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 
ESTIMASI PANAS GAMMA PADA PRODUKSI RADIOISOTOP Lu-177, Ir-192, DAN Au-198 DI TERAS MOLIBDENUM RSG-GAS Dewi Nur Riskiana; 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.2022.28.2.6654

Abstract

ESTIMASI PANAS GAMMA PADA PRODUKSI RADIOISOTOP Lu-177, Ir-192, DAN Au-198  DI TERAS MOLIBDENUM RSG-GAS. Panas gamma (Gamma heating) merupakan isu penting terkait keselamatan fasilitas iradiasi suatu reaktor dan sampel iradiasinya. Panas gamma dihasilkan dari interaksi energi gamma dengan material target. Energi gamma yang dihasilkan dari reaktor memiliki karakteristik energi gamma yang berbeda yang salah satunya dipengaruhi oleh jenis bahan bakar (jenis teras). Uranium molibdenum (UMo) merupakan bahan bakar masa depan yang memiliki beberapa keunggulan dibandingkan uranium oksida (UO2) dan silisida (USi) salah satunya dapat meningkatkan operasi reaktor. Untuk itu dilakukan studi komputasi panas gamma RSG-GAS dengan bahan bakar UMo pada beberapa proses produksi radioisotop seperti radioisotop Lu-177, Ir-192, dan Au-198. Penelitian ini menggunakan code ORIGEN untuk menghitung energi gamma yang dihasilkan untuk jenis bahan bakar UMo. Estimasi panas gamma menggunakan program Gamset, suatu program didesain dan sudah teruji untuk menghitung panas gamma di RSG-GAS. Hasil perhitungan panas gamma berbahan bakar UMo di RSG-GAS dalam kisaran 4,85 W/g ~ 8,69 W/g . Hasil ini lebih kecil dibandingkan dengan panas gamma pada uranium silisida (USi) yaitu sekitar 9,27 W/g ~ 13,3 W/g. Radioisotop Lu-177 memiliki panas gamma terbesar sekitar 8,69 W/g, yang diikuti oleh Au-198 dan Ir-192 yang masing-masing sebesar 5,89 W/g dan 7,12 W/g. Panas gamma pada ketiga radioisotop yang diproduksi oleh RSG-GAS berbahan bakar UMo tidak melebihi panas gamma maksimum (20 W/g) yang telah ditentukan sehingga dapat diartikan aman untuk reaktor dan sampel.Kata kunci: Panas gamma, UMo, RSG-GAS, radioisotop
SIMULASI UJI TAK MERUSAK PELAT ELEMEN BAKAR PASCA IRADIASI MENGGUNAKAN METODE PENETRANT TEST Yusuf Gigih Wicaksono; Helmi Fauzi Rahmatullah; Refa Artika; Sri Ismarwanti; Rohmad Sigit
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 28, No 3 (2022): OKTOBER, 2022
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2022.28.3.6760

Abstract

SIMULASI UJI TAK MERUSAK PELAT ELEMEN BAKAR PASCA IRADIASI MENGGUNAKAN METODE PENETRANT TEST. Pengujian pasca iradiasi baik secara tidak merusak maupun merusak bertujuan untuk mengetahui unjuk kerja bahan bakar  nuklir selama iradiasi di reaktor. Saat ini, uji tak merusak di Instalasi Radiometalurgi dilakukan melalui pengamatan visual, radiografi sinar-X digital dan ultrasonic test dalam inspeksi potensi cacat atau anomali pada pelat elemen bakar (PEB). Keterbatasan radiografi sinar-X dan ultrasonic test dalam mendeteksi cacat permukaan menyebabkan perlunya pengembangan metode uji tak merusak lainnya, sehingga perlu dilakukan simulasi penggunaan metode penetrant test pada PEB dummy. Tujuan simulasi ini adalah mengetahui kemampuan metode penetrant test untuk melengkapi data uji tak merusak yang telah dimiliki sebelumnya sekaligus mengkaji kapabilitas hot cell dalam penerapan metode tersebut. Pada penelitian ini telah dilakukan simulasi menggunakan PEB dummy dengan cacat artifisial. Simulasi dilakukan dengan metode water washable visible penetrant dan solvent removable visible penetrant. Tahapan simulasi penerapan penetrant test antara lain precleaning, apply penetrant, dwell time, remove penetrant, apply developer, inspect dan post cleaning. Hasil simulasi dengan metode penetrant test mampu mendeteksi cacat permukaan berupa crack dan porosity, tetapi tidak dapat mendeteksi cacat blister. Berdasarkan hasil simulasi tersebut, dapat disimpulkan bahwa penetrant test dapat menjadi alternatif metode untuk melengkapi hasil pengujian tak merusak menggunakan metode radiografi sinar-X dan ultrasonik. Selain itu, untuk mengakomodasi penerapan metode penetrant test di hot cell IRM, diperlukan pengembangan fasilitas dukung dengan tetap memperhatikan kemudahan handling dan sistem keselamatan.Kata kunci: Uji tak merusak, penetrant test, PEB dummy, simulasi.
RADIONUKLIDA CESIUM SEBAGAI INDIKATOR PENENTUAN BURNUP BAHAN BAKAR U3Si2/Al SECARA MERUSAK Aslina Br. Ginting; Yanlinastuti Yanlinastuti; Boybul Boybul; Supardjo Supardjo; Sungkono Sungkono
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 28, No 3 (2022): OKTOBER, 2022
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2022.28.3.6711

Abstract

RADIONUKLIDA CESIUM SEBAGAI INDIKATOR PENENTUAN BURNUP BAHAN BAKAR U3Si2/Al SECARA MERUSAK. Penentuan burn-up secara merusak dilakukan dengan metode pemisahan 137Cs dalam PEB U3Si2/Al densitas 4,8 gU/cm3 pasca iradiasi.Penentuan burn-up secara merusak bertujuan untuk membuktikan kesesuaian besar burn-up yang diperoleh dengan metode tak merusak maupun menggunakan Origen Code. PEB U3Si2/Al dengan kode CBBJ 251 dipotong pada bagian top, middle dan bottom secara duplo dengan berat masing-masingTop-1= 0,049 gPEB dan Top-2=0,058 gPEB, Middle-1= 0,055 gPEB dan Middle-2= 0,024 gPEB, serta Bottom-1= 0,056 gPEB dan Bottom-2=0,075gPEB. PEB U3Si2/Al dengan berat tersebut dilarutkan menggunakan asam sehingga diperoleh larutan bahan bakar U3Si2/Al yang mengandung hasil fisi 134Cs, 137Cs, 235U dan isotop lainnya. Larutan bahan bakar U3Si2/Al dipipet 1mL kemudian ditransfer dari hotcell ke R.135 untuk dilakukan pemisahan 137Cs dari 235U dengan metode penukar kation menggunakan zeolit Lampung. Larutan bahan bakar U3Si2/Al dipipet 100 µL dan dimasukkan ke dalam vial secara duplo kemudian ditambahkan zeolit Lampung 1000 mg untuk dilakukan proses penukar kation.Hasil pemisahan diperoleh isotop 137Cs dalam fasa padat, sedangkan uranium dan isotop lainnya dalam fasa cair. Besarnya aktivitas (Bq) isotop 137Cs diukur dengan Spektrometer-g dan selanjutnya digunakan untuk perhitungan burn-up. Hasil perhitungan burn-up PEB U3Si2/Al densitas 4,8 gU/cm3 dengan metode merusak diperoleh sebesar 26,9714%; 55,1431%; dan 37,8855% masing-masing untuk potongan top, middle dan bottom dengan burn-up rerata 40%. Besaran ini tidak jauh berbeda dengan burn-up yang diperoleh dengan metode tak merusak menggunakan gamma scanning yaitu sebesar 24,4%; 52,7% ; 37,6 % masing-masing untuk potongan top, middle dan bottom dengan burn-up rerata 38,23% serta dengan burn up yang dihitung menggunakan Origen code yaitu sebesar 40%.Kata kunci :  Metode merusak, pemisahan, cesium, burn-up
PEMISAHAN DAN ANALISIS 137Cs DALAM LARUTAN ELEMEN BAKAR UJI U3Si2/Al DENSITAS 4,8 gU/cm3 DENGAN BURNUP 60% MENGGUNAKAN METODE PENUKAR KATION Yanlinastuti Yanlinastuti; Arif Nugroho; Aslina Br. Ginting; Boybul Boybul; Noviarty Noviarty; Iis Haryati; Agus Jamaludin; Erlina Noerpitasari; Rosika Kriswarini
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 28, No 3 (2022): OKTOBER, 2022
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2022.28.3.6739

Abstract

PEMISAHAN DAN ANALISIS 137Cs DALAM LARUTAN ELEMEN BAKAR UJI U3Si2/Al DENSITAS 4,8 gU/cm3 DENGAN BURNUP 60% MENGGUNAKAN METODE PENUKAR KATION. Telah dilakukan pemisahan dan analisis isotop cesium dalam PEB U3Si2/Al densitas4,8 gU/cm3 kode CBBJ 250 burnup 60% dengan metode penukar kation menggunakan zeolit Lampung dan resin Dowex. Tujuan penelitian adalah untuk mengetahui berat 137Cs di dalam PEB U3Si2/Al densitas 4,8 gU/cm3 burnup 60%. Potongan PEB U3Si2/Al pada bagian Bottom (B), Middle (M) dan Top (T) masing-masing secara duplo dilarutkan dengan HCl 6 M dan HNO3 6 M sehingga diperoleh larutan bahan bakar U3Si2/Al. Pemisahan 137Cs dengan metode penukar kation menggunakan zeolit Lampung, larutan bahan bakar sebanyak 50 µL dalam suasana 2 mL HNO3 0,1 M diukur dengan spektrometer gamma untuk mengetahui berat 137Cs awal. Larutan tersebut dimasukkan ke dalam kolom yang telah berisi zeolit Lampung kemudian dialirkan dengan kecepatan0,3 mL/menit. Hasil pemisahan Isotop 137Cs terikat pada zeolit dan efluen mengandung isotop hasil fisi lainnya. Pemisahan menggunakan resin Dowex, larutan bahan bakar ditambahkan Cs carrier dan HCl kemudian dimasukkan ke dalam kolom berisi resin R-Cl-. Efluen yang keluar dari kolom dimasukkan kembali ke dalam kolom berisi resin R-NH4+. Isotop 137Cs yang terikat resinR-NH4+di dielusi menggunakan HCI 1 M, kemudian diukur isotop 137Cs menggunakan spektrometer gamma. Hasil pengukuran isotop 137Cs pemisahan menggunakan zeolit Lampung diperoleh masing-masing berat isotop 137Cs dengan kode B1=0,1772 µg/g; B-2=0,1635 µg/g; M-1=0,1395 µg/g; T-1=0,1230 µg/g dan T-2=0,1036 µg/g dengan recovery sebesar B-1=99,54%; B-2=98,98%; M-1=98,99%; T-1=99,38% dan T-2=98,98%. Sementara itu, berat rerata isotop 137Cs pemisahan dengan resin Dowex diperoleh masing-masing sebesar B-1=0,1575 µg/g; B-2=0,1470 µg/g; M-1=0,1263 µg/g; T-1=0,1140 µg/g dan T-2=0,0952 µg/g dengan recovery sebesar B-1=94,80%; B-2=95,35%; M1=97,94%; T-1=98,15% dan T-2=98,89%. Dari berat 137Cs yang diperoleh disimpulkan bahwa metode pemisahan isotop 137Cs dalam larutan bahan bakar U3Si2/Al menggunakan zeolit Lampung maupun resin Dowex tidak mempunyai perbedaan yang signifikan, sehingga kedua metode tersebut dapat digunakan untuk pemisahan 137Cs dalam bahan bakar nuklir. Hasil analisis ini digunakan melengkapi data untuk mengitung nilai burnup. Kata kunci: pemisahan cesium, penukar kation, U3Si2/Al, zeolit Lampung, resin Dowex.
UJI PASCA IRADIASI PELAT ELEMEN BAKAR U3Si2/Al DENSITAS 4,8 gU/cm3 PADA BURNUP 60%: PENGAMATAN VISUAL, RADIOGRAFI SINAR-X DAN ANALISIS CITRA Rohmad Sigit; Refa Artika; Helmi Fauzi Rahmatullah; Sri Ismarwanti; Aslina Br. Ginting; Supardjo Supardjo
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 28, No 3 (2022): OKTOBER, 2022
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2022.28.3.6786

Abstract

UJI PASCA IRADIASI PELAT ELEMEN BAKAR U3Si2/Al DENSITAS 4,8 gU/cm3 PADA BURNUP 60%: PENGAMATAN VISUAL, RADIOGRAFI SINAR-X DAN ANALISIS CITRA. Pengembangan bahan bakar U3Si2/Al densitas tinggi telah dilakukan melalui peningkatan densitas bahan bakar nuklir dari 2,96 gU/cm3 menjadi 4,8 gU/cm3. Peningkatan densitas uranium memiliki dampak terhadap integritas mekanik kelongsong dan stabilitas geometri, sehingga diperlukan pengujian pascairadiasi. Pengujian pascairadiasi yang dilakukan meliputi pengamatan visual, uji radiografi sinar-X dan analisis citra pada Pelat Elemen Bakar (PEB). Pengamatan visual sepanjang permukaan PEB dilakukan menggunakan periskop yang terdedikasi di operating area hot cell 102 dan didokumentasikan dengan bantuan kamera melalui jendela hot cell. Pengujian radiografi sinar-X dilakukan pada tegangan 150 kV dan kuat arus 1500 µA. Citra yang dihasilkan dianalisis lebih lanjut menggunakan software ImageJ. Pengamatan visual tidak menemukan indikasi cacat permukaan, lapisan oksida yang berlebih, swelling, blister, maupun cacat permukaan lainnya. Interpretasi citra radiografi sinar-X menunjukkan profil bahan bakar yang homogen, tidak menemukan indikasi cacat sub-permukaan, serta menghasilkan profil burn up yang sesuai dengan hasil pengujian gamma scanning. Berdasarkan hasil pengujian tak merusak, secara keseluruhan PEB U3Si2/Al densitas 4,8 gU/cm3 selama iradiasi di teras RSG-GAS menunjukkan kinerja yang cukup baik.Kata kunci: Uji pascairadiasi, PEB U3Si2/Al, pengamatan visual, radiografi sinar-X, analisis citra
OXIDE LAYER CHARACTERIZATION OF AlMg2 CLADDING OF IRRADIATED U3Si2/Al FUEL WITH 4,8 gU/cm3 DENSITY Juan Carlos Sihotang; Maman Kartaman Ajiriyanto; Ely Nurlaily; Junaedi Junaedi; Aslina Br. Ginting
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 28, No 3 (2022): OKTOBER, 2022
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2022.28.3.6755

Abstract

OXIDE LAYER CHARACTERIZATION OF AlMg2 CLADDING OF IRRADIATED U3Si2/Al FUEL WITH 4,8 gU/cm3 DENSITY. To investigate the performance of AlMg2 cladding in the U3Si2/Al dispersion fuel, oxide layer characterization of AlMg2 cladding of the irradiated U3Si2/Al fuel with 4.8 gU/cm3 density was conducted. The oxide layer  on the surface of AlMg2 cladding is one of the changes that occur on the cladding after the U3Si2/Al fuel plate has been irradiated in the RSG-GAS reactor to a burn-up of ∼40%. The characterization and observation of the oxide layer was conducted using SEM (Scanning Electron Microscope) and Energy-dispersive X-ray spectroscopy (EDS). Samples with a size of 3x3 mm were taken from the middle of the fuel plate (middle position). After cutting, metallographic preparation includes mounting, grinding, polishing, and ultrasonic cleaning. SEM preparation was carried out by sputter coating using Au layer. The oxide layer on the AlMg2 cladding has a thickness of 10.3 µm with a uniformly distributed cracks along the oxide layer.Keyword: LEU, uranium-silicide, post-irradiation examination, AlMg2 cladding, oxide layer.
POTENSI LINGKUNGAN KAWASAN NUKLIR SERPONG DAN EVALUASI KESELAMATAN UNTUK TAPAK FASILITAS BOREHOLE DISPOSAL LIMBAH SUMBER RADIASI BEKAS Setiawan, Risdiyana; Megasari, Kartini; Sucipta, Sucipta; Setiawan, Andry
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 29, No 1 (2023): APRIL, 2023
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2023.29.1.6717

Abstract

Penyimpanan lestari terhadap sumber radiasi bekas (disused sealed radioactive sources = DSRS) masih menghadapi beberapa rintangan, antara lain karena DSRS umumnya berumur paro panjang, tingkat radiasi gamma-photon tinggi, sulitnya opsi untuk dikembalikan ke negara pembuat, dan aktivitas melampaui batas untuk shallow land disposal. Untuk itu perlu dikembangkan sistem penyimpanan lestari limbah DSRS dengan fasilitas skala kecil yang ekonomis, memenuhi standard keselamatan pekerja, masyarakat dan lingkungan. Jawaban untuk masalah ini adalah dengan konsep penyimpanan lestari dalam lubang bor (borehole disposal = BHD). Penelitian ini fokus pada evaluasi potensi lingkungan Kawasan Nuklir Serpong (KNS) untuk tapak fasilitas BHD dan keselamatannya sesuai dengan standar IAEA yaitu borehole disposal of disused sealed sources (BOSS). Evaluasi lingkungan KNS dilakukan dengan karakterisasi dan evaluasi keselamatan lingkungan geologi dan non geologi untuk tapak BHD sesuai standard IAEA. Secara umum, hasil evaluasi parameter lingkungan terhadap kriteria tapak disposal menunjukkan adanya kesesuaian.  Namun ada beberapa parameter yang perlu diberikan solusi teknologi (engineered barrier) agar fungsi tapak sebagai natural barrier dapat terpenuhi.  Beberapa solusi teknologi tersebut meliputi kemasan limbah (kapsul dan kontainer), buffer dan backfill material, pelapis lubang bor (casing), pemasangan basement plug dan upper/cover plug. Hasil dari pengkajian keselamatan dengan Borehole Disposal Concept  (BDS) scoping tools menunjukkan bahwa konsep fasilitas BHD pada tapak KNS termasuk dalam zona hijau (green zone) yang berarti aman, dengan nilai total dosis maksimal sebesar 7.2e-9 Sv/y di tahun 46.678y. Menggunakan system standar BOSS dengan penambahan engineered barrier maka lokasi tapak di KNS memenuhi kriteria dan berpotensi untuk penempatan fasilitas borehole disposal limbah DSRS.Kata kunci: potensi, lingkungan, tapak, keselamatan, borehole disposal.
VERIFIKASI PENGUKURAN RADIOAKTIVITAS 153Sm MENGGUNAKAN DOSE CALIBRATOR MULTITIPE Pertiwi, Ligwina Dita; Maskur, Maskur; Yanto, Yanto; Fairusya, Nuha; Ekaningsih, Nuri Jannati Wahyu
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 29, No 2 (2023): OKTOBER, 2023
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2023.29.2.6836

Abstract

Verifikasi pengukuran dilakukan untuk menjaga validitas data hasil pengukuran. Pada penelitian ini telah dilakukan verifikasi pengukuran radioaktivitas 153Sm menggunakan alat dose calibrator dengan lima tipe yang berbeda, yaitu dose calibrator Atomlab 100, Atomlab 300, Atomlab 400, Atomlab 500, dan Capintec CRC-tr5. Parameter verifikasi meliputi akurasi, presisi, kelinieran, Limit of Detection (LOD), dan Limit of Quantification (LOQ). Pada pengujian akurasi, alat dose calibrator Atomlab 300 ditetapkan sebagai alat standar untuk menguji akurasi hasil pengukuran alat yang lain. Hasil verifikasi menunjukkan bahwa semua alat ukur memiliki error akurasi kurang dari 3%, namun setelah dilakukan uji t, ternyata hanya dose calibrator Atomlab 400 yang nilai thitung kurang dari ttabel, sedangkan Atomlab 100, Atomlab 500, dan Capintec CRC-tr5 thitung lebih besar daripada ttabel. Pada uji presisi diperoleh hasil bahwa kelima tipe alat dose calibrator memiliki presisi yang baik. Kelima alat tersebut memiliki nilai kelinieran yang baik untuk pengukuran Sm-153 radioaktivitas 20-140 mCi. Nilai LOQ dose calibrator Atomlab 100 = 8,48 µCi, Atomlab 300 = 5,08 µCi, Atomlab 400 = 8,66 µCi, Atomlab 500 = 8,78 µCi, dan Capintec CRC-tr5 = 7,23 µCi. Nilai LOD Dose calibrator Atomlab 100 = 2,54 µCi, Atomlab 300 = 1,52 µCi, Atomlab 400 = 2,59 µCi, Atomlab 500 = 2,64 µCi, dan Capintec CRC-tr5 = 2,17 µCi. Hal ini menunjukkan bahwa kelima alat tersebut memiliki validitas pengukuran yang baik dengan kepercayaan pengukuran 95%, namun untuk Atomlab 100, 500, dan Capintec CRC-tr5 hasil pengukurannya perlu dikalikan faktor koreksi.Kata kunci: Dose calibrator, verifikasi, radioaktivitas, 153Sm 
INVESTIGASI MODIFIKASI LUBANG PENGISIAN GAS HELIUM PADA DESAIN END PLUG BATANG UJI BAHAN BAKAR NUKLIR MENGGUNAKAN ANALISIS COMPUTATIONAL FLUID DYNAMICS Ghufron, Hanif; Bahar, Shofwan; Rianto, Sugeng; Vankabo, Praditya; Rahmadi, Gagad; Hutapea, Odi Buana; Triarjo, Triarjo; Setiawan, Iwan
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 29, No 1 (2023): APRIL, 2023
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2023.29.1.6956

Abstract

Telah dilakukan investigasi terhadap desain modifikasi lubang pengisian gas helium pada end plug batang uji PRTF dengan metode simulasi CFD. Simulasi dilakukan untuk memprediksi apakah gas helium dapat mengalir dengan baik ke dalam kelongsong melalui desain modifikasi. Dari simulasi ini diharapkan dapat diperoleh data mengenai pengaruh perubahan bentuk dan dimensi dari lubang pengisian gas helium. Data tersebut selanjutnya akan digunakan sebagai panduan untuk menentukan desain modifikasi bisa berfungsi lebih baik sehingga dapat menggantikan desain original. Data masukan yang diperlukan untuk simulasi CFD adalah geometri dari model, jenis material yang digunakan, dan parameter kondisi tekanan dan waktu untuk persiapan proses pengelasan. Selanjutnya dilakukan proses simulasi CFD dengan mensimulasikan pengkondisian bahan sebelum proses las orbital TIG. Hasil simulasi menunjukkan bahwa desain modifikasi mampu mengalirkan gas helium ke dalam kelongsong dua kali lebih cepat dibanding dengan desain original. Selain itu hasil simulasi juga menunjukkan bahwa stabilitas desain modifikasi sama dengan desain original dalam mempertahankan tekanan gas helium pada tekanan 1,5 bar.Kata kunci: CFD, simulasi, PRTF, bahan bakar nuklir.
ADSORPSI URANIUM TERLARUT OLEH KOMPOSIT AMMONIUM DIHYDROGEN PHOSPHATE/ZEOLIT Purwanto, Yuli; Ibnu Saputra, Dwi Luhur; Mirawaty, Mirawaty; Sugiharto, Untung; Wati, Wati; Rachmadetin, Jaka; Artiani, Pungky Ayu
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 29, No 2 (2023): OKTOBER, 2023
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2023.29.2.6974

Abstract

Zeolit merupakan salah satu mineral aluminosilikat yang banyak dipelajari sebagai material penjerap untuk pengelolaan limbah cair. Mineral ini juga banyak dipelajari untuk pengelolaan limbah cair dari industri nuklir, termasuk di antaranya sebagai penjerap uranium dari limbah cair. Pengelolaan limbah cair yang mengandung uranium ini diperlukan pada setiap tahapan daur bahan bakar nuklir. Modifikasi zeolit, yang dapat dilakukan secara fisika atau kimia, telah dilaporkan dapat meningkatkan kemampuan adsorpsinya. Dalam penelitian ini dilakukan peningkatan kemampuan zeolit dengan menambahkan ammonium dihydrogen phosphate (ADP) sehingga terbentuk komposit ADP/zeolit untuk adsorpsi uranium. Tujuan penelitian ini adalah untuk mempelajari kemampuan komposit ADP/zeolit sebagai penjerap uranium dari limbah cair. Zeolit alam dari Lampung digunakan sebagai material awal. Material komposit dipreparasi dengan mencampurkan ADP dan zeolit dalam labu didih. Komposit ADP/zeolit yang diperoleh dikarakterisasi dengan XRD dan selanjutnya digunakan untuk percobaan adsorpsi uranium yang dilakukan dengan metode batch. Hasil penelitian menunjukkan mineral utama pada zeolit yang digunakan adalah klinoptilolit. Keberhasilan preparasi komposit ADP/zeolit dibuktikan melalui pola difraksi XRD. Hasil eksperimen ditunjukkan dengan kinetika adsorpsi uranium oleh komposit ADP/zeolit yang berlangsung cepat dan mencapai kesetimbangan kurang dari 16 menit. Model kinetika adsorpsi uranium oleh komposit ADP/zeolit model pseudo-orde kedua. Variabel pH menunjukkan adsorpsi uranium nitrat oleh komposit ADP/zeolit optimum pada pH 7. Komposit ADP/zeolit menunjukkan peningkatan kemampuan adsorpsi terhadap uranium dibandingkan dengan zeolit alam. Komposisi penyusun komposit ADP/zeolit didapatkan pada perbandingan ADP : zeolit masing-masing adalah 1:1.Kata kunci: Komposit, zeolit, ammonium dihydrogen phosphate, uranium terlarut, adsorpsi.

Page 28 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