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
 23   24   25   26   27 
ANALISIS ISOTOP 137Cs DALAM PEB U3Si2/Al DENSITAS 4,8 gU/cm3 PASCA IRADIASI DENGAN METODE PENGENDAPAN CHLOROPLATINATE DAN KOLOM PENUKAR KATION RESIN DOWEX Arif Nugroho; Boybul Boybul; Sutri Indaryati; Iis Haryati; Rosika Kriswarini; Erlina Noerpitasari
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 26, No 3 (2020): Oktober, 2020
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2020.26.3.6055

Abstract

PEMISAHAN CESIUM DALAM PEB U3Si2/Al DENSITAS 4,8 gU/cm3 PASCA IRADIASI MENGGUNAKAN METODE PENGENDAPAN CHLOROPLATINATE DAN KOLOM PENUKAR KATION RESIN DOWEX. Pelarutan PEB U3Si2/Al dilakukan di dalam hot cell 109 menggunakan larutan HCl 6 M dan HNO3 6 M. Pemisahan cesium dengan uranium dalam larutan uranil nitrat dilakukan menggunakan metode pengendapan chloroplatinate dan kolom penukar kation. Pada metode pengendapan chloroplatinate, terlebih dahulu dilakukan proses penghilangan unsur-unsur yang akan mengganggu dalam proses pengendapan, selanjutnya dilakukan pemisahan heavy element seperti uranium atau plutonium dengan cara mengendapkan isotop 137Cs dalam bentuk Cs2PtCl6. Kandungan isotop 137Cs di dalam endapan Cs2PtCl6 diukur menggunakan menggunakan spektrometer-γ. Pada metode kolom penukar kation resin Dowex, larutan uranil nitrat dipipet sebanyak 150 μL dan ditambah 2 mL aquadest kemudian ditambahkan Cs carrier sebanyak 20 μL dan 1 mL HCl 12 M. Campuran larutan tersebut digunakan sebagai umpan dimasukkan ke dalam kolom penukar anion yang berisi resin R-Cl-. Efluen yang keluar dari kolom penukar anion dimasukkan ke dalam kolom penukar kation yang berisi resin R-NH4+. Isotop 137Cs yang terikat resin R-NH4+ di dalam kolom kemudian dielusi menggunakan HCI 1 M. Efluen kemudian dikisatkan sampai diperoleh volume ± 2 mL. Kandungan isotop 137Cs dalam PEB U3Si2/Al densitas 4,8 gU/cm3 hasil pemisahan menggunakan metode chloroplatinate untuk potongan Middle kode M diperoleh rerata sebesar 0,000557 g/gPEB dan 0,000652 g/gPEB untuk potongan Bottom kode B, sedangkan dengan menggunakan metode kolom penukar kation resin Dowex diperoleh sebesar 0,000747 g/gPEB untuk potongan Middle kode M, dan 0,000934 g/gPEB untuk potongan Bottom kode B. Rekoveri pemisahan 137Cs dengan metode kolom penukar anion lebih besar dibandingkan dengan metode pengendapan Cs2PtCl6.Kata kunci: U3Si2/Al, chloroplatinate, resin Dowex, 137Cs
PENGARUH MEDIA PENDINGIN TERHADAP KARAKTERISTIK MEKANIK DAN STRUKTUR MIKRO PADA PELAT BAJA KARBON RENDAH Iskandarsyah Wicaksono; Sri Ismarwanti; Jan Setiawan; Ferry Budhi Susetyo; Syamsuir Syamsuir
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 27, No 1 (2021): Februari, 2021
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2021.27.1.6187

Abstract

PENGARUH MEDIA PENDINGIN TERHADAP KARAKTERISTIK MEKANIK DAN STRUKTUR MIKRO PADA PELAT BAJA KARBON RENDAH. Bahan baja karbon rendah mempunyai keuletan yang tinggi dan mudah dibentuk, sehingga banyak digunakan dalam dunia industri dan konstruksi bangunan. Namun bahan ini mempunyai kekuatan mekanik dan kekerasan yang rendah sehingga mudah aus.  Sifat mekanik dapat ditingkatkan dengan perlakukan panas yaitu dengan pemanasan pada temperatur tertentu dan ditahan beberapa waktu, kemudian dilakukan pendinginan. Media pendingin akan berpengaruh terhadap hasil peningkatan sifat mekanik. Oleh karena itu dalam penelitian ini akan dilakukan pengamatan terhadap karakteristik mekanik dan struktur mikro baja karbon rendah setelah perlakuan panas dan pendinginan pada media pendingin yang bervariasi. Proses pemanasan dilakukan pada suhu 950 °C dengan waktu penahanan 15 menit. Kemudian sampel tersebut didinginkan dengan variasi pendingin (aquadest, minyak goreng, oli dan tungku pintu terbuka). Hasil pengamatan pada sampel pelat baja karbon rendah (0,0524%) menunjukkan bahwa sampel tanpa perlakuan panas mempunyai nilai tegangan tertinggi yaitu sebesar 375,75 MPa dan pendinginan pintu tungku terbuka mempunyai nilai tegangan terendah yaitu sebesar 200,53 MPa. Nilai regangan tertinggi terjadi pada pendinginan pintu terbuka sebesar 38,77% dan nilai regangan terendah yaitu sebesar 25,49% terjadi pada pendinginan minyak goreng. Pengamatan struktur mikro pada material sebelum dan sesudah dilakukan perlakuan panas menunjukkan adanya ferrit dan perlit.Kata kunci: Perlakuan panas, media pendingin, sifat mekanik, pelat baja karbon rendah.
KOMPOSISI, STRUKTUR DAN DENSITAS PADUAN U-7Mo-xSi Supardjo Supardjo; Agoeng Kadarjono; Jan Setiawan; Ganisa Kurniati Suryaman
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 27, No 2 (2021): Juni, 2021
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2021.27.2.6386

Abstract

KOMPOSISI, STRUKTUR DAN DENSITAS PADUAN U-7Mo-xSi. Struktural paduan U-7Mo-xSi (x= 1, 2, dan 3%) dipelajari dalam rangka mendapatkan paduan uranium baru yang cocok digunakan sebagai kandidat bahan bakar reaktor riset densitas uranium tinggi. Paduan U-7Mo-xSi dibuat dengan teknik peleburan menggunakan tungku busur listrik, dan pengujian meliputi analisis komposisi kimia, densitas, kekerasan dan struktural fasa yang terdapat di dalamnya. Data uji menunjukkan bahwa dengan kenaikan kadar Si di dalam paduan U-7Mo-xSi kadar U dan densitas menurun dan kekerasanya meningkat.  Pola difraksi Sinar-X paduan U-7Mo-xSi dideteksi dari sudut difraksi 25° hingga 95°, teramati adanya fasa U-γ, U3Si2, dan U3Si2Mo. Makin tinggi kadar Si, fasa U3Si2 yang terbentuk semakin banyak dan kekerasannya meningkat karena semakin banyak terbentuknya ikatan antara Si dan Si.Kata kunci: Paduan U-7Mo-xSi, bahan bakar nuklir densitas tinggi, komposisi, struktur, densitas.
EVALUATION OF NEUTRON SHIELDING PERFORMANCE OF CD-SS 316L AS A CANDIDATE ALLOY FOR DRY CASK OF RESEARCH REACTOR SPENT FUEL Kuat Heriyanto; Usman Sudjadi; Jaka Rachmadetin; Yuli Purwanto; Pungky Ayu Artiani; Siti Chotijah
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 27, No 2 (2021): Juni, 2021
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2021.27.2.6426

Abstract

EVALUATION OF NEUTRON SHIELDING PERFORMANCE OF CD-SS 316L AS A CANDIDATE ALLOY FOR DRY CASK OF RESEARCH REACTOR SPENT FUEL Development of dry casks is necessary to support the national strategy for management of spent fuels. One of the requirements for the dry cask is shielding performance for neutron emitted by the spent fuels to be stored in the dry cask. The objectives of this study are to determine the emitted neutrons by the spent fuel generated from GAS research reactor and to evaluate the neutron shielding performance of Cd-SS316L alloy as a candidate material to be used in dry cask for the spent fuels.  The former was carried out using Origen 2.1 software, while the latter using MCNP5. The result shows that the emitted neutrons by a spent fuel after 5 years discharged from GAS research reactor were 2.81×103 and 3.32×106 n/s for reactor core power of 15 and 30 MW, respectively. Addition of Cd improves the neutron shielding performance of SS 316L. The evaluation of neutron shielding performance of SS 316L with addition of Cd which is the candidate material for dry cask of the spent fuels from the GAS research reactor can be evaluated using Origen 2.1 software for neutron emission, while the neutron shielding performance was evaluated by the simulation using MNCP 5 software. This study shows the Cd-SS 316L alloy can be used for further study to develop the dry cask design for the GAS research reactor.Key words: Neutron shielding, cadmium, stainless steel, spent fuel.
KARAKTERISASI KANDUNGAN URANIUM DAN UNSUR JEJAK PELET SINTER UO2 UNTUK FORENSIK NUKLIR Torowati Torowati; Ngatijo Ngatijo; Rahmiati Rahmiati; Deni Mustika; Erilia Yusnitha; Tri Yulianto; Jan Setiawan
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 27, No 1 (2021): Februari, 2021
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2021.27.1.6224

Abstract

KARAKTERISASI KANDUNGAN URANIUM DAN UNSUR JEJAK PELET SINTER UO2 UNTUK FORENSIK NUKLIR. Forensik nuklir merupakan salah satu alat yang penting didalam keamanan nuklir terkait dengan penegakan hukum. Hal ini dikarenakan  keberadaan bahan nuklir dan  radioaktif memiliki potensi bahaya baik dari segi keselamatan, kesehatan hingga ancaman dalam keamanan nuklir.  Didalam  forensik nuklir, sidik jari adalah karakteristik bahan nuklir dan radioaktif  untuk memberi  informasi asal-usul suatu bahan nuklir sehingga diharapkan mempunyai data-data dari bahan nuklir dan radioaktif. Data-data diperoleh dari hasil  karakterisasi berupa pengujian baik  pengujian secara fisika ataupun kimia. Pengujian secara fisika seperti pengamatan visual, dimensi, fasa sedangkan secara kimia antara lain penentuan unsur bahan nuklir, penentuan konsentrasi unsur–unsur  dalam bahan nuklir. Dalam makalah ini telah dilakukan pengujian kandungan uranium dan unsur jejak dalam bahan nuklir pelet uranium oksida (UO2) dengan tujuan untuk sidik jari dalam mendukung forensik nuklir yang ada di PTBBN, BATAN. Pengujian kandungan uranium dilakukan secara titrasi potensiometri sedangkan pengujian unsur jejak selain uranium dengan metode spektrofotometri serapan atom. Hasil rerata pengujian kandungan uranium dalam bahan nuklir  dan radioaktif tersebut diperoleh antara  87% sampai 88% hal ini menginformasikan bahwa bahan tersebut adalah bahan nuklir UO2.  Hasil pengujian kandungan unsur jejak selain uranium dalam pengujian ini berbeda pengayaan maka kandungan unsur jejaknya berbeda pula, sehingga dapat menginformasikan tentang tingkat pengayaan uranium yang dimiliki oleh pellet UO2 tersebut. Data-data tersebut dapat digunakan sebagai sidik jari dalam forensik nuklir sehingga dapat membantu penyidik dalam indentifikasi pada forensik nuklir apabila terjadi penyelewengan atau penyalahgunaan dari jenis bahan nuklir tersebut.Kata kunci: Uranium, pelet sinter, sidik jari, forensik nuklir.
THE EFFECT OF ANNEALING AND COLD FORGING ON MICROSTRUCTURE AND HARDNESS PROPERTIES OF Al-SiC COMPOSITE : A PRELIMINARY STUDY Yudhistira Adityawardhana; Anne Zulfia; Bintang Adjiantoro; Muhammad Yunan Hasbi
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 27, No 2 (2021): Juni, 2021
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2021.27.2.6396

Abstract

THE EFFECT OF ANNEALING AND COLD FORGING ON MICROSTRUCTURE AND HARDNESS PROPERTIES OF AL-SIC COMPOSITE: A PRELIMINARY STUDY. Aluminium Metal Matrix Composites (AMMCs) are one of the exciting materials that have an extensive function in various applications. By utilizing reinforcement in the fabrication process, Al composites can produce superior properties such as high strength, good fracture resistance, and of course, lightweight. Therefore, many studies are interested in revealing the characteristics of Al composite materials through various methods and variations of reinforcement. This research is a preliminary study with a scope of work, including observing the effects of annealing and cold forging processes on the microstructure morphology and hardness properties of SiC nano-ceramic reinforced Al composites. The aluminium used in this study is a 7xxx series aluminium alloy. The fabrication process was carried out by stir-squeeze casting method. Microstructure analysis was conducted by optical microscopy and Scanning Electron Microscopy (SEM) equipped with Emission Dispersion Spectroscopy (EDS). The hardness properties of the Al-SiC composite were examined by micro Vickers hardness testing. This research reported that the annealing process influences the grain refinement and hardness properties of the Al-SiC composite. The sample experienced to cold forging has to improve the hardness value. Increasing hardness by forging after anneal may introduce due to the grain compression effect of the dislocation mechanism. Comprehensive research is required to find out other potentials of Al-SiC composite materials. Keywords: Al-SiC composite, annealing temperature, cold forging, hardness, microstructure.
VALIDATION OF SRAC CODE SYSTEM FOR NEUTRONIC PARAMETERS CALCULATION OF THE PWR MOX/UO2 CORE BENCHMARK Wahid Luthfi; Surian Pinem
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 27, No 1 (2021): Februari, 2021
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2021.27.1.6238

Abstract

VALIDATION OF SRAC CODE SYSTEM FOR NEUTRONIC PARAMETERS CALCULATION OF THE PWR MOX/UO2 CORE BENCHMARK. Determination of neutronic parameter value is an important part in determining reactor safety, so accurate calculation results can be obtained. This study is focused on the validation of SRAC code system in the calculation of neutronic parameters value of a PWR (Pressurized Water Reactor) reactor core. MOX/UO2 Core Benchmark was choosed because it is used by several researchers as a reference core for code validation in the determination of neutronic parameters of a reactor core. The neutronic parameters calculated include critical boron concentration, delayed neutron fraction, and Power Peaking Factor (PPF) and its distribution in axial and radial directions. When compared with reference data, the calculation results of the critical boron concentration value show that there is a difference of 22.5 ppm on SRAC code system. Meanwhile, differences in power per fuel element (assembly power error) value of power-weighted error (PWE) and error-weighted error (EWE) is 2.93% and 3.94%, respectively. Maximum difference between PPF value in axial direction with reference reaches a value of 4.57%. SRAC calculation results also show consistency with the calculation results of other program packages or code. Results of this study indicate that SRAC code system is still quite accurate for the calculation of neutronic parameters of PWR reactor core benchmark. Therefore, SRAC code system can be used to calculate neutronic parameters of PWR reactor core, especially when using MOX (mixed oxide) fuel.Keywords: Neutronic parameter, critical boron concentration, power peaking factor, SRAC code system.
PENGARUH JENIS PREKURSOR DAN METODE PRENETRALISASI PADA MORFOLOGI PERMUKAAN KERNEL TERSINTER ZIRKONIA Sarjono Sarjono; Gagad Rahmadi; Etty Mutiara; Mujinem Mujinam; Dedy Haryadi
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 27, No 2 (2021): Juni, 2021
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2021.27.2.6406

Abstract

PENGARUH JENIS PREKURSOR DAN METODE PRENETRALISASI PADA MORFOLOGI PERMUKAAN KERNEL TERSINTER ZIRKONIA. Telah dilakukan kegiatan penelitian tentang pengaruh jenis prekursor dan metode prenetralisasi pada morfologi permukaan kernel tersinter zirkonia. Morfologi permukaan dengan kekasaran minimum dikehendaki pada riset pengembangan sistim pelapisan TRISO. Beberapa batch larutan broth dipreparasi dengan beberapa rute menggunakan jenis prekursor dan metode prenetralisasi yang berbeda.  Jenis prekursor yang digunakan adalah zirkonium oksinitrat dan zirkonium nitrat pentahidrat dan preparasi sol dilakukan secara presipitasi-redispersi dan dekomposisi urea. Tahap-tahap eksperimen meliputi preparasi sol, preparasi broth, proses gel-casting, proses aging-washing-drying, proses de-watering, perlakuan panas kalsinasi dan sintering, dan pemeriksaan visual morfologi permukaan. Pengukuran sferisitas dilakukan pada gel sferis kering untuk mempelajari hubungan level kejenuhan sol dan kemampuannya terkonversi secara seketika pada reaksinya dengan gas NH3 pada proses gel-casting. Hasil pengamatan visual SEM dari permukaan kernel zirkonia tersinter menunjukkan bahwa kekasaran permukaan paling minim diberikan oleh kernel dari prekursor zirkonium nitrat pentahidrat dengan metode prenetralisasi dekomposisi urea dan permukaan paling kasar diberikan oleh kernel dari prekursor zirkonium oksinitrat dengan prenetralisasi secara presipitasi-redispersi.Kata kunci: kernel, zirconia, prekursor, prenetralisasi, kekasaran permukaan.
PENGARUH DISTRIBUSI UKURAN SERBUK UO2 PENGAYAAN 2%–5% PADA DENSITAS PELET UO2 Etty Mutiara; Odi Buana Hutapea; Winter Dewayatna; Tri Yulianto
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 27, No 1 (2021): Februari, 2021
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2021.27.1.6333

Abstract

PENGARUH DISTRIBUSI UKURAN SERBUK UO2 PENGAYAAN 2%–5% PADA DENSITAS PELET UO2. Telah dilakukan studi fabrikasi pelet UO2 sinter menggunakan serbuk UO2 pengayaan 2%, 3%, 4% dan 5% untuk mendapatkan pelet UO2 dengan densitas yang memenuhi syarat sebagai bahan bakar PWR melalui proses kompaksi dan penyinteran. Sepanjang pengetahuan penulis, tidak ada publikasi penelitian tentang hubungan distribusi ukuran serbuk dengan densitas pelet UO2 pada rentang ukuran serbuk yang dipelajari pada penelitian ini. Untuk itu, melalui penelitian distribusi ukuran serbuk UO2 dan fraksi berat masing–masing rentang ukuran serbuk dan pengaruhnya terhadap densitas pelet UO2 akan diperoleh sifat mampu kompak dan mampu sinter masing–masing serbuk UO2 melalui pengukuran densitas pelet mentah dan pelet sinternya. Penelitian ini diawali dengan proses ayak serbuk UO2 umpan untuk mendapatkan data distribusi ukuran serbuk beserta fraksi beratnya, dilanjutkan dengan pengukuran densitas curah dan densitas ketuk. Masing–masing serbuk dengan distribusi ukuran dan fraksi beratnya langsung dikompaksi menjadi pelet mentah dengan variasi tekanan 2, 3 dan 4 ton/cm2, kemudian disinter pada temperatur 1700 °C selama 3 jam. Hasil pengayakan memberikan data bahwa serbuk UO2 pengayaan 2% dan 4% mempunyai distribusi ukuran serbuk monomodal sementara serbuk UO2 pengayaan 3% dan 5% dengan trimodal. Densitas pelet hasil kompaksi serbuk UO2 pengayaan 2%, 3%, 4% dan 5% pada tekanan kompaksi tertinggi berturut–turut sebesar 54,30%TD, 53,19%TD, 52,45%TD dan 52,33%TD. Densitas pelet sinter dari serbuk UO2 pengayaan 2% dan 5% masing–masing berada pada kisaran (91,13 – 91,70) %TD dan (75,33–77,57) %TD sementara pelet sinter pengayaan 3% dan 4% semuanya retak/pecah sehingga densitas tidak dapat diukur. Berdasarkan data densitas pelet disimpulkan bahwa serbuk UO2 pengayaan 2% dengan distribusi ukuran monomodal yang didominasi serbuk berukuran halus yang lebih kecil 75 µm mempunyai mampu kompak dan mampu sinter yang lebih baik dari serbuk lainnya. Penelitian ini perlu dilanjutkan untuk mengetahui lebih jauh berkaitan pemilihan distribusi ukuran serbuk UO2 umpan dengan fraksi beratnya sebagai umpan proses kompaksi dalam upaya mendapatkan pelet UO2 sinter dengan densitas lebih tinggi yang memenuhi persyaratan sebagai bahan bakar PLTN tipe PWR.Kata kunci: Pelet UO2 PWR, distribusi ukuran serbuk, densitas, kompaksi, penyinteran.
KARAKTERISASI TERMAL PEB U-7Mo/Al SEBAGAI BAHAN BAKAR REAKTOR RISET Sayyidatun Nisa; Ariyanti Saputri; Sutri Indaryati; Noviarty Noviarty; Supardjo Supardjo; Aslina Br. Ginting
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 27, No 2 (2021): Juni, 2021
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2021.27.2.6420

Abstract

KARAKTERISASI TERMAL PEB U-7Mo/Al SEBAGAI BAHAN BAKAR REAKTOR RISET. Bahan bakar berbasis UMo/Al merupakan kandidat bahan bakar reaktor riset dan sebagai alternatif pengganti bahan bakar U3Si2/Al. Hal ini disebabkan karena paduan UMo/Al memiliki densitas uranium yang lebih tinggi yaitu sekitar 16,4 g/cm3 dibandingkan dengan U3Si2/Al sebesar 12,2 g/cm3. Selain itu, paduan UMo mempunyai tampang lintang serapan neutron rendah dan proses olah ulang relatif mudah. Paduan U-7Mo/Al mampu mempertahankan fasa γ-U selama proses iradiasi, sehingga stabilitas bahan bakar di dalam reaktor tetap terjaga.  Paduan U-7Mo telah difabrikasi menjadi mini pelat PEB U-7Mo/Al. Tujuan dari penelitian ini adalah mengetahui karakteristik termal dari PEB U-7Mo/Al sebagai masukan kepada fabrikator bahan bakar reaktor riset dalam pembuatan bahan bakar berbasis UMo/Al. Karakterisasi termal dilakukan terhadap logam uranium, molybdenum, paduan UMo dan PEB U-7Mo/Al mengguakan Differential Scanning Calorimetry (DSC) Setaram. Hasil karakterisasi termal menunjukan bahwa PEB U-7Mo/Al stabil terhadap termal hingga 600 °C, karena pada temperatur 632,962 °C PEB U-7Mo/Al telah mengalami reaksi termokimia endotermik dengan DH= 144,318 J/g. Pada 656,186 ºC terjadi peleburan matriks Al dan kelongsong AlMg2 dalam PEB U-7Mo/Al dengan DH = 144,318 J/g. Pada temperatur 952,810 ºC hingga 1106,050 ºC, lelehan matriks Al berdifusi dengan UMo membentuk senyawa U(Mo,Al)x metastabil dan pemanasan hingga temperatur hingga 1211,760 ºC terbentuk layer UAlx (UAl2, UAl3 dan UAl4) dengan DH= –22,721 J/g. Kata kunci: Sifat termal, DSC, PEB UMo/Al, reaktor riset. 

Page 25 of 29 | Total Record : 288

 23   24   25   26   27 

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