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
 13   14   15   16   17 
Analisis Cacat Blister Pada Kelongsong Bahan Bakar U3Si2/Al Menggunakan Ultrasonic Test Fauzi, Muhammad; Himawan, Roziq; Rahmatullah, Helmi Fauzi; Permana, Setia; Gogo, Antonio
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 23, No 3 (2017): Oktober 2017
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2017.23.3.3629

Abstract

Integritas bahan bakar adalah salah satu aspek keselamatan yang harus dipertimbangkan selama reaktor nuklir beroperasi. Terbentuknya cacat pada bahan bakar setelah digunakan di dalam reaktor tidak diinginkan, karena dapat mempengaruhi unjuk kerja bahan bakar. Oleh karena itu, perlu dilakukan uji pasca iradiasi untuk menjamin integritas bahan bakar. Uji tak merusak menggunakan ultrasonic test adalah salah satu metode alternatif untuk melakukan uji pasca iradiasi. Analisis ini bertujuan untuk mendeteksi adanya cacat blister pada kelongsong bahan bakar nuklir tipe pelat. Pada uji pasca iradiasi  menggunakan ultrasonic test perlu ditentukan parameter operasi agar diperoleh hasil yang akurat. Penentuan optimasi parameter ultrasonic test dilakukan terhadap kelongsong bahan bakar U3Si2/Al yang terdapat cacat blister. Pengujian dilakukan menggunakan dua teknik, yaitu teknik pulse-echo dan through transmission. Dari hasil pengujian diperoleh display A-scan berupa sebuah sinyal yang menunjukkan adanya cacat atau tidak. Tingginya sinyal tersebut kemudian dievaluasi sehingga diperoleh parameter optimal untuk penentuan adanya cacat. Hasil evaluasi menunjukkan bahwa cepat rambat gelombang longitudinal di medium air diperoleh sebesar 1545 m/s. Jarak optimal antara probe terhadap benda uji dengan teknik pulse-echo adalah 20 mm. Jarak optimal antar kedua probe dengan teknik through transmission adalah 40 mm. Pengujian pada bagian blister dengan teknik pulse-echo terjadi penurunan sinyal luaran sebesar 19 %FSH, sedangkan dengan teknik through transmission terjadi penurunan sinyal luaran sebesar 80 %FSH. Berdasarkan hasil penelitian dapat disimpulkan bahwa metode ultrasonic test dapat mendeteksi adanya blister pada pelat elemen bakar secara efektif. Dari kedua teknik yang digunakan untuk mendeteksi adanya cacat di dalam kelongsong bahan bakar diperoleh hasil bahwa teknik through transmission menunjukkan perbedaan sinyal luaran yang lebih jelas antara bagian normal dengan bagian blister pada kelongsong bahan bakar dibandingkan teknik pulse-echo. Parameter optimal dan teknik through transmission yang diperoleh selanjutnya akan digunakan untuk menentukan cacat pada pelat elemen bakar pasca iradiasi.Kata kunci: ultrasonic test, kelongsong AlMg2, blister, pulse-echo, through transmission.
PEMBUATAN GREEN PELLET U-ZrHx UNTUK BAHAN BAKAR PWR Masrukan Masrukan; M.Husna Al Hasa; Anwar Muchsin
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 20, No 1 (2014): Februari 2014
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2014.20.1.2413

Abstract

ABSTRAKPEMBUATAN GREEN PELLET U-ZrHx UNTUK BAHAN BAKAR PWR.  Bahan bakar U-ZrHx merupakan bahan bakar  PWR pengganti   UO2 yang selama ini digunakan.  Pemilihan bahan bakar U-ZrHx disebabkan bahan bakar tersebUt   dapat menempatkan hidrogen sebagai moderator secara langsung di dalam bahan bakar yang memungkinkan reaktor dapat beroperasi pada temperatur yang relatif tinggi (hingga 750 oC)  serta mempunyai sifat termal lebih baik. Mula-mula dibuat ingot dari logam U dan Zr dengan kandungan  35%, 45%, dan 55% berat. Ingot yang diperoleh selanjutnya dibuat serbuk dengan teknik hidriding  dilanjutkan dengan milling.  Serbuk U-ZrHx  yang diperoleh selanjutnya dimasukkan cetakan (dies) dan dipress pada tekanan  20 ton/cm3 sehingga membentuk green pellet.  Green pellet yang diperoleh diuji antara lain: komposisi unsur,  dimensi, densitas, dan transisi temperatur. Hasil pengujian komposisi menunjukkan beberapa unsur  impuritas yang melebihi batas yang diijinkan diantaranya unsur  Ni, Mg, Cd, Zr dan K. Dari pengujian densitas diperoleh  nilai densitas yang semakin menurun bila kandungan Zr bertambah. Nilai densitas untuk U-35ZrHx, U-45ZrHx, dan  U-55ZrHx masing-masing sebesar  9,9141; 7,9920 ; dan 7,0359 g/cm3. Sementara itu hasil pengujian DTA  menunjukkan semua mengalami perubahan fasa dari fasa  semula  a +d1 menjadi fasa g pada akhir reaksi.Kata kunci: Green pellet, U-ZrHx, PWR.ABSTRACTMAKING THE U-ZrHx GREEN PELLETS FOR PWR FUEL. The U-ZrHx fuel is a replacement PWR UO2 fuel that has been used. The U-ZrHx fuel has been choosen because the fuel hydrogen as a moderator can put directly in the fuel which allows the reactor to operate at relatively high temperatures (up to 750 ° C) and it has better thermal properties. Firstly, U-ZrHx ingot was made from U and Zr metals contain 35%, 45% and 55% Zr by weight consequently. Next, the ingot was converted into powder using hydriding technique continued with milling. The U-ZrHx powder then put into the mold (dies) and pressed at a pressure of 20 ton/cm3 to form green pellets. Green pellets obtained were characterized by elemental composition, dimensions, density, and the transition temperature testing. The results on elemental composition testing showed the some impurity elements that exceed allowable limits include elements Ni, Mg, Cd, Zr and K. The result on density testing showed that the density decreases when the Zr content increases. Density values for the   U-35ZrHx, the U-45ZrHx and the U-55ZrHx respectively  9.9141 ; 7.9920; and 7.0359 g/cm3. Meanwhile, the results of testing the transition temperature using DTA technique showed that all the green pellets changing their phase from the original phase a +g d1 into phase at the end of the reaction.Keywords: green pellet, U-ZrHx, PWR.
ADSORPTION OF URANIUM SIMULATION WASTE USING BENTONITE:TITANIUM DIOXIDE Basuki, Kris Tri; Hasnowo, Lutfi Aditya; Jamayanti, Elza
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 25, No 1 (2019): Februari, 2019
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2019.25.1.4527

Abstract

ADSORPTION OF URANIUM SIMULATION WASTE USING BENTONITE TANIUM DIOXIDE. Bentonite is a clay material of high surface area that have galleries within its structure. Bentonite that is modified with TiO2 will have high adsorption capability. In this study, natural bentonite and bentonite:TiO2 were characterized with FTIR, XRD and BET instruments to determine functional group, basal spacing, and specific surface area. This study also investigates the adsorption of bentonite:TiO2 in various environmental factors, such as pH (pH 1, 3, 5, and 8), contact time (10, 20, 30, 40, 50, 60, 70, 90, and 120 min), and initial uranium concentration (20, 40, 60, 80 ppm), and their influences on adsorption capacity, and determine the kinetics equation and adsorption isotherm. Based on FTIR analysis, a decrease in the band of O-H bond from water molecule was observed, which indicates the presence of TiO2 in bentonite interlayer structure. The XRD characterization of bentonite:TiO2 does not show diffraction peak in 001 plane. This is due to delamination of bentonite interlayer structure. Delamination is caused by the presence of TiO2 in large quantities, thus damaging the bentonite interlayer structure into irregular sheets. Bentonite as sheets will cause the basal spacing to increase and it is anticipated that XRD will find it difficult in detecting the 001 plane at a low 2 theta angle. The surface area of bentonite:TiO2 has increased by 12.04 m2/g. The maximum adsorption capacity of U(VI) took place at pH 5.0 for 70 minutes contact time and uranium concentration of 60 ppm. In this study, the adsorption kinetic and adsorption isotherm are pseudo second-order kinetic and Langmuir isotherm. The kinetic constant and maximum adsorption capacity of bentonite:TiO2 are 0.075 g/mg.min and 5.848 mg/g respectively.Keywords: Bentonite, TiO2, Adsorption, Uranium
PENGARUH PERLAKUAN HOMOGENISASI TERHADAP KEKERASAN, LAJU KOROSI DAN MIKROSTRUKTUR PADUAN Zr-0,3%Mo-0,5%Fe-0,5%Cr Sungkono .; Isfandi .
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 15, No 4 (2009): Oktober 2009
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2009.15.4.2563

Abstract

ABSTRAK PENGARUH PERLAKUAN HOMOGENISASI TERHADAP KEKERASAN, LAJU KOROSI, DAN MIKROSTRUKTUR PADUAN Zr-0,3%Mo-0,5%Fe-0,5%Cr. Ingot paduan Zr-0,3%Mo-0,5%Fe-0,5%Cr as melt belum mempunyai mikrostruktur yang homogen, sehingga perlu dihomogenisasi terlebih dahulu agar diperoleh mikrostruktur yang homogen. Tujuan penelitian adalah mendapatkan pengaruh perlakuan panas terhadap kekerasan, laju korosi, dan mikrostruktur paduan Zr-0,3%Mo-0,5%Fe-0,5% Cr.  Metoda yang digunakan adalah perlakuan homogenisasi terhadap ingot paduan Zr-0,3%Mo-0,5%Fe-0,5% Cr pada temperatur 650 dan 750 °C dengan waktu penahanan 30 menit, uji kekerasan menggunakan microhardness Vickers, uji korosi menggunakan metoda gravimetri tidak kontinyu, dan pengamatan mikrostruktur menggunakan mikroskop optik. Hasil penelitian menunjukkan bahwa kekerasan paduan Zr-0,3%Mo-0,5%Fe-0,5% Cr turun seiring dengan naiknya temperatur homogenisasi. Mikrograp paduan Zr-0,3%Mo-0,5%Fe-0,5%Cr (650oC, 30 menit) mempunyai lapisan oksida tipis di permukaan logam paduan pada waktu uji 32 jam (T = 250°C) dan 24-32 jam (T = 300°C). Mikrograp paduan Zr-0,3%Mo-0,5%Fe-0,5%Cr (750oC, 30 menit) mempunyai lapisan oksida tipis di permukaan logam paduan pada waktu uji 28-32 jam (T = 250°C) dan  24-32 jam (T = 300°C). Laju korosi paduan Zr-0,3%Mo-0,5%Fe-0,5%Cr dalam media uap air jenuh pada temperatur 250 dan 300 ºC mengikuti aturan kubik. Kekerasan, laju korosi, dan mikrostruktur dipengaruhi oleh perlakuan homogenisasi terhadap ingot paduan Zr-0,3%Mo-0,5%Fe-0,5%Cr. Kata kunci : Homogenisasi, kekerasan, mikrostruktur, laju korosi, ingot, paduan Zr-0,3%Mo-0,5%Fe-0,5%Cr. ABSTRACT THE INFLUENCE OF HOMOGENIZATION TREATMENT TO HARDNESS, CORROSION RATE, AND MICROSTRUCTURE OF Zr-0,3%Mo-0,5%Fe-0,5%Cr ALLOY. The ingot of Zr-0,3%Mo-0,5%Fe-0,5%Cr as melt not yet had homogeneous microstructure, so that need homogenized to be obtained by homogeneous microstructure. The objective of this research is to get influence of homogenization treatment to hardness, corrosion rate, and microstructure of Zr-0,3%Mo-0,5%Fe-0,5 % Cr alloy. The used method is homogenization treatment to ingot of Zr-0,3%Mo-0,5%Fe-0,5% Cr alloy at temperature 650 and 750 °C with soaking time 30 minutes, the hardness testing use Vickers micro hardness, the corrosion rate testing use method of discontinue gravimetric, and the microstructure testing use optical microscope. The result of this research indicate that hardness of Zr-0,3%Mo-0,5%Fe-0,5%Cr alloy are decreasing with increasingly of homogenization temperature. Micrograph of Zr-0,3%Mo-0,5%Fe-0,5%Cr alloy ( 650°C, 30 minute) having thin oxide layer on the surface of alloy at time 32 hours (T = 250 C) and 24-32 hours (T = 300 C). Micrograph of Zr-0,3%Mo-0,5%Fe-0,5%Cr alloy (750°C, 30 minute) having thin oxide layer on the surface of alloy at time 28-32 hours (T = 250°C) and 24-32 hours (T = 300°C). Micrograph of Zr-0,3%Mo-0,5%Fe-0,5%Cr alloy (750°C, 30 minute) having thin oxide layer on the surface of alloy at time 28-32 hours (T = 250°C) and 24-32 hours (T = 300°C). The rate corrosion of Zr-0,3%Mo-0,5%Fe-0,5%Cr alloy in saturated steam medium at temperature 250 and 300 ºC follow cubic law. The hardness, microstructure, and rate corrosion influenced by homogenization treatment to previous ingot of Zr-0,3%Mo-0,5%Fe-0,5%Cr alloy. Keyword : homogenization,   hardness,  corrosion  rate,  microstructure,  ingot,  Zr-0,3%Mo- 0,5%Fe-0,5%Cr alloy.
KOMPARASI ANALISIS REAKSI TERMOKIMIA MATRIK Al DENGAN BAHAN BAKAR UMo/Al DAN U3Si2/Al MENGGUNAKAN DIFFERENTIAL THERMAL ANALYSIS Aslina Br Ginting; . Supardjo
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.2012.18.1.647

Abstract

ANALISIS REAKSI TERMOKIMIA TELAH DILAKUKAN ANTARA  MATRIK Al DENGAN BAHAN BAKAR UMo MAUPUN DENGAN U3SI2 MENGGUNAKAN DIFFERENTIAL THERMAL ANALYSIS. Pelat elemen bakar UMo/Al maupun U3Si2/Al dipotong persegi dengan berat masing- masing ± 80 mg, kemudian dimasukkan ke dalam krusibel alumina. Krusibel tersebut dipanaskan di dalam DTA rod dari temperatur ruangan hingga temperatur 1600 oC dengan kecepatan pemanasan 10 oC/menit dalam media gas argon. Hasil analisis menunjukkan bahwa paduan UMo  mengalami perubahan fasa a + d menjadi fasa a + g pada temperatur 580,16 oC dan hingga temperatur 600 oC matrik Al kompatibel dengan bahan bakar UMo. Pada  temperatur 645,37 oC hingga 661,28 oC matrik Al mengalami pelelehan dan secara langsung  berinteraksi dengan bahan bakar UMo. Interaksi reaksi termokimia antara lelehan matrik Al dengan bahan bakar UMo menghasilkan senyawa U(Al,Mo)x pada temperatur 679,14 oC dan senyawa UAlx pada temperatur 1339,11 oC. Kompatibilitas matrik Al dengan bahan bakar U3Si2 juga terjadi hingga temperature 600 oC, tetapi pada temperatur 643,40 oC bahan bakar U3Si2/Al mengalami  reaksi termokimia peleburan matrik Al yang diikuti oleh  reaksi eksotermik pada temperatur  661,94 oC. Reaksi eksotermik tersebut menunjukkan terjadinya reaksi termokimia antara lelehan matrik Al dengan bahan bakar U3Si2 membentuk senyawa U(Al,Si)x. Pada kisaran temperatur 800 oC hingga 900 oC terjadi perubahan fasa dari U3Si2 menjadi U3Si. Reaksi termokimia terus berlanjut hingga  temperatur 1348,43 oC yang menujukkan terjadinya  pembentukan senyawa UAlx merupakan hasil  reaksi penguraian dari  senyawa U(Al,Si)x Pada temperatur  1600 oC hingga pemanasan  selesai bahan bakar UMo/Al maupun U3Si2/Al  tidak mengalami reaksi termokimia. Hasil analisis menunjukkan bahwa  bahan bakar UMo maupun U3Si2 stabil hingga temperature 600 oC. Data fenomena reaksi termokimia matrik Al dengan bahan bakar UMo maupun U3Si2 dapat digunakan untuk mempelajari karakter kimia fisika dari kedua bahan bakar tersebut. Kata Kunci: reaksi termokimia, matrik Al, bahan bakar UMo/Al dan U3Si2/Al, DTA. THERMOCHEMICAL REACTION ANALYSIS HAS BEEN CARRIED OUT WITH THE Al MATRIX AS WELL AS UMo AND U3SI2 FUELS USING DIFFERENTIAL THERMAL ANALYSIS. The UMo/Al or U3Si2/Al fuel plate  cut square with the weight of 80 mg each  then each put in Alumina crusible and heated in the DTA rod from room temperature until 1600 oC with heating rate 10oC/menit  in the Argon gas media. The  analysis result showed that UMo alloy change from a +d phase into a + g phase at a temperature of 580.16 °C. Until temperatures  600 oC the Al matrix is ​​very compatible with the UMo fuel. At temperature 645.37 °C until 661.28 °C that Al matrix meltdown and directly interact with the UMo fuel. Thermochemical reaction with Al molten with UMo fuel to product U(Al,Mo)x compound at a temperature of 679.14 °C and the UAlx compound at a temperature of 1339.11 oC. Compatibility Al matrix with  U3Si2 fuel also occur up to temperatures of 600oC, but at temperatures of 643.40 °C U3Si2/Al fuel experiencing melting thermochemical reaction f Al followed by an exothermic peak at temperatures of 661.94 °C indicates the occurrence of thermochemical reaction between molten Al with U3Si2 fuel  forming compounds U (Al,Si)x. In the temperature range 800 oC to 900oC phase change from U3Si2 be U3Si. Thermochemical reactions continue until the temperature of 1348.43 oC which showed the formation of compounds UAlx thermochemical decomposition reaction of U (Al,Si)x compounds. From the results of this analysis can be stated that the UMo and U3Si2 fuel very stable up to temperatures of 600oC. Data phenomenon thermochemical reaction Al with UMo and U3Si2 fuel can be used to study the chemical and  physic character of these two fuels. Keywords: thermochemical reaction, Al matrix, UMo/Al and U3Si2/Al fuel, DTA.
PERBANDINGAN DENSITAS PELET UO2 HASIL PELETISASI MENGGUNAKAN SERBUK DAN MIKROSPIR Mutiara, Etty; Rachmawati, Meniek; Masrukan, Masrukan
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 22, No 1 (2016): Februari 2016
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2016.22.1.2743

Abstract

ABSTRAKPERBANDINGAN DENSITAS PELET UO2 HASIL PELETISASI MENGGUNAKAN SERBUK DAN MIKROSPIR UO2. Telah dilakukan pengembangan proses peletisasi menggunakan mikrospir UO2sebagai pengganti serbuk UO2. Mikrospir bersifat speris, free flowing, porus dengan kekerasan tertentu (soft particle). Keunggulan penggunaan mikrospir pada proses peletisasi adalah tidak menimbulkan debu saat kompaksi dan lebih efektif dalam pengepakan sehingga tidak membutuhkan proses granulasi dan pelumas padat. Dihipotesakan bahwa penggunaan mikrospir UO2 dalam proses peletisasi akan memberikan densitas pelet sinter yang lebih tinggi dibandingkan dengan penggunaan serbuk UO2 pada parameter proses peletisasi yang sama. Mikrospir UO2yang digunakan pada peletisasi ini berukuran 900 µm dan crushing strength 2,0 N/partikel , sedangkan serbuk UO2 yang digunakan berukuran antara 150-850 µm. Proses peletisasi mikrospir UO2 dan serbuk UO2 dilakukan dengan memvariasikan tekanan kompaksi antara 200 Mpa hingga 500 MPa dan disinter pada temperatur 1100 °C selama 6 jam dalam suasana campuran gas hidrogen dan nitrogen. Karakterisasi dilakukan pada pelet mentah dan pelet sinter mikrospir UO2 dan serbuk UO2 yang meliputi pengukuran dimensi, penimbangan berat dan pengukuran densitas. Pada variasi tekanan kompaksi diperoleh pelet mentah dan pelet sinter mikrospir UO2 dengan densitas lebih tinggi dibandingkan hasil peletisasi serbuk UO2. Diperoleh hasil bahwa densitas pelet mentah baik hasil kompaksi serbuk UO2 maupun mikrospir UO2meningkat dengan bertambahnya tekanan kompaksi. Densitas pelet mentah mikrospir UO2berkisar antara 82,1 - 84,2 %TD. Pada kondisi penyinteran yang sama, baik kompakan serbuk UO2 maupun kompakan mikrospir UO2 memperlihatkan densitas meningkat dengan semakin besar tekanan proses kompaksi. Dari penelitian ini belum diperoleh pelet sinter UO2 dengan densitas sesuai persyaratan reaktor pengguna sehingga diperlukan penelitian lanjutan terkait parameter proses peletisasi dan spesifikasi mikrospir UO2yang efektif dalam memberikan pelet sinter UO2 dengan densitas sesuai persyaratan. Kata kunci: peletisasi, UO2, mikrospir, serbuk, densitas. ABSTRACTA COMPARISON OF PELLETS DENSITIES IN PELLETIZATION PROCESS USING UO2 POWDER AND UO2MICROSPHERE. A pelletization process UO2 fuel has been developed using UO2 microsphere as a substitute of UO2 powder. Microspheres are spherical, free flowing and porous with certain hardness (soft particle). The benefit of using microsphere in pelletization process is dust free in compaction and more effective in packing so the granulation process and solid lubricants are not required. It is hypothesized that the use of UO2 microsphere in the pelletization process will provide higher sintered pellet density than UO2 powder at the same pelletization process parameters. UO2 microsphere size used in this pelletization was 900 μm with crushing strength of 2.0 N / particles while the UO2 powder size between 150 and 850 μm. The pelletization processes of UO2 microsphere and UO2 powder were performed by varying the compacting pressure between 200Mpa up to 500MPa and sintered at temperatures of 1100 °C for 6 hours in an atmosphere of hydrogen and nitrogen gas mixture. Characterizations performed on the green and sintered pellets of UO2 microsphere and UO2 powder were dimension measurements, weighing and densities measurements. The densities of green and sintered pellets of UO2 microsphere were higher than the green and sintered pellets densities of UO2 powder with corresponded compaction pressure variations. The results indicate that the density of the green pellets both compaction results UO2 powder and UO2 mikrospir increased with increasing compacting pressure. Mikrospir UO2 pellets density crude ranged from 82.1 to 84.2% TD. At the same sintering conditions, both Compaction UO2 powder and UO2 mikrospir Compaction shows the density increases with the greater pressure compacting process. The sintered pellets densties of UO2 obtained from this research were not appropriate with density requirements of PWR fuel. It is necessary to perform advanced research related to the effective pelletization process parameters and UO2 microsphere specifications in providing the appropriate sintered pellets densities.Keywords: pelletization, UO2microsphere, powder, density
PENGARUH BURN-UP TERHADAP KARAKTERISTIK PELET SINTER SIMULASI BAHAN BAKAR BEKAS Erilia Yusnitha; Tri Yulianto; Etty Mutiara
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.2013.19.3.1799

Abstract

ABSTRAK PENGARUH BURN-UP TERHADAP KARAKTERISTIK PELET SINTER SIMULASI BAHAN BAKAR BEKAS. Telah dilakukan penelitian pengaruh burn-up terhadap karakteristik pelet sinter simulasi bahan bakar bekas dengan variasi burn-up 40 MWd/kgU dan burn-up 60 MWd/kgU. Penelitian ini bertujuan untuk mendapatkan karakter bahan bakar bekas simulasi yang diharapkan mampu mendekati sifat dan karakter bahan bakar bekas yang sebenarnya. Karakterisasi serbuk simulasi hasil fisi dengan variasi burn-up yang dianalisis antara lain bulk density, tap density, surface area dan rasio O/U. Hasil pengukuran serbuk simulasi hasil fisi dengan burn-up 40 MWd/kgU antara lain bulk density : 1,0250 g/cm3, tap density : 1,9330 g/cm3, surface area : 0,8751 m2/g dan rasio O/U : 2,0319, sedangkan untuk serbuk simulasi hasil fisi dengan burn-up 60 MWd/kgU diperoleh bulk density : 1,3410 g/cm3, tap density : 2,0443 g/cm3, surface area : 2,6688 m2/g dan rasio O/U : 2,0381. Kemudian serbuk simulasi hasil fisi dengan burn-up 40 MWd/kgU dilakukan pengompakan pada tekanan 3 Mp, 4 Mp, 5 Mp, 6 Mp, 8 Mp dan 9 Mp. Serbuk simulasi bahan fisi dengan burn-up 60 MWd/kgU pengompakan pada tekanan 4 Mp, 6 Mp, 7 Mp, 8 Mp dan 9 Mp. Masing-masing hasil proses pengompakan dilakukan penyinteran menjadi pelet sinter simulasi bahan bakar bekas kemudian dikarakterisasi densitas dan mikrostrukturnya. Densitas tertinggi pelet sinter simulasi hasil fisi dengan burn-up 40 MWd/kgU maupun burn-up 60 MWd/kgU terdapat pada tekanan pengepressan 9 Mp yaitu masing-masing sebesar 9,9959 g/cm3 dan 9,5490 g/cm3. Pengamatan mikrostruktur menunjukkan semakin besar burn-up menyebabkan semakin kecil ukuran butir pelet sinter. Kata kunci: simulasi hasil fisi, tap density, bulk density, surface area, rasio O/U, mikrostruktur.   ABSTRACT EFFECT OF BURN-UP ON THE CHARACTERISTICS OF SINTERED PELLETS OF SIMULATED SPENT FUEL. Effect of burn-up on the characteristics of sintered pellets of simulated spent fuel with burnup variation of 40 MWd/kgU and 60 MWd/kgU has been studied. The aim of this research is to obtain simulated spent fuel whose properties and characteristics are in close agreement with sintered pellets of spent fuel.  The characteristics of simulated fission products powder for variation of burn-up such as bulk density, tap density, O/U ratio, and surface area were measured. The measurement result for simulated fission products powder of 40 MWd/kgU burn-up are bulk density : 1.0250 g/cm3, tap density : 1.9330 g/cm3, O/U ratio: 2.0319 and surface area : 0.8751 m2/g, while the measurement result of simulated fission products powder of 60 MWd/kgU burn-up are bulk density : 1.3410 g/cm3, tap density: 2.0443 g/cm3, O/U ratio: 2.0381 and surface area : 2.6688 m2/g. The simulated fission products powder of 40 MWd/kgU burn-up were pressed at a pressure of 3 Mp, 4 Mp, 5 Mp, 6 Mp, 8 Mp and 9 Mp, and the simulated fission products powder of 60 MWd/kgU burn-up were pressed at a pressure of 4 Mp, 6 Mp, 7 Mp, 8 Mp and 9 Mp to produce green pellets. The green pellets were sintered to produce simulated sintered pellets of spent fuel. The characteristics of simulated sintered pellets of spent fuel such as density and microstructure were measured. The highest density of the simulated spent fuel for 40 MWd/kgU burn-up and 60 MWd/kgU burn-up was obtained at a pressure of 9 Mp, i.e. 9.9959 g/cm3 and 9.5490 g/cm3 respectively. The microstructure analysis shows that the grain size of the sintered pellets decreases with increasing burn-up. Keywords: simulated fission product, tap density, bulk density, surface area, O/U ratio, microstructure.
ZrC Coating On Fuel Eelement Cladding Zircaloy-2 Mutiara, Etty; Rachmawati, Meniek
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 23, No 1 (2017): Februari 2017
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2017.23.1.3148

Abstract

The intensive researchs on high discharge burn-up of Light Water Reactor (LWR) fuel element were performed due to the extension of fuel element’s utility life. One of these researches was allowing for alteration of the existing zirconium-based clad system through coating. This technique is supposed to improve the corrosion resistance of cladding without changing the dimension of fuel cladding. In current research, the ZrC film was coated on the zircaloy-2 cladding surface by dipping process of zircaloy-2 specimens in colloidal graphite at room temperature. The dip-coated specimens then undergone heating process at 700oC, 900oC and 1100oC respectively in Argon gas atmosphere for 1 hour. The microstructure and crystal structure of the coated cladding were characterized by optical microscope and XRD respectively. The optical microscope showed the growth of the grains with increasing temperature. XRD examination on the specimens revealed that the ZrC crystal structure on the cladding surface occurred only at 1100oC, but it did not appear at 700oC and 900oC. It can be concluded that dipping process of specimen in colloidal graphite with subsequent heating at 1100oC provided ZrC film coated on zircaloy-2 cladding. The heating process at this temperature allowed carbon atoms to diffuse into zircaloy surface to form ZrC film.Keywords: zircaloy, cladding, dip-coating, colloidal graphite, ZrC.
PEMANFAATAN GAMMA SPEKTROMETRI UNTUK PENGAMATAN DISTRIBUSI PEMBELAHAN DALAM PELAT ELEMEN BAKAR NUKLIR Yusuf Nampira; Sri Ismarwanti; Asnul Sufmawan; Kawkap Mustofa
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 20, No 2 (2014): Juni 2014
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2014.20.2.2386

Abstract

ABSTRAK PEMANFAATAN GAMMA SPEKTROMETRI UNTUK PENGAMATAN DISTRIBUSI PEMBELAHAN DALAM ELEMEN BAKAR NUKLIR PASCA IRADIASI TELAH DILAKUKAN. Unjuk kerja pelat elemen bakar nuklir selama digunakan di reaktor dapat diketahui melalui pengujian pascairadiasi. Salah satu pengujian pasca iradiasi adalah mengamati distribusi hasil belah, yang digunakan untuk menentukan distribusi pembelahan dari bahan dapat belah dalam elemen bakar. Pengamatan ini umumnya dilakukan secara gamma scanning dengan mengamati paparan radiasi-g pada energi tertentu. Pada umumnya penetuan distribusi hasil belah bahan bakar nuklir dilakukan dengan menggunakan spektrometer gamma. Pengamatan yang dilakukan cara manual, yaitu mengkombinasikan antara gerak elemen bakar dan pencacahan aktifitas radionuklida pemancar radiasi-g. Distribusi hasil belah dalam pelat elemen bakar U3Si3-Al diperoleh dengan mencacah radiasi gamma yang dipancarkan oleh sampel, dengan waktu pencacahan 300 detik pada setiap jarak 5 mm. Hasil pencacahan diolah dengan program exel sehingga diperoleh pola distribusi radioaktivitas gamma dalam pelat elemen bakar. Pola distribusi radioaktivitas 137Cs dalam pelat elemen bakar yang diperoleh dari pengamatan ini sesuai dengan pengamatan menggunakan gamma scanning. Pola distribusi hasil belah pemancar-g lainnya di dalam elemen bakar dapat juga dilakukan dengan cara pengamatan ini. Kata kunci : gamma spektrometri, distribusi pembelahan, elemen bakar nuklir, pasca iradiasi. ABSTRACT EXPLOITING OF SPECTROMETRY GAMMA FOR PERCEPTION OF NUCLEAR FISSION DISTRIBUTION IN POST IRRADIATED NUCLEAR FUEL ELEMENT HAVE BEEN DONE. Product of plate of nuclear fuel development performance can be known by post irradiated examination. One of test of post irradiated examination is perceiving of fission product distribution, what is used to determine of fission distribution from fissil material in the fuel element. This perception is generally done by automatically perceivedly of g-radiation at certain energy. In this research the perception of fission product distribution in nuclear nuclear fuel element by used spectrometry of gamma method were done by manual, that is combine between motion of fuel element and count of radio activites of radionuclide of g-radiation transmitter. Distribution of fission product in Nuclear fuel element plate of U3Si3-Al were obtained with count of g-radiation in the count time are 300 second at each distance 5 mm. Datas of this measurements are processed with exel program. pattern of Distribution of count of radioactivity in plate of element burn as according to perception use gamma scanning. Distribution pattern of other fission product g-transmitter in plate of fuel element can be done by this perception. Keywords : gamma spectrometry, fission distribution, nuclear fuel element, post irradiated.
Core Design TRIGA2000 Bandung Using U3Si2Al Fuel Element MTR Type Pinem, Surian; Surbakti, Tukiran; Sembiring, Tagor M.
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 24, No 2 (2018): Juni, 2018
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2018.24.2.4302

Abstract

DESAIN TERAS REAKTOR TRIGA2000 BANDUNG MENGGUNAKAN TIPE ELEMEN BAKAR MTR U3Si2/Al. Reaktor TRIGA2000 Bandung selama ini menggunakan bahan bakar jenis silinder tetapi bahan bakar tersebut tidak diproduksi lagi. Upaya yang dilakukan agar reaktor TRIGA2000 dapat beroperasi secara kontinu maka direncanakan pergantian bahan bakar jenis silinder ke U3Si2/Al jenis MTR karena Indonesia dapat memprodusi bahan bakar tersebut. Dalam penelitian ini telah dilakukan perhitungan desain teras reaktor TRIGA2000  menggunakan bahan bakar MTR jenis U3Si2/Al dengan tiga densitas bahan bakar yang berbeda. Kegiatan ini dimulai dengan melakukan generasi tampang lintang makroskopik neutron untuk semua bahan teras sebagai fungsi temperatur, fraksi bakar dan xenon. Generasi tampang lintang dilakukan dengan program WIMSD5. Perhitungan parameter teras reaktor dilakukan dengan program Batan-FUEL. Berdasarkan hasil perhitungan parameter neutronik ada tiga kemungkinan konfigurasi teras yaitu 16 elemen bakar dan 4 elemen kendali (Core 16/4), teras dengan 14 elemen bahan bakar dan 4 elemen kendali (Core 14/4) dan teras dengan 12 elemen bahan bakar dan 4 elemen kendali (Core 12/4). Ketiga konfigurasi teras ini memenuhi batasan keselamatan operasi tetapi hanya Core 16/4 yang dapat menggunakan bahan bakar U3Si2/Al dengan kepadatan 2,96 g/cm3. Fluks neutron termal maksimum di pusat teras adalah 5,874 × 1013 n/cm2s dan panjang siklus adalah 310 hari pada daya 2 MW. Hasil perhitungan menunjukkan bahwa teras TRIGA2000 dapat dikonversi dari bahan bakar jenis silinder menjadi bahan bakar silisida jenis MTR.Kata kunci: bahan bakar jenis silinder, bahan bakar jenis MTR, Batan-FUEL, fluks neutron termal.

Page 15 of 29 | Total Record : 288

 13   14   15   16   17 

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