PEMBUATAN SERBUK URANIUM TETRAFLUORIDA DARI LOGAM URANIUM MENGGUNAKAN KATALIS ASAM FLUOROBORAT

ABSTRAK PEMBUATAN SERBUK URANIUM TETRAFLUORIDA DARI LOGAM URANIUM MENGGUNAKAN KATALIS ASAM FLUOROBORAT. Proses pembuatan serbuk uranium fluorida (UF4) membutuhkan tahapan proses yang panjang ketika menggunakan pelarut asam nitrat (HNO3). Upaya untuk memangkas tahapan itu sedang dicoba menggunakan pelarut asam khlorida (HCl) dan katalis asam fluoroborat (HBF4). Penelitian menggunakan logam uranium yang dipotong-potong lalu dilarutkan dengan 2 cara, yaitu dalam larutan 10% HCl dan campuran larutan  10% HCl + 2,5% HBF4 masing-masing selama 30, 60, 90, 120, dan 150 menit. Untuk mendapatkan endapan serbuk UF4, hasil pelarutan dicampur dengan larutan 40% HF ekses dan diaduk selama 60 menit. Endapan yang terbentuk disaring dan dicuci dengan aquades panas, selanjutnya dikeringkan dan ditimbang.  Penelitian ini disimpulkan bahwa hasil pelarutan logam uranium walaupun menghasilkan bentuk yang berbeda (endapan hitam dan larutan hijau pekat) tetapi bila diendapkan menggunakan larutan 40% HF keduanya menghasilkan endapan hijau UF4. Kata kunci: Pembuatan, uranium, HBF4, HCl, UF4   ABSTRACT THE PREPERATION of URANIUM TETRAFLUORIDE POWDER FROM URANIUM METAL USE FLUOROBORIC. The preparation of uranium tetrafluoride (UF4) needs a long process steps when use nitric acid solvents. The pain for cut were trying by use hydrochloric acid (HCl) and fluoroboric acid (HBF4. The research use uranium metal chips which was cutted and then dissolved on 10% HCl and 10% HCl + 2,5% HBF4 mixed as long as 30, 60, 90, 120, and 150 minutes respectively. For getting UF4 powder sludge, the result of solution was mixed and stirred by 40% HF excess as long as 30 minutes. Sludge that appear was filtered, hot washed, and then was dried and weighed. The research concluded that the result of metal dissolution even though gave different kinds (black sludge and pitch green liquid), but it would take green sludge as UF4. Keywords: Preparation, uranium, HBF4, HCl, UF

PENGARUH SUHU HYDRIDING TERHADAP LAJU KOROSI MATERIAL STRUKTUR REAKTOR NUKLIR BERBASIS PADUAN ZIRCONIUM DAN BAJA TAHAN KARAT

ABSTRAK . Pengaruh Suhu Hydriding Terhadap Laju Korosi Material Struktur Reaktor Nuklir Berbasis Paduan Zirconium dan Baja Tahan Karat. Material struktur reaktor nuklir akan berada dalam lingkungan yang dipengaruhi oleh paparan radiasi dan temperatur tinggi sehingga harus dipastikan integritas mekaniknya. Tujuan dari penelitian ini adalah untuk mempelajari pengaruh hydriding terhadap laju korosi material kelongsong bahan bakar dan material struktur lainnya berbasis paduan zirconium dan baja tahan karat dalam larutan air demin. Uji korosi elektrokimia dilakukan pada suhu kamar untuk menghilangkan pengaruh suhu tinggi dan tekanan pada proses elektrokimia. Pada penelitian ini dilakukan pengamatan laju korosi material zircaloy-2 yang telah di hidriding pada suhu 150 °C dan 500 °C. Hasil pengamatan didapatkan bahwa zircaloy-2 lebih mudah bereaksi korosi dibandingkan dengan SS 304 dan 316. Suhu hydriding 500 °C dapat menurunkan energi potensial korosi pada material SS 304 dan SS 316, hal yang sama juga terjadi pada zircaloy-2. Dapat disimpulkan bahwa Perlakuan hydriding berpengaruh terhadap karakteristik korosi material cladding zircaloy-2, SS 304 dan SS 316 dalam air demin yaitu laju korosi yang terjadi pada zircaloy-2, SS 304 dan SS 316 akan semakin meningkat seiring dengan kenaikan suhu hydriding. Kata kunci: hydriding, laju korosi, zircaloy, baja tahan karat ABSTRACT ─ The Effect of Hydriding Temperature on the Corrosion Rate of Nuclear Reactor Structure Material Based on Zirconium Alloy and Stainless Steel. The material structure of a nuclear reactor will depend on the environment raised by radiation and high temperatures must be ensured its mechanical integrity. The purpose of this study was to study the effect of hydriding on the corrosion rate of fuel cladding and other structural materials based on zirconium alloys and stainless steels in demineral water solutions. Electrochemical corrosion tests are carried out at room temperature to eliminate high temperatures and stresses in the electrochemical process. In this research, the corrosion rate of zircaloy-2 which was hydriding at 150 ° C and 500 ° C was tested. The results showed that zircaloy-2 was easier to see corrosion compared to SS 304 and316. Hydriding temperature of 500 ° C can reduce energy corrosion potential in materials SS 304 and SS 316, the same thing also happened with zircaloy-2. It is undeniable that hydriding treatment plays a role in the corrosion characteristics of zircaloy-2, SS 304 and SS 316 cladding in demineral water, i.e the corrosion rate that occurs in zircaloy-2, SS 304 and SS 316 will increase with increasing hydriding temperature. Keywords: hydriding, corrosion rate, zircaloy, stainless stee

PRODUCTION OF URANIUM-MOLYBDENUM ALLOY AS A CANDIDATE FOR NUCLEAR RESEARCH REACTOR FUEL

PRODUCTION OF URANIUM−MOLYBDENUM ALLOY AS A CANDIDATE FOR NUCLEAR RESEARCH REACTOR FUEL. Research and development on high density uranium for nuclear research reactor fuel is still in progress. Uranium-molybdenum alloy is one of the strongest candidates of nuclear research reactor fuel material. The properties and characteristics of U-Mo alloy is of important consideration for the selction of the fabrication techniques for the production of  the fuel. In this work, uranium-molybdenum (U-Mo) alloys with varied molybdenum content have been produced succesfully by arc melting technique. The molybdenum content variations were 7 %wt, 8 %wt, 9 %wt and 10 %wt Mo. The melting process was done 5 times to achieve homogenization. Metallographic micrograph shows the presence of dendritic structure. XRD examination result affirms the presence of 2 phases of γ-U phase and d-U2Mo phase. Microhardness Vickers test shows higher hardness value for Uranium-molybdenum alloy with higher molybdenum content. Keywords: U−Mo alloy, research reactor, fuel

KARAKTERISTIK MEKANIK KELONGSONG BAHAN BAKAR NUKLIR TEMPERATUR TINGGI DALAM ATMOSFER GAS NITROGEN

KARAKTERISTIK MEKANIK KELONGSONG BAHAN BAKAR NUKLIR TEMPERATUR TINGGI DALAM ATMOSFER GAS NITROGEN. Pada kondisi kehilangan aliran pendingin dalam teras reaktor, Zr-2 dan Zr-4 sebagai kelongsong bahan bakar nuklir berpotensi terpapar udara luar yang secara eksperimen menyebabkan penurunan sifat mekanik lebih cepat jika dibandingkan saat berada dalam lingkungan uap. Penelitian ini bertujuan untuk mengetahui dampak nitrogen terhadap kekuatan mekanik kelongsong dengan meminimalkan pengaruh lingkungan lainnya. Kelongsong Zr-2 dan Zr-4 dipanaskan dalam kondisi vakum pada temperatur 500°C dan dialiri oleh gas nitrogen dengan tekanan mencapai 1500 mbar selama 2 jam yang dilanjutkan dengan pendinginan secara alami hingga mencapai temperature ruang. Hasil pengujian tarik ring dan uji kekerasan mikro pasca nitridasi menunjukkan peningkatan kekuatan tarik, daktilitas dan kekerasan berturut-turut sebesar 12,1%, 19,2% dan 28,2% untuk Zr-2 serta 5,1%, 25% dan 22,6% untuk Zr-4. Lapisan nitrida terbentuk di permukan kelongsong akibat interaksi dengan nitrogen dan tidak tampak penurunan sifat mekanik akibat nitrogen yang disebabkan oleh proses nitridasi yang tidak didahului atau disertai oleh proses oksidasi. Kata kunci: Karakteristik mekanik, kelongsong, zirkaloi, nitrogen, nitridasi

PENDAYAGUNAAN UNIT PELARUTAN YELLOW CAKE PILOT CONVERSION PLANT (PCP) SEBAGAI EVAPORATOR CAIRAN LIMBAH URANIUM

ABSTRAK - Limbah cair atau efluen hasil samping proses pemurnian di PCP masih memiliki kadar uranium sebesar ± 20 gU/liter. Kadar tersebut terlalu tinggi untuk dijadikan limbah dan dikirim ke Pusat Teknologi Limbah Radioaktif (PTLR), namun tidak ekonomis jika langsung diproses di PCP sebagai umpan proses pemurnian. Oleh karena itu perlu dilakukan proses evaporasi sehingga uraniumnya dapat dipunggut kembali sebagai ekstrak dan kondensatnya dapat di kirim ke PTLR sebagai limbah. Pembuatan unit evaporator baru untuk mengolah limbah akan membutuhkan biaya tinggi sehingga pendayagunaan unit pelarutan yellow cake sebagai evaporator perlu dilakukan. Proses pendayagunaan unit pelarutan yellow cake meliputi proses utilisasi sistem pemipaan tangki pelarutan dan percobaan evaporasi limbah efluen secara batch menggunakan unit pelarutan yellow cake untuk mengetahui unjuk kinerja proses evaporasi. Unit pelarutan yellow cake dapat didayagunakan sebagai sistem evaporator dengan memodifikasi sistem pemipaan untuk mengurangi volume limbah cair uranium di PCP dengan kapasitas ± 80 liter/jam dengan kadar uranium di kondensat sebesar ±10 ppm dan mendekati baku tingkat radioaktivitas yang ditetapkan BAPETEN. Kata Kunci - Evaporasi, Pendayagunaan, Pelarutan, Limbah, Uranium   ABSTRACT - Liquid waste or effluent by product of the purification process at PCP, still has uranium content about ± 20 gU/liter. The level was too high as waste and sent to The Radioactive Waste Technology Center (PTLR), but it is not economical if it is processed at PCP as a feed for the purification process. Therefore it is necessary to do the evaporation process so that the uranium can be extracted as an extractant and the condensate can be sent to the PTLR as waste. The build up of a new evaporator unit to process waste will be high cost, so that utilization of yellow cake dissolution unit as an evaporator is carried out. The utilization of the yellow cake dissolution unit includes the utilization of the piping system and evaporation experiment to determine the performance of the evaporation process. Yellow cake dissolution unit can be utilized as an evaporator system by modifying the piping system to reduce the volume of uranium liquid waste in PCP. The capacity is about ± 80 liters / hour for uranium concentration in the condensate about ± 10 ppm and approaching the radioactivity level has determined by BAPETEN. Keywords - Evaporation, Utilization, Dissolution, Waste, Uraniu

PERCOBAAN PEMBUATAN PELAT ELEMEN BAKAR U-7Mo-xSi/Al DALAM UKURAN MINI

PERCOBAAN PEMBUATAN PELAT ELEMEN BAKAR U-7Mo-xSi/Al DALAM UKURAN MINI. Penelitian pembuatan pelat elemen bakar mini U-7Mo-xSi/Al dalam rangka pengembangan bahan bakar dispersi densitas uranium tinggi. Tujuan penelitian adalah untuk mendapatkan parameter proses yang tepat sehingga diperoleh produk pelat elemen bakar mini U-7Mo-xSi/Al yang memenuhi spesifikasi. Alur proses dimulai dari pembuatan paduan U-7Mo-xSi (x= 1%, 2%, dan 3%) menggunakan uranium deplesi dan dilanjutkan pembuatan serbuk U-7Mo-xSi, inti elemen bakar U-7Mo-xSi/Al, dan pelat elemen bakar U-7Mo-xSi/Al. Untuk mengetahui kualitas maka selama proses berlangsung diikuti analisis/pengujian yang meliputi bahan baku, dan produk dari setiap akhir tahapan proses dengan jenis uji sesuai yang diterapkan pada proses pembuatan bahan bakar tipe pelat. Produk ingot paduan U-7Mo-xSi, serbuk U-7Mo-xSi, dan IEB U-7Mo-xSi/Al cukup baik dan memenuhi spesifikasi sehingga hal ini menunjukkan bahwa parameter proses yang diterapkan sudah sesuai, namun untuk pelat elemen bakar yang dihasilkan belum memenuhi persyaratan terutama ketebalan kelongsongnya masih terdapat beberapa titik pengukuran yang ketebalannya <0,25 mm. Untuk mendapatkan ketebalan kelongsong sebagamana yang dipersyaratakan tersebut perlu dilakukan pengulangan dengan mencoba parameter pengerolan yang lain atau mengganti material kelongsong yang memiliki kekerasan yang lebih tinggi. Kata kunci: Bahan bakar paduan U-7Mo-xSi, densitas uranium tinggi, reaktor riset

PENGARUH SUHU HYDRIDING TERHADAP LAJU KOROSI MATERIAL STRUKTUR REAKTOR NUKLIR BERBASIS PADUAN ZIRCONIUM DAN BAJA TAHAN KARAT

ABSTRAK . Pengaruh Suhu Hydriding Terhadap Laju Korosi Material Struktur Reaktor Nuklir Berbasis Paduan Zirconium dan Baja Tahan Karat. Material struktur reaktor nuklir akan berada dalam lingkungan yang dipengaruhi oleh paparan radiasi dan temperatur tinggi sehingga harus dipastikan integritas mekaniknya. Tujuan dari penelitian ini adalah untuk mempelajari pengaruh hydriding terhadap laju korosi material kelongsong bahan bakar dan material struktur lainnya berbasis paduan zirconium dan baja tahan karat dalam larutan air demin. Uji korosi elektrokimia dilakukan pada suhu kamar untuk menghilangkan pengaruh suhu tinggi dan tekanan pada proses elektrokimia. Pada penelitian ini dilakukan pengamatan laju korosi material zircaloy-2 yang telah di hidriding pada suhu 150 °C dan 500 °C. Hasil pengamatan didapatkan bahwa zircaloy-2 lebih mudah bereaksi korosi dibandingkan dengan SS 304 dan 316. Suhu hydriding 500 °C dapat menurunkan energi potensial korosi pada material SS 304 dan SS 316, hal yang sama juga terjadi pada zircaloy-2. Dapat disimpulkan bahwa Perlakuan hydriding berpengaruh terhadap karakteristik korosi material cladding zircaloy-2, SS 304 dan SS 316 dalam air demin yaitu laju korosi yang terjadi pada zircaloy-2, SS 304 dan SS 316 akan semakin meningkat seiring dengan kenaikan suhu hydriding. Kata kunci: hydriding, laju korosi, zircaloy, baja tahan karat ABSTRACT ─ The Effect of Hydriding Temperature on the Corrosion Rate of Nuclear Reactor Structure Material Based on Zirconium Alloy and Stainless Steel. The material structure of a nuclear reactor will depend on the environment raised by radiation and high temperatures must be ensured its mechanical integrity. The purpose of this study was to study the effect of hydriding on the corrosion rate of fuel cladding and other structural materials based on zirconium alloys and stainless steels in demineral water solutions. Electrochemical corrosion tests are carried out at room temperature to eliminate high temperatures and stresses in the electrochemical process. In this research, the corrosion rate of zircaloy-2 which was hydriding at 150 ° C and 500 ° C was tested. The results showed that zircaloy-2 was easier to see corrosion compared to SS 304 and316. Hydriding temperature of 500 ° C can reduce energy corrosion potential in materials SS 304 and SS 316, the same thing also happened with zircaloy-2. It is undeniable that hydriding treatment plays a role in the corrosion characteristics of zircaloy-2, SS 304 and SS 316 cladding in demineral water, i.e the corrosion rate that occurs in zircaloy-2, SS 304 and SS 316 will increase with increasing hydriding temperature. Keywords: hydriding, corrosion rate, zircaloy, stainless stee

PENDAYAGUNAAN UNIT PELARUTAN YELLOW CAKE PILOT CONVERSION PLANT (PCP) SEBAGAI EVAPORATOR CAIRAN LIMBAH URANIUM

ABSTRAK - Limbah cair atau efluen hasil samping proses pemurnian di PCP masih memiliki kadar uranium sebesar ± 20 gU/liter. Kadar tersebut terlalu tinggi untuk dijadikan limbah dan dikirim ke Pusat Teknologi Limbah Radioaktif (PTLR), namun tidak ekonomis jika langsung diproses di PCP sebagai umpan proses pemurnian. Oleh karena itu perlu dilakukan proses evaporasi sehingga uraniumnya dapat dipunggut kembali sebagai ekstrak dan kondensatnya dapat di kirim ke PTLR sebagai limbah. Pembuatan unit evaporator baru untuk mengolah limbah akan membutuhkan biaya tinggi sehingga pendayagunaan unit pelarutan yellow cake sebagai evaporator perlu dilakukan. Proses pendayagunaan unit pelarutan yellow cake meliputi proses utilisasi sistem pemipaan tangki pelarutan dan percobaan evaporasi limbah efluen secara batch menggunakan unit pelarutan yellow cake untuk mengetahui unjuk kinerja proses evaporasi. Unit pelarutan yellow cake dapat didayagunakan sebagai sistem evaporator dengan memodifikasi sistem pemipaan untuk mengurangi volume limbah cair uranium di PCP dengan kapasitas ± 80 liter/jam dengan kadar uranium di kondensat sebesar ±10 ppm dan mendekati baku tingkat radioaktivitas yang ditetapkan BAPETEN. Kata Kunci - Evaporasi, Pendayagunaan, Pelarutan, Limbah, Uranium   ABSTRACT - Liquid waste or effluent by product of the purification process at PCP, still has uranium content about ± 20 gU/liter. The level was too high as waste and sent to The Radioactive Waste Technology Center (PTLR), but it is not economical if it is processed at PCP as a feed for the purification process. Therefore it is necessary to do the evaporation process so that the uranium can be extracted as an extractant and the condensate can be sent to the PTLR as waste. The build up of a new evaporator unit to process waste will be high cost, so that utilization of yellow cake dissolution unit as an evaporator is carried out. The utilization of the yellow cake dissolution unit includes the utilization of the piping system and evaporation experiment to determine the performance of the evaporation process. Yellow cake dissolution unit can be utilized as an evaporator system by modifying the piping system to reduce the volume of uranium liquid waste in PCP. The capacity is about ± 80 liters / hour for uranium concentration in the condensate about ± 10 ppm and approaching the radioactivity level has determined by BAPETEN. Keywords - Evaporation, Utilization, Dissolution, Waste, Uraniu