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
 12   13   14   15   16 
SINTESIS GEOLOGI DAN KEMUNGKINAN KEDAPATAN CEBAKAN URANIUM DI SULAWESI Ngadenin .; Heri Syaeful; P. Widito; Paimin .; Agus Sutriyono
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 16, No 2 (2010): April 2010
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2010.16.2.2433

Abstract

ABSTRAK SINTESIS GEOLOGI DAN KEMUNGKINAN KEDAPATAN CEBAKAN URANIUM DI SULAWESI. Eksplorasi U di Sulawesi Barat telah dilakukan oleh Pusat Pengembangan Geologi Nuklir – BATAN  dari 1978 – 1984. Hasil eksplorasi belum bisa menyimpulkan tipe cebakan U yang mungkin terbentuk di Sulawesi Barat. Tujuan penulisan makalah ini adalah untuk mengetahui cebakan U yang mungkin terbentuk di Sulawesi Barat. Metoda yang digunakan adalah dengan menggabung data geologi, radioaktivitas batuan dan kadar U total batuan dari Sulawesi Barat ditambah data hasil analisis butir mineral berat dan data hasil pengamatan ulang analisis petrografi khusus dari daerah Masamba, Sulawesi Selatan. Berdasarkan data tersebut kemudian dikaji kemungkinan cebakan U yang bisa terbentuk dengan mengacu teori pembentukan cebakan U secara umum. Litologi Sulawesi Barat tersusun oleh kelompok batuan metamorfosa berumur Trias, kelompok batuan sedimen klastika berumur Tersier Awal termasuk Kapur Akhir, kelompok batuan terobosan asam – menengah berumur Tersier, kelompok batuan vulkanik laut berumur Tersier Tengah dan Akhir, kelompok batuan klastika dan karbonatan berumur Tersier Awal – Tengah, kelompok batuan vulkanik berumur Tersier Tengah- Akhir, kelompok batuan sedimen Tersier Akhir sebagian sedimen laut Kuarter, kelompok batuan endapan Kuarter dan vulkanik Tersier Akhir, kelompok batuan produk letusan vulkanik aktif dan kelompok endapan aluvium, endapan teras pantai dan danau terisolasi. Anomali radioaktivitas dan kadar U batuan terdapat pada batuan metamorfosa Trias, klastika Tersier Awal termasuk Kapur Akhir, batuan intrusi asam-menengah Tersier,  vulkanik Tersier Tengah-Akhir dan batuan sedimen Tersier Akhir. Monasit, zirkon, thorit dan alanit adalah mineral-mineral radioaktif yang terdapat dalam batuan intrusi asam-menengah berumur Tersier. Berdasarkan data geologi, radioaktivitas batuan, hasil analisis kadar U, petrografi dan butiran mineral berat batuan maka cebakan U yang mungkin terbentuk di Sulawesi Barat ádalah cebakan U tipe plaser. Batuan terobosan asam-menengah berumur Tersier sebagai sumber U dan endapan aluvium hasil rombakannya sebagai tempat mineral radioaktif diendapkan. Cebakan tersebut terdapat pada endapan aluvium  di sekitar daerah Masamba. Kata Kunci : geologi, cebakan, uranium, plaser, Sulawesi Barat   ABSTRACT SYNTHESIS OF GEOLOGY AND POSIBILITY OF URANIUM DEPOSIT OCCURENCES IN SULAWESI. U exploration in West Sulawesi has been conducted by the Center for Development Nuclear Geology from 1978 to 1984. Exploration results can not yet conclude the type of U deposits that will be formed in the West Sulawesi. The purpose of this paper is to determine the U deposits that may be formed in West Sulawesi. The method used is to merge the data of geology, radioactivity and total U content of the rocks from the West Sulawesi and also data of heavy mineral and petrographic analysis from Masamba, South Sulawesi. Based on these data, it was examined the type of U deposits that can be formed by referring to the theory of U deposits occurrences. Lithology of West Sulawesi constructed by Triassic metamorphic rocks group, late Cretaceous to early Tertiary clastic sedimentary rocks group, middle Tertiary acid to intermediate intrusive rock group, middle and late Tertiary marine volcanic rocks group, early to middle Tertiary clastic and carbonaceous rocks group, middle to late Tertiary volcanic rocks group. late Tertiary sedimentary rocks group include Quaternary marine sedimentary rocks, Quaternary sediments and late Tertiary volcanic rocks group, eruption product of active volcanic group and group of alluvium, beach terrace and isolated lakes sediments. Anomalous of U content and rock radioactivity found in Triassic metamorphic rocks group, late Cretaceous to early Tertiary clastic sedimentary rocks group, Tertiary acid to intermediate intrusive rocks, middle to late Tertiary volcanic rocks and late Tertiary sedimentary rocks. Monazite, zircon, thorite and allanite are radioactive minerals that was found at Tertiary acid to intermediate intrusive rocks. Base on the data of geology, radioactivity of rock, analysis of U content, petrography and heavy mineral analysis was concluded  that U deposit which may be formed at West Sulawesi is placer deposits. Tertiary acid to intermediate intrusive rocks as a source rock and the alluvial deposits result of its rework as a place of radioactive minerals were deposited.  The placer deposits located around Masamba area. Key word : geology, deposits, uranium, placer, West Sulawesi.
PENGARUH PERLAKUAN PANAS TERHADAP KETAHANAN KOROSI BATAS BUTIR BAJA TAHAN KARAT TIPE 316 Maman K Ajiriyanto; Djoko Kisworo; Rohmatulloh Nabhani; Sri Mulijani
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 | DOI: 10.17146/urania.2008.14.3.2581

Abstract

ABSTRAK PENGARUH PERLAKUAN PANAS TERHADAP KETAHANAN KOROSI BATAS BUTIR BAJA TAHAN KARAT TIPE 316. Dalam industri nuklir, baja tahan karat, paduan alumunium dan zirkaloy digunakan sebagai komponen pendukung reaktor riset atau daya dalam bentuk tangki bertekanan, pipa, kelongsong, dan bahan struktur. Baja tahan karat tipe 316 dan 316L digunakan sebagai kelongsong bahan bakar reaktor LMFBR dimana temperatur operasinya bisa mencapai sekitar 500oC. Pada suhu tinggi jenis baja ini akan mengalami sensitasi. Ketahanan sensitasi ini akan ditentukan menggunakan alat Potensiostat dengan metode uji potensiodinamik dan pengamatan permukaan hasil uji korosi dengan alat SEM. Tujuan dari penelitian ini adalah untuk menganalisa pengaruh perlakuan panas terhadap ketahanan korosi terutama terhadap serangan kondisi batas butir. Bahan SS 316 yang telah dilaku panas normalizing pada suhu 550 dan 650 dan solution treatment pada suhu 350, 450, 550 dan 65 oC diuji korosi menggunakan alat potentiostat. Dari uji korosi dihasilkan bahwa laju korosi meningkat dengan meningkatnya suhu perlakuan panas baik proses normalizing maupun solution treatment. Laju korosi sampel yang dilaku panas pada suhu 550 dan 650 oC tanpa solution treatment menghasilkan laju korosi lebih besar dibanding dengan proses solution treatment, dengan perbedaan laju korosi sebesar 35,82 mpy untuk suhu 550 oC dan 24,97 mpy untuk suhu 650 oC. Hasil pengamatan morfologi permukaan memperlihatkan adanya korosi batas butir pada rentang suhu 550 – 650, sedangkan untuk rentang suhu 350 – 450 tidak menunjukkan terjadinya korosi batas butir. Kata Kunci : korosi batas butir, baja tahan karat austenitik, sensitasi   ABSTRACT Heat Treatment fluence to  intergrannular corrosion succeptibility of stainless steel type 316. Stainless steel was used in nuclear industry as cladding of Liquid Metal Fast Breeder Reactor (LMFBR), which operation temperature above 500 0C. According to the theory, resistance of stainless steel type 316 is good enough, but in the high temperature tend to influence by intergranular corrosion. The sensitization degree of Stainless Steel type 316 ( SS 316 ) was calculated by potentiostat using potentiodynamic method, and was observed by scanning electron microscope ( SEM ). The objective of this research was to analized the effect of heat treatment on corrosion resistance. First, samples were heat treated at 1,000°C for 3 hours and then were quenched in the water for 30 minutes. Samples were heat treated for 6 hours on the temperature : 350, 450, 550, and 650°C. The heat treated samples were corrosion tested by Potensiostat model M 273 with Potensiodynamic method. The surface of samples were observed by SEM. Three kinds of SS 316 samples : blank, solution treatment, and ageing for 650oC  were characterized by x–ray diffractometer. The result showed that the corrosion rates increased with the increasing temperature. The corrosion rate of samples heat treated at 550 and 650°C were 105,9 and 118.37 mpy, the samples were heat treated at 350 and 450 °C after solution treatment did not exhibit intergranular, corrosion rate respectively were 89,39 and 91,06 mpy. The corrosion rates of samples that were heat treated at 550°C and 650°C without solution treatment, revealed were higher than with solution treatment. Keywords : intergranular corrosion, austenitic stainless steel, sensitization
KARAKTERISASI MORFOLOGI DAN STRUKTUR KRISTAL SERBUK UO2 DARI YELLOW CAKE DENGAN VARIASI TEMPERATUR PENGENDAPAN ADU Jan Setiawan; Masripah Masripah; Ratih Langenati
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.2011.17.1.1106

Abstract

Karakterisasi Morfologi dan Struktur Kristal Serbuk UO2 Dari Yellow Cake Dengan Variasi Temperatur Pengendapan ADU. Telah dilakukan proses konversi uranium dari yellow cake yang berasal dari limbah pupuk fosfat, dengan melarutkan yellow cake tersebut dengan HNO3. Pemurnian dilakukan dengan proses ekstraksi yang menghasilkan larutan uranil nitrat hidrat (UNH). UNH diendapkan menjadi ammonium diuranat (ADU) dengan tiga variasi temperatur yaitu 65, 70 dan 75 oC. ADU dikalsinasi menjadi triuranium oktosida (U3O8) melalui uranium trioksida (UO3) yang kemudian di reduksi untuk mendapatkan serbuk UO2. Serbuk uranium oksida yang terbentuk dianalisa perbandingan O/U, struktur kristal dianalisis dari pola difraksi XRD dan morfologinya diamati menggunakan SEM. Diharapkan dari tiga variasi temperatur pengendapan yang dilakukan diperoleh temperatur optimum yang menghasilkan serbuk UO2 yang dapat sinter sesuai dengan ASTM C753-99. Hasil analisis diperoleh perbandingan O/U serbuk uranium oksida yang terbentuk rerata ±2. Analisis kuantitatif komposisi dari pola difraksi menggunakan aplikasi General Structure Analysis System (GSAS) diperoleh serbuk uranium oksida mengandung 95 wt% fasa UO2, struktur kristal kubik dengan space group F m -3 m dan parameter kisinya 5.467 Å. Morfologi serbuk UO2 yang terbentuk sangat halus, berukuran 500 nm sampai 1000 nm memiliki kecenderungan untuk beraglomerasi. Berdasarkan hasil yang diperoleh, pengendapan ADU pada temperatur 70 oC menunjukkan temperatur yang optimum untuk memperoleh serbuk UO2 yang dapat sinter. Kata kunci: yellow cake, ammonium diuranat, serbuk uranium oksida Morphology and Crystal Structure Characterization On UO2 Powder From Yellow Cake With Variation precipitation ADU Temperature. The conversion process of uranium on yellow cake from phospate fertilizer waste has been done by dissolve it with HNO3. The purification done by extraction to result uranyl nitrate hydrate (UNH). UNH was settling into ammonium diuranat (ADU) with three variations temperature at 65, 70 and 75 oC. ADU was calcined into triuranium octoside (U3O8) through uranium trioxide (UO3) and it reduced to UO2 powder. O/U ratio calculation of uranium, crystal structure analysis from XRD diffraction pattern and morphology observation by SEM had been done. The expected result is obtanied the optimum temperature to produced sinterable UO2 powder accordance to ASTM C753-99. The result of O/U ratio for uranium oxide powder is ±2 with fraction of the phase UO2 for uranium oxide powder is 95 wt%, it structure crystal is cubic with space group F m -3 m and the lattice parameter for UO2 is 5.467 Å. Morphology of the UO2 powders formed with fine grain with size around 500 nm to 1000 nm, and tend to aglomeration. According the result, precipitated ADU temperature at 70 oC shows an optimum temperature to obtained the sinterable UO2 powder. Key word : yellow cake, ammonium diuranat, uranium oxide powder
PENGARUH PARAMETER PROSES ELEKTRODEPOSISI TERHADAP PENENTUAN BERAT ISOTOP 235U DALAM PEB U3Si2/Al PASCA IRADIASI Yanlinastuti, Yanlinastuti; Boybul, Boybul; Ginting, Aslina Br.; Anggraini, Dian
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 22, No 2 (2016): Juni 2016
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2016.22.2.3093

Abstract

ABSTRAKPENGARUH PARAMETER PROSES ELEKTRODEPOSISI TERHADAP PENENTUAN BERAT ISOTOP 235U DALAM PEB U3Si2/Al PASCA IRADIASI. Parameter proses elektrodiposisi yang sangat mempengaruhi penentuan berat 235U dalam larutan PEB U3Si2/Al pasca iradiasi adalah kuat arus, waktu proses, volume umpan dan jenis larutan buffer elektrolit iradiasi. Tujuan penelitian adalah untuk mendapatkan parameter proses elektrodeposisi yang optimum dalam menetukan berat isotop 235U dalam PEB U3Si2/Al pasca iradiasi. Proses elektrodeposisi dilakukan dengan beberapa variasi parameter antara lain kuat arus 1; 1,2; dan1,4 ampere dengan waktu 1; 1,5; 2,0; 2,5 dan 3,0 jam, volume umpan standar U3O8 % mulai dari 100; 300; 500; 700 µL dengan variasi jenis larutan buffer elektrolit NH4Cl, NH4OAc,NH4HSO4dan (NH4)2SO4. Hasil proses elektrodeposisi menunjukkan bahwa kondisi optimum proses elektrodeposisi untuk isotop 235U diperoleh pada kuat arus1,2 ampere dengan waktu proses selama 2 jam serta jumlah volume umpan sebesar 300 µL dengan buffer elektrolit NH4HSO4 pada pH 3,5. Hasil proses eletrodeposisi diperoleh berat endapan isotop 235U sebesar 2,314 µg dengan recovery pengendapan sebesar 99,91%.Parameter optimum yang diperoleh selanjutnya digunakan untuk proses elektrodeposisi untuk menentukan berat isotop 235U yang terkandung di dalam larutan PEB U3Si2/Al pasca iradiasi dengan volume umpan sebesar 300 µL. Hasil pengukuran dan analisis dengan menggunakan spektrometer alpha diperoleh berat isotop 235U sebesar 0,403 µg dengan recovery pengendapan sebesar 91,80 %. Dari hasil yang diperoleh dapat dinayatakan bahwa metoda elektrodeposisi cukup baik digunakan untuk menentukan berat isotop 235U di dalam larutan PEB U3Si2/Al pasca iradiasi.Kata kunci: Elektrodeposisi, isotop 235U, spektrometer alpha, PEB U3Si2/Al pasca iradiasi. ABSTRACTEELECTRODEPOSITION PARAMETER EFFECT ON THE DETERMINATION OF 235U ISOTOPE IN U3Si2/Al IRRADIATED FUEL ELEMENT. Electrodeposition process for determination of 235U isotope is effected by current, contact time, feed volume and type of buffer solution. The aim of this research is to obtain optimum parameter of electrodeposition process for 235U determinationin U3Si2/Alirradiated fuel plate. Electrodeposition process is done by some variation of parameters, that are the current 1; 1.2; and 1.4 ampere with variation of time 1; 1.5; 2.0; 2.5 and 3.0 hours.The standard solution volume of 20% U3O8 are 100; 300; 500; 700 µL with variation of electrolyte buffer solution NH4Cl, NH4OAc,NH4HSO4 dan (NH4)2SO4. The result of electrodeposition process showed that optimum condition electrodeposition process for 235U isotope was obtained currents 1.2 ampere with process time during 2 hours, and 300 µL volume feed with electrolyte buffer NH4HSO4 in pH 3,5 .The results of the electrodeposition process was obtained 2.314 µg deposition of the isotope 235U with recovery of 99.91%. The condition optimum parameter above was used for electrodeposition process in determination of 235U isotope which contained in U3Si2/Al irradiated fuel element. The spectrometer alpha analysis was obtained weight of 235U isotope as 0.403 µg with recovery of 91.80%. The conclusion of this research, the electrodeposition methods is good enough to be used for determining 235U isotope in U3Si2/Al irradiated fuel plate.Keywords: Electrodeposition, 235U isotope, alpha spectrometre, U3Si2/Al irradiated fuel plate.
PENGGUNAAN SINAR-X KARAKTERISTIK U-Ka2 DAN Th-Ka1 PADA ANALISIS KOMPOSISI ISOTOPIK URANIUM SECARA TIDAK MERUSAK Yusuf Nampira
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.2013.19.1.2281

Abstract

ABSTRAKPENGGUNAAN SINAR-X KARAKTERISTIK U-Ka2 DAN Th-Ka1 DALAM ANALISISKOMPOSISI ISOTOPIK URANIUM SECARA TIDAK MERUSAK. Uranium merupakan bahanradioaktif yang meluruh dengan memancarkan radiasi α dan Peluruhan uranium tersebutdiikuti dengan pemancaran sinar-X karakteristik sebagai hasil efek fotolistrik dari interaksi radiasiyang dipancarkan oleh radionuklida hasil proses peluruhan uranium. Intensitas sinar-Xkarakteristik yang dipancarkan oleh atom-atom uranium dan atom-atom dari hasil peluruhanuranium sesuai dengan kandungan atom tersebut dalam sampel, maka dilakukan pemanfaatanradiasi sinar-X tersebut sebagai indikator analisis isotop uranium. Analisis dilakukan dengan caratidak merusak, melalui pengamatan pola spektrum pada daerah antara 93 keV sampai 95 keVdan pengukuran intensitas (net area) sinar-X karakteristik yang merupakan puncak spektrumsinar-X dari uranium dan thorium. Berdasarkan pola spektrum tersebut dapat menunjukkanbahwa komposisi isotop 235U dalam sampel lebih besar atau lebih kecil dari 10 % berat.Kandungan isotop 235U ditentukan dengan cara relatif melalui indikator perbandingan intensitassinar-x karakteristik anak luruh uranium dan uranium. Pengukuran isotop dengan indikatortersebut mempunyai bias pengukuran lebih kecil dari 3% dengan relatif standar deviasi lebihkecil dari 2%.Kata kunci: Sinar-X karakteristik, isotop uranium.ABSTRACTTHE USE OF X-RAY CHARACTERISTICS OF U-Ka2 AND Th-Ka1 IN NON DESTRUCTIVEANALYSIS OF URANIUM ISOTOPIC COMPOSITION. Uranium is a radioactive material whichdecays by emitting radiation of α and The uranium decay is followed by characteristic X-raysemission as a result of the photoelectric effect. The intensity of characteristic X-rays emitted byuranium atoms and the uranium decay product atoms are used as indicators of uranium isotopecomposition analysis. The analysis was done undestructively through observation of spectralpatterns in the region between 93 keV to 95 keV and intensity measurement (net area) of thecharacteristic X-rays, i.e. the top X-ray spectrum of uranium and thorium. This spectrum patternmay indicate isotope composition 235U in a given sample whether it is bigger or smaller than 10 %weight. The isotope composition of 235U is determined by relative intensity ratio of characteristic X-rays from uranium and uranium decay product. In this experimet the measurement of relativeintensity has a bias less than 3% .Keywords: characteristic X-ray, isotope, uranium.
PEMBUATAN LOGAM URANIUM DARI UF4 DENGAN METODE PROSES REDUKSI KALSIOTHERMIK Agoeng Kadarjono; Supardjo .
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 | DOI: 10.17146/urania.2010.16.3.2424

Abstract

ABSTAK PEMBUATAN LOGAM URANIUM DARI UF4 DENGAN  METODE PROSES REDUKSI KALSIOTHERMIK. Metode proses reduksi kalsiotermik dipilih dalam rangka pembuatan logam uranium untuk mendapatkan produk yang memenuhi spesifikasi bahan bakar nuklir. Percobaan yang dilakukan dengan mencampur serbuk UF4 dan logam Ca granular murni (diameter butir -2 mm = 40 %, dan +2-6 mm = 60%), masing-masing  sebanyak 6800 g dan 2180 g (ekses logam Ca 25% dari stoichiometrinya). Campuran UF4 dan Ca dimasukkan kedalam tabung grafit, kemudian  dipindahkan ke dalam tabung baja untuk dipanaskan di dalam tungku reduksi. Tungku reduksi dipanaskan dan ditahan pada temperatur 600oC selama ±15 menit, kemudian  diturunkan menjadi 400 oC untuk dilakukan pemantikan. Hasil reduksi terdiri dua lapisan yaitu logam U berada di dasar cawan, sedangkan slag CaF2 pada lapisan atas. Logam uranium memiliki  kemurnian 99,97%, berat jenis 19,070 g/cm3, impuritas unsur-unsur logam penyusun (< spesifikasi nukem) dan dari uji difraksi sinar-X uranium didominasi oleh struktur a–U sebanyak 96,42 % yang tercampur dengan 3,58% UO2. Kualitas uranium hasil percobaan sesuai spesifikasi logam uranium Tessag Nuclear Nukem GmbH, namun kualitas tersebut masih dapat ditingkatkan dengan mengubah parameter prosesnya. Kata kunci: Reduksi kalsiothermik, logam uranium, slag CaF2, kadar U dan unsur pengotor. Abstract PRODUCTION OF UF4 TO URANIUM METAL REDUCTION PROCESS OF CALSIOTHERMIC METHOD. The calsiothermic reduction method is selected in order to manufacture uranium metal to get the product that meets the specifications of nuclear fuel. Experiments conducted by mixing metal powder UF4 with pure granular Ca (grain size diameter +2mm = 40%, and +2 -6mm = 60%), each as much as 6800g and 2180g (25%Ca metal excesses of stoichiometry). UF4 and Ca incorporated into the graphite tube, then transferred into the steel tube to be heated inside the furnace reduction. Reduction furnace is heated and held at a temperature of 600oC for 15 minutes, then lowered to 400oC to do ignition. The result of the reduction consist of two layers of U metal of the bottom of the cup furnace reduction, while CaF2 slag layer on top. The uranium metal has a purity of 99.97%, density of 19.070g/cm3, impurities constituent metals elements (<specification Nukem) and from X-Ray diffraction test of uranium is dominated by the structure of the alpha-U 96.42% mixed with 3.58% UO2. The uranium quality of experimental results to specification uranium metal of Tessag Nukem Nuclear GmbH, but the quality could be improved by changing the process parameters. Key Word: Calsiothermic reduction, uranium metal, CaF2 slag, U concentration, impurities element.
PEMISAHAN DAN ANALISIS CESIUM DALAM PEB U3Si2/Al TMU 2,96 gU/cm3 PASCA IRADIASI DENGAN METODE PENGENDAPAN CHLOROPLATINATE Nugroho, Arif; Boybul, Boybul; Indaryati, Sutri; Haryati, Iis; Kiswarini, Rosika; Ginting, Aslina Br.
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 25, No 2 (2019): Juni, 2019
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2019.25.2.5466

Abstract

PEMISAHAN CESIUM DALAM PEB U3Si2/Al DENSITAS 2,96 gU/cm3 PASCA IRADIASI DENGAN METODE PENGENDAPAN CHLOROPLATINATE. Burn up bahan bakar merupakan hal sangat penting untuk mengetahui kualitas dan integritas elemen bakar nuklirnya setelah iradiasi. Salah satu parameter penting dalam melakukan perhitungan burn up adalah proses pemisahan dan analisis kandungan isotop 137Cs di dalam pelat elemen bakar nuklir (PEB) pasca iradiasi. Pada penelitian ini telah dilakukan pemisahan dan analisis isotop 137Cs yang terkandung di dalam PEB U3Si2/Al pasca iradiasi dengan metode pengendapan chloroplatinate. Langkah awal yang harus dilakukan sebelum metode ini digunakan adalah bahwa sampel harus bebas dari unsur-unsur yang akan mengganggu dalam pengendapan, kemudian dilakukan pemisahan dengan cara mengendapkan isotop 137Cs dalam bentuk Cs2PtCl6. Proses pengendapan dilakukan dengan penambahan CsNO3 variasi berat 0,0263; 0,0501; 0,0754; 0,1036 ; 0,2064; 0,3020 dan 0,4017 g yang berguna sebagai bahan carrier non aktif. Serbuk CsNO3 carrier digunakan untuk menambah jumlah isotop Cs yang terendapkan dalam bentuk Cs2PtCl6 dikarenakan CsNO3 mempunyai sifat kimia yang sama dengan isotop 137Cs di dalam larutan uranil nitrat. Isotop 137Cs terikat dalam endapan Cs2PtCl6 dan untuk mengetahui kandungan isotop 137Cs dalam endapan Cs2PtCl6 dilakukan pengukuran menggunakan spektrometer-γ. Hasil pemisahan 137Cs menunjukkan bahwa penambahan CsNO3 dengan berat 0,1036 g dapat memungut isotop 137Cs sebesar 0,000328 g/gPEB dari 0,000465 g/gPEB dalam larutan U3Si2/Al pasca iradiasi atau dengan recovery pemisahan sebesar 70,4753%. Besarnya recovery pemisahan dengan metode ini masih lebih kecil bila dibandingkan metode pemisahan 137Cs lainnya, hal ini disebabkan karena langkah proses pemisahan yang digunakan terlalu panjang sehingga menimbulkan banyak kesalahan dalam proses preparasi sampel.Kata kunci : U3Si2/Al, analisis isotop 137Cs, pengendapan Cs2PtCl6
KAJIAN KESELAMATAN KRITIKALITAS PADA RANCANGAN TANGKI V-401 UNTUK MENYIMPAN LARUTAN URANIL NITRAT (UN) DIPERKAYA U235 SAMPAI 5% Bambang G Susanto
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 14, No 4 (2008): Oktober 2008
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2008.14.4.2572

Abstract

ABSTRAK KAJIAN KESELAMATAN KRITIKALITAS PADA RANCANGAN TANGKI V-401 UNTUK MENAMPUNG LARUTAN URANIL NITRAT (UN) DIPERKAYA U235 SAMPAI 5%. Telah dilakukan kajian keselamatan kritikalitas padarancangan tangki V-401 untuk mengetahui apakah tangki penyimpan tersebut dapat digunakan untuk menampung larutan uranil nitrat diperkaya U235 sampai 5%. Dengan menggunakan program Monte Carlo Code Neutron Particle (MCNP) versi 4.C untuk tangki V-401, diperoleh harga Keff sebesar 0.98657 bila ketinggian cairan UN mencapai 120 cm. Harga Keff mencapai 1.01101 bila ketinggian cairan UN pada posisi 130 cm. Harga Keff akan semakin besar yaitu 1.15679 bila keinggian cairan UN mencapai 330 cm (batas kapasitas penuh). Desain tangki V-401 tidak aman secara geometri karena volume dan diameter tangki terlalu besar.  Namun demikian, kalau racun netron gelas raschig ring borosilikat dimasukkan (mengisi hampir 1/3 volume tangki) hasil analysis menunjukkan harga Keff = 0.030 untuk ketinggian cairan UN  330 cm. Harga Keff akan tetap konstan di sekitar harga 0.030 untuk berbagai variasi koordinat sumber netron.Tangki V-401 tetap dapat digunakan walaupun tidak aman secara geometri, jika diisi dengan racun netron dari gelas raschig ring borosilikat, untuk menurunkan harga Keff <1. Katakunci: kritikalitas, keselamatan, uranium diperkaya ABSTRACT CRITICALITY SAFETY ASSESSMENT ON THE DESIGN OF TANK V-401 TO ACCUMULATE THE URANYL NITRATE SOLUTION ENRICHED U235 UP TO 5%. The criticality safety assessment has been conducted to tank of V-401 to know wether the tank can accumulate the uranyl nitrate solution enriched U235 up to 5%. By using Monte Carlo Code Neutron Particle (MCNP) program version 4C for tank V-401, is obtained the value of Keff 0.98657 when the height of fluid of UN reach up to 120 cms. The value of Keff would be 1,01101 when the height of UN fluid at the position of 130 cms. The value of Keff will reach up to 1,15679 when the height of UN fluid has reached the position 330 cms (full capacity limit).  Tank design V-401 is not safe geometrically because volume and tank diameter were too large. However, if neutron poison of glass raschig borosilicate ring is filled to the tank (fills approximately 1/3 tank volume) the result of analysis shows the value of Keff = 0.030 at the UN fluid position 330 cms. The value of Keff would constantly be around value of 0.030 for various coordinates source of neutron. The tank V-401 still can be utilized eventhough is not safe geometrically, if the tank is filled with neutron poison of glass raschig borosilicate ring to reduce the value of Keff <1. Keywords: criticality, safety, enriched uranium
CORROSION EXPERIMENT ON NON STANDARD AUSTENITIC STEEL A1, IN REACTOR COOLANT WATER Nurdin Effendi; Aziz K Jahja; Tri Darwinto
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.2011.17.3.693

Abstract

Experimental corrosion studies on non standar austenitic SS, A1, have been carried out. The samples were immersed in reactor coolant water medium with pH variation of  5.95, 6.0, 6.l5, and 6.31. The experiments were carried out using a type of M-273 EG&G potentiostate /galvanometer test instrument. The post-corrosion samples' microstructure were analyzed with the aid of EDS (energy dispersive spectroscopy) equipped SEM instrument to detect the presence of any viable corrosion products. For further verification x-ray diffraction method was also used to detect any possible emerging corrosion products type on the samples' surfaces. Experimental results confirm that non standar austenitic SS immersed in reactor coolant water corrosion medium with a variation of concentration experience very little or almost no corrosion, and that according to the so-called Fontana’s criteria these test-materials turn out to have an excellent resistance toward reactor coolant water corrosion medium.  This is also evidenced by the very low corrosion rate value measured in this study. EDS study and X-ray diffraction results indicate that the possible ensuing corrosion byproducts are chrome oxides and iron oxides. Keywords: Corrosion, non standard austenitic stainless steel, reactor coolant water Telah dilakukan percobaan korosi dari bahan austenitic baru yang non standar, A1, dalam medium air pendingin reaktor, dengan variasi pH, yaitu 5,95, 6,00, 6,15, dan 6,31. Experimen dilakukan dengan alat uji potensiostat-galvanometer tipe M-273 EG & G. Dilanjutkan dengan karakterisasi pada sampel yang telah dikorosikan, yaitu pemeriksaan struktur mikro yang dilakukan dengan SEM dilengkapi EDS (energy dispersive spectroscopy) untuk mendeteksi adanya produk korosi yang mungkin ada pada permukaan sampel. Juga dilakukan percobaan difraksi sinar-X untuk konfirmasi hasil produk korosi tersebut. Hasil eksperimen menunjukkan bahwa baja austenite non standar yang dibuat ini sangat tahan korosi terhadap air pendingin reaktor, dan hanya terjadi sedikit korosi sehingga menurut kriteria Fontana, baja austenit non standar A1 ini memiliki ketahanan korosi yang sangat baik dalam medium air pendingin reaktor. Hasil pemeriksaan dengan EDS dan difraksi sinar-X juga menunjukkan bahwa produk korosi yang paling mungkin ada adalah oksida besi dan oksida chrom. Kata kunci: Korosi, baja tahan karat austenite non standar, air pendingin reaktor
TINJAUAN MIKROSTRUKTUR, STRUKTUR KRISTAL, DAN KRISTALIT PERTUMBUHAN FASA Mg2Al3 HASIL MECHANICAL ALLOYING Hadi Suwarno .; Wisnu Ari Adi .
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 | DOI: 10.17146/urania.2009.15.1.2844

Abstract

ABSTRAK TINJAUAN MIKROSTRUKTUR DAN STRUKTUR KRISTALIT PERTUMBUHAN FASA Mg2Al3 HASIL MECHANICAL ALLOYING. Telah dilakukan sintesis dan tinjauan mikrostruktur dan struktur kristal paduan Mg2Al3 melalui proses mechanical alloying. Paduan Mg2Al3 dibuat melalui proses dimiling dengan variasi waktu dimiling berturut-turut 10, 20, dan 30 jam. Hasil perhitungan fraksi massa komposisi fasa sebelum dimiling adalah 43,3 % fasa Mg dan 56,7 % fasa Al dengan ukuran kristalit berturut-turut adalah 55 nm dan 41 nm. Setelah dimiling 10 jam, fraksi masa Mg dan Al berkurang berturut-turut menjadi 6,37 % dan 21,81 % dengan ukuran kristalit mengecil berturut-turut menjadi 4 nm dan 13 nm dan tumbuh fasa baru Mg2Al3 dengan fraksi massa sebanyak 71,82 % berukuran kristalit 3 nm. Dari hasil pengamatan foto SEM terlihat bahwa serbuk mulai mengecil dan sebagian diduga telah mengalami penyatuan. Setelah dimiling 20 jam, fraksi masa Mg dan Al berkurang lagi berturut-turut menjadi < 1% dan 8,89 % dengan ukuran kristalit semakin mengecil berturut-turut menjadi 3 nm dan 6 nm, sedangkan fraksi massa Mg2Al3 meningkat menjadi 90,73 % dengan ukuran kristalit semakin bertambah menjadi 10 nm. Dari foto SEM menunjukkan bahwa serbuk mulai lebih menyatu dan sudah tidak tampak lagi serbuk-serbuk Mg dan Al,  tetapi belum seluruhnya terdifusi membentuk fasa baru. Setelah dimiling 30 jam, komposisi fraksi masa masing-masing Mg, Al, dan Mg2Al3 berturut-turut menjadi 0,48 %; 3,32 %; dan 96,19 % dengan ukuran kristalit berturut-turut sebesar 2 nm, 5 nm, dan 12 nm. Dari foto SEM, pada tahap ini hampir keseluruhan telah terbentuk fasa Mg2Al3. Disimpulkan bahwa telah dipahami proses pembentukan fasa Mg2Al3 dari hasil mechanical alloying ditinjau dari mikrostruktur, struktur kristal dan kristalit. Kata kunci : mechanical alloying, mikrostruktur, struktur kristal, kristalit.   ABSTRACT MICROSTRUCTURE, CRYSTAL STRUCTURE, AND GRAIN SIZE OBSERVATIONS ON THE Mg2Al3 GROWTH BY MECHANICAL ALLOYING. Microstucture, crystal structure, and grain size observations on the growth of Mg2Al3 phase by mechanical alloying have been performed. The Mg2Al3 compound is prepared by milling process at various milling time of 10, 20, and 30 h. Calculation result of the compound before milling show that the mass fraction and the grain size of the Mg and Al are 43.3 wt% and 56.7 wt% and 55 nm and 41 nm, respectively. For milling time of 10 h, the mass fraction of Mg and Al decrease into 6.37 wt% and 21.81 wt%, the grain size reduce into 4 nm and 13 nm, while that of the new phase Mg2Al3 is 71.82 wt% with the grain size of 3 nm. For milling time of 20 h, the mass fraction of Mg and Al decrease significantly into < 1 wt% and 8.89 wt%, the grain size reduce into 1 nm and 6 nm, while that of the Mg2Al3 is 90.73 wt% with the grain size of 10 nm. SEM photograph shows that the powders start to agglomerate, though not all particles Mg and Al diffuse each other to form new phase Mg2Al3. For milling time of 30 h, the mass fraction of Mg, Al, and Mg2Al3 are 0.48 wt%, 3.32 wt%, and 96.19 wt% with the grain sizes of 2 nm, 5 nm, and 12 nm, respectively. SEM photograph shows that all powders are from the new phase Mg2Al3. It is concluded that the growth of Mg2Al3 phase form the Mg and Al powders can be observed from the microstructure, structure crystal and the grain size. Key Words : mechanical alloying, micro structure, crystal structure, crystallit

Page 14 of 29 | Total Record : 288

 12   13   14   15   16 

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