Urania Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir
ISSN : -     EISSN : -
Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir URANIA adalah wahana informasi tentang daur bagan bakar nuklir yang berisi hasil penelitian, pengembangan dan tulisan ilmiah terkait. terbitan pertama kali pada tahun 1995 dengan frekuensi terbit sebanyak empat kali dalam setahun yakni pada bulan Januari, April, Juli dan Oktober.
Articles 203 Documents
PENGARUH DOPAN Pb DAN Sb TERHADAP ENERGI AKTIVASI SUPERKONDUKTOR BSCCO-2212 Purwamargapratala, Yustinus; Purwanto, Patrisius
Urania Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 17, No 1 (2011): Februari 2011
Publisher : Urania Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir

Show Abstract | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (402.367 KB)

Abstract

PENGARUH DOPAN Pb DAN Sb TERHADAP ENERGI AKTIFASI SUPERKONDUKTOR BSCCO-2212. Telah dilakukan penelitian pengaruh dopan Pb dan Sb terhadap energy aktifasi superkonduktor BSCCO-2212. Garam-garam nitrat dari Bismuth, Stronsium, Calsium, dan Copper dicampur pada perbandingan stoikiometri Bi:Sr:Ca:Cu = 2:2:1:2. Campuran dilarutkan dalam garam cair urea dengan pemanasan dan pengadukan pada temperatur 120oC selama 16 jam, kemudian dipirolisis . Hasil pirolisis digerus, dikalsinasi dan disinter dengan temperatur 845 oC selama 10 jam, sintesa diulang dengan penambahan dopan Pb, Sb, dan Pb+Sb dengan fraksi dopan 0,1 terhadap Bi. Hasil sintering diuji efek meissner, mikroskop optik, difraksi sinar-X, dan LCR meter. Pengujian menyimpulkan bahwa terbentuk superkonduktor BSCCO-2212. Penambahan dopan Pb menjadikan konduktifitas tertinggi 9,37x10-3 S/cm dan energi aktifasi terendah sebesar 3197,68 eV pada rentang temperatur 80-240 K. Kata kunci : dopan, energi aktivasi, superkonduktor BSCCO-2212 INFLUENCE OF Pb AND Sb OF BSCC0-2212 SUPERCONDUCTOR CONDUCTIVITY AND ENERGY ACTIVATION. The influence of Pb and Sb dopan of BSCCO-2212 superconductor conductivity and activation energy have been done. Nitrate salts of bismuth, strontium, calcium, and copper stochiometry were mixed in the ratio Bi:Sr:Ca:Cu=2:2:1:2. Mixture were dissolved in a molten salt of urea with heating and stirring at a temperature of 120oC for 16 hours. The pyrolysis were pulverized, calcined, and sintered at themperature of 845 oC for 10 hours, the syntesed was repeated with the addition of Pb, Sb, and Pb+Sb. Dopan with 0.1 dopan fraction of Bi. Sintering result was tested with meissner effect, optical microscopy, X-ray diffraction, and LCR-meters. It is concluded that the formed superconductor BSCCO-2212. Addition of Pb dopan result in a highest conductivity of 9,37x10-3 S/cm and the lowest activation energy of 3197.68 eV in the temperature range 80-240 K. Key words : dopan, activation energy, BSCCO-2212 superconductor
SURFACE HARDENING PADA BAHAN STAINLESS STEEL 304 DENGAN ALAT RF-PLASMA NITROCARBURIZING Sudjadi, U.; Sujitno, Tjipto; Sigit, Sigit; Suprapto, Suprapto; Purba, A.; Sayono, Sayono; Sudarmanto, H.; Mulyani, E.; Andriyanti, W.
Urania Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 17, No 1 (2011): Februari 2011
Publisher : Urania Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir

Show Abstract | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (1057.231 KB)

Abstract

Surface hardening pada bahan Stainless Steel 304 dengan alat RF-plasma nitrocarburizing. Surface hardening pada bahan Stainless Steel 304 dengan alat RF-plasma nitrocarburizing telah dikerjakan. Beberapa samples telah di-nitrocarburizing pada temperatur 4000C selama (0,5-6) jam. Hasilnya menunjukkan bahwa, pada sample awal kekerasan bahan SUS 304 adalah 260,58 Kgf/mm2, setelah di-nitrocarburizing pada temperatur 400 0C selama 6 jam, kekerasannya menjadi 347,62 Kgf/mm2, sedangkan kedalaman maximum atom-atom nitrogen dan carbon yang terdifusi kedalam bahan SUS 304 ialah 109,1 micrometer. Pengamatan strukturmikro menunjukkan bahwa pada sample yang telah di nitrocarburizing pada temperatur 400 0C selama 6 jam terlihat jelas adanya lapisan atom-atom N dan C di dalam bahan SUS 304. Samples awal dan yang dinitrocarburizing pada 400 0C (t = 6 jam) terdapat matrix yang sama yaitu γ-phase, δ-ferrite, dan twinning transformation. Kata kunci : Nitrocarburizing, RF- plasma, SUS 304, kekerasan, struktur mikro   Surface hardening on stainless steel 304 material with RF-plasma nitrocarburizing. Surface hardening on stainless steel 304 material with RF-plasma nitrocarburizing made in BATAN have been carried out. Some samples was nitrocarburized at temperature 400 0C for (0,5-6) hour. The results show that the hardness of untreated sample of SUS 304 material was 260,58 Kgf/mm2, after the sample nitrocarburized at temperature 400 0C for 6 hour, the hardness increased up to 347,62 Kgf/mm2. Furthermore, the maximum depth of carbon and nitrogen atoms that diffused in SUS 304 was 109,1 micrometer. Microstructure observation shows that the sample after nitrocarburized at temperature 400 0C for 6 hour to be seen very clear that there are layer of N and C atoms in SUS304 material. Un-treated sample and sample that nitrocarburized at temperatur 400 0C (t = 6 jam) have same matrixes namely, γ-phase, δ-ferrite, and twinning transformation. Key words : Nitrocarburizing, RF- plasma, SUS304, hardness, microstructure
UNJUK KERJA GENERATOR RADIOISOTOP 99Mo/99mTc DENGAN RADIOAKTIVITAS 99Mo 600 DAN 800 mCi BERBASIS PZC* Kadarisman, Kadarisman; HG, Adang
Urania Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 17, No 1 (2011): Februari 2011
Publisher : Urania Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir

Show Abstract | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (453.999 KB)

Abstract

Unjuk Kerja Generator Radioistop 99Mo/99mTc dengan radioaktivitas 99Mo 600 dan 800 mCi Berbasis PZC. Radioisotop 99mTc mempunyai umur paro pendek (6 jam), pemancar sinar gamma mono-energik (140 KeV), mudah membentuk senyawa komplek dengan berbagai kit, dan tidak memancarkan partikel beta. 99mTc merupakan radionuklida paling ideal untuk diagnosis di bidang kesehatan dibandingkan dengan radionuklida lainnya. Lebih dari 80% diagnosis dengan radioisotop di seluruh dunia dan ada sekitar 9 juta prosedur untuk diagnosis menggunakan radioisotop 99mTc. Beberapa metode pemisahan radioisotop 99mTc dari 99Mo telah dikembangkan dan dikomersialkan di antaranya adalah sistem ekstraksi dengan Metil Etil Keton (MEK), sistem kromatografi kolom alumina dan sistem gel Zr-Mo atau Ti-Mo, tetapi hasilnya kurang memuaskan. Polymer Zirconium Compound (PZC) berkapasitas serap tinggi untuk 99Mo, dapat menggunakan 99Mo hasil reaksi (n,g) yang lebih murah dan hasil radionuklida 99mTc lebih terjangkau, teknologi tidak rumit dan proses relatif sederhana. Akhir-akhir ini, sistem generator 99mTc berbasis PZC telah dipelajari secara mendalam, yang meliputi profil elusi 99mTc menggunakan salin, kapasitas serap PZC terhadap 99Mo, lolosan 99Mo dalam eluat 99mTc, kestabilan PZC. Namun pengembangan tersebut baru menggunakan tingkat radioaktivitas 99Mo relatif rendah (maksimum 272 mCi), sedangkan dalam generator 99mTc minimal harus berisi 300 mCi s/d 1000 mCi 99Mo. Dalam penelitian ini telah dilakukan pembuatan kolom Mo-PZC dengan tingkat radioaktivitas tinggi ( 600 dan 800 mCi) dengan menggunakan PZC sebanyak 5,86 dan 4,42 gram. Penelitian ini bertujuan untuk mengetahui unjuk kerja kolom PZC apabila menggunakan radioaktivitas 99Mo 600 mCi dan 800 mCi. Hasil eksperimen diperoleh radioaktivitas 99mTc 243,86 dan 308,59 mCi dengan lolosan 99Mo masing-masing sebesar 1,87 x 10-2 dan 1,32 x 10-2 mCi 99Mo/mCi 99mTc. Matriks 99Mo-PZC mempunyai ukuran patikel lebih kecil, yaitu berkisar antara 0,456 s/d 0,583 mm, yield 99mTc masing-masing adalah 116,0% dan 56,3%. Kata kunci : Generator radioisotop 99Mo/99mTc, radioisotop 99Mo, PZC, lolosan 99Mo The 99Mo/99mTc Radioistope Generator Performance with radioactivity 99Mo 600 and 800 mCi Base on PZC. Radioisotope of 99mTc has half life 6 hours, emit mono-energic gamma ray (140 KeV), easily form complex compound with various kits, and does not emit beta particle. The 99mTc represent ideal radionuclide for diagnosis in health field compared to other radionuclides. More than 80% of the diagnosis in nuclear medicine uses the radionuclide and there are about 9 million procedures for diagnosis all over the world. Some types of generator of 99Mo/99mTc have been developed and commercially used. In the extraction system using Methyl Ethyl Keton (MEK), the produced 99mTc was contaminated MEK, while in chromatography using alumina, the absorbent capacity of alumina for 99Mo is small, and can be used for 99Mo fission product only. Generators using gel of Zr-Mo or Ti-Mo are not reproducible. The generator system developed recently was generator using Polymer Zirconium Compound (PZC) as the adsorbent. PZC have absorbtion capacities for 99Mo, and can be used for 99Mo from (n,g) reaction. The cost of the generator is relatively low, the technology is not complicated and the process is relatively simple. Generator system of 99mTc based on PZC have been studied intensively including elution profile of 99mTc using saline solution, absorbtion capacity of PZC for 99Mo, radionuclide impurities in 99mTc and stability of PZC. However, the radioactivity of 99Mo used is still relatively low (maximum 272 mCi), while in 99Mo/99mTc generator, the radioactivity of 99Mo is in the range of 300 mCi to 1000 mCi 99Mo. In this research, the experiment of generators with high radioactivity of 99Mo (600 up to 800 mCi) was carried out. his research aim to to know performance of the PZC column if using 99Mo radioactivity of 600 mCi and 800 mCi. In this experiment, 99mTc with radioactivity of 243.86 mCi and 308.59 mCi was obtained. The impurity of 99Mo break through were 1.87 x 10-2 and 1.32 x 10-2 mCi 99Mo/ mCi 99mTc. The matrix of 99Mo-PZC have small size, in the range of 0.456 to 0.583 mm, yield of 99mTc are 116,8 % nd 56,3 %. Key words : 99Mo/99mTc isotope generator, 99Mo isotope, PZC, 99Mo break through.
MODEL DISTRIBUSI TEMPERATUR SEPANJANG PELAT ELEMEN BAKAR U3O8–Al PADA PENGURANGAN TEBAL DAN WAKTU Widodo, Ghaib; Wardiyati, Siti
Urania Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 17, No 1 (2011): Februari 2011
Publisher : Urania Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir

Show Abstract | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (442.607 KB)

Abstract

MODEL DISTRIBUSI TEMPERATUR SEPANJANG  PELAT ELEMEN  BAKAR  (PEB) U3O8 – Al PADA PENGURANGAN TEBAL DAN WAKTU. Perhitungan temperatur terhadap pelat elemen bakar (PEB) U3O8-Al pada setiap perubahan posisi dan waktu sampai proses perolan panas telah dilakukan dengan mengunakan model matematika hukum fourier.   Selama proses perlakukan perolan panas berlangsung panas pada pelat tersebut akan ditransfer keseluruh pelat  yang diawali berturut-turut  dari  ketebalan pelat 8,3 mm ke 7,0 mm ke 5,6 mm ke 2,6 mm dan diakhiri 1,65 mm. Diharapkan dengan adanya rekayasa perhitungan transfer panas menggunakan model matematika dan tetap  dalam koridor/kaidah chemical engineering tools, memungkinkan secara dini temperatur pada setiap posisi pelat proses perolan panas kelak dapat diketahui.  Apakah temperatur pelat tersebut dapat terdistribusi secara merata atau tidak sehingga dapat membantu kelakuan serbuk U3O8 dalam PEB. Data yang dipakai temperatur awal proses perolan pelat 40oC, temperatur pemanasan pelat dalam ungku 415oC selama + 30 menit. Hasil perhitungan distribusi temperatur pada parameter pengurangan ketebalan dan waktu untuk PEB U3O8 – Al hampir merata sepanjang pelat. Temperatur pada tiap pengurangan ketebalan  dan waktu selisih angka hampir sama. Kata Kunci :  Distribusi, PEB U3O8 – Al, temperatur, waktu, tebal   MODEL OF TEMPERATURE DISTRIBUTION ALONG FUEL ELEMENT PLATE (FEP) U3O8-Al AT DECREASING THICKNESS AND INCREASING TIME. A calculation on temperature of fuel element plate (FEP) U3O8 – Al at every change of position and time until the completion of hot rolling process by using Fourier law mathematical model has been done. During hot rolling process, heat will be transferred throughout  the plate beginning respectively from the plate thickness of 8.3 mm to 7.0 mm to 5.6 mm to 2.6 mm and ending at 1.65 mm. It is expected that the engineered calculation by using heat transfer mathematical model, yet  complying with the rules of chemical engineering tools, the temperature at any position during hot rolling process may be predicted in advance. Whether or not the predicted temperature is distributed homogenously may be a help in studying the behavior of U3O8 powder in the FEP. The calculation used initial given temparature of 40oC and the furnace temperature was considered steady at 415oC for + 30 minutes. The result shows that the temperature distribution is practically homogenous along the plate length with decreasing thickness. The temperature at decreasing thickness and increasing time intervals indicates similar difference value. Key Word :  Distribution, FEP U3O8 – Al, temperature, time, thickness
KARAKTERISASI MORFOLOGI DAN STRUKTUR KRISTAL SERBUK UO2 DARI YELLOW CAKE DENGAN VARIASI TEMPERATUR PENGENDAPAN ADU Setiawan, Jan; Masripah, Masripah; Langenati, Ratih
Urania Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 17, No 1 (2011): Februari 2011
Publisher : Urania Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir

Show Abstract | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (790.65 KB)

Abstract

Karakterisasi Morfologi dan Struktur Kristal Serbuk UO2 Dari Yellow Cake Dengan Variasi Temperatur Pengendapan ADU. Telah dilakukan proses konversi uranium dari yellow cake yang berasal dari limbah pupuk fosfat, dengan melarutkan yellow cake tersebut dengan HNO3. Pemurnian dilakukan dengan proses ekstraksi yang menghasilkan larutan uranil nitrat hidrat (UNH). UNH diendapkan menjadi ammonium diuranat (ADU) dengan tiga variasi temperatur yaitu 65, 70 dan 75 oC. ADU dikalsinasi menjadi triuranium oktosida (U3O8) melalui uranium trioksida (UO3) yang kemudian di reduksi untuk mendapatkan serbuk UO2. Serbuk uranium oksida yang terbentuk dianalisa perbandingan O/U, struktur kristal dianalisis dari pola difraksi XRD dan morfologinya diamati menggunakan SEM. Diharapkan dari tiga variasi temperatur pengendapan yang dilakukan diperoleh temperatur optimum yang menghasilkan serbuk UO2 yang dapat sinter sesuai dengan ASTM C753-99. Hasil analisis diperoleh perbandingan O/U serbuk uranium oksida yang terbentuk rerata ±2. Analisis kuantitatif komposisi dari pola difraksi menggunakan aplikasi General Structure Analysis System (GSAS) diperoleh serbuk uranium oksida mengandung 95 wt% fasa UO2, struktur kristal kubik dengan space group F m -3 m dan parameter kisinya 5.467 Å. Morfologi serbuk UO2 yang terbentuk sangat halus, berukuran 500 nm sampai 1000 nm memiliki kecenderungan untuk beraglomerasi. Berdasarkan hasil yang diperoleh, pengendapan ADU pada temperatur 70 oC menunjukkan temperatur yang optimum untuk memperoleh serbuk UO2 yang dapat sinter. Kata kunci: yellow cake, ammonium diuranat, serbuk uranium oksida Morphology and Crystal Structure Characterization On UO2 Powder From Yellow Cake With Variation precipitation ADU Temperature. The conversion process of uranium on yellow cake from phospate fertilizer waste has been done by dissolve it with HNO3. The purification done by extraction to result uranyl nitrate hydrate (UNH). UNH was settling into ammonium diuranat (ADU) with three variations temperature at 65, 70 and 75 oC. ADU was calcined into triuranium octoside (U3O8) through uranium trioxide (UO3) and it reduced to UO2 powder. O/U ratio calculation of uranium, crystal structure analysis from XRD diffraction pattern and morphology observation by SEM had been done. The expected result is obtanied the optimum temperature to produced sinterable UO2 powder accordance to ASTM C753-99. The result of O/U ratio for uranium oxide powder is ±2 with fraction of the phase UO2 for uranium oxide powder is 95 wt%, it structure crystal is cubic with space group F m -3 m and the lattice parameter for UO2 is 5.467 Å. Morphology of the UO2 powders formed with fine grain with size around 500 nm to 1000 nm, and tend to aglomeration. According the result, precipitated ADU temperature at 70 oC shows an optimum temperature to obtained the sinterable UO2 powder. Key word : yellow cake, ammonium diuranat, uranium oxide powder
PENGARUH WAKTU PEMANASAN TERHADAP REGANGAN KISI DAN KONDUKTIVITAS PADUAN ZIRKONIUM Purwanto, P.
Urania Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 17, No 1 (2011): Februari 2011
Publisher : Urania Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir

Show Abstract | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (298.627 KB)

Abstract

PENGARUH  WAKTU  PEMANASAN TERHADAP REGANGAN KISI DAN KONDUKTIVITAS PADUAN ZIRKONIUM. Paduan zirkonium atau zirkaloy-4 diperoleh dari Pusat Elemen Bahan Nuklir. Zirkaloy-4 dilakukan perlakuan panas pada temperatur 300 oC dan  500 oC dengan lamanya pemanasan mulai   0 sampai 8 jam, kemudian di dinginkan secara cepat pada air bebas mineral. Selanjutnya  dilakukan pengujian  struktur kristal paduan zirkonium dengan difraksi sinar-x dan konduktivitas listrik dengan  teknik LCR. Dari hasil penelitian ini diperoleh bahwa lama waktu perlakuan panas terhadap zirkaloy-4  dapat mempengaruhi  konduktivitas listrik dan kapasitansinya. Konduktivitas listrik zirkaloy-4  naik dan kapasitansi berkurang  seiring dengan lama waktu perlakuan panas. Struktur kristal zirkaloy-4 mempunyai struktur heksagonal tumpukan padat (HCP).   Ukuran butiran zirkaloy-4 naik seiring dengan lamanya perlakuan panas. Regangan kisi zirkaloy-4 menurun seiring  dengan lamanya waktu pemanasan. Kata kunci:Zirkaloy, termal, difraksi sinar-x, konduktivitas. INFLUENCE OF HEATING TIME ON THE ZIRCALLOY AGAINTS LATTICE STRAIN AND CONDUCTIVITY OF ZIRCALLOY. Zirconium alloy or zircalloy-4 was gotten from Nuclear Material Element Centre.  The  zircalloy-4 had been done heat threatment at the temperature 300 oC and 500 oC with it long heating at begin 0 to 8 hours, then  quenching in the demineral water.  The observation of zircalloy-4 had  been done with  x-ray diffraction and conductivity of electric test by XRD and LCR. The result of experiment to showed that time of heat treathment on zircalloy-4 can be influence electric conductivity  and it capacitance. Electirc conductivity of zircalloy-4 was increasing  with increasing in time heating. Capasitance of zircalloy-4 was decreased with increasing in time heating  The profile by diffraction of zircalloy-4 show the crystall structure was hexagonal closed packet (HCP). The size grain of zircalloy-4 was increased with increasing  of time heat threatment. The  strain of zircalloy-4 was decreased with increasing of time heat threatment. Key words: Zircalloy, themal,x-ray diffraction, conductivity.
KARAKTERISASI PZC SEBAGAI PENGISI KOLOM GENERATOR 99Mo/99mTc Kadarisman, Kadarisman; Mutalib, Abdul
Urania Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 17, No 2 (2011): Juni 2011
Publisher : Urania Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir

Show Abstract | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (358.445 KB)

Abstract

KARAKTERISASI PZC  SEBAGAI PENGISI KOLOM GENERATOR  99Mo/99mTc. Teknesium-99m merupakan radioisotop utama untuk diagnosis dalam bidang kedokteran nuklir di seluruh dunia. Teknisium-99m diperoleh dari hasil peluruhan 99Mo dalam bentuk generator 99Mo/99mTc dengan menggunakan 99Mo dari hasil fisi 235U.  Molibdenum-99 juga dapat diperoleh dari hasil aktivasi (n,g) dari target molibdenum alam atau diperkaya. Rendahnya radioaktivitas jenis 99Mo hasil aktivasi neutron dan terbatasnya daya serap alumina terhadap molibdenum, menyebabkan 99Mo hasil aktivasi jarang digunakan dalam bentuk generator 99Mo/99mTc. Dengan ditemukannya senayawa polimer anorganik Poly Zirconium Compound (PZC) oleh KAKEN Co dan JAERI, Jepang. Kerja sama penelitian KAKEN Co dan JAERI, Jepang, dengan Pusat Radioisotop dan Radiofarmaka (PRR) BATAN telah berhasil membuat generator radioisotop 99Mo/99mTc dengan tingkat radioaktivitas 300 mCi s/d 10.000 mCi per generator. Sejak 2009, PRR melakukan pengembangan sintesis PZC yang kemudian dilakukan pelapisan TEOS dan telah dicoba untuk kolom generator 99Mo/99mTc. Penelitian ini, dilakukan karakterisasi terhadap eluat 99mTc dari sistem kolom generator 99Mo/99mTc berbasis PZC hasil sintesis PRR. Hasil analisis unsur dalam matriks PZC-TEOS sebelum dicampur dengan 99Mo kandungan unsur Si, Zr, Cl dan Ti berturut turut adalah  66,99%, 29,47% dan 3,54% dan setelah direaksikan dengan 99Mo adalah untuk masing masing unsur O, Si, Cl, Ti, Zr dan Mo berturut turut adalah 31,48%, 5,53%, 1,40%, 1,01%, 40,75% dan 19,84%. Hasil percobaan menggunakan matriks PZC-TEOS yang dilapis dengan cara elusi sebanyak 5 kali, dalam proses elusi diperoleh radioaktivitas 99mTc maksimun pada  1ml ke empat dari 10 ml eluen sebesar 1,388 mCi, efisiensi penyerapan 99Mo sebesar 86,65% dengan kapasitas serap 205 mg Mo/g matriks PZC-TEOS serta yield 99mTc 24,94%. Kata kunci : Generator radioisotop 99Mo/99mTc, radioisotop 99Mo, matriks Zr, Ti, TEOS, yield 99mTc CARACTERITATION OF PZC as 99Mo/99mTc COULUM FILLER. Technesium-99m represent especial radioisotope for diagnosis in the field of nuclear medicine in all the world. Teknisium-99m obtained from result of 99Mo decey  in the form of generator of 99Mo/99mTc by using 99Mo from 235U fission products. Molibdenum-99 also obtainable from activation result (n,g) from molybdenum natural or enriched. Lower of radioactivity of type of 99Mo  result of neutron activation and the limited absorpsion of alumina to molybdenum, causing 99Mo  result of activation seldom be used in the form of 99Mo/99mTc generator. Foundly of inorganic polymer of Poly Zirconium Compound ( PZC) by KAKEN Co and JAERI, Japan. To date, KAKEN Co and JAERI, Japan, have cooperated by Pusat Radioisotop dan Radiofarmaka (PRR), BATAN have succeeded to make generator of radioisotope of 99Mo/99mTc with level of radioactivity 300 mCi s/d 10.000 mCi  generator, respectively. 2009, PRR in pursuance of conducted by development synthesis of PZC veneering of TEOS and have been tried also for column of 99Mo/99mTc generator. In this research, conducted by characterize to 99mTc eluate from column of 99Mo/99mTc generator base on PZC of result of synthesis by PRR. Result of analysis of element in of PZC-TEOS matrix before mixed with 99Mo is content of element of the, Zr, Cl and Ti are 66,99%, 29,47% and 3,54% and after reacted with 99Mo are of element O, The, Cl, Ti, Zr and Mo are 31,48%, 5,53%, 1,40%, 1,01%, 40,75% and 19,84%. Result of attempt use of PZC-TEOS matrix endued by elution as much 5 times, in course of elution obtained  radioactivity of 99mTc maksimun at 1ml to four from 10 ml eluen of equal to 1,388 mCi, efficiency of absorbtion of 99Mo equal to 86,65% with absorbent capacities 205 mg Mo/g of matrix of PZC-TEOS and 99mTc yield 24,94%. Key word : 99Mo/99mTc radioisotope generator, 99Mo, matriks of Zr, Ti, TEOS, 99mTc yield
PEMODELAN PERUBAHAN KONDUKTIVITAS PANAS PELAT TIPIS BAHAN-BAKAR DISPERSI U-Mo / Al SELAMA IRADIASI DALAM REAKTOR Suwardi, Suwardi
Urania Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 17, No 2 (2011): Juni 2011
Publisher : Urania Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir

Show Abstract | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (252.82 KB)

Abstract

PEMODELAN PERUBAHAN KONDUKTIVITAS PANAS PELAT TIPIS BAHAN-BAKAR DISPERSI U-Mo / AlSELAMA DIIRADIASI DALAM REAKTOR. Perubahan konduktivitas termal sistem dispersi padat-padat U-Mo / Al selama diiradiasi diakibatkan oleh perubahan, timbul-berkembang-susut, pori dalam partikel paduan dan pori matriks oleh pembentukan lapisan reaksi antarfasa serta perubahan temperatur. Model memperhitungkan perpindahan panas arah ketebalan pelat dan mengabaikan perpindahan arah lebar maupun panjang pelat. Model menggunakan parameter struktur, rapat dan dimensi partikel maupun rapat dan dimensi pori pada partikel, konduktivitas bahan penyusun, serta variabel temperatur. Sesuai dengan pengamatan mikrografi, distribusi spasial subsistem disperse dianggap homogen-merata. Konduktivitas panas menyeluruh dimodelkan sebagai kebalikan dari kombinasi tahanan parallel dan serial antara sub-sistem disperse dan matriks dengan masing-masing sub-sistem terdiri dari 2 jenis struktur dispersi. Model dibandingkan dengan data pengukuran konduktivitas panas pelat pra dan pasca iradiasi, menunjukkan kesesuaian yang baik. Kata kunci : penghantaran panas, komposit matriks logam, pori, gelembung, dispersi. THERMAL CONDUCTIVITY MODELING OF DISPERSIVE FUEL U-Mo/Al PLATE DURING IN-REACTOR SERVICE. Changes in thermal conductivity of solid-solid dispersion system of U-Mo / Al due to changes caused by growing-shrinkage of pores in the alloy particles and the matrix pore by interface reaction layer formation and temperature. Model takes into account the heat transfer plate thickness direction and ignore the displacement direction of the width and length of the plate. Model uses structural parameters, as well as the particle dimensions and the dimensions of pores in the particles, the conductivity of the constituent materials, as well as variable temperature. In accordance with the micro-graphical observations, the spatial distribution of subsystems are considered homogeneous. Overall thermal conductivity is modeled as the inverse of a combination of parallel and serial resistance between sub-systems and the dispersion matrix with each sub-system consists of two types of dispersion structures. Model compared with measured thermal conductivity data both pre- and post-irradiation, indicating a good fit. Key words: thermal conductivity, metal matrix composites, pores, bubble, dispersion.
ANALISIS ISOTOP TRANSURANIUM DALAM BAHAN BAKAR U3Si2-Al PASCA IRADIASI MENGGUNAKAN ALPHA SPEKTROMETER Anggraini, Dian; Ginting, Aslina Br; Nugroho, Arif
Urania Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 17, No 2 (2011): Juni 2011
Publisher : Urania Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir

Show Abstract | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (470.877 KB)

Abstract

ANALISIS  ISOTOP  TRANSURANIUM  DALAM BAHAN BAKAR U3Si2-Al  PASCA IRADIASI MENGGUNAKAN ALPHA SPEKTROMETER. Telah dilakukan pemisahan dan analisis isotop transuranium (isotop uranium dan plutonium)  dalam pelat elemen bakar (PEB) U3Si2-Al pasca irradiasi. Analisis di mulai dengan penyiapan sampel meliputi  pemotongan PEB U3Si2-Al pasca irradiasi, pelarutan , penyaringan, pengenceran yang dilanjutkan dengan pemisahan hasil fisi dari unsur-unsur bermassa berat (HE) dan analisis kandungan isotop TRU (U,Pu) menggunakan Alpha Spektrometer. Pemisahan TRU (U,Pu) dilakukan dengan 2 (dua) metode yaitu metode langsung dan metode penukar ion  dengan zeolit. Sebelum menganalisis sampel U3Si2-Al pasca irradiasi terlebih dahulu dilakukan pengukuran isotop TRU (U,Pu) di dalam standard AMR 43 dan standard U3O8 dengan tujuan untuk mengetahui % recovery pemungutan isotop 235U dan penentuan  efisiensi detektor. Hasil analisis % recovery isotop 235U diperoleh sebesar 92,58% (memenuhi syarat validasi) dan efisiensi detektor diperoleh sebesar 0,314. Setelah diketahui efisiensi detektor  dan % recovery kemudian dilakukan pemisahan menggunakan metode langsung dengan cara memipet larutan U3Si2-Al pasca iradiasi sebanyak 250 µL kemudian dilakukan proses elektrodeposisi hingga terbentuk endapan. Isotop TRU (U,Pu)  pada endapan kemudian di analisis menggunakan Alpha Spektrometer, sedangkan pemisahan menggunakan dengan metode penukar ion dilakukan dengan memipet larutan U3Si2-Al pasca irradiasi sebanyak 300 µL dan dimasukkan ke dalam zeolit 0,5 g kemudian dikocok hingga terpisah fasa air dan fasa padat. Fasa air yang terbentuk dikenakan proses elektrodiposisi kemudian dianalisis dengan menggunakan Alpha Spektrometer. Analisis isotop TRU (U,Pu) dengan kedua metode tersebut menunjukkan hasil yang berbeda. Untuk metode langsung diperoleh  Heavy Element (HE= 238U, 236U,234U, 239Pu)= 0.0525 g/g dan isotop 235U= 0.0076 g/g sedangkan dengan menggunakan metode penukar ion dengan penambahan zeolit diperoleh hasil sebesar HE = 0.0253 g/g dan  isotop 235U = 0.0092 g/g. Kata Kunci : PEB U3Si2-Al pasca irradiasi, isotop TRU (U.Pu) dan Alpha Spektrometer ANALYSIS  OF TRANSURANIC ISOTOPES IN IRRADIATED U3Si2-Al FUEL BY ALPHA SPECTROMETRY. Separation and analysis of transuranic isotopes (uranium and plutonium) in irradiated U3Si2-Al plate has been done. The analysis experiment includes sample preparation (i.e. cutting, dissolving, filtering, dissoluting), fission products separation from heavy elements, and analysis of transuranic isotopes content with alpha spectrometer. The separation of transuranic isotopes (U, Pu) was done by two methods, i.e. direct method and ion exchanger method with zeolite. Measurement of standard transuranic isotope (AMR 43) and standard U3O8 was done in advance in order to determine percentage of 235U recovery and  detector effeciency. Recovery of 235U isotope was obtained as much as 92,58%, which fulfills validation requirement, and the detector effeciency was 0.314. Based on the measured recovery and detector effeciency, the separation was done by direct electrodeposition method of 250 µL irradiated U3Si2-Al solution. The deposited sample was subsequently analyzed with alpha spectrometer. The separation with ion exchanger was done by mixing and shaking of 300 µL irradiated U3Si2-Al solution and 0.5 gram zeolite to separate the liquid phase from the solid phase. The liquid phase was electrodeposited and analyzed with aplha spectrometer.  The analysis of transuranic isotopes (U,Pu) by both methods shows different results. Heavy element (HE = 238U, 236U,234U, 239Pu) content obtained by direct method was 0.0525 g/g and 235U= 0.0076 g/g, while the separation using zeolite ion exchanger resulted in HE = 0.0253 g/g and 235U = 0.0092 g/g. Keyword: irradiated U3Si2-Al, transuranic isotopes TRU (U,Pu), alpha spectrometer
PENGARUH KANDUNGAN MOLIBDENUM TERHADAP PERUBAHAN FASA DAN KAPASITAS PANAS INGOT PADUAN UMo Ginting, Aslina Br; Supardjo, Supardjo; Kadarjono, Agoeng; Anggraini, Dian
Urania Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 17, No 2 (2011): Juni 2011
Publisher : Urania Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir

Show Abstract | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (549.081 KB)

Abstract

PENGARUH KANDUNGAN MOLIBDENUM TERHADAP PERUBAHAN FASA DAN KAPASITAS PANAS INGOT PADUAN UMo. Telah dilakukan analisis perubahan fasa dan kapasitas panas terhadap paduan UMo variasi 7%Mo, 8%Mo dan 9%Mo. Analisis perubahan fasa dilakukan menggunakan Differential Thermal Analysis (DTA) pada temperatur antara 30oC hingga 1400oC dengan kecepatan pemanasan 10oC/menit dan analisis kapasitas panas dilakukan menggunakan Differential Scanning Calorimetry (DSC) pada temperatur antara 30oC hingga 450oC dengan kecepatan pemanasan 5oC/menit. Tujuan penelitian ini adalah untuk mengetahui karakter paduan UMo antara lain perubahan fasa dan kapasitas panas dengan variasi kandungan Mo karena kenaikan kandungan Mo diduga akan mengubah kedua karakter paduan U7%Mo, U-8%Mo dan U-9%. Hasil analisis menunjukkan bahwa paduan 7%Mo, 8%Mo dan 9%Mo mengalami perubahan fasa a + d menjadi fasa a + β pada temperatur 578,63oC hingga 580,16 oC. Pada temperatur 606,50 oC hingga 627,58oC mengalami perubahan fasa dari a + β menjadi β + γ yang diikuti dengan reaksi endotermik pada kandungan 9%Mo dengan entalpi ΔH= 6,5989 J/g. Pada temperatur 1075,45 oC hingga 1160,51oC terjadi perubahan fasa β + γ menjadi fasa γ. Kenaikan kandungan Mo hingga pemanasan pada temperatur 1100oC tidak menyebabkan perubahan fasa yang signifikan. Pada temperatur diatas 1177,21oC, kenaikan kandungan Mo menyebabkan terjadinya perubahan fasa dari γ membentuk fasa L+γ yang diikuti reaksi antara uranium dengan Mo membentuk fasa γ - larutan padat (solid solution). Semakin tinggi kandungan Mo, panas reaksi yang dibutuhkan dan dilepaskan semakin besar. Hasil analisis kapasitas panas diperoleh bahwa kenaikan kandungan Mo dalam paduan U-7%Mo, U-8%Mo, dan U-9%Mo tidak memberikan perbedaan kapasitas panas yang signifikan. Hal ini di buktikan dengan melakukan uji beda (uji F) pada derajat kepercayaan 95%. Hasil Penelitian ini diharapkan dapat digunakan sebagai langkah awal untuk mempelajari pembuatan paduan UMo sebagai bahan bakar reaktor riset densitas uranium tinggi. Kata kunci : Bahan bakar dispersi, paduan UMo, reaktor riset THE EFFECT OF MOLYBDENUM CONTENT WITH CHANGES IN PHASE AND HEAT CAPACITY OF UMo ALLOY. Has done the analysis of phase and heat capacity change of the UMo alloy by variation of 7% Mo, 8% and 9% Mo. Analysis performed using phase change Differential Thermal Analysis (DTA) at a temperature between 30oC until 1400oC with heating rate 10oC/menit and heat capacity analysis carried out using Differential Scanning Calorimetry (DSC) at a temperature between 30oC to 450oC with heating rate 5oC/menit. The purpose of this study was to determine the character of the UMo alloy include phase change and heat capacity variation with Mo content due to higher content of Mo is expected to change both the character U-7% Mo alloy, U-8% Mo and U-9% Mo. The analysis showed that of 7% Mo, 8%Mo and 9% Mo the combination experiencing a + d a phase change becomes a + β phase at temperatures of 578.63°C to 580.16°C. At the temperature 606.50°C to 627.58°C having a phase change of a+ β to β + γ be followed by the endothermic reaction in the content of 9% Mo with the enthalpy ΔH = 6.5989 J / g. At temperatures 1075.45 oC up to 1160.51 oC phase change β + γ into γ phase. The increase in Mo content to heating at a temperature 1100oC not cause a significant phase change. At temperatures above 1177.21oC, the increase in Mo content leads to changes in the γ phase of forming L + γ phase which followed the reaction of uranium with Mo to form γ phase - solid solution. The higher content of Mo, the reaction heat is needed and released the greater. The results of the analysis of the heat capacity is obtained that the increase in Mo content in the U-7% Mo, U-8% Mo, and U-9% Mo alloy does not give a significant difference in heat capacity. This is attested by doing different test (F test) at 95% degree of confidence. This data is expected to be as a first step to study the manufacture of UMo alloy as a fuel of high uranium density for research reactor. Key words: dispersion fuel, UMo alloy, research reactor

Page 1 of 21 | Total Record : 203