PENGARUH SERBUK U-Mo HASIL PROSES MEKANIK DAN HYDRIDE – DEHYDRIDE – GRINDING MILL TERHADAP KUALITAS PELAT ELEMEN BAKAR U-Mo/Al

PENGARUH SERBUK U-Mo HASIL PROSES MEKANIK DAN HYDRIDE – DEHYDRIDE – GRINDING MILL TERHADAP KUALITAS PELAT ELEMEN BAKAR U-Mo/Al. Penelitian bahan bakar U-7Mo/Al tipe pelat dilakukan dalam rangka pengembangan bahan bakar U3Si2/Al untuk mendapatkan bahan bakar baru yang memiliki densitas uranium lebih tinggi, stabil selama digunakan sebagai bahan bakar di dalam reaktor dan mudah dilakukan proses olah ulangnya. Lingkup penelitian meliputi pembuatan: paduan U-7Mo dengan teknik peleburan, pembuatan serbuk U-7Mo dengan dikikir dan hydride - dehydride - grinding mill, IEB U-7Mo/Al dengan teknik kompaksi pada tekanan 20 bar, dan PEB U-7Mo/Al dengan teknik pengerolan panas pada temperatur 425oC. Paduan U-7Mo hasil proses peleburan cukup homogen, berat jenis 16,34 g/cm3 dan bersifat ulet, kemudian dibuat menjadi serbuk dengan cara dikikir dan hydride - dehydride - grinding mill. Serbuk U-7Mo hasil proses kikir berbentuk pipih, kontaminan Fe cukup tinggi, sedangkan serbuk hasil proses hydride - dehydride - grinding mill, cenderung equiaxial dengan kontaminan yang rendah. Kedua jenis serbuk U-7Mo tersebut digunakan sebagai bahan baku pembuatan IEB U-7Mo/Al dan PEB U-7Mo/Al dengan densitas uranium 7 gU/cm3 dan diperoleh produk dengan kualitas yang hampir sama. Hasil uji IEB U-7Mo/Al berukuran 25 x 15 x 3,15±0,05 mm, tidak terdapat cacat/retak, distribusi U-7Mo di dalam matriks cukup homogen dan tidak terdapat pengelompokan/aglomerasi U-7Mo yang berdimensi >1 mm. PEB U-7Mo/Al hasil pengerolan dengan tebal akhir 1,45 mm, memiliki ketebalan meat rerata 0,60 mm dan tebal kelongsong 0,4 mm dan terdapat 1 titik pengukuran kelongsong dengan ketebalan 0,15 mm. Dengan membandingkan penggunaan kedua jenis serbuk U-7Mo tersebut, IEB U-7Mo/Al dan PEB U-7Mo/Al yang dihasilkan memiliki kualitas hampir sama. Namun demikian penggunaan serbuk U- 7Mo hasil proses hydride - dehydride - grinding mill lebih baik karena proses pengerjaannya lebih cepat dan impuritas dalam serbuk dapat diperkecil.  INFLUENCE OF U-Mo POWDER BY MECHANICAL AND HYDRIDE - DEHYDRIDE - GRINDING MILL PROCESS RESULT OF U-Mo / Al FUEL PLATE QUALITY. Research of U-7Mo/Al fuel type plate is done in order to develop U3Si2/Al fuel to get a new fuel that has a higher uranium density, stable for use as fuel in the reactor and is easily done if the reprocessed. The scope of the research includes manufacture: U-7Mo alloy with smelting techniques, pulverizing U-7Mo to be filed and hydride–dehydride–grinding mill, U-7Mo/Al fuel core with the technique of compacting at a pressure of 20 bar, and U-7Mo/Al fuel plate with technique of hot rolling at a temperature of 425oC. The U-7Mo alloy results smelting process quite homogeneous, the density of 16.34 g/cm3 and is tenacious, then made powder by means of filed and hydride–dehydride–grinding mill. The U-7Mo powder shaped flat results miserly process, contaminants Fe is high enough, whereas powder process results hydride- dehydride-grinding mill, tend equiaxial with low contaminants. The second type of U-7Mo powder is used as a raw material for making U-7Mo/Al fuel core and U-7Mo/Al fuel plate with 7 gU/cm3 uranium density and obtained product with almost the same quality. The U-7Mo/Al fuel core test results measuring 25 x 15 x 3.15 ± 0.05 mm, there is no defect/crack, U-7Mo distribution in the matrix is quite homogeneous and there is no grouping/agglomeration U-7Mo dimension >1 mm. The U-7Mo/Al fuel plate outcome rolling with a final thickness of 1.45 mm, has a thickness of 0.60 mm and a mean meat cladding thickness of 0.4 mm, and there is one point of measurement of cladding with a thickness of 0.15 mm. By comparing the use of both types of U-7Mo powders the U-7Mo/Al fuel core and U-7Mo/Al fuel plate produced has almost the same quality. However, the use of U-7Mo powder results hydride– dehydride–grinding mill process is better because the workmanship is faster and impurities in the powders can be minimized

PENGARUH PERBEDAAN SERBUK U3O8 DAN U3Si2 TERHADAP PEMBENTUKAN POROSITAS, HOMOGENITAS URANIUM DAN KETEBALAN KELONGSONG PRODUK PELAT ELEMEN BAKAR U3O8-Al DAN U3Si2-Al.

ABSTRAK PENGARUH PERBEDAAN SERBUK U3O8 DAN U3Si2 TERHADAP PEMBENTUKAN POROSITAS, HOMOGENITAS URANIUM DAN  KETEBALAN KELONGSONG PRODUK PELAT ELEMEN BAKAR  U3O8-Al DAN U3Si2-Al. Penelitian pengaruh bahan baku U3O8 dan U3Si2 dalam proses pembuatan pelat elemen bakar (PEB) U3O8-Al dan U3Si2-Al telah dilakukan. Serbuk U3O8 merupakan hasil proses kalsinasi amonium uranil karbonat (AUK), sedangkan serbuk U3Si2 hasil giling ingot U3Si2 (U-7,5% berat Si). Campuran serbuk U3O8/U3Si2 dan serbuk Al dengan perbandingan sesuai densitas uranium 2,96g/cm3, dipres pada tekanan 175 bar membentuk inti elemen bakar (IEB). Selanjutnya dibungkus dengan frame dan cover pelat AlMg2 dan pada sisi sambungannya dilas beberapa titik sehingga membentuk paket rol. Paket rol ditipiskan dengan pengerolan  panas pada suhu 425oC (4 tahap), rol dingin (beberapa tahap) dan proses pikling hingga diperoleh PEB dengan keketebalanan 1,3 mm. Hasil uji PEB U3O8-Al dan U3Si2-Al (masing-masing jenis terdiri dari 7 buah) menunjukkan bahwa, homogenitas uranium di dalam meat PEB U3O8-Al berkisar antara min. -0,7% % dan maks. -13,7%. (rentang rerata 7,33%) lebih baik dari pada PEB.U3Si2-Al min. 0% dan maks -16,3% (rentang rerata 12,23%), namun keduanya masih memenuhi persyaratan stándar homogenitas sebesar ±20%. Ketebalan kelongsong minimum PEB.U3O8-Al = 0,254 mm, sedangkan PEB.U3Si2-Al = 0,310mm, namun keduanya masih memenuhi persyaratan stándar minimal 0,25 mm. Prosen porositas naik sesuai dengan kenaikan fraksi volume bahan bakar, dan pada fraksi volume yang sama porositas di dalam PEB.U3O8-Al lebih besar dari pada PEB.U3Si2-Al. Berdasar data hasil pengujian, dapat simpulkan bahwa semua PEB memenuhi persyaratan bahan bakar reaktor riset tipe pelat. Kata kunci: bahan bakar dispersi, PEB.U3O8-Al , PEB.U3Si2-Al ABSTRACT THE INFLUENCE OF U3O8 AND U3Si2 POWDER DIFFERENCE TOWARD THE FORMATION OF POROSITY, URANIUM HOMOGENEITY  AND CLADDING THICKNESS OF U3O8-Al AND U3Si2-Al FUEL PLATE PRODUCT. Research of raw material iInfluence of U3O8 and U3Si2 in the making of U3O8-Al and U3Si2-Al fuel plate  has been conducted. The U3O8 represent result of the amonium uranil carbonate calcination process, while U3Si2 powder result by milling ingot U3Si2 (U-7,5w%). The mixture of U3O8/U3Si2 and Al powder with the comparison  according of 2.96g/cm3 uranium densities, are pressed at 175 bar form the fuel core. Hereinafter the mixture has wrapped by frame and cover AlMg2 plate and its extension side welded of some point so that form the roll packet. Hereinafter roll packet thinned down by hot rolling at temperature 425oC (4 phase), cooled roll ( some phase) and the picling process till obtained fuel plate thickness 1.3 mm. The test result of U3O8-Al fuel plate and U3Si2-Al (each type consisted of 7 fuel plate) indicating that, uranium homogeneity in U3O8-Al fuel meat range from the min. – 0.7 % and max. – 13.7% (spanning average 7.33%) is better than U3Si2-Al fuel meat min. 0% and max. - 16,3% (spanning average 12.23%), but both still fulfill the conditions of homogeneity stándar equal to ± 20%. The minimum of  clading thickness of U3O8-Al fuel plate 0.254 mm, while  U3Si2-Al fuel plate = 0.310mm, but both still fulfill the minimum conditions standard 0.25 mm. The porosity go up as according to the fuel volume fraction increase, and same volume faction of porosity in U3O8-Al fuel plate is bigger than U3Si2-Al fuel plates. Based on the data result of examination, can conclude that any fuel plates fulfill the conditions of the research reactor fuel plate. Key Words : Dispersion fuel, U3O8-Al fuel plate, U3Si2-Al fuel plat

Pemungutan isotop hasil fisi 137Cs dan unsur bermassa berat dari bahan bakar U3Si2-Al paska iradiasi

Abstrak Telah dilakukan pemungutan dan analisis isotop 137Cs dengan unsur bermassa berat yang terkandung di dalam pelat elemen bakar (PEB) U3Si2-Al paska iradiasi. Tujuan dilakukannya pemungutan adalah untuk mendapatkan kandungan isotop 137Cs , 235U dan 239Pu di dalam PEB U3Si2-Al paska iradiasi untuk selanjutnya dapat digunakan dalam perhitungan burn up. Pemungutan dilakukan dengan metode penukar kation menggunakan zeolit Lampung. Larutan U3Si2-Al paska iradiasi dipipet sebanyak 150 µL dan dimasukkan ke dalam 4 (empat) buah vial. Ke dalam masing-masing vial tersebut ditambahkan zeolit Lampung  dengan variasi berat 300, 400, 500 dan 600 mg. Selanjutnya dilakukan proses penukar kation dengan pengocokan selama 1 jam menggunakan shaker dengan kecepatan 20 rpm dan didiamkan selama 24 jam. Hasil proses penukar kation menunjukkan terpisahnya paduan 137Cs-zeolit sebagai fasa padat dengan isotop U dan Pu sebagai  unsur bermassa berat (heavy element, HE) dalam fasa cair. Padatan 137Cs-zeolit kemudian ditimbang dan dianalisis dengan spektrometer-g sehingga diperoleh kandungan isotop 137Cs. Untuk mengetahui kandungan isotop U dan Pu sebagai HE di dalam fasa cair dilakukan pemipetan supernatan sebanyak 250 µL dan dikenakan proses elektrodeposisi menggunakan media buffer (NH4)2SO4 1M  pada kondisi kuat arus 1,2 Ampere dengan jarak elektroda 10 mm selama 2 jam. Selanjutnya dilakukan pengukuran dan analisis isotop U dan Pu menggunakan spektrometer-a. Hasil pengukuran menunjukkan bahwa zeolit Lampung dengan berat 500 mg adalah berat optimum untuk memungut isotop hasil fisi (137Cs) dari HE. Kandungan isotop 137Cs diperoleh sebesar 0,0118 µg , isotop 235U sebesar 0,3110 µg dan unsur HE sebesar 1,5611 µg dengan deviasi pengukuran sebesar 0,00001 µg.   Kata kunci: Pemisahan, U3Si2-Al paska iradiasi, isotop, zeolit, spektrometer-a/g   Abstract It has been done a recovery and analysis of 137Cs isotope and heavy elements which are present in the irradiated U3Si2-Al fuel plates. The recovery is carried to obtain composition of 137Cs, 235U and 239Pu isotopes which will be used for burn up calculation. The recovery has been done by cation exchange method with Lampung zeolites. About 150 µL of irradiated U3Si2-Al fuel plates solution has been taken and being placed into 4 vials. Moreover, a number of Lampung zeolites have been added into each vial with a variation of weight about 300, 400, 500 and 600 mg. A process of cation exchange has been carried out with a shaker at 200 rpm for 60 minutes and left it for 24 hours. The result of cation exchange process has indicated that there is separation between 137Cs-zeolite and U-Pu which present in the liquid phase. The 137Cs-zeolite are then weighed and analysed using a spectrometer-alpha. The analysis of U and Pu in the liquid phase has been done by taking 250 µl of supernatant solution and being processed with electrodeposition by using buffer media of (NH4)2SO4 1 M with a current of 1.2 Ampere and electrode’s distance at 10 mm for 2 hours. After the electrodeposition process, the solution has been analysed using spectrometer alpha to obtain the composition of U and Pu isotopes. The results show that the optimum weight of Lampung Zeolites for the separation from heavy elements in irradiated fuel plates is 500 mg. Furthermore, it has been obtained 137Cs about 0.0118 µg, 235U 0.3110 µg and heavy elements 1.5611 µg with a measurement deviation about 0.00001 µg.   Keywords: Separation, solution of U3Si2-Al fuel plate irradiated, isotopes, zeolites a/g spectrometr

ANALISIS STRUKTUR DAN KOMPOSISI FASE PADUAN U-7%Mo-x%Zr (x = 1, 2, 3% berat) HASIL PROSES PELEBURAN

ABSTRAKANALISIS STRUKTUR DAN KOMPOSISI FASE PADUAN  U-7%Mo-x%Zr (x = 1, 2, 3% berat) HASIL PROSES PELEBURAN. Telah dilakukan karakterisasi ingot paduan U-7%Mo-x%Zr hasil proses peleburan menggunakan tungku busur listrik dalam rangka pengembangan bahan bakar nuklir berbasis paduan uranium molibdenum. Proses peleburan dilakukan dengan arus listrik 150 A dalam media gas argon (Ar) dan setiap paduan dilebur dengan 5 kali pengulangan. Hasil uji ingot paduan yang diperoleh dari proses peleburan relatif bersesuaian dengan komposisi stoikiometri. Hasil refinement dari pola difraksi sinar-X menunjukkan bahwa struktur yang terbentuk pada ingot paduan U-7%Mo-x%Zr adalah larutan padat molibdenum dan zirkonium ke dalam struktur bcc uranium. Peningkatan kadar Zr dalam paduan U-7%Mo meningkatkan kristalisasi bahan, yang dapat diamati dengan adanya peningkatan intensitas puncak pada bidang (110), (200), (211) dan (220). Hal ini menunjukkan bahwa di dalam ingot paduan U-7%Mo-x%Zr terjadi perubahan volume unit sel dan kerapatan atomik. KATA KUNCI: metode proses peleburan, ingot paduan U-7%Mo-x%Zr, bahan bakar dispersi. ABSTRACT STRUCTURE ANALYSIS AND PHASE COMPOSITION OF U-7%Mo-x%Zr (x = 1, 2, 3 wt%) ALLOYS FROM MELTING PROCESS. The characterization of U-7%Mo-x%Zr alloys as result of melting process using an electric arc furnace has been conducted in order to develop nuclear fuel based on uranium molybdenum alloys. Melting process was conducted using an electric current of 150 A in argon (Ar) gas media and each alloy was melted for 5 times. The results of alloy testing obtained from the melting process matched the stoichiometry composition. Result of refinement from X-ray diffraction pattern indicated that the structures formed in U-7%Mo-x%Zr alloy was a solid solution of molybdenum and zirconium into bcc structure of uranium. The increase of Zr concentration in U-7%Mo alloy increased the crystallization of material, which can be observed through the increment of peak intensity in (110), (200), (211) and (220) planes. This indicates in U-7%Mo-x%Zr alloy ingot there was transformation of unit-cell volume and atomic density. FREE TERMS: melting process method, U-7%Mo-x%Zr alloys, dispersion fue

PENGARUH PENAMBAHAN URANIUM PADA ANALISIS THORIUM SECARA SPEKTROFOTOMETRI UV-VIS DENGAN PENGOMPLEKS ARSENAZO(III)

ABSTRAK PENGARUH PENAMBAHAN URANIUM PADA ANALISIS THORIUM SECARA  SPEKTROFOTOMETRI UV–VIS DENGAN PENGOMPLEKS ARSENAZO(III). Telah dilakukan penelitian untuk mengetahui pengaruh uranium pada analisis thorium secara    spektrofotometri UV-Vis  dengan pengompleks arsenazo(III). Tujuan dari penelitian  ini adalah untuk mengetahui   pengaruh uranium pada  analisis thorium secara spektrofotometri UV-Vis.  Untuk mengetahui pengaruh penambahan uranium, ditambahkan uranium standar dengan konsentrasi bervariasi mulai dari 0 ppm; 0.05 ppm; 0.1 ppm, 0.3 ppm, 1.0 ppm, 2.0 ppm  dan 3.0 ppm kedalam larutan sampel thorium 2 ppm. Kedalam larutan contoh ditambahkan asam oksalat 5% dan  arsenazo(III) 0.2% untuk membentuk senyawa kompleks thorium-arsenazo(III) yang berwarna biru. Pengukuran dilakukan pada panujang gelombang 665 nm.. Hasil analisis thorium dalam sampel yang mengandung uranium terdapat penyimpangan berturut-turut  2,37%; 4,55%;  5,64%; 8,24%; 19,69%; 34,85% dan 50,18%. Dari hasil pengujian menunjukkan bahwa semakin besar konsentrasi uranium di dalam sampel maka akan menaikkan serapan dan panjang gelombang kompleks thorium-Arsenazo(III) akan bergeser kearah panjang gelombang kompleks uranium arsenazo, yaitu bergeser dari 665 nm menjadi 654 nm. Dengan demikian dapat disimpulkan bahwa penambahan uranium  mempengaruhi analisis thorium pada analisis dengan metoda spektrofotometri UV-Vis dengan pengomplek arsenazo(III) apabila dalam larutan sampel  thorium mengandung uranium. Kata Kunci : Uranium, thorium, dan spektrofotometri  UV-Vis.   ABSTRACT INFLUENCE OF URANIUM ADDITION ON THE ANALYSIS OF THORIUM BY SPECTROPHOTOMETRIC METHOD. Research was conducted to determine the effect of uranium on thorium analysis by UV-Vis spectrophotometry with Arsenazo(III) complexing agent. The purpose of this study was to determine the effect of uranium on thorium analysis of UV-Vis spectrophotometry. To determine the effect of uranium, added to the standard uranium with concentrations ranging from 0 ppm; 0:05 ppm, 0.1 ppm, 0.3 ppm, 1.0 ppm, 2.0 ppm and 3.0 ppm   into the sample thorium solution 2 ppm. Into a solution of oxalic acid 5%added to the sample  and Arsenazo (III) 0.2% to form complex compounds of thorium-Arsenazo (III) is blue. Measurements were taken at 665 nm wavelength.  Results of analysis of thorium in samples containing uranium are deviations respectively 2.37%, 4.55%, 5.64%, 8.24%, 19.69%, 34.85% and 50.18%. The results show that the greater the concentration of uranium in the sample, so it would raise complex wavelength absorption and thorium-Arsenazo (III) will be shifting toward the wavelength of the complex Arsenazo uranium, which is shifted from 665 nm to 654 nm. It can be concluded that the addition of uranium influence on the analysis of thorium analysis by UV-Vis spectrophotometric method with Arsenazo pengomplek (III) if the sample solution containing uranium thorium. Keywords: Uranium, thorium, and UV-Vis spectrophotometry

PENGARUH UNSUR Ti PADA PADUAN U-7Mo-xTi TERHADAP STRUKTUR MIKRO DAN KEKERASAN INGOT SERTA MORFOLOGI SERBUK HASIL HIDRIDING - DEHIDRIDING

ABSTRAK PENGARUH UNSUR Ti PADA PADUAN U-7Mo-xTi TERHADAP MORFOLOGI SERBUK HASIL HIDRIDING-DEHIDRIDING. Telah dilakukan pembuatan ingot dan serbuk U-7Mo-xTi sebagai alternatif bahan bakar tipe dispersi dengan tujuan untuk mendapatkan parameter proses pembuatan ingot yang tepat sehingga diperoleh serbuk U-Mo yang sesuai persyaratan fabrikasi bahan bakar nuklir tipe pelat. Pembuatan ingot dilakukan dengan menggunakan peleburan busur listrik, sedangkan pembuatan serbuk menggunakan metode hidriding-dehidriding yang dilakukan pada suhu dan tekanan tertentu. Penambahan unsur Ti sebesar 1; 2 dan 3% pada paduan U-7Mo dapat mempengaruhi struktur mikro dan sifat mekanik. Ingot U-7Mo-xTi hasil peleburan busur listrik selanjutnya diuji struktur mikro dan sifat mekaniknya. Serbuk hasil hidrididng-dehidriding diuji menggunakan SEM (scanning electron microscope) untuk mengetahui morfologi serbuk seperti bentuk, ukuran dan distribusinya. Hasil pengamatan struktur mikro menunjukkan bahwa penambahan unsur titanium dapat mempengaruhi struktur butir dan serbuk U-Mo yang dihasilkan. Pada penambahan unsur Ti sebesar 3% menghasilkan struktur butir paling kecil. Kekerasan mikro ingot semakin besar dengan bertambahnya kadar Ti dalam paduan. Nilai kekerasan untuk ingot U-7Mo-xTi dengan kadar Ti sebesar 0; 1; 2 dan 3% berturut - turut adalah 240,4;  300,6; 324,4 dan 340,2 HVN. Pengujian SEM terhadap serbuk hasil hidriding-dehidriding menunjukkan patahan getas akibat penyerapan hidrogen dengan ukuran serbuk bervariasi dari ukuran halus 100 µm dengan bentuk relatif bulat dan beraturan. Beberapa butir yang besar teridentifikasi adanya retak mikro sehingga pada tahapan selanjutnya yaitu mechanical grinding/milling mudah terfragmentasi menjadi serbuk dengan ukuran lebih kecil. Kata kunci : Paduan U-7Mo-xTi, hidriding-dehidriding, struktur mikro, kekerasan, morfologi.   ABSTRACT INFLUENCE OF Ti ADDITION IN U-7Mo-xTi ALLOY ON POWDER MORPHOLOGY BY HYDRIDE-DEHYDRIDE METHOD. Ingot and powder of U-7Mo-xTi have been fabricated as an alternative fuel of dispersion type. The synthesis of alloy was conducted by electric arc melting, while powder fabrication was carried out by hydride-dehydride method at a given temperature and pressure. The addition of 1, 2 and 3% of Ti can effect the microstructure and mechanical properties. The ingot of U-7Mo-xTi was further tested and examined for the microstructure and mechanical properties. The ingot and powder of U-7Mo-xTi were examined using SEM to observe the microstructure and morfology of the powder such as shape, size and distribution. Microstructure observation indicates that grain size decrease with the addition of Ti. The addition of 3% of Ti produces the smallest grain structure. The hardness of the alloy increases with increasing Ti content. The hardness values of U-7Mo, U-7Mo-1Ti, U-7Mo-2Ti, and U-7Mo-3Ti alloys are 240.4, 300.6, 324.4, and 340.2 HVN respectively. SEM examination of the powder shows brittle fracture due to hydrogen absorption. Powder size varies from less then 10 µm to over 100 µm. The shape of powder is relatively rounded and regular. Some microcracks were identified on the coarse grains, so in the next stage, the mechanical milling, the sample was easily fragmented into powder with smaller size. Keywords: U-7Mo-xTi alloys, hydride-dehydride, microstructure, hardness, morphology

Pengaruh Ukuran Partikel Zeolit dalam Pemisahan Cesium dari PEB U3Si2/Al Pasca Iradiasi Neutron Menggunakan Metode Penukar Kation

Pemisahan cesium dari Pelat Elemen Bakar Nuklir (PEB) U3Si2/Al pasca iradiasi menggunakan metode penukar kation dengan variasi ukuran partikel zeolit telah dilakukan. Teknik pemisahan cesium dengan menerapkan metode absorbsi dan penukar kation menggunakan zeolit Lampung memberikan efisiensi yang besar. Pemisahan cesium dari hasil fisi lainnya seperti 235U, 89Kr, 144Ba, 90Sr, 134Xe, 96Rb perlu dilakukan karena isotop 137Cs digunakan sebagai monitor burn up. Dalam penelitian ini dipelajari aspek pengaruh ukuran partikel terhadap efisiensi pemisahan cesium pada waktu kontak dan jumlah zeolit yang optimum. Cuplikan larutan PEB U3Si2/Al densitas 2,96 gU/cm3 pasca iradiasi sebanyak 150 µL diencerkan menggunakan HCl 0,1N menjadi 2 mL. Pemisahan cesium dalam larutan cuplikan dilakukan menggunakan zeolit Lampung dengan variabel ukuran partikel -100+170 mesh, -170+270 mesh, -270+400 mesh dan -400 mesh. Hasil yang diperoleh menunjukkan bahwa zeolit dengan ukuran partikel -270+400 mesh dengan berat 1 g dan waktu pengadukan selama 1 jam diperoleh kandungan isotop 137Cs dalam 150 µL larutan pasca iradiasi sebesar 0,0543 µg dengan recovery sebesar 99,1%

PROSES ELEKTRODEPOSISI UNTUK PENGUKURAN ISOTOP 242Pu DENGAN SPEKTROMETER ALPHA

OPTIMASI PROSES ELEKTRODEPOSISI UNTUK PENGUKURAN ISOTOP 242Pu DENGAN SPEKTROMETER ALPHA. Dalam penelitian ini digunakan metode elektrodeposisi untuk penyiapan sumber isotop 242Pu  untuk pengukuran dengan spektrometer alpha. Tujuan  penelitian ini adalah untuk mendapatkan parameter optimal proses elektrodeposisi sehingga diperoleh sumber alpha isotop 242Pu dengan spektrum yang baik dan hasil maksimal dari proses elektrodeposisi. Sampel standar  isotop 242Pu  dengan aktivitas tertentu dibuat dari larutan standar plutonium. Percobaan dilakukan untuk menetapkan parameter yang memiliki  pengaruh signifikan terhadap efisiensi proses elektrodeposisi.  Parameter proses elektrodeposisi yang dipelajari antara lain pengaruh waktu, arus listrik dan jarak anoda katoda menggunakan larutan elektrolit ammonium sulfat pH 3,5. Hasil optimasi proses elektrodeposisi diperoleh waktu optimum 2,5 jam, arus listrik 1,4 A dan jarak antara anoda katoda 10 mm. Hal ini menunjukkan bahwa parameter tersebut  merupakan kondisi terbaik untuk deposisi isotop 242Pu. Hasil pengukuran dengan spektrometri alpha menunjukkan bahwa resolusi spektrum yang baik untuk sumber isotop 242Pu, dengan kedapatulangan proses elektrodeposisi sebesar 95,25%, dengan presisi sebesar 2,82%.Kata kunci: Elektrodeposisi, isotop 242Pu, kuat arus, waktu, spektrometer alph

OPTIMASI PARAMETER PEMISAHAN Zr DALAM PEB U3Si2/Al PRA IRADIASI MENGGUNAKAN METODE KROMATOGRAFI PENUKAR ANION

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

PENGARUH DENSITAS URANIUM DALAM PELAT ELEMEN BAKAR U-7Mo/Al-Si MENGGUNAKAN KELONGSONG AlMgSi1 TERHADAP HASIL PROSES PENGEROLAN

ABSTRAK PENGARUH DENSITAS URANIUM DALAM PELAT ELEMEN  BAKAR U-7Mo/Al-Si MENGGUNAKAN KELONGSONG AlMgSi1 TERHADAP HASIL PROSES PENGEROLAN. Pembuatan pelat elemen bakar/PEB U-7Mo/Al-Si bertujuan untuk mempelajari pengaruh densitas uranium dalam bahan bakar U-7Mo/Al-Si terhadap hasil proses pengerolan. Kegiatan dimulai dari membuat komposit dengan cara memasukkan inti elemen bakar/IEB U-7Mo/Al-Si kedalam lubang frame dan kedua permukaannya ditutup dengan cover, kemudian pada keempat sisi sambungannya dilas TIG pada beberapa titik agar frame dan cover tidak bergeser selama pengerolan. Satu unit paket rol berbahan AlMgSi1 berisi 8 buah komposit, yang terdiri dari 3 buah komposit berisi IEB U-7Mo/Al-Si dengan densitas 3,6 gU/cm3, 1 buah komposit berisi IEB U-7Mo/Al-Si dengan densitas 6 gU/cm3, 2 buah komposit berisi IEB U-7Mo/Al-Si dengan densitas 7 gU/cm3, 1 buah komposit berisi IEB U-7Mo/Al-Si dengan densitas 8 gU/cm3, dan 1 buah komposit berisi IEB U-7Mo/Al-Si dengan densitas 9 gU/cm3, akan dibuat PEB dalam ukuran mini. Seluruh komposit tersebut dianil pada suhu ±4800C selama 30 menit, lalu dirol panas dalam empat tahap, dan dirol dingin dalam tiga-empat tahap untuk mendapatkan ketebalan akhir ± 1,40 mm. Pengujian terhadap PEB hasil pengerolan diantaranya meliputi cacat permukaan, ketebalan PEB, dan radiografi sinar-x. Hasil pengujian menunjukkan bahwa pengerolan PEB dengan densitas ≤ 8 gU/cm3 menghasilkan pelat dengan ketebalan ± 1,4 mm, sedangkan PEB dengan densitas 9 gU/cm3 menghasilkan pelat cacat. Dari hasil penelitian diperoleh bahwa material AlMgSi1 dapat digunakan sebagai material kelongsong untuk PEB dengan densitas ≤ 8 gU/cm3. Kata kunci: U-7Mo/Al-Si, AlMgSi1, densitas uranium, pelat elemen bakar, pengerolan. ABSTRACT EFFECT OF URANIUM DENSITY OF U-7Mo/Al-Si FUEL USING AlMgSi1 CLADDING ON ROLLING PROCESS RESULT. The manufacture of U-7Mo/Al-Si fuel element plate is aimed to study the effect of uranium density of U-7Mo/Al-Si fuel on the rolling process result. The manufacture begins with the making of composite by inserting U-7Mo/Al-Si fuel element cores into holes of frame,  placing cover on the second surface, and subsequently welding the four-side joints by TIG at some points so that the frame and the cover do not shift during rolling. One unit of AlMgSi1 rolling package contains 8 pieces of composite, i.e. 3 pieces of composite containing fuel element cores with a density of 3.6 gU/cm3, 1 piece of composite with a density of 6 gU/cm3, 2 pieces of composite with a density of 7 gU/cm3, 1 piece of composite with a density of 8 gU/cm3, and 1 piece of composite with a density of 9 gU/cm3. Each piece of the composite is made into a miniature scale plate. The entire composite is annealed at a temperature of 480oC for 30 minutes, hot rolled for four times, and cold rolled for three-four times in order to get the final thickness of ± 1.40 mm. Tests on the rolled fuel element plates include surface defects, thickness, and x-ray radiography. The test results indicate that the rolling of fuel element plates with a density of ≤ 8 gU/cm3 produces a thickness of ± 1.4 mm, while the fuel element plates with a density of 9 gU/cm3 produce defective plates. The results of this research indicate that the AlMgSi1 can be used as cladding material for fuel element plate with a density of ≤ 8 gU/cm3. Keywords: U-7Mo/Al-Si, AlMgSi1, uranium density, fuel element plate, rolling