Ivan Jovanović, D. Ignjatović, Katarina Milivojević
The soil properties are studied in mechanics, that is, the important properties according to which the soil can be classified. Based on mechanics, the information is being obtained on how the tested soil can be used. For example: which soil is favorable for the construction of various types of structures, which soil is favorable for the construction of embankments, etc. There are several ways to determine the elements of internal soil resistance, cohesion and angle of internal friction, using the laboratory tests, among which the most famous are the direct shear test, triaxial compression test and uniaxial compressive strength test. This paper will describe the "CU" triaxial test results.
{"title":"Determination of the shear strength parameters on triaxial devices","authors":"Ivan Jovanović, D. Ignjatović, Katarina Milivojević","doi":"10.5937/bakar2301011j","DOIUrl":"https://doi.org/10.5937/bakar2301011j","url":null,"abstract":"The soil properties are studied in mechanics, that is, the important properties according to which the soil can be classified. Based on mechanics, the information is being obtained on how the tested soil can be used. For example: which soil is favorable for the construction of various types of structures, which soil is favorable for the construction of embankments, etc. There are several ways to determine the elements of internal soil resistance, cohesion and angle of internal friction, using the laboratory tests, among which the most famous are the direct shear test, triaxial compression test and uniaxial compressive strength test. This paper will describe the \"CU\" triaxial test results.","PeriodicalId":23401,"journal":{"name":"Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir","volume":"68 1","pages":""},"PeriodicalIF":0.0,"publicationDate":"2023-01-01","publicationTypes":"Journal Article","fieldsOfStudy":null,"isOpenAccess":false,"openAccessPdf":"","citationCount":null,"resultStr":null,"platform":"Semanticscholar","paperid":"90652567","PeriodicalName":null,"FirstCategoryId":null,"ListUrlMain":null,"RegionNum":0,"RegionCategory":"","ArticlePicture":[],"TitleCN":null,"AbstractTextCN":null,"PMCID":"","EPubDate":null,"PubModel":null,"JCR":null,"JCRName":null,"Score":null,"Total":0}
Pub Date : 2022-10-31DOI: 10.17146/urania.2022.28.3.6755
Juan Carlos Sihotang, M. K. Ajiriyanto, E. Nurlaily, J. Junaedi, Aslina Br. Ginting
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.
{"title":"OXIDE LAYER CHARACTERIZATION OF AlMg2 CLADDING OF IRRADIATED U3Si2/Al FUEL WITH 4,8 gU/cm3 DENSITY","authors":"Juan Carlos Sihotang, M. K. Ajiriyanto, E. Nurlaily, J. Junaedi, Aslina Br. Ginting","doi":"10.17146/urania.2022.28.3.6755","DOIUrl":"https://doi.org/10.17146/urania.2022.28.3.6755","url":null,"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.","PeriodicalId":23401,"journal":{"name":"Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir","volume":"21 1","pages":""},"PeriodicalIF":0.0,"publicationDate":"2022-10-31","publicationTypes":"Journal Article","fieldsOfStudy":null,"isOpenAccess":false,"openAccessPdf":"","citationCount":null,"resultStr":null,"platform":"Semanticscholar","paperid":"81067405","PeriodicalName":null,"FirstCategoryId":null,"ListUrlMain":null,"RegionNum":0,"RegionCategory":"","ArticlePicture":[],"TitleCN":null,"AbstractTextCN":null,"PMCID":"","EPubDate":null,"PubModel":null,"JCR":null,"JCRName":null,"Score":null,"Total":0}
Pub Date : 2022-10-31DOI: 10.17146/urania.2022.28.3.6711
A. Ginting, Yanlinastuti Yanlinastuti, Boybul Boybul, Supardjo Supardjo, Sungkono Sungkono
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
{"title":"RADIONUKLIDA CESIUM SEBAGAI INDIKATOR PENENTUAN BURNUP BAHAN BAKAR U3Si2/Al SECARA MERUSAK","authors":"A. Ginting, Yanlinastuti Yanlinastuti, Boybul Boybul, Supardjo Supardjo, Sungkono Sungkono","doi":"10.17146/urania.2022.28.3.6711","DOIUrl":"https://doi.org/10.17146/urania.2022.28.3.6711","url":null,"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","PeriodicalId":23401,"journal":{"name":"Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir","volume":"39 1","pages":""},"PeriodicalIF":0.0,"publicationDate":"2022-10-31","publicationTypes":"Journal Article","fieldsOfStudy":null,"isOpenAccess":false,"openAccessPdf":"","citationCount":null,"resultStr":null,"platform":"Semanticscholar","paperid":"91168385","PeriodicalName":null,"FirstCategoryId":null,"ListUrlMain":null,"RegionNum":0,"RegionCategory":"","ArticlePicture":[],"TitleCN":null,"AbstractTextCN":null,"PMCID":"","EPubDate":null,"PubModel":null,"JCR":null,"JCRName":null,"Score":null,"Total":0}
Pub Date : 2022-10-31DOI: 10.17146/urania.2022.28.3.6760
Yusuf Gigih Wicaksono, H. Rahmatullah, Refa Artika, Sri Ismarwanti, Rohmad Sigit
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.
未受影响的试验仿真使用经核试验的方法燃烧后微量元素。辐射后测试的目的是确定核电站在辐射期间的活动。目前，放射冶金安装的非破坏性测试是通过视觉观察、数字x射线和超声波测试来进行的，这些测试对烧伤元件(PEB)潜在缺陷或异常的检查。x射线照相和超声波测试发现表面缺陷的限制，导致需要开发其他非破坏性测试方法，因此需要模拟假体检测方法的使用。该模拟的目的是确定测试方法的能力，以补充现有的非破坏性测试数据，并审查热细胞的应用能力。在这项研究中，使用人工缺陷的假体进行了模拟。这个模拟是用透明的水瓦沙法子和可见溶剂清除器进行的。应用程序模拟的步骤包括:前清洁、应用滴管、居住期、消除抑制、应用开发、检查和后清洁。通过测试方法的模拟结果可以检测到裂纹和孔率的表面缺陷，但无法检测水泡缺陷。根据这些模拟，可以得出结论，通过x射线和超声波方法补充测试结果的替代方法。此外，为了适应IRM hot cell的检测方法的应用，需要通过保持简单的处理和安全系统来建立支持设施。关键词:非破坏性测试、渗透测试、假阳性、模拟。
{"title":"SIMULASI UJI TAK MERUSAK PELAT ELEMEN BAKAR PASCA IRADIASI MENGGUNAKAN METODE PENETRANT TEST","authors":"Yusuf Gigih Wicaksono, H. Rahmatullah, Refa Artika, Sri Ismarwanti, Rohmad Sigit","doi":"10.17146/urania.2022.28.3.6760","DOIUrl":"https://doi.org/10.17146/urania.2022.28.3.6760","url":null,"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.","PeriodicalId":23401,"journal":{"name":"Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir","volume":"5 1","pages":""},"PeriodicalIF":0.0,"publicationDate":"2022-10-31","publicationTypes":"Journal Article","fieldsOfStudy":null,"isOpenAccess":false,"openAccessPdf":"","citationCount":null,"resultStr":null,"platform":"Semanticscholar","paperid":"89186222","PeriodicalName":null,"FirstCategoryId":null,"ListUrlMain":null,"RegionNum":0,"RegionCategory":"","ArticlePicture":[],"TitleCN":null,"AbstractTextCN":null,"PMCID":"","EPubDate":null,"PubModel":null,"JCR":null,"JCRName":null,"Score":null,"Total":0}
Pub Date : 2022-10-31DOI: 10.17146/urania.2022.28.3.6739
Yanlinastuti Yanlinastuti, Arif Nugroho, A. Ginting, Boybul Boybul, Noviarty Noviarty, Iis Haryati, Agus Jamaludin, Erlina Noerpitasari, Rosika Kriswarini
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.
{"title":"PEMISAHAN DAN ANALISIS 137Cs DALAM LARUTAN ELEMEN BAKAR UJI U3Si2/Al DENSITAS 4,8 gU/cm3 DENGAN BURNUP 60% MENGGUNAKAN METODE PENUKAR KATION","authors":"Yanlinastuti Yanlinastuti, Arif Nugroho, A. Ginting, Boybul Boybul, Noviarty Noviarty, Iis Haryati, Agus Jamaludin, Erlina Noerpitasari, Rosika Kriswarini","doi":"10.17146/urania.2022.28.3.6739","DOIUrl":"https://doi.org/10.17146/urania.2022.28.3.6739","url":null,"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.","PeriodicalId":23401,"journal":{"name":"Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir","volume":"519 1","pages":""},"PeriodicalIF":0.0,"publicationDate":"2022-10-31","publicationTypes":"Journal Article","fieldsOfStudy":null,"isOpenAccess":false,"openAccessPdf":"","citationCount":null,"resultStr":null,"platform":"Semanticscholar","paperid":"77192619","PeriodicalName":null,"FirstCategoryId":null,"ListUrlMain":null,"RegionNum":0,"RegionCategory":"","ArticlePicture":[],"TitleCN":null,"AbstractTextCN":null,"PMCID":"","EPubDate":null,"PubModel":null,"JCR":null,"JCRName":null,"Score":null,"Total":0}
Pub Date : 2022-10-31DOI: 10.17146/urania.2022.28.3.6786
Rohmad Sigit, Refa Artika, H. Rahmatullah, Sri Ismarwanti, A. Ginting, Supardjo Supardjo
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
{"title":"UJI PASCA IRADIASI PELAT ELEMEN BAKAR U3Si2/Al DENSITAS 4,8 gU/cm3 PADA BURNUP 60%: PENGAMATAN VISUAL, RADIOGRAFI SINAR-X DAN ANALISIS CITRA","authors":"Rohmad Sigit, Refa Artika, H. Rahmatullah, Sri Ismarwanti, A. Ginting, Supardjo Supardjo","doi":"10.17146/urania.2022.28.3.6786","DOIUrl":"https://doi.org/10.17146/urania.2022.28.3.6786","url":null,"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","PeriodicalId":23401,"journal":{"name":"Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir","volume":"9 1","pages":""},"PeriodicalIF":0.0,"publicationDate":"2022-10-31","publicationTypes":"Journal Article","fieldsOfStudy":null,"isOpenAccess":false,"openAccessPdf":"","citationCount":null,"resultStr":null,"platform":"Semanticscholar","paperid":"90825311","PeriodicalName":null,"FirstCategoryId":null,"ListUrlMain":null,"RegionNum":0,"RegionCategory":"","ArticlePicture":[],"TitleCN":null,"AbstractTextCN":null,"PMCID":"","EPubDate":null,"PubModel":null,"JCR":null,"JCRName":null,"Score":null,"Total":0}
Pub Date : 2022-06-30DOI: 10.17146/urania.2022.28.2.6654
Dewi Nur Riskiana, Anis Rohanda, R. F. Abdullatif
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
{"title":"ESTIMASI PANAS GAMMA PADA PRODUKSI RADIOISOTOP Lu-177, Ir-192, DAN Au-198 DI TERAS MOLIBDENUM RSG-GAS","authors":"Dewi Nur Riskiana, Anis Rohanda, R. F. Abdullatif","doi":"10.17146/urania.2022.28.2.6654","DOIUrl":"https://doi.org/10.17146/urania.2022.28.2.6654","url":null,"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","PeriodicalId":23401,"journal":{"name":"Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir","volume":"26 1","pages":""},"PeriodicalIF":0.0,"publicationDate":"2022-06-30","publicationTypes":"Journal Article","fieldsOfStudy":null,"isOpenAccess":false,"openAccessPdf":"","citationCount":null,"resultStr":null,"platform":"Semanticscholar","paperid":"81632059","PeriodicalName":null,"FirstCategoryId":null,"ListUrlMain":null,"RegionNum":0,"RegionCategory":"","ArticlePicture":[],"TitleCN":null,"AbstractTextCN":null,"PMCID":"","EPubDate":null,"PubModel":null,"JCR":null,"JCRName":null,"Score":null,"Total":0}
Pub Date : 2022-06-30DOI: 10.17146/urania.2022.28.2.6672
Lena Rosmayani, Anis Rohanda, R. F. Abdullatif
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.
{"title":"KARAKTERISASI RADIOACTIVE FISSION WASTE (RFW) DARI PRODUKSI RADIOISOTOP LUTESIUM-177 MENGGUNAKAN PROGRAM ORIGEN2","authors":"Lena Rosmayani, Anis Rohanda, R. F. Abdullatif","doi":"10.17146/urania.2022.28.2.6672","DOIUrl":"https://doi.org/10.17146/urania.2022.28.2.6672","url":null,"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.","PeriodicalId":23401,"journal":{"name":"Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir","volume":"39 1","pages":""},"PeriodicalIF":0.0,"publicationDate":"2022-06-30","publicationTypes":"Journal Article","fieldsOfStudy":null,"isOpenAccess":false,"openAccessPdf":"","citationCount":null,"resultStr":null,"platform":"Semanticscholar","paperid":"72830878","PeriodicalName":null,"FirstCategoryId":null,"ListUrlMain":null,"RegionNum":0,"RegionCategory":"","ArticlePicture":[],"TitleCN":null,"AbstractTextCN":null,"PMCID":"","EPubDate":null,"PubModel":null,"JCR":null,"JCRName":null,"Score":null,"Total":0}
Pub Date : 2022-06-30DOI: 10.17146/urania.2022.28.2.6670
Juan Carlos Sihotang, M. K. Ajiriyanto, Anditania Sari Dwi Putri, E. Nurlaily, J. Junaedi, Aslina Br Ginting, Supardjo Supardjo
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.
{"title":"STUDY OF FISSION GAS BUBBLES AND INTERACTION LAYER ON IRRADIATED U3Si2-Al DENSITY OF 4.8 gU/cm3","authors":"Juan Carlos Sihotang, M. K. Ajiriyanto, Anditania Sari Dwi Putri, E. Nurlaily, J. Junaedi, Aslina Br Ginting, Supardjo Supardjo","doi":"10.17146/urania.2022.28.2.6670","DOIUrl":"https://doi.org/10.17146/urania.2022.28.2.6670","url":null,"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.","PeriodicalId":23401,"journal":{"name":"Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir","volume":"79 1","pages":""},"PeriodicalIF":0.0,"publicationDate":"2022-06-30","publicationTypes":"Journal Article","fieldsOfStudy":null,"isOpenAccess":false,"openAccessPdf":"","citationCount":null,"resultStr":null,"platform":"Semanticscholar","paperid":"75291103","PeriodicalName":null,"FirstCategoryId":null,"ListUrlMain":null,"RegionNum":0,"RegionCategory":"","ArticlePicture":[],"TitleCN":null,"AbstractTextCN":null,"PMCID":"","EPubDate":null,"PubModel":null,"JCR":null,"JCRName":null,"Score":null,"Total":0}
Pub Date : 2022-06-30DOI: 10.17146/urania.2022.28.2.6639
Arifin Istavara, Ratiko Ratiko, H. Pratama, N. Nasruddin
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.
新款干壳原型的天然对流研究反应堆的动力冷却燃料。本研究旨在测试干洗壳的设计可行性，并为印尼的二手核燃料储存方案(BBNB)提供总体印象。由于湿式存储空间的限制，本研究的目标是设计、实验和同时模拟。canister设计试验将加热器50 V的电压变化到125伏，条件有限，以确定支架对电压的反应与BBNB的衰变速率相等。使用干洗cask存储孔调节100伏到175伏的电压进行实验，目的是测试干壳储存的天然对流冷却。使用软件的理论计算和模拟也进行了，以比较自然对流和热抑制实验的结果。实验的结果显示设计反应罐正常运作,即给定电压越大,那么50罐温度变高,即V到125 V回应33,4°C,直到56.6°C。罐的自然对流冷却试验显示出良好的结果,即包括方法打开和关上通风口干cask展示罐温度下降100伏特电压高达16,1 125°C和14 8°C的伏特。价值之间的比较结果,理论计算和模拟实验V罐即44.9温度175°C, 49.7按顺序°C和65°C时,水的速度,即0,20 m / s, 0 / s,按顺序0.39 m / s。这可能是由于实验过程中大气热量的损失。gap水温与流天然对流行为模拟的结果表明，干洗壳的设计工作正常。关键词:废弃核燃料，天然对流，罐子，干洗仓库。
{"title":"PEMODELAN DINAMIK PENDINGINAN BAHAN BAKAR NUKLIR BEKAS REAKTOR RISET SECARA NATURAL KONVEKSI PADA PROTOTIPE DRY CASK STORAGE","authors":"Arifin Istavara, Ratiko Ratiko, H. Pratama, N. Nasruddin","doi":"10.17146/urania.2022.28.2.6639","DOIUrl":"https://doi.org/10.17146/urania.2022.28.2.6639","url":null,"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.","PeriodicalId":23401,"journal":{"name":"Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir","volume":"27 1","pages":""},"PeriodicalIF":0.0,"publicationDate":"2022-06-30","publicationTypes":"Journal Article","fieldsOfStudy":null,"isOpenAccess":false,"openAccessPdf":"","citationCount":null,"resultStr":null,"platform":"Semanticscholar","paperid":"89396150","PeriodicalName":null,"FirstCategoryId":null,"ListUrlMain":null,"RegionNum":0,"RegionCategory":"","ArticlePicture":[],"TitleCN":null,"AbstractTextCN":null,"PMCID":"","EPubDate":null,"PubModel":null,"JCR":null,"JCRName":null,"Score":null,"Total":0}
京公网安备 11010802042870号
京ICP备2023020795号-1
扫码关注我们
求助内容：
应助结果提醒方式：