiMg. Bahan yang digunakan adalah ingot paduan AlFeNi yangtelah ditambah dengan Mg, dengan komposisi unsur pemadu 1% berat Fe, 1% berat Ni dan 1%berat Mg. Ingot dipanaskan dalam tungku pada temperatur 500oC selama 1 jam kemudiandidinginkan dengan cepat dalam air dan dianil pada temperatur 500oC selama 1,5 jam. PaduanALFeNiMg hasil perlakuan panas selanjutnya dilakukan uji korosi dalam autoclave denganvariasi temperatur 75oC, 125 oC , 175 oC dan waktu uji 9 hari (216 jam), 18 hari (432 jam) dan 27 hari (648 jam). Sampel hasil uji korosi dilakukan uji metalografi (mikroskop optik, SEM) sertaanalisis komposisi kimia menggunakan alat SEM-EDS. Hasil analisis mikrostruktur menunjukkanbahwa pada temperatur uji korosi 75oC, 125oC dan 175oC dengan rentang waktu 216 – 648 jamterjadi peningkatan lapisan oksida (korosi) mengikuti korelasi parabolik, dengan persamaanmasing-masingh = 0,008 x0,8846 untuk temperatur uji 75oC; h = 1 x 10-6t2 – 0,0007t + 4,1 untuk temperatur uji 125oC dan h = -2 x 10-5t2 + 0,0227t + 2,3 untuk temperatur uji 175 oC, dengan h adalah tebal lapisan dalam μm dan t adalah waktu uji korosi dalam jam. Temperatur uji korosi 125 oC dengan rentang waktu 216 – 648 jam pada paduan menunjukkan sifat paduan AlFeNiMg yang stabil dengan terbentuknya lapis lindung oksida di permukaan logam sangat kompak dan bisa berfungsi sebagai penghambat proses korosi selanjutnya. Dari hasil analisis kimia diperoleh informasi bahwa unsur Fe dan Ni pada logam paduan AlFeNiMg, lebih cenderung membentuk senyawa fasa kedua Al9FeNi, Al3Fe dan Al3Ni. Sedangkan unsur Mg dan Al membentuk senyawa oksida dan hidroksida, dan peran unsur Mg lebih besar dalam membentuk lapis lindung oksida yang stabil, homogen, padat dan kompak.Kata kunci: Paduan Al, AlFeNiMg, Kimia mikro, Lapis lindung oksida logam.ABSTRACTMICROSTRUCTURE AND CHEMICAL ANALYSIS OF CORROSION ON AlFeNiMg INGOT.Microstructure and chemical composition affect the corrosion resistance of aluminum alloys. Inthis study an analysis was done on the microstructure and chemical composition of corrosionresulted on AlFeNiMg ingot. The material used in this research is AlFeNi alloy ingot that has been augmented by Mg with alloying elements composition of 1 wt% Fe, 1 wt% Ni and 1 wt% Mg. Ingot was heated at a temperature of 500 oC for 1 hour and cooled quickly in water and annealed at a temperature of 500 oC for 1.5 hours. The heat treated ALFeNiMg alloy was further corrosion tested with an autoclave at a temperature variation of 75 oC, 125 oC, 175 oC for 9 days (216 hours), 18 days (432 hours) and 27 days (648 hours) respectively. The corrosion result was prepared for metallographic examination (optical microscopy, SEM) and chemical composition analysis using SEM - EDS. The microstructure examination shows that the corrosion test temperature of 75 oC, 125 oC and 175 oC with a time span of 216-648 hours results in an increase in the oxide layer (corrosion, following a parabolic correlation: h = 0.008 x0.8846for the corrosion temperature of 75 oC, h = 1 x 10-6t2 – 0.0007t + 4.1 for the corrosion temperature of 125 oC and h = -2 x 10-5t2+ 0.0227t + 2.3 for the corrosion temperature of 175 oC, where h is the layer thickness in μm and t is corrosion test time in hour. It is also studied that the corrosion test temperature of 125 oC with a time span of 216-648 hours exhibits stable properties of the AlFeNiMg alloy, which is protected by oxide layer on the surface. The layer is very compact and can serve as a barrier against further corrosion process. The chemical analysis shows that the elements of Fe and Ni in AlFeNiMg alloy are more likely to form Al9FeNi of the second phase, Al3Fe and Al3Ni. The Mg and Al elements, on the other hand, tend to form Mg and Al oxides and hydroxides. Magnesium appears to have greater role in the formation of homogeneous, dense and compact protecting layers of stable oxides.Keywords: Al Alloy, AlFeNiMg, micro chemistry, protecting metal oxide layer.
Analisis Metalografi Pelat Elemen Bakar U3Si2/Al Pascairadiasi Densitas 2,96 gU/cm3 Ajiriyanto, Maman Kartaman; Ginting, Aslina Br.; Junaedi, Junaedi
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 24, No 1 (2018): Februari, 2018
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2018.24.1.4010

Abstract

Telah dilakukan analisis metalografi pelat elemen bakar (PEB) U3Si2/Al pasca iradiasi di dalam hotcell. Tujuan analisis metalografi untuk mengetahui perubahan mikrostruktur PEB U3Si2/Al dan ketebalan kelongsong AlMg2 setelah mengalami iradiasi didalam reaktor hingga burnup 56%. PEB U3Si2/Al pasca iradiasi dipotong pada posisi top, middle dan bottom dengan ukuran masing-masing sekitar 5x5x1,37mm. Preparasi metalografi dimulai dari pemotongan PEB menggunakan cutting machine dengan low speed, mounting, grinding, dan polishing didalam hotcell 104 – 105. Proses mounting dilakukan menggunakan resin dengan waktu >10 jam, proses grinding menggunakan kertas ampas hingga ukuran grit 2400 dan proses polishing dilakukan menggunakan pasta intan dari ukuran 3 sampai 1 mikron dengan kecepatan putar 150 rpm selama 5 menit. Pengamatan mikrostruktur menggunakan mikroskop optik di hotcell 107 dengan perbesaran 200 kali. Hasil analisis mikrostruktur diperoleh partikel U3Si2 dengan bentuk dan ukuran beragam, matriks Al dan kelongsong AlMg2 yang tersebar sepanjang PEB U3Si2/Al. Pengamatan mikrostruktur PEB U3Si2/Al pasca iradiasi belum menunjukkan hasil yang baik karena hanya dapat mengamati topografi meat U3Si2/Al, matriks Al dan kelongsong AlMg2. Hal ini disebabkan karena pengamatan mikrostruktur dengan menggunakan mikroskop optik di dalam hotcell maksimal hanya dengan perbesaran 200 kali sehingga fenomena interaction layer dan small gas bubble tidak dapat diamati. Namun mikrostruktur PEB U3Si2/Al dengan burn up 56% dibandingkan dengan mikrostruktur bahan bakar U3Si2/Al pasca iradiasi dengan burn up 60% yang merupakan hasil peneliti sebelumnya, hasilnya menunjukkan adanya interaksi antara meat U3Si2 dengan matriks Al dan adanya lapisan atau layer dengan ketebalan sekitar 5 hingga 20 mikron. Sementara itu, ketebalan kelongsong AlMg2 diperoleh lebih besar dari 0,25 mm, hal ini menunjukkan bahwa pengaruh iradiasi tidak memberikan perubahan ketebalan kelongsong AlMg2 secara signifikan sehingga secara keseluruhan PEB U3Si2-Al pasca iradiasi masih memiliki integritas dan kestabilan cukup baik.Kata kunci: PEB U3Si2/Al, pasca iradiasi, mikrostruktur, ketebalan kelongsong

Page 13 of 29 | Total Record : 288

 11   12   13   14   15 

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