JournalTOCs

Urania Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir
Number of Followers: 0

This is an Open Access Journal

Open Access journal
ISSN (Print) 0852-4777 - ISSN (Online) 2528-0473
Published by Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir

[1 journal]

STUDI PENGARUH PENAMBAHAN YTTRIUM DAN PERLAKUAN PANAS BETA TERHADAP
KETAHANAN HIDROGEN PADUAN ZIRCALOY-4-0,1%Mo PADA TEMPERATUR 600°C DAN
800°C
- Authors: Ajra Alfatar, Eddy Agus Basuki, Djoko Hadi Prajitno
  Pages: 57 - 68
  Abstract: STUDI PENGARUH PENAMBAHAN YTTRIUM DAN PERLAKUAN PANAS BETA TERHADAP KETAHANAN HIDROGEN PADUAN ZIRCALOY-4-0,1%Mo PADA TEMPERATUR 600°C DAN 800°C. Energi listrik merupakan sumber energi yang banyak digunakan dan dibutuhkan oleh manusia. Sehingga kebutuhan energi listrik ini akan meningkat seiring bertambahnya jumlah populasi manusia. Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN) merupakan salah satu solusi dari persoalan tersebut. Salah satu komponen penting reaktor nuklir yaitu kelongsong bakar nuklir biasanya menggunakan material berupa paduan zirkonium, namun penggunaan paduan ini dalam waktu yang lama akan rentan terhadap penggetasan akibat penetrasi hidrogen. Serangkaian percobaan dilakukan untuk mengetahui pengaruh penambahan yttrium dan perlakuan panas beta terhadap ketahanan hidrogen dan sifat mekanis paduan Zircaloy-4-0,1%Mo-xY (x=0 wt%; 0,5 wt%; 1 wt%). Penambahan yttrium menyebabkan peningkatan jumlah presipitat yang diduga adalah α-Y sekaligus meningkatkan kekerasan paduan baik pada paduan as cast maupun perlakuan panas beta. Perlakuan panas beta menurunkan kekerasan paduan akibat peningkatan jumlah fasa β-Zr. Peningkatan ketahanan hidrogen dapat dilakukan dengan penambahan yttrium karena bertindak sebagai penstabil fasa β-Zr. Sama halnya dengan perlakuan panas beta yang dapat meningkatkan ketahanan hidrogen dengan metode yang sama yaitu meningkatkan jumlah fasa β-Zr sehingga jumlah hidrogen yang dapat larut meningkat. Penambahan 1 wt% Y pada paduan zircaloy-4-0.1%Mo dengan perlakuan panas beta menunjukkan ketahanan hidrogen yang paling baik dengan ketebalan 6,24 μm pada temperatur 600°C dan 545,5 μm pada temperatur 800°C.Kata kunci: Zircaloy-4, ketahanan hidrogen, variasi yttrium
  PubDate: 2022-06-30
  DOI: 10.17146/urania.2022.28.2.6643
  Issue No: Vol. 28, No. 2 (2022)
STUDY OF FISSION GAS BUBBLES AND INTERACTION LAYER ON IRRADIATED U3Si2-Al
DENSITY OF 4.8 gU/cm3
- Authors: Juan Carlos Sihotang, Maman Kartaman Ajiriyanto, Anditania Sari Dwi Putri, Ely Nurlaily, Junaedi Junaedi, Aslina Br Ginting, Supardjo Supardjo
  Pages: 69 - 78
  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.
  PubDate: 2022-06-30
  DOI: 10.17146/urania.2022.28.2.6670
  Issue No: Vol. 28, No. 2 (2022)
KARAKTERISASI MATERIAL INSULASI KABEL LISTRIK TEGANGAN RENDAH DARI PRODUK
LOKAL PASCA IRADIASI GAMMA
- Authors: Antonio Gogo Hutagaol, Muhammad Ilham Bayquni
  Pages: 79 - 88
  Abstract: KARAKTERISASI MATERIAL INSULASI KABEL LISTRIK TEGANGAN RENDAH DARI PRODUK LOKAL PASCA IRADIASI GAMMA. Penelitian ini ditujukan untuk mempelajari pengaruh radiasi gamma terhadap karakter polimer semi kristalin pada material insulasi kabel listrik tegangan rendah dari produk lokal, terkait penggunaannya di fasilitas dengan radiasi gamma tinggi. Sampel uji diiradiasi menggunakan perangkat Gamma Cell dengan dosis radiasi sebesar 25, 50, 100, 200, 400 dan 800 kGy. Derajat kristalinitas dan komposisi senyawa dari sampel uji dianalisis dengan uji XRD dan dikarakterisasi menggunakan FTIR. Berdasarkan uji XRD yang dilakukan, tidak teramati adanya perbedaan signifikan pada pola difraksi antara sampel uji non iradiasi maupun sampel uji iradiasi dengan variasi besar dosis. Hal ini mengindikasikan tidak terdapat perubahan fase mayor dari senyawa kristalin yang terkandung dalam sampel uji terkait. Adapun derajat kristalinitas dari sampel uji cenderung menurun seiring meningkatnya dosis radiasi yang diberikan. Hasil analisis FTIR menunjukkan adanya perbedaan transmittance yang fluktuatif antar sampel uji dengan dosis radiasi gamma yang berbeda juga dengan sampel uji non-iradiasi gamma. Adanya spektra yang semakin melebar di 400 kGy dan 800 kGy, pada wavenumber 3369 – 3370 cm-1, hal ini mengindikasikan adanya gugus O-H stretch. Pengujian lebih lanjut diperlukan untuk menguatkan identifikasi terhadap gugus fungsi, penentuan senyawa organik, maupun evaluasi terhadap karakter mekanik sampel uji yang sekaligus diperlukan untuk mengonfirmasi dugaan adanya gangguan terhadap asosiasi polimer-plasticizer.Kata kunci: Polimer semi kristalin, irradiasi gamma, derajat kristalinitas, perubahan kimia
  PubDate: 2022-06-30
  DOI: 10.17146/urania.2022.28.2.6615
  Issue No: Vol. 28, No. 2 (2022)
KARAKTERISASI RADIOACTIVE FISSION WASTE (RFW) DARI PRODUKSI RADIOISOTOP
LUTESIUM-177 MENGGUNAKAN PROGRAM ORIGEN2
- Authors: Lena Rosmayani, Anis Rohanda, R Farzand Abdullatif
  Pages: 89 - 100
  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.
  PubDate: 2022-06-30
  DOI: 10.17146/urania.2022.28.2.6672
  Issue No: Vol. 28, No. 2 (2022)
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 Farzand Abdullatif
  Pages: 101 - 112
  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
  PubDate: 2022-06-30
  DOI: 10.17146/urania.2022.28.2.6654
  Issue No: Vol. 28, No. 2 (2022)
PEMODELAN DINAMIK PENDINGINAN BAHAN BAKAR NUKLIR BEKAS REAKTOR RISET
SECARA NATURAL KONVEKSI PADA PROTOTIPE DRY CASK STORAGE
- Authors: Arifin Istavara, Ratiko Ratiko, Hendra Adhi Pratama, Nasruddin Nasruddin
  Pages: 113 - 124
  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.
  PubDate: 2022-06-30
  DOI: 10.17146/urania.2022.28.2.6639
  Issue No: Vol. 28, No. 2 (2022)