PERHITUNGAN BURN UP PEB U3Si2/Al DENSITAS 4,8 gU/cm3 PASCA IRADIASI POTONGAN BAGIAN MIDDLE. Upaya untuk mengetahui unjuk kerja bahan bakar selama dirradiasi di Reaktor Serba Guna G.A.Siwabessy (RSG-GAS) adalah melakukan uji pasca iradiasi baik secara tak merusak maupun merusak. Salah satu parameter uji pasca iradiasi secara merusak adalah penentuan burn up. Penentuan burn up bertujuan untuk mengetahui kandungan 235U yang terbakar selama digunakan di dalam pengoperasian RSG-GAS, sekaligus untuk membuktikan kesesuaian besar burn up yang diperoleh secara merusak dengan burn up yang dihitung menggunakan Origen Code oleh RSG-GAS. Oleh karena itu, pada penelitian ini dilakukan perhitungan burn up PEB U3Si2/Al densitas 4,8 gU/cm3 secara merusak melalui analisis fisikokimia. Analisis fisikokimia bertujuan untuk mengetahui kandungan isotop 235U sisa dalam PEB U3Si2/Al serta 134Cs dan 137Cs yang terbentuk akibat reaksi fisi selama digunakan dalam reaktor. PEB U3Si2/Al dipotong pada bagian tengah (middle) secara duplo dengan berat masing-masing M-1=0,056 gPEB dan M-2= 0,075 gPEB. PEB U3Si2/Al dengan berat tersebut kemudian dilarutkan menggunakan HCl 6 N dan HNO3 6N. Hasil pelarutan diperoleh uranil nitrat UO2(NO3)2 yang mengandung uranium dan isotop hasil fisi seperti cesium, dan plutonium. Larutan UO2(NO3)2 dipipet 1mL kemudian ditransfer dari hotcell ke R.135 (diluar hot cell) untuk dilakukan pemisahan 134Csdan137Cs dari 235U dengan metode penukar kation menggunakan zeolit Lampung. Larutan UO2(NO3)2dipipet 100 µL ke dalam vial secara duplo kemudian ditambahkan zeolit Lampung 1000 mg dan dilakukan proses penukar kation dengan pengadukan selama 1 jam.Hasil pemisahan diperoleh isotope 134Cs dan 137Cs dalam fasa padat, sedangkan isotop uranium (238U, 235U, 234U) dan plutonium (239Pu, 238Pu) serta isotope lainnya dalam fasa cair. Pemisahan uranium, plutonium dari isotope lainnya dilakukan dengan metode kolom penukar anion menggunakan resin Dowex 1200 mg. Besarnya kandungan isotop 235U,134Cs,137Cs, 239Pu dan 238Pu selanjutnya diukur menggunakan spektrometer-α/g dan digunakan untuk perhitungan burn up. Hasil perhitungan burn up PEB U3Si2/Al densitas 4,8 gU/cm3 pasca iradiasi potongan bagian middle diperoleh sebesar 41,6560 ± 1,6870%. Besar burn up ini tidak jauh berbeda dengan burn up yang diperoleh dari perhitungan menggunakan Origen Code sebesar 40%.Kata kunci: U3Si2/Al densitas 4,8 gU/cm3, cesium, uranium, pemisahan, burn up.
Meningkatnya densitas uranium dari 2,96 gU/cm3 menjadi 5,2 gU/cm3 bahan bakar U3Si2/Al harus diikuti dengan penggunaan kelongsong yang kompatibel. Bahan bakar berdensitas tinggi mempunyai kekerasan yang tinggi, sehingga bila menggunakan paduan AlMg2 sebagai kelongsong dapat menyebabkan terjadi dogbone pada saat perolan. Selain fenomena dogbone, pada saat bahan bakar tersebut digunakan di reaktor dapat terjadi swelling karena meningkatnya hasil fisi maupun burn up. Oleh karena itu, perlu dicari pengganti bahan kelongsong untuk bahan bakar U3Si2/Al densitas tinggi. Pada penelitian ini telah dilakukan karakterisasi paduan AlMgSi sebagai kandidat pengganti kelongsong AlMg2. Karakterisasi yang dilakukan meliputi analisis termal, kekerasan, mikrostruktur dan laju korosi. Analisis termal dilakukan menggunakan DTA (Differential Thermal Analysis) dan DSC (Differential Scanning Calorimetry). Analisis kekerasan menggunakan alat uji kekerasan mikro, mikrostruktur menggunakan SEM (Scanning Electron Microscope) dan analisis laju korosi dilakukan dengan pemanasan pada temperatur 150 oC selama 77 jam di dalam autoclave. Hasil analisis menunjukkan bahwa kelongsong AlMgSi maupun AlMg2 mempunyai kompatibilitas panas dengan bahan bakar U3Si2/Al cukup stabil hingga temperatur 650 oC. Kelongsong AlMgSi mempunyai kekerasan sebesar 115 HVN dan kelongsong AlMg2 sebesar 70,1 HVN. Sementara itu, analisis mikrostruktur menunjukkan bahwa morfologi ikatan antarmuka (interface bonding) kelongsong AlMgSi lebih baik dari kelongsong AlMg2, demikian halnya dengan laju korosi bahwa kelongsong AlMgSi mempunyai laju korosi lebih kecil dibanding kelongsong AlMg2. Hasil karakterisasi termal, kekerasan, mikrostruktur dan laju korosi menunjukkan bahwa PEB U3Si2/Al densitas 5,2 gU/cm3 menggunakan kelongsong AlMgSi lebih baik dibanding PEB U3Si2/Al densitas 5,2 gU/cm3 menggunakan kelongsong AlMg2.Kata kunci: U3Si2/Al, densitas 5,2 gU/cm3, kelongsong AlMgSi dan AlMg2.
PENENTUAN KANDUNGAN ISOTOP 235U DALAM PEB U3Si2-Al TMU 2,96 gU/cm3 UNTUK PERHITUNGAN BURN-UP. Pemisahan 235U telah dilakukan di dalam larutan pada bagian atas dari PEB U3Si2-Al tingkat muat uranium (TMU) 2,96 gU/cm3. PEB U3Si2-Al bagian atas dipotong menjadi tiga bagian (Triplo) dengan kode T1, T2 dan T3. Berat masing- masing PEB U3Si2-Al dengan kode T1 = 0,095 g, T2 = 0,086 g dan T3 = 0,087 g kemudian dilarutkan menggunakan HCl dan HNO3 di dalam hotcell. Penelitian ini berujuan untuk mengetahui kandungan isotop 235U dalam larutan PEB U3Si2-Al pasca iradiasi dan selanjutnya digunakanuntuk perhitungan burn-up. Pemisahan isotop 235U dalam larutan PEB U3Si2-Al dilakukan dengan metode kolom penukar anion menggunakan resin Dowex 1x8. Larutan dipipet sebanyak 100 µL, kemudian dimasukkan ke dalam kolom yang berisi resin Dowex dengan berat 1,2 g. Hasil efluen U di dalam kolom dielusi menggunakan HCl 0,1 M, kemudian dikisatkan dan dikenakan proses elektrodiposisi dan selanjutnya dianalisis menggunakan spektrometer-α. Hasil analisis menunjukkan bahwa kandungan isotop 235U diperoleh sebesar T1 = 0,03665 g/g PEB, T2 = 0,003468 g/g PEB dan T3 = 0,03208 g/g PEB dengan recovery pemisahan 63,71%. Kandungan isotop 235U yang diperoleh dari hasil pemisahan digunakan untuk perhitungan burn-up. Hasil perhitungan burn-up PEB U3Si2 – Al bagian atas (T1, T2 dan T3) diperoleh masing-masing sebesar 43,31 %, 45,41 % dan 49,48 % atau dengan burn-up rerata sebesar 45,75 %. Data ini lebih kecil dibandingkan dengan data burn-up PEB U3Si2-Al potongan bagian tengah sebesar 50,69 % yang dilakukan oleh peneliti sebelumnya. Namun data ini belum dapat digunakan sebagai masukan kepada reaktor, karena harus dilengkapi dengan data burn-up PEB U3Si2-Al potongan bagian bawah. Oleh karena itu pada penelitian selanjutnya akan dilakukan perhitungan burn-up PEB U3Si2-Al potongan bagian bawah.Kata kunci: PEB U3Si2-Al pasca iradiasi, top, 235U, penukar anion dan burn-up. DETERMINATION OF CONTENT OF ISOTOPE 235U IN PEB U3Si2-Al TMU 2.96 gU/cm3 FOR THE CALCULATION OF BURN-UP. 235U separation has been carried out in the solution of PEB U3Si2 - Al with loading of uranium (TMU) 2.96 gU/cm3 at the Top. Top of PEB U3Si2-Al cut into three sections (triplo) with code T1, T2 and T3. Weight of each PEB code T1 = 0.095 g, T2 = 0.086 g and T3 = 0.087 g and dissolved using HCl and HNO3 in hotcell. The purpose of this study was to determine the content of the isotope 235U in the solution PEB U3Si2-Al post-irradiation and subsequently used for the calculation of burn-up. 235U isotope separation in the solution PEB U3Si2 - Al was conducted using an anion exchange column method using Dowex1x8 resin. Pipette solution of 100 mL, and then put into a column containing Dowex resin with a weight of 1.2 g. U effluent results in the column was eluted using 0.1 M HCl, then dried and conducted electro-deposition process and then analyzed using a spectrometer-α. The analysis showed that the content of the isotope 235U obtained at T1 = 0.03665 g/g PEB, T2 = 0.003468 g/g PEB and T3 = 0.03208 g/g PEB with separation recovery of 63.71 %. The content of isotope 235U obtained is used for the calculation of burn-up. burn-up calculation results of PEB U3Si2-Al of Top section (T1, T2 and T3) were obtained respectively by 43.31 %, 49.48 % and 45.41 % or burn-up an average of 45.75 %. This data is smaller than a data burn-up of PEB U3Si2-Al of middle section of 50.69 % conducted by previous researchers. However, this data can not be used as an input to the reactor, due to should be equipped with a data burn-up of PEB U3Si2-Al of bottom section. Therefore, in the nextstudies will be conducted calculation of burn-up PEB U3Si2-Al of bottom section.Keywords: PEB U3Si2-Al post-irradiation, top, 235U, anion exchanger and burn-up.
ABSTRAKPENGARUH PELARUT ORGANIK PADA PROSES PERTUKARAN ANION DALAM PEMISAHAN URANIUM DARI LARUTAN PEB U 3 Si 2 /Al PASCA IRADIASI. Telah dilakukan pengembangan metode pemisahan uranium untuk meningkatkan rekoveri pemisahan uranium dalam bahan bakar nuklir pasca iradiasi. Tujuan penelitian ini adalah untuk mengetahui pengaruh pelarut organik pada proses penukar anion terhadap rekoveri uranium dari larutan bahan bakar U 3 Si 2 /Al pasca iradiasi potongan bagian atas. Larutan organik dalam dalam hal ini metanol terdapat dalam larutan umpan pada kolom penukar anion diharapkan dapat meningkatkan daya sorpsi resin Dowex terhadap uranium. Bahan yang digunakan sebagai umpan adalah larutan standar uranil nitrat dan supernatan larutan bahan bakar U 3 Si 2 /Al pasca iradiasi. Metode pemisahan uranium dilakukan dengan menggunakan kolom penukar anion dengan 2 (dua) tahapan. Kolom pertama menggunakan resin Dowex 1x8-NO 3 dan kolom kedua dengan resin Dowex 1x8-Cl. Pada kolom pertama parameter yang divariasikan adalah konsentrasi HNO 3 mulai dari 1M;2M;3M dan 4M, sedangkan variasi parameter pada kolom kedua adalah perbandingan volume antara HCl/metanol yaitu 50:50 %; 30:70 %, 20:80 % dan 10:90 %. Hasil penelitian diperoleh rekoveri uranium maksimum sebesar 90,68% dengan komposisi media pelarut pada kolom pertama adalah HNO 3 3M dan metanol sebanyak 50 % volume sedangkan pada kolom kedua digunakam media pelarut HCl 6M dan metanol dalam perbandingan 10 %:90 % volume. Pada kondisi optimal diperoleh kandungan uranium dalam PEB U 3 Si 2 /Al TMU 2,96 g/cm 3 potongan bagian atas sebesar 0,4725 μg.Kata kunci: rekoveri U, penukar anion, metanol, resin Dowex 1x8, PEB U 3 Si 2 /Al pasca iradiasi.
scite is a Brooklyn-based organization that helps researchers better discover and understand research articles through Smart Citations–citations that display the context of the citation and describe whether the article provides supporting or contrasting evidence. scite is used by students and researchers from around the world and is funded in part by the National Science Foundation and the National Institute on Drug Abuse of the National Institutes of Health.
hi@scite.ai
10624 S. Eastern Ave., Ste. A-614
Henderson, NV 89052, USA
Copyright © 2024 scite LLC. All rights reserved.
Made with 💙 for researchers
Part of the Research Solutions Family.