PENGARUH ARAH PENGEROLAN DAN SHEAR CUTTING TERHADAP KARAKTER PADUAN AlMg2 SEBAGAI MATERIAL CLADDING BAHAN BAKAR REAKTOR RISET

PENGARUH ARAH PENGEROLAN DAN SHEAR CUTTING TERHADAP KARAKTER PADUAN AlMg2 SEBAGAI MATERIAL CLADDING BAHAN BAKAR REAKTOR RISET. Proses pengerolan paduan AlMg2 dilakukan secara bertahap hingga diperoleh ketebalan tertentu dengan syarat perilaku mekanik akhir sesuai spesifikasi cladding bahan bakar reaktor riset. Pada pengujian tarik elemen bakar pasca iradiasi digunakan spesimen mini untuk meminimalkan limbah radioaktif. Tujuan penelitian adalah mendapatkan pengaruh arah pengerolan dan shear cutting terhadap karakter paduan AlMg2. Metode yang digunakan adalah pengujian tarik, metalografi dan kekerasan pada sampel pasca pengerolan dan spesimen mini paduan AlMg2. Hasil penelitian menunjukkan bahwa paduan AlMg2 searah pengerolan mempunyai kekuatan tarik dan kekerasan lebih rendah dan lebih ulet dibandingkan arah melintang pengerolan. Struktur paduan AlMg2 pasca pengerolan panas terdiri atas fasa a(Al) dan presipitat yang terdistribusi di sepanjang butir batang pipih searah pengerolan sampel. Shear cutting mempengaruhi lebar dan kekerasan daerah deformasi pada permukaan bekas potong spesimen mini.Kata kunci: arah pengerolan, shear cutting, paduan AlMg2, kekuatan tarik, kekerasan, mikrostruktur

Uji tidak merusak bahan bakar U3Si2-Al tingkat muat uranium 4,8 g/cm3 pasca irradiasi fraksi bakar 20% dan 40%

Abstrak Pengembangan  bahan bakar nuklir  reaktor riset uranium silisida/aluminium bertujuan untuk memperpanjang penggunaannya di reaktor dilakukan dengan meningkatkan tingkat muat uranium dari 2,9 gU/cm3 menjadi 4,8 gU/cm3 dalam bahan bakar tersebut.  Untuk mengetahui unjuk kerja bahan bakar ini dalam penggunaannya di reaktor perlu dilakukan pengujian pasca irradiasi, diantaranya uji tidak merusak penyapuan gamma, pengamatan visual, pengukuran ketebalan terhadap elemen bakar nuklir uranium silisida tingkat muat uranium 4,8 g/cm3 pasca irradiasi dengan fraksi bakar 20% dan 40%.  Hasil pengujian menunjukkan bahwa  distribusi fraksi bakar 235U dalam pelat ke dua elemen bakar mengikuti pola distribusi normal.  Bagian tengah elemen bakar dengan fraksi bakar 40%, mencapai fraksi bakar 53%, swelling pelat elemen bakar sangat kecil lebih kecil dari 1% dan tidak ditemukan  korosi yang  dapat berpotensi lepasnya  uranium dan hasil belah dari pelat elemen bakar. Elemen bakar uranium silisida tersebut mempunyai unjuk kerja  yang baik.   Kata kunci : Bahan bakar nuklir, uji tidak merusak, pasca irradiasi, fraksi bakar 20%-40%.   Abstract Development of nuclear fuel research reactor uranium silicide / aluminum with the aim to extend its use in the reactor is done by increasing the fuel density from 2.9 gU /cm3 to 4.8 gU /cm3. Performance of these fuels in the reactor is carried out by investigating the post  irradiation examination, including non destructive tests, such as: the gamma scanning, visual observation, measurement of the thickness of the uranium silicide/aluminium fuel element loading level of 4.8 gU / cm3 after irradiation with a burnup of 20% and 40%.  These experimental results show that the burn-up distribution of 235U in the fuel plates follow a normal distribution pattern. In case of fuel plate irradiated up to 40% burnup, the burnup in the middle part of the fuel reaches 53% with very small (less than 1%) and no corrosion that can potentially release of uranium. It is concluded that the uranium silicide fuel elements have good performance. Keywords: nuclear fuel, non destructive test, post-irradiation, 20% -40% burnup

PERILAKU TARIK DAN STRUKTUR MIKRO BAJA TAHAN KARAT AISI 304 PASCA PERLAKUAN PANAS PADA DAERAH SENSITISASI 600 – 700 °C

PERILAKU TARIK DAN STRUKTUR MIKRO BAJA TAHAN KARAT AISI 304 PASCA PERLAKUAN PANAS PADA DAERAH SENSITISASI 600 – 700 °C. Baja tahan karat AISI 304 digunakan sebagai komponen struktur reaktor daya tipe LWR. Dalam pembuatan komponen struktur, kualitas sambungan lasan SS 304 ditentukan oleh proses pendinginan dari temperatur austenit ke sensitisasi. Tujuan penelitian adalah mengetahui karakter kekuatan tarik, kekerasan dan struktur mikro SS 304 pada daerah sensitisasi 600-700 °C. Metoda penelitian yang digunakan adalah pengujian komposisi kimia, tarik, kekerasan, dan struktur mikro yang mengacu pada ASTM. Hasil penelitian menunjukkan bahwa kekuatan tarik SS 304 pasca perlakuan sensitisasi pada (600 °C, 30- 60 menit) dan (700 °C, 30-90 menit) relatif sama dan lebih rendah dibandingkan tanpa perlakuan panas, sedangkan pada (600 °C, 90 menit) relatif sama dengan sampel tanpa perlakuan panas. Struktur mikro SS 304 terdiri atas fasa ferit-d dan austenit serta presipitat khrom karbida. Kuantitas presipitat di batas butir menurun dengan bertambahnya temperatur dan waktu penahanan. Kekerasan pasca perlakuan sensitisasi pada 600 - 700°C relatif sama di base metal, dekat patahan dan daerah patahan. Ketangguhan retak terbaik diperoleh pada sampel SS 304 dengan perlakuan (700 °C, 90 menit).Kata kunci: baja tahan karat, sensitisasi, kekuatan tarik, kekerasan, struktur mikro, presipitat

Simulation of Wickless-Heat Pipe as Passive Cooling System in Nuclear Spent Fuel Pool Using RELAP5/MOD3.2

The lesson learned from the severe accident of Fukushima Daiichi nuclear power plant shows that the residual heat generated from nuclear spent fuel should be cooled properly. In order to absorb that residual heat when station blackout occurs, wickless-heat pipe is proposed to be used as an alternative of the passive cooling system in nuclear spent fuel pool. The objective of this research is to simulation the effect of initial pressure and evaporator filling ratio as factors that influence the thermal performance of wickless-heat pipe. The simulation results will be validated with experiment results. The wickless-heat pipe model was built and simulated using nuclear thermal-hydraulic code RELAP5/MOD3.2. The wickless-heat pipe model is built similarly and it has same geometry with experiment test section. In the simulation, the initial pressure inside wickless-heat pipe and evaporator filling ratio are varied. The initial pressure is varied on -54 cm Hg, -64 cm Hg, and -74 cm Hg, and filling ratio of evaporator is varied on 40%, 60%, and 80%. The heat load of evaporator, coolant temperature, and coolant volumetric flow rate were kept constant. The results obtained show that thermal resistance of wickless-heat pipe simulation model is 0.005°C/W. It is showed that simulation model results have good agreement with experiment results, and it can be used to simulate wickless-heat pipe heat transfer phenomena with different values of the input parameter. The RELAP5/MOD3.2 simulation model has been verified by the experimental result on a steady state condition

Microstructural characterization and mechanical properties of mini specimen of research reactor fuel cladding

Mini specimens of 5052 alloy have been used to study the mechanical behaviour for cladding materials of research reactor. The problem that arises in the manufacture of the mini specimens is the deformation effect after shear cutting process. The objective of this research is to obtain characteristics of mini specimens of 5052 alloy, i.e. microstructure, hardness and tensile strength. The results have showen that microstructureof fresh 5052 alloy is not homogeneous, but that of as-rolled 5052 alloy is non-homogeneous for elongated flat along the roll direction. In the 250 C heat treatment, the grain structure of as-rolled 5052 alloys is increasingly homogeneous with slight grain size changes as the heating time increases. The hardness of 5052 alloy as-rolled after heat treatment ranges from 39.67 - 40.55 VHN. The hardness of as-rolled 5052 alloy is higher than that of fresh 5052 alloy without and post heat treatment. Tensile strength of as-rolled 5052 alloy after heat treatment is relatively the same, i.e. 159.50 – 160.27 MPa with a strain of 31.67 – 34.58%. Tensile strength of 5052 alloy after mechanical treatment has higher tensile strength than fresh and as-rolled 5052 alloys. The mechanical treatment of as-rolled 5052 alloy could eliminates the shear cutting effect on the surface of mini specimens

Microstructural characterization and mechanical properties of mini specimen of research reactor fuel cladding

490-495Mini specimens of 5052 alloy have been used to study the mechanical behaviour for cladding materials of research reactor. The problem that arises in the manufacture of the mini specimens is the deformation effect after shear cutting process. The objective of this research is to obtain characteristics of mini specimens of 5052 alloy, i.e. microstructure, hardness and tensile strength. The results have showen that microstructureof fresh 5052 alloy is not homogeneous, but that of as-rolled 5052 alloy is non-homogeneous for elongated flat along the roll direction. In the 250°C heat treatment, the grain structure of as-rolled 5052 alloys is increasingly homogeneous with slight grain size changes as the heating time increases. The hardness of 5052 alloy as-rolled after heat treatment ranges from 39.67 - 40.55 VHN. The hardness of as-rolled 5052 alloy is higher than that of fresh 5052 alloy without and post heat treatment. Tensile strength of as-rolled 5052 alloy after heat treatment is relatively the same, i.e. 159.50 – 160.27 MPa with a strain of 31.67 – 34.58%. Tensile strength of 5052 alloy after mechanical treatment has higher tensile strength than fresh and as-rolled 5052 alloys. The mechanical treatment of as-rolled 5052 alloy could eliminates the shear cutting effect on the surface of mini specimens

ANALISIS KETIDAKPASTIAN PENGUKURAN KEKUATAN TARIK DAN ELONGASI SPESIMEN SS304 BERBENTUK RING

ANALISIS KETIDAKPASTIAN PENGUKURAN KEKUATAN TARIK DAN ELONGASI SPESIMEN SS304 BERBENTUK RING. Ketidakpastian adalah tolok ukur dari kehandalan suatu pengukuran. Salah satu pendekatan analisa ketidakpastian yang banyak digunakan adalah dengan menggunakan Guide to the expression of uncertainty in measurement (GUM). Langkah-langkah untuk menganalisa ketidakpastian dari suatu pengukuran telah dijelaskan secara rinci oleh pendekatan GUM. Analisa ketidakpastian dilakukan pada pengujian tarik untuk mengetahui ketertelusuran data yang diperoleh. Pengujian tarik menghasilkan data berupa kekuatan tarik dan elongasi dari material uji.  Kekuatan tarik adalah besaran yang melibatkan besaran gaya dan panjang. Elongasi adalah penambahan panjang saat dilakukan penarikan. Kekuatan tarik pada sampel berbentuk ring akan dipengaruhi oleh luas penampang pada kedua belah sisi ring ketika diberikan tegangan tarik. Sehingga untuk menentukan ketidakpastian pengujian tarik akan memerlukan analisa terhadap penyumbang ketidakpastian. Makalah ini memberikan penjelasan bagaimana cara untuk menganalisa ketidakpastian pengukuran kekuatan tarik dan elongasi pada sampel berbentuk ring. Selain itu juga akan diperoleh nilai ketidakpastian pengukuran kekuatan tarik dan elongasi SS304 berbentuk ring. Dari pengujian yang dilakukan dapat diketahui bahwa kekuatan tarik ring SS304 rata-rata adalah 631,070 ± 26,976 Nmm-2 dengan ketidakpastian diperluas sebesar 50,451 Nmm-2 pada tingkat kepercayaan 95%. Selain itu pada tingkat kepercayaan yang sama diperoleh hasil elongasi ring SS304 rata-rata 18,681% ± 2,425% dengan ketidakpastian diperluas sebesar 2,867%. Keberulangan data atau repeatability menjadi penyumbang terbesar terhadap ketidakpastian pengukuran kekuatan tarik dan elongasi ring SS304.Kata kunci: Ketidakpastian, GUM, kekuatan tarik, elongasi, ring SS304

PEMANFAATAN GAMMA SPEKTROMETRI UNTUK PENGAMATAN DISTRIBUSI PEMBELAHAN DALAM PELAT ELEMEN BAKAR NUKLIR

ABSTRAK PEMANFAATAN GAMMA SPEKTROMETRI UNTUK PENGAMATAN DISTRIBUSI PEMBELAHAN DALAM ELEMEN BAKAR NUKLIR PASCA IRADIASI TELAH DILAKUKAN. Unjuk kerja pelat elemen bakar nuklir selama digunakan di reaktor dapat diketahui melalui pengujian pascairadiasi. Salah satu pengujian pasca iradiasi adalah mengamati distribusi hasil belah, yang digunakan untuk menentukan distribusi pembelahan dari bahan dapat belah dalam elemen bakar. Pengamatan ini umumnya dilakukan secara gamma scanning dengan mengamati paparan radiasi-g pada energi tertentu. Pada umumnya penetuan distribusi hasil belah bahan bakar nuklir dilakukan dengan menggunakan spektrometer gamma. Pengamatan yang dilakukan cara manual, yaitu mengkombinasikan antara gerak elemen bakar dan pencacahan aktifitas radionuklida pemancar radiasi-g. Distribusi hasil belah dalam pelat elemen bakar U3Si3-Al diperoleh dengan mencacah radiasi gamma yang dipancarkan oleh sampel, dengan waktu pencacahan 300 detik pada setiap jarak 5 mm. Hasil pencacahan diolah dengan program exel sehingga diperoleh pola distribusi radioaktivitas gamma dalam pelat elemen bakar. Pola distribusi radioaktivitas 137Cs dalam pelat elemen bakar yang diperoleh dari pengamatan ini sesuai dengan pengamatan menggunakan gamma scanning. Pola distribusi hasil belah pemancar-g lainnya di dalam elemen bakar dapat juga dilakukan dengan cara pengamatan ini. Kata kunci : gamma spektrometri, distribusi pembelahan, elemen bakar nuklir, pasca iradiasi. ABSTRACT EXPLOITING OF SPECTROMETRY GAMMA FOR PERCEPTION OF NUCLEAR FISSION DISTRIBUTION IN POST IRRADIATED NUCLEAR FUEL ELEMENT HAVE BEEN DONE. Product of plate of nuclear fuel development performance can be known by post irradiated examination. One of test of post irradiated examination is perceiving of fission product distribution, what is used to determine of fission distribution from fissil material in the fuel element. This perception is generally done by automatically perceivedly of g-radiation at certain energy. In this research the perception of fission product distribution in nuclear nuclear fuel element by used spectrometry of gamma method were done by manual, that is combine between motion of fuel element and count of radio activites of radionuclide of g-radiation transmitter. Distribution of fission product in Nuclear fuel element plate of U3Si3-Al were obtained with count of g-radiation in the count time are 300 second at each distance 5 mm. Datas of this measurements are processed with exel program. pattern of Distribution of count of radioactivity in plate of element burn as according to perception use gamma scanning. Distribution pattern of other fission product g-transmitter in plate of fuel element can be done by this perception. Keywords : gamma spectrometry, fission distribution, nuclear fuel element, post irradiated

KARAKTERISASI MIKROSTRUKTUR, KEKERASAN, KOMPOSISI KIMIA DAN STRUKTUR KRISTAL LAPISAN PADA PERMUKAAN BAJA

KARAKTERISASI MIKROSTRUKTUR, KEKERASAN, KOMPOSISI KIMIA DAN STRUKTUR KRISTAL LAPISAN PADA PERMUKAAN BAJA. Baja dan paduannya digunakan sebagai bahan struktur komponen reaktor nuklir dan peralatan dukung fasilitas hot cell. Selama pengoperasian reaktor nuklir atau fasilitas hot cell, bahan struktur mengalami tegangan tarik, tekan, dan gesek dalam lingkungan radiasi tinggi sehingga dapat menurunkan umur komponen. Salah satu solusi yang digunakan adalah pelapisan permukaan baja dengan bahan pelapis yang mempunyai kekerasan, ketahanan korosi dan aus tinggi. Penelitian ini mempunyai tujuan untuk mendapatkan karakter mikrostruktur, ketebalan, kekerasan, komposisi kimia dan struktur kristal lapisan pada permukaan baja. Metode yang digunakan adalah pengamatan mikrostruktur menggunakan mikroskop optik, kekerasan dengan Vickers microhardness tester, komposisi kimia dengan spark spectrometer dan struktur lapisan permukaan baja dengan difraktometer sinar-X (XRD). Hasil penelitian menunjukkan bahwa mikrostruktur base metal terdiri dari butiran ekuiaksial halus dengan fasa ferit dan perlit, antarmuka logam-lapisan terlihat jelas, serta lapisan kompak dan homogen dengan ketebalan rerata 624,071 μm. Kekerasan lapisan adalah 943 VHN. Dari komposisi kimia diketahui base metal adalah baja karbon S45C, sedangkan lapisan permukaan berupa senyawa stabil khrom oksida (Cr2O3) dengan struktur kristal heksagonal. Kata kunci: lapisan permukaan, baja, mikrostruktur, kekerasan, komposisi kimia, struktur kristal

Kajian Metode Uji Fatik Bahan Kelongsong dan StrukturUntuk Bahan Bakar Reaktor RisetPasca Iradiasi

Uji fatik adalah salah satu uji mekanik yang dilakukan untuk struktur bahan bakar reaktor riset.Beban siklik pada struktur bahan bakar reaktor menyebabkan kegagalan fatik. Beban siklik tersebut menyebabkan kelelahan siklus rendah (low cycle fatigue). Instalasi radiometalurgi adalah instalasi yang digunakan untuk uji pra dan pascairadiasi bahan dan bahan bakar reaktor nuklir. Metode yang digunakan harus mampu mengakomodir alat dan bahan yang akan digunakan.Oleh karena itu perlu dilakukan kajian metode pengujianfatik bahan struktur bahan bakar reaktor riset. Hasil dari kajian ini akan menjadi acuan awaluntuk pengujian fatik di fasilitas uji pasca iradiasi di PTBBN.Hasil kajian menunjukkan bahwa pengujian pascairadiasi dilakukan pada low cycle fatiguemenggunakanacuan ASTM E606 dengan modifikasi pada spesimen yang digunakan.Bahan yang akan dilakukan pengujian low cycle fatigueadalah bahan yang terlebihdahulu dipreparasi menjadi spesimen uji yang kemudian dilakukan iradiasi.Kata Kunci: low cycle fatigue,instalasi radiometalurgi,uji pasca iradias