Pub Date : 2019-06-30DOI: 10.17146/urania.2019.25.2.5457
A. Ginting, Boybul Boybul, Arif Nugroho, Yanlinastuti Yanlinastuti, Noviarty Noviarty, Gatot Wurdiyanto, H. Chandra
PEMBUATAN STANDAR CESIUM DARI LARUTAN PEB U3Si2/Al PASCA IRADIASI DENSITAS 2,96 gU/cm3 DENGAN METODE PENGENDAPAN CsClO4. Larutan bahan bakar U3Si2/Al pasca iradiasi sebagai hasil analisis burn up banyak dihasilkan di dalam hot cell Instalasi Radiometalurgi (IRM). Larutan tersebut belum dapat dilimbahkan karena masih mengandung isotop 137Cs dan hasil fisi lainnya yang mempunyai waktu paruh panjang, tetapi larutan tersebut dapat digunakan sebagai sumber standar sekunder isotop 137Cs untuk keperluan analisis. Dalam melakukan analisis bahan bakar pasca iradiasi selalu menggunakan metode spektrometer- γ yang valid dan terkalibrasi. Standar yang digunakan untuk mengkalibrasi energi spektrometer-γ adalah isotop 137Cs. Permasalahannya adalah kalibrasi spektrometer-γ tidak dapat dilakukan secara rutin karena tidak tersedianya sumber standar. Kebutuhan standar isotop 137Cs untuk litbang masih tergantung dari luar negeri. Oleh karena itu, pada penelitian ini, PTBBN dan PTKMR bertujuan untuk membuat sumber standar sekunder isotop 137Cs dengan aktivitas 10330 ± 411 Bq. Standar diperoleh dari larutan hasil pemisahan hasil fisi 137Cs dengan uranium dalam PEB U3Si2/Al pasca iradiasi. Pemisahan 137Cs dengan uranium dilakukan dengan metode pengendapan menggunakan serbuk CsNO3 dan HClO4 sebagai carier. Hasil pemisahan diperoleh endapan 137CsClO4, kemudian dikeringkan dan ditimbang, untuk selanjutnya diukur besar aktivitasnya menggunakan spektrometer-γ. Endapan 137CsClO4 keringkemudian dilakukan pengkemasan menjadi sumber standar tertutup (shield source) dan disertifikasi oleh PTKMR sehingga diperoleh standar sekunder isotop 137Cs yang siap digunakan untuk mengkalibrasi energi spektrometer-γ.Kata kunci : Larutan PEB U3Si2/Al, cesium, kalibrasi, standar sekunder, spektrometer-γ
{"title":"PEMBUATAN STANDAR CESIUM DARI LARUTAN PEB U3Si2/Al PASCA IRADIASI DENSITAS 2,96 gU/cm3 DENGAN METODE PENGENDAPAN CsClO4","authors":"A. Ginting, Boybul Boybul, Arif Nugroho, Yanlinastuti Yanlinastuti, Noviarty Noviarty, Gatot Wurdiyanto, H. Chandra","doi":"10.17146/urania.2019.25.2.5457","DOIUrl":"https://doi.org/10.17146/urania.2019.25.2.5457","url":null,"abstract":"PEMBUATAN STANDAR CESIUM DARI LARUTAN PEB U3Si2/Al PASCA IRADIASI DENSITAS 2,96 gU/cm3 DENGAN METODE PENGENDAPAN CsClO4. Larutan bahan bakar U3Si2/Al pasca iradiasi sebagai hasil analisis burn up banyak dihasilkan di dalam hot cell Instalasi Radiometalurgi (IRM). Larutan tersebut belum dapat dilimbahkan karena masih mengandung isotop 137Cs dan hasil fisi lainnya yang mempunyai waktu paruh panjang, tetapi larutan tersebut dapat digunakan sebagai sumber standar sekunder isotop 137Cs untuk keperluan analisis. Dalam melakukan analisis bahan bakar pasca iradiasi selalu menggunakan metode spektrometer- γ yang valid dan terkalibrasi. Standar yang digunakan untuk mengkalibrasi energi spektrometer-γ adalah isotop 137Cs. Permasalahannya adalah kalibrasi spektrometer-γ tidak dapat dilakukan secara rutin karena tidak tersedianya sumber standar. Kebutuhan standar isotop 137Cs untuk litbang masih tergantung dari luar negeri. Oleh karena itu, pada penelitian ini, PTBBN dan PTKMR bertujuan untuk membuat sumber standar sekunder isotop 137Cs dengan aktivitas 10330 ± 411 Bq. Standar diperoleh dari larutan hasil pemisahan hasil fisi 137Cs dengan uranium dalam PEB U3Si2/Al pasca iradiasi. Pemisahan 137Cs dengan uranium dilakukan dengan metode pengendapan menggunakan serbuk CsNO3 dan HClO4 sebagai carier. Hasil pemisahan diperoleh endapan 137CsClO4, kemudian dikeringkan dan ditimbang, untuk selanjutnya diukur besar aktivitasnya menggunakan spektrometer-γ. Endapan 137CsClO4 keringkemudian dilakukan pengkemasan menjadi sumber standar tertutup (shield source) dan disertifikasi oleh PTKMR sehingga diperoleh standar sekunder isotop 137Cs yang siap digunakan untuk mengkalibrasi energi spektrometer-γ.Kata kunci : Larutan PEB U3Si2/Al, cesium, kalibrasi, standar sekunder, spektrometer-γ","PeriodicalId":23401,"journal":{"name":"Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir","volume":"16 1","pages":""},"PeriodicalIF":0.0,"publicationDate":"2019-06-30","publicationTypes":"Journal Article","fieldsOfStudy":null,"isOpenAccess":false,"openAccessPdf":"","citationCount":null,"resultStr":null,"platform":"Semanticscholar","paperid":"83136984","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}
OPTIMASI PARAMETER PEMISAHAN Zr DALAM PEB U3Si2/Al PRA IRADIASI MENGGUNAKAN METODE KROMATOGRAFI PENUKAR ANION. Telah dilakukan optimasi parameter pemisahan zirconium dalam larutan PEB U3Si2/Al pra iradiasi menggunakan metode kromatografi penukar anion dan analisisnya menggunakan spektrofotometer UV-Vis. Zirconium merupakan salah satu isotop yang dapat digunakan untuk penentuan burn-updalam bahan bakar, untuk mendapatkan hasil zirconium yang optimal perlu dipelajari parameter-parameter yang mempengaruhi terhadap pengukuran. Tujuan penelitian ini adalah untuk mendapatkan parameter optimal pemisahan zirconium dalam bahan standar maupun larutan PEB U3Si2/Al pra iradiasi menggunakan metode kromatografi penukar anion. Optimasi parameter pemisahan Zr dengan metode kromatografi penukar anion dilakukan menggunakan resin Dowex 1x-8 dengan variasi berat 0,5; 1,0; 1,5; 2,0 dan 2,5 g, keasaman umpan H2SO41; 2; 3; 4;5 dan 6M, konsentrasi umpan standar Zr dengan 50; 100 ; 150, dan 200 ppm dan kecepatan alir bahan elusi H2SO4 3 M pada 0,1; 0,3; 0,5; 0,7 dan 0,9 mL/menit. Efluen Zr sebagai hasil pemisahan ditambahkan Arsenazo III 0,1% sebagai pengompleks dan dilakukan analisis menggunakan spektrofotometer UV-Vis pada panjang gelombang 665,3 nm. Hasil pengukuran diperoleh parameter optimal pemisahan Zr pada penggunaan resin seberat 1,5 g dengan recovery 70,79 %, keasaman H2SO4 3M dengan recovery 83,94%, konsentrasi umpan sebesar 150 ppm dengan recovery 87,64% pada kecepatan alir pada 0,5 mL/menit. Parameter optimal ini digunakan untuk pemisahan unsur Zr di dalam larutan PEB U3Si2/Al pra iradiasi dan diperoleh recovery pemisahan sebesar 96,23%. Optimasi parameter metode kromatografi penukar anion yang diperoleh dapat digunakan untuk pemisahan unsur Zr dalam larutan PEB U3Si2/Al pasca iradiasi.Kata kunci : Parameter pemisahan, zirconium, PEB U3Si2/Al, kromatografi, penukar anion.
{"title":"OPTIMASI PARAMETER PEMISAHAN Zr DALAM PEB U3Si2/Al PRA IRADIASI MENGGUNAKAN METODE KROMATOGRAFI PENUKAR ANION","authors":"Yanlinastuti Yanlinastuti, Noviarty Noviarty, Iis Haryati, Syamsul Fatimah, Boybul Boybul, A. Ginting","doi":"10.17146/urania.2019.25.2.5508","DOIUrl":"https://doi.org/10.17146/urania.2019.25.2.5508","url":null,"abstract":"OPTIMASI PARAMETER PEMISAHAN Zr DALAM PEB U3Si2/Al PRA IRADIASI MENGGUNAKAN METODE KROMATOGRAFI PENUKAR ANION. Telah dilakukan optimasi parameter pemisahan zirconium dalam larutan PEB U3Si2/Al pra iradiasi menggunakan metode kromatografi penukar anion dan analisisnya menggunakan spektrofotometer UV-Vis. Zirconium merupakan salah satu isotop yang dapat digunakan untuk penentuan burn-updalam bahan bakar, untuk mendapatkan hasil zirconium yang optimal perlu dipelajari parameter-parameter yang mempengaruhi terhadap pengukuran. Tujuan penelitian ini adalah untuk mendapatkan parameter optimal pemisahan zirconium dalam bahan standar maupun larutan PEB U3Si2/Al pra iradiasi menggunakan metode kromatografi penukar anion. Optimasi parameter pemisahan Zr dengan metode kromatografi penukar anion dilakukan menggunakan resin Dowex 1x-8 dengan variasi berat 0,5; 1,0; 1,5; 2,0 dan 2,5 g, keasaman umpan H2SO41; 2; 3; 4;5 dan 6M, konsentrasi umpan standar Zr dengan 50; 100 ; 150, dan 200 ppm dan kecepatan alir bahan elusi H2SO4 3 M pada 0,1; 0,3; 0,5; 0,7 dan 0,9 mL/menit. Efluen Zr sebagai hasil pemisahan ditambahkan Arsenazo III 0,1% sebagai pengompleks dan dilakukan analisis menggunakan spektrofotometer UV-Vis pada panjang gelombang 665,3 nm. Hasil pengukuran diperoleh parameter optimal pemisahan Zr pada penggunaan resin seberat 1,5 g dengan recovery 70,79 %, keasaman H2SO4 3M dengan recovery 83,94%, konsentrasi umpan sebesar 150 ppm dengan recovery 87,64% pada kecepatan alir pada 0,5 mL/menit. Parameter optimal ini digunakan untuk pemisahan unsur Zr di dalam larutan PEB U3Si2/Al pra iradiasi dan diperoleh recovery pemisahan sebesar 96,23%. Optimasi parameter metode kromatografi penukar anion yang diperoleh dapat digunakan untuk pemisahan unsur Zr dalam larutan PEB U3Si2/Al pasca iradiasi.Kata kunci : Parameter pemisahan, zirconium, PEB U3Si2/Al, kromatografi, penukar anion.","PeriodicalId":23401,"journal":{"name":"Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir","volume":"9 1","pages":""},"PeriodicalIF":0.0,"publicationDate":"2019-06-30","publicationTypes":"Journal Article","fieldsOfStudy":null,"isOpenAccess":false,"openAccessPdf":"","citationCount":null,"resultStr":null,"platform":"Semanticscholar","paperid":"77243138","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 : 2019-06-30DOI: 10.17146/urania.2019.25.2.5525
S. T. R. Andika Putra Dwijayanto, I. Husnayani, Z. Zuhair
CHARACTERISTICS OF RADIONUCLIDES ON THORIUM-CYCLE EXPERIMENTAL POWER REACTOR SPENT FUEL. There are several options of nuclear fuel utilisation in the HTGR-based Experimental Power Reactor (Reaktor Daya Eksperimental/RDE). Although mainly RDE utilises low enriched uranium (LEU)-based fuel, which is the most viable option at the moment, it is possible for RDE to utilise other fuel, for example thorium-based and possibly even plutonium-based fuel. Different fuel yields different spent fuel characteristics, so it is necessary to identify the characteristics to understand and evaluate their handling and interim storage. This paper provides the study on the characteristics of thorium-fuelled RDE spent fuel, assuming typical operational cycle. ORIGEN2.1 code is employed to determine the spent fuel characteristics. The result showed that at the end of the calculation cycle, each thorium-based spent fuel pebble generates around 0,627 Watts of heat, 28 neutrons/s, 8.28x1012 photons/s and yield 192.53 curies of radioactivity. These higher radioactivity and photon emission possibly necessitate different measures in spent fuel management, if RDE were to use thorium-based fuel. Tl-208 activity, which found to be emitting potentially non-negligible strong gamma emission, magnified the requirement of proper spent fuel handling especially radiation shielding in spent fuel cask.Keywords: RDE, spent fuel, thorium, HTGR, Tl-208.
钍循环实验动力堆乏燃料中放射性核素的特性。在htgr为基础的实验动力反应堆(Reaktor Daya ekexperimental /RDE)中有几种核燃料利用的选择。虽然RDE主要使用低浓缩铀(LEU)燃料，这是目前最可行的选择，但RDE也可能使用其他燃料，例如钍基燃料，甚至可能是钚基燃料。不同的燃料产生不同的乏燃料特性，因此有必要对其特性进行识别，以了解和评价其处理和临时储存。本文在典型运行循环条件下，对含钍RDE乏燃料的特性进行了研究。使用ORIGEN2.1代码确定乏燃料特性。结果表明，在计算周期结束时，每个钍基乏燃料球产生约0,627瓦的热量，28个中子/秒，8.28 × 1012个光子/秒，并产生192.53居里的放射性。如果RDE使用钍基燃料，这些较高的放射性和光子发射可能需要在乏燃料管理方面采取不同的措施。Tl-208的活动被发现可能发出不可忽略的强伽马辐射，这增加了对适当处理乏燃料的要求，特别是在乏燃料桶中进行辐射屏蔽。关键词:RDE，乏燃料，钍，HTGR, Tl-208
{"title":"CHARACTERISTICS OF RADIONUCLIDES ON THORIUM-CYCLE EXPERIMENTAL POWER REACTOR SPENT FUEL.","authors":"S. T. R. Andika Putra Dwijayanto, I. Husnayani, Z. Zuhair","doi":"10.17146/urania.2019.25.2.5525","DOIUrl":"https://doi.org/10.17146/urania.2019.25.2.5525","url":null,"abstract":"CHARACTERISTICS OF RADIONUCLIDES ON THORIUM-CYCLE EXPERIMENTAL POWER REACTOR SPENT FUEL. There are several options of nuclear fuel utilisation in the HTGR-based Experimental Power Reactor (Reaktor Daya Eksperimental/RDE). Although mainly RDE utilises low enriched uranium (LEU)-based fuel, which is the most viable option at the moment, it is possible for RDE to utilise other fuel, for example thorium-based and possibly even plutonium-based fuel. Different fuel yields different spent fuel characteristics, so it is necessary to identify the characteristics to understand and evaluate their handling and interim storage. This paper provides the study on the characteristics of thorium-fuelled RDE spent fuel, assuming typical operational cycle. ORIGEN2.1 code is employed to determine the spent fuel characteristics. The result showed that at the end of the calculation cycle, each thorium-based spent fuel pebble generates around 0,627 Watts of heat, 28 neutrons/s, 8.28x1012 photons/s and yield 192.53 curies of radioactivity. These higher radioactivity and photon emission possibly necessitate different measures in spent fuel management, if RDE were to use thorium-based fuel. Tl-208 activity, which found to be emitting potentially non-negligible strong gamma emission, magnified the requirement of proper spent fuel handling especially radiation shielding in spent fuel cask.Keywords: RDE, spent fuel, thorium, HTGR, Tl-208.","PeriodicalId":23401,"journal":{"name":"Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir","volume":"16 1","pages":""},"PeriodicalIF":0.0,"publicationDate":"2019-06-30","publicationTypes":"Journal Article","fieldsOfStudy":null,"isOpenAccess":false,"openAccessPdf":"","citationCount":null,"resultStr":null,"platform":"Semanticscholar","paperid":"79424046","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 : 2019-03-14DOI: 10.17146/URANIA.2019.25.1.4961
E. Hastuti, S. Widodo
SENSITIVITY ANALYSIS OF THERMOHYDRAULIC CODE FOR MODIFIED PLATE-FUELED 2 MW TRIGA. The plan to modify TRIGA 2000 Bandung from using regular TRIGA fuel to plate-type fuel should be supported by the use of appropriate computer codes. This research proposes three codes to design reactor thermohydraulics at transient condition. Analysis has been performed to identify code sensitivity using the same input and correlation. The codes used were COOLOD-N2, Heathyd, and PARET-ANL. The input was obtained from preliminary analysis of a flow rate calculation of 70 kg/s and a nominal power of 2 MW. The comparison of these three codes did not consider uncertainty factor for neutronic and technical aspects. The sensitivity analysis on thermohydraulic codes used to calculate heat transfer in the fuel plate of TRIGA reactor at steady state condition indicates similar temperature trend lines for the coolant, plate, and fuel meat. Temperature calculation results obtained from COOLOD-N2, Heathyd and PARET ANL give consistent sensitivity with the differences of coolant temperature from 2.83% to 12.5%; cladding temperature from 2.14% to 31.30%; and fuel meat temperature from 6.63% to 18.64%. The margins of flow instability were 5.03; 5.68 and 4.21, respectively for COOLOD-N2, Heathyd, and PARET-ANL. These values show that flow instability has not yet occurred. The results of the analysis show that the use of those three codes for steady state condition using the same input, in which uncertainty factor is neglected, give similar trend for coolant, cladding, and fuel meat temperature. As the modelling in each code is different, the values obtained are not exactly the same.Keywords: sensitivity analysis, TRIGA Plate, COOLOD-N2, Heathyd, PARET-ANL
{"title":"SENSITIVITY ANALYSIS ON THERMOHYDRAULIC CODE FOR MODIFIED PLATE-FUELED 2 MW TRIGA","authors":"E. Hastuti, S. Widodo","doi":"10.17146/URANIA.2019.25.1.4961","DOIUrl":"https://doi.org/10.17146/URANIA.2019.25.1.4961","url":null,"abstract":"SENSITIVITY ANALYSIS OF THERMOHYDRAULIC CODE FOR MODIFIED PLATE-FUELED 2 MW TRIGA. The plan to modify TRIGA 2000 Bandung from using regular TRIGA fuel to plate-type fuel should be supported by the use of appropriate computer codes. This research proposes three codes to design reactor thermohydraulics at transient condition. Analysis has been performed to identify code sensitivity using the same input and correlation. The codes used were COOLOD-N2, Heathyd, and PARET-ANL. The input was obtained from preliminary analysis of a flow rate calculation of 70 kg/s and a nominal power of 2 MW. The comparison of these three codes did not consider uncertainty factor for neutronic and technical aspects. The sensitivity analysis on thermohydraulic codes used to calculate heat transfer in the fuel plate of TRIGA reactor at steady state condition indicates similar temperature trend lines for the coolant, plate, and fuel meat. Temperature calculation results obtained from COOLOD-N2, Heathyd and PARET ANL give consistent sensitivity with the differences of coolant temperature from 2.83% to 12.5%; cladding temperature from 2.14% to 31.30%; and fuel meat temperature from 6.63% to 18.64%. The margins of flow instability were 5.03; 5.68 and 4.21, respectively for COOLOD-N2, Heathyd, and PARET-ANL. These values show that flow instability has not yet occurred. The results of the analysis show that the use of those three codes for steady state condition using the same input, in which uncertainty factor is neglected, give similar trend for coolant, cladding, and fuel meat temperature. As the modelling in each code is different, the values obtained are not exactly the same.Keywords: sensitivity analysis, TRIGA Plate, COOLOD-N2, Heathyd, PARET-ANL","PeriodicalId":23401,"journal":{"name":"Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir","volume":"41 1","pages":""},"PeriodicalIF":0.0,"publicationDate":"2019-03-14","publicationTypes":"Journal Article","fieldsOfStudy":null,"isOpenAccess":false,"openAccessPdf":"","citationCount":null,"resultStr":null,"platform":"Semanticscholar","paperid":"90582434","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 : 2019-03-14DOI: 10.17146/URANIA.2019.25.1.5053
D. Prajitno, Jan Setiawan
PERILAKU ELEKTROKIMIA BAJA TAHAN KARAT SS 316 DALAM MEDIA NANO FLUIDA. Korosi merupakan permasalahan umum yang sering terjadi pada logam dan paduannya. Metode pengujian secara elektrokimia merupakan salah satu metode yang tepat untuk mempelajari korosi logam dan paduannya dalam lingkungan tertentu. Pada penelitian ini dilakukan evaluasi baja tahan karat SS 316 dalam media air demin dan nano fluida yang mengandung partikel nano ZrO2 dengan metode elektrokimia. Potensial korosi, polarisasi Tafel, dan Electrochemical Impedance Spectroscopy (EIS) digunakan untuk mempelajari perilaku elektrokimia baja tahan karat SS 316 dalam media air demin dan nano fluida dengan variasi waktu perendaman selama 10, 60 dan 120 menit. Hasil pengukuran terhadap potensial korosi baja tahan karat SS 316 dalam media air demin dan nanofluid menunjukkan peningkatan seiring dengan bertambahnya waktu perendaman. Hasil pengukuran konstanta Tafel anodik pada baja tahan karat SS 316 dalam media air demin dan nano fluida menunjukkan bahwa nilai konstanta Tafel naik dengan dengan bertambahnya waktu perendaman. Hasil analisis polarisasi Tafel ditunjukkan bahwa laju korosi baja tahan karat SS 316 dalam media air demin dan nanofluid tidak terlihat perbedaan yang berarti dan laju korosi cenderung turun seiring dengan bertambahnya waktu perendaman. Hasil analsis dengan EIS pada baja tahan karat SS 316 menunjukkan bahwa nilai impedance yang tinggi dalam media nano fluida sehingga memiliki laju korosi yang rendah bila dibandingkan dalam media air demin. Analisis dengan difraksi sinar X (X-RD) menunjukkan bahwa fasa utama pada baja tahan karat SS 316 hasil pengujian korosi dalam media air demin dan nano fluida adalah γ-austenit. Baja tahan karat SS 316 mempunyai ketahanan korosi yang tinggi dalam media air demin dan nano fluida dengan laju korosi di bawah 1 MPY.Kata kunci: SS 316, korosi, ZrO2, nano fluida, metode EIS
{"title":"Perilaku Elektrokimia Baja Tahan Karat SS 316 Dalam Media Nano Fluida","authors":"D. Prajitno, Jan Setiawan","doi":"10.17146/URANIA.2019.25.1.5053","DOIUrl":"https://doi.org/10.17146/URANIA.2019.25.1.5053","url":null,"abstract":"PERILAKU ELEKTROKIMIA BAJA TAHAN KARAT SS 316 DALAM MEDIA NANO FLUIDA. Korosi merupakan permasalahan umum yang sering terjadi pada logam dan paduannya. Metode pengujian secara elektrokimia merupakan salah satu metode yang tepat untuk mempelajari korosi logam dan paduannya dalam lingkungan tertentu. Pada penelitian ini dilakukan evaluasi baja tahan karat SS 316 dalam media air demin dan nano fluida yang mengandung partikel nano ZrO2 dengan metode elektrokimia. Potensial korosi, polarisasi Tafel, dan Electrochemical Impedance Spectroscopy (EIS) digunakan untuk mempelajari perilaku elektrokimia baja tahan karat SS 316 dalam media air demin dan nano fluida dengan variasi waktu perendaman selama 10, 60 dan 120 menit. Hasil pengukuran terhadap potensial korosi baja tahan karat SS 316 dalam media air demin dan nanofluid menunjukkan peningkatan seiring dengan bertambahnya waktu perendaman. Hasil pengukuran konstanta Tafel anodik pada baja tahan karat SS 316 dalam media air demin dan nano fluida menunjukkan bahwa nilai konstanta Tafel naik dengan dengan bertambahnya waktu perendaman. Hasil analisis polarisasi Tafel ditunjukkan bahwa laju korosi baja tahan karat SS 316 dalam media air demin dan nanofluid tidak terlihat perbedaan yang berarti dan laju korosi cenderung turun seiring dengan bertambahnya waktu perendaman. Hasil analsis dengan EIS pada baja tahan karat SS 316 menunjukkan bahwa nilai impedance yang tinggi dalam media nano fluida sehingga memiliki laju korosi yang rendah bila dibandingkan dalam media air demin. Analisis dengan difraksi sinar X (X-RD) menunjukkan bahwa fasa utama pada baja tahan karat SS 316 hasil pengujian korosi dalam media air demin dan nano fluida adalah γ-austenit. Baja tahan karat SS 316 mempunyai ketahanan korosi yang tinggi dalam media air demin dan nano fluida dengan laju korosi di bawah 1 MPY.Kata kunci: SS 316, korosi, ZrO2, nano fluida, metode EIS","PeriodicalId":23401,"journal":{"name":"Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir","volume":"35 1","pages":""},"PeriodicalIF":0.0,"publicationDate":"2019-03-14","publicationTypes":"Journal Article","fieldsOfStudy":null,"isOpenAccess":false,"openAccessPdf":"","citationCount":null,"resultStr":null,"platform":"Semanticscholar","paperid":"77867464","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 : 2019-03-14DOI: 10.17146/URANIA.2019.25.1.5024
A. Aisyah, Mirawaty Mirawaty, Dwi Luhur Ibnu Saputra, R. Setiawan
KARAKTERISASI RADIONUKLIDA PADA BAHAN BAKAR NUKLIR BEKAS DARI EXPERIMENTAL PEBBLE BED REACTOR. Arbeitsgemeinschaft Versuchsreaktor (AVR) merupakan reaktor nuklir jenis High Temperature Gas Cooled Reactor (HTGR) yang menggunakan bahan bakar berbentuk pebble berlapis TRISO dengan tipe yang sama dengan Reaktor Daya Eksperimental (RDE) yang direncanakan akan dibangun di Indonesia. Oleh karena itu karakteristik radionuklida dalam bahan bakar bekas (BBNB) reaktor AVR dapat digunakan untuk mempelajari karakteristik BBNB reaktor RDE. Salah satu hal penting dalam operasional reaktor nuklir adalah pengelolaan BBNB yang ditimbulkannya. Pengelolaan BBNB reaktor AVR dilakukan dengan penyimpanan dalam dry cask untuk jangka waktu yang lama. Upaya untuk mendisain keselamatan dalam sistem penyimpanan BBNB salah satu kajian penting yang diperlukan adalah karakterisasi radionuklida yang terkandung dalam BBNB. Pada penelitian ini dilakukan karakterisasi radionuklida yang terkandung dalam BBNB dengan menggunakan software ORIGEN 2.1 yang didasarkan pada operasional reaktor AVR. Penelitian ini bertujuan untuk analisis keselamatan penyimpanan BBNB pebble pada dry cask dalam jangka panjang. Hasil penelitian menunjukkan bahwa sampai dengan waktu penyimpanan selama 100 tahun, BBNB sebuah pebble memiliki karakteristik radionuklida hasil aktivasi, aktinida dan anak luruhnya, serta radionuklida hasil fisi dengan total konsentrasi aktivitas sebesar 4,03x1010 Bq/g. Sampai dengan waktu penyimpanan 100 tahun konsentrasi aktivitas radionuklida total dalam dry cask sebesar 7,66x1013 Bq/g untuk kapasitas dry cask yang berisi BBNB pebble berjumlah 1900 buah. Terdapat BBNB pebble dalam dry cask yang mengalami kerusakan pada lapisan TRISO, sehingga dalam dry cask kemungkinan terdapat beberapa radionuklida hasil fisi yang dapat lepas dari BBNB seperti 85Kr, 135Xe, dan 131I yang berupa gas, serta 137Cs,106Ru, 110mAg dan 107Pd yang bersifat logam.Kata kunci: Karakterisasi radionuklida, AVR, bahan bakar nuklir bekas, pebble berlapis TRISO
{"title":"KARAKTERISASI RADIONUKLIDA PADA BAHAN BAKAR BEKAS DARI EXPERIMENTAL PEBBLE BED REACTOR","authors":"A. Aisyah, Mirawaty Mirawaty, Dwi Luhur Ibnu Saputra, R. Setiawan","doi":"10.17146/URANIA.2019.25.1.5024","DOIUrl":"https://doi.org/10.17146/URANIA.2019.25.1.5024","url":null,"abstract":"KARAKTERISASI RADIONUKLIDA PADA BAHAN BAKAR NUKLIR BEKAS DARI EXPERIMENTAL PEBBLE BED REACTOR. Arbeitsgemeinschaft Versuchsreaktor (AVR) merupakan reaktor nuklir jenis High Temperature Gas Cooled Reactor (HTGR) yang menggunakan bahan bakar berbentuk pebble berlapis TRISO dengan tipe yang sama dengan Reaktor Daya Eksperimental (RDE) yang direncanakan akan dibangun di Indonesia. Oleh karena itu karakteristik radionuklida dalam bahan bakar bekas (BBNB) reaktor AVR dapat digunakan untuk mempelajari karakteristik BBNB reaktor RDE. Salah satu hal penting dalam operasional reaktor nuklir adalah pengelolaan BBNB yang ditimbulkannya. Pengelolaan BBNB reaktor AVR dilakukan dengan penyimpanan dalam dry cask untuk jangka waktu yang lama. Upaya untuk mendisain keselamatan dalam sistem penyimpanan BBNB salah satu kajian penting yang diperlukan adalah karakterisasi radionuklida yang terkandung dalam BBNB. Pada penelitian ini dilakukan karakterisasi radionuklida yang terkandung dalam BBNB dengan menggunakan software ORIGEN 2.1 yang didasarkan pada operasional reaktor AVR. Penelitian ini bertujuan untuk analisis keselamatan penyimpanan BBNB pebble pada dry cask dalam jangka panjang. Hasil penelitian menunjukkan bahwa sampai dengan waktu penyimpanan selama 100 tahun, BBNB sebuah pebble memiliki karakteristik radionuklida hasil aktivasi, aktinida dan anak luruhnya, serta radionuklida hasil fisi dengan total konsentrasi aktivitas sebesar 4,03x1010 Bq/g. Sampai dengan waktu penyimpanan 100 tahun konsentrasi aktivitas radionuklida total dalam dry cask sebesar 7,66x1013 Bq/g untuk kapasitas dry cask yang berisi BBNB pebble berjumlah 1900 buah. Terdapat BBNB pebble dalam dry cask yang mengalami kerusakan pada lapisan TRISO, sehingga dalam dry cask kemungkinan terdapat beberapa radionuklida hasil fisi yang dapat lepas dari BBNB seperti 85Kr, 135Xe, dan 131I yang berupa gas, serta 137Cs,106Ru, 110mAg dan 107Pd yang bersifat logam.Kata kunci: Karakterisasi radionuklida, AVR, bahan bakar nuklir bekas, pebble berlapis TRISO","PeriodicalId":23401,"journal":{"name":"Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir","volume":"5 1","pages":""},"PeriodicalIF":0.0,"publicationDate":"2019-03-14","publicationTypes":"Journal Article","fieldsOfStudy":null,"isOpenAccess":false,"openAccessPdf":"","citationCount":null,"resultStr":null,"platform":"Semanticscholar","paperid":"77899304","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 : 2019-03-14DOI: 10.17146/URANIA.2019.25.1.4923
H. Adrial, A. Hamzah, E. Hartini
GAMMA DOSE RATE ANALYSIS IN BIOLOGICAL SHIELDING OF HTGR-10 MWth PEBBLE BED REACTOR. HTGR-10 MWth is a high-temperature gas-cooled reactor. The fuel and moderator are pebble shaped with a radius of 3 cm. One fuel pebble consists of thousands of UO2 kernels with a density of 10.4 gram/cc and the enrichment rate of 17%. The core of HTGR-10 MWth is the center of origin of neutrons and gamma radiation resulting from the interaction of neutrons with pebble fuel, moderator and biological shield. The various types of radiations generated from such nuclear reactions should be monitored to ensure the safety of radiation workers. This research was conducted using MCNP-6 Program package with the aim to calculate and analyze gamma radiation dose in biological shield of HTGR-10 MWth. In this study, the biological shield is divided into 10 equal segments. The first step of the research is to benchmark the created program against the critical height of HTR-10. The results of the benchmarking show an error rate of ± 1.1327%, while the critical core height of HTGR 10 MWth for the ratio of pebble fuel and pebble moderator (F:M) of 52: 48 occurs at a height of 134 cm. The rate of gamma dose at the core is 3.0052E + 05 mSv/hr. On the biological shield made of regular concrete with a density of 2.3 grams/cc, the rate of gamma dose decreases according to an equation y = 0.0042 e-0.03x. Referring to Perka Bapeten no 4 of 2013, the safe limits for workers and radiation protection officers will be achieved if the minimum thickness of biological shield is 115 cm with gamma dose rate of 0 mSv/hour.Keywords: Gamma dose rate, HTGR 10 MWth, biological shield, pebble
{"title":"GAMMA DOSE RATE ANALYSIS IN BIOLOGICAL SHIELDING OF HTGR-10 MWth PEBBLE-BED REACTOR","authors":"H. Adrial, A. Hamzah, E. Hartini","doi":"10.17146/URANIA.2019.25.1.4923","DOIUrl":"https://doi.org/10.17146/URANIA.2019.25.1.4923","url":null,"abstract":"GAMMA DOSE RATE ANALYSIS IN BIOLOGICAL SHIELDING OF HTGR-10 MWth PEBBLE BED REACTOR. HTGR-10 MWth is a high-temperature gas-cooled reactor. The fuel and moderator are pebble shaped with a radius of 3 cm. One fuel pebble consists of thousands of UO2 kernels with a density of 10.4 gram/cc and the enrichment rate of 17%. The core of HTGR-10 MWth is the center of origin of neutrons and gamma radiation resulting from the interaction of neutrons with pebble fuel, moderator and biological shield. The various types of radiations generated from such nuclear reactions should be monitored to ensure the safety of radiation workers. This research was conducted using MCNP-6 Program package with the aim to calculate and analyze gamma radiation dose in biological shield of HTGR-10 MWth. In this study, the biological shield is divided into 10 equal segments. The first step of the research is to benchmark the created program against the critical height of HTR-10. The results of the benchmarking show an error rate of ± 1.1327%, while the critical core height of HTGR 10 MWth for the ratio of pebble fuel and pebble moderator (F:M) of 52: 48 occurs at a height of 134 cm. The rate of gamma dose at the core is 3.0052E + 05 mSv/hr. On the biological shield made of regular concrete with a density of 2.3 grams/cc, the rate of gamma dose decreases according to an equation y = 0.0042 e-0.03x. Referring to Perka Bapeten no 4 of 2013, the safe limits for workers and radiation protection officers will be achieved if the minimum thickness of biological shield is 115 cm with gamma dose rate of 0 mSv/hour.Keywords: Gamma dose rate, HTGR 10 MWth, biological shield, pebble","PeriodicalId":23401,"journal":{"name":"Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir","volume":"15 1","pages":""},"PeriodicalIF":0.0,"publicationDate":"2019-03-14","publicationTypes":"Journal Article","fieldsOfStudy":null,"isOpenAccess":false,"openAccessPdf":"","citationCount":null,"resultStr":null,"platform":"Semanticscholar","paperid":"81412630","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 : 2019-03-14DOI: 10.17146/URANIA.2019.25.1.4663
Perdana Immanuel, Pradoto Ambardi, D. Prajitno
KETAHANAN OKSIDASI ZIRCALOY-4 YANG DIPADU DENGAN YTTRIUM PADA TEMPERATUR TINGGI. Yttrium merupakan salah satu logam unsur tanah jarang yang digunakan untuk memperbaiki sifat logam. Penelitian ini dilakukan untuk mengetahui pengaruh penambahan Yttrium terhadap ketahanan oksidasi paduan zirkonium-4 pada temperatur tinggi dengan menggunakan metode oksidasi isothermal pada temperatur 900 °C dan 1000 °C. Penelitian ini dilakukan dengan tiga (3) variasi konsentrasi yttrium yaitu 0 % berat, 0,5 % berat dan 1 % berat dan sebagai pemadu pada zircaloy-4 (Zr, Sn, Fe, dan Cr). Proses oksidasi isotermal dilakukan pada temperatur 900 °C dan 1000 °C dengan waktu pemanasan 9 jam terhadap sampel as cast di dalam tungku tabung. Sampel zircaloy-4 yang telah dioksidasi kemudian dilakukan pengujian meliputi metalografi, kekerasan, X-Ray Difraction (XRD) dan pengukuran ketebalan oksida. Hasil pengujian menunjukkan bahwa kandungan variasi yttrium tidak mempengaruhi nilai kekerasan yang berarti. Semakin besar kandungan yttrium yang ditambahkan mengakibatkan nilai kekerasan semakin menurun, namun penambahan unsur yttrium dapat mempengaruhi ketahanan oksidasi pada temperatur tinggi yang ditunjukkan oleh perubahan grafik ketebalan oksida serta morfologi permukaan oksidasi dari setiap sampel yang dianalisis.Kata Kunci : zircaloy-4, oksidasi isotermal, variasi yttrium.
{"title":"Ketahanan Oksidasi Zirkaloy-4 yang Dipadu dengan Yttrium Pada Suhu Tinggi","authors":"Perdana Immanuel, Pradoto Ambardi, D. Prajitno","doi":"10.17146/URANIA.2019.25.1.4663","DOIUrl":"https://doi.org/10.17146/URANIA.2019.25.1.4663","url":null,"abstract":"KETAHANAN OKSIDASI ZIRCALOY-4 YANG DIPADU DENGAN YTTRIUM PADA TEMPERATUR TINGGI. Yttrium merupakan salah satu logam unsur tanah jarang yang digunakan untuk memperbaiki sifat logam. Penelitian ini dilakukan untuk mengetahui pengaruh penambahan Yttrium terhadap ketahanan oksidasi paduan zirkonium-4 pada temperatur tinggi dengan menggunakan metode oksidasi isothermal pada temperatur 900 °C dan 1000 °C. Penelitian ini dilakukan dengan tiga (3) variasi konsentrasi yttrium yaitu 0 % berat, 0,5 % berat dan 1 % berat dan sebagai pemadu pada zircaloy-4 (Zr, Sn, Fe, dan Cr). Proses oksidasi isotermal dilakukan pada temperatur 900 °C dan 1000 °C dengan waktu pemanasan 9 jam terhadap sampel as cast di dalam tungku tabung. Sampel zircaloy-4 yang telah dioksidasi kemudian dilakukan pengujian meliputi metalografi, kekerasan, X-Ray Difraction (XRD) dan pengukuran ketebalan oksida. Hasil pengujian menunjukkan bahwa kandungan variasi yttrium tidak mempengaruhi nilai kekerasan yang berarti. Semakin besar kandungan yttrium yang ditambahkan mengakibatkan nilai kekerasan semakin menurun, namun penambahan unsur yttrium dapat mempengaruhi ketahanan oksidasi pada temperatur tinggi yang ditunjukkan oleh perubahan grafik ketebalan oksida serta morfologi permukaan oksidasi dari setiap sampel yang dianalisis.Kata Kunci : zircaloy-4, oksidasi isotermal, variasi yttrium.","PeriodicalId":23401,"journal":{"name":"Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir","volume":"44 6 1","pages":""},"PeriodicalIF":0.0,"publicationDate":"2019-03-14","publicationTypes":"Journal Article","fieldsOfStudy":null,"isOpenAccess":false,"openAccessPdf":"","citationCount":null,"resultStr":null,"platform":"Semanticscholar","paperid":"86782602","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 : 2019-03-14DOI: 10.17146/URANIA.2019.25.1.4527
K. Basuki, L. A. Hasnowo, Elza Jamayanti
ADSORPTION OF URANIUM SIMULATION WASTE USING BENTONITE TANIUM DIOXIDE. Bentonite is a clay material of high surface area that have galleries within its structure. Bentonite that is modified with TiO2 will have high adsorption capability. In this study, natural bentonite and bentonite:TiO2 were characterized with FTIR, XRD and BET instruments to determine functional group, basal spacing, and specific surface area. This study also investigates the adsorption of bentonite:TiO2 in various environmental factors, such as pH (pH 1, 3, 5, and 8), contact time (10, 20, 30, 40, 50, 60, 70, 90, and 120 min), and initial uranium concentration (20, 40, 60, 80 ppm), and their influences on adsorption capacity, and determine the kinetics equation and adsorption isotherm. Based on FTIR analysis, a decrease in the band of O-H bond from water molecule was observed, which indicates the presence of TiO2 in bentonite interlayer structure. The XRD characterization of bentonite:TiO2 does not show diffraction peak in 001 plane. This is due to delamination of bentonite interlayer structure. Delamination is caused by the presence of TiO2 in large quantities, thus damaging the bentonite interlayer structure into irregular sheets. Bentonite as sheets will cause the basal spacing to increase and it is anticipated that XRD will find it difficult in detecting the 001 plane at a low 2 theta angle. The surface area of bentonite:TiO2 has increased by 12.04 m2/g. The maximum adsorption capacity of U(VI) took place at pH 5.0 for 70 minutes contact time and uranium concentration of 60 ppm. In this study, the adsorption kinetic and adsorption isotherm are pseudo second-order kinetic and Langmuir isotherm. The kinetic constant and maximum adsorption capacity of bentonite:TiO2 are 0.075 g/mg.min and 5.848 mg/g respectively.Keywords: Bentonite, TiO2, Adsorption, Uranium
{"title":"ADSORPTION OF URANIUM SIMULATION WASTE USING BENTONITE:TITANIUM DIOXIDE","authors":"K. Basuki, L. A. Hasnowo, Elza Jamayanti","doi":"10.17146/URANIA.2019.25.1.4527","DOIUrl":"https://doi.org/10.17146/URANIA.2019.25.1.4527","url":null,"abstract":"ADSORPTION OF URANIUM SIMULATION WASTE USING BENTONITE TANIUM DIOXIDE. Bentonite is a clay material of high surface area that have galleries within its structure. Bentonite that is modified with TiO2 will have high adsorption capability. In this study, natural bentonite and bentonite:TiO2 were characterized with FTIR, XRD and BET instruments to determine functional group, basal spacing, and specific surface area. This study also investigates the adsorption of bentonite:TiO2 in various environmental factors, such as pH (pH 1, 3, 5, and 8), contact time (10, 20, 30, 40, 50, 60, 70, 90, and 120 min), and initial uranium concentration (20, 40, 60, 80 ppm), and their influences on adsorption capacity, and determine the kinetics equation and adsorption isotherm. Based on FTIR analysis, a decrease in the band of O-H bond from water molecule was observed, which indicates the presence of TiO2 in bentonite interlayer structure. The XRD characterization of bentonite:TiO2 does not show diffraction peak in 001 plane. This is due to delamination of bentonite interlayer structure. Delamination is caused by the presence of TiO2 in large quantities, thus damaging the bentonite interlayer structure into irregular sheets. Bentonite as sheets will cause the basal spacing to increase and it is anticipated that XRD will find it difficult in detecting the 001 plane at a low 2 theta angle. The surface area of bentonite:TiO2 has increased by 12.04 m2/g. The maximum adsorption capacity of U(VI) took place at pH 5.0 for 70 minutes contact time and uranium concentration of 60 ppm. In this study, the adsorption kinetic and adsorption isotherm are pseudo second-order kinetic and Langmuir isotherm. The kinetic constant and maximum adsorption capacity of bentonite:TiO2 are 0.075 g/mg.min and 5.848 mg/g respectively.Keywords: Bentonite, TiO2, Adsorption, Uranium","PeriodicalId":23401,"journal":{"name":"Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir","volume":"58 1","pages":""},"PeriodicalIF":0.0,"publicationDate":"2019-03-14","publicationTypes":"Journal Article","fieldsOfStudy":null,"isOpenAccess":false,"openAccessPdf":"","citationCount":null,"resultStr":null,"platform":"Semanticscholar","paperid":"82019770","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 : 2018-10-30DOI: 10.17146/URANIA.2018.24.3.5031
T. Yulianto, Etty Marti Wigayanti
ANALISIS POTENSI PROSES CREEP (PEMULURAN) TEHADAP BAHAN BAKAR UJI AKIBAT DISTRIBUSI STRAIN (REGANGAN) DENGAN MENGGUNAKAN PROGRAM FEMAXI. Telah dilakukan analisis potensi proses creep (pemuluran) terhadap bahan bakar uji akibat distribusi strain (regangan) dengan menggunakan program FEMAXI. Tujuan penelitian ini untuk memprediksi kemungkinan terjadinya creep (pemuluran) bahan bakar uji akibat distribusi strain secara melingkar (circumocular), ke arah aksial dan radial pada LHR (linear heat rate) dan waktu operasi tertentu, untuk memberikan informasi terhadap standar kualitas saat produksi dan pengoperasian uji pin di teras reaktor . Hal ini penting dilakukan analisis karena kelongsong sebagai penahan dari tekanan pelepasan produk gas hasil fisi yang dihasilkan saat diiradiasi. Fenomena terjadinya proses creep secara total pada kelongsong pin diasumsikan akibat pengaruh burn-up terhadap pelepasan produk gas fisi akan memberikan tekanan yang dialami kelongsong akibat regangan pada LHR relatif tinggi, laju creep akan bertambah dengan meningkatnya regangan (strain). Hasil analisis mekanikal secara total pin bahan bakar bagian atas (top) dan bagian dalam (inner) pada kondisi operasi tunak menunjukkan terjadi peningkatan creep tergantung pada LHR dan pola operasi di teras reaktor. Untuk kondisi operasi transien menunjukkan peningkatan terjadi creep stabil. Pada kondisi operasi ramp atau operasi perubahan LHR mendadak menunjukkan peningkatan proses creep akibat tekanan regangan berbeda antara pola operasi secara tunak, transien dan ramp pada proses terjadinya creep pada bahan bakar (pelet) dan kelongsong. Hal tersebut akibat produk gas fisi, tetapi hasil akhir perhitungan kondisi pin secara total memberikan informasi bahwa pin hasil produksi masih dinyatakan aman baik ditinjau dari proses termal maupun mekanikal dengan berbagai pola perubahan LHR.Kata kunci: elemen bakar nuklir, pin, kelongsong, pelet
{"title":"ANALISIS POTENSI PROSES CREEP (PEMULURAN) TEHADAP BAHAN BAKAR UJI AKIBAT DISTRIBUSI STRAIN (KETEGANGAN) DENGAN MENGGUNAKAN PROGRAM FEMAXI","authors":"T. Yulianto, Etty Marti Wigayanti","doi":"10.17146/URANIA.2018.24.3.5031","DOIUrl":"https://doi.org/10.17146/URANIA.2018.24.3.5031","url":null,"abstract":"ANALISIS POTENSI PROSES CREEP (PEMULURAN) TEHADAP BAHAN BAKAR UJI AKIBAT DISTRIBUSI STRAIN (REGANGAN) DENGAN MENGGUNAKAN PROGRAM FEMAXI. Telah dilakukan analisis potensi proses creep (pemuluran) terhadap bahan bakar uji akibat distribusi strain (regangan) dengan menggunakan program FEMAXI. Tujuan penelitian ini untuk memprediksi kemungkinan terjadinya creep (pemuluran) bahan bakar uji akibat distribusi strain secara melingkar (circumocular), ke arah aksial dan radial pada LHR (linear heat rate) dan waktu operasi tertentu, untuk memberikan informasi terhadap standar kualitas saat produksi dan pengoperasian uji pin di teras reaktor . Hal ini penting dilakukan analisis karena kelongsong sebagai penahan dari tekanan pelepasan produk gas hasil fisi yang dihasilkan saat diiradiasi. Fenomena terjadinya proses creep secara total pada kelongsong pin diasumsikan akibat pengaruh burn-up terhadap pelepasan produk gas fisi akan memberikan tekanan yang dialami kelongsong akibat regangan pada LHR relatif tinggi, laju creep akan bertambah dengan meningkatnya regangan (strain). Hasil analisis mekanikal secara total pin bahan bakar bagian atas (top) dan bagian dalam (inner) pada kondisi operasi tunak menunjukkan terjadi peningkatan creep tergantung pada LHR dan pola operasi di teras reaktor. Untuk kondisi operasi transien menunjukkan peningkatan terjadi creep stabil. Pada kondisi operasi ramp atau operasi perubahan LHR mendadak menunjukkan peningkatan proses creep akibat tekanan regangan berbeda antara pola operasi secara tunak, transien dan ramp pada proses terjadinya creep pada bahan bakar (pelet) dan kelongsong. Hal tersebut akibat produk gas fisi, tetapi hasil akhir perhitungan kondisi pin secara total memberikan informasi bahwa pin hasil produksi masih dinyatakan aman baik ditinjau dari proses termal maupun mekanikal dengan berbagai pola perubahan LHR.Kata kunci: elemen bakar nuklir, pin, kelongsong, pelet ","PeriodicalId":23401,"journal":{"name":"Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir","volume":"2 1","pages":""},"PeriodicalIF":0.0,"publicationDate":"2018-10-30","publicationTypes":"Journal Article","fieldsOfStudy":null,"isOpenAccess":false,"openAccessPdf":"","citationCount":null,"resultStr":null,"platform":"Semanticscholar","paperid":"87294839","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：