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
 19   20   21   22   23 
USE OF MEMBRANE EMULSION SPAN 80 AND TOPO IN URANIUM EXTRACTION AND STRIPPING Basuki, Kris Tri; Nurimaniwathy, Nurimaniwathy; Puspita, Dian; H.B, Bambang E
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.2016.22.3.3185

Abstract

ABSTRACTUSE OF MEMBRANE EMULSION SPAN 80 AND TOPO IN URANIUM EXTRACTION AND STRIPPING. Membrane emulsion span 80 and TOPO used in uranium extraction and stripping has been done. The extraction was carried outby emulsion membrane H3PO4 in TOPO-Kerosene. The feed or external aqueous phase was uranium in  HNO3. The emulgator span-80 was used to obtain a stable emulsion membrane system. The influence factors were percentage of TOPO-Kerosene, time extraction,  molarity of external aqueous phase and  molarity of internal aqueous. After the emulsion membrane was formed, the extractionand stripping process was performed. The ratio volume feed : volume membrane phase equal to 1 : 1 and volume of 5 % TOPO-Kerosene : Volume 3 M H3PO4 equal 1 : 1 were used. The relative good yield were obtained at concentration of TOPO in Kerosene and 3 M H3PO4 was 5 %, molarity of internal aqueous phase equal to 1 M, molarity of external aqueous phase 3 M H3PO4 and time extraction equalto 10 minutes with the speed of emulsification was 8000 rpm. At this condition the extraction efficiency of uranium obtained was 97.8 %, the stripping efficiency 52.56 %, and the total efficiency was 53.80 %.Keywords: membrane emulsion, extraction, stripping, span 80, kerosene, uranium. ABSTRAKPENGGUNAAN MEMBRAN EMULSI SPAN 80 DAN TOPO UNTUK EKSTRASI DAN STRIPPING URANIUM. Telah dilakukan penelitian membran emulsi span 80 dan TOPO yang digunakan untuk ekstraksi uranium. Extraksi dengan membran emulsi H3PO4 dalam TOPO-Kerosen. Larutan umpan untuk fasa air eksternal adalah uranium dalam asam nitrat. Untuk memperoleh sistem emulsi yang stabil dipakai emulgator Span 80. Parameter yang berpengaruh adalah persen TOPO-Kerosene, molaritas fasa air internal H3PO4, molaritas fasa air eksternal HNO3 dan waktu ekstraksi. Setelah diperoleh membran emulsi, kemudian dilakukan proses ekstraksi dan stripping, dengan rasio volume umpan : volume membran sebesar 1 : 1; volume 5% TOPO-Kerose : volume 3M H3PO4 sebesar 1 : 1. Hasil relatif lebih baik diperoleh pada konsen-trasi TOPO Kerosene: volume  3 M H3PO4 adalah 5 %, molaritas larutan fasa internal sebesar 1 M, molaritas larutan fasa eksternal adalah 3 M H3PO4 dan waktu ekstraksi sebesar 10 menit dengan kecepatan emulsi 8000 rpm. Pada kondisi ini diperoleh effisiensi ekstraksi uranium 97,8 %, efisiensi stripping 52,56 % dan efisiensi total adalah 53,8 %.Kata Kunci : membran emulsi, ekstraksi, stripping, span 80, kerosen, uranium.
Analisis Probabilistic Fracture Mechanics Pada Evaluasi Keandalan Bejana Tekan Reaktor Secara 3-D Hartini, Entin; Himawan, Roziq; Susmikanti, Mike
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.2018.24.1.3721

Abstract

Analisis integritas material sangat diperlukan pada Reactor Pressure Vessel (RPV). Komponen tersebut merupakan pressure boundary yang berfungsi untuk mengungkung material radioaktif. Adanya retak pada dinding dapat mempengaruhi integritas RPV tersebut. Penelitian ini bertujuan melakukan analisis fracture mechanics menggunakan model probabilistik untuk evaluasi keandalan RPV. Model probabilistik digunakan untuk pendekatan karakter random dari kuantitas input seperti sifat mekanik material dan lingkungan fisik. Karakter random dari kuantitas input menggunakan teknik sampling berdasarkan probability density function.  Material yang digunakan pada RPV adalah baja feritik (SA 533). Analisis fracture mechanics dilakukan berdasarkan metode elemen hingga (FEM) menggunakan perangkat lunak MSC MARC. Output dari MSC MARC adalah nilai J integral untuk mendapatkan nilai stress intensity factor (SIF) pada evaluasi keandalan bejana tekan reaktor 3D. Hasil perhitungan menunjukan bahwa SIF probabilistik lebih dulu mencapai nilai batas fracture toughness  dibanding  SIF deterministik. Nilai SIF yang dihasilkan dengan metode probabilistik adalah 95,8  MPa m0,5, sedangkan dengan metode deterministik adalah 91,8 MPa m0,5, rasio crack (a/c) semakin kecil akan dihasilkan nilai SIF yang semakin besar.Kata kunci: Probabilistic fracture mechanics, bejana tekan, 3-D.
ANALSIS TERMAL PADUAN AlMgSi UNTUK KELONGSONG BAHAN BAKAR U3Si2-Al DENSITAS TINGGI Aslina Br.Ginting
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.2010.16.2.2430

Abstract

ABSTRAK ANALISIS  TERMAL PADUAN AlMgSi  UNTUK  KELONGSONG  BAHAN BAKAR U3Si2-Al DENSITAS TINGGI. Penggunaan bahan bakar nuklir densitas tinggi  harus didukung  dengan penggunaan  kelongsong  yang kompatibel dengan bahan bakar yang dikungkungnya. Hal ini penting mengingat bahan bakar berdensitas tinggi mempunyai kekerasan yang lebih tinggi. Sehingga bila digunakan paduan  AlMg2 sebagai kelongsong bahan bakar densitas tinggi dapat terjadi efek dogbone pada saat proses perolan. Oleh karena itu perlu mencari  alternatif pengganti bahan kelongsong AlMg2 yang digunakan Batan Teknologi pada saat ini. Salah satunya adalah  paduan AlMgSi yang mempunyai sifat kimia, dan sifat fisik lebih baik dari kelongsong AlMg2, sehingga paduan tersebut  dapat menjadi sebagai alternatif  kelongsong bahan bakar densitas  tinggi 4,8 gU/cm3. Pada penelitian ini telah dilakukan analisis sifat kimia dan sifat termal terhadap PEB U3Si2-Al  densitas 4,8 gU/cm3 menggunakan kelongsong AlMgSi dan terhadap PEB U3Si2-Al  densitas 4,8 gU/cm3 menggunakan kelongsong AlMg2. Analisis termal meliputi analisis stabilitas panas, kapasitas panas, entalpi, temperatur lebur ,konduktivitas panas, koefisien muai panjang dan selanjutnya kedua hasil analisisnya dibandingkan. Hasil analisis menunjukkan bahwa kelongsong AlMgSi maupun AlMg2 mempunyai kompatibilitas dengan bahan bakar U3Si2-Al  cukup baik dan stabil terhadap panas hingga temperatur 650oC, diatas temperatur 650oC kelongsong AlMgSi, AlMg2 maupun PEB U3Si2-Al densitas 4,8 gU/cm3 telah mengalami reaksi endotermik. Reaksi endotermik tersebut menunjukkan reaksi peleburan kelongsong AlMgSi, AlMg2 maupun matrik Al. Kelongsong AlMgSi maupun AlMg2 mempunyai temperatur lebur dan entalpi peleburan yang tidak jauh berbeda tetapi kelongsong AlMgSi mempunyai kapasitas panas, konduktivitas panas lebih besar serta mempunyai koefisien muai panjang lebih kecil dibanding kelongsong AlMg2. Dari hasil  analisis termal menunjukkan bahwa PEB U3Si2-Al  densitas  4,8 gU/cm3 menggunakan kelongsong AlMgSi jauh lebih baik dibanding PEB U3Si2-Al  densitas 4,8 gU/cm3 menggunakan kelongsong AlMg2. Hasil analisis karakter kelongsong AlMgSi ini diharapkan  dapat menjadi sebagai masukan kepada kelompok modeling dan fabrikator bahan bakar reaktor riset  PEB U3Si2-Al untuk mendesain elemen bakar reaktor riset dengan muatan uranium yang tinggi menggunakan kelongsong AlMgSi. Kata Kunci : Sifat  termal, bahan bakar U3Si2-Al, densitas 4,8 gU/cm3,Kelongsong AlMgSi.   ABSTRACT THERMAL ANALISYS OF AlMgSi ALLOY FOR U3Si2-Al HIGH DENSITY FUEL CLADDING. The utilization of high-density nuclear fuel must be supported by cladding material that is compatible with the fuel it contains considering that high-density fuel possesses greater hardness. If AlMg2 alloy is used as high density fuel cladding, dog bone effect may occur during rolling. For this reason, alternate cladding material is being investigated to replace the AlMg2 cladding currently employed by Batan Teknologi. One of the candidates is AlMgSi alloy which exhibits better chemical and physical properties compared to AlMg2 cladding, thus the alloy is regarded as suitable for high uranium density of 4.8 gU/cm3. In addition, the fabrication process of AlMgSi alloy as a cladding for U3Si2-Al fuel plate with a uranium density of 4.8 gU/cm3 is almost similar as that of the AlMg2 cladding. In this experiment have been done thermal and chemical of properties  toward U3Si2-Al fuel plates with density of 4.8 gU/cm3 used AlMgSi cladding and U3Si2-Al fuel plates used AlMg2 cladding. To establish the better chemical and thermal  properties of the AlMgSi cladding compared to the AlMg2 cladding, a range of analyses are performed on U3Si2-Al fuel plates having a uranium density of 4.8 gU/cm3 that employ AlMgSi and AlMg2 claddings. These include thermal analyses, i.e. heat stability, heat capacity, melting enthalpy, melting point, thermal conductivity, and coefficient of linear thermal expansion, the two sets of results are compared. It is revealed that both AlMgSi and AlMg2 claddings show good compatibility with U3Si2-Al fuel and also good thermal stability up to 650 °C, above which the AlMgSi, AlMg2 cladding and U3Si2-Al fuel plate having a uranium density of 4.8 gU/cm3 undergo endothermic reaction. The endothermic reaction signifies melting of AlMgSi, AlMg2 and Al matrix. AlMgSi and AlMg2 claddings have similar melting point and melting enthalpy, but AlMgSi cladding has greater heat capacity, and thermal conductivity as well as smaller coefficient of linear thermal expansion compared to AlMg2 cladding. The results from thermal analysis  show that U3Si2-Al fuel plate with a uranium density of 4.8 gU/cm3 that employs AlMgSi cladding is significantly better than the one employing AlMg2 cladding. The characteristics of the AlMgSi cladding obtained in this study are expected to serve as inputs to the modeling group and fabricator of research reactor fuel, i.e. U3Si2-Al fuel plate, in designing research reactor fuel with a high uranium density using AlMgSi cladding. Keywords: Thermal properties, U3Si2-Al fuel, uranium density of 4.8 g/cm3, AlMgSi, cladding
DESIGN AND CONSTRUCTION OF THE ALTERNATIVE CONTROL SYSTEM FOR NEUTRON DIFFRACTOMETERS AND SPECTROMETERS AT PTBIN, BATAN Eddy Santoso
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.2008.14.2.2578

Abstract

ABSTRACT DESIGN AND CONSTRUCTION OF THE ALTERNATIVE CONTROL SYSTEM FOR NEUTRON DIFFRACTOMETERS AND SPECTROMETERS AT PTBIN-BATAN. The alternative control systems based on programmable peripheral interface (PPI) IC 8255 and programmable interval timer (PIT) IC 8253 have been developed to control the neutron diffractometer and spectrometer instruments at Center of Technology for Nuclear Industrial Materials (PTBIN)-BATAN which had defective control systems. This alternative control system has been installed at Four Circle Diffractometer/Texture Diffractometer (FCD/TD),  High Resolution Powder Diffractometer (HRPD) and Triple Axis Spectrometer (TAS). The control system components were assembled as a plug-in printed circuit board (PCB) at the ISA slot of a personal computer. IC PPI 8255 was programmed to control the mechanical movements of the instruments and IC PIT 8253 was programmed as a main counter and used as programmable monitor counter. The testing either with or without neutrons has shown that this alternative control system can be used to control the neutron diffractometers and spectrometers also the result shows that this system is in a good performance. Key words: Alternative control system, neutron diffractometer and spectrometer, interface, monitor counter and main counter.   ABSTRAK RANCANG BANGUN SISTEM KENDALI ALTERNATIF UNTUK PERALATAN DIFRAKTOMETER DAN SPEKTROMETER NEUTRON DI PTBIN, BATAN. Telah dikembangkan sistem kontrol alternatif yang berbasis pada programmable peripheral interface (PPI) IC 8255 dan programmable interval timer (PIT) IC 8253 untuk mengendalikan peralatan difraktometer dan spektrometer neutron di Pusat Teknologi Bahan Industri Nuklir (PTBIN) - BATAN yang sistem kendalinya sudah tidak berfungsi. Sistem kendali alternatif telah diterapkan pada difraktometer empat lingkaran/difraktometer tekstur (FCD/TD), difraktometer serbuk resolusi tinggi (HRPD) dan spektrometer tiga sumbu (TAS). Komponen-komponen sistem kendali dirakit pada papan rangkaian cetak (PCB) yang dipasang pada slot ISA komputer pribadi. IC PPI 8255 diprogram untuk mengendalikan gerakan mekanik peralatan dan IC PIT 8253 diprogram sebagai pencacah utama dan pencacah monitor. Hasil pengujian baik dengan neutron maupun tanpa neutron menunjukkan bahwa sistem kendali alternatif dapat digunakan dan berfungsi dengan baik untuk mengendalikan difraktometer dan spektrometer neutron. Kata Kunci: Sistem kendali Alternatif, difraktometer dan spektrometer neutron, antarmuka, pencacah monitor dan pencacah utama.
ANALISIS ISOTOP TRANSURANIUM DALAM BAHAN BAKAR U3Si2-Al PASCA IRADIASI MENGGUNAKAN ALPHA SPEKTROMETER Dian Anggraini; Aslina Br Ginting; Arif Nugroho
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.2011.17.2.1103

Abstract

ANALISIS  ISOTOP  TRANSURANIUM  DALAM BAHAN BAKAR U3Si2-Al  PASCA IRADIASI MENGGUNAKAN ALPHA SPEKTROMETER. Telah dilakukan pemisahan dan analisis isotop transuranium (isotop uranium dan plutonium)  dalam pelat elemen bakar (PEB) U3Si2-Al pasca irradiasi. Analisis di mulai dengan penyiapan sampel meliputi  pemotongan PEB U3Si2-Al pasca irradiasi, pelarutan , penyaringan, pengenceran yang dilanjutkan dengan pemisahan hasil fisi dari unsur-unsur bermassa berat (HE) dan analisis kandungan isotop TRU (U,Pu) menggunakan Alpha Spektrometer. Pemisahan TRU (U,Pu) dilakukan dengan 2 (dua) metode yaitu metode langsung dan metode penukar ion  dengan zeolit. Sebelum menganalisis sampel U3Si2-Al pasca irradiasi terlebih dahulu dilakukan pengukuran isotop TRU (U,Pu) di dalam standard AMR 43 dan standard U3O8 dengan tujuan untuk mengetahui % recovery pemungutan isotop 235U dan penentuan  efisiensi detektor. Hasil analisis % recovery isotop 235U diperoleh sebesar 92,58% (memenuhi syarat validasi) dan efisiensi detektor diperoleh sebesar 0,314. Setelah diketahui efisiensi detektor  dan % recovery kemudian dilakukan pemisahan menggunakan metode langsung dengan cara memipet larutan U3Si2-Al pasca iradiasi sebanyak 250 µL kemudian dilakukan proses elektrodeposisi hingga terbentuk endapan. Isotop TRU (U,Pu)  pada endapan kemudian di analisis menggunakan Alpha Spektrometer, sedangkan pemisahan menggunakan dengan metode penukar ion dilakukan dengan memipet larutan U3Si2-Al pasca irradiasi sebanyak 300 µL dan dimasukkan ke dalam zeolit 0,5 g kemudian dikocok hingga terpisah fasa air dan fasa padat. Fasa air yang terbentuk dikenakan proses elektrodiposisi kemudian dianalisis dengan menggunakan Alpha Spektrometer. Analisis isotop TRU (U,Pu) dengan kedua metode tersebut menunjukkan hasil yang berbeda. Untuk metode langsung diperoleh  Heavy Element (HE= 238U, 236U,234U, 239Pu)= 0.0525 g/g dan isotop 235U= 0.0076 g/g sedangkan dengan menggunakan metode penukar ion dengan penambahan zeolit diperoleh hasil sebesar HE = 0.0253 g/g dan  isotop 235U = 0.0092 g/g. Kata Kunci : PEB U3Si2-Al pasca irradiasi, isotop TRU (U.Pu) dan Alpha Spektrometer ANALYSIS  OF TRANSURANIC ISOTOPES IN IRRADIATED U3Si2-Al FUEL BY ALPHA SPECTROMETRY. Separation and analysis of transuranic isotopes (uranium and plutonium) in irradiated U3Si2-Al plate has been done. The analysis experiment includes sample preparation (i.e. cutting, dissolving, filtering, dissoluting), fission products separation from heavy elements, and analysis of transuranic isotopes content with alpha spectrometer. The separation of transuranic isotopes (U, Pu) was done by two methods, i.e. direct method and ion exchanger method with zeolite. Measurement of standard transuranic isotope (AMR 43) and standard U3O8 was done in advance in order to determine percentage of 235U recovery and  detector effeciency. Recovery of 235U isotope was obtained as much as 92,58%, which fulfills validation requirement, and the detector effeciency was 0.314. Based on the measured recovery and detector effeciency, the separation was done by direct electrodeposition method of 250 µL irradiated U3Si2-Al solution. The deposited sample was subsequently analyzed with alpha spectrometer. The separation with ion exchanger was done by mixing and shaking of 300 µL irradiated U3Si2-Al solution and 0.5 gram zeolite to separate the liquid phase from the solid phase. The liquid phase was electrodeposited and analyzed with aplha spectrometer.  The analysis of transuranic isotopes (U,Pu) by both methods shows different results. Heavy element (HE = 238U, 236U,234U, 239Pu) content obtained by direct method was 0.0525 g/g and 235U= 0.0076 g/g, while the separation using zeolite ion exchanger resulted in HE = 0.0253 g/g and 235U = 0.0092 g/g. Keyword: irradiated U3Si2-Al, transuranic isotopes TRU (U,Pu), alpha spectrometer
KORELASI KOMPOSISI UNSUR TERHADAP SIFAT TERMAL SERBUK BAHAN BAKAR U-ZrHX Masrukan, Masrukan; Alhasa, M Husna; Yanlinastuti, Yanlinastuti
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.2016.22.2.3090

Abstract

ABSTRAKKORELASI KOMPOSISI UNSUR TERHADAP SIFAT TERMAL SERBUK BAHAN BAKAR      U-ZrHx. Telah dilakukan analisis untuk menentukan korelasi komposisi terhadap sifat termal pada serbuk bahan bakar U-ZrHx. Serbuk U-ZrHx dibuat dari proses hidriding ingot U-Zr, dimana ingot U-Zr merupakan hasil peleburan logam U dan Zr. Dalam percobaan ini dibuat tiga variasi serbuk yaitu U-35ZrHx, U-45ZrHx, dan U-55ZrHx. Perlunya dilakukan penentuan kadar Zr terhadap sifat termal adalah untuk mengetahui pengaruh kadar Zr terhadap sifat transformasi panas dari bahan bakar tersebut. Mula –mula dilebur logam U dan Zr didalam tungku peleburan busur listrik hingga menghasilkan ingot U-Zr. Ingot U-Zr selanjutnya dibuat serbuk dengan teknik hidridring-milling hingga menghasilkan serbuk U-Zr. Serbuk U-Zr dianalisis komposisi dengan menggunakan teknik sepektroskopi serapan atom (SAA) dan sepektroskopi UV-Vis. Hasil analisis komposisi menunjukkan bahwa pada analisis untuk menentukan kandungan U dan Zr hampir semua sampel uji yang dianalisis mempunyai perbedaan yang cukup besar antara kandungan U dan Zr yang ditentukan dengan hasil analisis U dan Zr terkecuali hasil analisis pada serbuk U-45Zr yang hanya berbeda 0,609 %. Dari hasil pengujian unsur pengotor diperoleh bahwa semua unsur pengotor yang ada masih memenuhi persyaratan untuk bahan. Pengujian kapasitas panas yang dilakukan pada rentang temperatur 35ºC hingga 437ºC memperlihatkan bahwa nilai kapasitas yang paling besar adalah serbuk U-35ZrHx dengan nilai kapasitas panas sebesar 0,13 J/g.oC. Sementara itu dari pengujian transisi perubahan fasa diperoleh bahwa pada U-45ZrHx mengalami dua tahapan reaksi disertai perubahan fasa. Dapat disimpulkan apabila dilihat dari kandungan U dan Zr  belum bisa digunakan untuk bahan bakar, sedangkan dari analisis kandungan unsur pengotor diperoleh bahwa semua unsur yang ada masih  memenuhi persyaratan untuk bahan bakar kecuali unsur Fe. Sementara itu hasil analisis sifat termal yaitu kapasitas panas diperoleh nilai kapasitas panas tertinggi pada serbuk U-35ZrHx, sedangkan dari pengujian transisi perubahan fasa diperoleh bahwa pada U-45ZrHx mengalami dua tahapan reaksi disertai perubahan fasa. Terdapat pengaruh komposisi terhadap sifat termalnya, dimana semakin tinggi kandungan Zr maka nilai kapaistas panas hidrida uranium zirkonium semakin rendah.Kata kunci: komposisi, sifat termal, bahan bakar, U-ZrHx. ABSTRACTCOMPOSITION CORRECTION ON THE THERMAL PROPERTIES OF U-ZrHX FUEL POWDERS. Analysis has been conducted to determine the composition correlation on the thermal properties of the powder fuel U-ZrHx. U-ZrHx powder made from the process hidriding U-Zr ingot, where the ingot is the result of U-Zr and Zr U metal melting. In this experiment made three variations of powders, namely U-35ZrHx, U-45ZrHx, and U-55ZrHx. Need for determination of the thermal properties of Zr was to determine the effect of the nature of the transformation of Zr levels of heat from the fuel. At first, U and Zr metal is melted in electric arc furnaces to produce ingot U-Zr. U-Zr ingot then made powder with hidridring-milling techniques to produce U-Zr powder. U-Zr powder composition analyzed using techniques sepectroscopy atomic absorption (AAS) and UV-Vis spectroscopy. The results of composition analysis showed that the analysis to determine the content of U and Zr nearly all the test samples analyzed have quite a big difference between the content of U and Zr as determined by the results of the analysis of U and Zr exception analysis result in powder U-45Zr which differ only 0.609%. From the analysis of impurities obtained that nearly all the impurities that exist still meet the requirements for fuel unless the elements Fe, where elements of the existing Fe amounted to 382.912 g/g while the requirement of £ 250 mg /µg. Testing conducted heat capacity in the temperature range 35 ° C to 437 ° C showed that the capacity were greatest powder 35ZrHx U-with a value heat capacity of 0.13 J / g.oC. Meanwhile, test results obtained transition phase change that the U-45ZrHx undergo two stages of reaction with phase change. It can be concluded when seen from the content of U and Zr can not be used for fuel, while the analysis of the content of impurities found that all the elements that are still eligible for the fuel unless the element Fe. For the analysis of the thermal properties are the heat capacity of the heat capacity of the highest values obtained in powder U-35ZrHx, while the transition from the testing phase changes shows that the U-45ZrHx undergo two stages of reaction with phase change. There is an effect of the composition on the thermal properties, where the higher the content of Zr, the value of uranium zirconium hydride heat capacity is lower.Keywords: composition, thermal properties, fuels, U-ZrHx.
PROSES SIKLUS REDUKSI (U3O8 + 18 HASIL FISI) UNTUK BAHAN BAKAR DUPIC Sigit Sigit; Ghaib Widodo
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.2013.19.1.2278

Abstract

ABSTRAKPROSES SIKLUS REDUKSI (U3O8 + 18 HASIL FISI) UNTUK BAHAN BAKAR DUPIC. Telahdilakukan proses reduksi ke-1 bahan bakar nuklir yaitu (U3O8 + 18 hasil fisi) di dalam tungkureduksi yang dialiri gas hidrogen pada temperatur yang bervariasi dari 600 – 900 oC selama 3jam. Hasil reduksi berupa serbuk (UO2 + 18 hasil fisi) yang kemudian ditentukan densitas curah,ketuk dan sejati serta rasio O/U dan dipelajari pula efek penggerusan serbuk. Serbuk yang tidakmengalami penggerusan, mempunyai densitas yang lebih kecil dibandingkan dengan serbukyang mengalami penggerusan sehingga penentuan densitas dilakukan melalui tahappenggerusan terlebih dahulu. Besarnya temperatur di atas mempengaruhi densitas yangdiperoleh, semakin tinggi temperatur, semakin tinggi pula densitas serbuk, sedangkan rasio O/Umendekati 2. Setelah diperoleh serbuk (UO2 + 18 hasil fisi) dari hasil reduksi ke-1, maka serbuktersebut dioksidasi pada temperatur 500 oC selama 2 jam hingga diperoleh lagi serbuk (U3O8 + 18hasil fisi) yang merupakan bahan untuk proses reduksi ke-2. Proses reduksi ke-2 dilakukansebagaimana proses reduksi ke-1, demikian diulangi sampai pengulangan (siklus) ke-4. Hasilproses reduksi berupa serbuk (UO2 + 18 hasil fisi) yang dikarakterisasi densitas dan rasio O/U.Proses pengulangan reduksi tersebut memperbesar densitas serbuk dan rasio O/U. Daripercobaan yang dilakukan diperoleh hasil kondisi proses yang relatif baik yaitu pada siklus yangke-3, dan temperatur proses reduksi 800 oC dengan waktu pemanasan selama 3 jam. Padakondisi tersebut diperoleh densitas curah, ketuk dan sejati masing-masing 2,4594; 3,2096 dan10,2866 g/cm3 (93,77% TD) serta rasio O/U sebesar 2,0192.Kata kunci: Siklus reduksi, UO2, U3O8, hasil fisi, bahan bakar DUPIC.ABSTRACTREDUCTION CYCLE PROCESS OF (UO2 + 18 FISSION PRODUCTS) FOR DUPIC FUEL. Firstreduction process of nuclear fuel (U3O8+18 fission products) has been done in a reduction furnaceflowed with hydrogen gas at varying temperatures from 600 – 900 °C for 3 hours. The reductionproduct was UO2 + 18 fission products, of which bulk, tap and true density, O/U ratio, and effect ofpowder crushing were to be determined. Powder that was not crushed has smaller densities than that under going crushing, so that the determination of densities was conducted through crushingstage. It is indicated that the temperature affects the obtained densities, the higher thetemperature the higher the densities of the powder with O/U ratio approaching to 2. Afterobtaining powder of (UO2 + 18 fission) from the first reduction process, the powder was oxidizedat a temperature of 500 oC for 2 hours until the powder (U3O8 + 18 fission) were obtained againand to be used for the second reduction process. The second reduction process was carried outin a way similar to the first reduction process and was repeated up to four cycles.The product ofthe four-cycle reduction process was in the form of (UO2 + 18 fission products) powder, of whichcharacterization was done for its densities and O/U ratio. The reduction process repetitionappears to have enhanced the powder densities and resulted in better O/U ratio. The experimentshows that the relatively good process condition is the third reduction, where the reductiontemperature is 800 oC with heating time for 3 hours. In that condition, the bulkr, tap and truedensity obtained are 2,4594; 3,2096 and 10,2866 g/cm3 (93,77% TD) respectively and the O/Uratio is 2,0192.Key words: Reduction cycle, UO2,U3O8, fission products, DUPIC fuel.
PENGARUH PENAMBAHAN URANIUM PADA ANALISIS THORIUM SECARA SPEKTROFOTOMETRI UV-VIS DENGAN PENGOMPLEKS ARSENAZO(III) Boybul .; Yanlinastuti .
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.2010.16.4.2421

Abstract

ABSTRAK PENGARUH PENAMBAHAN URANIUM PADA ANALISIS THORIUM SECARA  SPEKTROFOTOMETRI UV–VIS DENGAN PENGOMPLEKS ARSENAZO(III). Telah dilakukan penelitian untuk mengetahui pengaruh uranium pada analisis thorium secara    spektrofotometri UV-Vis  dengan pengompleks arsenazo(III). Tujuan dari penelitian  ini adalah untuk mengetahui   pengaruh uranium pada  analisis thorium secara spektrofotometri UV-Vis.  Untuk mengetahui pengaruh penambahan uranium, ditambahkan uranium standar dengan konsentrasi bervariasi mulai dari 0 ppm; 0.05 ppm; 0.1 ppm, 0.3 ppm, 1.0 ppm, 2.0 ppm  dan 3.0 ppm kedalam larutan sampel thorium 2 ppm. Kedalam larutan contoh ditambahkan asam oksalat 5% dan  arsenazo(III) 0.2% untuk membentuk senyawa kompleks thorium-arsenazo(III) yang berwarna biru. Pengukuran dilakukan pada panujang gelombang 665 nm.. Hasil analisis thorium dalam sampel yang mengandung uranium terdapat penyimpangan berturut-turut  2,37%; 4,55%;  5,64%; 8,24%; 19,69%; 34,85% dan 50,18%. Dari hasil pengujian menunjukkan bahwa semakin besar konsentrasi uranium di dalam sampel maka akan menaikkan serapan dan panjang gelombang kompleks thorium-Arsenazo(III) akan bergeser kearah panjang gelombang kompleks uranium arsenazo, yaitu bergeser dari 665 nm menjadi 654 nm. Dengan demikian dapat disimpulkan bahwa penambahan uranium  mempengaruhi analisis thorium pada analisis dengan metoda spektrofotometri UV-Vis dengan pengomplek arsenazo(III) apabila dalam larutan sampel  thorium mengandung uranium. Kata Kunci : Uranium, thorium, dan spektrofotometri  UV-Vis.   ABSTRACT INFLUENCE OF URANIUM ADDITION ON THE ANALYSIS OF THORIUM BY SPECTROPHOTOMETRIC METHOD. Research was conducted to determine the effect of uranium on thorium analysis by UV-Vis spectrophotometry with Arsenazo(III) complexing agent. The purpose of this study was to determine the effect of uranium on thorium analysis of UV-Vis spectrophotometry. To determine the effect of uranium, added to the standard uranium with concentrations ranging from 0 ppm; 0:05 ppm, 0.1 ppm, 0.3 ppm, 1.0 ppm, 2.0 ppm and 3.0 ppm   into the sample thorium solution 2 ppm. Into a solution of oxalic acid 5%added to the sample  and Arsenazo (III) 0.2% to form complex compounds of thorium-Arsenazo (III) is blue. Measurements were taken at 665 nm wavelength.  Results of analysis of thorium in samples containing uranium are deviations respectively 2.37%, 4.55%, 5.64%, 8.24%, 19.69%, 34.85% and 50.18%. The results show that the greater the concentration of uranium in the sample, so it would raise complex wavelength absorption and thorium-Arsenazo (III) will be shifting toward the wavelength of the complex Arsenazo uranium, which is shifted from 665 nm to 654 nm. It can be concluded that the addition of uranium influence on the analysis of thorium analysis by UV-Vis spectrophotometric method with Arsenazo pengomplek (III) if the sample solution containing uranium thorium. Keywords: Uranium, thorium, and UV-Vis spectrophotometry.
OKSIDASI SIKLIK PADA TEMPERATUR 1200 oC PADUAN TERNER Ni-Al-Ti YANG DI DOPING DENGAN WOLFRAM Aprilianda, Adam; Ambardi, Pradoto; Prajitno, Djoko Hadi
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 25, No 2 (2019): Juni, 2019
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2019.25.2.5442

Abstract

OKSIDASI SIKLIK PADA TEMPERATUR 1200 oC PADUAN TERNER Ni-Al-Ti YANG DI DOPING DENGAN WOLFRAM. Penelitian ini dilakukan untuk mengetahui pengaruh penambahan unsur pemadu Wolfram (W)  terhadap ketahanan oksidasi temperatur tinggi paduan terner Ni-Al-Ti dengan menggunakan metode oksidasi siklik pada temperatur 1200 oC. Penambahan unsur Wolfram, yaitu variasi 1,5% W. Sehingga Jumlah sampel yang digunakan pada penelitian ini berjumlah 2 sampel, yaitu paduan Ni-Al-Ti dan paduan Ni-Al-Ti-1,5W. Proses oksidasi siklik dilakukan sebanyak 25 siklik, dengan variasi siklik yaitu, 4 siklik, 9 siklik, 16 siklik dan 25 siklik (1 siklik ditentukan dengan 60 menit pemanasan sampel di dalam tungku dan 30 menit didiamkan di luar tungku). Pengujian yang dilakukan meliputi pengujian kekerasan Rockwell-C, pengujian metalografi, pengujian pengukuran tebal oksida, pengamatan morfologi permukaan, pengujian pengujian Scanning Electron Microscopy (SEM) dan pengujian X-Ray Difraction (XRD). Kandungan Wolfram yang bervariasi mempengaruhi nilai kekerasan dengan nilai kekerasan tertinggi didapatkan pada sampel Ni-Al-Ti-1,5W kekerasan yang didapatkan 48,5 HRC pada sampel as cast dan 50,5 HRC setelah solution treatment. Penambahan unsur Wolfram dapat mempengaruhi ketahanan terhadap temperatur tinggi dilihat dari kurva kehilangan berat terhadap siklik yang menunjukan sampel Ni-Al-Ti-1,5W dalam kehilangan berat lebih rendah dibandingan dengan sampel lainnya. Kata kunci : Ni base superalloy, oksidasi siklik, wolfram. 
PENGARUH UNSUR Zr PADA PADUAN U-Zr DAN INTERAKSINYA DENGAN LOGAM Al TERHADAP PEMBENTUKAN FASA Masrukan .; Aslina Br.Ginting
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.2008.14.4.2569

Abstract

ABSTRAK PENGARUH  UNSUR Zr  PADA PADUAN U-Zr DAN   INTERAKSINYA  DENGAN LOGAM Al   TERHADAP PEMBENTUKAN FASA. Telah dilakukan penelitian tentang pengaruh penambahan unsur Zr pada paduan U-Zr dan interaksinya dengan logam Al  terhadap pembentukan fasa.  Mula-mula paduan U-Zr dengan komposisi Zr masing-masing 2, 6, 10, 14 dan 55 %  ditambah logam Al dengan perbandingan U-Zr dan logam Al sebagai satu dibanding setengah. Setelah dicampur dengan logam Al selanjutnya dikenai pengujian dengan menggunakan DTA pada interval temperatur dari temperatur kamar hingga 1000 oC. Penambahan logam Al dimaksudkan untuk mensimulasikan kondisi bahan bakar pada saat digunakan di reaktor. Adanya logam Al pada paduan U-Zr akan mengakibatkan terjadinya reaksi termokimia dan terbentuknya fasa-fasa, dimana fasa yang terbentuk akan mempengaruhi kinerja bahan bakar di dalam reaktor.  Penelitian ini bertujuan untuk   mengetahui reaksi termokimia antara paduan U-Zr dengan logam Al sebagai matriks.  Hasil analisis menunjukkan terjadinya pembentukan fasa dari fasa α + δ menjadi α + γ Zr  pada semua komposisi, dan pada pembentukan fasa tersebut pada 55 %Zr  membutuhkan panas yang paling besar dibandingkan pada  2, 6, 10, 14 % Zr.   Selain itu, dapat diketahui bahwa  pada U-Zr dengan kandungan  Zr masing-masing  2, 6, 10 dan 14 terbentuk fasa berturut-turut  α, γ Zr, β,  δ, UAl2,  γU dan  ZrAl2,  sedangkan pada 55 % Zr jumlah fasa yang terbentuk  lebih sedikit yakni  fasa   α, γ Zr, β,  UAl2,  dan ZrAl2. Pembentukan fasa pada  2,6,10 dan  14 %  Zr  berlangsung  pada temperatur   yang berbeda meskipun fasa yang terbentuk sama. Panas yang dibutuhkam untuk proses pembentukan fasa mengalami kenaikan  apabila  persen Zr naik,  misalnya untuk 2 % berat  Zr panas yang dibutuhkan untuk membentuk β + δ  sebesar 0,8721 cal/g akan menjadi sebesar 3,0201 cal/g apabila konsentrasi  Zr sebesar 10 % berat. Kata kunci : Paduan U-Zr, Interaksi, logam Al dan  fasa.   ABSTRACT INFLUENCE of Zr ELEMENT AT U-Zr ALLOYS AND IT   INTERACTION WITH THE  Al  METAL TO PHASE FORMING. Have been done research of  Zr element addition influence at  U-Zr alloys and its interaction with the Al metal  to phase forming.  Originally,   U-Zr alloy with the composition of 2, 6, 10, 14 and 55 % w Zr respectively  are  added  by  Al metal with the comparison of U-Zr and Al metal  as one compared to  half. After the U metal  are  mixed with Al metal,   then it  physical properties tested  by using DTA at temperature interval from room  temperature up to  1000 oC. Addition of Al metal intended  to  the simulation of fuel condition at the time of used in reactor. The Al  metal  in   U-Zr alloy  will result the thermochemical reaction  and phases forming, where the phase formed will influence the fuel performance in reactor. This research  intend  to know the thermochemical reaction between U-Zr alloy with the Al metal as matrix. Result of analysis show the phases  forming  from α + δ to α + γZr at all of composition, and at the phase forming at 55 % Zr require the biggest heat if it  compared with  2, 6, 10, 14 %  weight Zr. Others, knowable that at U-Zr alloy with  Zr concentration  of  2, 6, 10 and 14 are pahses  formed  Zr α, γ Zr, β,  δ, UAl2,  γU and  ZrAl2, while at 55 % w Zr  the  total phases  formed  slimmer,   that are α, γ Zr, β, UAl2,  and  ZrAl2. Phases forming  at  2,6,10 and 14 %  w Zr   take place at  different temperature,  although the phases  formed  are same. The heat  that  is needed to phases forming process  will  increase  if  Zr percent concentration  is increase, as example for  2 % w Zr the heat  required to form β + δ   is  0,8721 cal / g will become  3,0201 cal / g  if Zr content equal to 10 % w Zr. Keyword :  U-Zr alloy, Interaction,  Al metal  and phase.

Page 21 of 29 | Total Record : 288

 19   20   21   22   23 

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