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
 14   15   16   17   18 
DISAIN KOLOM PENYERAPAN GAS FLUOR YANG KELUAR DARI UF6 CHEMICAL TRAP Prayitno .
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 16, No 1 (2010): Januari 2010
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2010.16.1.2438

Abstract

Abstrak DISAIN KOLOM PENYERAPAN GAS FLUOR YANG KELUAR DARI UF6 CHEMICAL TRAP. Telah dilakukan disain kolom penyerapan gas fluor menggunakan larutan sodium hidroksida (NaOH). Salah satu tahapan dalam proses pemubuatan gas UF6 dari serbuk U3O8 dengan kapasitas 8840 Ton/tahun adalah penyerapan gas fluor yang keluar dari penjebak kimia UF6. Poses ini dilakukan untuk mencegah terlepasnya gas UF6 yang mungkin belum seluruhnya terjebak dalam penjebak kimia UF6, serta untuk menyerap gas fluor sisa proses fluorimasi serbuk UF4. Untuk mencegah terbentuknya gas oksi fluorit (OF2) yang sangat beracun digunakan larutan NaOH lebih dari 2 % berat serta waktu tinggal minimum gas dalam kolom 1 menit. Oleh karena itu perlu disain kolom penyerap yang bekapasitas 39,361 kg/j yang memenuhi persyaratan baik dari segi keselamatan maupun ekonomi. Telah dipilih kolom penyerap berpacking dengan plastic intalox saddle 1 in, dan bahan konstruksi Inconel alloy-22, dengan larutan penyerap NaOH 10% berat. Dari hasil perhitungan untuk menyerap 39,361 kg/j gas fluor dibutuhkan 3348,294 kg/j larutan NaOH 10% dengan diameter kolom 0,937 ft, tinggi packing 17,891 ft, waktu tinggal gas dalam kolom penyerap 1,029 menit, dan spesifikasi kolom penyerap berpacking tersebut memenuhi syarat dari segi keselamatan maupun ekonomi.. Kata kunci : Disain, kolom packing, fluor, larutan NaOH 10%.   Abstract THE DESIGN OF FLUOR GAS ABSORTION COLUMN THAT EXIT FROM UF6 CHEMICAL TRAP. The design of fluorine gas absorption column that exit from UF6 chemical trap using sodium solution has been performed. One of stages in UF6 gas production from U3O8 powders with capacity 8840 Ton/years is absorption of fluor gas that exit from UF6 chemical trap. The process is permofmed to prevent the release of UF6 gas that probably have not been completely trapped in UF6 chemical trap. In order to prevent the formation of oxide fluoride (OF2) that very poisonous used sodium solution more than 2 weight % and minimum residence time of gas in column is 1 minute. Therfore, it is necessary to design absorption column with capacity 39,361 kg/hour that meets requirement of safety and economic point of view. The packed absorber column has been selected using plastics intalox saddle 1 in, and Inconel alloy-22 as material construction of column and absorbent of sodium hydroxide solution 10 weight %. From result of calculation for absorbing 3.361 kg/j fluorine gas required 334.294 kg/j sodium hydroxide ( NaOH) 10% with column diameter 0.937 ft, packed height 17.891 ft, residence time of gas in column 1.029 minutes and the specification of the packed absorber column meet the safety and economic point of view. Keyword : Design, absorption column, fluorine, sodium hydroxide solution 10 weight %.
Performance Prediction Of High Density Nuclesr Fuel Plate . Suwardi
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 18, No 3 (2012): Oktober 2012
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2012.18.3.328

Abstract

PERFORMANCE PREDICTION OF HIGH DENSITY NUCLESR FUEL PLATE CONTAINING U-7%MO/AL. In recent several years, the Center for Nuclear Fuel Technology (PTBN) - BATAN is conducting research and development on new research reactor fuel of U-Mo/Al dispersion containing 7 g U/cm3 as a subtitute for the actual U3Si2 fuel of 2.96 g.U/cm3. The major advantages of this fuel are higher U content than the U3Si2 and easier management, i.e. reprocessing of the spent fuel, while the main drawback is the manufacture of powder that is more difficult because it is more ductile and its thermal conductivity degrade faster during in reactor service. The first difficulties have been solved by hydriding process. Performance prediction should be foreseen in order to obtain permit for irradiation testing of the new fuel. The prediction has been performed on hot spot location by taking into account some effects of fission swelling of fuel particles, formation of interfacial reaction layer, meat densification which feedback to fuel temperature and plate swelling the principal safety parameters of normal operation. The results show that at lower burnup the dominant effect is fission solid swelling but at higher burnup it is replaced by fission gas swelling. At 60% burnup (10.2 x 10^21 fission/cm3) fuel particle swelling reaches 75.79%  and at total burnup swelling rises to 103.1%, which corresponds to 11.6% and 17.2% plate pillowing. The interfacial reaction layer at full burnup is 5.7 µm. Plate pillowing at 60% burnup is below the limit acceptance but plate pillowing at full burnup is beyond the limit acceptance. Key words: U-Mo powder, hydriding, nuclear fuel, irradiation performance, analysis. PREDIKSI KINERJA PELAT ELEMEN BAHAN BAKAR NUKLIR DENSITAS TINGGI YANG MENGANDUNG U-7%Mo/Al. Dalam beberapa tahun terakhir, pusat (CNFT/PTBN) melakukan penelitian dan pengembangan baru U-Mo / Al dispersi penelitian bahan bakar reaktor yang mengandung 7 g U/cm3 untuk pengganti bahan bakar U3Si2 yang ada berdensitas 2,96 gU/cm3. Keuntungan utama dari bahan bakar ini kandungan U lebih tinggi dari dan lebih mudah manajemennya daripada bahan U3Si2, yaitu memproses ulang bahan bakar habis pakai. Kelemahan utama adalah pembuatan bubuk yang lebih sulit karena lebih ulet dan lebih cepat degradasi konduktivitas termal selama dalam pelayanan reaktor. Kesulitan pertama telah diselesaikan dengan hidridisasi proses. Prediksi kinerja harus dipersiapkan untuk mendapatkan izin untuk pengujian iradiasi bahan bakar baru. Prediksi telah dilakukan pada lokasi titik-panas dengan memperhatikan beberapa efek fisi pembengkakan partikel bahan bakar, pembentukan reaksi lapisan antarmuka, densifikasi daging yang mengumpan balik untuk suhu bahan bakar dan pembengkakan pelat, yang merupakan parameter keselamatan utama pada operasi normal. Hasil analisis menunjukkan bahwa pada derajat bakar lebih rendah efek dominan adalah pembengkakan hasil fisi padat tetapi pada derajat bakar tinggi itu digantikan oleh pembengkakan gas hasil fisi. Pada derajat bakar 60% (10.2 x 1021 fission/cm3) bahan bakar partikel pembengkakan mencapai 75.79% dan pada derajat bakar sebesar 103,1% pembengkakan, yang sesuai dengan 11,6% dan 17,2% bengkak pelat. Lapisan reaksi antar muka pada derajat bakar penuh adalah 5,7 um. Bengkak pelat pada derajat bakar 60% berada di bawah batas maksimal diperbolehkan untuk keselamatan operasi, jadi diterima. Kata kunci: U-Mo bubuk, hidridisasi, bahan bakar nuklir, kinerja iradiasi, analisis.
PENGARUH WAKTU OKSIDASI TERHADAP REGANGAN MIKRO PADA HASIL OKSIDASI GAGALAN PELET SINTER UO2 Futichah .; Ratih Langenati
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.2009.15.2.2587

Abstract

ABSTRAK PENGARUH WAKTU OKSIDASI TERHADAP REGANGAN MIKRO PADA HASIL OKSIDASI GAGALAN PELET SINTER UO2. Salah satu upaya penanganan dan pemanfaatan gagalan pelet sinter yang telah dicoba adalah dengan mengoksidasi gagalan pelet UO2 dan mereduksi kembali pada  temperatur dan waktu tertentu. Selama proses oksidasi pelet UO2, banyak sekali fenomena yang perlu diungkap berkaitan dengan keberhasilan atau kegagalan proses oksidasi antara lain regangan mikro yang terbentuk pada uranium oksida hasil oksidasi. Untuk mengetahui pengaruh waktu oksidasi terhadap regangan mikro hasil oksidasi gagalan pelet sinter UO2, maka dilakukan oksidasi gagalan pelet UO2 pada temperatur 600oC dengan variasi waktu 1, 2, 3, 4 dan 5 jam. Selanjutnya hasil oksidasi dianalisis kristalografinya dengan X-Ray Diffraction (XRD). Dari hasil penelitian ini diperoleh informasi bahwa waktu oksidasi gagalan pelet sinter UO2 berpengaruh terhadap nilai FWHM (full width half maximum). Waktu oksidasi semakin meningkat maka nilai FWHM semakin besar dengan persamaan korelasi FWHM(deg)=0,214 P(0,4866). Selain itu juga diperoleh data penurunan nilai regangan mikro dari kristal atau senyawa UO2 dan waktu oksidasi yang paling efektif adalah 4 jam pada temperatur 600oC. Korelasi antara waktu oksidasi dan regangan mikro adalah η=0,012 t(-0,8636). Data hasil penelitian ini diharapkan dapat menjadi masukan dalam upaya proses pengolahan dan pemanfaatan kembali gagalan pelet sinter UO2 dari proses fabrikasi elemen bakar PHWR.   Kata kunci: Gagalan pelet sinter UO2, oksidasi dan  regangan mikro. ABSTRACT THE INFLUENCE OF OXIDATION SOAKING TIME ON THE MICRO-STRAIN OF OXIDATION PRODUCT OF REJECTED UO2 SINTERED PELLET. The possibility of unexpected rejected UO2 sintered pellet from fabrication process came from, such as crack sintered pellet, the size of pore, unacceptable pellet dimension , therefore those pellet was called rejected sintered pellet. The way to handle and re-use rejected sintered pellet was by oxidation at 600oC in various soaking time 1, 2, 3, 4 and 5 hours. Then, the oxidation products was analyzed its crystallography by X Ray Diffraction. The result showed that soaking time had an effect on full width half maximum (FWHM) result. The increasing of soaking time gave larger FWHM result and the correlation equation was FWHM (deg) = 0.214 t(0,4866). Moreover, it was also informed that decreasing microstrain of crystallography or UO2 and the most effective oxidation soaking time was at 4 hours 600oC. The correlation between soaking time and microstrain was η=0,012.t(-0,8636). Keywords: Rejected sintered pellet UO2, oxidation and micro-strain.
PENENTUAN PARAMETER OPTIMUM PROSES PENGENDAPAN CsClO4 PADA PEMISAHAN ISOTOP 137CS DARI LARUTAN PEB U3Si2/Al PASCA IRADIASI Dian Anggraini; Arif Nugroho; Aslina B.Ginting; Yusuf Nampira; Boybul Boybul
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.2013.19.2.1764

Abstract

ABSTRAK PENENTUAN PARAMETER OPTIMUMPADA PROSES PENGENDAPAN CsClO4PADA PEMISAHAN ISOTOP137Cs DARI LARUTAN PEB U3Si2/AlPASCA IRADIASI. Metode pengendapan  telah dijadikan metode standar pada ASTM E 320-79 dalam bentuk garam CsClO4. Beberapa aspek metoda pengendapan tersebut diteliti dengan tujuan  untuk mengetahui efektifitas metode pengendapan dan mendapatkan radionuklida 137Cs murni nuklir. Aspek-aspek  yang diamati adalah pengaruh senyawa pembawa CsNO3 dengan sejumlah tertentu pereaksi HClO4 dan tetap dalam pengendapan radionuklida 137Cs serta pengaruh kepolaran bahan pencuci endapan CsClO4. Penelitian ini dilakukan dengan menggunakan larutan standar 137Cs (NIST) untuk menentukan efisiensi detektor, presisi dan akurasi pengukuran serta optimasi parameter proses pengendapan. Penentuan efisiensi detektor, presisi dan akurasi metode pengukurannya dilakukan dengan 5 sampai 7 kali pengulangan dengan waktu cacah 1500 detik dan nilai efisiensi detektor, presisi, bias akurasi masing-masing sebesar (5,31±0,066) x 10-2%,1,119% dan0,542%. Optimasi jumlah senyawa pembawa dilakukan dengan variasi mulai dari  100 sampai dengan 225 mg CsNO3 pada temperatur pengendapan pada 0oC selama 1 jam. Endapan CsClO4 yang terbentuk kemudian diukur kandungan137Cs pada energi 661,8 keV dan diperoleh rekoveri pengendapan maksimum 83,87% pada penambahan CsNO3 sebesar 225 mg. Optimasi bahan pencuci dilakukan pada endapan CsClO4 dari hasil proses pengendapan larutan PEB U3Si2/Al pasca iradiasi. Bahan pencuci untuk endapan CsClO4 yang digunakan adalah aseton dan campuran larutan (aseton dan etanol) dengan polaritas bervariasi, yang ditunjukkan dengan nilai konstanta dielektrik larutan (20 sampai dengan 22,4). Hasil pengukuran cacahan 137Cs dari endapan CsClO4 dan supernatan tidak menunjukkan perbedaan yang signifikan, sehingga perbedaan polaritas bahan pencuci pada kisaran nilai 20 sampai 22,4 tidak begitu berpengaruh terhadap kelarutan CsClO4. Proses pengendapan larutan PEB U3Si2/Al pasca iradiasi menggunakan parameter hasil optimasi tersebut mendapatkan kandungan 137Cs sebesar 0,011 µg/g sampel atau sebesar (4,415±0,035) x 102µg/g dalam potongan PEB U3Si2/Alpasca iradiasi 3x3x1,37mm3. Kata kunci: parameter optimum pengendapan CsClO4, 137Cs, larutan PEB U3Si2/Al pasca iradiasi. ABSTRACT DETERMINATION OF OPTIMUM PARAMETERS OF THE PRECIPITATION PROCESS OF CsClO4 IN THE SEPARATION OF 137Cs FROM IRRADIATED U3Si2/AL FUEL PLATE. In this research the precipitation method refers to the ASTM E 320-79 standard, where the precipitate is in the form of CsClO4 salt. Several aspects related to the precipitation process are studied in order to determine its effectiveness and to obtain relatively nuclear grade of 137Cs. The precipitation was done by using HClO4 at 0oC. The aspects under examination includes the influence of CsNO3 addition as a carrier and HClO4 as well as the polarity of the washing agents used. The experiment used 137Cs standard (NIST) for the determination of detektor efficiency, measurement precision and accuracy, and optimum condition during the precipitation process. Measurement for detektor efficiency, precision and accuracy was repeated at 5 to 7 times at counting time of 1500 seconds, by which values of (5.31±0.066) x 10-2%, 1.119% and 0.542% for detektor efficiency, precision bias and accuracy bias respectively was obtained. The optimum addition of the carrier was determined by varying carrier composition from 100 to 225 mg of CsNO3 at 0oC for 1 hour. The resulting CsClO4 was subsequently measured for its 137Cs content at 661.8keV. The result showed that the maximum recovery precipitation obtained was 83.87% at carrier addition of 225 mg. The optimum amount of two washing agents used during the process was also studied, where asetone and a mixture of asetone and ethanol were used. The polarity of the washing agents was indicated by their dielectric constant (from 20 to 22.4). Analysis results indicate that the counts of 137Cs in the CsClO4 after washing and the counts of the supernatant do not show significant difference. It is therefore concluded that polarity difference within those range have no significant effect on the solubility of CsClO4. The precipitation of the irradiated U3Si2/Al at optimum condition results in 137Cs concentration of 0.011 µg/g sample or (4.415±0.035) x 102µg/g for a 3x3x1.37mm3 irradiated U3Si2/Al sample. Keywords: optimum deposition parameters CsClO4, 137Cs, a solution of PEBU3Si2/Alpost-irradiation
PEMISAHAN Zr – Hf SECARA SINAMBUNG MENGGUNAKAN MIXER SETTLER Biyantoro, Dwi; Isyuniarto, Isyuniarto; Masrukan, Masrukan
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 22, No 3 (2016): Oktober 2016
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2016.22.3.3184

Abstract

ABSTRAKPEMISAHAN Zr – Hf SECARA SINAMBUNG MENGGUNAKANMIXER SETTLER. Telah dilakukan pemisahanZr – Hf secara sinambung menggunakan pengaduk pengenap (mixer settler) 16 stage. Larutan umpan adalah zirkon nitrat dengan kadar Zr = 30786 ppm dan Hf = 499 ppm. Ekstraktan dipakai adalah solven 60 % TBP dalam kerosen dan larutan scrubbingyang dipakai adalah asam nitrat 1 M. Umpan masuk pada stageke 5 dikontakkan secara berlawanan arah dengan solven masuk pada stage ke 16 dan larutan scrubbing masuk pada stage ke 1. Tujuan penelitian ini adalah memisahkan unsur Zr dan Hf dari hasil olah pasir zirkon menggunakan solven TBP dengan alat mixer settler16 stage. Analisis umpan dan hasil proses pemisahan untuk zirkonium (Zr) dilakukan dengan menggunakan alat pendar sinar-X, sedangkananalisis unsur hafnium (Hf) menggunakan Analisis Pengaktifan Neutron (APN). Parameter penelitian dilakukan dengan variasi keasaman asam nitrat dalam umpan dan variasi waktu pada berbagai laju pengadukan. Hasil penelitian pemisahan unsur Zr dengan Hf diperolehkondisi optimum pada keasaman umpan 4 N HNO3, keseimbangan dicapai setelah 3jam dan laju pengadukan 3300 rpm. Hasil ekstrak  unsur zirkon (Zr) diperoleh kadar sebesar 28577 ppm dengan efisiensi 92,76 % serta kadar pengotor hafnium (Hf) sebesar 95 ppm.Kata Kunci: pemisahan Zr, Hf, ekstraksi, mixer settler, alat pendar sinar-X, APN. ABSTRACTSEPARATION of Zr - Hf CONTINUOUSLY USE THE MIXER SETTLER. Separation of Zr - Hf continuously using mixer settler 16 stage has been done. The feed solution is zircon nitrate concentration of Zr = 30786 ppm  and Hf = 499 ppm. As the solvent used extractant 60 % TBP in 40 % kerosene. Nitric acid solution used srubbing 1 M. The feed entered into stage to 5 is contacted with solvents direction on the stage to 16 and the scrubbing solution enter the stage to 1. The purpose of this study is to separate Zr and Hf of the results from the process of zircon sand using solvent TBP using 16 stage mixer settler. Analysis of the feed and the results of the separation process for zirconium (Zr) using X-ray fluorescence instrument which hafnium (Hf) using Neutron Activation Analysis (AAN). Parameter study done of acidity variation of nitric acid in the feed and time variation in various stirring speed. From the research the separation of Zr-Hf, the optimum conditions in acidity feed 4 N HNO3, equillibrium was received after 3 hours, and stirring speed of 3300 rpm obtained extract of zircon (Zr) concentration = 28577 ppm (effisiency of Zr = 92,76 %)with impurities of hafnium (Hf) = 95 ppm.Keywords: separation of Zr, Hf, extraction, mixer settlers, X-ray fluorescence, NAA.
Design Of Dry Cask Storage For Serpong Multipurpose Reactor Spent Nuclear Fuel Rahayu, Dyah Sulistyani; Purwanto, Yuli; Salimin, Zainus
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.2018.24.1.3694

Abstract

DESIGN OF DRY CASK STORAGE FOR SERPONG MULTI PURPOSE REACTOR SPENT NUCLEAR FUEL. The spent nuclear fuel (SNF) from Serpong Multipurpose Reactor, after 100 days storing in the reactor pond, is transferred to water pool interim storage for spent fuel (ISFSF). At present there are a remaining of 245 elements of SNF on the ISSF,198 element of which have been re-exported to the USA. The dry-cask storage allows the SNF, which has already been cooled in the ISSF, to lower its radiation exposure and heat decayat a very low level. Design of the dry cask storage for SNF has been done. Dual purpose of unventilated vertical dry cask was selected among other choices of metal cask, horizontal concrete modules, and modular vaults by taking into account of technical and economical advantages. The designed structure of cask consists of SNF rack canister, inner steel liner, concrete shielding of cask, and outer steel liner. To avoid bimetallic corrosion, the construction material for canister and inner steel liner follows the same material construction of fuel cladding, i.e. the alloy of AlMg2. The construction material of outer steel liner is copper to facilitate the heat transfer from the cask to the atmosphere. The total decay heat is transferred from SNF elements bundle to the atmosphere by a serial of heat transfer resistance for canister wall, inner steel liner, concrete shielding, and outer steel liner respectedly. The rack canister optimum capacity of 34 fuel elements was designed by geometric similarity method basedon SNF position arrangement of 7 x 6 triangular pitch array of fuel elements for prohibiting criticality by spontaneous neutron. The SNF elements are stored vertically on the rack canister.  The thickness of concrete wall shielding was calculated by trial and error to give air temperature of 30 oC and radiation dose on the wall surface of outer liner of 200 mrem/h. The SNF elements bundles originate from the existing racks of wet storage, i.e. rack canister no 3, 8 and 10. The value of I0 from the rack no 3, 8 and 10 are 434.307; 446.344; and 442.375 mrem/h respectively. The total heat decay from rack canister no 3,8 and 10 are 179.640 ; 335.2; and 298.551 watts. The result of the trial and error calculation indicates that the rack canister no 3, 8 and 10 need the thickness of concrete shielding of 0.1912, 0.1954 and 0.1940 m respectively.Keywords: heat and radiation decay, spent fuel , storage cask.
SINTESIS PADUAN ALUMINIUM FERO NIKEL SEBAGAI BAHAN STRUKTUR CLADDING ELEMEN BAKAR NUKLIR M. Husna Al Hasa; Anwar Muchsin; Futichah .; Ahmad Paid; Hadi Djaya
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.2010.16.2.2429

Abstract

ABSTRAK SINTESIS PADUAN ALUMINIUM FERO NIKEL SEBAGAI BAHAN STRUKTUR CLADDING ELEMEN BAKAR NUKLIR. Pengkajian paduan  logam berbasis aluminium ini dilakukan untuk pengembangan cladding bahan bakar densitas tinggi reaktor riset. Penelitian ini bertujuan untuk mengetahui struktur fasa, sifat kekerasan, sifat termal dan laju korosi bahan struktur cladding setelah perlakuan panas. Paduan AlFeNi hasil sintesis dengan kadar 1%Fe dan 1%Ni dikenai pemanasan pada temperatur 500 oC. Pemanasan pada temperatur tersebut dapat berdampak terhadap struktur fasa, kekerasan dan  sifat termal.  Paduan AlFeNi hasil perlakuan panas dilakukan proses deformasi termo-mekanik dengan perolan panas. Selain itu, paduan AlFeNi hasil perlakuan panas dikenai proses uji korosi menggunakan autoclave pada temperatur 75oC, 125oC dan 175oC dengan variasi waktu 216 jam, 432 jam dan 648 jam. Analisis struktur fasa dilakukan berdasarkan pola difraksi sinar x. Pengukuran kekerasan paduan AlFeNi dilakukan dengan menggunakan metoda Vicker. Kapasitas panas diukur menggunakan differential scanning calorimetry,DSC. Pengamatan mikrostruktur dilakukan dengan  metalografik-optikal dan SEM. Analisis unsur senyawa fasa diamati dengan EDS. Laju korosi dianalis secara metoda gravimetri. Hasil analis pola difraksi menunjukkan hanya terjadi pembentukan satu buah fasa pada temperatur  500oC. Pola difraksi sinar x memperlihatkan kecenderungan pembentukan fasa q (FeAl3) pada temperatur 500oC.Hasil pengukuran sifat kekerasan menunjukkan paduan AlFeNi  pada pemanasan 500 oC sebesar 45 HV dan setelah mengalami deformasi termo-mekanik meningkat menjadi 51 HV. Hasil analisis kapasitas panas menunjukan nilai kapasitas panas paduan AlFeNi  cenderung relatif stabil hingga temperatur 450oC. Hasil pengamatan metalografik-optikal memperlihatkan mikrostruktur paduan AlFeNi cenderung berbentuk struktur butir granular. Hasil pengamatan dengan SEM memperlihatkan mikrostruktur butir  mengalami pertumbuhan terutama pada daerah batas butir. Pertumbuhan pada daerah batas butir tersebut diidentifikasi sebagai pembentukan senyawa fasa Ө (FeAl3). Paduan AlFeNi cenderung lebih tahan terhadap pengaruh panas dan memungkinkan sifat termal paduan AlFeNi relatif stabil. Laju korosi cenderung meningkat pada temperatur relatif tinggi pada 175oC setelah waktu 400 jam. Kata kunci: Sintesis, Paduan AlFeNi, Bahan struktur, Cladding, Elemen bakar nuklir   Abstract SYNTHESIS OF ALUMINUM FERRO NICKEL ALLOYS AS CLADDING STRUCTURE MATERIAL FOR NUCLEAR FUEL ELEMENT. Study of aluminum-based alloy was done for the development of high density fuel cladding for research reactor.  This research  aims to know the phase structure, the hardness and termal properties and corrosion rate of fuel cladding after heat-treatment. AlFeNi alloy of synthesis with 1%Fe and 1%Ni was subjected to heat-treatment at 500oC. Mentioned temperatures heating will effect the phase structure, hardness and thermal. AlFeNi alloy of heat-treatment was carried out deformation process by hot rolling. In addition, AlFeNi alloy of heat-treatment was subjected to corrosion test by using autoclave at 75oC, 125oC and 175oC with varying time of 216, 432 and 648 hours. The phase structure analysis was done based on x-ray diffraction pattern. The hardness of AlFeNi  alloy was measurumed  by using Vicker methode. Heat capacity  was measurumed by differential scanning calorimetry. The microstructure observation was performed by optical metallography and SEM. Phase compounds element Analysis was observed with EDS. Corrosion rate was analyzed with gravimetric method. Results of diffraction pattern analysis indicated  the formation of phase compound at 500 oC. X-ray diffraction pattern showed tendency of the formation of q (FeAl3) phase  at 500oC. The hardness measurement results of AlFeNi alloy with heating at 500 oC was about 45 HV and after hot-rolling deformation increased to 51 HV. Results of heat-capacity analysis showed tend to relative stable up to 450 oC. Optical metallographic observation result showed the microstructure tend to grain structure was granular formed. The observation by SEM shows the microstructure of grain growth especially at the grain boundary region. Growth in the grain boundary region has been identified as compound formation of Ө (FeAl3) phase. AlFeNi alloys tend to be more resistant to heat effect and allow the thermal properties of AlFeNi alloys relatively stable. Corrosion rate tends to increase at a relatively high temperature at 175oC after time 400 hours. Keywords: Synthesis, AlFeNi alloy, Structure material, Cladding , Nuclear fuel element
TEMPERATUR TRANSFORMASI FASA SHAPE MEMORY ALLOY - TiNi HASIL PEMADUAN TEKNIK ARC-MELTING Elman Panjaitan; Sulistioso G.S; Sumaryo .
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 14, No 2 (2008): April 2008
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2008.14.2.2577

Abstract

ABSTRAK TEMPERATUR TRANSFORMASI FASA SHAPE MEMORY ALLOY - TiNi HASIL PEMADUAN TEKNIK ARC-MELTING. Penelitian temperatur transformasi fasa paduan TiNi hasil pemaduan  dengan menggunakan teknik arc-melting telah dilakukan pada komposisi Ti - 53% berat Ni. Paduan yang terbentuk dipanaskan pada temperatur 900oC yang didinginkan cepat pada temperatur 20oC dan 5oC yang selanjutnya dikenai aging  pada temperaur 400oC selama 1, 4 dan 16 jam. Pemaduan Ti-53% berat Ni dilakukan untuk memperoleh paduan shape memory alloys berbasis TiNi. Paduan TiNi dianalisis dengan menggunakan mikroskop optik, difraksi sinar X dan Simultan Thermal Analyser.  Penelitian ini bertujuan untuk mengetahui karakteristik paduan TiNi pada temperatur saat terjadi transformasi fasa martensit - austenit. Hasil penelitian menunjukkan bahwa pelat martensit berstruktur kristal BCT (body centre tetragonal) yang terbentuk pada temperatur kamar. Temperatur transformasi fasa martensit – austenit terjadi pada temperatur (162 ± 5)oC. Kata Kunci : Temperatur transformasi, shape memory alloy, arc-melting. ABSTRACT PHASE TRANSFORMATION TEMPERATURE OF SHAPE MEMORY ALLOY - TiNi PRODUCED BY ARC-MELTING TECHNIQUE. The observation of phase transformation temperature of TiNi alloys produced by arc-melting technique was carried out by alloying Ti – 53%w Ni. TiNi alloys were tempered at 900oC and then followed by quenching at 20oC and 5oC, and finally were aged at 400oC for 1, 4 and 16 hours. The Ti-53%w.Ni alloyed is applied to obtain a shape memory alloys base on TiNi. The TiNi sample was analyzed by optical microscope, X-ray diffraction and Simultaneous Symmetrical Thermoanalyzer (STA). The results show that the martensitic phase has a structure of BCT (Body Center Tetragonal) formed at room temperature. The phase transformation temperature from martensitic - austenitic phase was taken place at (162 ± 5)oC. Key Words : Transformation temperature, shape memory alloy, arc-melting.
PEMODELAN PERUBAHAN KONDUKTIVITAS PANAS PELAT TIPIS BAHAN-BAKAR DISPERSI U-Mo / Al SELAMA IRADIASI DALAM REAKTOR Suwardi Suwardi
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.2011.17.2.1102

Abstract

PEMODELAN PERUBAHAN KONDUKTIVITAS PANAS PELAT TIPIS BAHAN-BAKAR DISPERSI U-Mo / AlSELAMA DIIRADIASI DALAM REAKTOR. Perubahan konduktivitas termal sistem dispersi padat-padat U-Mo / Al selama diiradiasi diakibatkan oleh perubahan, timbul-berkembang-susut, pori dalam partikel paduan dan pori matriks oleh pembentukan lapisan reaksi antarfasa serta perubahan temperatur. Model memperhitungkan perpindahan panas arah ketebalan pelat dan mengabaikan perpindahan arah lebar maupun panjang pelat. Model menggunakan parameter struktur, rapat dan dimensi partikel maupun rapat dan dimensi pori pada partikel, konduktivitas bahan penyusun, serta variabel temperatur. Sesuai dengan pengamatan mikrografi, distribusi spasial subsistem disperse dianggap homogen-merata. Konduktivitas panas menyeluruh dimodelkan sebagai kebalikan dari kombinasi tahanan parallel dan serial antara sub-sistem disperse dan matriks dengan masing-masing sub-sistem terdiri dari 2 jenis struktur dispersi. Model dibandingkan dengan data pengukuran konduktivitas panas pelat pra dan pasca iradiasi, menunjukkan kesesuaian yang baik. Kata kunci : penghantaran panas, komposit matriks logam, pori, gelembung, dispersi. THERMAL CONDUCTIVITY MODELING OF DISPERSIVE FUEL U-Mo/Al PLATE DURING IN-REACTOR SERVICE. Changes in thermal conductivity of solid-solid dispersion system of U-Mo / Al due to changes caused by growing-shrinkage of pores in the alloy particles and the matrix pore by interface reaction layer formation and temperature. Model takes into account the heat transfer plate thickness direction and ignore the displacement direction of the width and length of the plate. Model uses structural parameters, as well as the particle dimensions and the dimensions of pores in the particles, the conductivity of the constituent materials, as well as variable temperature. In accordance with the micro-graphical observations, the spatial distribution of subsystems are considered homogeneous. Overall thermal conductivity is modeled as the inverse of a combination of parallel and serial resistance between sub-systems and the dispersion matrix with each sub-system consists of two types of dispersion structures. Model compared with measured thermal conductivity data both pre- and post-irradiation, indicating a good fit. Key words: thermal conductivity, metal matrix composites, pores, bubble, dispersion.
FABRIKASI MIKROSFIR UO2 MENGGUNAKAN TEKNIK AERASI Rachmawati, Meniek; Mutiara, Etty; Yulianto, Tri
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.2016.22.2.3089

Abstract

ABSTRAKFABRIKASI MIKROSFIR UO2 MENGGUNAKAN TEKNIK AERASI. Telah dikembangkan proses fabrikasi mikrosfir UO2 berdensitas rendah untuk umpan langsung proses peletisasi bahan bakar reaktor PHWR maju. Fabrikasi mikrosfir UO2 berdensitas rendah dilakukan dengan cara sol-gel menggunakan teknik aerasi pada sol/broth dengan metode eksternal dan tiga variasi cara gelasi. Pada teknik aerasi, broth disiapkan langsung digelasi tanpa didiamkan selama satu malam. Teknik aerasi merupakan kebalikan dari teknik deaerasi yang digunakan pada fabrikasi mikrosfir bahan bakar HTGR. Broth yang telah disiapkan dengan perbandingan mol NO3−/U antara 1,5 hingga 1,7 dengan pH larutan 1,6 dan viskositas antara 630-660cP langsung digelasi dengan tiga cara gelasi. Proses gelasi cara 1 dan cara 2 dilakukan dengan melewatkan broth pada dispersion nozzle berdiameter 1mm yang digetarkan dengan electromagnetic vibrator pada 150 Hz dengan media untuk droplet jatuh bebas yang berbeda sebelum masuk ke dalam larutan NH4OH, sedangkan gelasi dengan cara 3 dilakukan secara manual. Mikrosfir UO2 basah yang diperoleh dari ketiga cara gelasi di atas mendapat perlakuan panas yang sama yaitu dikeringkan pada temperatur 85 ºC dan 220 ºC masing-masing selama selama 1jam, dilanjutkan dengan proses kalsinasi mikrosfir UO2 selama 1 jam pada temperatur 500 ºC dalam media gas O2 dan direduksi pada temperatur 600 ºC dalam media campuran gas N2 dan H2 selama 1 jam. Mikrosfir UO2 hasil gelasi dengan cara 3 dipilih untuk disortir dan dikarakterisasi. Hasil karakterisasi memberikan data karakteristik mikrosfir UO2 berupa data diameter mikrosfir sebesar 900 µm, tap density 1,90 g/cm3 dan luas muka spesifik sebesar 6 m2/g. Hasil analisis dan hasil karakterisasi kemudian dibandingkan dengan data penelitian lain sehingga dapat disimpulkan bahwa penggunaan teknik aerasi pada broth menghasilkan mikrosfir UO2 berdensitas rendah yang memenuhi kriteria sebagai umpan langsung proses peletisasi bahan bakar PHWR maju dan PWR maju. Fabrikasi menggunakan teknik aerasi dengan gelasi cara 2 mempunyai peluang yang paling besar untuk menghasilkan mikrosfir UO2 dengan laju produksi yang tinggi dan karakteristik tertentu jika dilakukan pengaturan ulang pada laju dispersi dan durasi droplet jatuh bebas.Kata kunci: UO2, bahan bakar, sol-gel, mikrosfir, aerasi.ABSTRACTUO2 MICROSPHERE FABRICATION USING AERATION TECHNIQUE. It has been developed a fabrication process of low density UO2 microspheres for direct feed in pelletization process of PHWR advanced reactor fuel. The fabrication has been implemented by a sol-gel method using aeration technique on the sol / broth with external methods and three variations of gelation. In the aeration technique, broth is directly prepared in gelation mode without one night settling time. The aeration technique is the opposite of the deaeration technique, which is used in fabricating microspheres HTGR fuel. The broth which has been prepared with a mole ratio of NO3 / U between 1.5 to 1.7 with pH solution of 1.6 and viscosity between 630-660 cP directly to be gelated in three ways of gelation. The process of both gelation method 1 and method 2 is implemented by passing through the broth to a dispersion nozzle with 1 mm of diameter which is vibrated by an electromagnetic vibrator at 150 Hz with medium for free fall droplet differently before entering into a solution of NH4OH, while the gelation method 3 implemented manually. The wet UO2 microspheres derived from the three ways of gelation above are treated by heating process at the same way that is dried at a temperature of 85 ºC and 220 ºC each respectively for 1 hour, followed by a calcination process of microspheres UO2 for 1 hour at a temperature of 500 ºC in gaseous medium of O2 and a reduction process at a temperature of 600 ºC in gaseous mixture of N2 and H2 medium for 1 hour. The UO2 microspheres gelation of method 3 are chosen to be sorted and characterized. The characterization results provide the characteristics data of UO2 microspheres in the form of microspheres diameter of 900 μm, tap density of 1.90 g/cm3 and specific surface area of 6 m2/g. The results of the analysis and characterization are then compared to other data of other research so that it can be concluded that the use of such an aeration technique on the broth can produce low density UO2 microspheres that qualify as direct feed for fuel pelletization process of the advanced PHWR and advanced PWR. The fabrication using the aeration technique with gelation method 2 has the greatest opportunity to produce UO2 microspheres with a high production rate and certain characteristics if it is implemented by resetting the rate of dispersion and the free fall droplet duration.Keywords: UO2 , fuel, sol-gel, microsphere, aeration.

Page 16 of 29 | Total Record : 288

 14   15   16   17   18 

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