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
 25   26   27   28   29 
NEUTRONIC CALCULATION FOR PWR MOX FUEL PIN CELLS WITH WIMSD-5B CODE Santo Paulus Rajagukguk; Syaiful Bakhri; Tukiran Surbakti
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 28, No 1 (2022): Februari, 2022
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2022.28.1.6610

Abstract

NEUTRONIC CALCULATION FOR PWR MOX FUEL PIN CELLS WITH WIMSD-5B CODE. The WIMSD-5B thermal reactor lattice cell code is used in many laboratories for research reactor calculations and power reactors. The program uses the Wigner-Seitz approximation for cell pin calculations. The approximation has been widely applied to the pin of UO2 cells and has shown good results in previous studies but can produce incorrect results when used for pin cells in MOX fuels. This paper investigates the use of the WIMS-5B code to calculate the neutron multiplication factor and depletion for MOX fuel pin cells. Calculations were performed using the WIMSD-5B code updated with the ENDF-BVIII.0 library. The outer scattering boundary condition was used to overcome the effect of the Wigner-Seitz approach on the lack of MOX fuel. Results of this study indicates that most of the results obtained using ENDF-BVIII.0 are better than ENDF-BVII.1, and this is in line with expectations. The difference in the maximum k-inf value obtained from this library occurs in the fuel that has the greatest enrichment. On the other hand, the addition of the outer scattering limit improves the results obtained using ENDF-BVIII.0, causing a slight improvement for other libraries. This shows that by using appropriate libraries and the addition of the scattering outer limit, the Wigner Seitz approximation for the MOX pin cell pins in WIMS-D5 can yield quite accurate results.Keywords: Wigner-Seitz approximation, WIMS-D5 code, MOX fuel, Doppler reactivity.
EFEK NITROCARBURIZING PADA MATERIAL LOW CARBON STEEL TERHADAP KETAHANAN KOROSI DAN KEKERASAN Fajar Al Afghani; Erwan Hermawan; Siti Shaleha
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 28, No 1 (2022): Februari, 2022
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2022.28.1.6596

Abstract

EFEK NITROCARBURIZING PADA MATERIAL LOW CARBON STEEL TERHADAP KETAHANAN KOROSI DAN KEKERASAN. Penggunaan baja saat ini mengalami pertumbuhan yang cukup pesat. Material baja karbon rendah banyak digunakan pada fasilitas di Instalasi Radiometalurgi, BATAN, terutama untuk komponen struktur konveyor, rantai, gerigi dan sebagainya. Penggunaannya yang semakin masif sehingga berbagai macam perkembangan pada material baja dilakukan. Salah satunya adalah dengan meningkatkan kualitas baja agar dapat digunakan dalam jangka waktu yang lama. Salah satu metode yang dapat digunakan untuk meningkatkan kualitas baja adalah dengan proses nitrokarburasi. Penelitian ini berfokus pada pengaruh proses nitrocarburizing  terhadap laju korosi. Proses nitrocarburizing  dilakukan pada beberapa sampel dengan temperatur yang berbeda dan gas yang sama. Peningkatan temperatur pada proses nitrocarburizing  menghasilkan permukaan spesimen yang lebih keras. Peningkatan kekerasan diperoleh berdasarkan perbedaan temperatur yang meningkat dari 192 HV untuk sampel sebelum dinitrocarburizing  menjadi 793 HV untuk sampel nitrocaburizing 450 ºC. Selain itu ketahanan korosi meningkat dengan meningkatnya temperatur nitrocarburizing. Proses nitrocarburizing  menyebabkan difusi atom-atom C dan N sehingga membentuk compound layer, diffusion layer, dan transition layer yang terdiri dari lapisan ε-Fe2-3N, γ’- Fe4N, Fe2(N, C)1-z menjadikan lapisan permukaan material menjadi keras dan resistan terhadap korosi. Kata Kunci: Nitrocarburizing , korosi, kekerasan, low carbon steel
EFFECTS OF FUEL DENSITY ON REACTIVITY COEFFICIENTS AND KINETIC PARAMETERS OF PEBBLE BED REACTOR Suwoto Suwoto; R. Andika Putra Dwijayanto; Wahid Luthfi; Zuhair Zuhair
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 28, No 1 (2022): Februari, 2022
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2022.28.1.6625

Abstract

EFFECTS OF FUEL DENSITY ON REACTIVITY COEFFICIENTS AND KINETIC PARAMETERS OF PEBBLE BED REACTOR. Few decades ago a large number of nuclear reactors were designed to use HEU as the fuel. But the use of  HEU is being discouraged since it can be used as a nuclear explosive material which makes its proliferation potential. Most of the HEU-fueled nuclear reactors in the world are either closed or converted into other types that have LEU fuel with 235U enrichment below 20%. To extend lifetime, LEU fuel with high density is developed. The change in fuel density from low to high will also change core neutronics and thermal-hydraulics of the reactor, and as a result, it affects the transient response of the reactor. This paper studies the effects of fuel density on reactivity coefficients and kinetic parameters of pebble bed reactor through several calculations with MCNP6 code combine with ENDF/B-VII.1 continuous energy cross-section nuclear data library. The overall calculation results show that the Doppler temperature coefficient (DTC) increases with increasing fuel density, but the moderator temperature coefficient (MTC) decreases due to hardening of neutron spectrum. Kinetic parameters such as effective delayed neutron fraction (βeff), prompt neutron lifetime(ℓ) and neutron generation time (Ʌ) which significantly reduced with increasing fuel density will strongly affect the reactor control and safety. The results of this work conclude that the selection of 9–15 g/cm3 fuel density should be considered carefully given that its effect on reactor controllability.Keywords: Fuel density, reactivity coefficients, kinetic parameters, MCNP6, ENDF/B-VII.1.
EFFECT OF Al, Zr AND Mo ON CORROSION RESISTANCE OF AlXCrFeNiMo AND AlXCrFeNiZr (X=1, 1.2 AND 1.4) AS FUEL CLADDING MATERIALS Teguh Firmansyah; Bonita Dilasari; Jan Setiawan; Djoko Hadi Prajitno
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 28, No 1 (2022): Februari, 2022
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2022.28.1.6624

Abstract

EFFECT OF Al, Zr AND Mo ON CORROSION RESISTANCE OF AlXCrFeNiMo AND AlXCrFeNiZr (X=1, 1.2 AND 1.4) AS FUEL CLADDING MATERIALS. The high entropy alloy of AlxCrFeNiM (with x = 1, 1,2 and 1,4; M = Mo and Zr) was successfully synthesized using powder metallurgy technique with sintering process at 1000 oC in an inert atmosphere. These alloys were designated as fuel cladding for research reactor with high U-density fuel such as U-Mo. One of the critical in-service properties of nuclear fuel cladding is its corrosion behavior. In this study, some properties of the HEA of AlxCrFeNiM such as the phases, microstructures, hardness, and corrosion resistance in 3 wt.% NaCl solution at room temperature were investigated. The results show that the phases in the HEA of AlxCrFeNiMo are FeNi, AlNi and Mo. The HEA of AlxCrFeNiZr has more complex phases compared to the AlxCrFeNiMo. The microstructure of HEA samples show  fine grains with some micropores that imperfect the solidification during the sintering process. The hardness value of the HEA of AlxCrFeNiMo has a trend of decreasing as the x value increases. The opposite trend occurs to the HEA of AlxCrFeNiZr that the hardness value increases with increasing x value. The lowest hardness value is Al1.4CrFeNiMo at 262.2 HV, and the highest hardness value of Al1.4CrFeNiZr is at 756.7 HV. The corrosion rate of the AlxCrFeNiMo does not show a specific trend with increasing x value; however,  the AlxCrFeNiZr shows decreasing value with increasing x value. The lowest value for the all-HEA samples is 0.20 mmpy for the Al1.4CrFeNiZr. The results of hardness and corrosion tests show that the Zr element combined with the Al element affects not only its hardness but also its corrosion resistance.Keywords: Fuel cladding, high entropy alloy, corrosion
IMAGE ENHANCEMENT CITRA DIGITAL SHORT PIN PWR FUEL BERISI PELET UO2 ALAM PASCA UJI RADIOGRAFI SINAR-X MENGGUNAKAN PROGRAM IMAGEJ Refa Artika; Rohmad Sigit; Maman Kartaman Ajiriyanto; Tri Yulianto
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 28, No 1 (2022): Februari, 2022
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2022.28.1.6617

Abstract

IMAGE ENHANCEMENT CITRA DIGITAL SHORT PIN PWR FUEL BERISI PELET UO2 ALAM PASCA UJI RADIOGRAFI SINAR-X MENGGUNAKAN PROGRAM IMAGEJ. Pengujian tak merusak menggunakan radiografi sinar-X  digital merupakan salah satu rangkaian penting dalam evaluasi unjuk kerja bahan dan bahan bakar nuklir. Image enhancement atau peningkatan kualitas citra sangat dibutuhkan untuk analisis lanjutan terhadap citra hasil radiografi sinar-X digital yang cenderung memiliki resolusi lebih rendah. Proses image enhancement pada citra radiografi sinar-X digital bertujuan untuk memberikan citra yang lebih mudah diinterpretasi sehingga data yang dihasilkan dapat digunakan sebagai dasar evaluasi unjuk kerja bahan bakar setelah proses iradiasi. Pengujian menggunakan radiografi sinar-X  digital dilakukan pada short pin PWR fuel berisi pelet UO2 dilakukan pada jarak 40 cm terhadap detektor dengan parameter tegangan dan arus sebesar 120 kV dan 1000 μA. Selanjutnya image enhancement dilakukan terhadap citra digital menggunakan ImageJ meliputi proses penyelarasan terhadap kontras citra, edge enhancement, pengolahan histogram gray value, dan penyesuaian warna citra. Data uji disesuaikan dengan informasi yang harus dicapai dari pengujian radiografi sinar-X digital short pin PWR fuel berisi pelet UO2. Informasi ini dapat berupa data dimensi, batas antar pelet, dan histogram yang menggambarkan adanya perbedaan material atau perbedaan ketebalan. Informasi ini selanjutnya digunakan sebagai input data dalam pemetaan konsep image enhancement short pin PWR fuel berisi pelet UO2. Output citra yang dihasilkan dari proses image enhancement memiliki resolusi dan kualitas citra yang lebih baik untuk memudahkan dalam proses analisis dan interpretasi serta dapat dijadikan metode baku dalam melakukan image enhancement citra radiografi sinar-X digital short pin PWR fuel berisi pelet UO2 pasca iradiasi.Kata Kunci : Image enhancement, radiografi sinar-X digital, short pin PWR, ImageJ, interpretasi.
STUDY OF FISSION GAS BUBBLES AND INTERACTION LAYER ON IRRADIATED U3Si2-Al DENSITY OF 4.8 gU/cm3 Juan Carlos Sihotang; Maman Kartaman Ajiriyanto; Anditania Sari Dwi Putri; Ely Nurlaily; Junaedi Junaedi; Aslina Br Ginting; Supardjo Supardjo
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 28, No 2 (2022): JUNI, 2022
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2022.28.2.6670

Abstract

STUDY OF FISSION GAS BUBBLES AND INTERACTION LAYER ON IRRADIATED U3Si2-Al DENSITY OF 4.8 gU/cm3. Uranium-silicide compound fuel dispersed in aluminium matrix (U3Si2-Al) have been used in a large number of research reactors around the world because of its excellent behavior under irradiation. This fuel also provides high uranium density with typical fuel loading up to 4.8 gU/cm3 to compensate for the reduced fissile amount in LEU. To improve the density of current U3Si2-Al (2.96 gU/cm3) used in Indonesian GA Siwabessy Multipurpose Research Reactor, U3Si2-Al dispersion fuel plate with density of 4.8 gU/cm3 (U235 ∼19.75%) had been irradiated in RSG GAS for 175 days at 15 MW power to burnup level of approximately 40%. The characterization was performed using SEM-EDS and optical microscope to study microstructure of the irradiatted fuel, largely the fission gas bubbles and the interaction layer between U3Si2 fuel and Al matrix. The average diameter of the bubbles with diameter from 0.06 to 0.55 µm was 0.21 µm. The interaction layer was identified as U(Al,Si)2,3 with thickness of approximately 1.5 µm. The relatively small fission gas bubbles and the interaction layer didn’t cause swelling on the fuel and the overall performance of the fuel plate was very good.Keyword:  LEU, uranium-silicide, post-irradiation examination, interaction layer, fission gas bubbles.
KARAKTERISASI MATERIAL INSULASI KABEL LISTRIK TEGANGAN RENDAH DARI PRODUK LOKAL PASCA IRADIASI GAMMA Antonio Gogo Hutagaol; Muhammad Ilham Bayquni
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 28, No 2 (2022): JUNI, 2022
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2022.28.2.6615

Abstract

KARAKTERISASI MATERIAL INSULASI KABEL LISTRIK TEGANGAN RENDAH DARI PRODUK LOKAL PASCA IRADIASI GAMMA. Penelitian ini ditujukan untuk mempelajari pengaruh radiasi gamma terhadap karakter polimer semi kristalin pada material insulasi kabel listrik tegangan rendah dari produk lokal, terkait penggunaannya di fasilitas dengan radiasi gamma tinggi. Sampel uji diiradiasi menggunakan perangkat Gamma Cell dengan dosis radiasi sebesar 25, 50, 100, 200, 400 dan 800 kGy. Derajat kristalinitas dan komposisi senyawa dari sampel uji dianalisis dengan uji XRD dan dikarakterisasi menggunakan FTIR. Berdasarkan uji XRD yang dilakukan, tidak teramati adanya perbedaan signifikan pada pola difraksi antara sampel uji non iradiasi maupun sampel uji iradiasi dengan variasi besar dosis. Hal ini mengindikasikan tidak terdapat perubahan fase mayor dari senyawa kristalin yang terkandung dalam sampel uji terkait. Adapun derajat kristalinitas dari sampel uji cenderung menurun seiring meningkatnya dosis radiasi yang diberikan. Hasil analisis FTIR menunjukkan adanya perbedaan transmittance yang fluktuatif antar sampel uji dengan dosis radiasi gamma yang berbeda juga dengan sampel uji non-iradiasi gamma. Adanya spektra yang semakin melebar di 400 kGy dan 800 kGy, pada wavenumber 3369 – 3370 cm-1, hal ini mengindikasikan adanya gugus O-H stretch. Pengujian lebih lanjut diperlukan untuk menguatkan identifikasi terhadap gugus fungsi, penentuan senyawa organik, maupun evaluasi terhadap karakter mekanik sampel uji yang sekaligus diperlukan untuk mengonfirmasi dugaan adanya gangguan terhadap asosiasi polimer-plasticizer.Kata kunci: Polimer semi kristalin, irradiasi gamma, derajat kristalinitas, perubahan kimia
KARAKTERISASI RADIOACTIVE FISSION WASTE (RFW) DARI PRODUKSI RADIOISOTOP LUTESIUM-177 MENGGUNAKAN PROGRAM ORIGEN2 Lena Rosmayani; Anis Rohanda; R Farzand Abdullatif
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 28, No 2 (2022): JUNI, 2022
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2022.28.2.6672

Abstract

KARAKTERISASI RADIOACTIVE FISSION WASTE (RFW) DARI PRODUKSI RADIOISOTOP LUTESIUM-177 MENGGUNAKAN PROGRAM ORIGEN2. Jenis maupun jumlah limbah radioaktif hasil produksi nuklir terus meningkat seiring dengan berkembangnya pemanfaatan teknologi nuklir sehingga diperlukan pengelolaan yang baik agar tidak membahayakan masyarakat atau lingkungan. Produksi radioisotop untuk kedokteran nuklir menjadi salah satu sumber limbah radioaktif yang dihasilkan reaktor nuklir. Beberapa radiosotop yang diproduksi di teras Reaktor Serba Guna G.A Siwabessy (RSG–GAS) di antaranya Molibdenum-99, Iodium-125, Iridium-192 dan Lutesium-177 (177Lu). Penelitian ini bertujuan untuk mengetahui karakterisasi limbah produksi 177Lu yang dilakukan dengan menggunakan program komputer ORIGEN2 untuk mendapatkan sifat-sifat limbah RFW sehingga diperoleh teknik pengolahan limbah yang sesuai. Pada penelitian ini dilakukan karakterisasi limbah radioaktif pada produksi radioisotop 177Lu dari Target Lu2O3 pada berbagai posisi CIP pada daya 15 MWt dan 30 MWt dengan lama waktu iradiasi pada masing-masing tingkat daya selama 8 dan 12 hari. Dalam produksi radioisotop, target diiradiasi di fasilitas iradiasi  teras RSG-GAS, target ditempatkan dalam ampul kuarsa yang kemudian ditempatkan di kapsul dalam (inner capsule) aluminium. Kemudian inner capsule aluminium tersebut dimasukkan ke dalam kapsul luar dan ditempatkan ke posisi iradiasi. Pasca Iradiasi target didinginkan dan selanjutnya dilakukan pengambilan radioisotop 177Lu. Pengambilan sampel radioisotop pasca iradiasi membentuk beberapa jenis limbah. Salah satunya adalah limbah fisi radioaktif (RFW) sebagai produk sampingan dengan sifat yang berbeda-beda. Selain dari target, limbah radioaktof juga dapat dihasilkan dari kapsul target. Iradiasi target membuat kapsul target yang terbuat dari kuarsa dan aluminium juga teraktivasi dan menjadi radioaktif. Maka dari itu dilakukan perhitungan konsentrasi aktivitas limbah hasil produksi radioisotop 177Lu. Hasil karakterisasi limbah RFW menggunakan program komputer ORIGEN2 dengan variasi fluks di berbagai posisi CIP pada daya 15 MWt maupun 30 MWt dengan lama iradiasi 8 maupun 12 hari diperoleh total konsentrasi aktivitas limbah dari produksi radioisotop 177Lu memiliki konsentrasi aktivitas diantara 1,06x1016 – 1,24x1016 Bq/g. Oleh karena itu, Limbah radioaktif RFW hasil produksi 177Lu diklasifikasikan dalam limbah radioaktif tingkat sedang berdasarkan Peraturan Pemerintah mengenai pengelolaan limbah radioaktif dan diperlukan pengelolaan yang teliti guna menjamin keselamatan.Kata kunci: RFW, Radioisotop, Lutesium-177, ORIGEN.
PEMODELAN DINAMIK PENDINGINAN BAHAN BAKAR NUKLIR BEKAS REAKTOR RISET SECARA NATURAL KONVEKSI PADA PROTOTIPE DRY CASK STORAGE Arifin Istavara; Ratiko Ratiko; Hendra Adhi Pratama; Nasruddin Nasruddin
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 28, No 2 (2022): JUNI, 2022
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2022.28.2.6639

Abstract

PEMODELAN DINAMIK PENDINGINAN BAHAN BAKAR NUKLIR BEKAS REAKTOR RISET SECARA NATURAL KONVEKSI PADA PROTOTIPE DRY CASK STORAGE. Penelitian ini secara khusus bertujuan untuk menguji kelayakan desain dry cask storage dan secara umum memberikan solusi penyimpanan Bahan Bakar Nuklir Bekas (BBNB) di Indonesia. Karena keterbatasan ruang penyimpanan pada penyimpanan tipe basah, maka penelitian ini bertujuan untuk merancang, melakukan eksperimen  dan mensimulasikan secara simultan. Pengujian desain canister memvariasikan tegangan heater 50 V sampai dengan 125 V dengan kondisi tertutup untuk mengetahui respon canister terhadap tegangan yang sebanding dengan panas peluruhan BBNB. Eksperimen dengan menggunakan ventilasi dry cask storage memvariasikan tegangan 100 V sampai dengan 175 V bertujuan untuk menguji dry cask storage terhadap pendinginan canister secara natural konveksi. Perhitungan secara teori dan simulasi menggunakan software juga dilakukan sebagai pembanding hasil dari eksperimen dari segi pendinginan secara natural konveksi dan hambatan termal. Hasil eksperimen menunjukkan respon desain canister berfungsi dengan baik yaitu semakin besar tegangan listrik yang diberikan, maka temperatur canister bertambah tinggi, yaitu 50 V sampai 125 V merespon 33,4°C sampai 56,6°C. Pengujian pendinginan canister secara natural konveksi menunjukkan hasil yang baik, yaitu antara lain dengan metode buka dan tutup ventilasi dry cask menunjukkan penurunan temperatur canister pada tegangan 100 Volt  sebesar  16,1°C dan 14,8°C pada 125 Volt. Hasil nilai komparasi antara eksperimen, perhitungan teori dan simulasi pada 175 V temperatur canister yaitu 44,9°C, 49,7°C dan 65°C secara berurutan, untuk air velocity yaitu 0,20 m/s, 0,25 m/s dan 0,39 m/s secara berurutan. Hasil perhitungan teori dan simulasi sedikit lebih tinggi dari eksperimen, ini mungkin disebabkan adanya kehilangan panas ke lingkungan saat eksperimen berlangsung. Hasil simulasi diperoleh kontur temperatur dan perilaku aliran natural konveksi didalam air gap menunjukkan desain dry cask storage berfungsi dengan baik.Kata kunci : Bahan bakar nuklir bekas, natural konveksi, canister, dry cask storage.
STUDI PENGARUH PENAMBAHAN YTTRIUM DAN PERLAKUAN PANAS BETA TERHADAP KETAHANAN HIDROGEN PADUAN ZIRCALOY-4-0,1%Mo PADA TEMPERATUR 600°C DAN 800°C Ajra Alfatar; Eddy Agus Basuki; Djoko Hadi Prajitno
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 28, No 2 (2022): JUNI, 2022
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2022.28.2.6643

Abstract

STUDI PENGARUH PENAMBAHAN YTTRIUM DAN PERLAKUAN PANAS BETA TERHADAP KETAHANAN HIDROGEN PADUAN ZIRCALOY-4-0,1%Mo PADA TEMPERATUR 600°C DAN 800°C. Energi listrik merupakan sumber energi yang banyak digunakan dan dibutuhkan oleh manusia. Sehingga kebutuhan energi listrik ini akan meningkat seiring bertambahnya jumlah populasi manusia. Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN) merupakan salah satu solusi dari persoalan tersebut. Salah satu komponen penting reaktor nuklir yaitu kelongsong bakar nuklir biasanya menggunakan material berupa paduan zirkonium, namun penggunaan paduan ini dalam waktu yang lama akan rentan terhadap penggetasan akibat penetrasi hidrogen. Serangkaian percobaan dilakukan untuk mengetahui pengaruh penambahan yttrium dan perlakuan panas beta terhadap ketahanan hidrogen dan sifat mekanis paduan Zircaloy-4-0,1%Mo-xY (x=0 wt%; 0,5 wt%; 1 wt%). Penambahan yttrium menyebabkan peningkatan jumlah presipitat yang diduga adalah α-Y sekaligus meningkatkan kekerasan paduan baik pada paduan as cast maupun perlakuan panas beta. Perlakuan panas beta menurunkan kekerasan paduan akibat peningkatan jumlah fasa β-Zr. Peningkatan ketahanan hidrogen dapat dilakukan dengan penambahan yttrium karena bertindak sebagai penstabil fasa β-Zr. Sama halnya dengan perlakuan panas beta yang dapat meningkatkan ketahanan hidrogen dengan metode yang sama yaitu meningkatkan jumlah fasa β-Zr sehingga jumlah hidrogen yang dapat larut meningkat. Penambahan 1 wt% Y pada paduan zircaloy-4-0.1%Mo dengan perlakuan panas beta menunjukkan ketahanan hidrogen yang paling baik dengan ketebalan 6,24 μm pada temperatur 600°C dan 545,5 μm pada temperatur 800°C.Kata kunci: Zircaloy-4, ketahanan hidrogen, variasi yttrium

Page 27 of 29 | Total Record : 288

 25   26   27   28   29 

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