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
 15   16   17   18   19 
ANALISIS TERMOHIDROLIKA ELEMEN BAKAR UJI U-7Mo/Al dan U-6Zr/Al di RSG-GAS MENGGUNAKAN COOLOD-N2, NATCON dan CFD-3D Endiah Puji Hastuti; Muhammad Subekti
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.2013.19.1.2277

Abstract

ANALISIS TERMOHIDROLIKA ELEMEN BAKAR UJI U-7Mo/Al dan U-6Zr/Al di RSG-GASMENGGUNAKAN COOLOD-N2, NATCON dan CFD-3D. Pusat Teknologi Bahan Bakar NuklirPTBN-BATAN melalui litbang bahan bakar densitas tinggi menggunakan uranium pengayaanrendah (<20% U235), merencanakan uji iradiasi elemen bakar uji (EBU) U-7Mo dan U-6Zr/Al diRSG-GAS. Posisi iradiasi G-7 dipilih dengan pertimbangan akan memberikan dampak perubahanreaktivitas minimum. Analisis keselamatan termohidrolika pada kondisi tunak (steady state) dankonveksi alam dilakukan pada daya 30 MW dan daya operasional 15 MW. Program komputasisatu dimensi COOLOD-N2 dan NATCON masing masing digunakan untuk menghitung parametertermohidrolika pada kondisi konveksi paksa dan konveksi alam, sedangkan program komputasidinamika fluida tiga dimensi (CFD-3D) FLUENT untuk memberikan visualisasi parametertermohidrolika. Hasil verifikasi perhitungan FLUENT dengan COOLOD-N2 diperoleh deviasiantara 2,78% hingga 13,92%. Batas keselamatan EBU U-7Mo/Al dan U-6Zr/Al yang diiradiasipada daya 15 MW maupun 30 MW memenuhi batas keselamatan sesuai dengan yangdipersyaratkan di dalam Laporan Analisis Keselamatan RSG-GAS.Kata kunci: elemen bakar uji, pelat elemen bakar U-7Mo/Al, pelat elemen bakar U-6Zr/Al,COOLOD-N2,NATCON, CFD-3D FLUENT.THERMALHYDRAULIC ANALYSIS of U-7Mo/Al and U-6Zr/Al EXPERIMENTAL FUELELEMENT in RSG-GAS BY USING COOLOD-N2, NATCON and CFD-3D.The Center forNuclear Fuel Technology BATAN through research and development of low-enriched uraniumfuel (<20% U235) has a plan for irradiating experimental fuel element plates of U-7Mo andU-6Zr/Al in RSG-GAS. G-7 irradiation position is therefore selected with a consideration to giveminimum reactivity changes. Thermal hydraulics safety analysis at steady state and freeconvection is performed on the power of 30 MW and 15 MW. One-dimensional computationalprograms, COOLOD-N2 and NATCON, are used to calculate thermal hydraulics parameters inconditions of forced and free convection, while three-dimensional computational fluid dynamicFLUENT is used to provide visualization of thermal hydraulics parameters. The comparison of COOLOD-N2 and FLUENT calculation results shows a deviation between 2.78% to 13.92%.Safety margin of U-7Mo and U-6Zr/Al irradiated at 15 MW and 30 MW meet the safety marginrequired in the RSG-GAS Safety Analysis Report.Keywords: experimental fuel element, U-7Mo/Al fuel element plate, U-6Zr/Al fuel element plate,COOLOD-N2, NATCON, CFD-3D FLUENT.
DESTRUKSI ASAM NITRAT DALAM EFLUEN PROSES DENGAN MENGGUNAKAN BERMACAM-MACAM DESTRUKTAN Ghaib Widodo; Bambang Herutomo
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 16, No 4 (2010): Oktober 2010
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2010.16.4.2420

Abstract

ABSTRAK DESTRUKSI ASAM NITRAT DALAM EFLUEN PROSES DENGAN MENGGUNAKAN BERMACAM-MACAM DESTRUKTAN. Telah dilakukan percobaan destruksi  asam nitrat dalam efluen proses menggunakan aneka destruktan. Tujuan percobaan ini yaitu agar konsentrasi asam nitrat dalam efluen proses yang berada di IEBE (Instalasi Elemen Bakar Eksperimental) menurun, sehingga dapat diumpankan dan memenuhi syarat proses ekstraksi/stripping. Ke empat destruktan dipakai sebagai parameter  yaitu formaldehida, asam formiat, sukrosa/gula, dan etanol. Proses percobaan dimulai volume destruktan dari 4, 6, 8, 10, hingga 12 mL (interval volume 2 mL), kemudian dimasukkan  ke dalam efluen yang mengandung asam nitrat tinggi, pada suhu 98oC. Gas NOx (NO2, NO, N2O, N2) dan gas CO2 (kalau timbul)   yang ke luar dari proses destruksi  ditrap ke labu berisi aquades secara bertingkat.  Hasil percobaan diperoleh konsentrasi asam nitrat terbaik diperoleh sebesar 3,54 M dengan destruktan yang cocok adalah formaldehida. Kata Kunci : Destruksi, asam nitrat, formaldehida, asam formiat, sukrosa, etanol.   ABSTRACT DESTRUCTION NITRIC ACID IN THE EFFLUENT PROCESS USING WITH VARIOUS DESTRUCTANS. The experiment have been destruction nitric acid in the effluent process with destructans. Tujuan experiment is the concentrasion nitric acid in  the effluent process in EFEI (Elemen Fuel Experimental Installation) droup out, so that fresh feed and processes extraction/stripping. Fours at destructans a carry out that parameter is formaldehyde, formic acid, sucrossa, dan ethanol. Start experiment processes volume destructan from 4, 6, 8, 10, so 12 mL (interval volume 2 mL), kemudian dimasukkan  ke dalam efluen yang mengandung asam nitrat tinggi, pada suhu 98oC. The NOx gas (NO2, NO, N2O, N2) dan CO2 (if timbul) gas   yang ke luar dari proses destruksi  ditrap ke labu berisi aquades secara bertingkat.  Hasil percobaan diperoleh konsentrasi asam nitrat terbaik diperoleh sebesar 3,54 M dengan destruktan formaldehida. Keyword : Destruction, nitric acid, formaldehyde, formid acid, sucrossa, ethanol.
Perilaku Elektrokimia Baja Tahan Karat SS 316 Dalam Media Nano Fluida Hadi Prajitno, Djoko; Setiawan, Jan
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.2019.25.1.5053

Abstract

PERILAKU ELEKTROKIMIA BAJA TAHAN KARAT SS 316 DALAM MEDIA NANO FLUIDA. Korosi merupakan permasalahan umum yang sering terjadi pada logam dan paduannya. Metode pengujian secara elektrokimia merupakan salah satu metode yang tepat untuk mempelajari korosi logam dan paduannya dalam lingkungan tertentu. Pada penelitian ini dilakukan evaluasi baja tahan karat SS 316 dalam media air demin dan nano fluida yang mengandung partikel nano ZrO2 dengan metode elektrokimia. Potensial korosi, polarisasi Tafel, dan Electrochemical Impedance Spectroscopy (EIS) digunakan untuk mempelajari perilaku elektrokimia baja tahan karat SS 316 dalam media air demin dan nano fluida dengan variasi waktu perendaman selama 10, 60 dan 120 menit.  Hasil pengukuran terhadap potensial korosi baja tahan karat SS 316 dalam media air demin dan nanofluid menunjukkan peningkatan seiring dengan bertambahnya waktu perendaman. Hasil pengukuran konstanta Tafel anodik pada baja tahan karat SS 316 dalam media air demin dan nano fluida menunjukkan bahwa nilai konstanta Tafel naik dengan dengan bertambahnya waktu perendaman. Hasil analisis polarisasi Tafel ditunjukkan bahwa laju korosi baja tahan karat SS 316 dalam media air demin dan nanofluid tidak terlihat perbedaan yang berarti dan laju korosi cenderung turun seiring dengan bertambahnya waktu perendaman.  Hasil analsis dengan EIS pada baja tahan karat SS 316 menunjukkan bahwa nilai impedance yang tinggi dalam media nano fluida sehingga memiliki laju korosi yang rendah bila dibandingkan dalam media air demin. Analisis dengan difraksi sinar X (X-RD) menunjukkan bahwa fasa utama pada baja tahan karat SS 316 hasil pengujian korosi dalam media air demin dan nano fluida adalah γ-austenit. Baja tahan karat SS 316 mempunyai ketahanan korosi yang tinggi dalam media air demin dan nano fluida dengan laju korosi di bawah 1 MPY.Kata kunci: SS 316, korosi,  ZrO2, nano fluida, metode EIS
PERILAKU SERBUK UO2 HASIL PROSES ADU, AUC, IDR DAN MODIFIED ADU SELAMA PROSES PENYINTERAN MENGGUNAKAN DILATOMETER Tri Yulianto; Etty Mutiara
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.2008.14.4.2568

Abstract

ABSTRAK PERILAKU SERBUK UO2 HASIL PROSES ADU, AUC, IDR DAN MODIFIED ADU SELAMA PROSES PENYINTERAN MENGGUNAKAN DILATOMETER. Telah dilakukan penelitian perilaku serbuk UO2 selama penyinteran. Pengamatan perilaku serbuk tersebut dilakukan terhadap empat macam serbuk UO2 yang diperoleh dari jalur proses yang berbeda yaitu rute ADU, AUC, IDR dan Modified ADU. Hal ini bertujuan untuk menentukan serbuk UO2 yang mempunyai mampu sinter yang baik tanpa perlakuan pengkondisian awal terhadap serbuk tersebut. Dengan demikian proses penyinteran dapat dilakukan pada temperatur yang lebih rendah dan waktu lebih singkat sehingga biaya proses peletisasi dapat ditekan. Untuk pengamatan perilaku serbuk selama penyinteran tersebut disiapkan pelet dari masing-masing serbuk yang dikompakkan pada tekanan 3ton/cm2 untuk cetakan berdiameter 10,34 mm. Sebelum dilakukan pengompakan, keempat macam serbuk UO2 tersebut dikarakterisasi untuk mendapatkan data ukuran serbuk rata-rata dan luas muka serbuk. Penelitian ini dilakukan menggunakan tungku sinter yang dilengkapi dilatometer dengan memvariasikan temperatur sinter dengan tiga variasi (1450 oC, 1600 oC dan 1750 oC) untuk penyinteran dengan waktu sinter 4 jam. Hasil pengamatan berupa kurva dilatometer, densitas geometri dan mikrograf SEM pelet sinter yang selanjutnya diolah untuk menentukan mampu sinter masing-masing serbuk. Berdasarkan olahan data hasil pengamatan dapat disimpulkan bahwa serbuk modified ADU mempunyai mampu sinter yang paling baik yang ditandai dengan laju penyusutan pelet yang tinggi selama penyinteran sehingga mampu mencapai densitas akhir dan ukuran butir sesuai persyaratan pada temperatur sinter lebih rendah dan waktu sinter yang lebih singkat. Kata kunci: serbuk UO2, mampu sinter, ukuran serbuk, luas muka,densitas, dilatometer.   ABSTRACT THE BEHAVIOR OF UO2 POWDER FROM ADU, AUC, IDR AND MODIFIED ADU PROCESSES DURING SINTERING USING DILATOMETER. Research on the behavior of UO2 powder during sintering has been performed. Observation of the powder behavior is conducted on four types of UO2 powder prepared from ADU, AUC, IDR and Modified ADU routes. The purpose is to determine UO2 powder that has good sinterability without pre-conditioning treatment on the powder. Thus the sintering process can be carried out at lower temperature and shorter time that will minimize the cost of pelletization process. To observe powder behavior during sintering, pellets from each type of powder are prepared by means of compacting at a pressure of 3 ton/cm2 for die of 10.34 mm in diameter.The investigation is performed using sintering furnace that is equipped with a dilatometer and varying sintering temperature with three variation (1450 oC, 1600 oC and 1750 oC)  for hold time of 4 hours. Before compaction, the UO2 powders are characterized to obtain the average powder size and surface area. Result of the observation are dilatometer curves, pellet density and SEM micrographs of the sintered pellets which are further processed to determine the sinterability of powder. It is concluded that Modified ADU powder has the best sinterability indicated by the activeness and high shrinkage rate during sintering that allow the powder to achieve high final density and grain size as specified at lower sintering temperature and shorter sintering time. Keyword : UO2 powder, sinterability, powder size, surface area, density, dilatometer.
PENGARUH PEMADU Mo PADA KEKUATAN MEKANIK DAN KETAHANAN KOROSI PADUAN Zr-1% Sn-1% Nb-1% Fe . Sugondo
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.2011.17.3.678

Abstract

PENGARUH PEMADU Mo PADA KEKUATAN MEKANIK DAN KETAHANAN KOROSI PADUAN Zr-1% Sn-1% Nb-1% Fe. Penelitian paduan Zr-1%Sn-1%Nb-1%Fe-(x)%Mo telah dilakukan. Ingot disiapkan dengan teknik busur listrik. Analisis kimia dilakukan dengan XRF, metalografi dengan mikroskop optik, uji kekerasan dengan kekerasan mikro vickers, dan uji korosi dengan autoclave.  Tujuan penelitian ini membuat paduan Zr-1%Sn-1%Nb-1%Fe-(x)%Mo  dengan memvariasikan penambahan Mo dengan berbagai komposisi, membandingkan pengaruh kandungan Mo terhadap karakteristik logam paduan Zr-1%Sn-1%Nb-1%Fe meliputi mikrostuktur, homogenitas komposisi, kekuatan mekanik dan ketahanan korosi uap air, dan menentukan kandungan Mo yang paling optimal pada paduan Zr-1%Sn-1%Nb-1%Fe-(x)%Mo  untuk pembuatan kelongsong bahan bakar nuklir yang memiliki ketahanan korosi dan kekerasan yang tinggi. Hasil yang diperoleh adalah sebagai berikut: Pemadu Mo dapat memperhalus butir pada konsentrasi 0,1%-0,3% dan lebih besar dari pada konsentrasi itu dapat memperbesar butir. Kekerasan paduan Zr-1%Sn-1%Nb-1%Fe-(x)%Mo  dikendalikan oleh flaw atau dislokasi, interstisi unsur pemadu yang lebih keras, kelarutan padat unsur pemadu, dan terbentuknya fasa kedua ZrMo2. Laju korosi paduan Zr-1%Sn-1%Nb-1%Fe-(x)%Mo dikendalikan oleh adanya fasa kedua ZrMo2. Konsentrasi Mo 0,3 % pada paduan Zr-1%Sn-1%Nb-1%Fe-(x)%Mo ini paling baik untuk pembentukan fasa kedua. Konsentrasi Mo antara 0,3-0,5 % pada paduan Zr-1%Sn-1%Nb-1%Fe-(x)%Mo baik untuk pembentukan presipitat dan kelarutan padat. Kata Kunci: paduan Zr-1%Sn-1%Nb-1%Fe-(x)%Mo, ketahanan korosi, kekuatan mekanik.   EFFECT OF ALLOYING MO ON MECHANICAL STRENGTH AND CORROSION RESISTANCE OF Zr-1% Sn-1% Nb-1% Fe alloy. It had been done research on Zr-1%Sn-1%Nb-1%Fe-(x)%Mo alloy. The ingot was prepared by means of electrical electrode technique.  The chemical analysis was identified by XRF, the metallography examination was perform by a optical microscope,  the hardness test was done by Vickers microhardness, and the corrosion test was done in autoclave.  The obyective of this research were  making Zr-1%Sn-1%Nb-1%Fe-(x)%Mo alloy with Mo concentration; comparing effect of Mo concentration to metal characteristics of Zr-1%Sn-1%Nb-1%Fe which covered microstructure; composition homogeneity, mechanical strength; and corrosion resistance in steam, and determining the optimal Mo concentration in Zr-1%Sn-1%Nb-1%Fe-(x)% Mo alloy for nuclear fuel cladding which had corrosion resistance and high hardness. The results were as follow: The alloying Mo refined grains at concentration in between0,1%-0,3% and the concentration more than that could coarsened grains. The hardness of the Zr-1%Sn-1%Nb-1%Fe-(x)%Mo alloy was controlled either by the flaw or the dislocation, the interstition of the harder alloying element, the solid solution of the alloying element and the second phase formation of ZrMo2.  The corrosion rate of the Zr-1%Sn-1%Nb-1%Fe-(x)%Mo alloy was controlled by the second phase of ZrMo2. The 0.3% Mo consentration in Zr-1%Sn-1%Nb-1%Fe-(x)%Mo alloy was the best for second phase formation. The Mo concentration in between 0,3-0,5 % in Zr-1%Sn-1%Nb-1%Fe-(x)%Mo alloy was good for the second phase formation and the solid solution. Keywords: Zr-1%Sn-1%Nb-1%Fe-(x)%Mo alloy, mechanical strength, corrosion resistance,
PERBANDINGAN HASIL ANALISIS BAHAN BAKAR U-Zr DENGAN MENGGUNAKAN TEKNIK XRF DAN SSA Masrukan .; Rosika K .
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 14, No 1 (2008): Januari 2008
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2008.14.1.2837

Abstract

ABSTRAK PERBANDINGAN HASIL ANALISIS  BAHAN BAKAR U-Zr DENGAN MENGGUNAKAN  TEKNIK XRF DAN SSA. Komparasi teknik  analisis  perlu dilakukan agar  diperoleh hasil analisis  yang lebih akurat. Perconbaan ini bertujuan menguasai teknologi pembuatan paduan U-Zr dan teknik analisis komposisi.  Paduan U-Zr dibuat dengan cara memadukan unsur  uranium (U) dan zirkonium (Zr) yang dilebur di dalam tungkur bermedia argon serta didinginkan dengan air.   Pemaduan dilakukan pada  variasi konsentrasi unsur  Zr sebesar:  2%, 6%, 10% dan 14%.  Hasil leburan  dianalisis komposisi yang terjadi dengan menggunakan teknik XRF dan SSA. Penelitian ini bertujuan untuk menentukan teknik analisis yang akurat.  Hasil analisis komposisi  dengan menggunakan tehnik XRF menghasilkan  rata-rata hasil analisis untuk semua sampel uji  mempunyai perbedaan  cukup besar (> 5 %). Sebagai contoh, untuk sampel uji yang direncanakan 2%, diperoleh hasil analisis sebesar 1,151 %  (mempunyai perbedaan sebesar 42,45%). Demikian pula untuk sampel uji yang lain, tetapi perbedaan hasil uji dengan yang direncanakan semakin berkurang bila  unsur Zr semakin besar.   Sementara itu, hasil analisis komposisi  dengan menggunakan  teknik SAA menunjukkan bahwa,  komposisi hasil   peleburan mendekati komposisi yang direncanakan. Sebagai contoh untuk sampel  uji  yang direncanakan sebesar  2% Zr, diperoleh   hasil analisis   unsur Zr sebesar 1.9861%.  Untuk prosentasi yang lain (6%, 10% dan 14%) memberikan hasil yang tidak  jauh berbeda dari yang direncanakan. Secara keseluruhan, hasil rata-rata analisis dengan  menggunakan teknik SSA  mempunyai perbedaan tidak lebih dari 5% dari   yang direncankan. Selain unsur Zr terdapat pula unsur pengotor,  antara lain : unsur Al, Ca, Co, Cu, Fe, Mg dan Zn, tetapi masih dalam batas  spesifikasi  sebagai bahan bakar nuklir. Dari kedua teknik analisis untuk menentukan komposisi paduan U-Zr tersebut, teknik SSA  memberikan hasil yang lebih akurat. Kata kunci:  Komparasi, SSA, XRF dan U-Zr. ABSTRACT COMPARATION OF U-Zr FUEL ANALYSIS RESULT BY XRF AND AAS TECHNIQUES. Coparation study of  U-Zr fuel analysisresult  by using XRF and SSA techniques has been done. Comparation of analysis is needed  to obtain more accurate analysis results. U-Zr alloy was  made by alloying uranium (U) and zirkonium (Zr) in a  furnace in argon  medium and cooled with water. Alloying process was done at Zr concentration variation of 2%, 6%, 10% and 14%. The molten alloys were analyzed for  the composition by SSA and XRF  techniques. The composition analysis by XRF showed great difference of result more than  5%,  when compared to that of the actual concentratuon. For example, for the sampel of 2%, the analysis result was  1,151 %, which differed at  42,45 %. This trend also occured with other samples, but the difference decreased with increasing Zr concentration. Meanwhile,  the analysis by SSA technique indicated that  the measured composition was not significantly different from the actual composition. For example, for the sampel of  2 % Zr, the measured content of Zr was 1.9861%. For other samples, i.e.  6%, 10% and 14%, showed no significant difference from the actual composition. In general, the result of analysis by using SSA technique showed  difference from the actual concentration but not more than 5%. Beside Zr  there were also other  pollutants, i.e. Al, Ca, Co, Cu, Fe, Mg And Zn, but the amount of them were still within specificaton for nuclear fuel. Comparing these two analysis techniques,  SSA gave more accurate results. Key word: Comparation, XRF, SSA and U-Zr.
Pengaruh Densitas Uranium Terhadap Umur Bahan Bakar Nuklir di Dalam Reaktor RSG-GAS Ditinjau Dari Aspek Neutronik Octadamailah, Saga; Supardjo, Supardjo
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 23, No 2 (2017): Juni 2017
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2017.23.2.3550

Abstract

Reaktor Serba Guna G.A. Siwabessy (RSG-GAS) Serpong merupakan reaktor nuklir tipe Material Testing Reactor (MTR). Reaktor ini awalnya dioperasikan menggunakan bahan bakar dispersi U3O8/Al pengkayaan uranium 19,75 % 235U dengan densitas uranium 2,96 gU/cm3. Bahan bakar U3Si2/Al densitas 2,96 gU/cm3 telah berhasil diproduksi dan digunakan sebagai bahan bakar RSG-GAS menggantikan bahan bakar U3O8/Al, sedangkan penelitian bahan bakar berbasis UMo/Al dengan densitas 7 gU/cm3 juga telah diperoleh dalam bentuk pelat mini. Penelitian tentang bahan bakar densitas tinggi masih berfokus pada proses pabrikasi, sedangkan perhitungan tentang umur atau masa pakai (lifetime) dan korelasinya dengan burn up bahan bakar belum banyak dilakukan. Berkaitan dengan hal tersebut, pada penelitian ini dilakukan perhitungan umur bahan bakar dan korelasinya terhadap burn up  menggunakan pasangan program ORIGEN dan MCNP. Program ORIGEN digunakan untuk mensimulasikan proses waktu iradiasi, sehingga diperoleh data produk fisi dan uranium sisa (235U tidak mengalami reaksi fisi). Sementara itu, program MCNP digunakan untuk menghitung kritikalitas di dalam teras reaktor. Waktu iradiasi digunakan untuk perhitungan umur bahan bakar, sedangkan kritikalitas digunakan untuk mengetahui burn up maksimal untuk bahan bakar U3Si2/Al dan UMo/Al. Hasil perhitungan menunjukkan bahwa peningkatan densitas uranium berdampak kepada bertambahnya lama iradiasi di dalam reaktor dan burn up bahan bakar. Waktu yang dibutuhkan untuk mencapai burn up 56 % masing masing bahan bakar U3O8/Al; U3Si2/Al, dan U-7Mo/Al selama 188 hari, 292 hari, dan 420 hari. Peningkatan densitas uranium menyebabkan bahan bakar U3O8/Al mampu mencapai burn up 56 %, sedangkan U3Si2/Al dan U-7Mo/Al dapat mencapai nilai burn up sebesar 68,97 % dan 76,76 %. Meningkatnya umur (lifetime) dan burn up bahan bakar berdampak kepada meningkatkan efisiensi bahan bakar di dalam reaktor.Kata kunci: densitas uranium, umur bahan bakar, burn up, reaktor riset, neutronik.
PEMBUATAN ISOTOP 137Cs SEBAGAI SUMBER RADIASI GAMMA UNTUK DIGUNAKAN DALAM INDUSTRI Aslina Br.Ginting; Dian Anggraini; Arif Nugroho; Rosika Kriswarini; Gatot Wurdiyanto; Hermawan .
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 20, No 3 (2014): Oktober 2014
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2014.20.3.2392

Abstract

ABSTRAK PEMBUATAN ISOTOPCs SEBAGAI SUMBER RADIASI GAMMA UNTUK DIGUNAKAN DALAM INDUSTRI. Dalam melakukan uji pasca iradiasi pelat elemen bakar (PEB) U3Si2-Al banyak larutan hasil pengujian bahan bakar nuklir yang disimpan di dalam hotcell dengan keaktifan yang sangat tinggi. Larutan tersebut mengandung isotop 137Cs, uranium serta transuranium yang mempunyai waktu paroh panjang dan berbahaya bagi lingkungan. Namun limbah hasil pengujian tersebut memiliki nilai ekonomis tinggi karena dapat dimanfaatkan sebagai   bahan baku untuk pembuatan sumber radiasi sinar gamma isotop  137Cs. Hal ini dapat membantu bidang industri dalam memenuhi kebutuhan sumber radioaktif dalam negeri karena selama ini  kebutuhan isotope 137Cs di Indonesia masih tergantung dari industri luar negeri. Selain itu, pengadaan dan transportasi isotope 137Cs dari luar negeri serta dalam penggunaannya memerlukan persyaratan yang cukup ketat karena harus mendapat izin persetujuan dari Badan Pengawas Tenaga Nuklir Nasional (BAPETEN), sehingga menyebabkan harga isotope 137Cs menjadi mahal sampai di Indonesia. Dengan alasan tersebut, BATAN sebagai lembaga litbang  nuklir di Indonesia perlu mempelajari pembuatan sumber radiasi gamma isotop  137Cs dari larutan hasil pengujian bahan bakar nuklir U3Si2-Al pasca iradiasi. Manfaat isotope 137Cs sangat luas antara lain digunakan dalam menganalisis sampel lingkungan, industri migas, konstruksi, radiografi, perikanan, rumah sakit dan pertambangan. Pembuatan sumber radiasi gamma isotope 137  Cs dimulai dari pengumpulan limbah hasil pengujian PEB U3Si2-Al. Limbah larutan hasil pengujian mengandung isotope 137Cs dan isotop lainnya dikumpulkan menjadi satu dalam botol yang tahan radiasi. Pemungutan isotope 137Cs dari hasil fisi lainnya dilakukan dengan metode penukar kation menggunakan zeolit Lampung. Hasil pemungutan diperoleh padatan 137Cs-zeolit dalam fasa padat dan isotop lainnya berada dalam fasa cair. Padatan 137Cs-zeolit kering kemudian kemudian ditimbang dan diukur aktivitasnya menggunakan spektrometer-. Untuk menjadi sumber radiasi gamma 137Cs, padatan  137Cs-zeolit akan dikemas dengan cara memasukkan ke dalam wadah tertutup (shield source) berbentuk kapsul dari stainless steel oleh PTKMR. ABSTRACTMANUFACTURING OF CS ISOTOP AS GAMMA SOURCE FOR USING IN INDUSTRY. In the post-irradiation examination of fuel element plate (PEB) U3Si2-Al), a solution of high activity as a result of testing nuclear fuel stored in hotcell with enough volume. The solution can not bediscarded as waste because it still contains fission isotopes such as 137Cs, uranium andtransuranium, which has a long half life and dangerous for the environment. This can help theindustry in order to fulfill the needs of a radioactive source in Indonesia, because until now  137Csisotope is derived from foreign industries. In addition, the procurement and transportation ofIsotopes 137Cs require stringent requirements, because they have to get permission from theNational Nuclear Energy Agency (BAPETEN), thus causing the price of high activity 137Cs isotopes becomes expensive to Indonesia. For these reasons, BATAN as nuclear R & D institutions in Indonesia need to study make isotopes 137Cs gamma radiation source, which is contained in the waste from spent fuel test results U3Si2-Al. Isotope C137s can be used very widely, such as in the analysis of environmental samples, the oil and gas industry, construction,radiography, fisheries, hospitals, and mining. Making isotope 137Cs gamma radiation sourcestarting from the collection of waste from the test results PEB U3Si2-Al. Waste solution was collected in a bottle that is resistant to radiation. Collection of 137Cs isotopes of other fission carried out using the method of cation exchange with zeolite Lampung. The results of separation are 137 Cs-zeolite in the solid phase and the other isotopes are in the liquid phase. 137Cs-zeolite solid is then dried and then weighed and measured its activity using a spectrometer-g.137Cs-zeolite solids then packed in sealed containers (shield source) capsule-shaped stainless steel by PTKMR. Keywords: process waste of PEB U3Si2-Al, gamma radioactive, isotope  zeolite Lampung and industry
EVALUATION OF RADIATION DOSE RATE OF RSG-GAS REACTOR Hamzah, Amir; Adrial, Hery; Subiharto, Subiharto
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 24, No 3 (2018): Oktober, 2018
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2018.24.3.4909

Abstract

EVALUATION OF RADIATION DOSE RATE OF RSG-GAS REACTOR. The RSG-GAS reactor has been operated for 30 years. Since the nuclear reactor has been operated for a long time, aging process on its components may occur. One important parameter for maintaining the safety level of the RSG-GAS reactor is to maintain radiation exposure as low as possible, especially in the working area. The evaluation results should be able to demonstrate that the radiation exposure of the RSG-GAS is still safe for workers, communities and the surrounding environments. The purpose of this study is to evaluate radiation exposure in the working area to ensure that the operation of RSG-GAS is still safe for the next 10 years. The scope of this work is confirming the calculation results with the measured radiation dose in the RSG-GAS reactor working area. Measurement of radiation exposure is done by using the installed equipments at some points in the RSG-GAS working area and a portable radiation exposure measurement equipment. The calculations include performance of a modeling and analysis of dose rate distribution based on the composition and geometry data of RSG-GAS by using MCNP.  The analysis results show that the maximum dose rate at Level 0 m working area of RSG-GAS reactor is 3.0 mSv/h with a deviation of 6%, which is relatively close to the measurement value. The evaluation results show that the dose rate in RSG-GAS working area is below the limit value established by the Nuclear Energy Regulatory Agency of Indonesia (BAPETEN) of 10 mSv/h (for the average effective dose of 20 mSv/year). Therefore, it is concluded that the dose rate in RSG-GAS working area is safe for personnel..Kata kunci: dose rates, RSG-GAS, radiation safety, MCNP.
PEMBUATAN SUMBER RADIASI GAMMA 137Cs DENGAN AKTIVITAS 20 mCi DARI PEB U3Si2-Al PASCA IRADIASI DALAM CONTAINER STAINLESS STEEL Aslina Br. Ginting; Yanlinastuti Yanlinastuti; Noviarty Noviarty; Boybul Boybul; Arif Nugroho; Dian Anggraini; Rosika Kriswarini; Sriyono Sriyono; Moch Subechi; Gatot Wurdiyanto; Hermawan Hermawan
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 21, No 3 (2015): Oktober 2015
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2015.21.3.2463

Abstract

ABSTRAKPEMBUATAN SUMBER RADIASI GAMMA ISOTOP 137Cs DENGAN AKTIVITAS 20 mCi DARI PEB U3Si2-Al PASCA IRADIASI DALAM CONTAINER STAINLESS STEEL. Kegiatan uji pasca iradiasi pelat elemen bakar (PEB) U3Si2-Al banyak menghasilkan larutan dengan keaktifan yang sangat tinggi. Larutan tersebut mengandung isotop 137Cs, uranium serta transuranium yang mempunyai waktu paroh panjang dan berbahaya bagi lingkungan. Namun larutan tersebut memiliki nilai ekonomis tinggi karena dapat dimanfaatkan sebagai bahan baku untuk pembuatan sumber radiasi sinar gamma isotop 137Cs. Hal ini dapat membantu bidang industri dalam memenuhi kebutuhan sumber radioaktif dalam negeri karena selama ini kebutuhan isotop 137Cs di Indonesia masih tergantung dari industri luar negeri. Selain itu, pengadaan dan transportasi isotop 137Cs dari luar negeri serta dalam penggunaannya memerlukan persyaratan yang cukup ketat dari Badan Pengawas Tenaga Nuklir Nasional (BAPETEN), sehingga menyebabkan harga isotop 137Cs menjadi mahal sampai di Indonesia. Dengan alasan tersebut, BATAN sebagai lembaga litbang nuklir di Indonesia perlu mempelajari pembuatan sumber radiasi gamma isotop 137Cs dari larutan hasil pengujian bahan bakar nuklir U3Si2-Al pasca iradiasi. Manfaat isotop 137Cs sangat luas antara lain digunakan dalam menganalisis sampel lingkungan, industri migas, konstruksi, radiografi, perikanan, rumah sakit dan pertambangan. Pembuatan sumber radiasi gamma isotop 137Cs dimulai dari pengumpulan larutan hasil pengujian PEB U3Si2-Al. Larutan larutan hasil pengujian mengandung isotop 137Cs dan isotop lainnya dikumpulkan menjadi satu dalam botol dengan volume 65 mL. Pemisahan isotop 137Cs dari hasil fisi lainnya dilakukan dengan metode penukar kation menggunakan zeolit Lampung dengan berat 45 gr. Hasil pemisahan diperoleh 137Cs-zeolit dalam fasa padat dan isotop lainnya berada dalam fasa cair. Padatan137Cs-zeolit kering kemudian kemudian ditimbang dan diukur aktivitasnya menggunakan spektrometer-g. Hasil analisis dengan spektrometer-g diperoleh aktivitas padatan 137Cs-zeolit sebesar 20 mCi. Untuk menjadi sumber radiasi gamma 137Cs, padatan 137Cs-zeolit dengan aktivitas 20 mCi dikemas dengan cara memasukkan ke dalam inner-outer capsule terbuat dari stainless steel yang telah dirancang sebelumnya. Container stainless steel diproses menjadi sumber radiasi gamma tertutup (shield source) untuk selanjutnya disertifikasi oleh PTKMR-BATAN sebagai lembaga kalibtrator bahan radioaktif di BATAN.Kata kunci: Larutan proses PEB U3Si2-Al, radioaktif gamma, isotop 137Cs, penukar kation, zeolit Lampung dan container. ABSTRACTMANUCFACTURING OF 137Cs GAMMA RAY SOURCE WITH ACTIVITY 20 mCi FROM PEB U3Si2-Al POST IRRADIATION IN STAINLESS STEEL CONTAINER. In the post-irradiation examination of fuel element plate (PEB) U3Si2-Al), a solution of high activity as a result of testing nuclear fuel stored in hotcell with enough volume. The solution can not be discarded as waste because it still contains fission isotop such as137Cs, uranium and transuranium, which has a long half life and dangerous for the environment. This can help the industry in order to fulfill the needs of a radioactive source in Indonesia, because until now 137Cs isotope is derived from foreign industries. In addition, the procurement and transportation of isotopes 137Cs require stringent requirements, because they have toget permission from the National Nuclear Energy Agency (BAPETEN), thus causing the price of high activity 137Cs isotopes becomes expensive to Indonesia. For these reasons, BATAN as nuclear R&D institutions in Indonesia need to study make isotopes 137Cs gamma radiation source, which is contained in the waste from spent fuel test results U3Si2-Al. Isotope 137Cs can be used very widely, such as in the analysis of environmental samples, the oil and gas industry, construction, radiography, fisheries, hospitals, and mining. Making isotope 137Cs gamma radiation source starting from the collection of waste from the test results PEB U3Si2- Al. Waste solution was collected in a bottle with volume 65 mL. Collection of 137Cs isotopes of other fission carried out using the method of cation exchange with weight 45 gr of zeolite Lampung. The results of separation are 137Cs-zeolite in the solid phase and the other isotopes are in the liquid phase. 137Cs-zeolite solid is then dried and then weighed and measured its activity using a spectrometer-g. Result of analisys by spectrometer-g was obtained acitivity of 137Cs-zeolite solids was 20 mCi.137Cs-zeolite solids then packed in sealed containers (shield source) capsule-shaped stainless steel and than certificate by PTKMR-BATAN.Keywords: Process wastle of PEB U3Si2-Al, gamma radioactive, isotope 137Cs, cation exchange, zeolite Lampung and container.

Page 17 of 29 | Total Record : 288

 15   16   17   18   19 

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