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
 18   19   20   21   22 
PEMISAHAN RADIOISOTOP MEDIS 177Lu DARI MATRIK Yb-Lu PASKA IRADIASI MELALUI RESIN PENUKAR ION DENGAN ELUEN α-HIBA DAN LARUTAN HNO3 . Kadarisman
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.2012.18.1.649

Abstract

PEMISAHAN RADIOISOTOP MEDIS 177Lu DARI MATRIK Yb-Lu PASKA IRADIASI MELALUI RESIN PENUKAR ION DENGAN ELUEN α-HIBA DAN LARUTAN HNO3. Dalam beberapa tahun terakhir ini, Lutesium-177 (177Lu) telah menjadi salah satu radioisotop golongan lantanida yang banyak digunakan untuk tujuan terapi. Radioisotop 177Lu memancarkan radiasi b dengan energi 497 keV (78 %) yang ideal untuk penanganan terapi untuk tumor jaringan lunak dan juga memancarkan radiasi g dengan energi utama 208 keV (12 %) yang cocok untuk teknik penatahan. Karakteristika energi radiasi yang dipancarkan ini didukung pula dengan karakteristika sifat fisika waktu paro yang 6,65 hari, menjadikan radioisotop 177Lu sebagai radioisotop pilihan dalam bidang kedokteran nuklir. Kemampuan domestik untuk memproduksi 177Lu bebas pengemban belum mendukung aplikasi yang luas dari 177Lu. Dalam makalah ini dibahas hasil pengembangan proses produksi 177Lu bebas pengemban berbasis reaksi inti 176Yb (n,g)177Yb. Metoda untuk proses produksi radioisotop 177Lu bebas pengemban ini melibatkan teknik pemisahan 177Lu dari matriks Yb paska iradiasi yang didasarkan pada pemisahan kromatografi kolom menggunakan fasa diam resin penukar ion. Perbandingan Lu/Yb di dalam larutan induk Yb-Lu dengan di dalam fraksi- fraksi dalam percobaan pendahuluan dari percobaan A sampai dengan percobaan E yang nilainya antara 0,137 s/d 0,0198 hampir mirip dengan perbandingan radioisotop 177Lu/175Yb di dalam larutan induk Lu-Yb yang nilainya antara 0,157 s/d 0,0211. Artinya percobaan percobaan pendahuluan tersebut di atas belum dapat memisahkan spesi radionuklida 177Lu dari matrik Lu-Yb paska iradiasi. Pada dua percobaan optimalisasi diperoleh hasil perbandingan Lu/Yb masing masing sebesar 18,794 dan 25,537 masing masing dalam fraksi 43 dibanding dengan perbandingan Lu/Yb dalam larutan induk Yb-Lu yang masing masing hanya sebesar 0,0312. Hal ini menunjukkan adanya pemisahan spesi radionuklida 177Lu dari matriks Yb-Lu paska iradiasi. Kondisi percobaan optimalisasi ini perlu dievaluasi lebih lanjut untuk memperoleh pemisahan radionuklida 177Lu dari matriks Yb-Lu yang lebih baik. Kata kunci : Ytterbium-177, Lutesium-177, bebas pengemban, kromatografi. 177Lu MEDICAL RADIOISOTOPE SEPARATION FROM Yb-Lu MATRIX IRRADIATED PASS THROUGH ION EXCHANGER RESIN BY ELUEN OF α-HIBA AND HNO3 SOLUTION. Since a few last year, Lutesium-177 ( 177Lu) have come to be one of lanthanide radioisotopes which is widely used for the purpose of therapy. Radioisotope of 177Lu emitts b-radiation with energy of 497 keV ( 78 %) that is ideal for therapeutical treatment of soft-tissue tumor. It olso emits g-radiation energy of 208 keV ( 12 %) that is suitable for imaging technique. The characteristique of the emitted radiation energies are as well supported by its physical half live of 6.65 days that makes radioisotope 177Lu to be a choice in the field of nuclear medicine. The domestic capability on the production of carrier free 177Lu do not support yet the wide application of 177Lu. This present proposal is arrived to learn and to master the production of carrier free 177Lu based on nuclear reaction of 176Yb(n,g)177Yb. The production process method of carrier free 177Lu is involved separation technique of 177Lu from the matrix of post-irradiated natural Yb, will be performed based on column chromatographic separation using stationary phase of ion exchanger. Comparison Lu/Yb in the Yb-Lu bulk solution in fraction the introduction experiment from the A trial to the E trial that he thought between 0.137 s/he 0.0198 almost resemble the radioisotope comparison 177Lu/175Yb in the Yb-Lu bulk solution that he thought between 0.157 s/he 0.0211. Meaning that the introduction experiment of the above still cannot separate the species 177Lu radionuclides from solder Lu-Yb irradiated. In two trials of the optimisation is received by results of Lu/Yb comparison respectively of 18.794 and 25,537 respectively in the fraction 43 compared with Lu/Yb comparison in the Yb-Lu bulk solution that is their respective only of 0.0312. This shows the existence of the separation of the species 177Lu radionuclide from the matrix Yb-You irradiated. The condition for the trial of this optimisation must be evaluated further to receive the separation 177Lu radionukclide from the matrix Yb-Lu that is better. Keywords : Ytterbium-177, Lutesium-177, carrier free, chromatography.
PELAPISAN PERMUKAAN PELET UO2 DENGAN ZIRKONIUM DIBORIDA MENGGUNAKAN METODA SPUTTERING Sungkono, Sungkono; Atmono, Tri Mardji; Priyantoro, Dwi
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.2016.22.1.2744

Abstract

ABSTRAKPELAPISAN PERMUKAAN PELET UO2 DENGAN ZIRKONIUM DIBORIDA MENGGUNAKAN METODA SPUTTERING. Pengembangan teknologi bahan bakar nuklir bertujuan untuk meningkatkan efisiensi pengoperasian Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN). Salah satu solusi yang diajukan adalah penggunaan bahan bakar dengan fraksi bakar (burn up) tinggi. Hal ini menyebabkan terjadinya peningkatan gas hasil fisi dan reaktivitas teras reaktor nuklir. Untuk mengendalikan kelebihan reaktivitas teras reaktor digunakan bahan bakar terintegrasi penyerap mampu bakar. Sehubungan dengan hal tersebut telah dibuat pelet UO2 berlapis tipis penyerap mampu bakar. Tujuan penelitian adalah untuk mendapatkan karakter lapisan zirkonium diborida pada permukaan pelet UO2 yaitu mikrostruktur, struktur kristal dan komposisi kimia. Pelapisan permukaan pelet UO2 dilakukan dengan bahan pelapis ZrB2 menggunakan metoda sputtering. Hasil penelitian menunjukkan bahwa mikrostruktur pelet UO2 + 0,4% Cr2O3 berupa butir-butir campuran ekuiaksial dan acicular dengan diameter 2,44 mm, sedangkan pelet UO2 + 0,3% Nb2O5 mempunyai struktur butir berupa ekuiaksial dan batang pipih dengan diameter 2,47 mm. Lapisan zirkonium diborida pada permukaan pelet UO2 + 0,4% Cr2O3 dan pelet UO2 + 0,3% Nb2O5 serupa yaitu tipis dan kompak dengan ketebalan 2,71 mm dan 2,82 mm. Identifikasi terhadap pola difraksi sinar-X pada pelet UO2 + 0,4% Cr2O3 dan pelet UO2 + 0,3% Nb2O5 menunjukkan adanya fasa UO2 dengan struktur kristal kubus dan fasa ZrB2 dengan struktur kristal heksagonal. Sementara itu, konsentrasi zirconium dalam lapisan pelet UO2 + 0,4% Cr2O3 dan pelet UO2 + 0,3%Nb2O5 diperoleh masing-masing sebesar 1,82 mg dan 1,90 mg. Adanya unsur zirkonium membuktikan bahwa lapisan ZrB2 terbentuk pada permukaan pelet UO2.Kata kunci: Pelet UO2, lapisan ZrB2, sputtering, mikrostruktur, ketebalan, struktur kristal, komposisi kimia. ABSTRACTCOATING ON SURFACE OF UO2 PELLET WITH ZIRCONIUM DIBORIDE USING THE METHOD OF SPUTTERING. Development of the nuclear fuel technology was aimed to improve nuclear power plant efficiency. One of the proposed solutions was utilization nuclear fuel with the high burn up. This leads to an increase in gas fission and nuclear reactor core reactivity. The excess reactivity of the reactor core controlled by integrated fuel burnable absorber. In connection it has made a layered thin UO2 pellets with burnable absorber. The objectives of this research was to obtain the characters of zirconium diboride layer on UO2 pellets surface i.e microstructure, crystal structure and chemical composition. The results of this experiment showed that the microstructure of UO2 + 0.4% Cr2O3 pellet has equiaxial and accicular grains with a diameter of 2.44 mm,, whereas the UO2 + 0.3% Nb2O5 pellets has a grain structure in the form of equiiaxial and flattened rod with a diameter of 2.47 mm. The layer of zirconium diboride on the surface of UO2 + 0.4% Cr2O3 and UO2 + 0.3% Nb2O5 pellets are similar namely thin and compact with a thickness of 2.71 mm and 2.82 mm. The identification of X-ray diffraction pattern on UO2 + 0.4% Cr2O3 and UO2 + 0.3% Nb2O5 pellets to exhibit there are of UO2 phase with cubical crystal structure and phase ZrB2 phase with hexagonal crystal structure. Meanwhile, zirconium concentration on the surface layer of UO2 + 0.4% Cr2O3 and UO2 + 0.3% Nb2O5 pellets each of 1.82 mg and 1.90 mg, The presence of zirconium element show that ZrB2 layer formed on the surface of UO2 pellets.Keywords: UO2 pellet, ZrB2 layer, sputtering, microstructure, thickness, crystal structure, chemical composition.
MODIFIKASI METODA ASTM UNTUK ANALISIS URANIUM DENGAN KONSENTRASI 1 gU/L MENGGUNAKAN TITROPROSESOR Sigit Sigit; Noor Yudhi; Rahma Yanda
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.2013.19.3.1801

Abstract

ABSTRAK MODIFIKASI METODA ASTM UNTUK ANALISIS URANIUM DENGAN KONSENTRASI 1 gU/L MENGGUNAKAN TITROPROSESOR. Telah dilakukan penentuan uranium dalam larutan radioaktif secara titrasi potensiometrik menggunakan titroprosesor dengan memodifikasi metode ASTM C 799-83 yaitu pengurangan volume pereaksi menjadi 10, 15, 20 dan 30% dari masing-masing volume pereaksi yang digunakan dalam ASTM yaitu asam sulfamat, asam pospat, ferro sulfat, ammonium molibdat dan vanadium sulfat. Di samping itu juga dipelajari variasi keasaman 1, 2, 3 dan 4N serta konsentrasi uranium dalam umpan 1, 2, 3 dan 4 g/L. Tujuan penelitian adalah memperoleh kondisi relatif baik untuk analisis uranium dalam larutan yang mengandung uranium sekitar 1 g/L yang kemudian dapat diterapkan untuk analisis uranium dalam limbah cair radioaktif. Sampel dimasukan ke dalam gelas piala, lalu elektroda platina dimasukkan hingga tercelup dan titrasi potensiometrik dimulai dengan menjalankan titroprosesor. Hasil percobaan menunjukkan bahwa larutan yang mengandung uranium dengan konsentrasi 1 gU/L dapat dianalisis dengan modifikasi volume pereaksi 10% dari volume pereaksi pada ASTM dan memberikan presisi 3,02%, RSD 0,0302 dan akurasi 95,11%, sedangkan untuk variasi keasaman, diperoleh hasil relatif baik yaitu keasaman 4N yang ditunjukkan oleh presisi dan penyimpangan yang paling kecil dengan akurasi >95% dan dapat digunakan untuk analisis uranium pada konsentrasi 1-4 g/L dengan presisi 1,33 – 3,17 dan akurasi ≥99,99%. Pada analisis limbah efluen (LE) cair radioaktif dengan kode LE-15 dan LE-3 menggunakan modifikasi metode ASTM diperoleh konsentrasi uranium masing-masing 0,0558 g/L dan 0,6139 g/L. Kata kunci: modifikasi metode ASTM, penentuan uranium, limbah radioaktif cair,  titroprosesor.   ABSTRACT MODIFICATION OF ASTM METHOD FOR URANIUM ANALYSIS WITH CONCENTRATION 1 gU/L USING TITROPROCESSOR. Determination of uranium concentration in radioactive solution has been done by modified potentiometric method of ASTM C 799-83. The modification includes reagent volume reduction to 10%, 15%, 20% and 30% of reagent volume used in the ASTM, i.e. sulfamic acid, phosphate acid, ferrous sulfate, ammonium molybdate and vanadium sulfate. This research also studied variation in the acidity of 1, 2, 3, and 4N and uranium concentration in the feed of 1, 2, 3 and 4 g/L. The research objective is to determine the relatively good condition for the analysis of uranium solution containing approximately 1 g/L uranium. This modified method may be applied to the analysis of uranium in radioactive liquid waste. Samples were loaded into a glass cup with a platinum electrode immersed, and potentiometric titration began by running titroprosesor. The results show that a solution containing uranium with a concentration of 1 g/L can be analyzed with the modifified reagent volume to 10% of the reagent volume according to the ASTM with 3.02% precision, 0.0302 RSD and 95.11% accuracy. The variation of acidity gave good result at a relative acidity of 4N, which is shown by the precision and the smallest deviation with an accuracy of > 95%. This condition can be used for the analysis of uranium at a concentration of 1-4 gU/L with a precision of 1.33 to 3.17 and an accuracy of ≥ 99,99%. Analysis of radioactive liquid waste labeled with LE-15 and LE-3 by this modified ASTM method gives a value of uranium concentration of 0,0558 g/L and 0,6139 g/L respectively. Keywords: ASTM method modification, uranium determination, liquid radioactive waste,      titroprocessor.
Penentuan Kemurnian Radiokimia 99mTc-MIBI dengan Cepat dan Praktis menggunakan Metoda Ekstraksi Maskur, Maskur; Lestari, Enny; Sarmini, Endang; Tahyan, Yayan; Putra, Amal Rezka; Kurniasih, Dede; Gunawan, Adang Hardi
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.2017.23.1.3195

Abstract

Pengujian radiokimia umumnya menggunakan metoda kromatografi lapis tipis (KLT), akan tetapi memerlukan waktu pengujian lama. Oleh karena itu, perlu alternatif menggunakan metoda ekstraksi yang lebih praktis dan cepat. Pengujian dilakukan dengan cara 99mTc-MIBI diekstraksi menggunakan campuran salin dan chloroform dengan perbandingan volume = 1:1.  Campuran diekstraksi sehingga terpisah antara 99mTc-MIBI dan pengotornya, yaitu 99mTc-MIBI dalam fasa organik (Chloroform) sedangkan 99mTcO2 dan 99mTcO4- keduanya dalam fasa air (salin). Kemudian, masing-masing dicuplik dengan volume yang sama dan diukur radioaktivitasnya menggunakan Gamma Ionisation Chamber dan dihitung kemurnian radiokimianya. Hasil ekstraksi dibandingkan dengan pengujian menggunakan metoda baku KLT. Hasil penelitian menunjukkan bahwa pengujian radiokimia  kit 99mTc-MIBI menggunakan kedua metoda tersebut hasilnya hampir sama, yaitu =98,34%±0,65 (metoda baku KLT) dan 97,15%±0,56 (metode ekstraksi) dengan kepresisian pengukuran yang baik, yaitu RSD <1% (RSD metode baku KLT=0,65% dan metode ekstraksi 0,56%). Waktu pengujian yang diperlukan dengan metoda ekstraksi = 20 menit  dan metoda baku KLT =180 menit. Hasil ini menunjukkan bahwa metoda ekstraksi dapat digunakan sebagai alternatif dalam pengujian radiokimia kit MIBI. Keunggulan metoda ekstraksi adalah waktu pengujian lebih cepat dibandingkan metoda KLT.Kata kunci : Kemurnian Radiokimia, 99mTc-MIBI, metoda ekstraksi, metoda Kromatografi Lapis Tipis
PENGARUH KONSENTRASI ASAM NITRAT, TEMPERATUR PROSES, LAJU PENGADUKAN TERHADAP KADAR URANIUM HASIL PROSES PELARUTAN PADATAN YELLOW CAKE PADA SEKSI 300 DI IEBE Anwar Muchsin; Ghaib Widodo
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.2014.20.2.2387

Abstract

ABSTRAK PENGARUH KONSENTRASI ASAM NITRAT, TEMPERATUR PROSES, LAJU PENGADUKAN TERHADAP KADAR URANIUM HASIL PROSES PELARUTAN YELLOW CAKE PADA SEKSI 300 DI IEBE. Telah dilakukan proses pelarutan serbuk yellow cake sebagai langkah awal dalam proses konversi serbuk yellow cake menjadi serbuk uranium dioksida/UO2. Proses pelarutan dilakukan dalam tangki pelarutan/Dissolver tank DI-301 yang diisi dengan asam nitrat/HNO3 pekat sebanyak 200 L, selanjutnya serbuk yellow cake berdiameter < 5 mm sebanyak 135,64 kg dimasukkan secara perlahan ke dalamnya. Dalam usaha untuk mendapatkan proses pelarutan serbuk yellow cake yang optimal maka perlu dilakukan analis terhadap faktor-faktor yang berpengaruh antara lain konsentrasi asam nitrat, temperatur pelarutan dan laju pengadukan. Dari parameter yang digunakan dapat diperoleh kondisi proses pelarutan terbaik untuk menghasilkan uranil nitrat. Hasil proses pelarutan terbaik pada pelarutan serbuk yellow cake diperoleh pada konsentrasi asam nitrat 7 M, temperatur proses pelarutan 80oC, laju pengadukan 2,75-3 bar, dan diperoleh hasil uranium dalam UN sebesar 290 gU/L. Setelah dibandingkan dengan design process NIRA Italia yang mempunyai kondisi proses pelarutan masing-masing untuk konsentrasi asam nitrat nitrat 7,5-8 M, temperatur proses pelarutan 40-95oC, laju adukan 2,85 bar, dan diperoleh hasil uranium dalam UN sebesar 295,18 gU/L. Hal ini menunjukkan bahwa alat proses khususnya unit pelarutan yang berada di IEBE yang telah dilakukan revitalisasi dan modifikasi ini dapat berfungsi baik seperti desain awal. Kata kunci :  pelarutan, yellow cake, asam nitrat, konsentrasi, temperatur, laju pengadukan. ABSTRACT EFFECT OF NITRATE ACID CONCENTRATION, PROCESS TEMPERATURE, RATE OF STIRRING ON URANIUM CONCENTRATION OF YELLOW CAKE DISSOLUTION IN SECTION 300 IEBE. Yellow cake powder dissolution process as the first step in the conversion process of yellow cake powder into uranium dioxide powder/UO2 has been done. The leaching process was carried out in the dissolving tank. Dissolver tank DI-301 were filled with nitric acid/HNO3 200 L. Yellow cake powder with a diameter < 5 mm in an amount of 135,64 kg was slowly poured into the dissolver tank. In order to obtain optimal dissolution, it is necessary to analyze of some influencing factors such as nitric acid concentration, leaching temperature and rate of stirring. From the parameters used, the best condition for dissolving process to produce uranyl nitrate was obtained. The best result of leaching process was obtained for dissolution process with a concentration of 7 M nitric acid, leaching process at a temperature of 80 oC, stirring rate from 2,75 to 3 bars, which results in the uranium concentration in UN at 290 gU/L. In comparison to NIRA Italian process design, which prescribes the leaching process condition for nitrate concentration of 7,5-8 M nitric acid, temperature process at 40-95 o C, stirring rate at 2,85 bar, the result obtained for the prescribed condition shows that uranium concentration in the UN is 295,18 gU/L. This indicates that the dissolution process in the dissolution units of EFEI (Experimental Fuel Element Installation), which has undergone revitalization, can function in accordance with the initial design. Keywords: dissolution, yellow cake, nitric acid, concentration, temperature, stirring rate.
OPTIMASI pH ALUMINA dan 99Mo DALAM PEMBUATAN GENERATOR 99Mo/99mTc BERBASIS MoO3 ALAM Sulaiman, Sulaiman; Sugiharto, Yono; Chairuman, Chairuman; Setiawan, Gatot; Gunawan, Adang Hardi
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.2018.24.2.4159

Abstract

OPTIMASI pH ALUMINA dan 99Mo DALAM PEMBUATAN GENERATOR 99Mo/99mTc BERBASIS MoO3 ALAM. Alumina sebagai bahan penyerap telah lama digunakan untuk radioisotop 99Mo pada generator 99Mo/99mTc penghasil 99mTc yang banyak digunakan di kedokteran nuklir untuk keperluan diagnosa. Selama ini alumina digunakan untuk penyerapan 99Mo yang diperoleh dari bahan fisi 235U. Adanya pembatasan penggunaan matriks bahan fisi 235U maka alternatif lain untuk memperoleh 99Mo dengan menggunakan MoO3 alam yang diiradiasi di reaktor nuklir. Radioisotop 99Mo yang dihasilkan dari reaksi ini memiliki sifat tidak bebas pengemban sebagaimana halnya 99Mo dari hasil fisi, karena tidak semua MoO3 yang diiradiasi teraktivasi menjadi 99Mo. Pada aplikasi generator 99Mo/99mTc berbasis MoO3 alam dengan menggunakan kolom alumina, perlu diketahui pH alumina yang optimal dalam penyerapan 99Mo, dan juga pH 99Mo. Pada penelitian ini digunakan tiga variasi kolom generator berbasis alumina yaitu alumina asam, alumina netral, dan alumina basa. Bahan matriks 99Mo juga dilakukan tiga variasi pH yaitu larutan 99Mo dengan pH 4, larutan 99Mo dengan pH 7, dan larutan 99Mo dengan pH 8. Generator dielusi dengan larutan salin dan diamati setiap hari selama 3 hari dan diteruskan setelah dua hari berikutnya selama 2 hari. Penyerapan 99Mo dari MoO3 alam oleh material alumina memberikan hasil penyerapan terbaik pada penggunaan alumina asam dengan larutan 99Mo pada pH 4. Dari ketiga variasi pH larutan Mo yang memberikan yield 99mTc terbaik adalah pada penggunaan larutan 99Mo dengan pH 4. Kolom yang memberikan 99Mo breakthrough terkecil adalah di kolom alumina asam terutama menggunakan larutan 99Mo dengan pH 4. Dengan demikian, untuk menyerapkan 99Mo dari Mo alam dapat digunakan alumina asam dengan menggunakan larutan 99Mo pada pH 4..Kata kunci: 99Mo, alumina, kolom, pH, yield.
EVALUASI PENGHEMATAN ENERGI DI INSTALASI RADIOMETA-LURGI PUSAT TEKNOLOGI BAHAN BAKAR NUKLIR Abdul Latief
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.2010.16.1.2439

Abstract

ABSTRAK EVALUASI PENGHEMATAN ENERGI DI INSTALASI RADIOMETALURGI PUSAT TEKNOLOGI BAHAN BAKAR NUKLIR. Telah dilakukan evaluasi penghematan energi atau penghematan biaya pemakaian listrik Instalasi Radiometalurgi melalui penurunan daya, managemen operasi dan pemasangan kapasitor bank dengan tujuan untuk mengetahui sampai seberapa jauh parameter tersebut mempengaruhi penghematan biaya pemakaian listrik Instalasi Radiometalurgi (IRM) , Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir (PTBN) setiap bulan. Lingkup penghematan  diantaranya melihat pengaruh penurunan daya, mengatur jumlah peralatan, pengurangan jam pengoperasian dan pemasangan kapasitor bank sehingga dapat diketahui kebutuhan energy riil LWBP (Luar Waktu Beban Puncak), WBP (Waktu Beban Puncak) dan kVARh (denda PLN) serta jumlah biayanya.  Metoda untuk mengetahui sampai seberapa besar penghematan pembayaran biaya listrik dilakukan dengan cara membandingkan biaya riil sebelum/setelah beban diturunkan dari 3.700 KVA menjadi 1.815 KVA, pengaruh pengurangan jam/jumlah peralatan yang beroperasi pada beban puncak /WBP(jam 18.00-22.00) dan LWBP serta kVARh setelah dipasang kapasitor bank terhadap penurunan biaya pembayaran listrik. Pengurangan energi/biaya pembayaran listrik di IRM dapat dilakukan dengan menurunkan daya dari 3.700 KVA menjadi1.815 KVA dan menghemat biaya Rp 39.360.255,- perbulan, pengurangan jam/jumlah peralatan yang beroperasi dapat menurunkan energy LWBP sebesar dari 208.994 menjadi 168.090 KWH perbulan , serta WBP turun dari 29.412 menjadi 17.880 KWH perbulan dan KVARh  turun dari 90.226 menjadi 9.652 KWH perbulan. Kata kunci : Evalusi, pengheamatan energi.   ABSTRACT EVALUATION OF ENERGY SAVINGS RADIOMETALURGY INSTALLATION (IRM), CENTER FOR NUCLEAR FUEL TECHNOLOGY (PTBN). The energy savings in installation Radiometalurgy or cost savings electrical consumption by reducing power, management operations in order to determine to what extent these parameters influence the cost savings on electricity usage in Radiometalurgi Installation (IRM) Center For Nuclear Fuel Technology (PTBN) each month. Scope of such savings, the influence of the power reduction, set the amount of equipment and hours of operation and to capasitor bank,so as to know the needs LWBP riel, WBP, kVARh and  payment of charges. Method to find out just how much electricity cost savings payments made by compare at the cost of riels before/after load is derived from a 3700 KVA to 1815 KVA, reducing the influence of hours / amount of equipment operating at peak load / WBP (hours 18.00-22.00) and LWBP of cost reduction electricity payments. The really need energy / electricity costs in the IRM payment is a reduction of power from 3.700 KVA to 1.815 KVA  save  Rp 39,360,255, -, reduction of hours/amount of equipment that can reduce energy operating LWBP registration from  208,994 to 168,090 KWH per month, WBP registration of .29.412 to 17.880 KWH per month and KVARh registration of 90,226 to 9,652 KWH per month. Key word : Evaluation, energy saving.
KOMPARASI PENGGUNAAN BAHAN BAKAR LEU DAN MOX TERHADAP AKTIVITAS DAN KONSEKUENSI RADIASI LB-LOCA Pande Made Udiyani
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.2012.18.3.333

Abstract

KOMPARASI PENGGUNAAN BAHAN BAKAR LEU DAN MOX TERHADAP AKTIVITAS DAN KONSEKUENSI RADIASI LB-LOCA. Penggunaan bahan bakar uranium pengkayaan rendah LEU atau MOX pada reaktor daya akan menghasilkan lepasan radionuklida ke lingkungan selama pengoperasiannya. Pemilihan bahan bakar MOX sebagai bahan bakar reaktor daya mempunyai keuntungan derajat bakar  yang tinggi dan keuntungan ekonomi. Untuk mengetahui aktivitas dan konsekuensi radiasi dari penggunaan MOX  atau LEU di reaktor daya maka dapat dilakukan   komparasi dari ke dua jenis bahan bakar tersebut.  Komparasi dilakukan untuk  teras yang seluruh bahan bakarnya menggunakan LEU dan MOX dengan kondisi postulasi kecelakaan yang sama. Analisis dilakukan  pada PWR 1000 MWe dengan postulasi kecelakaan LB-LOCA dan disimulasikan pada tapak Ujung Watu, menggunakan modul ATMOS, LATDAS dan LATRISK dari PC-Cosyma. Dari hasil komparasi diperoleh bahwa penggunaan bahan bakar MOX akan  meningkatkan aktivitas radiasi atmosfer dan deposisi permukaan terutama untuk nuklida dari logam alkali (Cs), Halogen (I), dan aktinida (Pu). Penggunaan bahan bakar MOX akan meningkatkan penerimaan dosis radiasi jangka pendek 13 kali, dosis jangka panjang 18 kali, dan 19 kali penerimaan fatal cancer risk total. Kata kunci: LEU, MOX, LB-LOCA, aktivitas radiasi. ABSTRACT COMPARISON OF USING LEU AND MOX FUEL FOR LB-LOCA RADIATION CONSEQUENCES AND RADIATION ACTIVITY. The use of low enrichment uranium (LEU) fuel or MOX fuel in power reactor will produce radionuclides release into the environment during operation. Selection of MOX fuel as a fuel for power reactor has the advantage of  high burnup and economic benefits. The activity and radiation consequences resulted from the use of MOX or LEU fuel in power reactor can be determined by comparing the values resulted from the two fuel types. Comparison is done for  a reactor core entirely loaded with LEU or MOX type with similar LB-LOCA postulation condition. In this research, the analysis takes a case of  a PWR of  1000 MWe  with postulation condition of LB-LOCA (Large Break-Lost of Coolant Accident) and is simulated to Ujung Watu site. The analysis uses ATMOS, LATDAS dan LATRISK modules from PC-Cosyma. The comparison analysis shows that the use of MOX fuel will increase radiation activity of the atmosphere and surface deposition, especially for nuclides of alkali metal (Cs), Halogen (I) and  actinide (Pu). The use of MOX fuel will increase short-term  dose of 13 times,long-term dose of 18 times, and total fatal cancer risk of 19 times of those values resulted from the use of LEU fuel. Key words: LEU, MOX, LBLOCA, radiation activity.
PENGARUH WAKTU MILLING SERBUK GRAFIT TERHADAP KANDUNGAN UNSUR PENGOTOR YANG DIANALISIS DENGAN TEKNIK ANALISIS AKTIVASI NEUTRON (AAN) Yunasfi .; Th. Rina M.
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.2009.15.2.2588

Abstract

ABSTRAK PENGARUH WAKTU MILLING SERBUK GRAFIT TERHADAP UNSUR PENGOTOR YANG DIANALISIS DENGAN TEKNIK ANALISIS AKTIVASI NEUTRON (AAN). Telah dilakukan penelitian tentang efek waktu milling serbuk grafit terhadap kuantitas unsur pengotor yang dianalisis dengan teknik analisis aktivasi neutron. Proses milling serbuk grafit dilakukan dengan teknik High Energy milling (HEM) pada temperatur ruang, menggunakan vial dan bola-bola yang terbuat dari bahan Stainless Stell (SS). Milling dilakukan masing-masing selama 25, 50, 75 dan 100 jam. Hasil analisis  kualitatif dengan teknik AAN menunjukkan bahwa unsur-unsur pengotor yang terkandung di dalam serbuk grafit adalah Fe, Cr, V, Co, Sc, Mn, Al, Eu, La, Na, Se, Hf, dan Th. Dengan adanya proses milling terhadap serbuk grafit maka konsentrasi unsur-unsur pengotor V, Mn, Cr, dan Fe meningkat. Peningkatan terbesar kuantitas unsur-unsur pengotor untuk Vanadium (V) pada waktu milling 50 jam (554,41 %), Mn pada waktu milling 25 jam (190,13%), Cr pada waktu milling 50 jam (837,07%) dan Fe pada waktu milling 50 jam (53,31%).  Pada proses milling 100 jam diperoleh kandungan unsur-unsur pengotor paling rendah. Dengan demikian, waktu milling yang optimal untuk pemrosesan serbuk grafit adalah 100 jam.   Kata Kunci : Unsur pengotor, serbuk grafit, Analisis Aktivasi Neutron, High Energy Milling.   ABSTRACT EFFECTS OF MILLING TIMES OF GRAPHITE POWDERS AGAINST THE IMPURITIES ANALYZED BY NEUTRON ACTIVATION ANALYSIS. Research about the effects of milling times of graphite powders against the impurities analyzed by with Neutron Activation Analysis (NAA) technique was carried out. Milling process of graphite powders was carried out using High Energy Milling (HEM) technique at room temperature using vial and balls mill made from Stainless Steel (SS) material. Graphite powder was milled in various times from 25 hours until 100 hours. Qualitative analysis by AAN showed that the impurities detected in graphite powders were Fe, Cr, V, Co, Sc, Mn, Al, Eu, La, Na, Se, Hf, and Th elements. The results showed that milling process of graphite powders increased the concentration of V, Mn, Cr, and Fe. The largest increasing of impurities are Vanadium (V) for 50 hours (554,41%), Mn for 25 hours (190,13 %), Cr for 50 hours (837,07%) and Fe for 50 hours (53,31 %) milling times. Milling process for 100 hours has the lowest concentrations of impurites, therefore, the optimum for processing of graphite powders was 100 hours. Keywords: Impurities, graphite powders, Neutron Activation Analysis, High Energy Milling
ANALISIS SIFAT TERMAL TERHADAP UNJUK KERJA PIN BAHAN BAKAR NUKLIR TIPE PWR PADA KONDISI TUNAK Edy Sulistyono; Etty Marti Wigayati
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.2013.19.2.1766

Abstract

ABSTRAK ANALISIS SIFAT THERMAL TERHADAP UNJUK KERJA  PIN BAHAN BAKAR NUKLIR TIPE PWR PADA KONDISI TUNAK. Telah dilakukan pembuatan sampel uji pin bahan bakar tipe Pressurized Water Reactor (PWR) di Instalasi Elemen Bakar Ekperimen (IEBE). Untuk mengetahui unjuk kerja dari pin tersebut perlu dilakukan analisis dengan melakukan pengujian di Power Ramp Test Facility (PRTF). Analisis dilakukan dengan pemodelan program kode komputer menggunakan program FEMAXI-V. Dari pemodelan ini dapat diketahui unjuk kerja bahan bakar, antara lain adalah proses termal maupun proses mekanik pada kondisi tunak (steady-state). Keluaran (output) dari program tersebut diperoleh data entalpi,distribusi burn-up, distribusi temperatur ke arah aksial maupun radial pada pin bahan bakar secara kualitatif. Hasil pemodelan dengan program FEMAXI-V diketahui bahwa semakin lama elemen bakar diiradiasi nilai entalpi dan burn-up menunjukkan adanya peningkatan. Pola distribusi burn-up dan pola distribusi temperatur pada pin ke arah aksial nilai tertinggi di posisi node ke 5, sehingga untuk memprediksi unjuk kerja bahan bakar pin terhadap proses termal maupun mekanik dipilih pada posisi node ke 5.Hasil analisis proses iradiasi kondisi tunak dengan power 107 W/cm, waktu iradiasi hingga 38112,0 jam mengalami penurunan gap radial, tetapi belum terjadi kontak antara pelet dan kelongsong dan tidak terjadi tekanan kearah aksial maupun radial. Kata kunci: elemen bakar nuklir, pin, kelongsong, pelet. ABSTRACT THERMAL PROPERTIES ANALYSISON THE PERFORMANCEOF PWR TYPEFUEL PIN AT A STEADY-STATE CONDITION. A PWR fuel pin has been manufactured at the Experimental Fuel ElementInstallation of BATAN for performance test in RampPowerTestFacility of the RSG-GAS Multipurpose Reactor. A pre-irradiation modeling was conducted using FEMAXI-V. The otputs of the steady-state modeling calculation include enthalpy data, burn-up distribution, and qualitative radial and axial temperature distribution. The modeling results show that longer irradiation time increases the value of enthalpy and burnup axially. The burn-up and temperature distribution pattern has the highest value at node 5, and this value is hence chosen for theprediction of fuel pin performance during thermal and mechanical processes. Analysis of steady state irradiation with a power of 107W/cm and irradiation time up to 38112.0 hours shows radial gap decrease but not causing contact of the pellet and the cladding, and there is no indication of occurance of pressure to axial and radial directions between the pellet and the cladding. Keywords: nuclear fuel elements, pin, cladding, pellets

Page 20 of 29 | Total Record : 288

 18   19   20   21   22 

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