id0200001 issn 1410-1998 prosiding

ID0200001

ISSN 1410-1998

PROSIDINGPRESENTASIILMIAH DAUR BAHAN BAKAR NUKLIRIV

TEMA : TEKNOLOGIDAUR BAHAN BAKAR NUKLIR MENGHADAPI

TANTANGAN KEBUTUHAN KETENAGAAN PADA ABAD-21

%

Jakarta, 1-2 Desember 1998

BADAN TENAGA NUKLIR NASIONALPUSAT ELEMEN BAKAR NUKLIR

Kawasan Puspiptek Serpong, 15314, Telp. (021) 7560915,Faks (021) 7560909, Email : [email protected]

ISSN 1410-1998 Prosiding Presentasi llmiah Daur Bahan Bakar Nuklir IVPEBN-BATAN Jakarta, 1-2 Desember 1998

EDITOR

Dr.lr. Asmedi Suripto, MSc (BATAN)

Dr. Ir. Djusman Sajuti (P3M-UPI)

Dr.Ir. Syahrul Aiman (P3KT-L1PI)

Ir. Indro Yuwono (BATAN)

Dr.lr. Fathurrachman, MSc (BATAN)

Dr.lr. Hadi Suwarno, M.Eng (BATAN)

Dr.lr. Suwardi (BATAN)

Dr. Siti Amini (BATAN)

Ir. Widjaksana (BATAN)

TATA LAKSANA

Ir. Sungkono, MT

Winter Dewayatna, ST

Agus Sunarto

Ahmad Paid

BADAN TENAGA ATOM NASIONAL. J A K A K T A

SALINAN:

KEPUTUSAN DIREKTURJENDERALBADAN TENAGA ATOM NASIONAL

NOMOR : 498/DJ/IX/1998

TENTANG

PENYELENGGARAAN PRESENTASIILMIAH DAUR BAHAN BAKARNUKLIR DAN PEMBENTUKAN PANTITA

DIREKTUR JENDERAL BADAN TENAGA ATOM NASIONAL,

Merotabang : a. bahwa dalam rangka memJberikan kesempatan bertukarinformasi iinuah, wawasan, pengalanun dalam litbang sertauntuit menyebarluaskan hasil Htbang dalam lingkup daurbahan bakar nuldir, dipandang perlu menyelengg^TAkanpresentasi Dmiah Daui Bahan Bakar NuWir;

b. bahwa \mtiik ketertiban dan kelancaran penydenggaraanpreseniasi ilmiah sebagaiznana dimaksud pada huruf a, perludibentuk Panitia.

Mengingat : 1. Keputusan Prasiden RI Nomor 82 Tahun 1985;2. Keputusan Ditektur Jeanderal BATAN Nomor 127/ DJ/XH/1986.

M H M U T U S K A N . :Mcmtapkan :

PERTAMA : Menyelenggarakan Presentasi Bmiah Daur Bahan Balau: Nitklirpada butan Novembw 1998 bertempat di Jakarta/Sfrrpong,Tangerang, Jawa Barat

KEDUA : Membentulc Paratia Presentasi Hmiah Daui Bahan Bakaf Nukliryang selaitjutnya dalam Keputusan inl disebut Panitia dengansusvman seperti tersebut dalam LampiraB Keputusan ini.

TCETTGA : Segaia biaya untuk penyeienggaraan presentasi ilrrrlahdibebankan kepada. anggaran Baginn Proyek Penguasaai\ danPengembangan Teknologi Elemen Bakar NulOir.

KEEMPAT : Parvitia berfcugas tmhik mempersiapkan dan melaJksanakaiipenj^elenggaraan Presentasi Hrniah Daur Bahan Bakar Nuklirtermasuk menyeleksi rnakalah dan poster yang akandipresentasikan dan menyelenggaiakan penyuntingan makalahuntnk prosiding serta menerbitkan prosiding hasil presentasi.

KELIMA : Partitia wajib meaT.berilcajn laporan mengenai penyelenggaraanpresentasi ilmiah dan pertanggungjawaban keuangan kepadaDirektur Jenderal BATAN selambat-lambatnya 1 (satu) bulansetelah presentasi iLmiah berakhir.

KEENAM : Kepulusanuumulaiberlakupada Unggal dlteLapkajn.

Ditetapkan di J a k a r t apada tanggal 25 September 1998

Pgs. DIREKTUR JENDERALBADAN TENAGA ATOM NASIONAL

-t td-

Ic. F.P. SAGALA, SHSALINAN: Disampaikan kepada Yth.:1. Sejkretariat Negara RI di Jakarta.2. Kantor Perbendaharaan dan Kas Negaia (KPKN)

dijakarta3. Para Deputi Direktur Jenderal BATAN4. ParaKepakPusat/Biro/UPT-MPINdan

Staf Ahli di Hngkungan BATAN5. Kcpala Ptisat P3-MJiTALUKCi LiPi6. Kepala Pusat LP3KT LIPI7. Para Anggota Panitla.

jala Bixoi dengan a6linya:

syarakatan daitman Tcknologi

BADAN TENAGA ATOM NASIONALI A K A R T A '

LAMPIRAN : KEFUTUSAN DIREKTUR JENDERALBADAN TENAGA ATOM NASIONAL

NOMOR : 498/DJ/DC/1998TANGGAL : 25 SEPTEMBER 1998

SUSUKAN PANITIA PRESENTASIILMIAH DAUR BAHAN BAKAR NUKLER

«sssssa:

I. Pengarah

KetuaAnggota

Et. Pelaksana

KetuaWakil Ke.taaSekretariyWakil Sekretaris

Beadahara

Dr. Soedyartomo Soentono,. M.Sc - BATAN1. Dr. fr. Asmcdl Suripto, M.Sc - BATAN2. Drs. Gunandjar, SU - BATAN

Dr. Ir. Fa&tirraclurian, M.Sc - BATANTr. Abdul LaHe.f, MT - BATANIr. M. Husna Al H^a, MT - BATANAlunad Paid - BATAN

AiKusrniati - BATAN

Editoi/Penyuntinp;

Ketua :Wakil Ketua :merangkap anggotaAnggola :

Dr. Ir. Ac^nedi Suyipto, M.ScIr. Iiidro Ywvono

1. Dr. Ir. Fathurradtmaiv M.Sc2. Dr. Ir. HadiSuwarno^M.EBg3. Dr. It. Suwardl

BATANBATAN

BATANBATANBATAN

4. Dr. Siti Amini - BATAN5. Tr. Widjakfwma - "BATAN6. Dx. Ir. Djufcjman Sajuti - LIPI7. Dr. Ir. Syahrul Aiman - LIPI

Pgs. DEREKTUR JENDERALBADAN TENAGA ATOM NASIONAL

- ttd -

Ir. F.P. SAGALA,SH

Disalin sesuai dengan aslinya :Kepala Biro Pemasyarakatan danKerjasama Sains dan Teknologi

SOEKARNO SUYUDI

ISSN 1410-1998 Prosiding Presentasi llmiah DaurBahan BakarNuklir IVPEBN-BATAN Jakarta, 1-2 Desember 1998

KATA PENGANTAR

Atas berkah dan rahmat Allah S.W.T, Tim Editor dapat menyelesaikantugas guna menerbitkan Prosiding ini. Prosiding tersebut berisi rekaman hasilPresentasi llmiah Daur Bahan Bakar Nuklir ke-IV yang bertema Teknologi DaurBahan Bakar Nuklir Menghadapi Tantangan Kebutuhan Ketenagaan PadaAbad-21. Presentasi tersebut telah diselenggarakan di Gedung Perasten,BATAN Pasar Jumat Jakarta pada tanggal 1-2 Desember 1998. Prosiding inimemuat karya-karya ilmiah dari berbagai disiplin ilmu yang terkait denganprogram penelitian pengembangan Teknologi Daur Bahan Bakar Nuklir baik didalam maupun di luar lingkungan BATAN dan telah disajikan oleh para peserta-saji yang kemudian disunting oleh Tim Editor.

Seperti Prosiding tahun sebelumnya, karya-karya ilmiah dipilah menjadimakalah utama dan makalah biasa. Makalah biasa dibagi menjadi 3 (tiga)kelompok (awal, tengah dan akhir) yaitu :

1. Kelompok A : Teknologi Eksplorasi, Pengolahan, Pemurnian dan AnalisisBahan Nuklir

2. Kelompok B : Teknologi Elemen Bakar Nuklir dan Bahan Struktur3. Kelompok C : Teknologi Kelola Limbah, Keselamatan dan Manajemen Daur

Bahan Bakar Nuklir.

Tim Editor telah berusaha sebaik mungkin untuk menampung seluruhmakalah ilmiah yang telah disajikan untuk diprosidingkan dalam format yangsedapat mungkin tertata baik dan konsisten. Namun mengingat masih terdapatkekurang-mampuan dan keterbatasan teknis, pada kesempatan ini kami mohonasupan dan/atau kritik yang membangun dari Pembaca guna memperbaikikualitas suntingan dan terbitan prosiding di masa mendatang.

Akhirul kata, kami mengucapkan terimakasih kepada semua pihak yangtelah berpartisipasi dalam penerbitan prosiding ini, serta terimakasih atasperhatian para Pembaca.

Serpong, Maret1999

Tim Editor

ISSN 1410-1998 Prosiding Presentasillmiah DaurBahan BakarNuklirIVPEBN-BATAN Jakarta, 1-2 Desember 1998

SAMBUTANKEPALA PUSAT ELEMEN BAKAR NUKLIR

Puji syukur kami panjatkan ke hadirat Allah SWT, dengan telahditerbitkannya Prosiding Presentasi llmiah Daur Bahan Bakar Nuklir ke-IV yangbertema Teknologi Daur Bahan Bakar Nuklir Menghadapi Tantangan KebutuhanKetenagaan Pada Abad-21.

Prosiding ini berisi makalah undangan dan makalah hasil presentasiilmiah yang diselenggarakan pada tanggal 1-2 Desember 1998 di GedungPerasten BATAN Pasar Jumat, Jakarta. Karya ilmiah tersebut merupakan hasilpenelitian yang dilakukan oleh para Peneliti di dalam dan di luar lingkunganBATAN.

Prosiding ini diharapkan sebagai sarana untuk penyebarluasan informasiilmiah khususnya mengenai teknologi daur bahan bakar nuklir serta segalaaspek yang terkait dengan pengembangan teknologi nuklir di Indonesiamenghadapi tantangan kebutuhan ketenagaan pada abad-21. Kebijakan,tinjauan dan ungkapan data-data maupun informasi yang disajikan dalamProsiding ini, diharapkan dapat dijadikan sebagai pengembangan wawasan kitauntuk pertimbangan selanjutnya mengatasi situasi pengembangan ilmu danteknologi nuklir di tahun-tahun mendatang. . ;

Kami menyampaikan rasa terimakasih kepada para peserta donatur yangtelah ikut berpartisipasi dalam Presentasi llmiah Daur Bahan Bakar Nuklir ke-IV,khususnya kepada segenap para peserta-saji, dan kepada PanitiaPenyelenggara, Tim Editor, Tim Penerbitan serta semua pihak yang terlibatsecara langsung maupun tidak langsung dalam pelaksanaan penyelesaianProsiding ini, sehingga dapat diterbitkan dalam batas waktu yang tidak terlalulama.

Akhirul kata, kami berharap semoga Prosiding ini dapat menjadi acuanyang bermanfaat dan berharga bagi para peneliti serta pembaca lainnya.

Jakarta, Maret 1999Kepala Pusat Elemen Bakar Nuklir

Dr. Ir. Asmedi Suripto, MSc.

PLEASE BE AWARE THATALL OF THE MISSING PAGES IN THIS DOCUMENT

WERE ORIGINALLY BLANK

ISSN 1410-1998 Prosiding Presentasi llmiah Daur Bahan Bakar Nuklir IVPBBN-BATAN Jakarta, 1-2 Desember 1998

DAFTAR ISIHal.

KATA PENGANTAR i

SAMBUTAN KEPALA PEBN iii

DAFTAR ISI v

MAKALAH UTAMA

1. EVOLUSI KINERJA DAN DISAIN ELEMEN BAKAR NUKLIR UNTUK 1REAKTOR AIRDr. Soedyartomo Soentono, M.Sc.

2. HASIL DAUR TERTUTUP DAN MASALAHNYA 17Dr. Mohammad Ridwan

3. CANDU FUEL AND FUEL CYCLES 27P.G. Boczar, P.J. Fehrenbach, D.A. Meneley and T.S. Thompson

4. MEMBIDIK PASAR INTERNASIONAL UNTUK ELEMEN BAKAR REAKTOR 37RISET/r. Bambang Galung Susanto, M.Sc.

MAKALAH BIASAKelompok A

1.. EKSTRAKSI U DAR! PENGOTOR Ce, La, DAN Mo DENGAN METODA 49MEMBRAN EMULSIA.Ninik Bintarti, Bambang EHB, C.Supriyanto

2. PEMANFAATAN SISTEM JARINGAN SYARAF ARTIFISIAL PADA 57PEMBUATAN LOGAM URANIUMAgus Cahyono, Triyanto Hadi Lukito

3. EFEK PENAMBAHAN GARAM PADA PROSES PEMANGGANGAN 67GAGALAN SERBUK U3Si2 PADA SUHU TINGGIGhaib Widodo

4. EVALUAS! KINERJA TERMO-MEKANIKA KONDISI MANTAP ELEMEN 73BAKAR KSN-1000Bambang Herutomo

5. PENGGUNAAN METODE LOGARITMA DAN METODE WAKTU 1/2 PULSA 85PANAS MAKSIMUM PADA PENENTUAN DIFUSIVITAS PANAS BAHANBAKAR NUKLIR PASCA IRRADIASIYusuf Nampira, Kazuyuki Abe

6. INVENTARISASI SEKTOR POTENSIAL U DAERAH MENTAWA BARAT 93,• KALIMANTAN TENGAH TAHAPAN PROSPEKSI SISTEMATIK

Ngadenin, Tugijo, H.Suwardi, Fx,Sudjiman, Rahmat Iswanto

1. DISPERSI Sr-90 PADA TANAH Dl DAERAH GENGGRENGAN MURIA 103SEBAGAI KAWASAN CALON TAPAK PLTNHerry Poernomo, Ign. Djoko Sardjono, Supardi

Prosiding Presentasi llmiah Daur Bahan Bakar Nuklir IV / c-9/w 1410-1998PEBN-BATAN Jakarta, 1-2 Desember 1998

Kelompok B

1. PREPARASI SERBUK CAMPURAN ThO2 + UO2+X DENGAN GRANULASI 115MEKANIK DUA TAHAPTundjung Indrati Y, Nurwidjayadi, Endang Nawangsih, Ari Handayani

2. KARAKTERISASI DISTRIBUSI ZEOLIT DALAM PELET MENTAH UO2 125DENGAN WDX-SEMSugondo, Abdul Latief, Nusin Samosir, Tata Terbit Saputra

3. EFEK KOMBINASI PENGOMPAKAN DAN SUHU SINTERING TERHADAP 133KUALITAS PELET SINTER UO2/UO2 + 5% Gd2Q3

Abdul Latief

4. DIFUSIVITAS DAN KONDUKTIVITAS PANAS LOGAM PADUAN U-Th-Zr 145DAN U-Th-Zr-HHadi Suwarno

5. PENGARUH TINGKAT MUAT URANIUM TERHADAP KAPASITAS PANAS, 153KONDUKTIVITAS PANAS DAN ENTALPI SERBUK U3Si2-AIAslina Br.Ginting, Supardjo, Hasbullah N., Dian A., Siti Amini

6. PENGARUH KENAIKAN TINGKAT MUAT U3Si2 TERHADAP 161KARAKTERISTIK PELAT ELEMEN BAKAR U3Si2-AITumpal P., Anthonius S., Asmedi S.

7. KARAKTERISASI TERMAL ZIRCALOY-2 TERKOROSI IODIUM DENGAN 167DTASugondo, Aslina Ginting, Dian Anggraeni

8. PENGARUH PERLAKUAN PANAS PADA PERGESERAN SUHU TRANSISI 175ULET-GETAS ZIRCALOY-2Budi Briyatmoko, Asli Purba, Nusin Samosir, Rohyaman, Isfandi

9. PENGARUH KONSENTRASI PELAPISAN GRAFIT DAN SUHU 183PEMANASAN TERHADAP KEKERASAN DAN MIKROSTRUKTURZIRCALOY-2Sri Moedjajati, Abdul Latief, Eddy Indarto

10. PENGARUH PERLAKUAN PELARUTAN PADAT DAN ROL DINGIN 191TERHADAP SUHU REKR1STALISASI PLAT ZlRCALOY-4Futichah, Aslina Br. Ginting

11. PENGARUH KOMPOSISI DAN PERLAKUAN PANAS LOGAM PADUAN BESI 201DAN NIKEL TERHADAP MIKROSTRUKTUR DAN KEKERASANSaeful Hidayat, Tatang M., GunturD.S.

12. SIMULASI PENGARUH UNSUR BORON Dl DALAM KELONGSONG AIMg2 207DENGAN BAHAN BAKAR U3O8 TERHADAP KRITIKALITAS TERASPERTAMA RSG-GASMasrukan, Zuhair

13. ANALISIS TEGANGAN TERMAL BAHAN BAKAR PLAT DENGAN METODA 215ELEMEN HINGGA DUA DIMENSIUtaja

VII


14. ANALISIS DISAIN PENYISIPAN ELEMEN BAKAR SILISIDA FULL SIZE 223DENGAN TINGKAT MUAT 4,8 g U/cm3 dan 5,2 g U/cm3

D) TERAS RSG-GAS : ASPEKTERMOHIDROLIKAEndiah Puji Hastuti

15. PROSPEK BAHAN BAKAR MAJU U-Mo BERDENSITAS TINGGI SEBAGAI 235BAHAN BAKAR REAKTOR RISETM. Husna Al Hasa

16. .ANALISIS SENSITIVITAS DEPRESI DAYA RADIAL DAN FAKTOR DAYA 247AKSIAL PADA BATANG ELEMEN BAKAR REAKTOR DAYA TERHADAPDiSTRIBUSI SIFAT TERMAL DAN TEMPERATURSuwardi

17. PREDIKSI PERILAKU SWELLING AKIBAT IRADIASI BAHAN BAKAR 257DISPERSI SILISIDA U3Si2Basuki Agung Pudjanto, Bambang Herutomo, Haryono S. Wibowo

Kelompok C

1. EVALUASI KESELAMATAN KERJA IRM ATAS DASAR DATA LAPANGAN 263.DAN RANCANG BANGUNIndro Yuwono

2. ANALISIS RADIONUKUDA UDARA MASUK SISTEM VENTILAS! 273Dl INSTALASI RADIOMETALURGIBudi Prayitno, Nur Yulianto D., Darmini, Narko Wibowo

3. EVALUASI SISTEM PEMANTAUAN KECELAKAAN KEKRITISAN BAHAN 281FISIL Dl INSTALASI PRODUKSI ELEMEN BAKAR REAKTOR RISETSjafruddin

4. PENURUNAN KADAR URANIUM DALAM LIMBAH FASA AIR DENGAN 291PROSES KOAGULASI FLOKULASI DENGAN GARAM FERRIPrayitno, Raharjo, M.E Budiyono, Puji Lestari

5. PENGARUH BAHAN TAMBAH TERHADAP STABILITAS KEKUATAN 297IMMOBILISASl LIMBAH CAMPURAN URANIUM DAN FLUORIDA AKTIVITASRENDAHSupardi, Herry Poernomo, Djoko Sardjono

6. PERBANDINGAN KETAHANAN KIMIA ANTARA GELAS DAN SYNROCK 305YANG MENGANDUNG LIMBAH AKTIVITAS TINGGIAisyah, Herlan Martono

7. IZIN PEMANFAATAN BAHAN NUKLIR 313LHiana Y.Pandi, Suharyanta, Berthie Isa

8. SOLUSI ALTERNATIF KEGAGALAN SISTEM PENGAMAN TEKANAN 319TINGGITUNGKUAchmad SuntoroTINGG! TUNGKU SINTER DEGUSSA™ HR-05 PEBN - BATAN

Gambar Sampul : Mikroskop elektron transmisi (TEM)Inset : Bright field image mikrograf TEM dari sampel zircaloy-4 yang mengalami 60 % cold

worked dan heattreatment750°C selama 5jam.

IX

MAKALAH UTAMA

ID0200002


EVOLUSI KINERJA DAN DISAIN ELEMEN BAKAR NUKLIR

UNTUK REAKTOR AIR

Soedyartomo Soentono

Deputi Bidang Penelitian Pengembangan Industri Nuklir, BATAN

ABSTRAK

EVOLUSI KINERJA DAN DISAIN ELEMEN BAKAR NUKLIR UNTUK

REAKTOR AIR. Kebutuhan elemen bakar nukir untuk operasi reaktor

daya meningkat terus selama lebih dari 4 dekade sesuai dengan

meningkatnya jumlah pembangkit listrik tenaga nuklir (PLTN) yang

beroperasi. Teknologi yang berkait khususnya dengan fabrikasi elemen

bakar nuklir dan disain teras reaktor serta juga daur bahan bakar nuklir

umumnya juga meningkat dengan pesat sesuai dengan upaya untuk

meningkatkan kinerja elemen bakar nuklir yang lebih baik. Pemanfaatan

PLTN di masa depan akan meningkat disebabkan oleh berbagai faktor,

misalnya keinginan untuk mengurangi degradasi lingkungan akibat

pembangkitan energi menggunakan bahan bakar fosil, pemanfaatan

sumber daya alam yang lebih optimum, dan kesinambungan

pembangunan untuk peningkatan kualitas hidup. Oleh sebab itu, perlu

diamati perkembangan kinerja dan disain elemen bakar nuklir yang telah

terjadi selama ini serta kecenderungan pengembangannya di masa

depan karena elemen bakar nuklir adalah salah satu komponen PLTN

yang terpenting dan terkritis dari segi ekonomi dan keselamatan. Seperti

yang telah terjadi selama ini serta kemungkinan perkembangannya di

masa depan pemanfaatan PLTN jenis reaktor air telah dan masih akan

dominan. Oleh karena itu, pengamatan evolusi kinerja dan disain elemen

bakar nukiir reaktor air perlu diamati terlebih dahulu. Elemen bakar nuklir

reaktor air, dalam makalah ini dibatasi hanya untuk reaktor air tekan

(pressurized water reactor, PWR, dan vodo vodiany energeticheski

Prosiding Presentasi llmiah DaurBahan Bakar Nuklir IV ISSN 1410-1998PEBN-BATAN Jakarta, 1-2 Desember 1998

reactor, VVER Rusia), reaktor air mendidih (boiling water reactor, BWR),

dan reaktor air berat tekan (pressurized heavy water reactor, PHWR)

yang dikenal dengan reaktor CANDU, menunjukkan keandalan kinerja

yang semakin baik di reaktor daya di seluruh dunia. Walaupun demikian

kegagalan elemen bakar nuklir dengan mekanisme yang diketahui masih

terjadi, kadang-kadang menimbulkan impak yang cukup berarti pada

operasi reaktor. Pada saat ini laju kegagalan rerata elemen bakar (fuel

rod) adalah sekitar 10"5 yang masih cukup tinggi dibandingkan dengan

keinginan untuk mencapai target tanpa gagalan (zero failure goal), yang

dalam pengertian pada saat ini sama dengan laju kegagalan mendekati

10"6. Peningkatan keandalan elemen bakar nuklir melebihi tingkat yang

ada pada saat ini menghadapi tantangan yang lebih besar khususnya

bagi negara yang memprogramkan peningkatan derajat bakar (discharge

burn-up). Pemahaman yang cukup mendalam tentang kinerja elemen

bakar sangatlah diperlukan untuk identifikasi akar masalah yang

menyebabkan kegagalan, dan merumuskan langkah-langkah perbaikan

pada tahap disain, tahap manufaktur (fabrikasi), dan tahap operasi.

Badan Tenaga Atom Internasional, IAEA, telah beberapa kali

menerbitkan publikasi tentang hal ini. Di samping itu, beberapa seminar

international yang membahas khusus elemen bakar reaktor air ringan

(light water reactors, LWR, yaitu PWR, BWR, dan WER) telah pula

diselenggarakan sejak 1985 dan mempublikasikan hasil-hasilnya.

Demikian pula beberapa konferensi internasional yang telah

diselenggarakan khusus untuk elemen bakar reaktor CANDU telah

mempublikasikan hasil-hasil sejak 1986. Beberapa catatan penting

tentang kegagalan dan evolusi disain elemen bakar nuklir untuk reaktor

air serta berbagai hal yang terkait disajikan agar dapat menjadi bahan

pertimbangan bagi aktivitas penelitian dan pengembangan elemen bakar

nuklir di Indonesia.

ISSN 1410-1998 •' Prosiding Presentasi llmiah Daur Bahan Bakar Nuklir IVPEBN-BATAN Jakarta, 1-2 Desember 1998

ABSTRACT

THE EVOLUTION OF PERFORMANCE AND DESIGN OF THE

NUCLEAR FUEL ELEMENTS FOR WATER COOLED REACTORS.

The demand ofnuclear fuel elements for the operation of power reactors

increases for more than 4 decades as the number of nuclear power

plants increases. The relevants technologies, typically fue! fabrication

and reactor core design as well as the fuel cycle, accordingly improve

quite rapidly in response to the effort to improving fuel performance. The

utilisation of nuclear power stations in the future will undoubtedly

increase for some reasons, including for example the need to reduce the

environment degradation resulting from the utilisation of fossil fuei power

plants, to utilise the natural resources in more optimal way, and to keep

the development sustainability for the betterment of life standard. It is

therefore necessary to closely observe the performance of fuel elements

and the design of reactor core and follow the trend of their respective

improvement in the future as fuel elements are among the most

important and critica! components of nuclear power plants from economic

and safety point of view. As seen from the existing and operating power

plants and from the trend of power reactors in the future, water cooled

reactors has been and would be still predominant. It is therefore

mandatory to observe the evolution of water cooled reactor fue!

performance and core design. The discussion of water cooled reactor

fuel elements in this paper is limited to pressurised water reactors, PWR,

and vodo vodiany energeticheski reaktor, VVER, the Russian type PWR,

boiling water reactors, BWR, and pressurised heavy water reactors,

PHWR, the later being more known as CANDU reactors, those all

indicating their ever improving performance reliability ofoperation all over

the world. Despite view fue! failures of known mechanism remaining to

exist, they sometime result in quite great impacts to the reactor

operation. For the present status of technology, the fue! rod failure rate is

at the level of 10'5 , which is considered to be high compared to

Prosiding Presentasi llmiah Daur Bahan Bakar Nuklir IVPEBN-BATAN Jakarta, 1-2 Desember 1998

ISSN 1410-1998

uliimately having a zero failure goal, which at the present state of art

equals to a failure rate 10'6 . The improvement of fuel performance

reliability exceeding the present level faces greater challenges,

especially in countries setting up improvement in the discharge burn-up.

Better understanding on fuel performance is highly required to identify

the root problems that affect the fuel performance failures, and formulate

necessary actions to improve the design, manufacturing, and operational

steps. The International Atomic Energy Agency (IAEA) has published

several issues on the matter. Besides, several international seminars

specifically addressing the light water reactor (LWR) fuels have been

held since 1985 and theirresults already published. For CANDU reactors

similar international conferences or seminars have been conducted since

1986. A view notes on fuel failures and design evolution for water

reactors and related subjects are presented in this paper in order to

make them available as reference for fuel research activity and

development in Indonesia.

PENDAHULUAN

Di dunia ini ada 443 reaktor daya

yang beroperasi dan menggunakan

pendingin air baik pendingin air berat

maupun air ringan yang berjumlah

lebih dari 95% reaktor daya di dunia.

Reaktor jenis itu menjadi penting

untuk dipelajari, walaupun saat ini

Indonesia belum mempunyai reaktor

daya dan juga belum menentukan

reaktor mana yang akan harus

dipunyai.

Reaktor air menjanjikan suatu

kenyataan bahwa saat ini reaktor air

dan familinya mampu memanfaatkan

U dengan lebih baik, terutama

pemanfaatan bahan bakar (Pu+U)C>2

yang digunakan secara bergabungan

dalam reaktor jenis PWR. Di

samping itu, ada kemungkinan lain

bahwa gabungan antara PWR dan

CANDU dapat menghasilkan siklus

tertutup daur bahan bakar yang bisa

memanfaatkan uranium maupun Pu

yang terbentuk lebih baik lagi


sehingga mampu menghabiskan Pu

yang terkumpul.

Oleh karena itu, perlu

diperhatikan terus evolusi kinerja dan

disain elemen bakar nuklir untuk

reaktor air.

Dalam tulisan ini, evolusi disain

tidak dijelaskan secara detail, tetapi

lebih ditekankan pada kinerja, agar

dapat menjadi inspirasi untuk

melakukan penelitian-penelitian yang

sifatnya dapat memancing minat

peneliti untuk berperan serta dalam

masalah daur pada tingkat regional

dan global.

oleh pembakaran fosil, yang turut

berperan dalam pemanasan global

akibat emisi CO dan CO2 yang

mengakibatkan menipisnya ozon,

serta emisi SOX dan NOX yang

mengakibatkan hujan asam dan juga

pencemaran B3. Semuanya dapat

dikaitkan dengan kontribusi

pembakaran fosil. Dengan begitu

beratnya pembakaran fosil yang

hanya untuk mendapatkan energi

primer yang dikonversikan ke energi

listrik, maka pemanfaatan bahan fosil

harus melalui optimasi-optimasi. Oleh

karena itu, aspek pemanfaatan

tenaga PLTN sebagai opsi bagi

energi mix akan semakin terbuka.

Pemanfaatan PLTN akan terus

meningkat di masa datang, karena

ada tiga hal yang mempengaruhinya:

1. Kesadaran yang meningkat untuk

mencegah dan memperbaiki

degradasi lingkungan akibat

pembakaran fosil

Keinginan manusia yang paling

utama adalah mempunyai lingkungan

yang lebih baik sekaligus mencegah

degradasi lingkungan. Degradasi

lingkungan tidak hanya disebabkan

Dalam tulisan ini tidak

ditampilkan angka-angka

pencemaran CO2, NOX, SOX, logam

berat, B3 yang dihasilkan akibat

pembakaran fosil karena sudah

banyak disebut dalam berbagai

makalah dan jurnal. Masih terkait

dengan butir 1 bahwa pemanfaatan

sumber daya alam saat ini amat

meningkat. Perlu diingat bahwa

sumber daya alam bukan warisan

nenek moyang, tetapi titipan anak

cucu dan tentu saja tidak benar bila

sumber daya alam itu dikuras habis-


ISSN 1410-1998

habisan tanpa peduli kepada

keperluan generasi selanjutnya. Di

sisi lain, sudah diketahui bahwa

energy content dari nuklir sedemikian

tingginya sehingga pengurasan

sumber daya alam lainnya seperti

bahan fosil yang mempunyai manfaat

dan nilai tambah lain, misalnya di

bidang petrokimia, dapat dikurangi.

Lagipula, peluang pemanfaatan

energi primer yang cukup besar dari

sumber daya alam lainnya juga

besar. Dengan demikian peluang

pemanfaatan sumber daya alam

dengan energy content yang tinggi

akan terbuka, dan di antara energi

primer yang tersedia, energi nuklir

akan merupakan opsi yang menarik.

2. Gas bumi hanya 1,2% cadangan

dunia, batu bara 3,1%, minyak

bumi hanya 1,1% yang terdapat di

bumi Indonesia.

Potensi batubara yang 30

milyar ton itu berada dalam posisi

tumpang tindih lahan, karena

pemanfaatan lahan harus

memperhatikan kepentingan

pangan dan sebagainya. Telah

disadari bersama bahwa migas

dan batubara itu dapat pula

digunakan sebagai bahan industri

untuk mendapatkan devisa tetapi

juga diperlukan untuk transportasi.

3. Kesadaran yang meningkat untuk

melaksanakan pembangunan

yang berkelanjutan

Berkelanjutan artinya generasi

sekarang harus lebih baik dari

sebelumnya, dan harus

menyiapkan generasi penerus

yang lebih baik. Artinya mereka

harus mampu mencegah

degradasi sekaligus memperbaiki

lingkungan. Hal itu dapat

dilaksanakan dengan cara :

• memanfaatkan teknologi bersih

yang akrab/ramah lingkungan,

• mengkonsumsi sumber daya

alam terbarukan dan sesedikit

mungkin sumber daya tak

terbarukan,

• mengolah limbah, dan atau

mendaur-ulang

• tidak memubazirkan sumber

daya alam

Uranium sebagai bahan bakar

uiama PLTN, kalau tidak dipakai

akan meluruh, dan hasil luruhan juga

akan meluruh, demikian seterusnya

ISSN 1410-1998 Prosiding Presentasi llmiah DaurBahan Bakar Nuklir IVPEBN-BATAN Jakarta, 1-2 Desember 1998

sampai celakanya nanti berakhir

menjadi Pb. Sementara Pb bersifat

racun sepanjang zaman. Jadi, lebih

baik U dipakai maksimal sebelum jadi

racun.

Kiitan dengan Daur Bahan Bakar

Nuklir

elemen bakar itu sendiri. Kajian daur

bahan bakar nuklir dapat berjalan

terus menerus, walaupun teknologi

daur bahan bakar nuklir sudah

sedemikian maju tapi selalu masih

ada celah-celah untuk

mengoptimasikan pemanfaatan

elemen bakar.

PLTN mempunyai keboleh-

jadian meningkat pemanfaatannya,

dan terbukti bahwa PLTN yang

beroperasi di dunia meningkat terus,

yaitu pada saat mencapai 443 buah

walaupun ada beberapa yang telah

didekomisi karena telah mencapai

umur pakainya, sekitar 35-38 sedang

dibangun dan lebih dari 100 telah

diprogramkan.

Untuk itu, masalah elemen

bakar menjadi penting dan daur

bahan bakar nuklir juga penting,

karena mereka merupakan salah satu

komponen reaktor yang terkritis dari

segi keselamatan dan terpenting dari

segi ekonomi. Harga jual listrik

bertumpu pada murahnya bahan

bakar pada saat PLTN beroperasi.

Ada siklus berulang antara

mendesain teras dan mendesain

Bila reaktor dapat didesain

dengan kemungkinan leleh teras 10~6

(yang dulu 10~4) maka kegagalan

elemen bakar pun secara bertahap

harus menurun. Pada saat ini elemen

bakar / batang bahan bakar ke-

mungkinan kegagalannya masih

berkisar 10~5 (1 batang elemen bakar

dalam 100.000 batang/elemen

bakar), sedang sasarannya adalah

10"6 {zero failure goal).

Sejak beberapa dekade ini

PLTN sudah dapat bersaing dengan

PLT yang lain. Oleh sebab itu, sejak

dekade 60-an, evolusi kinerja dan

disain elemen bakar nuklir selalu

dilakukan dalam rangka

meningkatkan segi ekonomi dan

keselamatan. Hal itu disebabkan

karena fungsi elemen bakar yang

terpenting dan terkritis, yaitu

memperhatikan aspek ekonomi dan


ISSN 1410-1998

keselamatan. Aspek keselamatan

utama elemen bakar adalah sebagai

boundary I dan II. Matriks bahan

bakar harus mampu berfungsi

sebagai boundary I yang dapat

mengakomodasikan produk belah

baik yang berbentuk gas atau bukan,

agar radiasi clari hasil belah tidak

menyebar dan sebagian kecil produk

belah tersebut masih ditahan lagi

oleh kelongsong sebagai boundary I!

bila matriks tidak dapat

melaksanakan tugasnya. Hal ini kalau

dilihat dari sistem multibarrier dalam

disain suatu reaktor.

• adanya pengembangan selimut

axial untuk mendapatkan fertile

material

o pengelolaan bahan bakar untuk

memperkecil kebocoran radiasi.

Peningkatan pemanfaatan

EBN yang sangat tinggi terlihat pada

tidak terjadinya kehilangan waktu

operasi reaktor, atau waktu produksi

listrik semakin panjang, daur dan

rekonstitusi rakitan.

Evolusi Kinerja Dan Desain Elemen

Bakar

Selama ini telah terjadi

peningkatan kehandalan dan

keselamatan, karena litbang dari data

disain, data komputer, disain dan

modeling begitu intensif dilakukan.

Peningkatan pemanfaatan elemen

bakar nuklir terlihat dari aktivitas yang

terus dilakukan dalam:

• peningkatan burn-up

• pengembangan absorber dapat

bakar (sehingga reaktivitas dapat

diatur)

• rakitan bahan bakar aktivitas

tinggi

Evolusi kinerja dan disain

elemen bakar untuk meningkatkan

kinerja PLTN bermanfaat dalam :

• peningkatan kapasitas reaktor

• load following (dapat mengikuti

beban) walaupun PLTN terutama

untuk memasok beban dasar,

tetapi diinginkan untuk dapat lebih

fleksibel agar mampu lebih dapat

memenuhi permintaan pasokan

listrik yang sebenarnya

• peningkatan dalam teknologi

fabrikasi dan peningkatan kinerja

sehingga ongkos produksi dapat

diturunkan.


Hal-hal yang masih terbuka

untuk dilihat lebih jauh adalah

moisture atau kontaminasi lain pada

pelet/batang, kemudian PCI, lalu

SSC. Hal ini karena ada power ramp

yang tinggi dalam rangka load

following, kemudian juga

kemungkinan terjadinya cladding I

pelet yang tidak baik.

Korosi juga menjadi masalah

dengan penyebab yang bermacam-

macam. Dry out terjadi juga,

walaupun sangat jarang, sebagai

akibat adanya over heating. Adanya

pelengkungan channel dalam

perangkat PWR, collapse dari

kelongsong karena ada axial gap

dalam kolom fuel, dan adanya

densifikasi selama reaktor

beroperasi, grid rod rating, rod bow,

Bubble jetting dan sebagainya pada

pelepasan fuel rod/element. Pada

perangkat terjadi deformasi lain,

kemudian arus fretting dan hidridasi

terhadap zircaloy.

sebelumnya berorde 10 , sekarang

baik untuk LWR maupun HWR

menjadi 10"5. Cladding collapsing

untuk PWR diturunkan, excessive rod

bow juga bisa diturunkan. Deformasi

length growth jarang terjadi, karena

perbaikan dalam disain atau

manufacturing, terutama pada disain

mekanik dan proses manufacturing

yang diperbaiki. Kemudian primary

hidridizing oleh moisture dalam bahan

bakar sebelumnya dapat dihindari,

ditekan sekecil mungkin. Bubble

jetting untuk PWR yang dulu pernah

meningkat pada tahun 80-an,

sekarang dapat diturunkan. Namun,

masih ada kegagalan-kegagalan lain,

misalnya korosi diri atau akibat

kombinasi terjadinya pengendapan

berat, PCI, SCC, lalu grid rod fretting

and hidridizing pada yang panjang

(long axial crack), kemudian pada

assembly damage oleh length growth

pada air ringan dan muncul berbagai

aspek baru yang tadinya belum

diketahui.

Sejak 2 dekade terakhir

terutama setelah tahun 1989, laju

kegagalan elemen bakar/batang

bahan bakar dan rakitan sebenamya

mulai dapat diturunkan yang

Disain elemen bakar nuklir

mengalami perkembangan yang

cukup menonjol, dapat dicatat sejak

dekade 80-an telah terjadi

peningkatan sinambung rerata


ISSN 1410-1998

derajad bahan bakar. Sekarang rata-

rata discharge BU dapat mencapai

45.000 MWD/ton ~ 60000 MWD/ton

dan bahkan peningkatan lebih lanjut

sesuai dengan rencana.

Beberapa program sedang

berjalan untuk elemen bakar CANDU,

meliputi:

• daur bahan bakar baru yang

akhirnya dapat menghasilkan

derajad bakar (burn-up) melebihi

U alam

• modifikasi disain bahan bakar dan

bahan telah dilakukan untuk

meningkatkan kinerja elemen

bakar nuklir untuk menuju derajad

bakar tinggi, memperbaiki

ekonomi neutron dan menurunkan

resiko kegagalan.

Jadi, di samping berbagai

perbaikan mekanikal juga perbaikan

terhadap neutronik bahan bakar.

Disain ' mekanik mempengaruhi

thermohidroulik elemen bakar

tersebut terutama perangkatnya

sehingga meningkatkan kinerjanya.

Pada perangkat BWR terjadi

penincjkatan-peningkatan. Semula,

perangkat itu matriksnya 7x7 dengan

diameter pin 14,3 mm, kemudian naik

menjadi 8x8 sehingga diameter pin

makin kecil, yaitu 12,25-12,50 mm.

Dan ini mengakibatkan laju rerata

linear pembentukan panas makin

rendah, tetapi dengan cara ini banyak

kegagalan dapat dihindari yang pada

dekade 70-an hal itu kurang terlihat.

Untuk mencapai derajad

bakar, faktor-faktor untuk

menghasilkan power lebih tinggi, dsb

maka disain lebih disempurnakan

sehingga pada tahap berikutnya

General Electric mengintroduksikan

yang disebut Zr liner dalam perang-

kat dengan matriks 8 x 8 . Ini diadopsi

oleh semua vendor elemen bakar

untuk tipe BWR. Siemens

mengenalkan matriks reload fuel 9x9,

dengan diameter pin lebih kecil dan

untuk 8x8 dan 9x9 ada optimasi

reaktivitas yang menghasilkan

beberapa versi dengan jumlah water

rod berbeda. ABB mendesain matrik

8x8 dengan water cross disebut

SVEA 64. Siemens mendisain 9x9,

mempunyai kanal air persegi yang

disebut atrium. Kedua versi tersebut

mempunyai jenis matriks 10x10

dengan diameter 10 mm. Baru-baru

ini General Electric mengenalkan

10

ISSN 1410-1998 Prosiding Presentasi llmiah Daur Bahan Bakar Nuklir IVPE8N-BATAN Jakarta, 1-2 Desember 1998

disain 9x9 dan 10x10,. Hampir

seluruh disain 8x8, sebagian 9x9, dan

10x10 menggunakan kelongsong

dengan Zr liner.

Disain perangkat bahan bakar

PWR yang dahulu menggunakan

diameter berkisar 10,7-11,2 mm

dipakai pada matriks mulai 14x14

hingga 16x16 juga mengalami

perkembangan. Batang/p/n diameter

lebih kecil dengan matrik 16x16

dikenalkan oleh Combustion

Engineering, Westinghouse

matriknya 17x17, sedang Siemens

menggunakan 18x18, kemudian liner

tak dipakai lagi di PWR. Namun,

banyak modifikasi disain perangkat

bahan bakar PWR telah dilakukan

dengan berbagai nama dagang

misalnya : AVA, QUA, FANTAS 5,

FOKUS, HTP dengan sebagian

bermatriks tak sama.

Beberapa jenis bahan bakar

PWR baru mempunyai kesamaan

ciri, misalnya : menggunakan spacer

gridmaju dari zircaloy. Beberapa tipe

menggunakan debris capture untuk

mengubah kegagalan akibat debris

dan menggunakan bahan kelongsong

yang mempunyai ketahanan korosi

lebih baik, sehingga ada

perkembangan material maupun

disain mekanik. Walaupun sebagian

besar kelongsong elemen bakar

nuklir yang beroperasi masih Zry-4

dalam spesifikasi ASTM,

kecendrungan teramati adalah me-

ninggalkan bahan paduan ini dan

diganti logam paduan baru

khususnya kelongsong duplex

dengan lapisan luar yang tahan

terhadap korosi. Oleh Siemens

misalnya zirlo (Zr Sn/Nb) yang

digunakan pula oleh Westinghouse.

Pada WER (PWR Rusia) juga

telah dilakukan peningkatan

perangkat bahan bakar dengan

mengubah disain mekanik atau

bahan. Jadi versi asli WER 440

mempunyai perangkat bahan dengan

fuel channel 126 batang bahan

bakar. Versi 1000, sudah beroperasi

sejak 80-an, tidak lagi memakai fuel

channel, mempunyai 312 batang

bahan bakar. Kedua WER ini

berperangkat bahan bakar dengan

matriks heksagonal dengan spacer

grade bertipe sisir tawon, batang

bahan bakar mempunyai diameter

9,1 mm, berkelongsong Zr-1 Nb dan

berpelet anular. Kemudian perbedaan

n


ISSN 1410-1998

terhadap PWR versi Barat yang

penting adalah adanya kimia air,

potasium amonia dan kontrol

reaktivitas dengan perangkat bahan

bakar yang mempunyai tabung-

tabung steel yang mengandung

boron di bagian atasnya (untuk WER

440). Sedangkan sebagai tambahan

spacer grade paduan Zr-Nb,

menggantikan stainless steel ini sejak

87 di WER 440 dan sekarang di

WER 1000. Perkembangan terakhir

mencakup penggunaan alloy Rusia

Zr-Nb-Sn-Fe yang lebih tahan

terhadap pertumbuhan imbas akibat

iradiasi, creep dan korosi atau untuk

guide tube dan juga untuk

kelongsong batang bahan agar

tinggal lebih lama di dalam reaktor

sekitar 5 atau 6 tahun. Pada saat ini

sedang dikembangkan perangkat

yang dapat dilepas, optimasi cap,

desain baru untuk batang kendali dari

WER 1000.

CANDU meimpunyai perangkat

matriks bahan bakar yang pendek tak

berstruktur. Hal ini berbeda sekali

dengan perangkat bahan bakar PWR

yang panjang dengan batang kecil-

kecil sehingga memerlukan strukur.

Pada CANDU, dirinya sendiri menjadi

struktur yang cukup kuat, bahkan

kelongsongnya tipis saja, yang

umumnya dilapisi grafit bagian

dalamnya tanpa komponen struktur.

Berbagai tipe bundel ada yang 19/28

diameternya tentu saja besar sekitar

15 mm. Ada pula yang mempunyai

37 elemen bakar per bundel, dengan

diameter elemen bakar mengecil

hingga 13 mm. Pada saat ini semua

desain masih dipakai dan reaktor

jenis CANDU sedang beroperasi.

Bundel dengan 37 elemen bakar

mempunyai 2. versi dengan

perbedaan sedikit pada profil endcap-

nya dan posisi bearing pad untuk

menyesuaikan dengan sistem

penanganan bundel bahan bakar dan

konfigurasi kanal. Reaktor BRUCE

dan DARLINGTON, Kanada

memakai mesin fuels against flow,

tetapi di reaktor CANDU lainnya

memakai fuels with flow. Jadi, ada

perbedaan sedikit pada endcap-nya.

Walaupun pada dasarnya disain

dasar tidak berubah, program

peningkatan kinerja dilakukan untuk

bahan bakar maju yang tidak hanya

berupa uranium alam saja, tetapi juga

uranium diperkaya (uranium dari

bahan bakar bekas PWR). Di

samping itu, CANDU juga

12

iSSN 1410-1998 Prosiding Presentasi llmiah Daur Bahan Bakar NuklirlVPEBN-BATAN Jakaria, 1-2 Desember 1998

menggunakan Thorium yang

dilakukan oleh AECL bersama

Argentina, lndia, Korea Selatan, dan

Rumania. Disain mutakhir

menggunakan 43 elemen bakar

dengan 2 diameter yang berbeda,

yang disebut canflex dan dilakukan

bersama AECL dan Korsel.

Bila reaktor daya di dunia

ditinjau kembali, maka untuk BWR

yang 6x6 s.d 10x10 semuanya masih

ada yang dipakai, PWR dengan

matriks 14x14 s.d 18x18 ada yang

sedang beroperasi, untuk WER baik

126 batang heksagonal maupun yang

312 masih beroperasi pula pada

semua WER 440 dan 1000, dan

CANDU dengan susunan elemen

bakar 19, 28, 37 per bundel masih

banyak digunakan. Reaktor CANDU

dengan 19 eb per bundel sebanyak 7

digunakan di India, satu di Pakistan.

28 eb ada di Canada, 37 eb ada di

Canada, Argentina, Rep. Korea.

Sekarang ada juga di Rumania dan

akan ada di Cina.

Evolusi rehabilitas

(kehandalan) kinerja elemen bakar

maupun batang bahan bakar pada

17x17, semakin baik dimulai tahun 83

s.d 93. Fuel failure semakin kecil.

Calculated fuel rate pada PWR Rusia

atau WER semakin baik, ordenya

10'5, semakin baik dari tahun ke

tahun termasuk untuk CANDU. fuel

failure dengan orde 10"5 juga semakin

baik. Average annual, failure rate

BWR, PWR, WER, dan CANDU

berbeda-beda, tetapi ordenya masih

hampir semua sama dengan orde

10'5. Sebab-sebab kegagalan,

misalnya crack induce look lise

corrosion (CLEC) pada PWR ini

menurun, kecendrungan secara

umum untuk semua jenis reaktor juga

menurun, walaupun ada sebagian

masih tetap menonjol.

SIMPULAN

Kinerja bahan bakar dalam bentuk

perangkat atau bundel, reaktor air

terus ditingkatkan dengan

meningkatkan desain yang berkaitan

dengan netronik, thermohidrolik serta

mekanik menuju ke zero failure goal

yang dalam saat ini berorde 10~6.

Peningkatan kinerja dilakukan

dengan penggunaan bahan baru baik

matriks bahan bakar tmaupun bahan

struktur, kemudian litbang dalam

perangkat lunak untuk desain bahan

13

Prosiding Presentasi llmiah DaurBahari BakarNuklir IVPEBN-BATAN Jatarta, 1-2 Desember 1998

ISSN 1410-1998

bakar dan batang elemen berikut

perangkat dan bundel masih

berlanjut. Litbang dalam ilmu bahan

terutama untuk matriks bahan bakar,

bahan struktur, dan bahan terkait

lainnya juga masih terus dilakukan.

PUSTAKA

[1]. GARZAROLLI, F., VON YAN, R.,

STEHLE, H., The main causes of

fuel element failure in water

cooled power reactors, At.

Energy Rev. 17 1, 1979

[2]. IAEA, Fuel Failure in Normal

Operation of Water Reactors :

Mechanism and Management,

Proc. Tech. ' Comm. Mtg

Dimitrovgard, 1992, AIEA-

TECDOC-709, IAEA, Vienna,

1993

[3]. IAEA, Review of Failures in

Water Cooled Reactors, IAEA-

TRS-388, IAEA, Vienna, 1998

[4]. ANONYM, Light Water Reactor

Fuel Performance (Proc. Top.

Mtg Orlando, FL, 1985), 2 Vols,

American Nuclear Society,

LaGrange Park, IL, 1985


Fuel Performance (Proc. Top.

Mtg Williamsburg, VA., 1988), 2

Vols, American Nuclear Society,


[6]. ANONYM, Light Water Reactor,

Fuel Performance (Proc. Int. Top.

Mtg Avignon, 1991), 2 Vols,

American Nuclear Society-

European Nuclear Society,



Fuel Performance (Proc. Int. Top.

Mtg West Palm Beach, FL,

1994), 2 Vols, American Nuclear

Society, LaGrange Park, IL, 1994

[8]. CANDU Fuel (Proc. 1st Int. Conf.

Chalk River, 1986), Canadian

Nuclear Society, Toronto, 1986

[9]. CANDU Fuel (Proc. 2nd Int. Conf.

Pembroke, 1989), Canadian

Nuclear Society, Toronto, 1989

[10]. CANDU Fuel (Proc. 3rd Int.

Conf. Chalk River, 1992),

Canadian Nuclear Society,

Toronto, 1992

[11]. CANDU Fuel (Proc. 4th Int.

Conf. Pembroke, 1995),

Canadian Nuclear Society,

Toronto, 1995

[12]. EL-ADHAM, K., Fuel Failure

Mechanisms in Operating US

Plants from 1981-86, J. Nucl.

Safety, 29 4(1988)487, 1988

14


[13]. RONNBERG, G., SANKLEF,

S., Principles, design and

performance of light water

reactor fuel, Nucl. Energy 28

4(1989)35, 1989

[14]. STRASSER, A., et al., Fuel for

the 90's - A utility perspective,

LWR Fuel Performance (Proc.

Int. Top. Mtg Avignon, 1991) Vol.

1, Societe francaise de l'energie

nucleaire, Paris, 1991

TANYA-JAWAB

Asmedi Suripto

• Bagaimana menyikapi situasi

tutup pintu di negara-negara

rhaju agar PEBN dapat

memperoleh alih teknologi dan

know how. Kiat-kiat apa

sebaiknya dilakukan. Mohon

saran.

• Sudah diarahkan Kepala BATAN

bahwa pengembang teknologi

daur bahan bakar nuklir bukan

hanya tanggung jawab BATAN

saja. Bagaimana kiat BATAN

dapat mengajak pihak luar untuk

bekerjasama menggarap

teknologi elemen bakar di luar

Uranium.


• Kita harus mampu menjadi mitra

mereka dengan melaksanakan

berbagai kerjasama litbang yang

mereka perlukan. Untuk dapat

menjadi mitra, kita harus jeli dan

kreatif memanfaatkan hardware

dan software kita serta secara

bertahap keterlibatan SDM kita

akan dapat memperoleh alih

teknologi know how. Tentu saja

diklat juga diperlukan untuk SDM

baik di dalam maupun di luar

negeri tetapi harus diikuti

keterlibatan secara langsung

untuk membuat end-product yang

sedapat mungkin ada end

usernya.

• Tingkatkan • komunikasi dan

tunjukkan bahwa keterlibatan

mereka penting dan juga

bermanfaat bagi kepentingan

mereka. Tunjukkan pula dengan

contoh-contoh nyata bahwa

IPTEK nuklir dapat mempunyai

peranan yang sangat broad

spectrum.

Heddy Krishyana

• Evolusi desain perangkat bahan

bakar yang dikembangkan untuk

PWR, BWR dan CANDU sudah

15


ISSN 1410-1998

semakin maju dan ekonomis.

Bagaimana dan dari mana

BATAN akan memulai

pengembangan perangkat bahan

bakartersebut.

• Berdasarkan presentasi Bapak

hanya diberikan data-data

mengenai elemen bakar PWR,

BWR dan CANDU. Apakah Bapak

mempunyai data-data elemen

bakar HTR sehingga dapat

memberikan pandangan kenapa

BATAN pada saat ini akan

mengembangkan HTR.


• Penentuan pilihan jenis reaktor

daya sangat kompleks mengingat

putusan tidak semata-mata hanya

dari sisi teknis tetapi dari segi

pendanaan, politik dan bahkan

sisi sosial. Sudah barang tentu

apabila putusan jenis reaktortelah

diambil, sebaiknya kita

memfokuskan diri pada

pengembangan perangkat bahan

baka'r tersebut serta sebaiknya

kita mulai dari tengah daur, yaitu

kemampuan untuk mengelola

bahan bakar dalam teras reaktor

terpilih (in core fuel management),

kemampuan fabrikasi serta

pengelolaan bahan bakar bekas.

Sudah barang tentu keseluruhan

daur bahan bakar perlu dikaji dan

kemudian dikembangkan karena

masing-masing bagian daur juga

mempunyai peluang untuk berdiri

sendiri secara ekonomis.

Untuk kali ini memang lingkup

saya batasi pada reaktor daya

berpendingin air (reaktor air),

karena pada saat ini lebih dari

95% PLTN yang beroperasi di

dunia adalah reaktor air dan

reaktor-reaktor air dapat

bersinergi untuk meningkatkan

daur bahan bakar nuklir

khususnya dalam pemanfaatan

bahan fisil dan bahan fertil. Untuk

bahan bakar HTR, tentu saja kita

selalu mengikutinya karena HTR

mempunyai aplikasi yang cukup

luas tidak hanya untuk

pembangkitan listrik. Daur bahan

bakar HTR cukup unik, karena

tidak memerlukan proses ulang

dengan demikian back end

efeknya dapat lebih sederhana.

Pada saat ini PPNY sedang

melakukan beberapa litbang

proses bahan bakar kernel untuk

HTR.

16

ID0200003


HASIL DAUR TERTUTUP DAN MASALAHNYA

Mohammad RidwanBadan Pengawas Tenaga Nuklir - BAPETEN

ABSTRAK

HASIL DAUR TERTUTUP DAN MASALAHNYA Daur bahan bakar nuklir tertutup yang dianutoleh negara-negara Eropa dan Jepang kini sudah mulai mengakumulasi plutonium dalamjumlah yang cukup besar, yang diperkirakan akan naik jumlahnya setiap tahun. Saat ini sudahterakumulasi 170 ton plutonium hasil proses olah-ulang bahan bakar bekas. Di samping itu,selama kurang lebih empat puluh tahun sejarah PLTN, di dunia telah terakumulasi pula sekitar1000 ton plutonium yang masih terikat dalam bahan bakar bekas yang disimpan, yang tiaptahun jumtahnya juga akan meningkat. Era pasca perang dingin telah juga menambahakumulasi plutonium tersebut dengan sekitar 100 ton plutonium dari sektor militer, hasilpembongkaran senjata dan hulu ledak nuklir. Plutonium, seperti juga uranium, mempunyaikegunaan ganda, yaitu dapat digunakan sebagai bahan bakar untuk reaktor nuklir dan dapatdigunakan juga sebagai bahan untuk senjata nuklir. Makin banyaknya akumulasi plutonium iniakan membawa tantangan tersendiri, baik bagi para peneliti di lembaga-lembaga penelitian,baik bagi para pengatur dan pengawas tenaga nuklir maupun bagi para politisi. Bagi parapeneliti, diantaranya berupa tantangan untuk mengelola dan memanfaatkannya, bagi parapengawas dan politisi, tantangan untuk menghindari terjadinya penggunaan plutonium untukmaksud-maksud non-damai dan mengatur dan mengawasinya untuk menghindari terjadinyatransfer plutonium ke tangan yang tidak berhak. Makalah ini memberikan sedikit uraianmengenai hal-hal yang mengakibatkan terjadinya akumulasi plutonium dan permasalahannyaserta usaha dunia intemasional memecahkan masalah plutonium ini.

ABSTRACT

CLOSED FUEL CYCLE PRODUCTS AND !TS PROBLEMS. The c/osed nuc/ear fuel cyc/escenario adopted by European countries and Japan has now started accumulating a hugeamount ofplutonium which can tremendously increase its amount year by year. Now, plutoniumhas been accumulated around 170 tons coming from the reprocessing of the spent fuels.Besides, during the 40 year history of nuclear power plant, it has been accumulated around1000 tons which is still in the form of spent fuels in inten'm storages around the worid, and ita/so increases every year. It has also been accumulated around 100 tons during post cold warfrom military sector, in this case, from dismantling of the nuclear war head. Plutonium as wellas uranium, has double function as fuets for nuclear power reactors and as material fornucleararms. Increasing plutonium population brings a special challenge for research workers,inspectors of nuclear powers, and politicians. For research workers, the plutonium populationcan force them to manage and use it in different ways, meanwhile for inspectors andpoliticians, it can push them to avoid the use of Pu for non peaceful uses thus to create asystem in such away so that the Pu transfer can reach the proper hands. This paper givesdescription about the effect of plutonium accumulation, its problems, and the intemationalefforts to solve its population.

PENDAHULUAN

Dalam dekade terakhir abad ke-20 iniIndonesia pernah dua kali dihadapkan padamasalah transportasi plutonium dari Peranciske Jepang melalui perairan laut Indonesia.Plutonium yang diangkut dengan kapaltersebut adalah plutonium hasil proses olah-ulang bahan bakar bekas PLTN yangberoperasi di Jepang, yang diolah-ulang diPerancis. Dalatn industri nuklir dikenal duamashab mengenai daur bahan bakar nuklir.Mashab pertama yang disebut daur terbukamemilih menyimpan bahan bakar bekastersebut di suatu tempat penyimpanansementara yang kemudian akan disimpan

selamanya dalam formasi geologi bawahtanah. Mashab pertama ini dianut olehAmerika Serikat dan beberapa negaralainnya, termasuk negara berkembang.Mashab kedua disebut daur tertutup, yaitumengolah-ulang bahan bakar bekas danmengisolasi plutonium hasil reaksitransformasi inti uranium yang terjadi dalampengoperasian PLTN. Plutonium inikemudian akan dijadikan bahan bakar nuklirterutama untuk reaktor pembiak cepat.Mashab yang kedua ini dianut oleh negaraEropa dan Jepang. Instalasi proses olah-ulang bahan bakar bekas terdapat di Inggris(Sellafield), di Perancis (La Hague danMarcoule), di Jepang (Tokai-mura dan

17


ISSN 1410-1998

Rokkasho-mura), di Rusia (Chelyabinsk-40)dan di India (Tarapurdan Kalpakkarn).

Perkembangan global di bidangketenaganukliran di tahun 90-an memberikantantangan tersendiri kepada para pelakunuklir baik mereka di sisi pemakai maupun disisi industri nuklir, di lembaga penelitian,maupun di lembaga pengatur dan pengawasdan bahkan kepada para politisi, yaituterjadinya akumulasi plutonium yangdihasilkan baik dari sektor program sipil(PLTN) maupun dari sektor militer (senjatanuklir). Perkembangan ini terjadi karenabeberapa hal diantaranya yang pertamatertundanya komersialisasi reaktor pembiakcepat yang akan menggunakan bahan bakarplutonium hasil proses olah-ulang bahanbakar bekas, dan yang kedua berakhirnyaperang dingin, yang diikuti dengan terjadinyapembongkaran senjata dan hulu ledak nukliryang kemudian diikuti dengan transferplutonium dari sektor militer ke sektor sipil.

Plutonium, seperti juga uranium,dapat digunakan sebagai sumber energi(1 gram Pu sama dengan satu ton minyak)dan di samping itu mempunyai potensi yangmetmbahayakan kesehatan sertakemungkinan penggunaanya sebagai bahansenjata nuklir.

PLUTONIUM HASIL DAUR TERTUTUP

Terjadinya produksi plutonium adalahsuatu konsekuensi logis dalam suatu reaktornuklir. Plutonium dihasilkan dari transformasiuranium-238 menjadi plutonium-239.Beberapa bagian tertransformasi menjadiPu-240 sampai dengan Pu-243. HanyaPu-239 dan Pu-241 yang berupa bahan bakarfisi. Tingkat produksi plutonium dalam suatu

reaktor tergantung pada tipe reaktor,karakteristik reaktor (pendingin, moderatordan tipe bahan bakar), teras reaktor, operasireaktor dan tingkat pengayaan uranium sertapower density. Gambar-1 dan Gmbar-2memberikan gambaran produksi plutoniumsebagai fungsi burn-up bahan bakar untukberbagai tipe reaktor.

Bahan bakar dalam reaktor komersial(PLTN) diradiasi lebih lama dibandingkandalam reaktor untuk maksud persenjataan.Radiasi yang berkepanjangan mengubahkomposisi isotop plutonium yang dihasilkan.Bahan bakar bekas PLTN mengandungsekitar 70-73 % Pu-239, sedang dari reaktormiliter mengandung sekitar 93 % Pu-239.

Semula semua bahan bakar danbahan bakar bekas adalah milik negara yangdikelola oleh institusi yang bertanggung jawabdalam pengembangan PLTN. Sampaidengan pertengahan tahun 1970-an, semuabahan bakar bekas dari PLTN diolah-ulang.Namun kemudian Amerika Serikat padatahun 1976 memutuskan untuk melarangproses olah-ulang bahan bakar bekasdengan memilih sistem daur terbuka, sedangnegara-negara Eropa tetap memilih daurtertutup. Kedua sistem terlihat dalamGambar-3 dan Gambar-4.

Sampai dengan tahun 1997 telahdihasilkan kurang lebih 1.000 ton plutoniumyang masih terikat dalam bahan bakar bekas.PLTN dunia akan menghasilkan 9.000 -10.000 ton bahan bakar bekas setiaptahunnya, yang akan menambah jumlahplutonium dengan 60 - 70 ton tiap tahunnya.Sedang plutonium hasil daur ulang bahanbakar bekas, pada tahun 1997 telahmencapai angka 170 ton.

o.o -3 "I 5 6 7

Puel-bum-up (GWd/l hoavy niclal)

Gambar-1: Produksi Pu sebagai fungsi burn-up bahan bakar uraniutn alam

18


Fuel burn-up (GWd/l haavy molol)

Gambar-2. Produksi Pu sebagai fungsi burn-up bahan bakar uraniumdiperkaya

u

Fabrikasi

1 i

U

Pengkayaan

i

l

U

Ekstrasksi &Konversi

b.b.

U

PLTN

b.b.iradiasi

Olah-ulang danKonversi b.b.

limbahf

Penyimpanan/Pembuangan

—

MOXFabrikasi

J

Pu

l

Gambar-3 . Daur Tertutup

19


ISSN 1410-1998

•

Fabrikasi

4 {

Pengkayaan

J

U

Ekstraksi &Konversi

b.b.PLTN

b.b.iradiasi

Penyimpanan/Pembuangan

Gambar-4. Daurterbuka

PLUTUNIUM DARI ERA PASCA PERANGDINGIN

Di tahun 1963 di puncak-puncaknyaperang dingin, Presiden Kennedymemprediksi bahwa di akhir abad ini akanada 20 negara nukkir (nuclear-weaponstates). Ternyata hal ini tidak terjadi. Justrubeberapa perkembangan mengarah kekeadaan yang lebih baik. Pada tahun 1995traktat nonproliferasi (Non ProliferationTreaty/NPT) diperpanjang untuk waktu yangtak terbatas dan saat ini telah ditandatanganioleh 180 negara peserta. Kemudian padatahun 1996, Traktat Komprehensif mengenaiPelarangan Uji Coba Nukiir (ComprehensiveTest Ban Treaty I CTBT) terbuka untukditandatangani oleh negara peminat untukmenjadi peserta. Di samping itu, di bidangpengawasan ekspor beberapa organisasimultilateral muncul diantaranya The NuclearSuppiiers Group dan The MissileTechnology Regime.

Perkembangan global ini diikuti olehberapa perkembangan regional. TraktatTlatelolco antara Argentina dan Brasil yangdirumuskan dan disetujui tahun 1967 kiniberlaku hampir untuk semua negara AmerikaLatin dan Karibia kecuali Kuba. Zona BebasNuklir bermunculan, seperti misalnya diPasifik Selatan (1986), di Asia Tenggara(1995) dan kini masih dalam pembahasan diTimur Tengah. Kemudian pada tahun 1996Afrika Selatan memutuskan untukmenghentikan program senjata nuklirnya.Saat ini hanya Rusia satu-satunya negarabekas Uni Soviet yang masihmempertahankan sebagai negara dengansenjata nuklir. Di samping itu, AmerikaSerikat dan Rusia mulai melucuti senjatanuklirnya dan peluru kendali strategisnya dandiharapkan pengurangan lebih lanjut akanterjadi sesuai perjanjian START II dankemudianSTARTIII.

Akibat yang menggembirakan padakedamaian dunia dari konsekuensi adanyasenjata nuklir ini memberikan dampak

20


tambahan akumulasi plutonium yang saat inisudah mencapai 100 ton dari hasilpembongkaran senjata dan hulu ledak nuklir.

Perkembangan yang menggembira-kan seperti diuraikan dalam ulasan ini, yangberarti akan memberikan dampak positifterhadap pengurangan jumlah senjata nuklirdi dunia, ternyata belum diikuti secara mulusdengan traktat pengurangan produksi bahanfisil seperti HEU dan Pu untuk senjata nuklir(Fissile Material Cut-Off Treaty). Traktattersebut tentunya merupakan langkah pentinguntuk mengurangi jumlah produksi plutoniumdi dunia.

MANAJEMEN PLUTONIUM

Seperti yang telah diuraikan di muka,sampai dengan tahun 1997 sekitar130.000 ton bahan bakar bekas dari PLTNyang berisi sekitar 1.000 ton plutoniumdisimpan. Jumlah bahan bakarbekas ini akanbertambah dengan 9.000 - 10.000 ton tiaptahunnya, yang berarti akan menambahjumlah plutonium 60-70 ton tiap tahunnya.Sementara ini 170 ton plutonium telahdihasilkan dari instalasi olah-ulang bahanbakar bekas dan sekitar 100 ton plutoniumdihasilkan dari senjata dan hulu ledak nukliryang sudah dibongkar. Dengan demikian ditahun 1997 telah terdapat sekitar 1000 tonplutonium yang masih terikat dalam bahanbakar bekas yang disimpan dan 270 tonplutonium yang sudah dipisahkan baik dariinstalasi daur ulang ataupun daripembongkaran senjata dan hulu ledak nuklir.Jumlah plutonium yang "sedikit" inimemberikan masalah tersendiri.

Masalahnya mau diapakan plutonium ini,baik yang masih terikat dalam bahanbakar bekas dan yang terutama yangsudah dipisahkan dalam bentuk Pu-oksida.

Akademi llmu Pengetahuan AmerikaSerikat mengusulkan agar plutonium yangberasal dari senjata nuklir dikonversi dalambentuk yang "dilindungi" dengan radiasi yangcukup intensif untuk mencegah terjadinyapencurian. Teknik ini tentunya hanya akanberlangsung dalam waktu "pendek". Lamakelamaan radiasi tinggi tersebut akanberkurang karena terjadi proses peluruhan.Jika bahan bakar bekas tersebut "dikubur"maka pada suatu waktu kemudian "kuburan"plutonium ini akan digali kembali sebagai

"tambang plutonium" yang potensial yangbisa dieksploitasi kembali.

Kelebihan Plutonium Dibakar

Semula plutonium akandimanfaatkan dalam reaktor pembiak cepat,namun sampai saat ini baru terbatas dalamjumlah kecil, karena itu usahapemanfaatannya dilakukan dalam bentukMOX dalam reaktor air ringan. Saat ini baru22 PLTN jenis reaktor air ringan di Perancis,Jerman, Swiss, Belgia dan Jepang yangmenggunakan MOX. Diperkirakan padatahun 2000 jumlah PLTN yang akanmenggunakan MOX akan meningkat menjadisekitar 36-48 Pi.TN. Penggunaan MOXtentunya akan mengurangi cadanganplutonium dan dapat dianggap sebagai carainterim sebelum plutonium dipakai secaraintensif dalam rekator pembiak cepat dalamabad yang akan datang.

Diperkirakan masih diperlukanbeberapa puluh tahun lagi sebelum reaktorpembiak cepat menjadi komersial danekonomis. Meskipun produksi energi nukliryang berkelanjutan dapat dihasilkan sangatefektif dengan penggunaan plutonium dalamrekator pembiak cepat, namun produksi listrikyang kompetetif mungkin baru bisa terjadipada tahun 2030 (perkiraan yang optimistis).Perlu diingat bahwa saat ini di pasaran cukupbanyak uranium dengan harga yang cukupbersaing. Di samping itu, perlu juga disadaribahwa teknologi energi lainnya bisaberkembang dan cukup kompetitif sehinggaproblema plutonium akan tetap ada. Jadi,adakah cara lain untuk membakarplutonium yang kelebihan?

Pengelolaan plutonium hasil pembong-karan senjata nuklir

Dalam hal plutonium dari senjatanuklir, Amerika Serikat sudah mengambillangkah-langkah tertentu. Amerika Serikatakan menggunakan dual-track strategy, yaituakan menggunakan sebagian besarplutoniumnya di reaktor air-ringan sebagaiMOX sedang sisanya akan diimobilisasi/disimpan. Russia belum menyatakan maudiapakan plutoniumnya.

Pembuangan (disposal) Bahan BakarBekas

Untuk plutonium dari PLTN skenarioyang logis adalah menyimpannya dalambentuk bahan bakar bekas (daur terbuka)

21


ISSN 1410-1998

atau "membuangnya" dalam formasi geologibawah tanah. Hal yang sama berlaku untukplutonium hasil olah-ulang (daur tertutup),karena penggunaan sebagai MOX akanberakhir juga dalam penyimpanan sebagaibahan bakar bekas atau dibuang dalamformasi geologi. Teknologi penyimpananplutonium adalah teknologi yang sudahmapan, dan tidak memberikan masalah.Namun, "pembuangan" dalam formasigeologi bawah tanah masih memerlukan ujicoba.

Sejumlah besar bahan bakar bekasdengan mudah dapat disimpan. Volumebahan bakar bekas jauh lebih kecil dansangat kompak dibandingkan dengan limbahdari industri. Karenanya, bahan bakar bekasdapat lebih mudah disimpan dan diisolasi darilingkungan hidup dibandingkan denganlimbah dari pembangkit listrik dengan bahanbakar fosil, yang pada umumnya dilepas keatmosfir. Di samping itu, bahan bakar bekassecara kimia sangat stabil dan tahan kondisipanas yang makin berkurang karenaterjadinya proses peluruhan.

Dua contoh dapat digambarkan disini. CLAB facility di Swedia hanya berupakolam renang dengan ukuran 120 X 20 m,dengan kedalaman 27 m dan dapatmenampung 5.000 ton bahan bakar bekas.Mulai beroperasi tahun 1985 dan pada tahun1997 sudah tersimpan 2.600 ton bahan bakarbekas. Contoh yang kedua ialahpenyimpanan kering di PLTN Point Lepreaudi Kanada, yang menyimpan 1.026 ton bahanbakar bekas dari PLTN Candu dalam 100 silosejak tahun 1991. Setiap silo berukuran 6 mpanjang dengan diameter 3 m. Meskipunpenyimpanan kering termasuk teknologi yanglebih muda, namun perawatan (maintenance)dan pengoperasiannya mudah dan selamat,dan karenanya mulai banyak diminati. Padaakhir tahun 1977 sekitar 3.600 ton bahanbakar bekas sudah disimpan dengan sistemkering ini di 8 negara.

TERORIS NUKLIR

Salah satu hal yang perlu mendapatperhatian adalah kemungkinan terjadinyapencurian dan penyelundupan plutoniumsebagai kegiatan "teroris" internasional.Meskipun sampai saat ini belum pernah adakasus seperti yang dimaksud, namunberbagai berita media menyebutkankemungkinan terjadinya pencurian danpenyelundupan plutonium atau bahan fisil

lainnya dari bekas negara Uni Soviet.Tanggung jawab pencegahan terjadinya hal-hal dimaksud terletak sepenuhnya padanegara yang bersangkutan, namunkerjasama regional atau kerjasamainternasional sangat diperlukan. Saat ini 53nagara anggota IAEA mendapat bantuanIAEA untuk menyempurnakan danmemperkuat infrastruktur institusi pengaturandan pengawasan tenaga nuklir, memperbaikisistem proteksi fisik dan pengawasan sertasistem akuntansi material.

Secara periodik diperlukan adanyakajian (review) dan penyempurnaan standarproteksi fisik yang direkomendasikan daninstrumentasi pelaksanaanya secara hukum.Tidak kalah pentingnya untuk sekali-kalimengkaji kembali Konvensi Physice.1Protection of Nuclear Material, untukmengetahui dan meyakinkan apakah semuabahan nuklir telah tercakup baik yang ada dipenyimpanan nasional, regional maupunintemasional serta yang dimanfaatkanmaupun yang sedang dalam transportasi.

Usaha memperkuat reziminternasional untuk mencegah penyelundup-an bahan nuklir maupun sumber radiasi saatini dirasakan sangat penting. Hal • inimencakup elaborasi mengenai konvensiintemasional mengenai penekanan ataupencegahan terjadinya teroris nuklir, sebagaisuplemen terhadap instrumen internasionallainnya, dan bukan untuk menyaingi atausebagai duplikasi terhadap instrumen yangada, tetapi lebih-lebih untuk menimbulkansinergi positif dengan Konvensi PhysiscalProtection.

USAHA DUNIA INTERNASIONAL

Karena adanya bermacam masalahtersebut, sejak tahun 1992 masalahplutonium sudah mulai mendapat perhatianintemasional yang cukup intensif.

• Pada tahun 1992-93 misalnya, IAEA telahmenyelenggarakan dua pertemuan yangmembicarakan hal-hal yang berhubungandengan isu yang berkaitan denganakumulasi plutonium yang dihasilkandalam sistem daur tertutup. Dalam hal inikonsep penyimpanan internasionalplutonium yang pernah dibahas sampaidengan pertengahan tahun 1980, dibahaskembali.

22

ISSN 1410-1998 Prosiding Presentasi iimiah Daur Bahan Bakar Nuklir IVPEBN-BATAN Jakarta, 1-2 Desember 1998

Sementara itu 9 negara, yaitu AmerikaSerikat, Belgia, Cina, Inggris, Jepang,Jerman, Perancis, Rusia, Swiss,membentuk Kelompok Kerja di luarlingkungan IAEA dan menghasilkanInternational Guidelines for theManagement of Plutonium (diterbitkanpada bulan Maret 1998 dalam bentukINFClRC/549). INFCIRC ini berisipetunjuk kebijakan yang akan dianut olehsetiap negara dalam pengelolaanplutonium untuk maksud-maksud damai.Untuk meningkatkan keterbukaan danpengertian publik mengenai pengelolaanpiutonium, masing-masing negara setujuuntuk mempublikasikan strateginyamengenai PLTN, daur bahan bakar danrencananya mengenai pengelolaanplutonium yang dimilikinya, sesuaiINFCIRCtersebut.

Pada tahun 1994, sebuah grup pakardibawah naungan The Nuclear EnergyAgency terbentuk untuk mempelajarimasalah-masalah teknis yang berkaitandengan pengelolaan plutonium dari PLTN.Grup pakar tersebut terdiri dari pakar-pakar dari 15 negara dan tiga organisasiinternasional yaitu NEA, IAEA dan KomisiEopa. Grup pakar kemudian menerbitkanlaporannya pada bulan Mei tahun 1997yang berisi masalah teknis mengenaipengelolaan plutonium hasil olah-ulangbahan bakar bekas.

Pada tahun 1995, KonferensiPerpanjangan NPT meminta untuk lebihterbuka dalam pengelolaan plutoniumuntuk maksud-maksud damai, termasukjumlah stok yang ada dan hubungannyadengan daur bahan bakar nuklir setempat.Disamping itu, salah satu Komisi jugameminta adanya pemeriksaaninternasional yang kontinyu mengenaikebijakan dalam hal pengelolaan danpemanfaatan plutonium, termasukkesepakatan untuk mendeposit di IAEAdan kemungkinan adanya daur bahanbakar regionai [regional fuel cycle centre).

Pada tahun 1996, para pesertaPertemuan Summit di Moskow mengenaiKeselamatan Nuklir menggaris-bawahiperlunya kerjasama globa! danmenegaskan bahwa tanggung jawabutama pengelolaan secara aman bahanbakar fisil untuk keperluan militer terletakdi tangan negara yang memproduksi danmemproses. Namun ditegaskan pula

bahwa negara-negara lain dan organisasiinternasional dipersilahkan memberikanbantuan jika diperlukan.

• Di akhir tahun 1996, menindaklanjutiSummit Moskow, sebuah pertemuanpakar diselenggarakan di Paris yaituInternational Experts Meeting on Safe andEffective Management of WeaponsFissionable Materials Designated as NoLonger Required for Defence Purposes,yang dihadiri oleh lAEA dan 10 negaraserta Komisi Eropa.

• Pada bulan September tahun yang sama(1996), yang disebut Thlateral Initiative ofthe USA, Russia and IAEA dibentuk disaat Sidang Umum IAEA untukmeverifikasi bahan bakar nuklir yangditransfer dari sektor militer. Disepakatiuntuk menjajagi isu-isu teknis, legal dankeuangan yang berkaitan denganpelaksanaan verifikasi tersebut.

• Kemudian, pada bulan Juni tahun 1997International Symposium on Nuclear FuelCycle and Reactor Strategies: Adjusting toNew Realities diselenggarakan oleh IAEA,dengan tujuan mendiskusikanperkembangan dan isu utama kajianilmiah berbagai daur bahan bakar nuklirdan strategi bidang reaktor denganpenekanan pada produksi, penggunaandan pembuangan plutonium, yangdiarahkan terutama untuk para pengambilkeputusan dan masyarakat.

• Terakhir, di saat berlangsungnya SidangUmum IAEA pada tahun 1997, KonvensiGabungan mengenai Safety ofRadioactive Waste Management and theSafety of Spent Fuel Management dibukauntuk ditandatangani oleh negara pesertayang berminat.

Meskipun cukup banyak perhatianinternasional pada masalah plutonium ini,namun sebagian besar isu yang diangkatadalah masalah keterbukaan dalampengelolaan dan penggunaan plutonium.

KETERLIBATAN INDONESIA

Indonesia saat ini belum terlibatdalam produksi dan penggunaan sertapenyimpanan dan "pembuangan" plutonium.Mungkin agak pagi untuk memulaiketerlibatan Indonesia dalam masalah

23

Prosiding Presentasi llmiah DaurBahan BakarNuklirlVPEBN-BATAN Jakarta, 1-2 Desember 1998

ISSN 1410-1998

plutonium ini dari segi penelitian danpengembangan, mengingat prioritas danadan program yang harus dilaksanakan.

Di samping itu, dalam Pasal 26ayat (1), UU No. 10 Tahun 1997 tentangKetenaganukliran disebutkan bahwa "BadanPelaksana menyediakan tempat lestarilimbah radioaktif tingkat tinggi". Hal ini berartibahwa masih terbuka bagi Indonesia untukmemilih daur tertutup atau daur terbukadalam sistem daur bahan bakar nuklirnya.Mengingat masih panjang waktu untukmembangun PLTN, maka masih tersediacukup waktu untuk Indonesia mengikutiusaha dan perkembangan negara majudalam pemanfaatan plutonium hasil daurtertutup, sehingga Indonesia dapatmengambil pilihan yang tepat untuk memilihmashab mana yang akan dianut.

Dari segi pengaturan danpengawasan ada tiga hal yang harus digarap,yang menyangkut masalah pengaturan danpengawasan secara umum yang dapat danperlu dikaitkan dengan masalah plutoniumdunia.

1. Terciptanya sistem kesiapsiagaan nuklirdi tingkat nasional yang perludikembangkan ke tingkat regional untukmengantisipasi hal-hal yang tidakdiinginkan dalam pemanfaatan tenaganuklir di Indonesia dan di kawasanASEAN. Kesiapsiagaan nuklir ini perludikaitkan dengan isu plutoniummengingat kawasan perairan Indonesiaakan dipakai sebagai daerah lalu lintaskapal-kapal yang akan mengangkutplutonium. Diketahui bahwa dari segiteknologi keselamatan transportasi bahanbakar nuklir, pengangkutan plutoniumaman secara teknis. Antisipasi dilakukanuntuk hal-hal yang menyangkutkecelakaan dan sabotase dalampengangkutan.

2. Indonesia dan Kawasan ASEAN sebagaikawasan terbuka, sangat mudah untukdijadikan daerah penyelundupan atauillicit traficking, bahan-bahan terlarangseperti terbukti dengan banyaknya akhir-akhir ini kasus berbagai jenis narkotika.Hal yang sama, dan sekecil apapunkemungkinanya, perlu diantisipasi untukbahan-bahan nuklir termasuk plutonium.Sebuah sistem pengawasan nasionalyang integral perlu dibina yang akanmelibatkan berbagai pihak. Sebuahsistem basis data perlu diciptakan dandikaitkan dengan sistem basis datanegara-negara ASEAN dan IAEA.

3. Dalam masalah kendali bahan nuklir{safeguards) diperlukan suatu programpeningkatan kemampuan sumber dayamanusia di bidang pengaturan danpengawasan sehingga di kemudian hariIndonesia dapat ikut berkiprah di duniainternasional dalam kegiatan verifikasiplutonium.

Mungkin masih ada kegiatan iain dari segipengaturan dan pengawasan yang belumtercakup dalam makalah ini. Setiap masukanmengenai hal ini akan diterima dengansenang hati.

PUSTAKA

[1]. RIDWAN, M., dan E. KASMA, ReducedNuclear Proliferation In The post ColdEra: Impact on Nuclear Was.eManagement, dalam Report of TheAsean Experts' Working Group MeetingOn Nuclear Safety and Nuclear WasteManagement, Manila, Philippines, 26-28 August 1998.

[2]. ALBRIGHT D., F. BERKHOUT, andW. WALKER, World inventory ofPlutonium and Highly EmrichedUranium, 1992, Oxfcrd UniversityPress, 1993.

24


TANYA JAWAB

Utaja• Apa beda kondisi Pu yang diperoleh dari

hulu ledak nuklir dengan Pu dari prosesreprocessing.

• Bagaimana mendapatkan Pu bukan hasilproses reprocessing.

Mohammad Ridwan• Plutonium (Pu) dari hulu ledak nuklir

mengandung 93% Pu239, sedangkan Pudari proses olah-ulang mengandung 70-73% Pu239.

• Oleh karena Pu dihasilkan dari reaksi:U238 + n -> U239 - * Np239 -> Pu239

dan produknya tidak 100%, maka harusdari pemisahan U dan Pu secarakimiawi.

Bambang Galung Susanto• Bagaimana pendapat saudara mengenai

standar ganda yang diterapkan olehnegara-negara adidaya dalammengamankan cadangan Pu dari hululedak nuklir, dan pola reducedenrichment < 20%.

Mohammad Ridwan• Standar ganda adalah pola kerja negara-

negara maju untuk keuntungannya danakan terus dipakai selama kepentinganmereka terganggu.- Jalan yang harus kitatempuh untuk menghindari standarganda, kita harus menjadi negara majudan kuat dalam semua aspekkebudayaan dan bernegara.

25

ID0200004

ISSN 1410-1998 Prosiding Presenfas/ ISmiah Daur Bahan Bakar Nuklir IVPEBN-BATAN Jakarta, 1-2 Desember 1998

CANDU FUEL AND FUEL CYCLES

P. G. Boczar, P. J. Fehrenbach, D. A. Meneley and T. S. ThompsonAtomic Energy of Canada Limited

ABSTRACT

CANDU FUEL AND FUEL CYCLES. A primary rationale for Indonesia to proceed with a nuclear powerprogram is to diversify its energy sources and achieve freedom from future resource constraints. While otherconsiderations, such as economy of power supply, hedging against potential future increases in the price offossil fuels, fostering the technological development of the Indonesian economy and minimizing greenhouseand other gaseous emissions are imporiant, the strategic resource issue is key. In considering candidatenuclear power technologies upon which to base such a program, a major consideration will be the potentialfor those technologies to be economically sustained in the face of large future increases in demand fornuclear fuels. The technology or technologies selected sbould be amenable to evolution in a rapidlychanging technical, economic, resource and environmental policy. The world's proven uranium resourceswhich can be economically recovered represent a fairly modest energy resource if utilization is based on thecwrently commercialized fuel cyc/es, even with the use of recovered plutonium in mixed oxide fuels. In thelong term, fuel cycles relying solely on the use of light water reactors will encounter increasing fuel supplyconstraints. Because ofits outstanding neutron economy and the flexibility of on-power refueling, CANDU®*reactors are the most fuel resource efficient commercial reactors and offer the potential for accommodatingan almost unlimited variety of advanced and even more fuel efficient cycles. Most of these cycles utilizenuclear fuels which are too low grade to be used in light waier reactors, including many products nowconsidered to be waste, such as spent light water reactor fuel and reprocessing products such as recovereduranium. The fuel-cycle flexibility of the CANDU reactor provides a ready path to sustainable energydevelopment in botfr the short and the long terms. Most of the potential CANDU fuel cycte developments canbe accommodated in existing reactor designs, allowing operation today on currently available fuels andswitching to other fuelling options as market conditions change. This establishes an important freedom fromfuture resource constraints without depending on future commercialization of challenging and expensivetechnologies such as fast breeder reactors, yet, once these are commercially available, CANDU and fastbreeder fuel cyc/es are complementary and can acWeve a highly advantageous synergisw. This paperexamines the fuel cycle options which CANDU reactor technology can accommodate, including the use ofslightly enriched uranium, direct use of spent pressurized water reactor fuel in CANDU ("dupic"), burningrecovered uranium, mixed plutonium and uranium oxides or actinides and the use of thorium based fuetcycles. These options provide CANDU reactors with the most flexible fuelling of any reactor type, which arereadily adaptable to meeting future variations in energy markets, regardless of what these may be.

ABSTRAK

BAHAN BAKAR DAN DAUR ULANG CANDU. Alasan rasional Indonesia untuk melanjutkan program tenaganuklirnya adalah mendiversifikasikan sumber energi dan mengatasi hambatan penyediaan sumber energimasa depan. Pertimbangan penting lain seperti ekonomi, kenaikan harga bahan bakar fosil, peningkatanpembangunan ekonomi Indonesia dan pengurangan efek rumah kaca dan emisi gas racun lain menjadi kuncipemilihan sumber energi yang strategis. Dalam pemilihan calon PLTN, kebutuhan bahan bakar nuklir yangberkelanjutan menjadi pertimbangan utama. Teknologi terpilih seyogyanya mampu mengikuti evolusi teknis,ekonomis, dan kebijakan lingkungan dan energi yang amat cepat. Cadangan uranium dunia yang dapatdipungut dengan murah saat ini merupakan pertimbangan wajar sebagai sumber energi berdasarkanteknologi daur bahan bakar nuklir yang komersial, bahkan penggunaan Pu dalam bahan bakar oksidacampuran. Dalam jangka panjang, daur bahan bakar nuklir yang banyak berkiprah di reaktor air ringan (LWR)akan menghadapi meningkatnya pasokan bahan bakar. Berdasarkan ekonomi netron yang memadai danfleksibilitasnya pada pasok ulang elemen bakar, reaktor CANDU adalah reaktor komersial yangmemanfaatkan cadangan bahan bakar paling eflsien dan mampu berakomodasi dengan segenap aneka daurulang maju yang efisien. Sebagian besar daur ulang itu menggarap bahan bakar nuklir berkadar terlalurendah untuk digunakan di LWR termasuk produk-produk yang sekarang dianggap limbah, seperti bahanbakar bekas LWR dan uranium hasil pungut pabrik proses-ulang. Kelenturan daur ulang reaktor CANDU inirnelapangkan jalan pengembangan energi berkelanjutan baik dalam jangka pendek maupun jangka panjang.Pengembangan daur ulang versi CANDU juga dapat diakomodasikan terhadap desain-desain reaktor yangbahan bakarnya saat ini ada dan sedang dioperasikan, dan bahkan mampu mengikuti opsi bahan bakar lainbila pasar memintanya. Hal ini membebaskan diri dari hambatan cadangan bahan bakar masa depan tanpabergantung kepada tantangan dan mahalnya teknologi masa depan seperti reaktor biak cepat yang bila tibasaatnya komersial, bahkan daur ulang CANDU dan reaktor biak cepat dapat saling melengkapi dan dapatmencapai sinergi yang menguntungkan. Makalah ini menguraikan opsi daur ulang yang mengakomodasiteknologi reaktor CANDU termasuk penggunaan uranium sedikit diperkaya, memperkenalkan teknologiDUPIC (pemanfaatan [angsung bahan bakar bekas PWR di CANDU), pembakaran uranium terpungut,campuran oksida uranium dan plutonium atau aktinida, dan daur ulang berbasis thorium. Opsi ini melengkapireaktor CANDU dengan teknologi penyiapan bahan bakar paling fleksibel untuk tipe reaktor apa saja yangsiap beradaptasi dengan variasi pasar energi di masa depan.

* CANDU (CANada-Deutehum-Uranium) is a registered trademark ofAECL

27


ISSN 1410-1998

uranium fuel cycle for CANDUs, whichanticipates permanent disposal of spent fuelwithout further processing in geologicalrepositories. Rising world energy demand,particularly in industrializing Asia, suggeststhat this is unlikely to continue into theindefinite future.

Three key features lead to the CANDUreactor's unsurpassed degree of fuei cycle-flexibility: high neutron economy, on-powerrefuelling and a simple fuel-bundle design [1].These features, which were required topermit the use of natural uranium as fuel,result in the CANDU having unparaileledcapability to adapt to the wide spectrum ofpotential fuel availability and cost scenarioswhich face Indonesia as it considers thecommitment of a nuclear power program. Inparticular, the ability to utilize low-grade (i.e ,iow fissile content) nuclear fuels makesCANDU attractive from a strategic viewpoint,particularly in those countries not havingindigenous uranium resources.

CANDU nuclear power technology offers awell established reactor type that can evolveto meet energy requirements into theforeseeable future [2,3]. This capabilitycomplements but does not depend on theavailability of fast breeder reactors (FBRs),which may take some decades to becomefully commercial. CANDU reactors have theunique advantage of offering naturalsynergies with both light water reactors andFBRs which can achieve optimum economicperformance, minimize waste production andmaximize resource diversity and utilization.

Several countries, notably Republic of Koreaand China, have committed power programsfeaturing both CANDU and PWRtechnologies. Others, such as Argentina,Canada and Romania, have opted forprograms based solely on CANDU reactors.All of these countries have fuel cycle optionswhich are impossible to achieve withoutCANDU reactors as part of the mix. Figure 1shows the 4 x 700 MWe CANDU plant atWolsong in the Republic of Korea.1.2 Neutron Efficiency

The use of heavy water for both coolantand moderator makes CANDU the mostneutron-efficient commercial reactor. Heavywater combines the high moderating propertyof light water with very low neutronabsorption, for a neutron moderation to

absorption ratio about 30 times that of lightwater. This neutron economy is enhanced bythe use of low-neutron absorbing structuralmaterials in the CANDU fuel and reactorcore.

1.3 On-power Refuelling

On-power fuelling is necessitated by thevery low excess reactivity present in aCANDU core. In contrast to the LWR whichmust be charged with enough reactivity for anentire 18 month or longer fuel cycle, theCANDU core contains enough reactivity tolast only a few weeks without refuelling. ACANDU core contains less than 40% of thefissile content of a fresh LWR core of thesame power output. Reactivity remainsalmost constant throughout the fuelling cycle,with daily addition of fresh fuel (typically about5 to 10 bundles) just compensating forburnup. This obviates the need for the use ofpoisons in normal operation and simpiifiescontrol requirements, as a large fraction ofthe reactivity control is achieved through therefuelling process itself. The ability to removeselected bundles while on power, combinedwith an activity monitoring system which canquickly pinpoint failed fuel, allows its promptremoval, on-power.

On-power fuelling allows fuel-management schemes which can shapepower distribution in the core: both axially,along each channel and radially from channelto channel across the core. Axially, thenumber, type, and location of bundles addedat each visit of the fuelling machine to achannel can be varied, as well as the fuellingfrequency. The fuel- management schemecan be chosen to optimize the axial powerdistribution in terms of thermal hydraulicmargin, peak element and bundle powers,refuelling "ripple" (or local power increaseupon refuelling) and fuel performance. Thiscapability to control power distributionpermits the extra burnup potential of higherreactivity fuels to traded off for increasedpower in the outer channels. By "flattening"the channel power distribution, tnore powercan be derived from a given sized core. Inthis fashion, for example, with slightlyenriched uranium fuei (SEU), the 480 channelDarlington-sized CANDU 9 reactor can beuprated from its current nominal 935 MW(e)to 1100MW(e)14'5'61.

28


I

Figure 1. Wolsong Nuclear Power Plant, Korea (4 x 700 MWe)

END VIEWINSIOEPBESSURE TU8E

fTHn B.EUENT SPACERS

PHESSURETUBE

2IBCAL0Y BEARIHS PAOS

CANLOB ORAPHTre INTERUkYEH

' URANIUU DIOXIOE PEUETS

ERCAIOY F u a SHEATH »

ZIRCALOY ENO SUPPORT PLATE

BRCALOY ENO CAP

Figure 2. CANDU 6 and 9 Fuel Bundle

29


ISSN 1410-1998

Finally, fuel-management flexibilityprovides a smooth transition from one fueltype to another. For example, a reactor canbe commissioned and operated on naturaluranium fuel and then gradually converted toa different fuel, such as slightly enricheduranium or MOX, simply through the normalrefuelling process. The transition is gradual,fuel and reactor performance can bemonitored and no sudden reactivity changesare experienced.

1.4 Simple Fuel Assemblies

CANDU fuel assemblies are simple,standardized bundles, 10 cm diameter and50 cm long, comprising either 28 or 37Zirca!oy-4 clad fuel pencils, as shown inFigure 2.

The 700 MWe series CANDU 6 reactordesign features 380 fuel channels, eachcontaining 12 fuel bundles. The 900 MWeCANDU 9 reactor design has 480 channels,also containing 12 bundles in each channel.In current commercial practice, using naturaluranium fuel, there is no differentiationbetween fuel bundles and a single basicbundle design is used by both of the aboveCANDU designs. Except for limited use ofdepleted uranium bundles for fuelling systemtesting and initial core reactivity adjustment,all contain the same composition of fuelmaterial, which comprises pressed andsintered natural UO2 uranium oxide pellets.

The technology for fabricating CANDUfuel has been widely disseminated. Allcountries operating CANDU reactors maketheir own fuel and, additionally , severalcountries, including Egypt, Indonesia andItaly, have received CANDU fuel preparationand fabrication technology originating inCanada.

The simple fuel bundle design facilitatesan evolutionary approach to fueldevelopment, from the original 7 elementbundle used in the first CANDU (the 20 MWeNuclear Power Demonstration which startedoperation in 1962), to the 19 element bundlein the 200 MWe Douglas Point reactor whichentered service in 1967, to the 28 elementfuel bundle still used in Pickering, to the 37element bundle in the Bruce, Darlington andCANDU 6 reactors. This trend to greaterbundle sub-division has allowed more powerto be extracted from the fuel and fuelchannel, without increasing linear elementratings.

CANDU fuel development continues withthe new "CANFLEX®" bundle, with 43elements and two pin sizes. This bundle has20% lower linear element ratings than "the 37element bundle at the same bundle powerand employs critical heat flux (CHF)enhancement technology to increase criticalchannel power by 6 to 8%. The lower ratingsin CANFLEX bundles will reduce fueltemperatures and fission-gas reiease,beneficial for achieving extended burnup.AECL and the Korean Atomic EnergyResearch Institute (KAERI) are in the finalstages of a development program leading tothe demonstration of CANFLEX bundles in acommercial power reactor'7'.

Technological sustainability is assured byongoing advances in CANDU fuel design tomeet the needs of future fuels and fuelcycles. Features that can be employed infuture fuel designs, either singly or incombination, include optimization of theinterna! element design for high-burnupapplications, use of graphite disks betweenpeilets to lower fuel temperatures, advancedwelding techniques, improved "CANLUB®"coatings for high-burnup applications, furtherbundle sub-division (such as a 61 elementbundle) for very high-burnup applications,tailoring of reactivity coefficients and furtherenhancements in thermal hydraulic margins.

The small CANDU fuel bundle is easy tohandle and presents no risk of criticalityoutside of the reactor, either before or afterirradiation. This enormously simplifies thetask of handling and transporting both freshand spent fuel and is particularly helpful to thedesign of spent fuel storage facilities, disposalflasks and handling equipment. Rackingdensity in spent fuel bays is high and nocriticality control poisons, inserts or otherfeatures are required. Spent fuel heatgeneration and fission product content areproportionate to the amount of powerproduced from the fuel, with the result thatfuel waste disposal volumes and costs areabout the same as for spent light waterreactor fuel, despite the higher quantity ofCANDU fuel.

Because the fissile content is low, there isless proliferation and safety concern intransportation. Fresh fuel is transported inCanada by normal commercial truckingcarriers and does not require notification ofauthorities or special escorts.

30


2. THE MENU

2.1 Natural Uranium

The CANDU fuel cycle currently in use byall CANDU operators burns natural uraniumfuel down to a 235U content of 0.23 %. Asshown in Figure 3, this is combined with the0.27 % fissile Pu isotopes, to give a spent fuelfissile content of 0.5 %, only a third that of the1.5 % fissile content of typical LWR spentfuel. Because of the low fissile content andcurrently low uranium prices, no recycle ofnatural uranium spent fuel is planned. Thespent fuel is stored at the reactor sites,initially in wet pool storage bays and after sixyears in dry concrete canisters, pendingfuture permanent disposal in geologica!repositories.

Burnup levels are about 7.5 MWd/kg U,corresponding to a resource use of157 Mg U/GWe-yr (as-mined uranium basis),which compares to the 218 Mg U/GWe-yrconsumed by PWRs using standard 3.25%enriched fuel. The simple fuel design andefficient use of uranium result in CANDUfuelling costs using natural uranium only halfthose of PWR fuel[8]. Figure 4 comparesPWR and CANDU as-mined uraniumutilization for various levels of fuelenrichment.

While natural uranium fuelled CANDUreactors extract up to 40% more energy frommined uranium than a PWR, this resourceeconomy and efficiency are even higher withthe use of slightly enriched uranium (SEU).Optimum enrichment is 1.2%, although mostof the economic gain is achieved atenrichment to about 0.9% [9'. Figure 4 abovecompares as-mined uranium requirements fora variety of enrichments for both PWRs andCANDUs. It shows clearly that thecomparative burnup improvement ofincreased 235U content is greater in CANDUthan in PWRs.

CANDU's ability to use either natural orenriched fuels permits optimization of the fuelcycle with respect to both front-end (uranium,fabrication and enrichment) costs and back-end (disposal, or used-fuel processing forrecycling) costs. It also allows flexibility in theoverall plant optimization of future CANDUreactors. Pressure-tube thickness, heavy-water inventory and values of reactivitycoefficients are but a few of the designparameters that can be optimized usingenrichment to improve either economics orperformance. 110'1 ' As noted in Section 1.4,enrichment also provides a cost-effectivemeans of reactor power uprating, byincreasing the power of the outer channels.

Natura! Uranium

(1. -D

0.7% U-235

Spent NU CANDU Fuel

V

CANDU

0.23% U-235

0.27% Puf

Figure 3. Natural Uranium Fuelling

Figure 4. PWR and CANDU Uranium Consumption vs. Enrichment

31


ISSN 1410-1998

250

3.25 4.4 NU

Enrichment

1.2

2 Slightly Enriched Uranium

2.3 Recycled Fuels

2.3.1 CANDU Synergism with LWRs

There is a powerful synergism betweenCANDU and light water reactor fuel cycles,based on the use in CANDU of the fissilematerials remaining in spent LWR fuel, asshown in Figure 5. These present a richfeedstock for CANDU reactors, whichcan burn both the unused uranium-235 andthe fissile actinide wastes, includingplutonium, either separately or in variouscombinations'121.

Used PWR fuel can be considered amine of fissile material, containing nominally0.9% 235U and 0.6% fissile plutonium. Up todouble the thermal energy can be extractedfrom that material by recycling in a CANDUreactor, rather than in a PWR. A variety ofrecycling options is available to matchstrategic, economic, environmental andpolitical considerations.

Because the 235U is burned to tails levelsin CANDU reactors, the fuel would then bedirectly disposed of. Recycle of plutoniumfrom reprocessing as MOX fuel in CANDUreactors is an alternative to plutonium recyclein PWRs. CANDU MOX designs have beenconceived to achieve high burnup(>40 MWd/kg heavy element), based onfurther subdivision of the bundle (e.g., 61element design) to lower the linear element

ratings. Void reactivity would be reduced inthese fuel designs, to accommodate thefaster neutronic response of MOX fuel..

2.3.2 Recovered Uranium

Recovered uranium (RU) fromconventional reprocessing of used LWR fuelcan be used as-is in CANDU reactors,thereby providing a simpler, more economicand more resource-efficient recycle optionthan re-enriching for recycle in a PWR [13!.Recycle in CANDU reactors would reduce the235U level from 0.9% down to a tails level ofabout 0.2%, after which the fuel would bedisposed of. Sizable quantities of RU arebeing accumulated by conventionalreprocessing operations.

Recycle of recovered uranium intoCANDU fuel avoids the difficulties andexpenses associated with re-enrichment.CANDU's neutron economy minimizes thepenalty of neutron absorbing 236U, whichpenalizes the utility of recovered uraniumrecycle in LWRs.

The recycle of RU from used PWR fuelinto CANDU fuel is an illustration of theCANDU/LWR synergism on a global scale.

2.3.3 Direct Use Spent PWR Fuel

CANDU's unique ability to utilize lowfissile content nuclear fuels means thatseparating plutonium from the uranium and

32

ISSN 1410-1998 Prosiding Presentasi Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir IVPEBN-BATAN Jakarta, 1-2 Desember 1998

EnrichedUranium Spent PWR Fuel

ecoveredUranium

Figure 5. Recycled LWR Fuel Materials

fission products in spent PWR fuel is notneeded to recover the energy potential of theplutonium. This opens the way to advancedreprocessing or recycling options, in whichplikonium is not separated and the fullpotential of the CANDU/PWR synergism canbe realized. These options are potentiallysimpler, cheaper, and more easilysafeguarded than conventional reprocessing.

Direct Use of PWR fuel in CANDU or"DUPIC" refers to the recycle of fissilematerial from PWR to CANDU using only dryprocesses. It is a potentially simpler andcheaper fuel recycle option which is easilysafeguarded since fissile material is notseparated and the reconstituted fuel has ahigh radiation field. The use of only dryprocesses also ensures that the systemcannot be tampered with to selectivelyremove plutonium. The range of DUPICoptions is wide. A cooperative programbetween AECL, KAERi and the U.S.Department of State will demonstrate thetechnical feasibility of the chosen option,termed "OREOX", which involves a thermo-mechanical conversion of the PWR pelletsinto a sinterable powder using a series ofoxidation/reduction cycles [14'15). The OREOXprocess, which avoids many of thecomplications and hazards of conventional"wet reprocessing", is illustrated schematicallyin Figure 6.

Another option is the "TANDEM" fuelcycle, in which uranium and plutonium wouldbe co-precipitated using aqueous chemistry.

PWR element decladdingjj j m voiati|efissit»

products

Powderconditioning |

Pelletlzlng

Element loadlng |

Trap volafilefisslpn,

producls

Bundle assembly

DUPIC CANDU Fuel

Figure 6. Dry Processing

A variant of this wouid be to remove only thehigh neutron-absorbing fission products fromthe used PWR fuel, thereby increasing theproiiferation resistance, simplifying theprocess and reducing processing costs.

33


ISSN 1410-1998

2.3.4 Actinides

In the long term, actinide burning inCANDU reactors is feasible because of on-power refuelling. Very high destruction ratesof either military plutonium or actinide wastecan be achieved by shuffling the fuel intohigh-flux positions. The fuel in such anapplication would consist of an inert matrixcarrier containing a mixture of actinides andplutonium extracted from spent light or heavywater fuel in chemical reprocessingplants116'17'

2.3.5 Environmental Benefits ofRecycle

Synergistic CANDU/PWR fuel cyclescontribute to environmental sustainability, notonly by extending uranium resources but alsoby reducing the quantity and radioactivity ofused fuel requiring ultimate disposal. Forexample, in an equilibrium system of CANDUand PWR reactors, the used fuel from2,400 MWe of PWR reactor capacity wouldsupply the fresh fuel requirements of1,000 MWe CANDU reactor capacity, with noincrease in either fresh uranium requirementor used fuel volume. The fissile content ofthe spent LWR fuel would in fact be reducedseveral-fold, as compared with directdisposal.

2.4 Thorium

All of the above recycling options extendglobal fissile resources by extracting moreenergy from the original mined uranium. Inthe long term, a more dramatic improvement

in resource availability can be achieved by theuse of thorium as a fuel. Thorium, which isthree times as abundant as uranium, is notitself fissile, but can be readily converted byneutron bombardment of stable 232Th in aCANDU to produce fissile 233U, an even morevaluable fuel than natural uranium A widerange of thorium cycles is conceivable, thatwould significantly extend the energyavailable from uranium [19i20l

Fuel-management flexibility in CANDUenables a variety of once-through thorium fuelcycles to be considered, in which thorium isloaded in selected channels, which aresurrounded by "driver" fuel containing SEU,DUPIC, or even natural-uranium fuel. Thedwell times of the thorium-fuelled channelsand of the driver fuel channels can beoptimized. Extra reactivity can even berecovered by removing the thorium bundlesfrom the channel, letting the 233Pa decay to233U, then reinserting the thorium bundlesback into the core [21'.

Ultimately, the thorium cycle can. providefissile resources for centuries. One possibilityis the self-sufficient-equilibrium thorium cyclein CANDU reactors. In this "near-breeder"cycle, once equilibrium has been reached, asmake-up is required from one cycle toanother. This fuel cycle would require furtherimprovements in neutron economy, such asremoval of the adjuster rods and use ofenriched zirconium from which most of thehigh cross-section 91Zr has been removed.

O "DriverFueI"(SEU/RU)

ThO,

Storage/ disposal

Storage / possiblefuture recycling of U-233/Th

Figure 7. Startup Thorium Cycle in CANDU

•34

Prosiding Presentasi llmiah DaurBahan Bakar Nuklir IVPEBN-BATAN Jakarta, 1-2 Desember 1998

ISSN 1410-1998

Thorium oxide has high thermalconductivityand stability and a melting point340°C higher than UO2, properties whichenhance its appeal as a reactor fuel.

2.5 CANDU-Fast Breeder Synergism

Despite recent disappointments in theJapanese and French fast breeder reactorprograms, in the long terrn, furtherdevelopment and commercial use of thesereactors is likely. In this event, aCANDU/FBR synergism can be envisioned, inwhich MOX fuel in the FBR would provide theplutonium required for the thorium cycle inCANDU reactors. A single FBR reactor couldprovide the plutonium requirements for a fleetof lower cost, high conversion CANDUreactors running on the Pu/Th cycle [3'12'.

Thorium cycles also offer a resource-efficient alternative for dispositioning eitherhighly enriched uranium or plutoniumweapons material. in the Pu/Th cycle, a highfraction of plutonium would be consumed(>90% of the fissiie plutonium, or >75% of thetotal plutonium), while valuable 233U would beproduced. The used fuel would be stored untilthe 233U could be recovered in manner thatwas both economic and amenable tosafeguarding.

3. A FUEL CYCLE STRATEGY FORINDONESIA

CANDU's fueling flexibility offersIndonesia a wide selection of options foradopting the fuel cycle strategy which bestsuits future domestic and international fuelresource availability and cost and the mix ofIndonesia's nuclear power plant technologies.This will be true whether Indonesia's reactorinventory includes any combination of boilingor pressurized light water reactors, CANDUsor fast breeder reactors. The strategy can beadapted as required to meet changes inconditions, even using existing CANDUfeactors.

REFERENCES

[1]. Boczar, P.G., Fehrenbach, PJ. andMeneley, D.A., CANDU Advanced FuelCycles: Key to Energy Sustainability,Proc. 1Oth Pacific Basin Nuclear Conf.,Kobe, 1996 Oct 20-25.

[2]. Boczar, P.G. Fehrenbach, PJ. andMeneley, D.A., CANDU Fuel CycleOptions in Korea, Proc.11th AnnualKAIF/KNS Conference, Seoul, Korea,1996 April 11-12.

[3]. Meneley, D.A., The CANDU Reactor'sFuel Cycle Flexibility, presented at theElectricity '96 Conference andExposition, Canadian ElectricityAssociation, Montreal, Quebec, 1996April 28 - May 3.

[4]. Chan.P.S.W.and Dastur.AR-, Checker-board Fuelling, the Key to AdvancedFuel Cycles in Existing CANDUReactors, Proc. Sixth Annual Conf.Canadian Nuclear Society, Ottawa,Canada, 1985June.

[5]. Younis.M.H. and Boczar.P.O., AxialShuffling Fuel Management Schemes for1.2% SEU in CANDU, Atomic Energy ofCanada Limited Report, AECL- 10055(1989).

[6]. Younis, M.H. and Boczar.P.O., Equi-librium Fuel-Management Simulationsfor 1.2% SEU in a CANDU 6, AtomicEnergy of Canada Limited Report,AECL-9986(1989).

[7]. Lane, D. and Suk, H. C, CANFLEX: ANew Fuel Bundle with ExpandedOperating Capabilities, Proc. 11thAnnual KAIF/KNS Conference, Seoul,Korea, 1996 April 11-12.

[8]. Boczar.P.O. and Dastur, A. R., CANDU/PWR Synergism, Proc. IAEA TechnicalCommittee Mtg on Advances in HeavyWater Reactors, Toronto, Canada, 1993June7-10.

[9]. Boczar, P.G., McDonnell, F.N., Lane,A.D., Frescura, G.M., Archinoff, G.H.and Wight, A.L., Slightly EnrichedUranium in CANDU: An Economic FirstStep Towards Advanced Fuel Cycles,AECL-9831 (1988).

[10]. Dastur, A.R. and Chan, P.S.W., TheRole of Enriched Uranium in CANDUPower Plant Optimization, Proc. IAEATechnical Committee Meeting onAdvances in Heavy Water Reactors,Toronto, Canada, 1993 June 7-10.

35

Prosiding Presentasi llmiah Daur Bahan Bakar Nuklir IVPEBN-BATAN Jakaiia, 1-2 Desember 1998

ISSN 1410-1998

[11]. Hardman, F.R., Mao, A.C. and Dastur,A.R., Use of Advanced Fuei Cycles inCANDLJ Power Plant Optimization, Proc.Tenth Annua! Conf. Canadian NuclearSociety, Ottawa, Canada, 1989 June.

[12]. Meneley, D.A., Dastur, A.R.,Fehrenbach, P.J. and Talbot, K.H.,Synergistic Nuclear Fuel Cycles of theFuture, Proc. GLOBAL'95 - InternationalConference on Evaluation of EmergingNuclear Fuel Cycle Systems, Versailles,France, 1995 September 11-14.

[13]. Boczar, P.O., Sullivan, J.D., Hamilton,H., Townes, B.M., Lee, Y.O., Jeong,C.J., Suk, H.C. and Mugnier, C,Recovered Uranium in CANDU: AStrategic Opportunity, Proc. lntemationaiNuclear Congress and Exhibition,Toronto, Canada, 1993 October3-6.

[14]. Keil, H., Boczar, P.G. and Park, H.S.,Options for the Direct Use of SpentPWR Fuel in CANDU (DUPIC), Proc.Third International Conference ofCANDLJ Fuel, Chaik River, Ontario,1992October4-8.

[15]. Sullivan.J.D. and Cox, D.S., AECL'sProgress in Developing the DUPIC FuelFabhcation Process, Proc. FourthInternational Conference on CANDUFuel, Pembroke, Ontario, 1995October24.

[16]. Dastur, A.R., Gray, A.S., Gagnon, N.,Buss, D.B. and Verrall, R.A, The Role ofCANDU in Reducing the Radiotoxicity ofSpent Fuel, Proc. GLOBAL'93 - FutureNuclear Systems: Emerging Fuel Cyclesand Waste Disposal Options, ANSTopical Meeting, Seattle, WashingtonU.S.A., 1993 September 12-17.

[17]. Bultman, J.H., Gagnon, N. and Dastur,A.R., Statics and Dynamics of CANDUTransuranics Burners, Proc. GLOBAL'95- International Conference on Evaluationof Emerging Nuclear Fuel CycleSystems, Versailles, France, 1995September 11-14.

[18]. Boczar, P.O., Hopkins, J.R., Feinroth, H.and Luxat, J.C., Plutonium Disposi-tioning in CANDU, Proc. IAEA TechnicalCommittee Meeting on Recycling ofPlutonium and Uranium in Water

Reactor Fuels,1995 July 3-7.

Newby Bridge, U.K.,

[19]. Milgram, M.S., Thorium Fuel Cyc/es inCANDU Reactors: A Review, AtomicEnergy of Canada Limited Report,AECL-8326, 1984 January.

[20]. Dastur, A.R., Meneley, D.A. and Buss,D.B., Thorium Cycle Options in CANDUReactors, Proceedings GLOBAL '95-International Conference on Evaluationof Emerging Nuclear Fuel CycleSystems, Versailles, France, 1995September 11-14.

[21]. Milgram, M.S., Once-Through ThoriumCycies in CANDU Reactors, AtomicEnergy of Canada Limited Report,AECL-7516, 1982 January.

36

ID0200005


MEMBID1K PASAR INTERNASIONAL ELEMEN BAKAR REAKTOR RISET

Bambang Galung SusantoPT. BATAN Teknologi

ABSTRAK

MEMBIDIK PASAR INTERNASIONAL ELEMEN BAKAR REKTOR RISET. Telah dilakukanupaya pemasaran elemen bakar produk PT BATAN Teknologi (Persero) secara internasional.Dari sejak berdirinya PT BATAN Teknologi tanggal 24 Mei 1996, baru menginjak tahun ketigausaha pemasaran dapat dimulai lebih intensif. Pemasaran secara internasional memang sangatdiperlukan untuk mencari peluang yang lebih besar diperolehnya devisa. Dari segmentasi pasaryang dilakukan diperoleh gambaran bahwa ada sejumlah reaktor riset yang tersebar di berbagainegara yang jumlahnya sekitar 269 reaktor, dan penyebarannya di USA sebanyak 65, di Rusiasebanyak 27, di Jepang sebanyak 18 buah dan sisanya ada diberbagai negara. Dari sejumlahreaktor riset ada 78 buah reaktor riset bertipe kolam. Dari target pasar yang akan dilujudiperkirakan ada 17 reaktor riset yang menggunakan elemen bakar yang sejenis dengan elemenbakar yang diproduksi oleh PT BATAN Teknologi.dan tersebar di berbagai negara seperti Jepang(4 buah), USA ( 4 buah), Austria, Jerman, Argentina, Iran, Pakistan, Peru, Brasil, Aljazair, danIndonesia. Dari 17 reaktor riset tersebut besar pasar elemen bakar diperkirakan 348 buah danelemen kendali sebanyak 84 buah. Dari berbagai analisis yang dikembangkan, untuk tahappertama diperoleh kesimpulan bahwa ada 4 pemakai reaktor riset yaitu Peru, Pakistan, Iran danAljasair yang perlu didekati lebih lanjut mengingat dari keempat negara tersebut, produk PTBATAN Teknologi akan lebih mudah bersaing. Besar pasar elemen bakar untuk keempat negaratersebut diperkirakan sebesar 83 buah dan 19 untuk elemen kendali. Berbagai kendala teknisseperti desain "packaging" dan transportasi bahan nuklir perlu diselesaikan terlebih dahuludengan menggandeng mitra asing di luar negeri. Berbagai kendala non teknis (politis) juga perludipelajari secara lengkap, agar transfer uranium ke berbagai negara tujuan ekspor tidak menjadikendala dikemudian hari. Pemerintah Indonesia (BATAN) dan Badan Tenaga Atom Internasional(IAEA) diharapkan dapat membantu penyelesaian kendala non teknis yang mungkin muncul bilapeluang ekspor elemen bakar menjadi kenyataan dikemudian hari.

ABSTRACT

THE tNTERNATIONAL MARKETING TARGET OF FUEL ELEMENT FOR RESEARCHREACTORS. The intemational marketing efforts of PT BATAN Teknologi's fuel elements forresearch reactors are outlined. These efforts intensively started in third year marketing time sinceit is commenced on 24 May 1996. The market segmentation told that there are 269 researchreactors in the world, i.e. 65 in USA, 27 in Russia, 18 in Japan, and the remaining are in manycountries. Many ofthose are 78 swimming pool type reactors, and 17 ofthem.i.e. 4 in Japan, 4 inUSA, and each in Austria, Germany, Argentina, Iran, Pakistan, Peru, Brazil, Algeria, andIndonesia have the similar fuel element specifications which are close related with PT BATANT&knologi's. It can be predicted that around 348 fuel elements and 84 fuel controls can bemarketed. The first feasibility study told that 4 countries such as Peru, Pakistan, Iran, and Algeriabecame the potential marketing target of the PT BATAN Teknologi's fuel element, because forthose countries the competitors in producing such fuel elements could be minimal. The fuelelements and fuel controls which could be presumably marketed in those countries are 83 and 19,respectively. The problems will be facing in near future such as packaging design and nuclear fueltransportation have to be firstly solved by collaborating with foreign companies abroad. Nontechnical problems including political situation have to be completely studied in order the uraniumtransfer to many countries for exporting purposes could easily take place in the future. TheGovemment of the Republic of Indonesia (in this case BATAN) and The International AtomicEnergy Agency (IAEA) could assist to solve the non technical problems which might be appear inthe future as the chance of exporting the fuel elements and the fuel controls come true.

1. PENDAHULUAN mungkin menjadi pembeli. Alasan yangterpenting bagi perusahaan adalah bagaima-

Pemasaran hampir selalu ditemui na secara efektif mengelola fungsi pema-dalam kehidupan sehari-hari. Semua orang saran. Perusahaan ingin tahu bagaimanadapat dikatakan konsumen, dan sebagian mendefinisikan dan melakukan segmentasibesar di antaranya selalu berbelanja setiap pasar mereka dan bagaimana mengembang-hari. Orang-orang tersebut kadang-kadang kan produk dan jasanya untuk target pasarmenjadi penjual dan di lain kesempatan yang dipilih. Perusahaan ingin tahu terhadap

37


ISSN 1410-1998

harga yang ditawarkan sehingga membuatpembeli tertarik dan memuaskan konsumendan pada akhirnya menguntungkan keduabelah pihak. Perusahaan juga menginginkaniklan dan mempromosikan produknya sehing-ga masyarakat konsumen tahu produk terse-but dan ingin membelinya. Pemasaran suatuproduk oleh suatu Perusahaan merupakantahapan penting untuk memperoleh kesem-patan agar produknya dapat dikenal olehmasyarakat luas dan diminati untuk dibeli.

Sejak berdirinya PT BATANTeknologi(Persero) tanggal 24 Mei 1996, dan mulaimenginjak tahun ketiga mulai terpikirkansecara intensif mengenai pentingnyamembuka kerja sama internasional denganpihak asing dan sekaligus melakukanpemasaran produk-produk PT BATANTeknologi ke luar negeri. Diyakini bahwabeberapa produk PT BATAN Teknologiseperti elemen bakar untuk reaktor riset danproduk radioisotop adalah produk yang siapdipasarkan ke luar negeri bila dilakukanbeberapa upaya dan promosi langsung keluar negeri. Salah satu upaya yang harusdilakukan adalah dengan mengikuti seminarinternasional RERTR (Reduced Enrichmentfor Research and Test Reactors) yangbiasanya setiap tahun dilakukan o!eh BadanTenaga Atom Internasional (IAEA), bekerjasama dengan ANL {Argonne NationalLaboratory). Pada forum seminar ituberkumpul pemilik-pemilik reaktor riset yangada di dunia dan vendor-vendor pembuatelemen bakar reaktor riset. Upaya lain yangperlu dilakukan adalah membina hubungandengan mitra bisnis yang ada di luar negeridengan mengupayakan aliansi strategisuntuk keuntungan kedua belah pihak.

Selain itu, ada beberapa alasan lainmengapa PT BATAN Teknologi harus mema-suki pasar Intemasional untuk memasarkanproduknya di luar negeri. Alasan itu antaralain sebagai berikut:

1. Di dalam negeri pasar elemen bakardan radioisotop sudah mendekati titikjenuh, jadi harus diusahakan mem-buka pasar di luar negeri agarperusahaan dapat berkembang.

2. Perusahaan memeriukan tambahandevisa lebih banyak untuk memajukanusahanya, jadi harus ada tambahanpendapatan dari usaha ekspor ke luarnegeri.

3. Perusahaan masih mempunyaikelebihan kapasitas produksi yang didalam negeri tidak dapat diserapsecara penuh.

4. Dengan adanya biaya produksi yanglebih rendah diharapkan produk PTBATAN Teknologi akan bisa bersaingdi pasarglobal.

5. Pada saat krisis ekonomi, aliansistrategis dengan mitra bisnis sangatdiperlukan untuk memenangkanpersaingan di tingkat globa! yangsemakin ketat.

Produk elemen bakar nuklir sangatspesifik dalam bentuk dan penangananproduknya, tetapi elemen-elemen pemasar-annya masih dapat digunakan dalam praktek-praktek pemasaran yang sudah umumterjadi. Oleh karena itu, untuk lebih dapatdikenal oleh pengguna elemen bakardiseluruh dunia, program pemasaran secarainternasional telah mulai dilakukan.

2. LANDASAN TEORI

2.1. Daur Hidup Produk Dan Tahapannya

Daur hidup produk (DHP) merupakankonsep penting dalam pemasaran suatuproduk karena memberikan pemahamanyang mendalam mengenai dinamika bersaingsuatu produk. Konsep daur hidup produkadalah suatu konsep untuk mengenaliberbagai tahap yang berbeda dalam sejarahpenjualan suatu produk. Pada tahap-tahapini terdapat peluang dan masalah yangberbeda dalam kaitannya dengan strategipemasaran dan potensi laba. Denganmengenali tahap di mana suatu produksedang berada atau akan menuju, perusaha-an dapat merumuskan rencana pemasaranyang lebih baik. Tahap daur hidup suatuproduk dapat dibagi dalam empat tahapsebagai berikut:

1. Tahap PerkenalanTahap ini merupakan periode pertum-buhan penjualan lambat, karenaproduk baru saja diperkenalkan dimasyarakat konsumen. Biaya sangattinggi sehingga produk tidak mengha-silkan laba sama sekali.

2. Tahap PertumbuhanPasar dengan cepat menerima produkbaru sehingga penjualan melonjak danmenghasilkan laba yang sangat besar

38


t

Tahap Kedewasaan (Maturity)Periode di mana pertumbuhan penjual-an mulai menurun karena produksudah bisa diterima oleh sebagianbesar pembeli potensial. Jumlah keun-tungan mantap, stabil atau menurunyang disebabkan oleh meningkatnyabiaya pemasaran untuk melawanpersaingan yang ketat.Tahap Penurunan {Decline)Pada tahap ini penjualan menurundengan tajam diikuti dengan penyusut-an laba. Penetapan saat dimulai danberakhirnya suatu tahap bersifat agakrambang. Biasanya tahapan ini ditan-dai dengan perubahan yang tnencolokdalam pertumbuhan penjualan di manapada tahap itu uang dari penjualansangat besar akan tetapi laba menun-jukkan penurunan, karena tingkat

persaingan yang sangat tinggi sehing-ga diperlukan usaha yang lebih tinggilagi yang mengakibatkan biaya penju-alan sangat tinggi.

Dari uraian di atas terlihat bahwaproduk elemen bakar reaktor riset khususnyajenis oksida/silisida secara internasionalsudah mulai berada atau masuk dalam tahapjenuh, yang pada suatu saat akan mengalamipenurunan pendapatan karena ditemukannyajenis produk elemen bakar yang menawarkankeunggulan baru. Oleh karena itu, produkelemen bakar yang diproduksi PT BATANTeknologi harus mengikuti perkembangan,agar siap melakukan upaya-upaya pemasar-an. Saat ini produk elemen bakar reaktorriset yang sedang menanjak pamomyaadalah elemen bakar tipe silisida.

Secara garis besardaur hidup produk (DHP) digambarkan sebagai berikut:

perkenalan pertumbuhan dewasa menurun

—^- t, waktu

2.2. Strategi Pemasaran Secara Umum

Secara umum menurut Kotler151, strategipemasaran dalam tahap daur hidup suatuproduk, berbeda-beda karena kondisi pasarpada masing-masing tahap berbedasehingga penekanan/fokus juga tidak akansama. Strategi yang akan dikemukakandalam makalah ini adalah strategi pada tahappertumbuhan dan pada tahap jenuh, di manapada periode ini produk tersebut berada.

2.2.1. Strategi pemasaran pada tahappertumbuhan

Pada tahap ini beberapa strategi dapatdigunakan untuk mempertahankan pertum-buhan pasar yang pesat selama mungkin.Strategi tersebut antara lain :

1. Mutu produk ditingkatkan dan ciri sertamodel produk ditambahkan

2. Model dan produk baru ditambahkan

39


ISSN 1410-1998

3. Segmen pasar baru dimasuki4. Saluran distribusi baru dimanfaatkan5. Model periklanan dapat digeser dari

membujuk minat konsumen padaproduk, menimbulkan keyakinan atasproduk sehingga mau membeli

6. Harga diturunkan pada saat yang tepatuntuk menarik golongan konsumenlain yang peka terhadap harga.

Perusahaan yang menjalankanstrategi perluasan pasar di atas akan mampumemperkuat posisinya dalam persaingan.Namun untuk itu perlu tambahan biaya.

2.2.2. Strategi pemasaran pada tahapkedewasaan {Maturity)

Pada tahap ini, laju pertumbuhanpenjualan produk mulai menurun dan produkini mulai memasuki kedewasaan relatif.Menurunnya laju pertumbuhan penjualan,mengakibatkan kelebihan kapasitas. Selan-jutnya menyebabkan persaingan sangat ketatdan intensif. Para pesaing lebih seringmenurunkan harga atau obral, merekameningkatkan periklanan dan berbagai carauntuk mengikat calon pembeli atau distri-butor. Anggaran penelitian dan pengem-bangan ditambah agar bisa ditemukan versibaru dari produk yang lebih sempuma.Segala langkah ini mengakibatkan susutnyakeuntungan. Strategi yang pas apabilamemasuki tahap ini adalah sebagai berikut:

1. Strategi Modifikasi pasar dengan fokusuntuk memperluas pasar bagi merekyang dijualnya dengan :a. Mengubah bukan pemakai produk

menjadi pemakai produkb. Memasuki segm.en pasaryang baruc. Merebut konsumen dari pesaingd. Menganjurkan penggunaan yang

lebih sering terhadap produknya.e. Mengajak penggunaan produk yang

ditawarkan lebih banyak padasetiap kesempatan.

f. Menemukan kegunaan baru dariproduk yang sama kemudianmeyakinkan konsumen atas hal itu.

2. Strategi Modifikasi Produk, untukmeningkatkan penjualan sehinggamampu mengajak konsumen baru dan/atau mengajak konsumen yang saat inimemakai produk itu untuk mengkon-sumsinya lebih banyak. Strategi yangdiperlukan adalah :

a. Perbaikan mutu, untuk mening-katkan fungsi produk, yaitu dayatahan, keandalan, kecepatan, rasadan sebagainya.

b. Perbaikan ciri-ciri khas, yangbertujuan menambahan ciri baru(ukuran, berat, bahan pokok, bahantambahan, hiasan) yang akanmeningkatkan kemampuan, ke-amanan dan kenyamanan produk.

c. Perbaikan gaya, yang bertujuanmenambah daya tarik estetikasuatu produk.

2.3. Strategi Modifikasi Bauran Pemasaran

Pada strategi ini Perusahaan harusberusaha merangsang penjualan denganjalan memodifikasi satuan atau elemenbauran pemasaran {marketing mix). Bagiproduk yang telah mencapai kedewasaan(matuhty) berlaku urutan perangkat bauranyang dampaknya kuat pada voiumepenjualan. Urutan itu adalah sebagai berikut:

a. Hargab. Iklan dan promosi penjualan,c. Mutu produk dand. Pelayanan

Disini perlu diingat bahwa garispemisahnya memang tidak jelas. Sebagaicontoh misalnya berapa besar bedaefektifitas relatif antara penggunaan iklandengan promosi penjualan.

3. ANALISIS PASAR ELEMEN BAKARREAKTOR RISET

3.1. Segmentasi Pasar Elemen BakarReaktor Riset

Untuk kebanyakan konsumen danproduk industri biasa, maka pendapatannasional negara yang dipilih menjadi pilihansegmen pasar dan indikator pasar potensial.Pasar Amerika dengan pendapatan perkapita US$25.000, dan lebih dari US$ 6 triliunpada tahun 1993 dan populasinya sekitar 250juta orang adalah segmen pasar yang sangatbesar. Di lain pihak, sekitar 75% GNP duniaberada di TRIAD (Amerika Utara, Jepang danEropa Barat). Dengan melihat pendapatanper kapita dan populasi yang besar, tidakcukup untuk mendapatkan pasar elemenbakar. Khusus untuk elemen bakar, makapopulasi reaktor riset di dunia dan jenisreaktornya menjadi sasaran utama untukditinjau.

40


3.1.1. Segmen pasar elemen bakarberdasarkan peta keberadaanreaktor riset di dunia

Untuk mengetahui di mana kira-kirasegmen pasar eiemen bakar, maka pertamakali harus diketahui penyebaran reaktor risetyang ada di dunia.

Dari sejumlah reaktor riset yangtersebar di berbagai negara tadi jumlahnyasekitar 269 reaktor, dan penyebarannya diUSA sebanyak 65, di Rusia sebanyak 27, diJepang sebanyak 18 buah dan sisanya adadi berbagai negara sesuai dengan gambarberikut ini.

REAKTOR RISETYANG BEROPERASIDI BERBAGAI NEGARA

SRUSIA

BJEPANG

I8JERMAN

IIINGGERIS

ONEGARABERKEMBANG

• CANADA

BpERANCIS

• USA

SCHINA

D NEGARA MAJU LAINNYA

Bila ditinjau dari tipe reaktor yang beroperasidi dunia ada sekitar 78 reaktor riset yangbertipe kolam seperti digambarkan berikut ini.

TIPE REAKTOR RISET D! DUNIA

,54

14-

\\&

" " • - - .

V

III16"

mX36-«£4fs *>

DPOOL

DTANK

B3 ARGONAUT

S HOMOGEN (S)

DTRIGA

BHEAVYWATER

SSLOWPOKE(MNSR)

• HOMOGEN(L)

SJENISLAIN

Dari 78 reaktor riset tipe kolam sepertiditi.njukkan di atas, hanya ada 17 reaktorriset yang diperkirakan menggunakan tipeelemen bakar sejenis dengan produk PTBATAN Teknologi (Persero).

PERBANDINGAN REAKTOR TIPE POOLDENGAN MENGGUNAKAN EB/EK TIPE PLAT

DAN TIPE LAIN.

to»>™.

£3 REAKTOR TIPE POOL DENGAN TIPEEB/EK BERBEDA

B REAKTOR PENGGUNA EB TIPE PLATPERKAYAAN < 20%

3.2. Target Pasar Elemen Bakar Yang Dituju

Setelah melihat peta keberadaanreaktor riset di dunia dan segmen reaktorriset seperti diutarakan di muka, maka targetpemasaran elemen bakar haruslah diupaya-kan memenuhi sasaran yang dituju. Dari ke17 reaktor risetyang diperkirakan mengguna-kan elemen bakar tipe yang sama denganproduksi PT BATAN Teknologi adalah sepertiterlihat pada Tabe! 1.

Dari berbagai negara sepertidisebutkan di atas, hanya ada beberapanegara yang kemungkinan bisa dilakukanupaya intensif untuk pemasaran produkelemen bakar PT BATAN Teknologi.Negara-negara tersebut adalah Iran,Pakistan, Peru dan Aljazair. Negara-negaratersebut dapat dilakukan lobby intensifdengan menggunakan jalur kerja samaSelatan-Selatan Gerakan Non Blok. Sedang-kan negara-negara seperti USA, Brasil,Argentina, Jerman dan Austria agak sulitdimasuki mengingat negara-negara tersebutsudah mempunyai pemasok tetap danhambatan non-tarif diperkirakan cukup besar.Negara Jepang bisa didekati, tetapi masihmemerlukan upaya lebih jauh mengingatsekarang ini reaktor riset Jepang sudahmemakai produk CERCA sebagai pemasokelemen bakamya. Negara seperti Brasil bisadidekati lebih lanjut, mengingat sekarang iniBrasil sedang mempertimbangkan memba-ngun sendiri pabrik elemen bakarnya ataumembeli saja di pasar Internasional.

41

Prosiding Presentasi llmiah Daur Bahan Bakar Nuklir IVPBBN-BATAN Jakarta, 1-2 Desember 1998

ISSN 1410-1998

TabeM: Negara dan Nama Reaktor Riset Dengan Elemen Bakar Tipe Pelat denganPengkayaan < 20%

NEGARA

ARGENTINA

AUSTRIA

JERMAN

ALJAZAIR

INDONESIA

IRAN

JEPANG

JEPANGJEPANGJEPANG

PERUPAKISTAN

USA

USA

USA

USABRASIL

NAMA REAKTORRA-3

ASTRA

FRG-1

ARR-1

RSG-GAS

TRR

JMTR

JRR-3MTTR-1JRR-2

RP-10

PARR-1

MCZPR, MANHATTAN C

OSURR.OHIOST. UNIV.FNR FORD NUCLEAR

REACTORWPI REACTOR FACILITY

1EA-R1M

TIPE REAKTOR

Kolam

Kolam

Kolam

Kolam

Kolam

Kolam

Kolam

KolamKolamKolam

KolamKolam

Kolam

Kolam

Kolam

KolamKolam

DAYA REAKTOR2.8 MW

10 MW

5MW

1 MW

30 MW

5MW

50 MW

20 MW100 KW

10 MW10 MW

9MW

100KW

10 MW

2MW

10 MW5MW

Dari empat negara yang disebutkandi atas, kiranya Pakistan belum dapatdijadikan target pemasaran, mengingatmasalah politik yang belum dapat diselesai-kan. Hanya negara Peru dan Aljazair yangmemungkinkan dapat dijadikan target pema-saran elemen bakar dalam jangka pendek.

Besar pasar elemen bakar reaktor riset didunia

Dari berbagai pemakai reaktor riset didunia khususnya untuk elemen bakar tipepelat dengan pengkayaan < 20% jumlahkebutuhan elemen bakar dan elemen kendaliuntuk pengisian penuh teras reaktornyaadalah seperti Tabel 2.

Bila tahap awal target pasar yangdituju adalah Peru, Aljazair, Iran danPakistan, maka besar pasar elemen bakaruntuk luar negeri minimal adalah 83 buahdan 19 elemen kendali untuk tiap tahunnyabila pengisian elemen bakar segar untukteras penuh dilakukan setiap tahun.

Tabel 2: Kebutuhan Elemen Bakar danElemen Kendali Tipe Pelat denganPengkayaan < 20%

NEGARA

JEPANGJEPANGJEPANGJEPANGJEPANGUSAUSAUSAUSABRASILJERMANPERUPAKISTANALJAZAIRAUSTRIAIRANINDONESIA

REAKTOR

TTR-1JRR-3MJMTRJRR-4JRR-2FNR-FORDOSURR-OHIOWPI-REACTORMCZPRIEA-R1MFRG-1RP-10PARR-1ARR-1ASTRATRRRSG-GASTOTAL

ELEMENBAKAR

20

20

20

2020

3617

18

122020242316

-

20

42348

ELEMENKENDALI

4

6

554

4

4

44

5

6555-41434

42


GRAFIK KEBUTUKAN ELEMEH BAKAR OAN EIEMEN KENDALl UNTUK REAKTORRISET

3.3. Positioning

Philip Kotler151 mengatakan bahwapositioning adalah tindakan yang dilakukanoleh pemasar untuk membuat citra produkdan hal-hal yang ingin ditawarkan kepadapasarnya berhasil memperoleh posisi yangjelas dan mengandung arti dalam benaksasaran konsumennya. Oleh karena itu,setelah target pasar dipilih dan produk yangakan dijual/diekspor dibuat, kini tiba giliran-nya metnposisikan produk elemen bakar ituke dalam otak calon konsumen (bila inidianggap perlu). Ini adalah sebuah mindgame yang harus dilakukan dengan perenca-naan yang matang dan langkah yang tepat.Positioning biasanya tidak menjadi masalahdan tidak dianggap penting selama barang-barar.g yang tersedia dalam suatu masyara-kat tidak begitu banyak, dan persainganbelum menjadi sesuatu yang penting.Positioning baru akan menjadi penting bila-mana persaingan sudah sangat sengit.

Mengingat produk elemen bakarsangat khas dan sangat berbeda denganproduk-produk lainnya, mungkin untuksementara positioning ini belum diperlukan,mengingat pasar yang akan dituju adalahuntuk ekspor sedangkan pasar dalam neg.erirelatif tidak ada saingan yang berarti.

3.4. Pesaing

Di pasar internasional, terdapatbeberapa fabrikator elemen bakar reaktorriset yang sudah mapan, dan beberapa dian.aranya menguasai pasar elemen bakartersebut. Perusahaan CERCA di Perancismenjadi fabrikator elemen bakar reaktor riset

terbesar di dunia (menguasai pasar lebih dari40%), setelah NUKEM menjual pabriknya keCERCA tahun 1988. Dalam Tabel 3,ditunjukkan beberapa fabrikator terkenal danjenis produk yang dijualnya.

Tabel 3: Fabrikator ElemenRiset.

Bakar Reaktor

No.

1.2.3.4.5.6.7.8.

9.10.

NamaFabrikator

CERCACNEACRLRISOEBWX Tech.IPENCCHENPT BATANTeknologiKAERIScottish

Negara

PerancisArgentinaCanadaDenmarkUSABrasilChileIndonesia

KoreaUKAEA

Jenis ProdukElemen Bakar

U3Si2-AI; UZrH2

U3O6-AIU3O8-AIU3O8-AIU3O8-AI; U3Si2-AIU3Oa-AIU3O8-AIU3O8-AI; U3Si2-AI

U3Si2-AIU3S12-AI

Dari Tabel 3 di atas terlihat jelas, bahwapersaingan untuk memperebutkan pasarelemen bakar tidaklah mudah. Beberapaperusahaan seperti CERCA, CRL, BWX danSCOTTISH adalah pemain-pemain yangsangattangguh.

4. BAHASAN

Mengingat pada saat ini PT BATANTeknologi sudah mulai memikirkan pemasar-an secara intemasional beberapa strategiyang akan dipilih untuk meraih peluangadalah sebagai berikut:a. Menentukan negara tujuan ekspor yang

akan dilakukan. Dari analisis pasar dandari pesaing yang ada maka untuk tahappertama PT BATAN Teknologi akanmencari ceruk pasar yang sangat poten-sial untuk dilakukan. Beberapa reaktorriset yang berada di negara-negaraberkembang seperti Pakistan, Peru, Irandan Aljazair, merupakan pemakaielemen bakar yang tidak fanatik padaproduk dari salah satu negara. Diperkira-kan di negara-negara tersebut beberapahambatan dan persaingan tidak terlaluberat. Dari keempat negara tersebut,Peru dan Pakistan adalah calonpotensial pembeli elemen bakarproduksi PT BATAN Teknologi.Komunikasi dengan kedua negaratersebut masih tetap berlanjut.

b. Merencanakan bauran pemasaranelemen bakar yang sesuai dengannegara tujuan di mana produk itu akan

43


ISSN 1410-1998

dipasarkan. Bauran itu tidak lain adalahcampuran antara kualitas produk, harga,distribusi dan promosi yang akan dipa-kai, agar sesuai dengan kondisi persai-ngan yang ada di negara tujuan.» Ditinjau dari kualitas produk, maka

produk elemen bakar itu harusmempunyai kualitas yang sesuaidengan keinginan pasar 'di negarayang dituju. Teknik packaging dantransportasinya juga harus meme-nuhi persyaratan yang diminta olehnegara yang akan dituju.

• Ditinjau dari segi harga, produkelemen bakar ini harus mempunyaiharga yang relatif lebih murah dariproduk dari negara lain, mengingatkita mempunyai keunggulan kompa-rative dari biaya produksi yang lebihmurah.

• Ditinjau dari segi promosi, ini dapatdilakukan melalui pendekatan padasaat seminar Intemasional atau padasaat ada event-event khusus sepertipameran intemasional. Kunjunganlangsung dapat dilakukan, ataudengan memakai jasa pihak ketigauntuk melakukannya.

• Ditinjau dari segi distribusi, maka PTBATAN Teknologi akan menunjuksalah satu agen di negara tujuanekspor agar produk itu dapatmemasuki pasar lebih mudah.

c. Selain itu beberapa hambatan internalmaupun ekstemal terhadap suksesnyaekspor elemen bakar ini harus jugamemperoleh perhatian perusahaan.Beberapa hambatan tersebut antaralain :

1. Penyediaan uranium untuk keper-luan ekspor perlu memperolehperhatian utama dengan membukakerja sama dengan mitra dagangseperti NUKEM (Jerman) danTENEX (Rusia).

2. Desain packaging untuk elemenbakar segar termasuk peminjam-annya belum ada pengalaman,namun demikian kerja samadengan mitra luar negeri sudahdilakukan.

3. Masalah transfer bahan Uraniumdiperkaya ke negara lain perlumendapat perhatian.

4. Ijin ekspor elemen bakar dankaitannya dengan safeguardsIAEA belum ada pengalaman.

5. Hambatan politik, dan hambatanlainnya (non tarif) dapat meng-gagalkan rencana ekspor.

6. Pesaing lain dapat menjadihambatan bagi tercapainya eksporelemen bakar.

7. Manajemen transportasi, khusus-nya transportasi udara termasukasuransinya perlu dipelajari lebihdetail.

5. SIMPULAN

Dari uraian yang telah dikemukakandi muka, kesimpulan yang dapat dianbiladalah sebagai berikut:

1. Pemasaran elemen bakar reaktor risetyang diproduksi PT BATAN Teknologi ditingkat internasional sangat diperlukan,mengingat ada beberapa alasan yangsangat kuat seperti pasar di dalamnegeri sudah jenuh, perusahaan perlumemperoleh tambahan keuntunganyang lebih besar, masih ada kelebihankapasitas yang belum dapat diserap,dan lain lain.

2. Dari segmentasi pasar diperoleh bahwadari 269 reaktor riset yang beroperasi didunia, ada 78 buah reaktor bertipekolam. Dari 78 reaktor bertipe kolamtersebut ada 17 buah reaktor yangmenggunakan elemen bakar tipe platpengkayaan < 20% yang mirip denganelemen bakar produksi PT BATANTeknologi. Besar pasar elemen bakar didunia diperkirakan sebesar 348 buahsedangkan untuk elemen kendalisebesar84 buah.

3. Dari target pasar yang dipilih makatahap pertama, negara yang akan dipilihadalah Peru, Pakistan, Iran dan Aljazairyang diperkirakan tidak akan banyakmenghadapi kendala non teknis. Besarpasar di keempat negara tersebutdiperkirakan sebesar 83 buah elemenbakardan19 buah elemen kendali.

4. Beberapa hambatan teknis dan nonteknis bila ekspor elemen bakar dapatdirealisasikan harus dapat diatasi agartidak menjadi masalah di kemudian hari.BATAN dan IAEA diharapkan dapatmembantu penyelesaian non leknisyang mungkin ada.

44


PUSTAKA

[1]. ANONYM, Nuclear Research ReactorsIn The World, lAEAWienna, 1996.

[2]. ANONYM, INSC, International NuclearSafety Center, Database.

[3]. ANONYM, Research Reactor FuelCycle Newsletter, Nukem NuklearGmbH, Oktober1998.

[4]. KEEGAN.W. J., Global MarketingManagement, Prentice-Hall Inter-national, USA, 1995.

[5]. KOTLER P., Manajemen Pemasaran,Erlangga, Jakarta 1994.

[6]. NOWAK J, Marketing Management,IPWIJakarta, 1997.

[7]. RHENALD,. Membidik Pasar Indonesia,Segmenting, Targeting, Positioning,Gramedia Jakarta, 1998.

Tanya jawab

Tukiran S.• Faktor-faktor apa saja yang membuat

biaya produksi PT BATEK lebih rendahdibandingkan produk sejenis.

• Apakah produk PT. BATEK sudahmendapatkan pengakuan internasionalberupa ISO.

• Berapa persen kandungan lokal yangada pada produk PT BATEK.

• Bagaimana pengaruhnya terhadap biayaproduksi apabila PT BATEK mandiri.

• Bagaimana pendapat Saudara apabilaproduk PT. BATEK dlbarter dengansembako oleh konsumen.

Bambang Galung Susanto• Faktor labour cost dan added value

engineering yang lebih rendah.• Sampai saat ini produk PT. BATEK

belum mendapatkan pengakuan ISO9002, tetapi persiapan ke arahpengakuan ISO tersebut sudah cukupmatang.

• Kandungan lokal pada produk PT.BATEKsekitar47%.

• Apabila PT. BATEK sudah mandiri,pengaruhnya pada biaya produksi tidakterlalu besar. Hal ini disebabkankomponen biaya buruh cukup rendahdibandingkan komponen lainnya.

• Barter dapat dilakukan antar negara,sedangkan PT. BATEK tetap menerimadollar atau rupiah dari hasil penjualan.

Sigit A. Santa• Untuk go international produk bahan

bakar perlu paspor kualitas yangdibuktikan dengan sertifikasi. Bagaimanakesiapan PT. BATEK.

• Berdasarkan survei pasar teridentifikasi17 potential customers dan yang akandigarap langsung adalah 4 negara yaituAljazair, Peru, Iran dan Pakistan.Sentimen pasar apa yang digunakan.

• Labour cost component sangat kecilporsinya terhadap biaya produk.Bagaitnana PT. BATEK dapat menjualproduk dengan harga discount sangatmenarik. Sementara komponen lainhampir sama di seluruh dunia.

Bambang Galung Susanto• Kesiapan menuju ISO 9002 sudah

matang, karena seluruh prosedur,instruksi kerja jaminan kualitas danimplementasinya sudah dilaksanakan.

• Sentimen pasar yang digunakan adalahsesama negara berkembang dansesama anggota Non - Blok sertamemupuk kerjasama Selatan-Selatan.PT. BATEK mempunyai peluang ber-saing cukup terbuka di empat negaratersebut.

• Teknik penjualannya adalah denganmemainkan biaya pada added valueengineering yang dapat diturunkan.Biasanya produk teknologi canggih nilaiengineering sangat tinggi, tidak sepertiproduk consumer goods yang nilainyarendah.

UtajaBerdasarkan teori penjualan/keuntunganterhadap waktu. Berapa kerugian yangdiderita PT. BATEK saat ini untukmemulai pemasaran.Bagaimana kemungkinan pembayaranbahan bakar dengan produk lain, misalsembako. Apakah tidak ada masalah ?

Bambang Galung Susanto• Sampai saat ini PT. BATEK tidak merugi.

Hal ini disebabkan biaya pemasarantelah dimasukkan dan diperhitungkandalam biaya usaha.

45

Prosiding Presentasi llmiah DaurBahan Bakar Nuklir IVPEBN-BATAN Jakarta, 1-2 Desernber 1998

ISSN 1410-1998

• Kernungkinan pembayaran denganimbal-beli seperti sembako dapat sajaterjadi. Kondisi imbal-beli terjadi antardua negara, sedangkan PT. BATEKtetapmenerima dollar atau rupiah sesuaidengan jumlah produkyang dijual.

A. Pinitoyo• Berdasarkan pertimbangan kemampuan

PT. BATEK saat ini, bagaimana kalauPT. BATEK mendekati fabrikator-fabrikator besar lain bukan sebagaipesaing melainkan menjadi mitra untukmembuatkan produk atas nama merekadengan lisensi atau waralaba.

Bambang Galung Susanto• Usul Saudara sangat baik, namun -

kecenderungan umum yang berlaku didunia bisnis adalah bahwa pesaing kita -baru akan mempertimbangkan haltersebut apabila mereka menganggapkita cukup kuat untuk bersaing.

Mursid Djokolelono• Bagaimana kemampuan penyediaan

financing PT. BATEK dalam menjualelemen bakar terutama ke luar negeri.

Bambang Galung Susanto• Untuk sementara financing belum

terprogram, karena penyediaan bahanbakar untuk reaktor riset sampai saat inijumlahnya tidak terlalu besar sehinggamasih berlaku proses L/C. Apabila dimasa depan, program financingdiperlukan, maka cara tersebut akanditempuh kalau bank-bank di Indonesiasudah beroperasi normal serta hubungan .dengan bank di luar negeri akan dijajagi.

Suharyanta• Apakah PT. BATEK sebagai fabrikator

memiliki fasilitas uji elemen bakar sepertiin pile-loop dalam reaktor.

• Sebagai data dukung, produk harusdisertai dokumen sertifikasi yang jelas.Lembaga mana yang mensertifikasiproduk elemen bakar PT. BATEK.

• Bagaimana hasil evaluasi unjuk kerjaelemen bakar produksi PT. BATEK.

Bambang Galung Susanto• PT. BATEK tidak memiliki fasilitas uji

elemen bakar, tetapi fasilitas-fasilitas

tersebut dipunyai PEBN, PRSG danPusat-pusat lain di lingkungan BATAN.

• Setiap produk elemen bakar yang dikelu-arkan PT. BATEK dilengkapi dengandata sertifikat uji jaminan kualitas sesuaidengan code dari IAEA : 50-C-QA.

• Unjuk kerja elemen bakar produk PT.BATEK cukup baik, sampai saat inibelum pernah ada laporan kegagalanunjuk kerja dari konsumen.

AC. Prasetyawati• Negara-negara mana saja yang pernah

ditawari elemen bakar produksi PT.BATEK dan bagaimana prospeknya.

Bambang Galung Susanto

• Penawaran intensif ditujukan kepadaPeru, Pakistan, Iran dan Aljazair. Metodepromosi yang digunakan adalahmengkombinasikan bauran pemasaran(4 P : Product, Price, Place andPromotion). Metode yang paling efektifyaitu mengikuti seminar-seminarinternasional yang dihadiri semuapemilik dan fabrikator reaktor riset.Sampai saat ini, Pakistan menyatakanminat yang demikian besar dan hargapenawaran PT. BATEK untuk produksejenis paling murah dibandingkan darifabrikator lain.

Asmedi Suripto• Saya mendapatkan kesan bahwa

Saudara mengecilkan arti dan peranChina terhadap Pakistan. MengipgatPROC adalah mitra tradisional dariPakistan dan terbukti telah berhasilmembantu mengubah teras PARR(Pakistan Research Reactor) mengguna-kan LEU Silisida, kiranya saudara haruslebih bersikap hati-hati dalam persainganPROC tersebut. Di samping itu, Chinamempunyai keunggulan teknologi, sum-berdaya U melimpah setta sumberdayamanusia bermutu dan murah.

• Dalam pemasaran elemen bakar reaktorriset ke luar negeri selalu diingat bahwatools paling penting dalam penyampaianhasil-hasil uji iradiasi dan pasca iradiasi,terutama dengan U-silisida yang bermu-atan > 3 g/cm3. Perlu ada kerjasamayang intensif dengan BATAN (Iradiasi,Pra dan Pasca Iradiasi) agar databasetentang hasil uji tersebut dapat dikumpul-kan secara komprehensif. Di samping itu,pelu diingatkan juga bahwa pekerjaan

46


tersebut sangat long lead yangdiperlukan waktu sekitar 4 tahun untukmenuntaskannya.

• Diingatkan perlunya menggunakanskenario kontrak terutama denganPakistan dan negara lain-lain yangmenempatkan PT. BATEK sebagaifabrikator saja. Skema ini memberikankeuntungan sebagai berikut:a. vorfinansiering untuk prokurmen U

menjadi riii.b. implikasi safeguards menjadi riil atau

sekurangnya minimal. • •c. resiko (third party liability) terhadap

transport U agar dapat diletakkanpada pundak pemesan.

Bambang Galung Susanto• Kami tidak pernah mengecilkan arti dan

peran China. Namun, di dalam teknikpemasaran diperlukan strategi yang tepatuntuk memenangkan persaingan.Strategi harga, kualitas, promosi dan lain-lain perlu dipilih secara tepat.Berdasarkan pertimbangan tersebut,peserta pasar yang baru masuk dapat

dan patut diperhitungkan, karenateknologi yang dimiliki PT. BATEK cukuptinggi dan labour cost serta biayaproduksi lebih rendah.

• Program pengujian telah dirancang danakan efektif tnulai tahun 1999 bekerja-sama dengan PRSG dan PEBN. Padatahun 1999, elemen bakar silisida skala

•• penuh yang berisi 3 plat akan dimasuk-kan ke reaktor. Tingkat muat (loading)

. antara 4,8-5,2 g U/cm3. Program se-lanjutnya akan diteruskan denganelemen bakar maju lainnya seperti U-Mo,U-Zr-Mo dengan pelaku utama PRSG-PEBN-PT.BATEK.

• Semua kajian mengenai skenario kontrakmemang sedang menjadi perhatian PT.BATEK. Skenario sebagai fabrikator sajamemang menjadi pilihan yang menarik,tetapi skenario lain sebagai manufakturyang diinginkan konsumen juga sedangdipelajari, khususnya terhadap per-aturan-peraturan yang telah dikeluarkanIAEA untuk mendukung terealisasinyaniat tersebut.

47

MAKALAH BIASA

KELOMPOK A :

TEKNOLOGIEKSPLORASI, PENGOLAHAN,

PEMURNIAN DAN ANALISIS BAHANNUKLIR

ISSN 1410-1998ID0200006


EKSTRAKSI U DARI PENGOTOR Ce, La DAN Mo DENGANMETODA MEMBRAN EMULSI

A. Ninik Bintarti, Bambang EHB, C. SupriyantoPusat Penelitian Nuklir Yogyakarta - BATAN

ABSTRAK

EKSTRAKSI U DARI PENGOTOR Ce, La DAN Mo DENGAN METODA MEMBRAN EMULSl.Telah dilakukan proses ekstraksi untuk memisahkan uranium (U) dari unsur-unsur cerium (Ce),Lanthanum (La) dan molibdenum (Mo) memakai metoda membran emulsi. Sebagai pelarutdigunakan tributil fosfat (TBP) dengan pengencer kerosin dan surfaktan Span-80 sebagai zatpemantap membentuk membran emulsi. Sebagai fase air internal dipakai larutan natriumkarbonat pada pH 10-11. Uranium dan pengotornya dalam larutan 0,5 M HNO3 digunakansebagai umpan dan butanol sebagai pemecah membran. Susunan membran terdiri atasSpan-80 5% vol., TBP 10 % vol., kerosin 35% vol. dan larutan Na2CO3 50% vol. Dicobavariasi waktu pengadukan ekstraksi dari 1-15 menit, konsentrasi U dalam umpan dari 5.000 -15.000 ppm, dan kecepatan pengadukan dari 600-1.000 rpm. Diperoleh hasil terbaik adalahwaktu pengadukan 5 menit, konsentrasi U 15.000 ppm dan kecepatan pengadukan 600 rpm,memberikan faktor pisah U-Ce = 4,67 ; U-La = 2,3 ; U-Mo = 10,8 dan efisiensi U (riu) = 15%.

ABSTRACT

EXTRACTION OF U FROM Ce, La AND Mo IMPURITIES WITH MEMBRANE EMULSIONMETHOD. An extraction process to separate uranium (U) from cerium (Ce), lanthanum (La) andmolibdenum (Mo) elements by emulsion membrane method has been carried out. The solventof TBP diluted by kerosene was formed as membrane emulsion by Span-80. The sodiumcarbonate solution which has pH of 10-11 was used as an intemal phase. Uranium and itsimpurities in a 0,5 M HNO3 solution and butanol were used as the feed and split membrane,respectively. The membrane composition consists of 5% vol. Span-80, 10% vol. TBP, 35% vol.kerosene, and a 50% vol. A/a^COa solution. The investigated vahable were extraction time of1-15 minutes, U in feed concentration 5,000-15,000 ppm and stirring speed between 600 to1,000 rpm. The best results obtained were extraction time 5 minutes, U in feed concentration of15,000 ppm and stirring speed ofGOO rpm, by which the separation factorof U-Ce = 4.67; U-La= 2.3; U-Mo = 10.8, and uranium efficiency was 15 %.

PENDAHULUAN

Pengolahan uranium perlu dilakukandengan maksud untuk memisahkan uraniumdari pengotor-pengotornya antara lain Ce, Ladan Mo, sehingga memperkecil konsentrasijumlah pengotornya. Hal ini dilakukanterhadap limbah pengolahan uranium ataupengolahan uranium sisa hasil produksi radioisotop atau dari bahan bakar bekas. Adanyaunsur-unsur ini tidak diinginkan dalam prosesselanjutnya, misalnya untuk Mo yang dapatmembentuk fluorida yang mudah menguapdan dalam instalasi pengkayaan secara difusigas dapat merusak lapisan difusi.Sedangkan untuk Ce dan La diperkirakanmempunyai tampang lintang serapanneutron tinggi yang akan mengganggukarena konsentrasi neutron yang sebenarnyadipakai untuk U yang mengakibatkanturunnya efisiensi kerja reaktor. Pengolahanuranium secara ekstraksi memakai metodamembran bisa juga untuk proses limbah

bekas pengolahan uranium supayakandungan uranium sebelum dilimbahkanmempunyai kadar uranium sekecilmungkin.'1'2'3'1

Ekstraksi uranium yang sudah seringdilakukan adalah ekstraksi cair-cairmenggunakan pelarut TBP. Akan dicobaproses ekstraksi memakai teknik membranemulsi yaitu dilakukan ekstraksi sekaligus re-ekstraksi dengan maksud untuk menghematwaktu, dan untuk pemakaian pelarut yanglebih sedikit sehingga ada penghematanpelarut. Ekstraksi memakai metoda membranemulsi biasa disebut dengan metoda LSM(Liquid Surfactant Membrane) atau metodamembran cair yang diharapkan dapatmemberikan hasil yang lebih baik.l4|5)

Pada proses ekstraksi akanterbentuk komplek yang dapat berupa kationatau anion yang akan berasosiasi dengankation atau anion lain sehingga dihasilkan

49

Prosiding Presentasi llmiah DaurBahan BakarNuklir IVPEBN-BATAN Jakarta, 1-2 Desember 1998

ISSN 1410-1998

komplek yang tidak bermuatan. Komplek iniakan terekstrak ke dalam fasa organiksehingga akan terdistribusi ke dalam fasaorganik dan air. Kelarutannya ditentukanoleh sifat komplek logamnya. Apabilakomplek mengandung gugus organik yangberukuran besar maka kelarutannya akanlebih besar dalam fasa organik.15'6'7' Dalamfasa organik kemungkinan akan terjadiinteraksi antara zat terlarut dengan pelarutyang akan berpengaruh pada konsentrasikomplek dalam fasa organik yang kemudianakan mempengaruhi efisiensi zat terlarutApabila konsentrasi pelarut diperbesar, makadapat terjadi polimerisasi secara cepatsehingga menurunkan efisiensi zat terlarut.

Pembentukan membran perlupertolongan zat pemantap atau emulgatorsupaya emulsi tidak segera pecah atauterpisah lagi, karena surfaKtan akanmembungkus butir-butir cairan terdispersidengan suatu lapisan tipis, sehingga butir-butir tidak dapat bergabung kembali menjadisatu fasa kontinyu. Dipilih jenis emulsi airdalam minyak (A/M) dengan surfaktan yangmempunyai nilai HLB (Hidrophyle LiphophyleBalance) 3 - 6 dan untuk mendapatkanemulsi tipe ini dipilih surfaktan Span-80 yangmempunyai nilai HLB 4,3. t6S] Span-80 sendirimerupakan surfaktan non ionik daricampuran bermacam-macam ester [Sorbitan,mono.di, tri oleat (RCOO'R), komponen metasorbitol (R'OH) atau asam oleat (R'COOH)dan air.'7'9'101 Pada umumnya Span-80disebut sorbitan saja, dan akan mengalamidekomposisi dalam fasa air internal yangakan memberikan kestabilan pada emulsi.

Pada proses ekstraksi memakaiteknik membran emulsi cair, maka zat terlarutyang berada dalam fasa air eksternal(umpan) akan diambil masuk ke fasa airintemal dalam membran sesudah dilakukankontak beberapa saat antara umpan denganmembran. Zat terlarut masuk melalui LSMmemakai TBP sebagai pelarut secaradifusi.151 lon-ion U, Ce, La dan Mo diekstraksimemakai pelarut TBP Yang kemungkinanreaksi yang terjadi adalah sebagai berikut:

UO2(NO3)2 + 2(RO)3P-O^UO2(NO3)22(RO)3P-O (1)Ce(NO3)4 + 2(RO)3P-OoCe(N03)42(RO)3P-0 (2)La(NO3)3 + 2(RO)3P-O<->La(NO3)32(RO)3P-O (3)Mo(NOs)3 +2(RO)3P-O<H>MO(NO3)32(RO)3P-O (4)

Jika konsentrasi HNO3 dinaikkan, maka ionnitrat masuk ikut reaksi menjadi:

HNO3 + (R0)3P-0 <-KRO)3POH + NOr (5)

Dari persamaan terlihat bahwa kecepatanekstraksi terutama terhadap U karena TBPmemang selektif terhadap U adalahsebanding dengan konsentrasi U dalamumapan dan konsentrasi pelarutnya. KarenaTBP selektif terhadap U, maka diharapkanpengotor-pengotornya tersisih dalampembentukan komplek dengan pelarut, dantetap banyak yang tertinggal.dalam fasa aireksternal.

Re-ekstraksi U dari fasa organik kefasa air internal karena pada fasa air intema!terdapat agen penstripping larutan Na2CO3.

UOj(N03)22(RO)3P-0+Na2C03oU02C03+2(RO)3P-0 +2NaNO3 (6)

Untuk pengotor yang lain jika ada yang ikutterekstrak bersama uranium, prinsipnyasama. Komplek U dengan ion karbonat yanglain adalah U02(CO3)2" danUO2(CO3).2H2O.[11-121 Komplek U denganion karbonat yang banyak terbentuktergantung pada konsentrasi Na2CO3 yangdipakai dalam fasa air internal.Perbandingan konsentrasi U pada fasa airinternal terhadap konsentrasi U dalam fasaorganik sesudah pemecahan membranmenghasilkan harga koefisien distribusi re-ekstraksi (stripping) disingkat KdStripP- Daripersamaan reaksi pada proses ekstraksidiketahui bahwa kecepatan ekstraksi Usebanding dengan [UO2

2+] dalam umpan dan[TBP] dalam membran. Dalam ekstraksimemakai metoda membran dikenal pulakoefisien distribusi ekstraksi(KdEks.) dan jugakoefisien distribusi stripping (KdStnp)- Dibuatjuga faktor pisah yaitu perbandingankoefisien distribusi U terhadap koefisiendistribusi pengotor dalam proses stripping(FP). Sedangkan efisiensi uranium (riu)adalah perbandingan uranium yang terambildalam fasa air internal (hasil) terhadapuranium mula-mula dalam umpan dengansatuan berat yang dinyatakan dalam %.(12J31

Membran emulsi sesudah dipakaiuntuk mengekstraksi umpan, dilakukanproses pemecahan membran dengar*memakai butanol, yang berfungsi untukmemisahkan fasa air internal yang telahmengandung zat terlarut dari fasaorganiknya, kemudian kadar U,Ce, La danMo dalam fasa air eksternal maupun intemaldianalisis.

50

ISSN 1410-1998 Prosiding Presentasi llmiah Daur Baban Bakar Nuklir IVPEBN-BATAN Jakarta, 1-2 Desember 1998

Pada penelitian ini dilakukanekstraksi dengan metoda membran denganvariasi waktu ekstraksi, konsentrasi uraniumdalam umpan dan kecepatan pengadukanekstraksi.

TATA KERJA

Bahan dan Alat

Bahan yang digunakan dalampenelitian ini adalah UO2(NO3)26H2O, LarutanCe.la dan Mo dalam HNO3, TBP, Kerosin,Span-80, Larutan Na2CO3, HNO3, Butanoldan aquades, sedangkan alat yangdigunakan adalah magnetic stirrer, pengadukkecepatan tinggi, neraca analitik, pH-meter,peralatan gelas, XRF dan AAS.

Metoda

1. Larutan umpan sebanyak 10 ml yangmengandung 5.000 ppm U denganpengotor Ce, La dan Mo masing-masingdengan konsentrasi 500 ppm,ditambahkan sebanyak 10 ml fasaorganik dalam hal ini fasa organiktersebut adalah membran yang terdiridari 10 % vol. TBP ; 5% vol. surfaktanSpan-80 ; 35% vol. kerosin dan 50% vol.fasa air internal yang berupa larutanNa2CO3 pH 10-11. kemudian dilakukanekstraksi dengan mengaduknya padakecepatan 600 rpm dan divariasi waktupengadukan dari 1, 5, 10 dan 15 menit.Kemudian didiamkan beberapa saat danseianjutnya dipisahkan fasa airnya darimembran. Membran tersebut kemudiandipecah dengan beberapa tetes butanoldan dipisahkan fasa air internalnya,kemudian dianalisis.

2. Larutan umpan sebanyak 10 ml yangmengandung uranium dengankonsentrasi yang bervariasi dari5.000 ppm, 10.000 ppm dan 15.000 ppmdengan pengotor Ce, La dan Mo masing-masing dengan konsentrasi 500 ppmdalam HNO3 0,5M, ditambah membransebanyak 10 ml diaduk dengankecapatan 600 rpm selama 5 menit,kemudian didiamkan beberapa saat.Setelah dipisahkan membran dipecahdengan beberapa tetes butanol dan fasaairnya dianalisis.

3. Pekerjaan No. 1 diulangi untukkecepatan yang bervariasi yaitu dari200 rpm, 400 rpm, 600 rpm, 800 rpm dan1.000 rpm, untuk konsentrasi uraniumdalam umpan yang diperoleh dari hasilterbaik percobaan diatas..

HASIL DAN BAHASAN

Dari hasil percobaan yang telahdilakukan diperoleh hasil seperti Tabel 1,2, 3.Untuk ekstraksi metoda membrankelihatannya waktu pengadukan mem-pengaruhi kondisi membran. Pengaruhwaktu pengadukan terhadap kondisimembran tergantung pula pada konsentrasiunsur yang ada dalam umpan.

Jika kita amati dari Tabel 1. padapengadukan selama 5 menit memberikanefisiensi pernisahan U paling tinggi dan faktorpisah U terhadap pengotor-pengotornyauntuk semua waktu pengadukan memberikanharga yang setara. Jadi disini pertambahanwaktu pengadukan tidak memberikankenaikan derajat pemisahan yang berarti,meskipun untuk ekstraksi metoda membran

Tabel 1. Ekstraksi dengan variasi waktu pengadukan, konsentrasi umpan U = 5.000 ppm, Ce, Ladan Mo masing-masing 500 ppm, kecepatan pengadukan 600 rpm.

Waktu,menit

151015

Kd Eks(O/A)U

0,890,700,710,70

Ce0,400,200,270,20

La0,760,710,660,69

Mo1,651,491,321,23

Kd s.riP.(A/OU

0,210,330,300,30

Ce1,159,503,374,27

La0,210,150,210,17

Mo0,100,120,100,10

FPU-Ce.0,180,040,100,07

U-La1,012,201,411,82

U-Mo2,102,753.003,00

n(%)

8,2210,109,609,52

Tabel 2.Ekstraksi dengan variasi konsentrasi umpan U untuk Ce, La dan Mo masing-masing500 ppm, kecepatan pengadukan 600 rpm., waktu ekstraksi 5 menit.

u,ppm.5.000

10.00015.000

Kd EKS(O/A)

U0,700,842,20

Ce0,200,680,83

La0,720,681,68

Mo1,500,843,20

Kd striP.(A/O)U

0,300,200,30

Ce0,500,400,10

La0,340,400,12

Mo0,040,040,03

FPU-Ce.0,600,504,70

U-La0,900,500,50

U-Mo7,144,76

11,54

T»<%)

107

15

51


ISSN 1410-1998

waktu pengadukan mempengaruhi kondisimembran. Ini semua tergantung konsentrasiunsur yang terkandung di dalamnya. Untukkonsentrasi unsur yang lebih tinggi, makapada waktu pengadukan yang lebih singkatsudah bisa untuk melangsungkan prosesekstraksi. Hal ini mungkin disebabkan jumlahpartikel yang lebih banyak dalam volumeyang sama menyebabkan kontak lebih cepatterjadi, karena jarak molekul menjadi lebihdekat. Meskipun pertambahan waktupengadukan ekstraksi tidak mempengaruhihasil, tetapi jika terlalu lama dapatmengakibatkan waktu pisahnya lebih lama,karena fasa air internal (umpan) banyak yangterjebak ke dalam membran yang berbentukemulsi, sehingga dibutuhkan waktu yanglebih lama untuk memisahkan menjadi duafasa. Apalagi jika waktu pengadukan cukuplama, kadang-kadang malah tidak terpisahlagi, sehingga pada akhir reaksi tidak adahasil yang diamati, karena sisa umpansangat sedikit atau malah tidak ada samasekali, dan jika membran dipecah dengancara pemanasan atau dengan butanolhasilnya terdiri dari fasa air yang merupakancampuran dari fasa air eksternal dan fasa airinternal, sehingga untuk peristiwa ini tidakdiperoieh data yang dihasilkan. Untukmemperoleh penjelasan dari pengaruh waktupengadukan terhadap kondisi sistem hanyadari pengamatan dan perkiraan saja karenabelum ditemukan teori-teori yangmendukungnya. Maka berdasarkan hasilefisiensi U diperoleh waktu pengadukanterbaik adalah 5 menit.

Dari Tabel 2. dapat dilihat bahwauntuk konsentrasi U dalam umpan sebesar10.000 ppm menunjukkan faktor pisah antaraU-Ce = 0,5 ; U-La = 0,5 ; U-Mo = 4,76dengan efisiensi U = 7%, ternyata lebihrendah juka dibandingkan dengan hasil yangdiperoleh pada konsentrasi umpan5.000 ppm. Hal ini kemungkinan disebabkankondisi membrannya sendiri pada waktupembuatannya jumlah surfaktan yang di-tambahkan agak kurang, karena kekental-annya yang tinggi, sedangkan yang di-perlukan untuk mengemulsi fasa air intemaldalam pelarut (ekstraktan) tertentu. Padawaktu penambahan surfaktan ke dalam fasaorganik kelihatannya sudah tertuang semua,tetapi sebenarnya masih banyak yang

menempel pada diding beker gelas atau pipetpada waktu penuangan dan ini yangmenyebabkan jumlah surfaktan yangdiperlukan untuk pembentukan membranberkurang.

Dari teori pembentukan membranemulsi disebutkan bahwa jika air dan minyakdigojog akan terbentuk bermacam-macarnukuran butiran tetesan. Fungsi surfaktanadalah membungkus butir-butir tetesan yangdisebut sebagai butir-butir cairan terdispersidengan suatu lapisan tipis, sehingga butir-butir tidak dapat bergabung menjadi fasakontinyu. Disamping itu surfaktan merupakanmolekul yang dapat memperkecil teganganantar muka dari dua zat cair yang tidak salingmelarutkan. Jadi surfaktan yang meng-absorbsi pada antar muka yang menurunkantegangan antar muka dan bekerja sebagaipelindung supaya butir-butir tetesan tidakbersatu, inilah yang menyebabkanterbentuknya membran dan menjagakestabilannya. Jika jumlah surfaktanberkurang, maka perlindunganya akanterbatas sehingga masih ada sebagian butir-butir terdispersi yang mengandung agen pen-stripping tidak terlindungi yang meng-akibatkan membran kurang stabil dan jikadipakai untuk ekstraksi ada sebagian butir-butir terdispersi atau fasa air internal ini yangkeluar bergabung dengan umpan sehinggamengurangi hasil. Jadi yang menyebabkanhasil-hasil ekstraksi untuk kondisi umpan10.000 ppm U rendah karena kondisimembrannya yang kurang stabil, yangdisebabkan jumlah surfaktan yang diperlukankurang mencukupi. Untuk umpan 15.000 ppmmem-berikan hasil yang relatif tinggi, yangditunjukkan dari harga-harga faktor pisahterhadap pengotor-pengotomya dan efisiensiuraniumnya yang kemungkinan kondisimembran emulsinyalebih stabil. Hal inidisebabkan dalam fasa air internalmengalami kejenuhan, sehingga tampakmudah terjadi bentuk seperti koloid yangmengandung endapan dan sulit dipecahkanoleh pemanasan atau butanol. Batasterjadinya kondisi ini tidak pasti karena padakonsentrasi umpan dari 20.000 ppm ke ataskadang-kadang sering muncul kondisipembentukan endapan dalam membransesudah proses ekstraksi.

52


Tabel 3.Ekstraksi dengan variasi kecepatan pengadukan ekstraksi, konsentrasi umpanU=15.000 ppm, dengan Ce, La dan Mo masing-masing 500 ppm, waktu ekstraksi 5 menit.

Kec.rpm.

200400600800

1.000

Kd Eks(O/A)U

1,200,902,201,021,40

Ce0,670,330,830,200,65

La0,501,201,701,100,87

Mo0,702,903,205,253,20

Kd striP.(A/O)U

0,300,340,280,310,32

Ce0,140,040,060,270,20

La0,220,200,120,110,12

Mo0,010,020,030,020,05

FPU-Ce.2,141,114,671,131,77

U-La1,361,702,302,742,67

U-Mo29,4017,0010,8015,506,04

n(%)

12,5012,0015,009,109,50

Dari Tabel 3. dapat dilihat bahwapada kecepatan 600 rpm memberikanefisiensi U paling besar dan rata-rata hargafaktor pisah U terhadap pengotor-pengotornya relatif baik. Disebutkan relatifbaik sebab masih ada faktor yangberpengaruh terhadap kondisi membranantara lain temperatur. Temperatur kamarmempengaruhi kondisi membran meskipunsedikit dan tidak sampai merusak membran,dan ini akan mem-pengaruhi hasil kerjamembran pada pemakaiannya untukekstraksi.

Kecepatan pengadukan perludiberikan untuk berhasilnya proses ekstraksiyang memerlukan kontak yang lebih baikantara fasa air ekstemal (umpan) denganmembran (fasa organik). Jadi pada ekstraksiperlu tenaga luar dengan cara mengaduksistem dan akan memberikan aliran. Secarafisis dikatakan sistem diberi tegangan geser.Kontak kedua fasa terjadi pada saattegangan geser yang diberikan olehpengaduk mengalihkan besarnya teganganantar muka kedua fasa, sehingga umpantersebar masuk ke fasa membran danterjadilah kontak zat terlarut dengan pelarut.Kontak akan semakin efektif jika kecepatanbertambah besar sampai batas tertentu yaitupada 800 rpm memperlihatkan hasil mulaimenurun. Untuk kecepatan yang makintinggi, maka dapat mengakibatkan filmpelindung robek sehingga ada sebagianbutir-butir fasa terdispersi bergabung denganfasa air eksternal dan inilah yangmenyebabkan penurunan efisiensi U dalamhasil.

55IMPULAN

Dari ketiga parameter yang telahditeliti diperoleh kondisi terbaik padapemakaian umpan 15.000 ppm uraniumdengan pengotor-pengotor Ce, La dan Momasing-masing konsentrasinya 500 ppm,pada kecepatan pengadukan 600 rpm danwaktu pengadukan ekstraksi 5 menit. Pada

kondisi ini diperoleh faktor pisah U-Ce = 4,67;U-La = 2,3 dan U-Mo = 10,8 dengan efisiensi

UCAPAN TERIMA KASIH

Pada kesempatan ini penulis meng-ucapkan terima kasih yang sebesar-besarnyakepada Sdn. Suprihati dan Y. Wasito yangtelah membantu dalam penelitian ini hinggaselesai.

PUSTAKA

[1]. RIDWAN. M., dkk., Pengantar llmuPengetahuan dan Teknologi Nuklir.,BATAN, Jakarta., 1978.

[2]. GUNANJAR., Penentuan Fe, Cu danMo dalam Yetlow Cake dengan MetodaPolarografi., Prosiding PPI PPBMI-BATAN Yogyakarta., 1982.

[3]. LONG . J.T ., Engineering for NuclearFuel Reprocessing., ANS, Oah Ridge,Tenese, 1982.

[4]. JOHANNES. H., Pengantar KimiaKoloid dan Kimia Permukaan., UGMPress., Yogyakarta, 1973.

[5]. ANIF, M., Emulsi Fak. Farmasi, UGM,1982.

[6]. ABOE-NEMEH and PATHEGEN.,Membrane Recycling in The LiquidSurfactant Membrane Process., Ind.Eng. Chem. Res., pp 32.143-147, 1993

[7]. HAYWORTH. H.C - BURNS. W.A.,Extraction of Uranium from WetProcess Phosphoric Acid by LiquidMembrane., Sep. Sci. Techn., 1983

[8]. VOIGHT, R., Buku Pelajaran TeknologiFarmasi., UGM Press, 1994.

[9]. DRAXLER and R. MARR., EmulsionLiquid membrane Part 1 Phenomenonand Industrial Application., Institut furVertahieus Technic TeshnischeUniversitat Gras, Infeldgaste 25.8010Gras (Austria) July 1, 1986.

[10]. MELZNER. D., J. TILLKOMSKIA.MOHRMANN, W. POPPE,W.HALWACHS. K. SCHUGERL,

53


ISSN 1410-1998

Selective Extraction of Metal by TheLiquid Membrane Technique.,Hydrometalurgy, 1984.

[11]. HARTMANN. C , Extraction DeL'Uranium des Solution Delixiviationentas Par des MembranesEmulsionnes., These., Strarbour. 1989.

[12]. BASUKI, K.T., Pengaruh Sinar Laserpada Senyawa Komplek UO2(NO3)2

dalam TBP-Kerosin. PPBMI-BATAN .Yogyakarta 1982.

[13]. SAYEKTI, W., Preparasi Membran CairKerosin-Span 80 dan PenerapannyaPada Ekstraksi Selektif Uranium(VI),Tembaga(ll) dan Besi(lll) DalamSampel Air., FMIPA-UGM, Yogyakarta.1995

TANYA JAWAB

Kosim Affandi• Apa keunggulan metoda membran

emulsi dibandingkan dengan ekstraksibiasa apabila ditinjau dari segi efisiensidan biaya.

• Apakah dalam limbah U selalu terdapatunsur Ce, La dan Mo.

• Apakah hasil penelitian sudah pernahdiaplikasikan pada limbah U danbagaimana hasilnya.

A. Ninik Bintarti• Keunggulan metoda membran emulsi

dibandingkan dengan ekstraksi biasaadalah kebutuhan pelarut lebih sedikit,ekstraksi dan reekstraksi berlangsungsecara sinambung sehingga terjadipenghematan pelarut dan waktu.

• Jenis pengotor yang terikut dalamuranium tergantung dari limbahnya danjuga tidak selalu terdapat unsur Ce, Ladan Mo. Jenis pengotor ini dipilih karenagangguannya terhadap uranium yangbesar. Di samping itu, penelitian ini padatahap awal terutama untuk mengujimembran.

• Sampai saat ini, hasil penelitian belumdiaplikasikan pada limbah U dan sedangdicoba secara simulasi untuk berbagaijumlah dan jenis pengotor.

Sigit• Apakah ekstraksi dilaksanakan secara

batch atau kontinyu. Apabila ekstraksidilaksanakan secara batch, mestinya

ditentukan pula besaran fundamentalseperti konstanta kecepatan ekstraksiyang dapat ditentukan dari reaksinya.Bagaimana reaksi yang terjadi.

• Apakah metoda membran emulsi dapatdipakai pada skala industri atau minimalpilot plant

• Pada pengolahan limbah U dari bahanbakar bekas yang menjadi masalahadalah hasil belah Zr, Ru dan Nb.Mengapa dalam penelitian ini dipilihpengotorCe, La dan Mo.

• Efisiensi U hanya 15%. Apakah metodamembran emulsi tersebut representatif.

A. Ninik Bintarti• Reaksi:

UO2(NO3)2 + 2 (RO)3PO <=====>UO2(NO3)2.2(RO)3PO

Konstanta kecepatan reaksi:[UO2(NO3)2.2(RO)3PO]

[UO2(NO3)2][(RO3PO]2

• Tujuan dari penelitian ekstraksi denganmetoda membran emulsi ini adalah skalapilot plant. Sebagai langkah awal adalahpenelitian-penelitian secara batch.

• Pengolahan limbah U dengan pengotorRu telah dicoba, begitu pula dengan Zrdan Nb, tetapi Zr dan Nb terhalangmasalah analisisnya.

• Untuk langkah awal memang belumseperti yang diharapkan, tetapi berhasildalam menekan jumlah pengotor yangterikut.

Haryono Setyo Wibowo• Mengapa digunakan rentang variasi

kecepatan pengadukan 200 rpm. Kenapatidak digunakan rentang variasikecepatan pengadukan 50 rpm atau100 rpm.

A. Ninik Bintarti» Kecepatan pengadukan 50 dan 100 rprn

tidak ada pada skala alat yangdigunakan. Disamping itu, angkaterendah pada skala alat adalah200 rpm. Pada kecepatan pengadukantersebut jelas terlihat bahwa sisternbelum teraduk secara homogen sehinggapada kecepatan pengadukan di bawah200 rpm dipastikan sistim belumtercampur secara homogen. Untukkecepatan 500 dan 700 rpm juga tidak

54


terdapat pada skala alat yahg'digunakan,tetapi pernah dilakukan untuk satumacam pengotor pada jumlah tertentudiperoleh kecepatan pengadukan800 rpm.

Boru Dwi Sumarna• Pada perhitungan data, belum terlihat

adanya koefisien distribusi yangmerupakan salah satu konstanta penting.Mohon dijelaskan.

• Variabel kecepatan pengadukanmenghasilkan efisiensi hasil yangberbeda untuk masing-masing pengotorterutama pada 600 dan 800 rpm.Bagaimana untuk kecepatan 500, 600dan 700 rpm terhadap setiap unsur yangberbeda sehingga akan terlihatkeunggulan metoda membran emulsidibandingkan metoda lainnya.

A. Ninik Bintarti• Ada dua macam koefisien distribusi

yaitu :a) Koefisien distribusi ekstraksi (Kdeks) =

[U] dalam membran (fasa organik)

[U] dalam sisa umpan (fasa air)

b) Kosfisien distribusi stripping (KdS|rip) =[U] dalam fasa air internal

[U] dalam fasa organik

Reaksi ekstraksi U :UO2(NO3)2 + 2 (RO)3PO <=UO2(NO3)2.2(RO)3PO

untuk reekstraksi :UO2(NO3)2.2 (RO)3POUO2CO3 + 2 (RO)3PO +

+ Na2CO3 -—>2 Na+ + 2 NO3"

Untuk kecepatan 500 dan 700 rpm tidakdicoba berhubung skala pada alatpengadukan tidak ada angka 500 dan700 rpm, tetapi pada penelitian-penelitianterdahulu untuk berbagai jumlah danmacam pengotor ada yang memberikanhasil optimum pada 800 rpm. Jadikecepatan pengadukan berkaitan denganjumlah komponen dalam volum yangdiaduk juga besar volum yang diaduk.Dalam penelitian ini ditetapkan 600 rpmberdasarkan efisiensi U paling besar jugaharga-harga faktor pisah antara U-Ce,U-La dan U-Mo relatif tinggi.

Soeprapto• Konsentrasi umpan yang digunakan

5.000, 10.000 dan 15.000 rpm yangmerupakan umpan dengan kadar Utinggi. Bagaimana unjuk kerjanya jikadiaplikasikan untuk umpan dengan kadarU rendah.

A. Ninik Bintarti• Pada penelitian terdahulu, membran

dikenai untuk umpan yang mengandunguranium dengan kadar rendah ( 100 -1.000 rpm ) dan hasilnya cukup bagus.Pada penelitian ini dicoba untuk kadar Udari 5.000 sampai dengan lebih besar5.000 rpm untuk mengetahuikemampuan membran yang diperolehdari penelitian tersendiri.

Ghaib Widodo• Apakah ekstraksi dengan membran

emulsi dapat diterapkan pada Udiperkaya sampai < 20%. Mohonpenjelasan.

• Apakah pada proses ekstraksi, unsur Moakan mengganggu. Berapa kadar Moyang diijinkan pada proses ekstraksi.

A. Ninik Bintarti• Berdasarkan penelitian terdahulu,

ternyata U dapat melewati membranyang mengandung pelarut secara difusisampai masuk ke fasa air internal yangmengandung agent penstripping danterpisah dari pengotor-pengotornya ataudengan kata lain jumlah pengotordiperkecil. Di samping itu, Moskoin(1976) telah melakukan penelitianpemisahan U dari hasil-hasil fisi reaktormemakai metoda membran. Jadi denganpengalaman tersebut dapat diharapkanuntuk memisahkan U diperkaya danuntuk besarnya hasil seberapa perlupenelitian tersendiri.

• Pada Uranium, adanya Mo jelasmengganggu Uranium sehingga perludilakukan ekstraksi untuk memisah-kannya dari uranium. Pada prosesekstraksi tidak ada batasan jumlah Mo,dan hanya bergantung pada alatanalisisnya. Misal untuk sinar-X,pengotor Mo di bawah 100 ppm tidakkelihatan karena di bawah limit deteksisehingga hasil ekstraksi tidak dapatdiamati.

55

ID0200007ISSN 1410-1998 Prosiding Presentasi llmiah Daur Bahan Bakar Nuklir IV

PEBN-BATAN Jakarta, 1-2 Desember 1998

PEMANFAATAN SISTEM JARINGAN SYARAF ARTIFISIAL PADAPEMBUATAN LOGAM URANIUM

Agus Cahyono, Triyanto Hadi LukitoPusat Elemen Bakar Nuklir - BATAN

ABSTRAK

PEMANFAATAN SISTEM JARINGAN SYARAF ARTIFISIAL PADA PEMBUATAN LOGAMURANIUM. Pembuatan logam uranium yang dilaksanakan oleh IPEBRR berdasarkan suatuprosedur yang telah baku dan mapan. Perbedaan jumlah uranium hasil dari jumlah teoritisnyadapat mencapai 15%. Deviasi ini dipercaya merupakan akibat dari ketidaksempuraan reaksi dankekurangcermatan teknis pelaksanaan pembuatan uranium. Walaupun kemungkinanpenyebabnya diketahui, deviasi ini sulit untuk diatasi karena karakterisasi bahan baku danmodifikasi prosedur pembuatan tidak dimungkinkan. Suatu sistem jaringan syaraf artifisial (JSA)dimanfaatkan untuk mengestimasi jumlah uranium yang dihasilkan dan jumlah UF4 yangdibutuhkan. Tiga sistem JSA propagasi balik yang terdiri atas tiga lapisan telah dibangun danmemiliki konfigurasi 3 neuron di lapisan masukan, 7 neuron di lapisan tengah, dan 1 neuron dilapisan luaran. Data yang digunakan untuk melatih jaringan propagasi balik itu dibangkitkan daripersamaan reaksi pembuatan uranium dan diperoleh dari data produksi logam uranium.Sebanyak 33 data yang diperoleh dari persamaan reaksi dipakai untuk melatih dan mengujijaringan propagasi balik I. Pada tahap pengujian jaringan ini memberikan kesalahan prediksikurang dari 0,09%. Sementara itu hanya ada 5 data yang berasal dari produksi uranium diIPEBRR dipakai untuk melatih dan menguji jaringan II dan III. Jaringan II memprediksi jumlahuranium hasil dan jaringan III memprediksi jumlah UF4 yang diperlukan. Pada tahap pengujian,jaringan II menghasilkan respon dengan kesalahan 3,86% dan jaringan III memiliki kesalahanprediksi 1,34%. Dengan jumlah data yang relatif sedikit, kedua jaringan terakhir itu mampumemberi respon yang sangat memuaskan, seperti dinyatakan oleh rendahnya kesalahan tingkatprediksi tersebut. Hal ini mencerminkan kemampuan sistem JSA dalam mengatasi persoalanpengenalan pola pada proses pembuatan logam uianium ini.

ABSTRACT

THE USE OF ARTIFICIAL NEURAL NETWORKS FOR URANIUM METAL PRODUCTION.Production of uranium metal conducted by the Fuel Element Production Installation employs astandard and established procedure. Discrepancies between the uranium products and itstheoritical yields could reach about 15%. This deviation is believed due to incomplete chemicalreactions and inherent technical difficulties in uranium production procedure. Eventhough thecauses may be identified, the deviation is unavoidable since raw materials characterization bringsno benefit and procedure modification is impossible. An artificial neural network is proposed toestimate uranium produced and UF4 required. Three backpropagation neural networks have beenbuilt. Each of them consists of three neurons in input layer, seven neurons in hidden layer, andone neuron in output iayer. The data used to train the networks were generated from the equationof chernical reaction in uranium production. Thlrty three data obta'ned from this equation wereutilized to train and to evaluate the first network. This trained network was tested. Its predictionraised error less than 0.09%. Meanwhile, there were only five data available from the uraniumproduction activities. These data were employed to train and to test the second and thirdnetworks. The second network predicts the resulted uranium and the third predicts the necessaryUF4- During evaluation process, the second network responded with 3.86% error and the thirdnetwork generated 1.34% error. Using relatively very few data, those networks are able torespond satisfactorily, as illustrated by these low levels of prediction error, This reflects thatbackpropagation networks are capable in handling pattem recognition-related problems of theuranium production.

PENDAHULUAN uranium ini diperoleh melalui pencampuranserbuk UF4 dan logam Ca. Reaksi kimianya

Untuk memenuhi kebutuhan akan terjadi dalam sebuah tungku pada temperatururanium pada produksi elemen bakar reaktor sekitar 300°C dan hasilnya berupa logamriset tipe pelat, Instalasi Produksi Elemen uranium dan CaF2, seperti ditunjukkan padaBakar Reaktor Riset (IPEBRR), Pusat persamaan reaksi berikut: UF4 + Ca -> UElemen Bakar Nuklir (PEBN) melakukan + 2CaF2.sendiri pembuatan logam uranium. Logam

57


ISSN 1410-1998

Walaupun persamaan reaksi tersebuttampak sederhana, tetapi pada prakteknyalogam uranium yang diperoleh selaluberbeda dari jumlah stoikiometrinya.Perbedaan hasil uranium dapat mencapai15%. Deviasi hasil ini merupakan akibat dariadanya pengaruh parameter-parameterreaksi dan juga permasalahan teknispelaksanaan pembuatan logam uranium.Parameter reaksi meliputi distribusi serbukUF4, kemurnian UF4, homogenitaspencampuran serbuk UF4 dan Ca, danstabilitas temperatur reaksi. Permasalahanteknis antara lain adalah teknikpenghampaan tungku reduksi yang mungkintidak sempurna, dan teknik pengikisan kerakCaF2.

Bermacam parameter reaksi danpermasalahan teknis yang telah diidentifikasitersebut di atas tidak dapat dengan mudahuntuk diatasi, karena mereka itu telahmelekat dalam prosedur pembuatan logamuranium. Serbuk UF4 yang sudah siap reaksidiperoleh dari Nukem Gmbh, sehinggakarakterisasi serbuk untuk mengetahuidistribusi dan kemurnian serbuk UF4

tampaknya menjadi tidak layak untukdilakukan. Selain itu, waktu homogenitasserbuk UF4 dan Ca dan temperatur reaksitelah menjadi bagian dari prosedur tetappembuatan logam uranium, sehingga variasiparameter ini tidak dimungkinkan. Teknikpenghampaan tungki/ reduksi dan teknikpengikisan kerak CaF2 juga tidak dapatdimodifikasi atau pun dihindari. Masalahteknis ini mendukung terjadinya penyusutanpada logam uranium hasil reaksi.Permasalahan utama yang akhirnya terjadiadalah dengan prosedur pembuatan yangtetap uranium yang dihasilkan selalu berbedadari yang diperkirakan. Dengan kata lain,untuk mendapatkan logam uranium tertentu,adalah sulit untuk menentukan jumlah UF4

dan Ca.

Untuk mengatasi kesulitan itu, suatumetode pengolahan informasi yaitu sistemjaringan syaraf artifisial (neura! networks)diterapkan. Sistem jaringan syaraf artifisial(JSAj merupakan sistem pengolahaninformasi yang memiliki cara kerjamenyerupai caNra kerja sistem syarafmanusia. Sistem JSA biasanya handal dalammengatasi permasalahan yang melibatkanaspek kognitif sepeiif pengenalan pola,prediksi, ataupun optimasi. JSistem JSA inidimanfaatkan dalam pembuatan logamuranium di IPEBRR PEBN untuk

mengestimasi jumlah logam uranium yangdihasilkan maupun jumlah serbuk UF4 yangdibutuhkan untuk memperoleh logamuranium dalam jumlah tertentu.

TEORI

Sistem jaringan syaraf artifisial (JSA)merupakan suatu sistem pemrosesaninformasi yang meniru cara kerja otakmanusia. Gambar 1 menampilkan pemodelandari neuron otak manusia. Sistem JSA terdiridari sejumlah elemen pemroses, yangdisebut neuron. Neuron memroses secaradinamis informasi eksternal yang masuk danmengkonversinya menjadi suatu hasil luaran,yang lalu dapat dikirimkan ke neuron lainsebagai informasi masukan melalui koneksiantar neuron. Koneksi antar neuron inidikarakterisasi oleh suatu iritensitas ataubobot'2'3'4'5'

L Neuron

Pemcxtelan

C Boboi

Oarnlbar "I. PimwJoitm IMunro» padu !£istt;m .IKA

Konversi informasi masukan menjadihasil luaran dalam suatu neuron terdiri atastiga tahap. Pertama, neuron menjumlahsemua informasi masukan berdasarkan padabobot koneksinya masing-masing. sepertidinyatakan oleh persamaan berikut: t2'3'4'5!

- ( 1 )

dimanaIj = masukan total yang diterima oleh

neuron j dari sejumlah n neuron dalamjaringan.

X| = informasi masukan dari neuron i

58

ISSN 1410-1998 Prosiding Presentasi iimiah Daur Bahan Bakar Nuklir IVPEBN-BATAN Jakarta, 1-2 Desember 1998

Wjj = bobot koneksi dari neuron i ke neuronj .

Tahap kedua mengubah masukantotal menjadi level aktivasi atau nilai ambangneuron dengan bantuan suatu fungsi aktivasi.

Fungsi aktivasi ini dikenal sebagaifungsi sigmoid karena bentuknya sepertihuruf S (tampak pada Gambar 2) dan dapatdinyatakan oleh persamaan berikut:

(2)

Level aktivasi mendekati 0 ketikamasukan total mendekati negatif tak-hinggadan mendekati 1 ketika masukan totalmendekati positif tak-hingga. Pada tahapketiga, level aktivasi neuron diubah menjadisuatu hasil luaran.

Gambar 2. Fungsi Aktivasi Sigmoid

Sistem JSAmasalah melaluiinterkoneksi neuronProses perubahan

menyelesaikan suatumodifikasi bobot

dalam jaringannya.bobot ini disebut

pelatihan. Salah satu teknik pelatihan yangbiasa digunakan dalam sistem JSA adalahpelatihan terarah, dimana JSA dilatih denganmemberikan pola informasi masukanbersama dengan pola luaran yangdiharapkan. Teknik pelatihan terarah iniditerapkan pada sistem JSA propagasi balik,suatu sistem JSA yang digunakan padapenelitian ini.

Sistem JSA propagasi balik biasanyaterdiri atas tiga lapisan, dimana setiap lapisanmemiliki sejumlah neuron, seperti dilukiskanpada Gambar 3. Ketiga lapisan itu adalahlapisan masukan, lapisan tengah, dan lapisanluaran. Dalam operasinya, jaringan propagasi

balik ini melakukan dua macam aktivitas,yaitu aktivitas maju dan aktivitas balik. Padaaktivitas maju, pola informasi masukanditerima lapisan masukan melalui sejumlahneuronnya. Setiap neuron pada lapisan initnenerima dan mengolah sebagian informasipola masukan untuk menghasilkan suatuiuaran yang lalu diteruskan ke setiap neurondi lapisan tengah. Pengiriman informasi kelapisan tengah ini disertai dengan adanyamodifikasi bobot-bobot di setiap koneksiantar neuron. Selanjutnya, setiap neuronlapisan tengah juga menerima sebagianinformasi yang diteriina lapisan tengah.Setelah diproses oleh neuron-neuron ini,informasi luaran ditransfer ke lapisan luarmelalui interkoneksi neuron yang disertaidengan perubahan bobotnya. Informasiluaran yang dihasilkan oleh neuron-neuronlapisan luar merupakan respon sistem JSAini.

LapisanMasukan

LapisanTengah

LapisanLuaran

Gambar 3. Konfigurasi Sebuah SistemJaringan Syaraf PropagasiBalik

Sementara itu, aktivitas balik diawalidengan perbandingan antara respon jaringandan respon yang diharapkan. Perbedaankedua respon ini merupakan suatu error ataukesalahan yang kemudian dikirim balik darilapisan luar ke lapisan masukan melaluilapisan tengah. Ketika kesalahan iniberpropagasi balik, bobot-bobot interkoneksineuron di setiap lapisan mengalamimodifikasi.

Modifikasi bobot interkoneksi neurondi lapisan luar diperoleh melalui persamaanberikutm:

A W pq,k

di mana

59


ISSN 1410-1998

wpq,k(n+1) = bobot ke (n+1) koneksi neuron pke neuron q pada lapisan k

wpq,k(n) = bobot ke n koneksi neuron p keneuron q pada lapisan k

n = bilangan bulat positif (0, 1, 2, ...)Awpq k = beda bobot koneksi neuron p ke

neuron q pada lapisan k5k = perbedaan antara respon hasii

iuaran jaringan dan hasil yangdiharapkan.

p = laju pelatihan<j)k(l) = fungsi aktivasi pada lapisan k.

Modifikasi bobot interkoneksitersebut berlangsung dalam suatu prosespelatihan sistem JSA propagasi balik.Pelatihan selesai ketika level kesalahan telahkonvergen. Sistem JSA propagasi balik yangtelah dilatih dapat diaplikasikan untukmenyelesaikan bermacam permasalahanantara lain pengenalan pola {patternrecognition). Permasalahan yang sehinggasistem JSA propagasi balik dapat diterapkanpada masalah ini. terdapat dalam prosespembuatan logam uranium di IPEBRR itu pundapat dikategorikan dalam pengenalan pola,

TATA-KERJA

PEMBUATAN LOGAM URANIUM

Logam uranium yang diperlukanuntuk pembuatan paduan bahan bakaruranium silisida di IPEBRR merupakan hasilreaksi antara serbuk UF4 dan Ca. Reaksi inijuga memberikan hasil samping CaF2, sepertitampak pada persamaan reaksi berikut:

UF4 + Ca -> U + 2CaF2.

Pembuatan logam uraniumdilaksanakan melalui prosedur berikut ini

• Serbuk UF4 dan Ca ditimbang denganmenggunakan sebuah neraca untukmemperoleh sejumlah tertentu UF4 danCa.

• Kedua macam serbuk itu dicampurkandalam pesawat pencampur (mixer) untukmengalami proses homogenisasi selama20 menit.

• Serbuk hasil campuran UF4 dan Ca yangtelah dihomogenisasi dimasukkan secararapi ke dalam suatu wadah reduksi.

• Wadah reduksi yang berisi serbukcampuran itu dilengkapi dengan serbukpantik CaF2 dan pita pantik Mg. SerbukCaF2 dimasukkan ke dalam wadah reduksi

dan diletakkan tepat di atas dan di bawahpita Mg.Wadah reduksi dimasukkan ke dalamtungku yang telah dipanaskan sampaitemperatur 300°C. Selanjutnya, tungkudihampakan sampai tekanannya -1 bardan diisi dengan gas argon sehinggatekanan tungku mencapai 0 bar.Di dalam tungku, wadah reduksidipanaskan sampai temperatur 300°C.Selanjutnya, serbuk CaF2 dipantik denganmenggunakan pijaran bunga api listrikyang terjadi akibat hubungan-pendek padapita Mg. Reaksi reduksi ini berlangsungselama beberapa detik.Wadah reduksi lalu dikeluarkan daritungku dan didinginkan.Hasil proses reduksi dikeluarkan dariwadahnya, dibersihkan denganmenggunakan sikat baja untuk mengikiskerak CaF2, dan dibilasi dengan 40%asam asetat.

PEMBANGUNANPROPAGASI BALIK

SISTEM JSA

Penelitian ini menggunakanperangkat lunak NeuroShell® 2 yangmerupakan produk dari Ward SystemGroup, Inc. untuk membangun sistem JSApropagasi balik. Prosedur berikut inimenguraikan secara ringkas prosedurpembuatan jaringan propagasi balik.

• Data masukan yang berada dalam bentukspreadsheet diimpor dengan memakaifasilitas modul File Import.

• Data tersebut perlu didefinisikan lebihdahulu dengan bantuan modul DefineInputs/Outputs. Modul ini mengklasifikasisetiap variabel sebagai data masukan atauluaran. Nilai minimal dan maksimal darisetiap variabel dihitung denganmenggunakan modul ini pula.

• Selanjutnya modul Test Set Extractdijalankan untuk memisahkan sejumlahdata uji dari data pelatihan.

• Dalam modul Learning, jaringan propagasibalik yang terdiri atas tiga lapisan danjumlah neuron pada setiap lapisannyaditentukan. Untuk penelitian ini, lapisanmasukan memiliki 3 neuron, lapisantengah memiliki 7 neuron, dan lapisan luar1 neuron. Jaringan propagasi balik yangtelah terbentuk dilatih. Pelatihan dihentikanketika tingkat kesalahan dapat ditoleriratau telah konvergen.

60


• Jaringan yang telah dilatih dapatdigunakan untuk memroses data informasilainnya melalui fasilitas modul Apply toFile.

• Luaran hasil pemrosesan ini dapatlangsung ditransfer ke perangkat lunakspreadsheet seperti Microsoft Exceldengan bantuan fasilitas modul FileExport.

HASIL DAN BAHASAN

Dengan menerapkan prosedur tetappembuatan logam uranium, IPEBRR selamaini berhasil memproduksi sejumlah uranium

seperti ditampilkan pada Tabel 1. Tampakbahwa penyimpangan hasi! yang terjadiberkisar mulai sekitar 5% sampai 15%.Masalah ini jelas disebabkan olehketidaksempurnaan reaksi akibat pengaruhdari parameter-parameter reaksi danpengaruh pelaksanaan teknis pembuatanuranium. Kesulitan untuk melakukankarakterisasi terhadap parameter-parameterreaksi dan modifikasi teknis pembuatanuranium membuat estimasi produksi uraniumsulit diperkirakan. Untuk mengatasi masalahini, sistem jaringan syaraf artifisial propagasibalik dimanfaatkan.

Tabel 1, Data Produksi Logam uranium

UF4 (gr)

6250.0

6679.3

6590.6

7133.3

6880.0

Ca (gr)

2020

2140

2100

2060

2100

Caexcess ( f°)

26.86

25.75

25.06

13.35

19.80

L'hasii (gr)

4279.7

4300.0

4590.6

4686.3

4958.0

Uteoriiis (gr)

4737.26

5062.65

4995.42

5406.77

5214.78

Error (%)

9.66

15.06

8.10

13.33

4.92

Dalam peneiitian ini, tiga sistem JSApropagasi balik dibangun dan dilatih denganmenggunakan data hasil dari perhitunganyang berdasarkan persamaan reaksi kimiaUF4 dan Ca, dan data hasil dari produksilogam uranium di IPEBRR. Data yangdisebut pertama dipakai dalam pelatihansistem JSA untuk memprediksi jumlahuranium hasil, sedangkan data yang disebutterakhir dipakai dalam pelatihan sistem JSAuntuk memprediksi jumlah uranium hasil danjumlah UF4 yang diperiukan untukmenghasilkan sejumlah uranium.

Sistem JSA propagasi balik pertamayang dibangun terdiri a'tas tiga lapisan, yaitulapisan masukan dengan tiga neuron, lapisantengah dengan tujuh neuron, dan lapisanluaran dengan satu neuron. Tiga neuron dilapisan masukan mewakili jumlah UF4l Ca,dan Ca berlebih. Jumlah neuron di lapisantengah diperoleh melalui formulaKolmogorov'21, yaitu:

T = (2M + 1)T = jumlah neuron di lapisan tengahM = jumlah neuron di lapisan masukan.

Sedangkan satu neuron di lapisanluaran merupakan prediksi jaringan terhadapjumlah logam uranium. Jaringan I ini dilatih10.000 kali pada komputer PC 386 denganRAM 4 MB selama sekitar 20 menit. Datayang digunakan untuk melatih jaringan iniditabulasikan pada Tabel 2. Sebanyak 30data digunakan untuk melatih sistem jaringansyaraf propagasi balik itu dan 3 data untukmengujinya. Hasil dari pelatihan danpengujian jaringan juga ditampilkan padaTabel 2. Sistem jaringan yang telah dilatih inimemberikan prediksi yang sangat baikdengan kesalahan kurang dari 0.05%terhadap set data yang dipakai dalampelatihan dan dengan kesalahan kurang dari0.09% terhadap data yang dipakai dalampengujian jaringan. Akurasi prediksi darijaringan propagasi balik ini menunjukkanbahwa kehandalan sistem JSA untukmengatasi permasalahan pengenalan poladalam pembuatan uranium ini tidakdiragukan. Tidak ada kesulitan yang dialamidalam pelatihan maupun pengujian jaringandengan menggunakan data yang diperolehberdasarkan persamaan reaksi kimiapembuatan logam uranium.

61


ISSN 1410-1998

UF 4 (gr)^

605061006150620062506300640064506500655066006650670067506800685069006950700070507100715072007250730073507400745075007550

600063507600

Tabel 2. Data dan Hasil Pelatihar

Ca (gr)

165017001750180018501900200020502100215022002250230023502400

.. ^250025502600265027002750

a excess (

7.059.3911.69

U(gr)

4585.674623.574661.46

13.95 | 4699.3616.1818.3722.6624.7526.8128.8430.8332.8034.74

4737.264775.164850.964888.854926.754964.655002.555040.455078.34

36.65 j 5116.2438.5340.3842.2144.0145.7947.54

5154.145192'. 045229.945267.835305.735343.63

49.26 A 5381.5350.96 I 5419.43

2800 | 52.64 5457.322850 , 54.29 | 5495.222900 I 55.92.29503000

5533.1257.53 I 5571.02

*~ 59.12 5608.923050 60.69 | 5646.823100 62.233150

160019503200

63.76

4.6720.5365.26

5684.715722.61

4547.774813.065760.51

i Sistem Jaringan 1

network (gr

4586.174623.044661.254700.054738.894777.434853.214890.574927.774964.975002.315039.895077.715115.745153.885192.025230.045267.855305.415342.775380.025417.335454.915492.915531.445570.445609.655648.565686.425722.33

4551.514815.545755.37

Error (%) Keterangan

0.011 iTraining data0.011 !0.0050.0150.0340.0480.046 [0.035 j0.0210.0060.0050.0110.0120.0100.005

oTooo0.0020.0000.006

"

"

"

ii

"

0.016 ;0.0280.0390.044 i0.0426.0300.010 !0.013 '0.031 |0.0300.005

0.0820.0520.089

ti

it

Test data

••• '

Keberhasilan sistem jaringan Ididukung dengan jumlah data yang relatifmemadai. Sementara itu, data produksiuranium yang sebenarnya yang diperolehdari IPEBRR hanya sebanyak 5 data.Minimalnya jumlah data ini jelasberpengaruh pada kinerja sistem jaringanpropagasi balik. Sistem jaringan 11 dibangundengan konfigurasi yang sama dengankonfigurasi sistem jaringan I, yaitu tiganeuron di lapisan masukan, tujuh neuron dilapisan tengah, dan satu neuron di lapisanluaran. Jaringan ini menggunakan jumlahUF4, jumlah Ca, dan persentase kelebihan

Ca sebagai data masukan untukmengestimasi jumlah uranium yangdihasilkan. Dari sebanyak 5 data yangtersedia, 4 data digunakan dalam pelatihandan 1 data digunakan dalam pengujianjaringan. Sistem jaringan II ini dilatihsebanyak 10.000 kali selama sekitar 10menit. Tabel 3 memperlihatkan data yangdigunakan dalam pelatihan dan hasilpengujian jaringan. Dengan keterbatasanjumlah data, pelatihan jaringan IImemberikan error atau kesalahan prediksiyang sangat memuaskan, yaitu sekitar 0,0%terhadap data pelatihan dan "hanya" 3,86%

62

ISS.N 1410-1998 Prosiding PresentaslHmiah Daur Bahan Bakar Nuklir IVPEBN-BATAN Jakarta, 1-2 Desember 1998

terhadap data pengujian. Lebih-besarnyakesalahan prediksi jaringan II dari kesalahanprediksi jaringan I merupakan pengaruh dariminimalnya jumlah data pelatihan jaringan II.Namun demikian, waktu pelatihan jaringan IIlebih singkat daripada waktu pelatihanjaringan I untuk jumlah siklus latihan yangsama. Dibandingkan dengan deviasiproduksi uranium seperti yang terdapat padaTabel 1, kesalahan estimasi yang sebesar3,86% ini termasuk sangat baik dan dapatditolerir. la juga menunjukkan bahwa sistemJSA propagasi balik sangat mungkin untukdimanfaatkan dalam produksi uranium, baikuntuk mengestimasi jumlah uranium yangdihasilkan maupun jumlah UF4 yangdibutuhkan.

Sistem jaringan III yang dibangunditujukan untuk mengestimasi jumlah UF4

yang diperlukan untuk menghasilkansejumlah tertentu uranium. Konfigurasijaringan III ini tidak berbeda dengankonfigurasi jaringan I dan II, yaitu 3 neuron,7 neuron, dan 1 neuron masing-masing dilapisan masukan, lapisan tengah, dan

lapisan luaran. Tiga neuron dilapisan pertamamewakili jumlah Ca, persentase kelebihan Ca,dan jumlah logam uranium. Sementara itujumlah UF4 yang diperlukan diwakili oleh satuneuron di lapisan luaran. Jaringan III jugadilatih sebanyak 10.000 kali selama sekitar 10menit ditabulasikan pada Tabel 4.Dibandingkan dengan respon jaringan IIwalaupun konfigurasi dengan menggunakan 5data produksi uranium tersebut di Tabel 1.Empat data dipakai untuk pelatihan dan satudata untuk pengujian jaringan ini. Data danhasil prediksi jaringan III yang dipakai sama,jaringan ill memberikan respon yang jauhlebih memuaskan, yaitu kesalahan=1,34%untuk data pengujian dan 0% untuk datapelatihan.. Hal ini tidak bisa dipisahkan dariperbedaan pola dari data masukan. Pola datamasukan untuk jaringan III tampaknya lebihmudah dipetakan atau dikenali daripada poladata masukan untuk jaringan II. Di sisi lainkemudahan pemetaan pola data masukanoleh jaringan juga mempercepat tercapainyaproses konvergensi kesalahan, sehinggaproses pelatihan dapat berlangsung lebihcepat.

Tabel 3. Data dan Hasil Pelatihan Sistem Jaringan II

UF4 (gr)

6250.0

6679.3

6590.6

7133.3

6880.0

Ca (gr)

2020

2140

2100

2060

2100

Caexcess(%)

26.86

25.75

25.06

13.35

19.80

Uhasii (gr)

4279.7

4300.0

4590.6

4686.3

4958.0

Ujsa (gr)

4279.70

4300.00

4590.60

4686.30

4766.71

Error (%)

0.00a

0.00a

0.00a

0.00a

3.86b

a Data pelatihanb Data pengujian

Tabel 4. Data dan Hasil Pelatihan Sistem Jaringan

UF4 (gr)

6250.0

6679.3

6590.6

7133.3

6880.0

Ca (gr)

2020

2140

2100

2060

2100

CaexceSs (%)

26.86

25.75

25.06

13.35

19.80

Uhasii (gr)

4279.7

4300.0

4590.6

4686.3

4958.0

UF4jsa(gr)

6250.00

6679.30

6502.08

7133.30

6880.08

Error (%)

0.00a

0.00a

1.34b

0.00a

0.00a

1 Data pelatihan1 Data pengujian

63


ISSN 1410-1998

Hasil-hasil yang diperoleh darirespon ketiga jaringan tersebut menunjukkanbahwa kelemahan yang melekat padaprosedur pembuatan uranium baik sebagaiakibat kesulitan karakterisasi bahanmentahnya ataupun kesulitan teknis dapatdiminimalkan oleh sistem JSA propagasibalik. Dengan demikian, aplikasi sistem inipada proses produksi uranium juga dapatmenghilangkan pemakaian metode coba-coba {trial-and-error) untuk memperolehsejumlah tertentu uranium atau untukmengetahui jumlah UF4 yang diperlukandalam suatu proses produksi uranium.Keuntungan lainnya adalah percobaan-percobaan untuk menangani proseskarakterisasi bahan dasar dan kesulitanteknis dapat dihindari.

SIMPULAN

Deviasi produksi uranium yangterdapat pada IPEBRR diperkirakan akibatadanya pengaruh parameter-parameterproses produksi terutama yang berkaitandengan karakteristik bahan dasar seperti UF4

dan Ca. Kekurang-cermatan dalam teknispelaksanaan pembuatan uranium juga ikutmenunjang penyimpangan uranium yangdihasilkan. Kelemahan-kelemahan tersebutsulit untuk diatasi karena proses produksiuranium telah menjadi prosedur baku.

Sistem JSA propagasi balik berhasildimanfaatkan untuk mengestimasi jumlahuranium yang dihasilkan dan jumlah UF4

yang diperlukan. Satu set data yangdiperoleh dari persamaan kimia pembuatanuranium digunakan untuk melatih suatujaringan propagasi baiik yang memilikikonfigurasi 3 neuron di lapisan masukan, 7neuron di lapisan tengah, dan 1 neuron dilapisan luaran. Dua jaringan lainnya dengankonfigurasi yang sama dengan konfigurasijaringan I juga telah dibangun dan dilatihdengan data sebenarnya dari produksiuranium di IPEBRR, yang berjumlah hanya 5data.

Pengujian terhadap ketiga jaringanyang telah mengalami proses pelatihanmemberikan hasil yang sangat memuaskandi tengah minimalnya data yang tersedia.Dengan demikian, tersirat bahwa hasil yanglebih baik lagi dapat diharapkan bila datayang dibutuhkan dalam pelatihan lebihmemadai. Jaringan I memprediksi jumlah

uranium hasil dengan kesalahan kurang dari0,09%, jaringan II memprediksi jumlahuranium hasil dengan kesalahan 3,86%, danjaringan II memprediksi jumlah kebutuhanUF4 dengan kesalahan 1,34%. Persentasekesalahan prediksi ketiga jaringan tersebutmenunjukkan bahwa sistem JSA propagasibalik dapat mengatasi persoaian pengenalanpola yang terdapat pada pembuatan uraniumdi IPEBRR. Pemanfaatan sistem JSA ini pundapat memungkinkan adanya penghematanbeaya akibat pelaksanaan percobaan coba-coba {trial-and-error) untuk mengatasipermasalahan pembuatan uranium.

PUSTAKA

[1]. Cochran, R.G., dan Tsoulfanidis, N.,TheNuclear Fuel Cycle: Analysis andManagement, American Nuclear Society,lllinois, 1990.

[2]. Cahyono, A., Application of NeuralNetworks to Temperature SensorResponse Time, thesis, University ofTennessee Knoxville, Tennessee, 1991.

[3]. Caudill, M., dan Butler, C, UnderstandingNeural Networks: Computer Explorations,Massachus-setts Institute Technology,Massa-chussetts 1990.

[4]. Maren, A., Pap, R., dan Harston, C,Handbook of Neural ComputingApplications, Academic Press inc,California, 1990.

[5]. Soucek, B., Neural and Concurrent Real-Time Systems: The Sixth Generation,John Wiley and Sons Inc, Canada, 1989.

[6]. Rich, E., dan Knight, K., ArtificialIntelligence, McGraw-Hill, Inc, Singapore,1991.

[7]. Neuroshell® 2, Ward System Group, Inc,Madison, 1993

TANYA JAWAB

Achmad Suntoro• Apa kelemahan sistem jaringan syaraf

artifisial dalam eksperimen apabilasistem tersebut digunakan.

Agus Cahyono• Pada aplikasi ini, sistem jaringan syaraf

artifisial tidak ada permasalahan.

64

ISSN 1410-1998 Prosiding Presentasi Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir IVPEBN-BATAN Jakarta, 1-2 Desember 1998

Bambang Herutomo• Apakah metoda jaringan syaraf artifisial

digunakan untuk optimalisasi pembuatanlogam uranium.

Agus Cahyono• Sistem jaringan syaraf artifisial

dimanfaatkan untuk memprediksi jumlahU yang dihasilkan dan jumlah UF4 yangdiperlukan pada pembuatan logamuranium di IPEBRR.

Soeprapto• Apakah persentase kesalahan prediksi

menggunakan sistem jaringan syarafartifisial linier dengan jumlah pelatihanyang dilakukan.

• Apakah 5 buah data cukup untukmenunjukkan bahwa sistem jaringansyaraf artifisial cukup bermanfaat dalampembuatan logam uranium.

Agus Cahyono• Persentase kesalahan prediksi

menggunakan sistem jaringan syarafartifisial mengikuti aturan parabolikterhadap jumlah pelatihan yangdilakukan.

• Cukup, walaupun semakin banyak dataakan menghasilkan kesimpuian yanglebih akurat.

65

ISSN 1410-1998

ID0200008Prosiding Presentasi llmiah DaurBahan Bakar Nuklir IV


EFEK PENAMBAHAN GARAM PADA PROSES PEMANGGANGANGAGALAN SERBUK U3Si2 PADA SUHU TINGGI

Ghaib WidodoPusat Elemen Bakar Nuklir- BATAN

ABSTRAK

EFEK PENAMBAHAN GARAM PADA PROSES PEMANGGANGAN GAGALAN SERBUKUsSij PADA SUHU TINGGI. Telah dilakukan percobaan pemanggangan serbuk L)3Si2 untukmendapatkan U maksimal dengan cara membandingkan dua proses percobaanpemanggangan, satu menggunakan dan yang lain tidak menggunakan media garam (Na2CC>3dan KNO3). Kedua proses ini dilakukan dengan cara yang sama, baik peralatan tungku maupunmetode analisis dan variabelnya pun sama yaitu waktu dan suhu. Pada suhu 960°C dan waktu3 jam hasil analisis kadar U dalam filtrat dengan media garam (86,58 %) lebih besar biladibandingkan dengan proses tanpa media garam (82,97 %), sedangkan impuritas Si dalamfiltrat dengan media garam (60,78 ppm) lebih rendah daripada tanpa media garam (87,51 ppm).Baik proses dengan garam maupun tanpa garam menunjukkan hasil kontaminan U dalamresidu masih di luar ketentuan yang disyaratkan yaitu £_5 ppm, sehingga kandungan U-nyamasih perlu dipungut kembali menggunakan metode lain.

ABSTRACT

THE EFEECT OF THE SALTS ADDITION TO THE ROASTING PROCESS OF REJECTEDU3S12 POWDER AT HIGH TEMPERATURE. Experiments to evaluate the effect of the saltsaddition to the roasting process of rejected U3S12 powder have been done by comparing tworoasted processes with and without the salts (7Va2CC>3 and KNO3). Both processes are treated inthe same manner either equipment or the method of analysis. The parameters observed suchas roasting time and temperature are also the same. At temperature 96(fC and 3 hours ofroasting time, the concentration of U in the filtrate with the salts (86.58 %) was higher than thatin the filtrate without the salts (82.97 %), while the constituent of Si in the filtrate with the saltprocess was lower (87.51 ppm) than the process without the salts (60.78 ppm). Both theroasting processes with salts and without the salts showed that ths uranium concentration in theresidue was still high than the recommended concentration in the waste snlution i.e. < 5 ppm.Therefore, other method for recovering uranium was needed.

PENDAHULUAN

Paduan U3Si2 dibuat denganmencampur logam U 92,5% berat denganserbuk silikon 7,5% berat, kemudian dileburdalam tungku busur listrik pada media gasargon tekanan < 1 atm. Proses berikutnyaadalah mencampur hasil peleburan yangtelah dibuat serbuk dengan serbuk Al,sehingga diperoleh inti elemen bakar (IEB)yang kemudian diubah menjadi pelat elemenbakar (PEB) setelah melalui beberapatahapan proses. Selama berlangsungyaproses fabrikasi tersebut, senantiasa timbulproduk gagal akibat ketatnya persyaratan.Gagalan itu dapat berupa IEB dan atau PEB.Uranium yang berada di dalam IEB/PEBtersebut harus dipungut kembali agar segiekonomi dan akuntabilitas terpenuhi,menggunakan proses olah-ulang dingin.

Proses pemungutan tahap pertamayaitu berupa pembebasan U3Si2 dari serbukAl matriks dan atau paduan Al

kelongsongnya. Dengan cara melarutkanIEB/PEB dalam soda (NaOH 20 %) berlebih,kemudian difiltrasi, padatan yang tetaptinggal dalam filter adalah serbuk U3Si2bersama segenap impuritas sementara filtratadalah NaAIO2. Reaksi pelarutan Aldiperlihatkan pada persamaan reaksi 1 |1].

U3Si2-AI+NaOH+H2O -» U3Si2+NaAIO2+3/2H2 (1)

Kemudian tahap kedua adalah memungut U-nya dari serbuk U3Si2, agar dapat diketahuikemurnian U3Si2-nya. Namun kemurnian Uitu tidak dapat diketahui dengan cepat karenaserbuk U3Si2 tidak mudah dilarutkan dalamasam nitrat yang biasa dipakai sebagaipelarut IEB/PEB dispersi berisi U3CV1i,kecuali proses serbuk U3Si2 diiarutkan dalamasam nitrat menggunakan katalisatorHg(NO3)2

[2i, tetapi proses ini ditinggalkan.Karena kesulitan itu, maka serbuk U3Si2harus diubah ke bentuk oksida lebih dahuluyang diduga serbuk U3Si2 melewati prosesantara dengan cara dipanggang dan hasillebih mudah larut dalam asam[1i3l

67

Prosiding Presentasi llmiah Daur Bahan Bakar Nuklir IVPEBN-8ATAN Jakarta, 1-2 Desember 1998

ISSN 1410-1998

Untuk mengetahui dan mendapatkankadar U dalam gagalan serbuk U3Si2 perludilaksanakan proses pemanggangan lebihdahulu. Agar gagaian serbuk U3Si2 dapatdiubah menjadi bentuk oksida-oksidanyadilakukan pemanggangan serbuk tersebutpada suhu antara 800°C dan 1000°C |1'2'31.Hasil panggang yang berupa oksida U3O8

dengan mudah larut dalam asam nitrat,membentuk larutan uranil nitrat kotor11'2'451,larutan ini dianalisis kadar U dan impuritas,sedang residu dianalisis kadarkontaminannya. Proses pemanggangan danpelarutan berlangsung seperti persamaanreaksi (2) dan (3) berikut

U3Si2 +6 O2 -> U3O8 +2 SiO2 (2)U3O8+8HNO3 -> 3UO2(NO3)2 + 2NO2 + 4H2O (3)

Dua parameter suhu dan waktu yangditerapkan pada proses pemanggangandalam analisisnya belum memberikan datakadar U yang maksimal. Terbukti kadar Umasih cukup banyak terjebak dalam residusebagai limbah padatnya (berupa SiO2

terkontaminasi) sebesar 53 ppm. Keadaan iniperlu diupayakan dengan mengikat SiO2-nyaselama proses pemanggangan, agar Usebagai kontaminan dalam residu dapatmenurun sampai < 5 ppm (meningkatkanpemungutan kadar U dalam filtrat)|61.

Metode lain yang diharapkan dapatmemberi solusi terhadap kasus di atas yaitumelakukan pengkhususan terhadap prosespemanggangannya. Menurut pustakadikatakan bahwa pemanggangan pada suhutinggi di atas 800°C SiO2 hasil reaksi justrubersifat sebagai perekat' '81. Oleh karena ituselama proses pemanggangan perluditambahkan media garam yang diharapkandapat mengikat/bereaksi dengan SiO2

t8',sebelum SiO2 tersebut sempat mengikatproduk U3O8. Media yang digunakan adalahcampuran media garam Na2CO3 dan KNO3'

9'.Teori ini telah dibuktikan pada proses-orosespeleburan kromium atau proses pembuatankaca dan semen. Reaksi pemanggangan(oksidasi) gagalan serbuk U3Si2 danpengikatan SiO2 disajikan pada reaksi (4)181

2Na2CO3+12KNO3 -»U3O8 + 2 Na2O.SiO2 + 2 CO2 + 12 KNO2 (4)

Pada reaksi 4 tersebut terlihat bahwa oksidasilikat bereaksi dengan Na2CO3 membentukNa2OSiO2l diduga amat kecil kemungkinandapat mengikat oksida uraniumnya.Sehingga produk U3O8 secara langsung

dapat dilaksanakan proses pelarutan sepertireaksi (3) dan kemudian menganalisisnya.Data hasil analisis dua parameterpemanggangan menunjukkan bahwa kadar Usudah meningkat dari 82,97 % menjadi86,58 % yang berarti bahwa kadar U dalamresidu menurun dari 53 ppm menjadi 35 ppm.Hal itu membuktikan bahwa SiO2 sudahterjebak oleh media garam tersebut.

Proses pemungutan U dalam serbukU3Si2 dengan menggunakan dan tanpamenggunakan media garam Na2CO3 danKNO3 melalui proses pemanggangandigambarkan pada diagram berikut' ' :

TATA KERJA

Segenap peralatan kedua percobaanyang digunakan sama yaitu berupa tungkudapur listrik dan piranti analisis. Langkahpercobaan dilaksanakan sebagai berikut:1. ditimbang serbuk U3Si2 sejumlah masing-

masing 1 gram (sumber berasal dari satuproduk proses pelarutan gagalan PEB),masing-masing diletakan dalam krusporselin yang satu menggunakan mediagaram dan yang lain tanpa garam(Na2CO3 dan KNO3 dengan porsi garammasing-masing 0,5 gram)

2. masing-masing krus dilaksanakan prosespemanggangan dalam tungku listrik dandiset pada suhu dan waktu yangdinginkan

3. variabel yang dipilih suhu dan waktudengan variasi yang sama yaitudilakukan pada waktu tetap 3 jam suhudivariasi dari 800, 850, 900, 950, 960,970, dan 1000°C, sementara untukvariasi waktu 1 sampai dengan 4 jam dansuhu tetap 960°C

4. kemudian dilaksanakan analisis terhadapkedua percobaan tersebut seperti kadarU dalam filtrat, Si dalam filtrat, dan kadarLJ dalam residu (limbah padat).

HASIL DAN BAHASAN

Hasil percobaan pemangganganserbuk U3Si2 menggunakan dan tanpagaram Na2CO3 dan KNO3 diperlihatkandalam Grafik 1, 2, 3, 4, 5 dan 6. Setiap Grafikberisi gabungan antara dua proses yangdibandingkan. Percobaan pemanggangandilaksanakan dengan dua parameter yangdipilih suhu dan waktu. Parameter pertamawaktu dibuat tetap 3 jam dengan variasi suhukemudian parameter kedua sebaliknya suhu

68

ISSN 1410-1998 Prosiding Presentasi llmiah DaurBahan Bakar Nuklir IVPEBN-BATANJakarta, 1-2 Desember 1998

tetap 960°C sedang waktu divariasi. PadaGrafik 1 dan 2 memperlihatkan kadar U yangdiperoleh dari hasil analisis prosespemanggangan itu. Diketahui bahwa apabilaU3Si2 dipanggang pada suhu yang semakinmeninggi dan atau waktu panggang U makinlama, maka produk oksida-oksida berupaU3O8, SiO2 atau Na2OSiO2 yang diperolehsemakin tambah beratnya.

Ditinjau kinetika reaksi secara umiim,SM. Walas '10) menjelaskan bahwa apabilasuhu suatu reaksi dinaikkan atau waktureaksi ditambah maka reaksi akan bergeserke kanan, yang berarti bahwa produkpanggang mengikuti penjelasan tersebut.Sementara Hrovat dan Kolarik [11|12)

menyatakan bahwa, kenaikkan suhu danlama waktu panggang menambah jumlahproduk oksida yang diperoleh. Jadi pengaruhkenaikkan suhu dan lamanya waktupanggang kedua percobaan dapat memberiperbedaan perolehan produk prosespanggang tersebut. Pada Grafik 1 dan 2dapat dijelaskan bahwa, penggunaan mediagaram (Na2CO3 dan KNO3) pada prosespemanggangan saat beranjak dari suhu960°C atau waktu 3 jam, kecenderunganproduk sudah mulai ke arah stabil, berartibahwa produk U3O8 pada suhu dan waktutersebut sudah maksimal. Hal itu diperkirakanoksida SiO2 sudah mulai bereaksi denganNa2CO3 membentuk reaksi kotnpleksNa2OSiO2. Namun, sebaliknya pemanggang-an tanpa menggunakan media garam sejaksuhu 960°C atau waktu 3 jam ke atas produkU3O8 terus menurun. Peristiwa tersebutdiduga produk U3O8 mulai diikat oleh SiO2-nya kemungkinan membentuk ikatanU3O8.SiO2, karena SiO2 pada suhu tinggi(1400°C) bersifat sebagai perekat [8 l

Pada Grafik 3 dan 4 dapat diamatibahwa, penggunaan media garam (Na2CO3

dan KNO3) mampu menurunkan kadarimpuritas Si dalam produk U3O8, berartiproduk U3O8 terbukti sudah maksimal.Penurunan impuritas Si dimulai sejak awalsuhu pemanggangan 800°C atau waktu1 jam, karena mulai suhu dan waktupanggang diperkirakan sudah mulai bereaksidengan Na2CO3 membentuk reaksi kompleksNa2OSiO2. Setelah suhu 960°C atau waktupanggang di atas 3 jam, kadar impuritas Sihampir mendekati konstan, berarti bahwaSiO2 telah habis bereaksi dengan garamtersebut. Angka Si sebagai impuritas sudahjauh di bawah angka membentuk

gumpalan/polimer dengan asam nitrat (yaitu100 ppm) pada proses ekstraksi pelarut|1l5i.Sebaliknya pada pemanggangan U3Si2 tanpamedia garam, peristiwa awal yang terjadihampir sama dengan yang menggunakanrnedia garam. Narnun setelah suhu di atas960°C atau waktu pangang di atas 3 jam,hasil analisis kadar impuritas Si dalam residuterus naik. Hal itu diperkirakan karenasejumlah produk U3O8 sudah mulai diikatoleh SiO2, sehingga kadar Si makin naik.

Grafik 5 dan 6 adalah hasil analisiskontaminan U dalam residu SiO2 atauNa2OSiO2 selama proses pemangganganserbuk U3Si2 pada suhu dan waktu tertentu.Pengaruh suhu dan waktu tersebutmenunjukkan apabila penggunaan mediagaram terlihat bahwa hasil analisiskontaminan terus menurun dan setelah suhudan waktu beranjak di atas 950°C, atauwaktu di atas 3 jam kontaminan hasil analisismendekati ke arah konstan. Sedangpemanggangan serbuk U3Si2 tanpa mediagaram sejak awal sudah mulai turun. Namunsetelah di atas suhu 960°C dan waktu di atas3 jam jumlah kontaminan terus naik, karenaproduk U3O8 telah banyak yang diikat olehSiO2 sehingga kontaminan U dalam residubertambah banyak. Hasil kedua analisis baikmenggunakan maupun tanpa menggunakanmedia garam kedua-keduanya masihmenunjukkan angka di atas batas ambangyang ditetapkan oleh PEBN, yaitu < 5 ppm I6).

SIMPULAN DAN SARAN

Simpulan

Dari ke dua percobaan setelah dibandingkandapat ditarik beberapa simpulan :1. Penggunakan media garam Na2CO3 dan

KNO3 mampu memberikan rendemenpungutan U3O8 lebih tinggi dibandingkandengan tanpa menggunakan mediagaram

2. Kadar Si dalam produk U3O8 daripercobaan yang menggunakan garamyang dianggap sebagai impuritassemakin menurun dan selanjutnyamendekati konstan, sedang yang tanpamenggunakan garam justru sebaliknyasemakin menaik sampai angka di atas100 ppm yang masih menggangguproses ekstraksi pelarut.

3. Penggunaan atau peniadaanpenggunaan media garam pada prosespemanggangan serbuk U3Si2

69

Prosiding Presentasi llmiah Daur Bahc.n Bakar Nuklir IVPEBN-BATAN Jakarta, 1-2 Desember 1998

ISSN 1410-1998

memberikan hasil kadar U dalam residusama, yaitu di atas batas ambang<_5 ppm.

Saran

1. Secara pasti ikatan media garam denganSiO2 belum diketahui, maka sebelumpercobaan ini dapat diaplikasikan keproses skala pabrik perlu diteliti ulangagar kesalahan praduga itu bisa terjawabsecara jelas.

2. Kadar U dalam residu masih di atasangka yang diizinkan yaitu < 5 ppm,karena segi ekonomi U diperkaya didunia masih cukup mahal, maka perludipungut kembali menggunakan metodelain.

PUSTAKA

[1]. WIDODO, C.dan FATHURRACHMAN,Pemungutan U dari Gagalan SerbukUranium Silisida (U3Si2) Melalui ProsesPemanggangan, Prosiding SeminarSains dan Teknologi Nuklir 16-18Februari 1993, Bandung (1993).

[2]. WIDODO, G. dan FATHURRACHMAN,Proses Olah-ulang Dingin pada BahanBakar Reaktor Riset, PelarutanAluminium, Paduan Logam Uranium,dan Serbuk Uranium, Buletin DaurBahan Bakar Nuklir URANIA No. 5 ThnII, Januari(1996), hal. 20-25.

[3]. RODRIGUES, G. .C. and GOUGE,A.P., Reprocessing RERTR SilisideFuel, DP-1657, E.l. du Pont deNemours and Co. Savannah RiverLaboratory, Aiken, South Caroline(1983).

[4]. FOSTER, D. L, Nuclear Reactor FuelDissolution, Proceedings of theInternational Conference on PeacefulUses of Atomic Energy, vol 9, Geneva(1956).

[5]. GROH, H.J., Removal of Siliside fromSolution of Nuclear Fuels, DP-293,Separation Chemistry Division, E.l. duPont de Nemours and Co, SavannahRiver Laboratory (1958).

[6]. WIDODO, G., Pengikatan Si denganMedia Garam Na2CO3 dan KNO3 padaProses Pemungutan U dalam GagalanU3Si2< Presentasi llmiah Bukan Peneliti- Pusat Elemen Bakar Nuklir - BATAN,16 Desember 1997, Serpong (1997).

[7]. AUSTIN, G.T., Shreve's ChemicalProcess Industries, Fifth Edition,Mc. Graw-Hill Inc. Toronto (1984), hal.170-212.

[8]. VOGEL, A.I., Text Book of Macro andSemimicro Qualitative InorganicAnalisis, Longmans Green and Co.,London, New York, Toronto (1953) p.259.

[9]. WALAS, S.M., Reaction Kinetics forChemical Engineering, InternationalStudent Edition, Mc Graw-Hill BookCompany lnc, Kogakusha Company,LTD, Tokyo (1959) p. 29 -97 .

[10]. HROVAT, M.F. and HASSEL, H.W.,Recent Status and Future Aspect ofPlate Type Fuel Element Technologywith High Uranium Density at Nukem,Proceeding of The InternationalMeeting on Research an TestingReactor Core Conversion from HEU toLEU Fuels, Argonne, lllinois, USA,November 8-10, (1982), p. 171.

[11]. KOLARIK, Z.., Gmelin Handbook ofInorganic Chemistry, 8th Edition, NewYork (1982) p. 316-352.

TANYA JAWAB

Tri Yulianto• Berapa besar efek penambahan garam

pada proses yang dilakukan mengingatkedua proses tersebut masihmemberikan hasil kontaminan U masih diluar ketentuan.

• Apa metode analisis dan variabel yangdigunakan dalam penelitian Saudara.

Ghaib Widodo• Media garam yang ditambahkan pada

proses pemanggangan gagalan serbukU3Si2 adalah 0,5 g Na2CO3 dan 0,5 gKNO3. Hasil penelitian menunjukkanbahwa kontaminan U masih di atas5 ppm. Kadar kontaminan U tersebut diatas batas yang diijinkan PEBNyaitu < 5 ppm, tetapi lebih rendah daribatas yang diijinkan Nukem yaitu< 50 ppm.

• Pada penelitian ini digunakan metodepotensiometri yaitu metode Davies-Graytermodifikasi. Variabel yang digunakanadalah suhu dan waktu.

70


Udara

HNO3p

SerbukU3Si2

Pemanggang mulai 800°C

U3O8,SiO2, Na2O.SiO2.

Pelarutan

Filtrasi

FiltratUO2(NO3)2

NajCO,, KNO3

Pencampur

ResiduSiO2, Na2O.SiO2

Gambar 1 : Diagram balok proses pemanggang kedua percobaan

71


ISSN 1410-1998

LAMPIRAN

ianpa garam

—19—dengan garam

800 850 900

Suhu, oC

950 1000

Ganibar l : Hubungan kadar U vs suhu

—tapa garam

H— dangan garam

Gambar 2 : Hubungan kadar U vs waklu

800

dengan garam

—*—tanpa garam

50800 850 900 950 960 970 1000

Suhu, oC

—•—dengan garam

—JS—tanpa garam

Gambar 3 : Hubuiigan impuritas Si vs suhu Gambar 4 : Hubunean kadar Si vs waktu

260250

• cfongan garam

tanpa garam

800 850 900 950

Suhu, oC

1000

1O- dengan garam

—a—tanpii garam

Gambar 5 : Hubungan kontaminan U vs suliu Gambar 6 : Hubungan kontaminan U vs waktu

72

ISSN 1410-1998

ID0200009


EVALUASI KINERJA TERMO-MEKANIKAL KONDISI MANTAP ELEMENBAKARKSN-1000

Bambang HerutomoPusat Elemen Bakar Nuklir - BATAN

ABSTRAK

EVALUASI KINERJA TERMO-MEKANIKAL KONDISI MANTAP ELEMEN BAKAR KSN-1000.Telah dilakukan evaluasi keselamatan kinerja termo-mekanikal elemen bakar (UO2) dan elemenpenyerap (UCVGd^Cb) yang digunakan KSN-1000. Evaluasi didasarkan atas hasil perhitungantemperatur operasi bahan bakar dan tegangan-regangan kelongsong. Perhitungan dilakukanpada kondisi operasi konstan pada daya nominal dan daya lebih yang diijinkan dari awal hidupsampai akhir hidup di dalam teras. Hasil-hasil perhitungan menunjukkan bahwa temperaturmaksimum pusat pelet adalah 2119,7 °C atau sekitar 84 % dari temperatur yang diijinkan,tegangan membran primer maksimum kelongsong adalah 63,5 MPa atau sekitar 40 % daritegangan yang diijinkan, rentang maksimum regangan kelongsong adalah 0,51% atau sekitar 51% dari rentang regangan yang diijinkan, kedalaman maksimum penetrasi zirkonium oksida adalah52,09 nm atau sekitar 82 % dari tebal yang diijinkan, jumlah maksimum hidrogen yang diserapoleh kelongsong adalah 354,91 ppm atau sekitar 59 % dari yang diijinkan dan tekanan maksimumgas di dalam elemen adalah sekitar 13,2 MPa atau sekitar 85 % dari tekanan dalam yangdiijinkan. Berdasarkan hasil tersebut dapat disimpulkan bahwa elemen bakar dan elemenpenyerap yang digunakan KSN-1000 telah memenuhi kiteria keselamatan dengan margin yangcukup untuk operasi normal pada kondisi mantap.

ABSTRACT

THE STEADY STATE THERMO - MECHANICAL PERFORMANCE EVALUATION OF THEKSN-1000 FUEL ELEMENT. The safety ofthe thermp-mechanical performace ofthe fuel element(UO2) and absorber element (U02-Gd203) forthe KSN-1000 has been evaluated. The evaluationwas based on the calculation results offuel operating temperature and cladding stress-strain. Thecalculation have been carried out at. constant operating condition at nominal power and overpower permitted from BOL to EOLin the core. The calculation results have shown that maximumpellet temperature is 2119.7 °C or about 84 % of the allowable temperature, the maximumcladding primary membrane stress is 63.5 MPa or about 40 % of the allowable stress, themaximum cladding strain range is- 0.51% or about 51 % of the allowable sfrain range, themaximum zirconium oxide thickness is 52.09 pm or about 82 % of the allowable thickness, themaximum hydrogen uptake of the cladding is 354.91-ppm or about 59 % of the allowable and thema'ximum internal gas pressure is 13.2 MPa or about 85 % of the allowable internal pressure.Based on these results it can be concluded that the fuel element and the absorber element for theKSN-1000 have met the safety criteria with quite adequate margin for normal steady-stateoperation.

PENDAHULUAN

Dalam mengantisipasi pemanfaatanenergi nuklir sebagai pembangkit listrik diIndonesia di masa mendatang, KoreaSelatan (KEPCO - Korea Electric PowerCompany) dan Indonesia (BATAN - BadanTenaga Atom Nasional) telah menjalinkerjasama dalam bentuk joint study. untukmengimplementasikan KSN-1000 (KoreanStandard Nuclear Power Plant - 1000 MWeclass) di Indonesia.

KSN-1000 adalah PLTN jenis PWR -2 loop lisensi Combustion Engineering - USA,berdaya nominal 2815 MWt. Teras reaktor inidimuati 177 perangkat bakar yang masing-masing perangkat berisi 236 elemen bakar(susunan pelet-pelet UO2 dalam kelongsong

-zirkaloi-4) yang disusun dalam jajaranpersegi 16 x 16. Beberapa elemen bakar,yaitu 640 elemen per teras disebut elemenpenyerap, berisi pelet UO2 alam yangdicampur dengan gadolinia (Gd2O3) yangberfungsi sebagai racun dapat bakar.Parameter kunci disain elemen bakar danelemen penyerap yang digunakan KSN-1000dapat dilihat pada Tabel 1.|1'2]

Makalah ini menyajikan hasilevaluasi keselamatan kinerja termo-mekanikal untuk kondisi dperasi mantap(steady state) elemen bakar yang digunakanKSN-1000 di atas. Evaluasi berdasarkanhasil-hasil perhitungan yang meliputi per-hitungan temperatur operasi bahan bakar

73

Prosiding Presentasi llmiah Daur Bahan BakarNukiir IVPEBN-BATAN Jakarta, 1-2 Desember 1998

ISSN 1410-1998

dan tegangan - regangan kelongsongsebagai fungsi derajat bakar untuk kondisioperasi mantap pada daya nominal dan dayalebih yang diijinkan (116% daya nominal),baik untuk kanal rata-rata maupun kanalterpanas di dalam teras. Periu diketahuibahwa kegiatan evaluasi ini berada di luarlingkup atau bukari bagian dari kegiatan joint"study KEPCO - BATAN yang sedangberlangsung. Data dasar, model dan metodeperhitungan serta hasil evaluasi yangdisajikan dalam makalah ini adalah justifikasidan tanggung jawab penulis pribadi.

Tujuan utama kegiatan ini adalahdiperolehnya suatu analysis tool yang

mantap dan mampu memprediksi kinerjatermo-mekanikal suatu elemen bakar reaktordaya, baik untuk kondisi operasi mantap,transient maupun kecelakaan hipotesis.Sesuai dengan tugas pokok PEBN makakemampuan untuk melalukan analisistersebut sangat diperlukan dalam men-dukung program uji irradiasi elemen bakareksperimental untuk reaktor daya yang akandilakukan di dalam teras RSG-GAS. Selainitu, analysis tool yang diperoleh akanme'mbantu sekali dalam penentuan tingkatkeselamatan desain elemen bakar yangditawarkan oleh Pemasok PLTN pada saatevaluasi penawaran (Bid Evaluation)dilakukan.

Tabel 1 : Parameter kunci disain elemen bakardan elemen penyerap KSN - 1000

Parameter

1. Materia! pelet sinter2. Diameter pelet (cm)3. Panjang pelet (cm)4. Densitas pelet (g/cm3)5. Densitas teoritis pelet (g/cm3)6. Densitas pelet (% teoritis)7. Kandungan gadolinia (Gd2O3)8. Material kelongsong9. Diameter dalam kelongsong (cm)10. Diameter luar kelongsong (cm)11. Tebal kelongsbng (cm)12. Diameteral lebar celah (cm)13. Panjang aktif. elemen (cm)14. Panjang aktif plenum (cm)15. Gas isian16. Tekanan dalam (atm)

Eiemen Bakar

uo20,8260,99110,4410,9695,25

- -Zirkaloi-4

0,8430,9700,06350,017381,0

24,531• Heliuni

25,86

Elemen Penyerap

U02-Gd203

0,8260,991

-10,9695,254%

Zirkaloi-40,8430,9700,06350,017342,924,10Helium25,86

METODE

Tingkat keandalan suatu elemenbakar sangat ditentukan oleh kemampuankelongsong dalam mempertahankanintegritas mekaniknya selama digunakan didalam reaktor. Dalam evaluasi ini, penilaiankeandalan (keselamatan) pada operasrnormal kondisi mantap dari elemen bakaryang ditinjau menggunakan kriteriapenerimaan sebagai berikut: '5| 6'7| 10'

• temperatur operasi bahan bakar tidakmelebihi titik lelehnya,

• tegangan membran primer yang diterimakelongsong tidak melebihi 2/3 teganganluluhnya,

• rentang regangan kelongsong tidakmelebihi 1%,

• tebal kelongsong yang teroksidasi olehpendingin tidak melebihi 10% danhidrogen yang diserap kelongsong tidakmelebihi 600 ppm,

• tekanan gas di dalam plenum tidakmelebihi tekanan sistem pendingin terasreaktor.

Dalam evaluasi ini, perhitungantemperatur operasi bahan bakar dantegangan-regangan kelongsong sebagaifungsi derajat bakar dilakukan dengan hanyameninjau satu titik aksial dengan kcndisioperasi- terberat (daya dan temperatur

74


tertinggi) yang kemudian diaplikasikan untukseluruh panjang elemen bakar. Perhitungandilakukan mulai dari awal hidup' (BOL -Beginning Of Life) sampai akhir hidup (EOL -End Of Life) pada kondisi operasi mantappada daya nominal dan daya lebih, baikuntuk kanal rata-rata maupun kanal terpanasdi dalam teras KSN-1000. Berikut disajikanpersamaan-persamaan dasar yangdigunakan dalam perhitungan.

1. PERSAMAAN DASAR

. TEMPERATUR OPERASI BAHANBAKAR

Dalam evaluasi ini, perhitungantemperatur operasi bahan bakar dimulai dariluar ke dalam berdasarkan asupantemperatur permukaan luar kelongsong.Asumsi yang digunakan adalah bentuk yangsimetri secara rotasional, tidak terjadi aliranpanas ke arah aksial, dan tidak ada variasipembangkitan daya di dalam bahan bakar.Berdasarkan asumsi ini, distribusi radialtemperatur di dalam pelet bahan bakar dapatditentukan dengan persamaan di bawahini.

[3.9]

(1)

T(s adalah temperatur permukaan peletbahan bakar, Tfr adalah temperatur bahanbakar pada jari-jari r, kf (T) adalah konduk-tivitas panas pelet, g' adalah daya yangdibangkitkan elemen bakar per-satuanpanjang dan Rf adalah jari-jari pelet.

Persamaan (1) di atas diselesaikandengan cara membagi pelet bahan bakarmenjadi N - node (cincin) radial sehingga didalam pelet akan terdapat N+1 lingkaran dantemperatur permukaan pelet bahan bakarditentukan dengan persamaan : (3iS|91

l

K K;(2)

Tco adalah temperatur permukaan luarkelongsong, kc adalah konduktivitas panaskelongsong, Rco dan Rci adalah jari-jari luardan dalam kelongsong, dan hgap adalahkoefisien hantaran panas celah pelet-

kelongsong yang besarnya ditentukandengan model Ross and Stoute.[12)

• TEGANGAN PADA KELONGSONG

Tegangan yang timbul padakelongsong terutama' diakibatkan olehadanya perbedaan tekanan di dalam dan diluar elemen bakar. Tekanan di dalam elemenbakar berasal dari tekanan gas isian,tekanan akibat terlepasnya gas-gas hasil

• belah dari matrik bahan bakar, dan tekanankontak antara pelet dengan kelongsongapabila celah dalam keadaan tertutup.Sedangkan tekanan di luar elemen bakar

„berasal dari tekanan sistem pendingin terasreaktor. Berdasarkan model dinding tebal

.{thick wall), besarnya tegangan radial (cr),tegangan tangensial (at), dan tegangan aksial(az) yang diterima kelongsong adalah : '5l

<?,=

(3)

Z+G

P/ dan PQ adalah tekanan di dalam dan di luarelemen bakar, Rcn adalah jari-jari nominal"(rata-rata) kelongsong, G = E/(2(1 + v), X =,2G/(1-2v), Edanvadalah modulus elastisitasYoung dan poisson ratio bahan kelongsong.

. PERUBAHAN DIMENSI PELET UO2

Iradiasi netron menyebabkan peletmengalami perubahan dimensi yangbesarnya tergantung pada temperatur (daya)operasi dan tingkat derajat bakar bahanbakar. Perubahan dimensi pelet terutamadisebabkan oleh fenomena ekspansi panas,densifikasi, swelling, dan relokasi. Da!amevaluasi ini, perubahan dimensi pelet akibatdensifikasi diabaikan. Hal ini dapat diterimakarena pelet-pelet UO2 yang diproduksidewasa ini memiliki kestabilan yang baikterhadap fenomena densifikasi.

Berdasarkan penyelesaianpersamaan (1) di atas, pertambahan dimensipelet (jari-jari) akibat ekspansi panas dihitungdengan cara menjumlahkan pertambahan

75

Prosiding Presentasi llmiah Daur Bahan Bakar Nuklir IVPEBN-BATAN Jakaria, 1-2 Desember 1998

ISSN 1410-1998

panjang (tebal) masing-masindalam pelet bahan bakar, yaitu : !

node di

(4)

ccf(Tf- Tref) adalah koefisien ekspansi panasbahan bakar, 7) adalah temperatur bahanbakar dan Tre{ adalah temperatur referensi.

Perubahan dimensi pelet akibat pe-numpukan nuklida hasil belah di dalam matrikbahan bakar UO2 {swelling) secara ernpiris-dirumuskan sebagai berikut: l5l6)

(5)

AV/V adalah perubahan volume pelet, fadalah faktor koreksi densitas ( f =0.149 a"0476), a adalah porositas awal, J3adalah laju swelling untuk UO2 100% DT(=1.6E-6 per MWd/ tonU), Bu adalah derajatbakar (MWd/tonU), dan F adalah faktorgeometri (=100).

Apabila diasumsikan bahwa ekspansivolume di atas adalah isotropis makapertambahan iari-jari pelet UO2 akibatp jswelling adalah '3'7'

3 V(6)

Sedangkan perubahan dimensi peletakibat relokasi, yaitu gerakan fragmen peletke arah luar sebagai akibat adanya aliranplastis dari pelet bagian dalam, dihitungberdasarkan korelasi yang dikembangkandalam kode komputer GAPCON, yaitu : ' '

4C| — |Gap

100

(7)1/4 N

. PERUBAHAN DIMENSI KELONGSONG

Perubahan dimensi kelongsong yangdiperhitungkan dalam evaluasi ini adalahperubahan jari-jari akibat ekspansi panas,regangan elastik akibat adanya perbedaantekanan di dalam dan di luar elemen bakar,dan regangan plastik akibat peristiwa creep.Perubahan jari-jari kelongsong akibatekspansi panas adalah : l 3 '9 '

AR

•R

ccc(Tc~ TrCf) adalah koefisien ekspansi panaskelongsong, Tc adalah temperatur kelong-song dan Tref adalah temperatur referensi.

Adanya perbedaan tekanan di dalamdan di' luar elemen bakar menyebabkankelongsong mengalami deformasi elastikdalam arah radial sebesar15i6)

A/f 1 A

(9)

Rco adalah jari-jari luar kelongsong, Rciadalah jari-jari dalam kelongsong, E adalahmodulus elastisitas Young, u adalah Poissonratio, P; adalah tekanan daiam dan Po adalahtekanan.luar.

Sedangkan perubahan jari-jarikelongsong akibat peristiwa creep dihitungdengan cara sebagai berikut.[5l6!

exi-\000QRl)-r{/1(10)

a, - o - J +(crg -cr:f +(crr -cr.)2

ARfRE adalah pertambahan jari-jari pelet

akibat relokasi (inci), g ' adalah daya linier(kW/ft), Bu adalah derajat bakat (MWd/tonU),•'dan Gap adalah .lebar celah as fabricated(inci).

cr adalah laju creep kelongsong zirkaloi(m/ms), aeq tegangan ekivalen pada kelong-song (N/m2), K=5.129E-29, B=7.252E2,C=4.967E-8, R=1.987 kal/molK, O adalahfluks netron cepat (n/m2s) dan t adalah waktu(detik)

76


• INTERAKSI PELET - KELONGSONG

Interaksi mekanik pelet-kelongsongterjadi apabila lebar celah yang disediakantidak mampu lagi mengakomudasi selisih jari-jari panas pelet dengan jari-jari panaskelongsong bagian dalam. Apabiladiasumsikan tidak terjadi slip pada bidangkontak maka besarnya tekanan kontakadaiah I3)

p _cl^'KicoUl)

(11)

E adalah modulus elastisitas Youngkelongsong, Rfhot adalah jari-jari panas pelet,Rcmot adalah jari-jari panas permukaan dalamkelongsong, RCICOM dan RCOcoid adalah jari-jarias fabricated permukaan dalam dan luarkelongsong

• PELEPASAN GAS HASIL BELAH

Gas hasil belah seperti xenon dankripton memiliki kecenderungan terlepas darimatrik bahan bakar UO2. Selain meningkat-kan tekanan dalam elemen bakar, pelepasangas tersebut juga mereduksi daya hantarpanas gas isian di dalam celah pelet-kelongsong. Fraksi gas hasil belah yangterlepas sangat dipengaruhi oleh temperaturoperasi bahan bakar yang secara empirisdirumuskan - Lewis model: [5, 6]

F = (0.005^+ 0AV2+Q.6VT)— +0.95F, (12)

Vi,V2y3 dan V4 adalah fraksi volume bahanbaLar yang memiliki T < 1000 °C, 1000 < T <1300 °C, 1300 < T < 1600 dan T > 1600 °e, tadalah lama iradiasi (tahun).

Gas hasil belah yang terlepas akanmengisi ruang-ruang kosong yang ada didalam elemen bakar seperti plenum, celahantara pelet-kelongsong, retakan • atau poriterbuka, dan lain lain. Apabila ruang-ruangkosong tersebut dalam keseimbangan(memiliki tekanan yang sama) maka totaltekanan gas di dalam elemen bakaradalah: !5)

p = — (13)

rigtot adalah total mol gas (gas isian dan gashasil belah yang terlepas) yang ada diseluruh ruang kosong di dalam elemenbakar, V; dan 7", adalah volume dantemperatur ruang kosong ke - i.

. OKSIDASI KELONGSONG

Selain dapat mengurangi kekuatanmekanik kelongsong, perfibentukan lapisanzirkonium oksida juga akan memperbesartahanan transfer panas kelongsong. Menurutkorelasi Van der Linde yang telah dikoreksidengan faktor percepatan in-pile, per-tambahan berat akibat terbentuknya lapisanzirkonium oksida sebagai hasil reaksioksidasi antara kelongsong zirkaloi denganair pendingin reaktor adalah :(6)

Pertambahan berat pada pra-transisi:

J „.„ =27.1-106-/0-333

prtlJO. .333

(14-a)

Pertambahan berat pada transisi:Wlr=l23-exp(-790/T) (14-b)

Pertambahan berat pada pasca transisi:

posl

-\ 4400/T)-(14-c)

W adalah berat zirkonium oksida (mg/dm2), tadalah waktu (hari), T adalah temperaturpermukaan kelongspng (°K), A adalah faktorpercepatan in-pile yang harganya adalah(untuk lingkungan teras PWR):

/f = 3.11-103-exp(-1.195-10"2T) (14-d)

Sedangkan jumlah hidrogen bebasdari reaksi oksidasi yang diserap olehkelongsong zirkaloi (hydrogen uptake)dihitung dengan persamaan berikut: [14]

CH(ppm) = 1.25-lO'-aW

d-p:r

(15)

a adalah persentase hidrogen yang diserap(%), d adalah tebal dinding kelongsong (cm),

•pzr adalah densitas zirkonium (g/cm3).

77

Prosiding Presentasi llmiah Daur Bahan Bakar Nuklir IVPEBN-BATAN Jakaiia, 1-2 Desember 1998

ISSN 1410-1998

2. DATA ASUPAN

Data asupan yang diperlukan dalamperhitungan meliputi data disain elemenbakar, data sifat-sifat termomekanikalmaterial dan data operasi elemen bakar.'"Data disain elem.en bakar yang dievaluasidisajikan dalam Tabel 1. Data termo-mekanikal seperti daya hantar panas,koefisien ekspansi panas, moduluselastisitas, dan lain lain. dari material yangdigunakan elemen bakar yang dievaluasidapat dilihat pada lampiran 1. Oleh karenadata daya hantar panas elemen penyerap"(UO2 - Gd2O3) tidak diperoleh maka dalamperhitungan diasumsikan lebih rendahsebesar persentase kandungan Gd2O3 yangdigunakan dibanding daya hantarpanas UO2.Sedangkan data asupan operasi seperti dayalinier dan temperatur permukaan luarkelongsong dari elemen bakar yangdievaluasi adalah : | 1 i2 )

• Daya linier dan temperatur permukaankelongsong pada daya nominal dalamkanal rata-rata teras adalah 176,87 W/cmdan 340,6 °C.

• Daya linier dan temperatur permukaankelongsong pada daya nominal dalamkanal terpanas teras adalah-316,12 W/cmdan 372,2 °C.

• Daya lebih yang diijinkan adalah 116%daya nominal.

• Derajat bakar rata-rata tertinggi adalah50000 MWd/tonU.

HASIL DAN BAHASAN

Hasil-hasil perhitungan kinerja termo-mekanikal kondisi mantap elemen bakar(UO2) dan elemen penyerap (U02-Gd203)'yang digunakan KSN-1000 yangdioperasikan pada daya nominal dan dayalebih (116% daya nominal) secara konstandari awal hidup (BOL) sampai dengan akhirhidupnya (EOL), baik untuk kanal rata-ratamaupun kanal terpanas di dalam teras, dapatdilihat pada Tabel .2 untuk elemen bakar danpada Tabel 3 untuk elemen penyerap.

• DISTRIBUSIRADIALTEMPERATUR

Untuk masing-masing kasus yangditinjau, temperatur kelongsong dantemperatur bahan bakar (pelet UO2 dan UO2-Gd2O3) naik dengan naiknya derajat bakar.Naiknya temperatur kelongsong disebabkanoleh terbentuknya lapisan zirkonium oksida

sebagai hasil reaksi bahan kelongsong(zirkaloi-4) dengan air pendingin reaktor yangsemakin lama semakin dalam menembuskelongsong. Oleh karena daya hantar panaszirkonium oksida (k2rOx = 1.8 s/d 2.16 W/mK)lebih rendah dibandingkan zirkaloi makaterbentuknya iapisan zirkonium oksidatersebut akan memperbesar hambatantransfer panas ke pendingin. Sedangkannaiknya temperatur pusat pelet bahan bakardengan naiknya derajat bakar terutamadisebabkan oleh penurunan daya hantarpanas pelet akibat iradiasi netron. Meskipuntemperatur pusat pelet naik, akan tetapitemperatur permukaannya justru turunsebagai- akibat naiknya koefisien hantaranpanas celah pelet-kelongsong karenamenyempitnya lebar panas celah (ekspansidiameter pelet lebih besar dibandingkelongsong).

Untuk tingkat derajat bakar dankondisi operasi yang sama, temperatur pusatpelet U02-Gd203 lebih tinggi dibandingkantemperatur pusat pelet UO2. Hal inidikarenakan daya hantar panas pelet UO2-Gd2O3 lebih rendah dibandingkan pelet UO2.Temperatur operasi yang lebih tinggimenghasilkan pertambahan diameter peletakibat ekspansi panas lebih besar sehinggakontak antara pelet dengan kelongsong akanterjadi lebih awal, atau dengan kata lain,untuk tingkat derajat bakar yang sama makatekanan kontak pelet-kelongsong padaelemen penyerap akan lebih besardibandingkan pada elemen bakar, yaitu9,2 MPadibanding 5,9 MPa pada EOL

Apabiia dibandingkan dengan kriteriakeselamatan seperti yang ditetapkan dimuka, temperatur pusat pelet {center line)untuk seluruh kasus yang ditinjau masih jauhdi bawah titik lelehnya (titik leleh UO2 sekitar2800 ?C. • dan turun sekitar 32 °C per10 MWd/kgU). Berdasarkan hasil

. perhitungan, temperatur tertinggi dimiliki olehelemen penyerap (U02-Gd203) yangdioperasikan pada daya lebih dalam terasterpanas, yaitu 1874,7 °C pada BOC dan2119,7 °C pada EOC. Apabila diasumsikanbahwa titik leleh pelet U02-Gd203 lebihrendah dibandingkan titik leleh UO2| yaitusebesar persentase kandungan Gd-nya(sekitar 4 % ) maka rasio temperatur operasiterhadap temperatur leleh adalah 0,69 padaBOL dan 0,84 pada EOL. Dengan kata lain ,temperatur operasi pelet memiliki marginsebesar 16 % dari temperatur maksimumpelet yang diijinkan.

78


Tabel 2 : Hasi! perhitungan kinerja termo-mekanikal kondisi mantap elemen bakaryang digunakan KSN-1000

BUMWd/kgU

WaktuIrrad.

liari

TEMPERATURoC

Tci Tfs Tfc

TEKANANDALAM, MPaPgas' Pkon

PmMpa

[Sr]%

ZrOxmikron

Hvptakeppm

1. Kanal rata-rata teras pada daya nominal (176,86 W/cm), Tcs = 340,6 °C

0,010,0.20,030,040,050,0

0,0324,3649,5975,5

1302,41630,4

364,1366,2368,2370,3372,3374,4

500,1463,9461,1453,9439,7414,0

975,7968,6

1007,91040,31063,31072,9

6,67,68,18,79,4

10,2

0,00,00,00,00,00,0

63,256,753,649,945,639,9

0,300,340,350,370,370,37

0,008,21

16,5324,8733,2341,62

0,0055,93

112,61169,44226,42283,60

2. Kanal rata-rata tcras pada 116% daya nominal (205,17 W/cm), Tcs = 340,6 °C

0,010,020,03J,040,050,0

0,0280,1560,9842,4

1124,71408,0

367,9369,9371,9374,0376,1378,1

513,6470,9465,6455,3437,0405,6

1088,51075,41117,21151,1

. 1174,21-181,5

6,7-7,78,38,99,6

10,5

0,00,00,00,00,00,0

L 6 2 , 255,552,148,343,637,7

0,300,340,360,380,380,38

' 0,007,08

14,2621,46

• 28,6835,93

0,0048,2297,17

146,24195,45244,84

3. Kanal terpanas teras pada daya nominal (316,12 W/cm), Tcs = 372,2 °C

0,010,020,030,040,050,0

0,0183,2367,0551,2735,9921,6

413,1417,6422,2426,7431,4436,0

558,9490,6472,1446,9444,8450,9

1596,41546,11588,91620,81688,81766,6

7,78,9-9,7

10,4-10,9-11,4

0,00,00,00,00,00,0

55,347,142,737,834,731,3

0,330,410,450,460,490,50

0,0010,2220,6331,0741,5452,06

0,0069,66

140,59211,69283,02354,71

4. Kanal terpanas teras pada 116% daya nominal (366,70 W/cm), Tcs = 372,2 °C

0,010,020,030,040,050,0

0,0158,5317,4476,8637,0796,7

419,5424,0428,6433,2437,8442,4

551,8471,9446,2449,4457,3443,1

1816,81744,71785,71878,41974,82031,1

8,09,4"

10,411,1-12,013,2

0,00,00,00,00,05,9

52,943,537,432,426,028,2

0,330,410,440,480,490,46

0,008,82

17,8326,8635,9344,98

0,0060,12

121,47183,00244,82306,50

Keterangan :Tcs - temperatur permukaan luar kelongsongTfs - temperatur permukaan peletPgas- tekanan dalam gasPm - tegangan membran primer

. OKSIDASI KELONGSONG DANHYDROGEN UPTAKE .

Sedangkan kriteria tebal lapisan(kedalaman penetrasi) zirkonium oksida yang

Tci - temperatur permukaan dalam kelongsongTfc - temperatur pusat peletPkon - tekanan kontak pelet-kelongsong[Sr] - jangkau regangan

dibatasi sekitar 10 % tebal kelongsong atau„sekitar 0.0635 mm tidak pernah terlampauiuntuk semua kasus perhitungan. Sampaiakhir hidupnya, tebal (penetrasi) maksimumzirkonium oksida yang diperoleh dariperhitungan adalah sekitar 52,09 mikron atau

79


ISSN 1410-1998

82 % dari yang diijinkan, baik untuk elemenbakar maupun elemen penyerap yangdioperasikan pada daya nominal di dalamkanal terpanas. Dengan kata lain, kedalamanpenetrasi (tebal) zirkonium oksida memilikimargin operasi sebesar 18 % dari yangdiijinkan. Sedangkan konsentrasi maksimum

hidrogen yang terserap oleh kelongsongzirkaloi (hydrogen uptake) adalah sekitar354,9 ppm atau 59 % dari yang diijinkan.Dalam hal ini diasumsikan bahwa persentasehidrogen lepas yang diserap oleh kelongsongzirkaloi adalah 15 % sesuai dengan yangdianjurkan oleh H.Stehle et.al.|14].

Tabel 3 : Hasil perhitungan kinerja termo-mekanikal kondisi mantap elemenpenyerap yang digunakan KSN-1000

BUMWd/kgU

WaktuIrrad.hari

T E M P E R A T U RoC

Tci Tfs Tfc

• TEKANANDALAM, MPa

- Pgas Pkon

PmMpa

[Srj%

ZrOxmikron

Huptakeppm

5. Kanal rata-rata teras pada daya nominal (176,86 W/cm), Tcs = 340,6 UC

0,010,020,030,040,050,0

0,0324,4649,7975,8

1302,8 .1630,9

364,1366,2368,2370,3372,3374,4

498,7461,6458,0450,1435,5409,3

997,3990,1

1030,11063,31087,41097,8

6,57,58,08,59,19,9

0,00,00,00,00,00,0

63,557,654,851,447,542,3

0,300,350,350,370,380,38

0,008,21

16,5324,8733,2441,63

0,0055,95

112,65169,48226,49283,69

6. Kanal rata-rata teras pada 116% daya nominal (205,17 W/cm), Tcs = 340,6 "C

0,010,020,030,040,050,0

0,0280,2561,1842,7

1125,11408,6

367,9369,9371,9374,0376,1378,2

511,6467,9461,7450,5431,8399,8

1114,81101,31144,01178,71202,91211,1

6,77,6

8,18,79,3

10,1

0,0•0,0

0,00,00,0'0,0

62,556,453,349,945,640,2

0,300,340,36

| 0,380,380,38

0,007,08

14,2721,4728,6935,94

0,0048,2497,20

K6.29195,53244,93

7. Kanal terpanas teras pada daya nominal (316,12 W/cm), Tcs = 372,2 °C

0,010,020,030,040,050,0

0,0183,3367,1551,4736,3922,2

413,1417,6422,2426,7431,4436,0

553,0482,9463,4438,9444,8443,5

1644,41591,41635,81671,61756,01825,6

7,68,89,4

... 10,110,611,2

0,00,00,00,00,00,3

55,848,444,339,937,331,2

0,330,410,450,480,500,51

0,0010,2320,6431,0841,5652,09

0,0069,69

140,65211,78283,17

• 354,91

8. Kanal terpanas teras pada 116% daya nomina! (366,70 W/cm), Tcs = 372,2 "C

0,010,020,030,040,050,0

0,0158,6317,6477,2637,6796,9

419,5424,0428,6433,2437,8442,4

543,4462,5443,0450,5458,9442,9

1874,71800,81857,31962,32063,72119,7

7,9• - • 9 , 3

10,211,012,013,1

0,00,00,00,00,09,2

53,644,238,533,025,851,4

0,330,410,440,480,490,46

0,008,83

17,8426,8835,9644,99

0,0060,15

121,54183,15245,05306,56

Keterangan :Tcs - temperatur permukaan luar kelongsongTfs - temperatur p'ermukaan peletPgas- tekanan dalam gasPm - tegangan membran primer

Tci - temperatur permukaan dalain kelongsongTfc - temperatur pusat peletPkon - tekanan kontak pelet-kelongsong[Sr] -jangkau regangan

80

ISSN 1410-1998 Prosiding Presentasi llmiab Daur Bahan Bakar Nuklir IVPEBN-BATAN Jakarta, 1-2 Desernber 1998

• TEGANGAN- REGANGANKELONGSONG

Tekanan dalam elemen akan naikdengan naiknya derajat bakar sebagai akibatdari penyempitan lebar celah pelet-kelongsong, terlepasnya gas hasil belah darimatrik dan adanya tekanan kontak pelet-kelongsong apabila celah pelet-kelongsongdalam keadaan tertutup. Oleh karena fraksigas hasil belah yang terlepas naik dengannaiknya temperatur operasi maka fraksi gashasi! belah yang terlepas dari matrik UO2-Gd2O3 akan lebih besar dibandingkan darimatrik UO2. Berdasarkan fenomena ini,volume ruang kosong (plenum) di dalamelemen penyerap didesain lebih besardibandingkan volume plenum elemen bakaratau voiume plenum didesain sama akantetapi panjang aktif elemen penyerap dibuatlebih pendek dibandingkan panjang aktifelemen bakar (lihat data pada Tabel 1).

Kenaikan tekanan dalam akanmenurunkan tegangan tangensial (hoop)kelongsong akibat aplikasi tekanan luar(sistem pendingin teras) sehingga reganganelastis dan laju creep down kelongsong akanturun dengan naiknya derajat bakar. Adanyakontak pelet-kelongsong dapat menyebabkantekanan daiam elemen lebih besardibandingkan tekanan pendingin terassebelutn mencapai waktu akhir hidupsehingga karakteristik tegangan-regangankelongsong akan berubah, yaitu daritegangan-regangan tarik menjadi tegangan-regangan tekan.

Dari hasil-hasil perhitungan diperolehbahwa tegangan membran primer (teganganmaksimum - tegangan minimum) kelongsongtertinggi adalah 63,5 MPa (BOL) dan51,4 MPa (EOL) yang terjadi pada elemenpenyerap yang dioperasikan pada dayanominal dalam kanal rata-rata teras dan dayalebih dalam kanal terpanas. teras.Berdasarkan kriteria yang digunakan,tegangan tersebut adalah sekitar 40% dan32% dari tegangan membran primermaksimum yang diijinkan , yaitu 2/3 teganganluluh kelongsong atau sekitar 16.0 MPa.Dengan kata lain, tegangan membran primeryang terjadi pada kelongsong masih memilikimargin operasi sebesar 60 % dari teganganyang diijinkan. Sedangkan rentang regangan(regangan maksimum - regangan minimum)tertinggi adalah sekitar 0,51 % yang dialamioleh elemen penyerap yang dioperasikan

pada daya nominal dalam kanal terpanas,atau dengan kata lain, masih memiliki marginoperasi sebesar 49 % dari rentang reganganmaksimum yang diijinkan.

. TEKANAN GAS

Dari kasus perhitungan yangdilakukan, tekanan maksimum gas di dalamelemen bakar maupun elemen penyerapterjadi apabila elemen ter'sebut dioperasikanpada daya lebih dalam kanal terpanas, yaitusekitar 13,2 MPa untuk elemen bakar dan13,1 MPa untuk elemen penyerap. Tekanandaiam gas tersebut adalah sekitar 85%tekanan dalam gas maksimum yang diijinkan,yaitu 15,5 MPa. Dengan kata lain, desainplenum elemen masih. memiliki marginoperasi sebesar 15% dari yang diijinkan.Perlu diketahui bahwa penerapan batas atastekanan gas di dalam elemen tersebutdimaksudkan agar kelongsong masih dapat

. mempertahankan integritasnya apabilakecelakaan hipotesis (LOCA) terjadi.

SIMPULAN DAN SARAN

Berdasarkan hasil evaluasi di atassecara umum dapat disimpulkan bahwaelemen bakar (UO2) dan elemen penyerap(U02-Gd203) yang akan digunakan KSN-1000 teiah memenuhi kriteria keselamatan

' kinerja termo-mekanikal untuk operasi normalkondisi mantap dengan margin operasi yangcukup, yaitu sebesar 16 % dari temperaturmaksimum pelet yang diijinkan, 60 % dari

• tegangan membran primer maksimumkelongsong yang diijinkan, 49 % dari rentangregangan maksimum kelongsong yangdiijinkan, 18% dari tebal zirkonium oksidamaksimum yang diijinkan, 41% darikonsentrasi hydrogen uptake maksimumyang diijinkan, dan 15% dari tekanan dalamgas maksimum yang diijinkan.

Untuk menilai keselamatan kinerjasecara lengkap masih banyak hal-hal yangperlu dilakukan seperti evaluasi terhadapkelelahan (fatik), operasi transient (abnormal)maupun kondisi kecelakaan. Motode untukmelakukan evaluasi . tersebut akandikembangkan di masa mendatang. Selain

.. itu, metode yang digunakan di dalamevaluasi ini perlu dibakukan melalui kegiatanverifikasi untuk menunjang tugas pokokPEBN seperti uji iradiasi elemen bakareksperimental untuk reaktor daya di dalamteras RSG-GAS.

81

Prosiding Presenlasi llmiah DaurBahan Bakar Nuklir IVPEBN-BATAN Jakarta, 1-2 Desember 1998

ISSN 1410-1998

Tabel 4 : Hasii evaluasi keselamatan kinerja elemen bakar dan elemen penyerapKSN - 1000 pada operasi normal kondisi mantap

PARAMETER

Kanal Rata-Rata Teras1. Daya Nominal (176,86 W/cm)• Temperatur pusat pelet (oC)• Tegangan membran primer

kelongsong (MPa)• Rentang regangan kelongsong

(%)" Tebal kelongsong yang teroksi-

dasi (mikron) •• Hydrogen Uptake (ppm)• Tekanan dalam gas (MPa)2. Daya Lebih (205,17 W/cm)• Temperatur pusat pelet (oC)• Tegangan membrati primer

kelongsong (MPa)" Rentang regangan kelongsong

(%)• Tebal kelongsong yang teroksi-

dasi (mikron)• Hydrogen Uptake (ppm)* Tekanan dalam gas (MPa)

Kanal Terpanas Teras1. Daya Nominal (176,86 W/cm)" Temperatur pusat pelet (oC)• Tegangan membran primer

kelongsong (MPa)" Rentang regangan kelongsong


dasi (mikron) •• Hydrogen Uptake (ppm)• Tekanan dalam gas (MPa)2. Daya Lebih (205,17 W/cm)" Temperatur pusat pelet (oC)* Tegangan membran pnmer

kelongsong (MPa)• Rentang regangan kelongsong


dasi (mikron)• Hydrogen Uptake (ppm)• Tekanan dalam gas (MPa)

ELEMEN BAKAR

NILAI

1072,9

63,2

0,37

41,62283,610,2

1181,5

6 2 , 2 •••

0,38

35,93244,84

10,5

1766,6 "

55,3

0,50

52,06354,71

11,4

2031,1

52,9

0,49

44,98306,513,2

(UOa)BATAS

2640,0

160,0

1,0

63,5600,015,5

2640,0

160,0

1,0

63,5600,015,5

2640,0

160,0

1,0

63,5600,015,5

2640,0

160,0

1,0

63,5600,015,5

RASIO

0,41

0,40

0,37

0,660,47.0,67

0,45

0,39

0,38

0,570,410,68

0,67

0,35

0,50

0,820,590,74

0,77

0,33

0,49

0,710,510,85

ELEMEN PENYERAP(UO2 - Gcl2O3)

NILAI

1097,8

63,5

0,38

41,63283,7

9,9

1211,1

62,5

0,38

35,94244,93

10,1

1825,6

55,8

0,51

52,09354,91

11,2

2119,7

53,6

0,49

44,99306,56

13,1

BATAS

2528,0

160.0

1,0

63,5600,015,5

2528,0

160,0

1,0

63,5600,015,5

2528,0

160,0

1,0

63,5600,015,5

2528,0

160,0

1,0

63,5600,015,5

RASIO

0,43

0,40

0,38

• 0,660,470,64

0,48

0,39

0,38

0,570,410,65

0,72

0,35

0,51

0,820,590,72

0,84

0,34

0,49

0,710,510,85

82


PUSTAKA

[1]. DONG SOO, S, Komunikasi Pribadi,Korea Power Electric Company

[2]. HOON KYU, L, Komunikasi Pribadi,Korea Nuclear Fuel Company

[3]. HERUTOMO, B, Program Komputeruntuk Evaluasi Kinerja Termo-MekanikaElemen Bakar Eksperimental ReaktorDaya - Suatu Pengembangan Awal,Lokakarya Komputasi Dalam Sain danTeknologi Nuklir, Jakarta, 24 - 25Februari 1998

[4]. HERUTOMO, B, Evaluasi RancanganPlenum Elemen Bakar PWR, ProsidingPresentasi lliniah Daur Bahan BakarNuklir III, Jakarta, 4 - 5 Nov. 1997, ISSN1410-1998

[5]. TONG, L.S., WEISMAN, J, ThermalAnalysis of Pressurized Water Reactors, American Nuclear Society, SecondEdition, January 1979.

[6]. WEISMAN, J, Elements of NuclearReactors Design, Elsevier ScientificPublishing Company, 1977

[7]. ROGERS, B.N. et.al., Licensing TopicalReport BWR/6 Fuel Design, NEDO-20948, General Electric, December1975

[8]. LAHEY: R.T. Jr., MOODY, F.J., TheThermal Hydrolics of A Boiling WaterNuclear Reactors, American NuclearSociety, 1989

[9]. WALTAR, A.E., REYNOLDS, A.B., FastBreeder Reactors, Pergamon Press.,1980

[10]. USNRC, Standard Review Plan,Chapter 4.2. Fuel Systern Design,NUREG-0800, Rev.2, July 1981

[11]. NOTLEY, M.J.F..ELESIM : A ComputerCode for Predicting The Performance ofNuclear Fuols Elements, NuclearTechnology Vol. 44, August 1979

[12]. CAMPBELL, F.R. et.al., In-ReactorMeasurement of Fuel-To-Sheath HeatTransfer Coefficients Between UO2 andStainless Steel, AECL-5400, May 1977

[13]. BEYER, et.al., GAPCON Thermal-2 : AComputer Program for Calculating theThermal Behavior of an Oxide Fuel Rod,BATTELLE - Pacific NorthwestLaboratories, Richland, Washington99356, Nov. 1975

[14]. STEMLE, H., et.al., External Corrosionof Ciadding in PWRs, Nucl. Eng. Des.,33 (1975), 155 - 169, North-HolandPublishing Company.

LAMPIRAN 1 : SIFAT-SIFAT TERMO-MEKANIKAL MATERIAL ELEMEN BAKAR

1. PELET SINTER URANIUM DIOKSIDA- U O 2

. KONDUKTIVITAS PANAS - BTU/HR FTOi-

T = temperatur bahan bakar (°R), F = derajatbakar, fission/cm2, Ao = 0.116, Bo = 1.88E-4,a = fraksi kosong (porositas), |3 = 0.5 untuk

Puo2>90%DT.

• KOEFISIEN EKSPANSI PANAS -ARAH RADIAL

2.581£-9(7-T0)2 +1.14£-13(7T-:r0)3

T = temperatur bahan bakar (°C),

To = temperatur feferensi ( 20 °C).

2. KELONGSONG ZIRKALOI-4

• KONDUKTIVITAS PANAS - W/M K

kZry-4 = 7 - 5 1 +2.09E-2-T ~

\A5E-5-T2 + 7 . 6 7 E-9-T3

T = temperatur kelongsong (°K)

• MODULUS ELASTISITAS YOUNG -N/M2

T = temperatur kelongsong (°K)

• KOEFISIEN EKSPANSI PANAS -ARAH RADIAL

1.9236E-S(T-Tof -6A619E-\2{T-T0J

T = temperatur kelongsong (K), To

temperatur referensi (293 K)

83

Prosiding Presentssi llmiah Daur Bahan Bakar Nuklir IVPEBN-BATAN Jakarta, 1-2 Desember 1998

ISSN 1410-1998

TANYAJAWAB

Utaja

• Mohon dijelaskan metode untukmenentukan regangan-tegangan padabahan bakar.

• Berapa laju alir yang digunakan dalampenelitian Saudara.

Bambang Herutomo• Regangan-tegangan yang terjadi pada

kelongsong bahan bakar dihitungberdasarkan persamaan konstitutifdinding tebal (Lihat persamaan 3).

• Model perhitungan yang disajikan tidakmemperhitungkan pengaruh aliranpendingin. Hal ini disebabkan datatemperatur permukaan luar kelongsongdan daya linier untuk kondisi maksimumsudah diberikan oleh KEPCO.

Endiah Puji Hastuti• Asumsi apa yang digunakan pada

analisis kondisi terberat.• Mohon dijelaskan pemodelan

perhitungan yang dilakukan.• Mengapa daya linier pada kanal rerata

dan kanal terpanas sama besar.

Bambang Herutomo• Asumsi yang digunakan pada analisis

kondisi terberat adalah harga temperaturpermukaan kelcngsong dan daya liniertertinggi (maksimum). Berdasarkanasumsi tersebut, hasil-hasil konssrvatifakan diperoleh sehingga maksudevaluasi untuk menilai keselamatankinerja termohidrolika elemen bakar akantercapai.

• Model yang digunakan adalah modelempiris yang telah diaplikasikan secaraluas dalam ciisain dan analisis elemenbakar. Oleh karana adanya ketarkaitanantara parameter satu dengan parameterlainnya, maka model-model tersebutdiselesaikan secara simultan denganbantuan komputer.

• untuk mendapatkan hasil yangkonservatif, maka daya linier yangdigunakan adalah nilai maksimum didalam kanal yang ditinjau, kemudiandiaplikasikan untuk sepanjang kanal(uniform).

84

ISSN 1410-1998

ID0200010Prosiding Presentasi llrniah Daur Bahan Bakar Nuklir IV


PENGGUNAAN METODE LOGARITMA DAN METODE WAKTU 1/2 PULSAPANAS MAKSIMUM PADA PENENTUAN DIFUSIVITAS PANAS SUATU

BAHAN BAKAR NUKLIR PASCA IRRADIASI

Yusuf Nampira*, Kazuyuki Abe*** Pusat Elemen Bakar Nuklir - B.ATAN** Oarai Engineering Center-PNC

ABSTRAK

PENGGUNAAN METODE LOGARITMA DAN METODE WAKTU 1/2 PULSA PANASMAKSIMUM PADA PENENTUAN DIFUSIVITAS PANAS BAHAN BAKAR NUKLIR PASCAIRRADIASI. Penentuan difusivitas panas bahan bakar nuklir keramik pada temperatur tinggimenggunakan teknik lucutan laser. Dasar penentuan ialah pengamatan rambatan pulsa panas.Penghitungan difusivitas panas dari data rambatan pulsa panas dapat dilakukan dengan metodewaktu 1/2 pulsa panas maksimum (ti#) atau menggunakan metode logaritma. Metode ti#digunakan pada pengukuran cuplikan berbentuk bundardan diperlukan koreksi kehilangan panas,sedangkan pada penggunaan metode logaritma keadaan tersebut tidak dipersyaratkan. Bahanbakar irradiasi mengalami beberapa keadaan selama reaksi inti berlangsung yang mengakibatkantimbulnya gangguan pada hasil pengamatan pulsa panas, Penghitungan difusivitas panasmenggunakan kedua metode tersebut memberikan pola hubungan difusivitas panas terhadaptemperatur pada pengukuran bahan bakar MOX. Metode logaritma lebih peka terhadappenyimpangan pulsa panas dari pada metode U12, maka pada penghitungan difusivitas panasbahan bakar pasca irradiasi penggunaan metode ti/2akan memberikan hasil yang lebih tepat.

ABSTRACT

THE APPUCATION OF LOGARITHMIC METHOD AND HALF HEAT MAXIMUM TIMEMETHOD ON THEIRRADIATED NUCLEAR FUEL THERMAL DIFFUSIVITY. Thenval diffusivitymeasurement of ceramic nuclear can b& determined by laser flash technique. This method isbased on heat pulse hystory data. The calculation in thermal diffusivity detenvination can be doneby half maximum heat pulse time (Un) and logarithmic methods. Half maximum heat pulse timemethod ias appiied for the measurement of sample of regular form, in wich correction on heat lossis necessary. Logarithmic methon on the other hand, needs no such correction and can be usedunrestrictively. During irradiation, nucleus reaction takes place in the nuclear fuel and result inthe heat pulse disturbance. Calculation of heat diffusivity by those two methods may allow thepatiem of the realation between heat diffusivity and the temperature to be drawn for MOX fuel.Catculation by logarithmic method shows more sensitive to heat pulse deviation than that by halfmaximum heat pulse time method, so the latermethod more accurate result for the maximum willgive rnore accurate result for the determination of the heat diffusivity ofirradiated nuclear fuel.

PENDAHULUAN

Data sifat termofisika bahan bakarnuklir merupakan salah satu informasi unjukkerja yang diperlukan dalam mendesainelemen bakar nuklir. Sifat termofisika yangdiperlukan tersebut diantaranya daya hantarpanas bahan bakar, dan juga perubahan nilaidaya hantar panas bahan bakar pascairradiasi yang telah mengalami perubahanfisik maupun bahan kandungannya sebagaihasil reaksi inti dan pengaruh temperaturhasil reaksi tersebut'1'2'31. Daya hantarpanas ini dapat diukur melalui pengukurandifusivitas panas bahan yang bersangkutan.Pengukuran difusivitas panas suatu bahandapat dilakukan menggunakan metode statikatau metode dinamik. Pada penelitian inidigunakan metode dinamik dengan tekniklucutan laser, sebab penyiapan bahan uji

dengan teknik ini lebih mudah dan jugamembutuhkan volume cuplikan yang lebihkecil bila dibandingkan menggunakanmetode statik dengan pemberian sumberpanas permukaan.

Teknik lucutan laser seringdigunakan pada pengukuran difusivitaspanas bahan keramik pada temperaturtinggi [4'6). Pulsa energi yang diserap padasatu permukaan sampel yang tipis akandapat mencapai pada permukaan sebaliknya,perambatan energi ini berhubungan dengandifusivitas panas cuplikan. Difusivitas panascuplikan didapat dari pengolahan dataperubahan energi panas yang dideteksi padapermukaan belakang cuplikan. Pengolahandata ini dapat dilakukan menggunakanmetode waktu setengah panas maksimum(t1/2), penentuan harga ini ditunjukkan dalam

85

Prosiding Presentasi llmiah Daur Bahan Bakar NuklirlVPEBN-BATAN Jakarta, 1-2 Desember 1998

ISSN 1410-1998

Gambar 1, bila dengan pengukuran cuplikansetebal L (m) dengan waktu setengah (detik),maka akan diperoleh harga difusivitas panascuplikan sebagai yang ditunjukkan dalampersamaan :

In (t1" (9/emaks)) = In -L2/4cx.t (3)

= Y (L2I4n. t1/2) (1)

Y adalah suatu tetapan yang berhubungandengan koreksi kehilangan panas.Penggunaan metode pengolahan data inimempunyai persyaratan bahwa bentukcuplikan yang diukur harus berbentuk bundarberaturan. Pengamatan perambatan panaspermukaan cuplikan yang disebabkan olehdifusi energi yang bersumber dari hcutanlaser, pada pengukuran ini terkadang pulsapanas maksimum tidak dicapai, sehinggadalam penghitungan nilai difusivitas panasperlu dilakukan koreksi kehilangan panas'7'.

Dari persamaan tersebut akan diperolehharga difusivitas panas dari derajatkemiringan hubungan linier antara (In(t1'2(9/emaks)) dengan 1/t sebagai yangditunjukkan dalam persamaan di atas.

CARA KERJA

Bahan yang digunakanSebagai bahan uji adalah bahan bakarcampuran uranium-plutonium oksida (MOX).Bahan bakar sebelum irradiasi mempunyaikandungan PuO2 20% berat, O/M =2,0.Sedang bahan bakar (MOX) pasca irradiasiyang digunakan sebagai bahan uji adalahbahan bakar di atas yang telah mengalamipembakaran 19 GWd/t dan 35 GWd/t.

y

_ 1H'Tll. 1 K.¥i\

BB•

11T

ffei '

r lC&m , B. Ekllro*>i\rm'— P- Penurni3-t]\ 0. PeoywiK» cupHkm- | H. Pcllnduni redUri

11 1. Brf-noJI'. " ' n ). Airpradtajln

Gambar2. Bentuk dalam ruang pengukuran

GambaM. Perambatan pulsa panas

Yoichi Takahashi'51 mengembangkanmetode pengolahan data pulsa panas gunamenentukan difusivitas panas suatu bahan.Dasar metode ini adalah suatu penyelesaianpersamaan termal difusi satu dimensi dalamtebal bahan 0<z<L, yang ditunjukkan denganpersamaan :

s9(z,s)= a d20(z,s) / dz2

Penyelesaian persamaan tersebut melaluitrasformasi Laplace, yang menyatakanhubungan antara waktu (t detik), ketebalancuplikan (L m), pulsa panas (G) dengandifusivitas bahan yang diuji (a m2/dt),hubungan tersebut dinyatakan dalampersamaan

e/9maks

= 2 t)1'2 exp(-L2/47tt) (2)

persamaan eksponensial tersebut dapatdiubah menjadi persamaan linear di bawahini:

Cara kerja

Cuplikan tipis bahan bakar (sekitar 1 mm)yang digunakan sebagai bahan ujiditempatkan pada penyangga cuplikan(Gambar 2), pengukuran dilakukan dalamatmosfer helium. Temperatur pengukurandiatur melalui pengaturan temperaturpemanas, kemudian pada pusat cuplikanditembak dengan berkas sinar laser dandilakukan pengamatan perubahan pulsapanas dari awal penyinaran hinggamencapai pulsa panas pada bagianpermukaan lain cuplikan menggunakanperiskop. Temperatur pengukuran diantara500 hingga 1500°C. Data laju pulsa panasyang diperoleh berupa data analog yangkemudian diubah menjadi suatu data digitalmenggunakan program Flexi Trace danperhitungan difusivitas panas dilakukanmenggunakan program Microsoft Excel.

HASIL dan BAHASAN

86

ISSN 1410-1998 Prosiding Presentasi llmiah Daur Bahan Bakar Nuklir IVPEBN-BATAN Jakarta, 1-2 Desember1998

Perhitungan difusivitas panasmenggunakan metode t1/2 guna mengolahdata laju pulsa panas seperti yangditunjukkan dalam persamaan (1), ditinjaudari beban kesalahan yang timbul padapenentuan harga t1/2 adalah :

da = YL2/4TI {dt1/2/(t1/2)2}1/2= YL 2 /

dimana dt1/2 = 1/2(d8o

•t

•IJ

?

r• u

1

% , •

\ \

• \ ^

Gambar 3. Hubungan antara ln(t1/2x0/0maks)terhadap 1/t

Sedangkan pada penghitungan menggu-nakan metode logaritma berdasarkan padasejumlah data waktu dan pulsa panas(9t/0maks) yang didapatkan dari dataperambatan panas, oleh sebab itupergeseran nilai 9 akan mempengaruhi hargaderajat kemiringan hubungan linier antaraln(t1/2 x 0/9maks) dengan 1/t ditunjukkan dalamGambar 3. Hal tersebut memberikan besarderajat penyimpangan sebagaimanaditunjukkan dalam Tabel 1. Keadaan inimenunjukkan bahwa penghitungan hargadifusivitas panas menggunakan metodelogaritma lebih peka dibandingkan denganmetcde t-i/2. \.

Hasil pengamatan rambatan pulsapanas dalam bahan bakar segarmengandung gangguan gelombang panasyang tidak mengganggu linieritas hubungandi atas sehingga penghitungan difusivitaspanas menggunakan metode logaritmamemberikan nilai yang relatif sama terhadapnilai yang dihasilkan dari perhitunganmenggunakan metode t1/2 (Gambar 4).Kenaikan temperatur menyebabkanpenurunan harga difusivitas panas, hal inidisebabkan oleh terjadinya tahanan panasyang diasumsikan ierjadinya peristiwakerusakan fonon dan hamburan fonon,disamping itu akan menaikkan serapanradiasi oleh batas butir dan carrier bebas.Difusivitas panas bahan bakar MOX segar

yang diukur pada temperatur antara 500sampai 1400°C yang dihitung menggunakankedua metode di atas memberikankecenderungan yang sama. Hargadifusivitas panas bahan bakar MOX hasilpengukuran pada temperatur dibawah 900°Cmemberikan harga yang lebih rendah darihasil pengukuran R.L.Gibby (Gambar 5), halini disebabkan oleh perbedaan porositas daribahan yang diuji. Sedangkan padapengukuran diatas temperatur 1000 °C terjadipenyusunan kembali dan pemadatansehingga hasil pengukuran yang dilakukanmemberikan harga yang sama.

Pada bahan bakar pasca irradiasimengandung beberapa keadaan yang padatemperatur tinggi akan mengalamipenyusunan kembali diantaranyaperpindahan pori karena terjadinyaperpindahan gas dalam bahan selamapengujian pada temperatur tinggi. Hal inimenimbulkan gangguan gelombang padapulsa panas yang diamati (Gambar 4).Keadaan tersebut akan mempengaruhi padakelinieran hubungan In (t1/2x0/9maks) terhadap1/t yang akhirnya akan memberikanpenyimpangan yang lebih besar pada hargadifusivitas panas bahan uji. Sedangpenghitungan difusivitas panas menggu-nakan mstode t1/2 yang mempunyaikepekaan rendah terhadap gangguangelombang pada pulsa panas, makagangguan tersebut memberikan penyim-pangan harga difusivitas yang lebih kecil(Tabel 2). Kedua metode tersebutmemberikan poia hubungan antara hargadifusivitas terhadap temperatur yang sama(Gambar 5).

SIMPULAN

Dari keadaan tersebut diatas makadapat simpulkan bahwa metode waktu Vzpulsa panas maksimum dan metodelogaritma dapat digunakan untuk perhitungandifusivitas panas bahan bakar segar.Perhitungan difusivitas panas menggunakanmetode logaritma lebih peka terhadap nilaipulsa panas dari pada metode t1/2,sedangkan perambatan pulsa panas padabahan bakar pasca irradiasi yang mempunyaigangguan gelombang panas, oleh sebab itupenghitungan difusivitas panas bahan bakarpasca irradiasi akan memberikan hasil yanglebih tepat bila menggunakan metode waktuVz pulsa panas maksimum.

87

Prosiding Presentasi llmiah Daur Bahan Bakar Nuklir IVPEBN-BATAN Jakarta, 1-2 Desember 199%

ISSN 1410-1998

PUSTAKA

[1]. MARTIN, D.G., A Re-Appraisal of TheThermal Conductivity of U02 and Mixed(U,Pu) Oxide Fuel, Journal of NuclearMaterials 110 , 73-94, North HollandPublishing Company, 1982

[2]. GIBBY.R.L, L LEIBOFITZ, J.E. KERRISK,D.G.CLITTON, Analyticai Expressions forUranium Plutonium Oxide, HanfordEngineering Development Laboratory,1973.

[3]. HURLEY, G.F. and J.M. BUNCH,Swelling and Thermal Diffusivity Changesin Neutron-lrradiation, Cheramic Bulletin,vol.54, no. 4, 1980

[4]. CARSLAW.H.S. and J.C. TAEGER,Conductivity of Heat in Solids, OxfordUniversity Press, New York

[5]. TAKAHASHI, Y., K. YAMAMOTO,TETSUO 0., Advantages LogarithmicMethod - A New Method for DeterminingThermal Diffusivity in The Laser FlashTechnique, Netsu Sokutei 15(3), 103-109, 1998

[6]. CAPE.J.A. and G.W. LEHMAN,Temperature and Finite Pulse-TimeEffects in The Flash Method forMeasuring Thermal Diffusivity, Journal ofApplied Physics, Vol.34, no. 7, 1963

[7J.HECKMAN, R.C., FinitePulse-Time andHeat Loss Effects in Pulsa ThermalDiffusivity Measurement, JournalApplication Physics, Vol. 44, No.4,1973.

TANYA JAWAB

Suwardi• Mohon dijelaskan laju pengumpulan data

eksperimen dan jumlah setiappenentuan, D.

• Perhitungan penentuan Y (koreksikehilangan energi).

Yusuf Nampira• Laju pengumpulan data sekitar 0,3 detik

dan setiap satu steady state temperaturdilakukan 5 kali pengukuran.

• Perhitungan penentuan Y (tetapan yangberhubungan dengan koreksi kehilanganpanas), harga tersebut diambil dari tabelperhitungan yang dilakukan oleh R.CHeckman'71 yang nilainya didasarkanpada perbandingan pulsa, panaspengukuran dan waktu yaitu 3 Wz, 4t'/2hingga 10 t'/2.

Utaja• Mengapa dalam pengukuran suhu tidak

digunakan termokopel.• Pengaruh intensitas fluks laser terhadap

hasil pengukuran.

Yusuf Nampira• Termokope! tidak mampu mengamati

perubahan temperatur yang kecil dalamwaktu singkat (sekitar 0,003 detik). Disamping itu, dalam mengamati suhu,termokopel harus kontak dengancuplikan sehingga terjadi penurunansuhu akibat penembakan laser.

• Fluks laser sebagai sumber lucutan tidakdapat diatur sehingga pengaruhnyaterhadap hasil pengukuran tidak dapatdiketahui.

R. Didiek Herhady• Pada penentuan difusivitas panas pada

bahan bakar pasca iradiasi dilakukanpemilihan metoda. Mohon dijelaskankelebihan atau kekurangan metoda yangdipilih. Apa ada metoda altematif lainuntuk menentukan difusivitas panaspasca iradiasi yang lebih diunggulkan.

Yusuf Nampira• Penentuan difusivitas panas pada bahan

bakar dapat dilakukan denganmenggunakan metoda dinamik danmetoda statik. Pada metoda statik,penyiapan cuplikan sangat rumit apabiladiterapkan pada bahan bakar denganaktivitas tinggi. Pada metoda dinamik,penyiapan sampel mudah dilakukan yaitudengan membuat sampel tipis dari bahanuji. Metoda logaritma merupakan metodaperhitungan difusivitas panas yang lebihtepat, karena melalui pengolahan datayang lebih banyak dari perhitungandengan metoda Wz. Kelemahan metodalogaritma adalah adanya gangguangelombang panas pada pengujian bahanbakar pasca iradiasi yang menyebabkangangguan kelinieran hubungan antara{In (t'/2. 0/emaks)} dengan 1/t. Hal inimenyebabkan ketidaktepatan per-hitungan dengan metoda logaritmatersebut. Sedangkan perhitungan denganmetoda Wz, gangguan gelombang panastersebut tidak berpengaruh sehinggaperhitungan difusivitas panas bahanbakar pasca iradiasi akan lebih tepatapabila menggunakan metoda Wz.

88

ISSN 1410-1998 Prosiding Presentasi llmiah Daur Bahan Bakar Nuklir IVPEBN-BATAN Jakaria, 1-2 Desember 1998

b '

l '

l ' . ••••• .

Perambatan panas dan hubungan 1/t tcrhadap Inpcngukuran a: 636 'C dan b: 1427°C

i bahan bakar scgar MOX pada tcmpcratur

3 . "• ' 3

.Perambaun panas dan hubungan antara Ut terhadap ln t"J(6/6m,kl) dari bahan bakar terirradiasi (BU 19GWd/t), pada temperatur pengukuran a: 603"C dan b:14126C

Gambar 4. Perambatan panas dan hubungan antara ln t'/j (9/0maks) terhadap 1/t dari bahan

bakarMOX {UO2(0,8)PuO2(0,2)}

89


ISSN 1410-1998

ik 3

0)• oC\j 0.025<

O 0.02

(0C 0.015COO.(/) 0.01

. 2 0.005

o

• R.L.Gibby (pemanasan)

BR.L.Gibby (pendinginan)

APengukuran (logaritma)

XPengukuran (waktu 1/2)

^ " " " ^ 1 ^ ^ . "

200 400 600 S00 1000 1200 1400 1600 18

Temperatur derajat Celsius

00

Gambar 5. Pengaruh temperatur terhadap difusifitas panas M0X

0.014

0.012

0.01

0.003

0.006

0.004

0.002

ABB segar (logaritma)XBBsegar(waktu 1/2)XBU 19 GWd/t (logaritma)• BU19GWd/t(waktu1/2)+ BU 35 GWd/t (logaritma)-BU35GWd/t(waktu1/2)

temperatur (derajat Celsius)

Gambar 6. Difusifitas panas bahanbakar M0X pasca irradiasi

90


Tabel 1. Pengaruh kesalahan penetapan harga pulsa panas maksimum terhadap

penyimpangan harga difusivitas panas

Kesalahan

9maks

+0,01

-0,01

+0,002

penyimpangan

Waktu 1/2

0,22

0,22

0,15

difusivitas panas

Logaritma

0,32

1,33

0,144

Tabel 2. Difusifitas panas bahan bakar MOX

Metode

Waktu 1/2

Logaritma

Temperatur

(°C)

600

800

1000

1400

600

800

1000

1400

Bahan bakar segar

D.Panas

(cm2/dt)

0,00951

0,00837

0,00763

0,00644

0,00922

0,00795

0,00718

0,00646

deviasi

%

3,63

3,40

4,58

3,63

6,70

4,43

1,49

5,04

Bu 19GWd/t

D.panas

(cm2/dt)

0,0105

0,00904

0,00782

0,00675

0,0127

0,00976

0,00854

0,00769

deviasi

%

3,85

5,38

3,93

3,60

3,84

4,67

8,21

8,43

Bu 35 GWd/t

D.Panas

(cm2/dt)

0,0108

0,00955

0,00827

0,00660

0,0102

0,0101

0,00830

0,00867

Deviasi

%

5,60

5,61

5,04

3,68

8,76

7,67

9,17

4,51

91

MAKALAH BIASA

KELOMFOK B :

TEKNOLOGI ELEMEN BAKAR NUKLIR

DAN BAHAN STRUKTUR

ISSN 1410-1998ID0200011


INVENTARISASI SEKTOR POTENSIAL U DAERAH MENTAWABARAT KALIMANTAN TENGAH.

TAHAPAN PROSPEKSI SISTEMATIK

Ngadenin, Tugijo, Boman, H. Suwardi, Fx. Sudjiman, Rahmat IswantoPusat Pengembangan Bahan Galian Nuklir - BATAN

ABSTRAK

INVENTARISASI SEKTOR POTENSIAL U DAERAH MENTAWA BARAT KALIMANTANTENGAH TAHAPAN PROSPEKSI SISTEMATIK. Di hulu sungai Mentawa terdapat daerahpotensial U seluas 6 km2 yang mengandung anomali geokimia batuan pada lokasi tertentusebesar 157-3855 ppm U. Tujuan penelitian ini adalah untuk mendapatkan informasi geologidan radiometri permukaan secara lengkap. Untuk mencapai tujuan tersebut dilakukan prospeksigeologi dan radiometri dengan menggunakan peta dasar 1 : 2000. Litologi daerah penelitianterdiri dari batuan filit, metalanau, terobosan tonalit dan terobosan granit yang tidak terpetakan.Struktur geologi yang berkembang terdiri atas suatu lipatan dengan sumbu North West - SouthEast (NW-SE) menunjam ke NW serta sesar-sesar berarah South West- North East (SW-NE);West-East (W-E); North North West - South South East (NNW-SSE). Pengukuran radiometripada tanah mengambil spasi 20m x 20m, sedangkan pengukuran pada singkapan denganspasi 50cm x 50 cm. Anomali-anomali radiometri berupa fraktur berarah West Norlh West -East South East (WNW - ESE) terdapat pada metalanau yang diterobos oleh granit.Mineralisasi U terdiri atas uraninit dan gummit yang berasosiasi dengan turmalin, kuarsa,kalkopirit, pirit dan hematit.

ABSTRACT

INVENTORY OF U POTENTIAL SECTOR WEST MENTAWA AREA IN THE CENTRAL OFKALIMANTAN. PROSPECTING SYSTEMATtC STAGE. Six square kilometer potential Usector has been found at the upward of Mentawa river in which its geochemical anomaly isabout 157 - 3855 ppm U, at certain lccations. The aim of this study is to obtain the surfacegeological and radiometric information at a scale of 1: 2000. Lithologically the sector consists ofmetasedimentary rock i.e. phyllite, metasiltstone, which is intruded by tonalite and granite.Stmcturally the area was developed by a fold with an axis NW-SE plunging to NW and somefaults which their orientations are SW-NE, W-E, NNW-SSE. Radiometric measurement on soilis using 20m x 20m grid while the one on the outcrop is using 50cm x 50cm grid. Radiometricanomalies as the WNW-ESE fractures on metasittstone were intruded by granite. Uraniummineralization found in tliose zone consists of uraninite and gummite minerals associated withtou/maline, quartz, chalcopyrite, pyrite and hematite.

PENDAHULUAN

Latar Belakang

Penelitian ini dilatar belakangi olehtemuan tim prospeksi detil PPBGN - BATAN1994 berupa daerah potensial U pada batuanmetasedimen seluas 6 km2. Daerah potensialU tersebut didasarkan atas daerah overlapingantara daerah anomali radiometri singkapanbatuan (1000 - 15.000 c/s) dan daerahanomali kadar U mobil lumpur geokimia(1,85-3,92 ppm) serta daerah anomali kadarU mobil mineral berat (56,23 - 746 ppm)[RAMADANUS, dkk., 1995]

Karakteristik dan penyebaran lateralmineralisasi U belum dikstahui dengan pastisehingga dilakukan prospeksi sistematik

dengan tujuan untuk mengetahui karakteristikdan penyebaran lateral mineralisasi U.

Hipotesa

Mineralisasi U tipe vein pada batuanmetamorf terbentuk oleh adanya larutanhidrotermal yang mengandung U yangterbentuk oleh proses metamorfosa regional.Oleh adanya intrusi-intrusi yang bersifatgranitik larutan tersebut akan terdistribusi kedalam fraktur-fraktur terbuka yang telahtersedia sebelumnya.

Kelurusan N-S maupun SW-NE yangberkembang di daerah penelitian berpotensimenghadirkan fraktur-fraktur terbuka berarahWNW-ESE atau WSW-ENE yang potensialsebagai perangkap mineralisasi U.

93

Prosiding Presentasi llmiah Daur Bahan Bakar Nuklir IVPEBN-BATAN Jakarta, 1-2 Desember 1998 ISSN 1410-1998

Tujuan dan Sasaran

Tujuan penelitian ini adalah untukmendapatkan informasi geologi skala 1: 2000secara rinci, mengenali karakteristikmineralisasi U dan sebarannya dipermukaan, sedangkan sasarannya adalahmenentukan daerah favorabel U untukditindaklanjuti dengan penelitian bawahpermukaan.

Lokasi dan Luas Daerah

Daerah penelitian terletak di sungaiMentawa, merupakan HPH PT Sari BumiKusuma yang secara administratif termasukkawasan desa Tanjung Paku, KecamatanTumbang Manjul, Kabupaten Kota WaringinTimur, Kalimantan Tengah. Luas daerahpenelitian mencakup area seluas 0,9 km2,merupakan hutan primer yang dikelola PTSari Bumi Kusuma (Gambar 1).

TATA KERJA

Peralatan Kerja.

Peraiatan kerja terdiri atas peralatanpemetaan geologi (kompas, palu, loupe,topochaix, meteran, kamera), peralatandetektor sinar gamma (SPP2.NF).

Metodologi

Metoda yang digunakan adalahdengan pemetaan geologi dan pemetaanradiometri berskala 1 : 2000 pada daerahseluas 0,9 km2.

Pemetaan geologi dilakukan dengancara pengamatan singkapan di sepanjanglintasan sungai dan lintasan jaring-jaringsistematik berjarak 20 m x 20 m sertapembuatan kupasan pada lokasi anomalisingkapan terpilih.

Pemetaan radiometri yang dilakukanadalah pernetaan radiometri singkapan disepanjang lintasan sungai, pemetaanradiometri tanah di sepanjang lintasan jaring-jaring sistematik berjarak 20m x 20m ataudiperapat 10 m x 10 m serta pemetaanradiometri pada lokasi kupasan terpilih disepanjang lintasan jaring-jaring sistematikberjarak 0,5m x 0,5m atau 0,25 m x 0,25 m.

HASIL DAN BAHASAN

Morfologi

Merupakan perbukitan denganketinggian 300 - 650 meter di atas muka lautserta mempunyai kemiringan lereng 30°-50°.Pola aliran yang berkembang adalah polaaliran paralel, dicirikan oleh sungai yangmengalir searah jurus perlapisan batuan yaitusungai Mentawa, Lahung dan sungai Batangserta sungai yang mengalir berlawanandengan kemiringan perlapisan batuan yaitusungai Ano 39 dan sungai Ano 44 sertacabang-cabang kanan sungai Mentawa,Lahung maupun Batang. Sungai umumnyaberbentuk huruf V, dan dijumpainyabeberapa air terjun mencirikan stadiageomorfologi adalah muda menuju dewasa.

Litologi

Litologi daerah penelitian terdiri atasfilit, metalanau, terobosan tonalit danterobosan granit tak terpetakan.

Filit, lapuk berwarna kecoklatan,segar berwarna putih abu-abu foliasi, teksturlepidoblastlk, komposisi mineral terdiri ataskuarsa, felspar, mika (Tabel 2.). Radiometri150 - 200 c/s tidak dijumpai indikasi mineralradioaktif. Penyebaran batuan ini memanjangberarah MW - SE, menempati bagian SEseluas 10 % dari seluruh luas daerahpenelitian. Batuan ini mempakan lensa dalambatuan metalanau, secara regional termasukbatuan malihan Pinoh yang berumur Trias -Yura. [AMIRUDDIN DAN TRAIL D.S., 1987]

Metalanau, segar berwama abu-abu,lapuk abu-abu kecoklatan, berlapis hinggamasif, ukuran 0,10 - 0,20 mm komposisimineral terdiri atas kuarsa, biotit, turmalin,andalusit, apatit, monasit dan mineral opak(Tabel 2.). Di beberapa tempat batuan telahmengalami proses silisifikasi sebagai indikasiadanya proses hidrotermal. Radiometri 100 -200 c/s dengan kadar U total 4,89 - 10,62ppm. Penyebaran batuan ini dari NW ke SE,mendominasi daerah penelitian seluas 80 %dari seluruh luas daerah penelitian. Secararegional batuan ini termasuk kedalam batuanmalihan Pinoh yang berumur Trias - Yura[AMIRUDDIN DAN TRAIL D.S., 1987].

Terobcsan Tonalit, segar ber/vamaabu-abu kehitaman, tekstur holokristalin,hipidiomorfik granular 0,25 mm - 4,50 mm,

94

ISSN 1410-1998 Prosiding Presentasi Itmiah Daur Bahan Bakar Nuklir IVPEBN-BATAN Jakarta, 1-2 Dcsember 1998

bentuk mineral euhedral-subhedral.Komposisi mineral terdiri atas kuarsa,plagioklas, biotit, hornblenda, apatit, sphene[RAMADANUS, DKK., 1995]. Radiometri 50 -75 c/s, tidak dijumpai mineral radioaktif.Batuan ini dijumpai menerobos batuanmetalanau di bagian SW daerah penelitian,menempati 10 % dari seluruh luas daerahpenelitian. Ditemukannya xenolith metalanaudi batuan tonalit ini membuktikan bahwabatuan ini merupakan batuan terobosan,secara regional batuan ini termasuk ke dalamtonalit Spauk yang berumur Kapur[AMIRUDDIN DAN TRAlL D.S., 1987].

Terobosan Granit, berupa granit,berwarna abu-abu kemerahan, teksturholokristalin, hipidiomorfik granular 0,1 mm -5 mm, bentuK mineral euhedral-subhedral.Komposisi mineral terdiri atas kuarsa,ortoklas, plagioklas, biotit, epidot, zirkon,monasit, apatit, klinozoisit dan mineral opak[RAMADANUS, DKK., 1995]. Sebagian biotitteralterasi menjadi muskovit, epidot, klorit,peninit dan serisit, sebagian felsparteralterasi menjadi serisit dan minerallempung.lndikasi radioaktif dijumpai padazirkon sebagai inti pleokroik halo pada biotitdan klorit. Radiometri 200 - 450 c/s dengankadar U total 3,8 - 9,25 ppm. Satuan initersingkap di permukaan dengan dimensisatu hingga sepuluh meter, menerobosmetalanau sebagai sill atau dike. Dengandimensi hanya satu hingga sepuluh metermaka satuan ini termasuk satuan batuanyang tidak terpetakan.

Struktur Geologi

Berdasarkan hasil pengolahan dataelemen tektonik yang terdiri atas elemenstruktur lipatan dan elemen struktur frakturasiserta didukung data kelurusan topografimaka diinterpretasikan bahwa strukturgeologi yang berkembang pada daerahpenelitian terdiri atas : lipatan dan sesar.

- Lipatan, stratifikasi (SO) secara umumberarah NW-SE miring 50° - 70° ke NE.dikontrol oleh sumbu lipatan menunjamkuat ke arah NW. Skistositss (S1) secaraumum berarah NW-SE subvertikal-vertikal ke NE. Dengan posisi sepertitersebut di atas maka secara strukturaldaerah penelitian merupakan sayapbagian NE dari suatu lipatan bersumbuNW-SE menunjam kuat ke NW.

[RUHLAND M. AND GROLIER J., 1976]Diaklas yang berkembang adalah diaklasdiagonal longitudinal dan transversalsedangkan yang berkembang baikadalah diaklas diagonal kanan.

- Sesar yang berkembang adalah := Sesar SW-NE., merupakan sesar

mendatar dekstral, di sungai Lahungdan di hulu sungai Batang sistemsesar ini berkembang menjadi sesarnormal.Sesar ini merupaka sistempembentuk fraktur terbuka berarahWNW-ESE.

= Sesar W-E, merupakan sesarmendatar dekstral, dibagian hulusungai Batang sesar ini berkembangmenjadi sesar normal.

= Sesar NNW-SSE, merupakan sesarnormal, berasal dari sesar mendatarsinistral yang berkembang menjadisesar normal. Diduga sesar iniberpasangan dengan sesar W-E.

Sintesis Tektonik

Diawali oleh gaya WSW-ENE batuansedimen terlipat membentuk lipatanbersumbu NW-SE. Dengan meningkatnyapanas dan tekanan akibat gaya tersebutmaka terjadi proses metamorfosa danmembentuk skistositas (S1) berarah NW-SE.Gaya bekerja terus menyebabkan batasplastisitas batuan terlampaui sehinggaterbentuk sesar SW-NE. Pada sistem sesarSW-NE ini terbentuk fraktur - fraktur terbukaberarah WNW-ESE yang sangat potensialsebagai perangkap mineralisasi U.

Tektonik yang kedua diawali olehgaya NW-SE maka terbentuk sesar- mendatarberpasangan W-E dan NNW-SSE. Akibatgaya gravitasi maka dibeberapa tempatkedua sistem tersebut berkembang menjadisesar normal.

Radiometri Singkapan Batuan

Pengukuran radiometri singkapandilakukan dengan detektor sinar gammaSPP2NF. Hasil pengukuran di lapangandihitung secara statistik menghasilkan hargarata-rata (M) 109 c/s, simpangan baku (S)105 c/s dan harga anomali (M+2S) 319 c/s.Berdasarkan harga tersebut maka diperoleh19 lokasi anomali radiometri singkapanseperti terlihat dalam Tabel 1. Dari 19 lokasianomali tersebut di atas dilakukanpengupasan pada 9 lokasi anomali terpilih

95

Prosiding Prssentasi Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir IVPEBN-BATAN Jakarta, 1-2 Desember 1998 ISSN 1410-1998

dengan tujuan untuk mengetahui penyebaranlateral mirreralisasi U dan proses geologiyang mengontrol mineralisasi tersebut.Lokasi tersebut adalah Ano G 12, 44A,44B.44 C, 123, 39, AT 15, 185, dan AnoBI19.

Radiometri Soil

Pengukuran radiometri soil dilakukanpada permukaan topografi dengan metodajaring-jaring sistematik berjarak 20m x 20mdengan arah sesuai arah mineralisasi U yaituN 120° E dan arah tegak lurusnya.

Di lokasi yang menunjukan radiometrisoil tinggi ((125 c/s) maka jarak tersebutdiperapat guna mengusut indikasimineralisasi U secara lateral, sehinggadidapatkan daerah favorabel yang definitif.

Pada daerah seluas 0,9 km2

dilakukan pengukuran sejumlah 2314 titikdengan harga radiometri berkisar antara 50 -150 c/s. Dari hasil perhitungan statistikdiperoleh harga rata-rata (M) 86,94 c/ssimpangan baku (S) 18,05 c/s, dan hargaanomali (M+2S) 123,84 c/s. Dari harga-hargatersebut kerr.udian dibuat peta kesamaanradiometri soiU !

Pada peta kesamaan radiometri soilterlihat anomali radiometri soil dijumpaisetempat-setempat berpola WNW-ESE,kecuali di sungai ano 44 anomali dijumpaisepanjang sungai memperlihatkan polaWNW-ESE dan SW-NE.

Mineralisasi Uranium

Pada pengamatan lapanganmineralisasi U diindikasikan oleh hargaradiometri singkapan yang berkisar antara750 - 15.000 c/s. Mineralisasi tersebutberasosiasi dengan turmalin kuarsa dansulfida mengisi fraktur WSW-ESE dijumpaisebagai urat pada metalanau denganketebalan milimetrik hingga sentimetrik.

Pada batuan metalanau tersebut, dibeberapa tempat dijumpai proses silifikasisebagai indikasi adanya proses hidrotermal.

Hasil analisis petrografi dari granittidak memperlihatkan adanya indikasimineraiisasi U sementara kadar U-nya relatifkecil (3,8 - 9,25 ppm).

Hasil analisis poles bijih secaraumum menunjukkan mineralisasi U berupauraninit dijumpai bersama hadimya kalkopirit,pirit dan hematit dengan paragenesakalkopirit-pirit-hematit-uraninit, dijumpaimineral U sekunder berupa gummit(Tabel 3.).

Merujuk bahwa mineralisasi Umengisi fraktur WNW - ESE dijumpai padametalanau yang diterobos oleh granitsementara pada metalanau terlihat indikasiproses hidrotermal sedangkan pada granittidak dijumpai indikasi mineralisasi U makadiduga mineralisasi U terbentuk oleh larutanhidrotermal akibat proses metamorfosaregional. Oleh adanya intrusi-intrusi bersifatgranitik, larutan hidrotermal tersebutterakumulasi kedalam fraktur-fraktur terbukaberarah WNW - ESE. [DAVID G.M andGEOFEREYW.M., 1978]

Zona Favorabel Uranium

Zona favorabel ditentukanberdasarkan hubungan antara lokasi anomalisingkapan dengan kontrol mineralisasi.Kontrol mineralisasi di daerah penetitianterdiri atas kontrol tektonik dan litologi.Fraktur terbuka berarah WNW-ESE sebagaisubsistem dari sistem sesar SW-NEmerupakan perangkap mineralisasi U danmetalanau sebagai batuan sumber sertaintrusi-intrusi bersifat granitik sebagaimobilisator.

Pada Gambar 2 te<"!ihat sungaiano 39 dan sungai ano 44 merupakankelurusan SW-NE. Kelurusan tersebutmerupakan sistem pembentuk psrangkapberarah WNW-ESE sehingga dianggapsebagai koridor mineralisasi U. Di kelurusansungai ano 39 terdapat tujuh lokasi anomalisingkapan sedangkan di kelurusan sungaiano 44 terdapst lima lokasi anomalisingkapan. Anomali-anomali tersebut berupafraktur terbuka berarah WNW-ESE yang tsrisimineralisasi U yang terdapat pada batuanmetalanau yang secara umum diterobos olehgranit.

Pada Gambar 4 terlihat penyebarananomali radiometri soil di sepanjang sungaiano 39 adalah setempat-setempat sementarapenyebaran anomali radiometri soil disepanjang sungai ano 44 membentuk suatuzona dengan pola penyebaran SW-NE.dengan panjang 500 mdan lebar 200 m.

96

ISSN 1410-1998 Prosiding Presentasi lltniah Daur Bahari Bakaf Nuklir IVPEBN-BATAN Jakarta, 1-2 Desember 1998

Dengan menggabungkan lokasi polapenyebaran anomali radiometri soil denganlokasi anomali radiometri singkapan makaakan diperoleh zona favorabe! U yangmempunyai pola penyebaran SW-NE denganpanjang 500 m dan lebar 200 m terletak disepanjang sungai ano 44.

SIMPULAN DAN SARAN.

1.

2.

3.

4.

Litologi daerah penelitian terdiri atas fillit,metalanau, terobosan tonalit danterobosan granit tak terpetakan .Mineralisasi U berupa uraninit dangummit yang berasosiasi denganturmalin, kuarsa, kalkopirit, pirit danhematit mengisi fraktur berarah WNW-ESE dijumpai pada metalanau yangditerobos o!eh granit. Diduga mineralisasiU terbentuk oleh larutan hidrotermal hasilmetamorfosa regional. Oleh adanyaintrusi-intrusi yang bersifat granitik larutantersebut terakumulasi dalam frakturWNW-ESE.Diperoleh zona favorabel U seluas0,1 km2 (panjang 500 m dan lebar 200 m)terletak disepanjang sungai ano 44.Disarankan dilakukan penelitian lanjutandengan metoda geofisika (Po/ar/sas/Terimbas) di lokasi bagian Tenggaradaerah penelitian seluas 0,2 km2 gunamengetahui ekstensi vertikal penyebaranbijih U. Disamping itu untuk mengetahuikelanjutan penyebaran bijih U secaralatera! disarankan dilakukan penelitianpada daerah sebeiah Titnur daerahpenelitian (sektor Mentawa Timur) karenasecara struktural daerah tersebutdimungkinkan berkembang sistem sesarSW-NE sebagai sistem pembentukwadah nruneralisasi U berarah WSW-

PUSTAKA

[1]. RAMADANUS dkk., InventarisasiSurr.berdaya Uranium Daerah MentawaKaiimantan Tengan Tahapan ProspeksiDetil, Pusat Pengembangan BahanGalian Nuklir- Batan, Jakarta. (1995)

12]. AMIRUDDIN DAN TRAIL D.S., PetaCeologi Lembar NangapinohKalimantan Skala 1:250.000 PusatPenelitian dan Pengembangan Geologi,Bandung. (1987).

[3]. RUHLAND M. AND GROLIER J.Elements cfe Tectonique Analitique,Masson, Paris, New York, BarcelonaMilan(1976).

[4J. DAVID G.M and GEOFEREY W.M.,Geological Characteristics ofEnvironments Favorable, Bendix FieldEngineering Corporation, GrandJunction, Colorado. (1978)

TANYA JAWAB

Kosim Affandi -• Hasil analisis batuan bermineralisasi

memperlihatkan kandungan U totalmencapai 9.759 ppm. Apakah angkatersebut merupakan kadar rerata darisampel yang dikumpulkan atau kisarankandungan dari beberapa sampel.

• Dari zona favorable U seluas 0,1 km2,berapa perkiraan cadangan geologi U.

Tugijo• Angka tersebut merupakan hasil analisis

dari satu contoh yang beradiometri lebihbesar 15.000 c/s SPP 2 NF, jadi bukanmerupakan rerata maupun kisaran kadar.

• Sebenarnya untuk tingkatan prospeksisistematik, perkiraan cadangan U bersifatsangat spekulatif karena yang diketahuihanya penyebaran lateral bijih yangdicerminkan oleh zona favorablo sajasedangkan penyebaran vertikal kebawah permukaan baru bisa diketahuidengan pemboran. Dengan asumsi zonafavorable menerus ke bawah permukaansedalam 200 meter (diambil dari bedatinggi zona favorable) maka potensisumberdaya U yang akan diperolehadalah sebesar kurang lebih 7.000 tondan bersifat sangat spekulatif.

Purwadi Kasino Putro• Apakah kadar uranium yang dianalisis

mewakili cuplikan yang diambil.Bagaimana cara melakukan analisis Utersebut.

• Dalam rangka melakukan inventarisasikadar U di daerah Mentawa, apakahtelah dilakukan koordinasi dengan bidanglain seperti Geologi dan Geodesimengingat efisiensi penelitian.

97

ProsidingPresentasillmiah DaurBahan BakarNuMirIVPEBN-BATANJakarta, 1-2Desember 1998

Tugijo• Contoh batuan yang dianalisis telah

mewakili contoh yang diambil. Caramelakukan analisis batuan digerushingga 80 mesh, kemudian dilarutkandengan HNO3 + HCIO4 dan HF sampaiberbentuk pasta (siap dianalisis),selanjutnya contoh dianalisis dengan alatFluorimeter Jarell Ash.

• Sebelum melakukan inventarisasi kadarU di daerah Mentawa demi efisiensiwaktu dan biaya, penulis telahmelakukan koordinasi dengan bidang-biadang terkait seperti bidang geologiuntuk mengetahui informasi geologidaerah setempat sehingga penelitianterfokus pada daerah yang menarik saja,geodesi untuk mengetahui bentuktopografi daerah setempat sehingga bisadiperkirakan waktu dan biaya yangdiperlukan dengan akurat sertakocrdinasi dengan bidang pengolahanuntuk mengetahui waktu dan biaya untukmenganalisis contoh batuan.

98

Tabel 1. Anomali Radiometri Singkapan

<5 <M

CO ^Q jo

« UJ

oo

co

No

1

2

3

45

67

8

9

10

11

12

13

14

15

16

17

18

19

No. LokasiPengamatan

5A (Ano38)

10

HA(Anol86)

11BllC(AnoG12)

19A21 (Ano44A)

22 (Ano44B)

22a (Ano44C)

24 (Anol23)

26 (Ano39)

29(Anol84)

30 (AnoAT15)

31 (Anol85)

32(AiioAV19)

33

3 4(AnoBI19)

36(AnoAQ31)

37 (AnoBH5)

Litologi

Metalanau diintrusigranitMetalanau

Metalanau

GranitMetalanau diintrusigranitGianitMetalanau

Metalanau

Metalanau

Metalanau diintrusigranit

Metalanau

Metalanau

Metalanau diintrusigranodioritMetalanau diintrusigranodioritMetalanau

Metalanau

Metalanau diintrusigranitMetalanau

Metalanau

RA(c/s)1000

400

750

4001.500

4505.000

11.000

1.000

8.000

2.000

750

1.400

6.000

750

800

750

1.500

15.000

KadarU(ppm)122,06

-

-

-401,7

3,81714,93

267,95

943,10

68,51

1412,15

82,11

321,81

3 855

-

-

1061,78

547,52

9759,25

MineralRadioaktif

-

-

-

-Uraninit

-Uraninit

Uraninit,MonasitUraninit

Uraninit,Gummit,MonasitUraninit

Uraninit

Uraninit

Uraninit

-

-

Uraninit,GummitUraninit

Uraninit

Paragenesa

-

•

-

-

Rutil-Ilmenit-Uraninit-Pirit

--

Kalkopirit-Pirit-Hematit- Uraninit

-

Kalkopirit-Pirit-Hematit-Kovelit-Uraninit-Gummit

-

-

-

-

-

-

-

Ilmenit-Pirit-HematitTfcJraninit

Kedapatan Mineralisasi U

Berasosiasi dengan urat turmalin kuarsa dansulfida mengisi fraktur WNW - ESEBerasosiasi dengan urat t kuarsa dan sulfidamengisi fraktur WNW - ESEBerasosiasi dengan sulfida mengisi frakturWNW - ESETidak dijumpai mineralisasi UBerasosiasi dengan urat turmalin kuarsa dansulfida mengisi fraktur WNW - ESETidak dijumpai mineralisasi UBerasosiasi dengan urat turmalin kuarsa dansulfida mengisi fraktur WNW - ESEBerasosiasi dengan urat turmalin kuarsa dansulfida mengisi fraktur WNW - ESEBerasosiasi dengan urat turmalin kuarsa dansulfida mengisi fraktur WNW - ESEBerasosiasi dengan urat turmalin kuarsa dansulfida mengisi fraktur WNW - ESE

Berasosiasi dengan urat turmalin kuarsa dansulfida mengisi fraktur WNW - ESEBerasosiasi dengan urat turmalin kuarsa dansulfida menaisi fraktur WNW - ESEBerasosiasi dengan urat turmalin kuarsa dansulfida menaisi frakiur-WNW - ESEBerasosiasi dengan urat rurmalin kuarsa dansulfida mengisi fraktur WNW - ESEBerasosiasi dengan urat turmalin kuarsa dansulfida menaisi fraktur WNW - ESEBerasosiasi dengan urat turmalin kuarsamengisi fraktur WNW - ESEBerasosiasi dengan urat biotit kuarsa dansulfida mengisi fiaktuv WNW - ESEBerasosiasi dengan urat turmalin kuarsa dansulfida mengisi fraktur WNW - ESEBerasosiasi dengan urat turmalin kuarsa dansulfida mengisi fraktur WNW - ESE

Lokasi

s. Mentawa

s. Mentawa

s. Lahung

s. Lahungs. Lahung

s. Batangs. Ano 44

s. Ano 44

s. Ano 44

s. Ano 44

s. Ano 39

s. Ano 39

s. Ano 39

s. Ano 39

s. Ano 39

s. Ano 39

s. Ano 44

s. Batang

s. Mentawa

oo

TABEL 2. HASIL ANALISIS PETROGRAFI CONTOH BATUAN DARISEKTOR POTENSIAL U

DAERAH MENTAWA BARAT KALIMANTAN TENGAH TAHAPAN PROSPEKSI SISTEMATIK

coco

iicro•C

.05 C»J

No.

Uru

t

1

2

3

4

5

6

7 ;

8

9

Kode Contoh/

!

p

Kal.04/03B/Mtw/96

Urat I

Urat II

Kal.04/34B/Mtw/96

Urat

Kal.04/24A/Mtw/96

Urat

Kal.04/26B/Mtw/96

Urat II

Urat Illa

Urat fflb

Urat IV

Kal.04/2lC/Mtw/96

Kal.04/36/Mtw/96

Kal.04/Ano.44/Mtw/96

Urat

Kal.04/1 l/Mtw/96

Urat

Kal.04/22A/Mtw/96

Uratl

Urat II

JENIS KOMPOSISI MINERAL &(%)

re

u.

43,50

4,00

1,00

50,40

10,75

29,30

6,15

22,00

5,00

2,00

-

39,97

80,50

40,00

1,65

15,75

18,70

69,55

5,25

0,08

Uio

til

25.35

6,00

12,85

18,60

25,50

1,00

0,50

-

-

2,50

.

15,00

15,00

0,50

-

2,50

0,05

-

Mus

kovi

t

-

-

-

-

-

-

0,05

.

2,20

0,20

-

-

-

-

-

Pla

giok

las

-

-

-

-

-

-

-

-

-

0,30

-

-

1,75

10,50

-

-

-

V.

6

-

-----

--

-0,50

-

-

-

0,80

-

-

-

Ser

isit

7.15

0,75

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

Klo

rit

5,50

.

1,00

0,10

-

-

-

-

1,00

-

-

-

-

And

alus

it

1.25

-

-

4,50

-

-

-

39,65

-

-

-

-

c

-

-

-

0,15

-

20,40

2,50

62,30

0,15

58,25

-

0,05

1,00

7,50

34,30

2,90

16,07

-

Epi

dot

-

-

-

6,25

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

Lnpid

olil

-

-

-

-

-

-

0,50

-

-

-

Rut

i!

0,50

0,25

-

-

-

0,75

-

0,25

0,50

-

0,25

-

0,25

0,20

.

0,05

MO

R

0,75

0,75

-

1,00

-

0,75

1,00

-

1,25

-

-

-

0,75

-

0,25

MTO

R

-

5,00

-

4,15

-

0,05

0,25

.

0,25

-

-

-

-

5,85

0,84

1,25

3,00

§

-

-

, -

-

-

4,10

-

-

-

-

-

0,06

.

0,60

-

-

0,07

Gum

mil

-

-

-

-

2,00

-

-

-

-

-

-

-

-

-

Zirk

on

-

-

-

-

0,03

-

-

-

-

0,01

-

-

1

6

-

---

--

1,00

-

-

-

-

-

-

0,43

-

o

O-5&

1400

-

750

-

8000

-

2000

-

-

-

5000

1500

1000

-

1500

-

11000

-

-

Nsma batuan/Urct

Filit kuaisa biotit

Urat kuarsa I

Urat mineral opak biotit

Mctapsamit

Urat biotit kuarsa

Metasedimen

Urat turmalin kuarsa turmalin

Urat kuarsa turmalin biotit

Urat turmalin

Urat kuarsa turmalin muskovit

Urat biotit

Urat oksida besi

Urat turmalin kuarsa

Metapsamit

Metapsamit

Urat kuarsa turmaiin

Kuarsa

Urat turmalin kuarsa felspar

Urat kuarsa

Urat turmalin

Urat mineral opak

oo

Keterangan: - MOR = Mineral Opak Radioaktif- MTOR = Mineral Opak Tidak Radioaktif

ft.

5

1

00

o

o

co

Tabe l : 3

No.

Uru

t

1

2

3

4

5

6

7

8

9

10

11

12

13

14

15

16

, HASIL ANALISIS POLES/AUTORADIOGRAFI CONTOH BATUAN DARI SEKTOR POTENSIAL 'DAERAH MENTAWA BARAT KALIMANTAN TENGAH TAHAPAN PROSPEKSI SISTEMATIK

Kode Contoh/

Kal

.03/

.../M

tw/9

6

Kal.03/41/Mtw/96

Kal.03/48B/Mtw/96

Kal.03/53/Mtw/96

Kal.03/56A/Mtw/96

Kal.03/237A/Mtw/96

Kal.03/237B/Mtw/96

Kal.03/237C/Mtw/96

Kai.03/237D/Mtw/96

Kal.03/237E/Mtw/96

Kal.03/237F/Mtw/96

Kal.03/237H/Mtw/96

Kal.03/237I/Mtw/96

Kal.03/B.06/Mtw/96

Kal.03/B.21/Mtw/96

Kal.03/B.39/Mtw/96

Kal.03/3.48/Mtw/96

U"

JENIS MINERAL BIJIH HASIL ANALISIS POLES DAN AUTORADIOGRAFI & (%)

Rut

il

-

0,85

0,50

0,10

1,25

2,00

-

0,75

0,15

0,02

-

0,50

-

-

3,00

1,50

Piri

t

-

-

-

0,25

-

-

-

-

-

0,10

-

0,50

0,75

3,50

-

-

Pirh

otit

2,00

-

-

0,10

-

-

-

-

-

0,05

-

0,35

-

0,50

-

llmen

it

1,50

-

0,25

-

0,75

0,75

0,50

0,25

0,10

-

-

0,15

-

-

-

Ura

nini

t

-

0,75

1,00

0,15

-

-

7,50

-

0,75

-

-

-

-

-

9,00

0,75

Kov

elit

-

-

-

0,05

-

-

-

-

-

0,03

-

0,15

-

-

-

-

Hem

atit

-

-

-

-

0,25

-

-

-

-

0,05

-

-

-

-

-

-M

agne

tit

-

-

-

-

0,25

0,25

-

0,50

0,05

-

-

-

-

-

-

Kal

kopi

rit

0,25

-

-

0,15

-

-

-

-

-

-

-

0,05

-

0,75

-

•

Mol

ibdc

nit

-

-

-

0,25

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

H

96,25

98,40

98,25

98,95

97,50

97,00

92,00

98,50

98,95

99,75

100,00

99,15

95.25

95,25

86,75

97,75

MT

A

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

0,15

-

-

0,25

-

Rad

iom

etri

cps

1250

2000

7000

6000

150

300

15000

600

400

300

300

1600

6000

2600

15000

2500

Aut

orad

iogr

afi

(+)/

(

pad

a m

iner

al U

/

tran

spar

an w

aktu

Exp

osur

e 7x

24 ja

m

(-)(+) pada uraninit

(+) pada uraninit

(+) pada uraninit

(-)



(-)

(-)(+) pada minral

transparan aktif

(-)

(-)(+) pada uraninit dan

mineral trans.aktif

(+) pada uraninit

Keterangan : - MT = Mineral Transparan- MTA = Mineral Transparan Aktif


ISSN 1410-1998

DAERAHPENEUTtAN

113°

Gambar.l. PETA LOKASIPENELITIAN

102

ISSN 1410-1998

ID0200012Prosiding Presentasi llmiah Daur Bahan Bakar Nuklir IV


DISPERSI SR-90 PADA TANAH Dl DAERAHGENGGRENGAN MURIA

SEBAGAI KAWASAN CALON TAPAK PLTN

Herry Poernomo, Ign. Djoko Sardjono, SupardiPusat Penelitian Nuklir Yogyakarta - BATAN

ABSTRAK

DISPERSI SR-90 PADA TANAH. Dl DAERAH GENGGRENGAN MURIA SEBAGAIKAWASAN CALON TAPAK PLTN. Tujuan penelitian ini adalah memprediksi karakteristik fisisdan parameter dispersi Sr-90 pada tanah dari daerah Genggrengan, Muria, Jepara. Sampeltanah diambil dari titik bor G3, G5, G8, G9, G13, G14 dan G15 dengan kedalaman 25 s.d. 30m. Penelitian dilakukan secara percobaan kolom yang dilakukan dengan cara mengalirkanlarutan stronsium nitrat 0,1 M dengan aktivitas 90Sr = 2,18x10"2 nCi/cm3 ke dalam kolom terisisampel tanah. Aktivitas Sr-90 dalam efluen dianalisis dengan alat cacah beta Ortec.Karakteristik fisis yang diwakili oleh permeabilitas (K) serta parameter dispersi yang diwakilioleh koefisien dispersi longitudinal (D/) dan kecepatan migrasi (Vr) dari semua titik bor disajikandalam data bidang. Hasil penelitian menunjukkan bahwa bidang G5-G8-G13 memberikankarakteristik fisis dan parameter dispersi yang terbaik yaitu K = 1,27x103,81x10"" cm2/detik, dan Vr = 5,95x10"5 cm/detik.

ABSTRACT

cm/detik, D/ =

THE DISPERSION OF SR-90 IN THE SOIL OF GENGGRENGAN AREA AS THECANDIDATE SITE FOR NUCLEAR POWER PLANT. The objective ofthe research is to predictthe physical characteristics and the dispersion parameters of Sr-90 in the soil of Genggrenganarea, Muria, Jepara. The soil samples were taken from drill points G3, G5, G8, G9, G13, G14,and G15 at the depths of 25 to 30 m. The investigation was carried out by the experimentalcolumn method, in which a 0,1 M strontium nitrate solution with the activity of Sr amund2.1x10 ~2 pCi/cm3 was flown through the column containing the soil sample. The physicalcharacteristic of permeability (K), the dispersion parameters of longitudinal dispersion coefficient(Di) and migration velocity (Vr) fmm all of the drill points were presented in the area data. Theexperiment results shcwed that the G5-G8-G13 area gave the best physical characteristics ofpenveabttty of K - 1.27x10 ~4 cm/s, and the dispersion parameters D/ = 3.81x10'4 cm2/s andVr = 5.95x1ff5 cm/s.

PENDAHULUAN

Dalam rangka studi evaluasilingkungan terhadap fenomena migrasiradionuklida ke lingkunc/an di sekitar tapakpenyimpanan limbah radioaktif tanah dangkal(PLTD), maka telah dilakukan penelitiantentang karakteristik migrasi Sr-90 padatanah dangkal di daerah Ujung LemahAbang, Muria Jepara.[1) Telah dilakukanpenelitian mengenai kesesuaian kondisigeologi lingkungan untuk calon penyimpananlestari limbah radioaktif tingkat rendah danmenengah berumur pendek dalam rangkamengantisipasi kebutuhan lahan penyimpan-an limbah radioaktif PLTN. Penelitian ter-sebut menyimpulkan bahwa ada tiga lokasiyang sesuai ur.tuk tujuan tersebut yaituLemah Abang, Genggrengan dan UjungWatu.121 Tahap akhir Studi Tapak dan StudiKelayakan (STSK) yang dilakukan olehBATAN dengan konsultan pelaksanaNewjec Inc. (Jepang) menunjukkan bahwa

semenanjung Muria khususnya daerah UjungLemah Abang dan Genggrengan telah dipilihsebagai tempat yang paling cocok dan sesuaiuntuk dibangunnya PLTN beserta tempatpembuangan limbah hasil pengoperasianPLTN setelah membandingkan dengan lokasilainnya.

Berdasarkan hal tersebut, makadiperlukan studi evaluasi lingkungan antaralain dengan mempelajari fenomena migrasiradionuklida ke lingkungan di sekitar calontapak PLTD. Salah satu parameter pentinguntuk menentukan lokasi penyimpananlimbah radioaktif adalah dengan caramempelajari karakteristik fisis dan dispersiradionuklida ke lingkungan. Datakarakteristik fisis dan dispersi radionuklidadapat digunakan sebagai salah satu bahanpertimbangan untuk pemilihan lokasi PLTDyang memenuhi kriteria keselamatan sistempenyimpanan limbah radioaktif. \

103


ISSN 1410-1998

Radionuklida Sr-90 bisa berasal darihasil pembelahan inti dari operasi reaktornuklir, instalasi yang menggunakan zatradioaktif tersebut, jatuhan debu radioaktif,maupun percobaan ledakan senjata nuklir.Dari pengalaman menunjukkan bahwasetelah 90Sr tertelan oleh mulut, maka kira-kira 25% 903r akan diadsorpsi ke dalamextracellular fluid (setelah inhalasi kira-kira1/3 diadsorpsi ke dalam extracellular fluid)dan kira-kira 1/2 dari jumlah ini terdepositdalam tulang.'31 Unsur Sr-90 adalahmerupakan radionuklida dengan tingkatradiotoksisitas tertinggi dibandingkan denganradionuklida lainnya sehingga seringdigunakan sebagai indikator adanya pelepas-an radionuklida dari tempat penyimpananlimbah ke dalam tanah.141

Tanah adalah suatu media dantempat yang berfungsi antara lain untukmenopang bangunan, penyedia unsurmineral dan air yang diperlukan oleh tumbuh-tumbuhan dan segala aktivitas kehidupan diatasnya. Partikel tanah mempunyai bentukdan ukuran yang tidak seragam sehinggaterbentuk rongga antar partikel denganukuran yang tidak seragam. Rongga-ronggaantar partikel tersebut saling' berhubungansatu dengan lainnya membentuk salurankapiler yang berliku-liku tidak teratur.Dengan demikian, maka tanah dangkal dapatberfungsi sebagai media yang berperanpenting dalam dispersi radionuklida darilokasi penyimpanan limbah radioaktif sampaike air tanah pada lapisan akuifer.

Berdasarkan hal tersebut, makatujuan penelitian ini adalah untuk mengetahuikarakteristik fisis yang meliputi rapat massacurah {pb), porositas (£•), permeabilitas (K),kecepatan rembesan air [Vw) dan dispersiSr-90 yang dinyatakan dengan koefisiendispersi longitudinal (D,) dan kecepatanmigrasi (Vr). Penelitian dilakukan denganproses unggun diam secara aliran sinambungdalam kolom terisi sampel tanah yang diambildari daerah Genggrengan pada lokasi titikbor G3, G5, G8, G9, G13, G14 dan G15 padakedalaman 25 sd. 30 m. Titik-titik bortersebut dipilih berdasarkan hasil pengeboranpada area tertentu yang dilakukan olehNewjec. |51 Sedangkan pengambilan sampeltanah pada kedalaman 25 sampai dengan30 m dimaksudkan untuk mengevaluasikarakteristik tanah sebagai penghalang alami{naturai barrier) yang berada di bawahrepositori. Repositori untuk penyimpanan

limbah tanah dangkal (PLTD) dirancangdengan ukuran (20x20x20) m.161

TEORI

Tanah tersusun dari bahan mineraldan organik, biasanya tidak padu, tebalnyatidak sama dan berbeda dengan bahaninduk yang ada di bawahnya dalam halmorfologi, sifat dan susunan fisik, sifatdan susunan kimia. Bahan mineral yangterdapat dalam tanah terdiri atas zarah-zarahdengan berbagai bentuk, ukuran dansusunan kimiawi. Bahan mineral tanahdibedakan menjadi dua, yaitu mineral primerberasal dari batiian beku, dan mineralsekunder yang terbentuk sebagai hasil daridekomposisi mineral primer. Empat buahunsur utatna anorganik penyusun tanahadalah unsur O, Si, Al dan Fe, sedangkanlainnya adalah unsur alkali dan alkali tanah.m

Berdasarkan berat kering dan bebas bahanorganik, paling sedikit 90% kebanyakantanah tersusun atas SiO2, AI2O3 dan Fe2O3.

181

Apabila bahan kontaminan yangterbawa oleh air masuk ke dalam tanah,maka pada umumnya ada empat prosesyang terjadi yaitu konveksi, dispersi, sorpsidan biodegradasi. Konveksi merupakanproses migrasi paling dominan yangdisebabkan oleh kontaminan dalam mediacair yang mengalir.19' Gerakan air ke dalamtanah dikenal tiga istilah, yaitu infiltrasi,perkolasi, aliran dhakil (inter flow). Infiltrasiadalah masuknya air ke dalam tubuh tanah,perkolasi adalah ge'rakan air ke bawahmelalui tanah (drainase). Sedangkan alirandakhil adalah perembesan air ke sampingdalam lapisan tanah yang mudah dilewati airyang disangga oleh lapisan tanah yang agaksulit dilewati air, dan akan muncul kembali dipermukaan tanah di tempat yang lebihrendah.1101

Dispersi adalah proses penyebaranbahan kontaminan yang terjadi karenaadanya gerak mekanis media yang mengalirdan difusi molekuler yang terjadi secarasimultan. Dispersi dapat terjadi melalui empatmekanisme yang berbeda, yaitu [1° !

a. distribusi kecepatsn aliran yang tidakseragam pada pori-pori tanah,

b. kecepatan aliran yang berbeda padamasing-masing pori,

c. fluktuasi aliran terhadap arah aliranrerata,

d. difusi molekuler yang disebabkan olehbeda konsentrasi.

104

ISSN 1410-1998 Prosiding Presentasi llmiah Daur Baharr Bakar Nuklir IVPEBN-BATAN Jakarta, 1-2 Desember 1998

Adsorpsi adalah melekatnya atomatau molekul suatu zat pada permukaaan zatlain. Zat yang teradsorpsi biasanyaterkonsentrasi pada permukaan atau antarmuka. Dengan teradsorpsinya molekul lainpada antar muka, maka akan terjadipengurangan tegangan permukaan,kemudian adsorpsi akan berlangsung terussampai energi bebas permukaan mencapaiminimum. Suatu bahan yang menghasilkanpengurangan tegangan antar muka, makapermukaan partikel akan menjadi aktif. Airyang mernbawa kontaminan diikat dalamtanah dalam ruang-ruang pori oleh gayatarikan pada psrmukaan koloid, olehtegangan permukaan dalam kapiler, dan olehtarikan pada ion-ion.

Koloid-koloid partikel mineral tanahpada umumnya bermuatan negatif. Muatannegatif pada permukaan partikel mineraltanah akan meningkat tetus yang disebabkanoleh terjadinya penggantian isomorfous darikation-kation yang terdapat di dalam kisi-kisikristal, misal kation bervalensi tiga digantioleh kation bervalensi dua.[11|12) Permukaanpartike! mineral tanah yang bermuatannegatif dapat menarik atau mengikatsementara kation-kation seperti Ca++, Mg++,K+ dan Na+, bahkan Al3+ dan Mn2+. Kation-kation tersebut dijerap secara elektrostatisoleh permukaan partikei mineral tanahbermuatan yang terdispersi dalam suatularutan elektroiit yang mengalami gaya tarikantar icn.[131

TATA KERJA

A. BAHAN : sampel tanah, akuades, larutanSr(NO3)2 0,1 M, larutan limbah cair bertandaSr-90 dengan aktivitas awalC0=2,18x10"2nCi/cm3.

B. ALAT : oven Sybron, buret, timbangananalitik Sartorius, alat cacah beta Ortec,pengaduk listrik, pipet tetes, kolom gelas,stopwatch, lampu pengering Philips.

C. CARAKERJA:

1. Penyiapan sampel tanahSampel tanah diambil dari masing-

masing hasil pengeboran pada titik bor G3,G5, G8, G9, G13, G14, G15 di daerahGengrengan pada kedalaman 25 sd. 30 m,kemudian ditimbang sejumlah sampel yangdibutuhkan, dimasukkan ke dalam cawan dandiberi label/tanda lokasi pengambilan,selanjutnya sampel dikeringkan di dalam

oven pada suhu 110° C sampai diperolehberat sampel yang tetap. Sampel tanah yangsudah tidak mengandung air bebas,kemudian dimasukkan dalam wadahpolietilen yang akan digunakan untukmenentukan karakteristik fisis tanah yaituporositas, densitas curah, permeabilitas, dankecepatan rembesan air.

2. Penentuan porositas tanahKolom gelas yang berisi sampel

tanah dengan volume unggun tertentu (Vu)dialiri akuades yang dialirkan dari buretmelalui bagian bawah kolom, kemudian padasaat aliran akuades tepat sampai permukaanunggun tanah dalam kolom, kran pada buretditutup, selanjutnya dicatat penguranganvolume akuades dalam buret = Vp: (volumepori-pori partikel dan rongga antar partikeltanah). Porositas tanah (e) ditentukandengan persamaan

e = VpA/u. (D

3. Penentuan rapat massa curah tanahAkuades dialirkan dari buret ke

dalam wadah silindris sampai tepat padabagian atas wadah, dicatat penguranganakuades dalam buret = Vb (volume unggun).Sampel tanah dimasukkan secara curah kedalam wadah yang telah diketahui volumewadah (Vb) dan berat wadah (Mk) sampaimelebihi volume wadah. Kelebihan volumesampel tanah diratakan dengan cara diirishorisontal dengan pisau tipis tepat padabagian atas wadah, kemudian wadah berisisampel tanah ditimbang dengan berat = Mb,rapat massa curah bentonit ( b) ditentukandengan persamaan

b = (Mb - Mk) /.Vb (2)

4. Penyiapan kolom tanahKolom gelas berdiameter 1,53 cm

diisi secara berurutan dari bagian bawahdengan bahan isian gelas, glass wool, dankaret busa silindris, kemudian sampel tanahyang telah d\-oven dimasukkan ke dalamkolom gelas secara curah sampai tinggitanah dalam kolom L = 5 cm.

5. Penjenuhan kolom tanahAkuades dalam buret dialirkan ke

dalam kolom tanah sampai vclutne mencapai10 cm3, kemudian kran buret ditutup.Perlakuan tersebut diulang beberapa kalisampai diperoleh keadaan jenuh, yaituvolume influen sama dengan volurrce efluen.

105


6. Penentuan permeabilitas tanahPermeabilitas tanah ditentukan pada

kondisi tanah jenuh dengan akuades. Mula-mula kran outlet kolom terisi tanah yang telahjenuh ditutup, kemudian kolom tersebut diisiakuades sampai tinggi akuades daripermukaan unggun tanah H = 5 cm. Kranoutlet kolom tanah dibuka, maka akuadesakan mengalir ke bawah secara gravitasi.Bersamaan dengan itu kran buret dibukauntuk menjaga agar ketinggian permukaanakuades di dalam kolom tanah tetap.Akuades yang keluar dari kolom ditampungdengan erlemeyer 5 cm3, kemudian dicatatwaktu alir akuades sampai efluen mencapaivolume V =5 cm3 sebagai t. Permeabilitasditentukan dengan menggunakanpersamaan : [14]

V.L

t.A.(L + H)(3)

dengan K = konduktivitas hidraulik ataupermeabilitas (cm/detik), V = volume efluenselama t (cm ), H = tinggi head akuadesdalam kolom (cm), t = waktu alir sampaivolume efluen V (detik), A = luas penampanglintang kolpm tanah (cm2), L = tinggi ungguntanah dalam kolom (cm).

7. Penentuan parameter dispersiBuret diisi dengan umpan (influen)

larutan pengemban Sr(NO3)2 0,1 M bertandaSr-90 dengan aktivitas awal Co=2,18x10 '*nCi/cm3. Kran buret dibuka sehingga influenmengalir ke dalam sampel tanah dalamkolom yang telah dijenuhkan denganakuades. Ketinggian umpan dalam kolomdijaga tetap. Efluen yang keluar dari kolomditampung dengan vial yang telah diberinomor urut, diambil setiap 1 crn3 untukdianalisis aktivitas Sr-90- dalam efluen (C()dengan alat cacah beta Ortec. Parameterdispersi D; dan Vr masing-masing ditentukandengan persamaan sebagai berikut:

Koefisien dispersi longitudinal

(4)

dengan D, = koefisien dispersi longitudinal(cm /detik), . a = dispersivitas (cm), Vw =kecepatan rembesan influen melalui ungguntanah dalam kolom (cm/detik).Dispersivitas ditentukan dengan mengguna-kan persamaan

a -3 . L ( t U O - '

16.»r(5)

dengan L = tinggi unggun tanah dalam kolom(cm), Uto - waktu kesetimbangan pada saatkesetimbangan (detik), fo,o = waktu tinggallarutan dalam unggun bsntonit (detik), tOi5 =waktu dalam detik pada saat Ctl Co = 0,5.Kecepatan rembesan ditentukan denganmenggunakan persamaan

K H(6)V,.. = .

w s Ldengan K = permeabilitas atau konduktivitashidraulik (cm/detik), H - tinggi head akuadesdalam kolom (cm), s = porositas sampeltanah dalam kolom.

Kecepatan migrasi

(7)

dengan Vr = kecepatan migrasi Sr-90 melaluiunggun tanah dalam kolom (cm/detik), R =faktor retardasi.Faktor retardasi ditentukan denganpersamaan

K = 1 + Kd (8)s

dengan R = faktor retardasi, b = rapat massacurah tanah (g/cm3), Kd = koefisien distribusi(cm3/g).Koefisien distribusi dicari dengan persamaan

Kd = ^ - ^ '—.-+- (9)IK.C,

dengan VT = volume efluen total padakesetimbangan (cm3), Vt = volume efiuensetiap saat (cm3), Co = aktivitas Sr-90 dalaminfluen (nCi/cm3), C, = aktivitas Sr-90 dalamefluen pada saat f (j.iCi/cm3), w = beratsampel tanah dalam kolom (g).

HASIL DAN BAHASAN

Karakteristik aliran larutan umpanpada sampel tanah yang diambil dari lokasipengeboran G3, G5, G8, G9, G13, G14, danG15 pada kedalaman 25 sd. 30 m dilihat daridata hubungan antara volume efluen denganwaktu alir pada Gambar 1.

106


* 4 •

40-

36-

—. 32-ES 28'- 2 4 -03

3 20-| ! 16-

12-

•

—•—G3- * - G 5—Jk— G8—X—G9- * - G 1 3—•—G14-H—G15

' £8 I /""JdJf^0 -

/

/ yj X *

—r—i • 1 . 1 •

16 24 32 40 48

Volume efluen (cm )

Gambar 1 Hubungan antara volume efluendengan waktu alir

Dari Gambar 1 terlihat, bahwakarakteristik aliran influen pada tanah darititik bor G5 adalah yang paling lambat,kemudian diikuti dengan tanah dari titik borG13, G9, G15, G8, G14 dan G3.Karakteristik aliran tersebut dapat lebih jelasdinyatakan dengan data kecepatan alir linear(superficial velocity) Vw yang ada dalamTabel 1.

Untuk mengetahui karakteristikdispersi, maka diperlukan baniuan data profilkonsentrasi (hubungan antara C/Co denganwaktu alir t) Penentuan konsentrasi atauaktivitas 90Sr dalam influen (Co) dan dalamefluen (Ct) dilakukan dengan mengukurcacah Sr menggunakan alat cacah betaOrtec dengan pengulangan sebanyak tigakali. Selanjutnya dari profil konsentrasi dapatditentukan dispersivitas (a) menggunakanpersamaan (5) dan koefisien distribusi [Kd)menggunakan persamaan (9). Profilkonsentrasi pada sampel tanah dari setiaptitik bor ditunjukkan dengan Gambar 3 sd.Gambar 9 pada lampiran. Bila dilihat profilkonsentrasi yang terdapat dalam Gambar 3sd. 9 dapat diterangkan bahwa sampel tanahdari titik bor G5 memberikan respon sorpsiyang lebih besar dibandingkan dengansampel tanah dari titik bor lainnya. Darigambar 3 terlihat bahwa sampel tanah darititik bor G5 jenuh dengan 90Sr membutuhkanwaktu kesetimbangan t = 41,631 jam.Selanjutnya urutan penurunan waktukesetimbangan yang dicapai sampel tanahberturut-turut yaitu titik bor G13, G9, G15,

G8, G14 dan G3 dengan masing-masing t =32,496, 21,267, 14,941, 13,869, 4,015 dan3,747 jam. Berdasarkan hal tersebutdisimpulkan, bahwa sampel tanah dari titikbor G5 memberikan data migrasi yangterbaik. Hal ini terlihat dari kurva yangmenunjukkan, bahwa untuk mencapaikesetimbangan C( = Co dibutuhkan waktuyang lebih lama dibandingkan dengansampel tanah dari titik bor lainnya.Pencapaian waktu kesetimbangan yangsemakin besar, berarti tanah tersebut tidakcepat jenuh atau kemampuan tanah tersebutterhadap sorpsi kation semakin besar.

Untuk mengetahui karakteristik tanahdi sekitar caion lokasi penyimpanan limbahradioaktif tanah dangkal (PLTD), makaparameter dispersi perlu diketahui.Parameter dispersi tersebut dapat digunakansebagai data pendukung awal untukmengetahui watak sebaran radionuklida dariPLTD ke lingkungan yang berupapenghalang alami (natural barrier). Untukmenentukan karakteristik fisis tanah, makasampel tanah yang digunakan diambil darilokasi pengeboran G3, G5, G8, G9, G13,G14 dan G15 pada kedalaman 25 sd. 30 m.Data karakteristik fisis tanah dan dispersiSr-90 masing-masing ditunjukkan padaTabel 1dan 2.

Tabel 1 Karakteristik fisis Sr-90 pada tanahdangkal daerah Genggrengan dariberbagai titik bor.

0.

1

2

3

4

5

6

7

TitikBor

G3

G5

G8

G9

G13

G14

G15

8

0,457

0,838

0,554

0,783

0,816

0,794

0,805

Pb

•(g/cm3)

1,12

1,09

1,30

1,04

1,10

1,05

1,12

K(cm/detik)

9,07x10"4

7,29x1 C 5

2,17x10"

1,29x10""

9,32x10-5

6,96x10"4

1,42x10"

(cm/detik)

3,97x10 "3

1,74x10"

7,86x10"

3,30x10"

2,29x10"

1,75x10"3

3,53x10"

107

Prosiding Pi-esentasi llmiah Daur Bahan Bakar NuklirlVPEBN-BATANJakarta, 1-2 Desember 1998

ISSN 1410-1998

Tabel 2 Parameter dispersi Sr-90 padatanah dangkal daerah Genggrengandari berbagai titik bor.

No.

1

2

3

4

5

6

7

TitikBor

G3

G5

G8

G9

G13

G14

G15

D,<cm2/detik)

S.^IO"3

1,09x10 *

8,86x10 •"

1,57x10""

1,49x10"*

4,09x10 "*

1,42x10 "*

(cm/detik)

3,42x10"4

2,73x10 "5

1,14x10""

4,66x10 "5

3,72x10 "*

2,92x10 A

6,11x10'5

i Tabel 1 dan 2 di atas menunjukkandata karakteristik fisis dan parameterdispersi dari sampel tanah dangkal dengankedalaman 25 sd. 30 m yang diambil darisetiap titik bor yang berjarak 500 sd. 1250 mpada area pengeboran di Genggrengan.Karakteristik fisis tanah antara laindinyatakan dengan porositas s = 0,457 sd.0,838, rapat massa curah pb = 1,04 sd. 1,12g/cm3, konduktivitas hidraulik K = 7,29x10'5

sd. 9,07x10"" cm/detik, kecepatan alirsuperficia! Vw = 1,74x10"4 sd. 3,97x10"3

cm/detik. Parameter dispersi radionuklida90Sr dalam tanah ditunjukkan dengankoefisien dispersi longitudinal D, = 1,09x10'4

sd. 8,86x10"" cm2/detik dan kecepatanmigrasi Vr = 2,73x10"5 sd.cm/detik.

3,42x10

Dari Tabel 1 terlihat bahwa porositastanah pada titik bor G5 dan G13 mempunyainilai lebih besar dibandingkan dengan titikbor lainnya. Menurut TODD dalamHandbooks of Applied Hydrologymenunjukkan bahwa semakin kecil ukuranpartikel padat, maka porositasnya semakinbesar. ' ' Berdasarkan pernyataan tersebut,maka ukuran partike! tanah pada titik bor G5dan G13 mempunyai ukuran partikel yanglebih kecil daripada titik bor lainnya. Ukuranpartikel yang semakin kecil menyebabkanukuran pori atau rongga antar partikel dalamunggun (bed) tanah menjadi lebih keci!. Pori-pori tersebut saling berhubungan satudengan lainnya membentuk saluran yangsangat sempit dan berliku-liku (tortuosity).Akibatnya kemampuan air untuk menerobosmedia padat berpori dari unggun tanah

tersebut semakin kecil dengan berkurangnyaukuran partike! tanah. Ha! tersebut terlihatpada nilai permeabilitas (K) dan kecepatanlinear air (superficia! velovity) atau kecepatanDarcy(Vw) yang semakin kecil.

Unsur Ca, K dan Na yangterkandung dalam tanah adalah merupakanunsur-unsur penyeimbang muatan strukturaluminika silika dari mineral-mineral yang adadalam tanah. Struktur aluminikasilika darimineral-mineral tersebut ierbentuk daripenggabungan beberapa tetrahedral SiO4

4"dan AIO4 membentuk kerangka yangbermuatan negatif. Adanya muatan negatifdari mineral tersebut, maka dinetralkan ataudiimbangi dengan unsur-unsur penyeimbangseperti Ca, K dan Na yang ada dalam tanah.Unsur-unsur Ca, K dan Na berada di luarkerangka aluminasilika dari beberapa mineralpenyusun tanah. Karena terletak di luarkerangka mineral penyusun tanah, makaunsur-unsur tersebut dapat dipertukarkandengsn kation lain yang ada dalam larutan disekitar partikel penyusun tanah. Karenaafinitas katicn 9 Sr lebih besar daripadakation Ca, K dan Na, maka radionuklida 90Sryang ada daiam larutan akan terjerap secarapertukaran ion menggantikan unsur-unsurpenyeimbang muatan yang terdapat dalamtanah.

Ukuran partikel tanah yang semakinkecil pada volume unggun yang tetap, makasemakin memperbesar jumlah partikel yangmengisi volume tersebut. Jumlah partikelyang semakin banyak menyebabkan totalluas bidang kontak partikel dengan 90Srdalam larutan di sekitar partikel semakinbesar. Luas bidang kontak yang semakinbesar menyebabkan proses pertukaran ionatau penggantian Ca, K dan Na dalam tanahdengan Sr semakin besar. Penjerapan ^Srdalam tanah antara lain terjadi karena prosespertukaran ion, adsorpsi fisis danpengendapan yang terjadi secara simultan.Unggun tanah dengan ukuran partikel yangsemakin kecil, maka diameter rongga antarpartikel semakin kecil. Pori-pori antar partikeltersebut saling berhubungan menjadi salurankapi'ler yang sangat sempit dan membentukbelokan dengan jumlah variasi formasi atauarah yang semakin banyak. Dengandemikian maka ukuran partiKel tanah yangsemakin kecil berpengaruh pada tortuositasyang semakin besar dan porositas efektifatau jumlah pori totalnya semakin besar.Tortuositas yang semakin besar berpengaruh

108


pada waktu tinggal larutan dalam ungguntanah semakin besar, sehingga kesempatanuntuk terjadinya proses pertukaran kation Ca,K dan Na dengan 9 Sr sernakin besar.Porositas efektif unggun tanah yang semakinbesar menyebabkan semakin banyak 90Srdalam larutan yang terfiltrasi d; dalam pori-pori tersebut.

Banyaknya unsur SiO2 dan AI2O3

pada mineral lempung alam berpengaruhpada daya tahan terhadap asam dankemampusn menjerap kation lain di luarkerangka aiuminikasilika. Bila perbandinganSiO2 terhadap AI2O3 semakin besar, makakesempatan terjadinya susbtitusi Si4+ olehAl3+ semakin besar. Akibat susbtitusitesebut, maka mineral penyusun tanahtersebut bermuatan negatif. l12) Dari Tabel 2terlihat bahwa nilai Dt dan Vr pada titik bor G5lebih kecil daripada citik bor lainnya. Biladilihat Tabel 4, maka hal tersebut disebabkankarena nilai perbandingan SiO2 terhadapAI2O3 titik bor G5 - 2,647 yang relatif lebihbesar daripada titik bor lainnya.

Jumlah unsur-unsur penyeimbangyang ada dalam tanah seperti K2O, Na2O,CaO, MgO, MnO dan Fe2O3 berpengaruhterhadap kesempatan atau kemampuan 90Sruntuk mengganti unsur-unsur penyeimbangtersebut. Penggantian kation yangterkandung dalam unsur-usur penyeimbangoleh kation 90Sr disebabkan stronsiummempunyai afinitas yang lebih besarberdasarkan urutan sebagai berikutBa>Sr>Ca>Mg>Be, Mg>Mn>Cd. Nilai D,dan Vr pada titik bor G5 lebih kecil daripadatitik bor lainnya. Jika dilihat Tabel 4, makahal tersebut disebabkan karena kandungantotal unsur-unsur penyeimbang pada titik borG5 = 17,23 % berat yang relatif lebih besardaripada titik bor lainnya.

Ukuran partikel tanah yang semakinkecil juga berpengaruh pada nilai koefisiendispersi longitudinal D, yang semakin kecil.Hal ini disebabkan karena D, adalahmerupakan dispersi solut yang sangatdipengaruhi oleh peristiwa gerakan aliran(konveksi), yang dalam hal ini karena adanyaperubahan kecepatan alir solven Vw.

Tinjausn terhadap karakteristik fisisdan parameter dispersi sampel tanah darisetiap titik bor lebih representatif dinyatakandalam data bidang dengan cara membagiarea tersebut menjadi 7 bidang, yaitu

bidang G3-G5-G9, G5-G8-G9, G5-G8-G13,G8-G13-G14, G8-G9-G14, G9-G14-G15danG3-G9-G15.

Tabei 3 ; 90cKarakteristik fisis dan dispersi Srpada tanah dangkal daerahGenggrengan berdasarkan databidang'.'

No.

1

2

3

4

5

6

7

Bidang

G3-G5-G9

G5-G8-G9

G5-G8-G13

G8-G13-G14

G8-G9-G14

G9-G14-G15

G3-G9-G15

K(cm/detik)

3,69x10"*

1,39x10"4

1,27x10"*

3,35x10"*

3,47x10"*

3,22x10"*

3,92x10"*

(cm/detik)

1,13x10'3

3,84x10"*

3,81x10""

4,81x10"*

4,84x10"*

2,36x10"*

1,14x10 "3

Vr

(cm/detik)

1,38x10"*

6,26x10'5

5,95x10 "5

1,47x10'*

1,51x10"*

1,33x10"*

1,49x10"*

Bila ditinjau dari nilai K, Dt dan Vr

yang terdapat dalam Tabel 3, maka didapatbidang yang memberikan karakteristik fisisdan parameter dispersi terbaik yaitu bidanggG5-G8-G9 dengan nilai K - 1,39x10cm/detik, Pr=3,84x10"4cm2/detik, V,=6,26x10'5 cm/detik dan bidang G5-G8-G13 dengannilai K = 1,27x10 ~* cm/detik, D, = 3,81x10"4

cm2/detik; Vr= 5,95x10"5 cm/detik.

Permeabilitas {K) merupakan salahsatu sifat fisis terpenting yang seringdigunakan sebagai parameter untukmengevaluasi kelayakan dari penghalangrekayasa (engineered barrier) danpenghalang alam (natural barrier) padapemilihan calon lokasi penyimpanan limbahradioaktif sistem tanah dangkal (PLTD).Penghalang alami biasanya berupa tanahatau batuan yang menyangga danmengelilingi penghalang rekayasa yang berisipaket limbah radioaktif. Data mengenai sifatfisis dan parameter migrasi radionuklida padapenghalang alami - maupun penghalangrekayasa belum ada standar yang dibakukan.Agar hasil penelitian dapat dianggap baik,maka dapat dibandingkan dengan hasil daribeberapa penelitian yang hampir sama,terutama mengenai data K. Biasanya nilai Kbahan urug {backfill material) yangdisyaratkan lebih rendah dari nilai Kpenghalang alami (natural barrier).Permeabilitas backfill material pada sistempenyimpanan limbah tanah dalam di AtomicEnergy of Canada Limited (AECL) =1,003x10'7 sd. 9,98x10'6 cm/detik.'161 Bahanurug dari campuran mineral smectite, illite,lempung danau dan aggregat granit di AECLmemberikan data K = 5,3x10"4 cm/detik.1171

Bahan urug bentonit tanpa diaktivasi dari

109


ISSN 1410-1998

Nanggulan Kuionprogo dengan ukuranpartikel 116,5 \xm memberikan nilai K =1,4x10"4 cm/detik.'181 Sedangkan hasilpenelitian pada lokasi tanah di daerahGenggrengan (Gambar 2) menunjukkanbahwa bidang G5-G8-G9 dan G5-G8-G13memberikan nilai K lebih rendah daripadabidang lainnya, masing-masing K= 1,39x10'4

dan 1,27x10"" cm/detik. Berdasarkanevaluasi terhadap nilai K dari berbagai hasilpenelitian tersebut, maka tanahGenggrengan pada bidang G5-G8-G9 danG5-G8-G13 dianggap layak dapatdipertimbangkan sebagai calon lokasi PLTD.

Data pengukuran koefisien difusimolekuler radionuklida dalam air (Dm) yangada di /AECL=3,17x10'6 sampai dengan1,58x10'5cm2/detik.1161 Data pengukuranparameter migrasi 90Sr pada bentonitNanggulan Kulonprogo adalah D, = 2,60x10"4

sd. 3,18x10'" cm2/detik dan Vr= 6,85x10"5 sd.1,24x10"" cm/detik.1181 Sedangkan hasilpenelitian ini menunjukkan bahwa terdapatdua bidang tanah di daerah Genggrenganmemberikan karakteristik migrasi D, dan Vr

lebih rendah daripada bidang lainnya yaitubidang G5-G8-G9 dan bidang G5-G8-G13.Kedua bidang tersebut masing-masingmemberikan data parameter migrasi D, =3,84x10"" cm7/detik, Vr = 6,26x10"5 cm/detikdan D, = 3,81 x10"" cm2/detik, Vr =5,95x10'5 cm/detik. Pada umumnya nilai Dm

jauh lebih rendah daripada koefisien dispersilongitudinal D/. Ha! ini disebabkan terjadinyaDm karena adanya gradien konsentrasi yangterdapat dalam larutan maupun gradienkonsentrasi . dalam larutan dengankonsentrasi pada lapisan tipis di luar partikelatau di dalam partikel. Denganmembandingkan data karakteristik fisis K danparamster migrasi Dt antara tanah dangkal diGenggrengan dengan vault di AECL, bahanurug di AECL dan bahan urug bentonitNanggulan Kulonprogo t16'17'181, maka tanahdangkal pada kedalaman 25 sd. 30 m diGenggrengan pada bidang G5-G8-G9 danbidang G5-G8-G13 dimungkinkan dapatdigunakan sebagai bahan pertimbanganuntuk calon lokasi PLTD. Beberapa kondisipercobaan di laboratorium yang secara teknissudah diusahakan antara lain denganmelakukan percobaan pada aliran laminerlarutan dari atas ke bawah. Aliran tersebutsebagai simulasi aliran perkolasi dan infiltrasiyang masuk ke paket limbah karenapengaruh gaya gravitasi, kemudian 90Srterlindi ke badan tanah di bawah paket

limbah. Sedangkan yang lain adalah ungguntanah dalam kolom percobaan dipadatkandengan cara menggetar dinding kolombeberapa kali agar tersusun formasi partikeltanah dalam unggun sesuai dengan urutanukuran partikel atau massanya. Dengandemikian hasil penelitian ini pada kondisipercobaan yang telah dilakukan tersebutkemungkinan dapat diiplementasikan padalokasi di lapangan. Namun demikian perluterlebih dahulu dilakukan percobaan dilapangan terutama pengukuran migrasiradionuklida pada tanah di Genggrengan,terutama migrasi radionuklida denganradiotoksisitas cukup tinggi sepertimaupun tertinggi seperti 90Sr.[41

137,Cs

SIMPULAN

Evaluasi terhadap karakteristik fisisdan parameter dispersi Sr-90 pada tanah daridaerah Genggrengan pada lokasi titik bor G3,G5, G8, G9, G13, G14 dan G15 dapatdisimpulkan bahwa tanah di sekitar area G5-G8-G13 memberikan karakteristik fisis danparameter dispersi yang terbaik. Karakteristikfisis ditunjukkan dengan permeabilitas K =1,27x10'" cm/detik, sedangkan parameterdispersi ditunjukkan dengan koefisiendispersi longitudinal D, = 3,81x10"" cm2/detikdan kecepatan migrasi V,^5,95x10's cm/detik.Tanah dangkal pada kedalaman kurang dari25 di sekitar bidang G5-G8-G13 pada areapengeboran di daerah Genggrengan MuriaJepara kemungkinan layak dapatdipertimbangkan sebagai calon lokasi PLTD.

PUSTAKA

[1]. POERNOMO, H., Karakteristik MigrasiSr-90 pada Tanah Dangkal di DaerahUjung Lemah Abang, Pertemuan danPresentasi llmi-dh Penelitian Dasar llmuPengetahuan dan Teknologi Nuklir,PPNY BATAN Yogyakarta (1998).

[2]. SUCIPTA, Evaluasi PendahuluanGeologi Lingkungan untuk Calon LokasiPenyimpanan Limbati Radioaktif PLTNDaerah Muria Bagian Utara, ProsidingSeminar III Teknologi dan KeselamatanPLTN serta Fasilitas Nuklir, PPTKR-PRSG BATAN PPTA Serpong (1995).

[3]. KAWAMURA, S., Radiochemical Deter-mination of 90Sr in EnvironmentalMaterials, Research Institute for

110

ISSN 1410-1998 Prosiding Presehtasi llmiah Daur Bahan' Bakar Nuklir IVPEBN-BATAN Jakarta, 1-2 Desembsr 1998

Integrated Science, KanagawaUniversity (1998).

[4]. IAEA, Laboratory Training Manual onthe Use of Isotopes and Radiation inAnimal Research, 2 ed., TechnicalReportSeries No. 60, Vienna (1969).

[5]. NEWJEC Inc, Feasibility Study of theFirst Nuclear Power Plants at MuriaPeninsula Central Java, Step-1 Report,BATAN-NEWJEC Agreement, Jakarta(1992).

[6]. SUCIPTA, Evaluasi PendahuluanGeologi Lingkungan untuk Calon LokasiPenyimpanan Limbah Radioaktif PLTNDaerah Muria Bagian Utara, ProsidingSeminar III Teknologi dan KeselamatanPLTN serta Fasilitas Nuklir, PPTKR-PRSG BATAN PPTA Serpong (1995).

[7]. DARMAWIJAYA, M. ISA, KlasifikasiTanah, Dasar Teori Bagi Peneliti Tanahdan Pelaksana Pertanian di Indonesia,Gadjah Mada University, Yogyakarta(1990).

[8]. NOTOHADIPOERO, A.R.S., Pengantarilmu Tanah, Fakultas PertanianUniversitas Gadjah Mada, Yogayakarta(1981).

[9]. SYAMSIAH, S., Transpor PoiutanOrganik dalam Tanah, PAU UniversitasGadjah Mada, Yogyakarta (1993).

[10]. HIDAYAT, !., Karakteristik Fisik Tanahdi Sekitar Reaktor Kartini terhadap 90Sr,Skripsi STTL, Yogyakarta (1997).

[11]. SCHNEIDER. K., Site Investigation forRepositories for Solid RadioactiveWastes in Shallow Ground, TechnicalReport Series No. 216, IAEA, Vienna(1982).

[12]. SCHNEIDER, K., Use of Local Mineralsin the Treatment of Radioactive Waste,Technical Report Series No. 136, IAEAVienna(1974).

[13]. SAEFUDDIN S., H.E., Fisika KimiaTanah Pertanian, Pustaka Buana,Bandung (1989).

[14]. SIMOEN, S. dan PURNAMA, Ig.S.,Petunjuk Praktikum Geohidrologi,Fakultas Geografi UGM, Yogyakarta(1992).

[15]. CHOW, V.T., Handbooks cf AppliedHydrology, Mc Graw-Hiil BookCompany, pp. 13-1 to 13-53, New York(1964).

[16]. LENEVEU, D.M., Vault Submodel forthe Sftcond Interim Assessment of theCanadian Concept for Nuclear FuelWaste Disposal ; Post-Closure Phase,

AECL-8383, Atomic Energy of CanadaLimited, Pinawa, Manitoba (1986).

[17]. LOPEZ, R.S. and JOHNSON, L.H.,Vault Sealing Research andDevelopment for the Canadian NuclearFuel Waste Management, AECL-9053(1986).

[18]. POERNOMO, H., Karakteristik Migrasi90Sr dalam Bahan Urug Bentonit padaPenyimpanan Limbah Radioaktif TanahDangkal, (akan diterbitkan padaProsidingPPIPPNY1998).

TANYA JAWAB

Budi Setiawan• Mohon dijelaskan metoda perhitungan

dari parameter-paratneter yang diujikan.• Metoda optimalisasi dari parameter yang

diperoleh, apakah dilakukan secarascoring atau mapping.

Hery Purnomo• Metoda perhitungan1) Koefisien dispersi longitudinal

ditentukan dengan persamaan :

DL = a . Vw

(DL)

dengan DL = koefisien dispersilongitudinal (cm2/detik), a = dispersivitas(cm), Vw = kecepatan rembesaninfluen melalui unggun 'tanah dalamkolom (cm/detik).a) Dispersivitas ditentukan.; dengan

persamaan:

CC = 3 . L ( t 1 , o - t o . o ) / ( 1 6 . 7 t . to,5)dengan L = tinggi unggun tanahdalam kolom (cm), t1|0 = waktukesetimbangan (detik)/ to.o =? waktutinggal larutan dalarh unggunbentonit (detik), to,5 = waktu (detik)pada saat aktivitas Sr90 dalamefluen (Ct) setengah aktivitas Sr90

dalam influen (Co).

b) Kecepatan rembesan (Vw)ditentukan dengan persamaan :

K H

dengan K = permeabilitas ataukonduktivitas hidraulik (cm/detik),H = tinggi head akuades dalamkolom (cm), s = porositas sampel

111

Prosiding Presentasi llmiah Daur Bahan Bakar Nuklir IVPBBN-BATAN Jakarta, 1-2 Desember 1998

ISSN 1410-1998

tanah dalam kolom, L = tinggiunggun tanah dalam kolom (cm).

c) Permeabilitas ditentukan denganpersamaan :

K =V.L

t.A.(L + H)

dengan V = volutn efluen selama t(cm ), H = tinggi head akuadesdalam kolom (cm), t = waktu alirsampai volume efluen V (detik), A =luas penampang lintang kolomtanah (cm2), L = tinggi ungguntanah dalam kolom (cm).

koefisien distribusi (cm3/g), VT =volume efluen tota! padakesetimbangan (cm3), Vj = volumeefluen setiap saat (cm3), Co = aktivitasSr dalam influen (p.Ci/cm ), Ct =aktivitas Sr90 dalam efluen pada saat t((iCi/cm3), w = berat sampe! tanahdalam kolom (g).

Metoda optimalisasi terhadap parameterK, DL dan Vr belum dilakukan secarascoring atau mapping, tetapi akandilakukan pada penelitian lanjutan.

.902) Kecepatan migrasi Srsu dalam tanah(Vr) ditentukan dengan persamaan:

dimana:

r w

R"

£

Kd =vT.cQ-T.vt.ct vT

I.vt.ct w

dengan R = faktor retardasi, p0 = rapatmassa curah tanah (g/cm3), Ka =

112


LAMPIRAN

Gambar2. Lokasi pengambilan sampel tanah di daerah Genggrengan

1 1,5 2 2,5 3

vVaktu alir (jam)

10 15 20 25 30 35 40 45

Waktu alir (jam)

Gambar 3. F'rofil konsentrasi Sr-90efektif' pada sampel tanah darititik bor G3.

Gambar4. Profil konsentrasi Sr-90efektif pada sampel tanah darititik bor G5

113

Prosiding Presentasi llmiah Daur Bahan BakarNuklir IVPEBN-BATAN Jakarta, 1-2 Desember 1998 ISSN 1410-1998

o

1 -

0,9 -

0,8-0,7-0,6-0,5-0,4-

0,3-0,2-0,1 '•

0 -

lij1

/> < - » O 1 i i 1 • • 1 • • 1 • •

6 9

Waktu alir O'am)

12 15

Gambar5. Profil konsentrasi Sr-90efektif pada sampel tanah darititik bor G8

o

1 -

0,9-

0,8-

0,7-

0,6;

0,5-

0,4-

0,3-

0,2-

0 ,1 -

0 -• s»rT • i

//

//

//

• i • i . i .

8 12 16

Waktu alir (jam)

20 24

Gambar 6. Profil konsentrasi Sr-90 efektifpada sampel tanah dari titik borG9

d

0 4 8 12 16 20 24 28 32 36

Waktu alir (jam)

Gambar 7. Profil konsentrasi Sr-90efektif pada sampel tanah darititik bor G13

d

1 -0,9 -0,8 :

0,7 ;

0,6-0,5-0,4-0,3-0,2-0,1 -

0 -

I

1t

I1J

1• « • • K * T | I |

Wakiu alir (jam)

Gambar8. Profil kcnsentrasi Sr-90efektif pada sampel tanah darititik bor G14

d

1 -

0,9;

0,8-

0,7-

0,6-

0,5;

0,4-

0,3-

0 ,2;

0,1 -

0 -

)

/

/y////

• /

B 3 . • . l B • I • • I • • 1 . ,12 15

Waktu alir

Gambar 9. Profil konsentrasi Sr-90 efektifpada sampel tanah dari titik borG15

Tabe! 4. Hasil analisis kimia sampeltanah Genggrengan Muria Jeparapada berbagai titik bor dengankedalaman 25 sd. 30 m

Unsur

SiO2

AI2O3

Fe2O3

CaOMgONa2OK2OMnOTiO2

Titik bor

G346,71

18,52

10,63

5,68

2,68

0,77

1,46

0,16

1,06

G549,93

18,86

7,77

4,33

2,00

1,04

1,90

0,16

0,96

G848,42

17,57

8,24

5,68

2,03

1,22

3,53

0,14

0,98

G945,71

18,35

11,05

5,85

4,68

1,00

1,60

0,14

1,16

G1346,39

20,89

12,47

3,10

2,25

0,54

1,72

0,13

1,02

G1446,25

21,45

9,11

4,32

1,71

0,83

1,39

0,12

0,96

G1547,12

19,83

9,57

3,96

1,15

0,77

1,48

0,11

1,11

114

ISSN 1410-1998

ID0200013

Prosiding Presentasi llmiah DaurBahan Bakar Nuklir IVPEBN-BATAN Jakaria, 1-2 Desember 1998

PREPARASI SERBUK CAMPURAN THO2 + UO2+XDENGAN GRANULASIMEKANIK DUA TAHAP

Tundjung Indrati Y*,Nurwidjayadf, Endang Nawangsih*, Ari Handayanf* Pusat Penelitian Nuklir Yogyakarta - BATAN** Pusat Penelitian Sains Materi - BATAN

ABSTRAK

PREPARASI SERBUK CAMPURAN ThO2 + UO2+X DENGAN GRANULASI MEKANIK DUATAHAP. Granulasi mekanik dua tahap telah dilakukan untuk memperbaiki karakteristikistikserbuk campuran yang mempunyai bentuk berbeda dan berukuran halus. Berdasarkan hasilpenelitian karakteristikisasi serbuk campuran ThC>2 dan UO2+x hasil granulasi mekanik tahap IIdengan waktu giling 60 menit bertambah baik dan pelet mentah untuk umpan proses sintermemenuhi syarat.

ABSTRACT

PREPARATION OF THORIUM AND URANIUM MIXED 0XIDE POWDER BY TWO-STEPMECHANICAL GRANULATION. The two-step mechanical granulation was done to improve themixed powder characteristics of ThC>2+UO2+x which resulted fine powders and different particleshape. Based on the experiment results, the characteristics of mixed oxide granulated powderfrom the second step with milling time of 60 minutes has been obviously improved. The density ofthe green pellet is acceptable as the feed for sintering.

PENDAHULUAN

Pelet oksida campuran torium danuranium digunakan sebagai bahan bakarreaktor nuklir jenis suhu tinggi {HTR - HighThermal Reactor). Parameter proses pem-buatan pelet yang berpengaruh terhadapkeberhasilan pembuatan pelet campuranadalah sangat banyak. Oleh karena parame-ternya sangat bervariasi, maka evaluasikeberhasilannya dapat ditinjau secara berta-hap tanpa mengesampingkan sasaranutama, yaitu pelet oksida campuran toriumdan uranium yang memenuhi syarat sebagaibahan bakar reaktor nuklir suhu tinggi'1'21.

Keberhasilan pembuatan kompakanserbuk campuran sangat tergantung kepadakecermatan preparasi serbuk. Granulasimekanik sangat diperlukan dalam membuatpelet bahan bakar campuran ThO2 danUO2+X, karena bentuk serbuk tersebut berbe-da satu sama lain dan ukuran serbuknyasangat halus. Granulasi mekanik yang akandilakukan mempunyai beberapa proses yaitupencampuran, kompaksi, pemecahan hasilkompaksi dan penggilingan [milling). Proses-proses tersebut dapat dilakukan berulangatau bertahap. Tujuan melakukan granulasimekanik adalah untuk memperoleh karakte-ristik serbuk yang lebih baik dan mempunyaihomogenitas yang relatif tinggi. Kebenaranhipotesa dalam penelitian ini akan didasarkanpada hasil karakteristikisasi serbuk campuranThO2 dan UO2+X. Karakteristik serbuk yang

akan ditinjau adalah distribusi ukuran serbuk,morfologi serbuk, luas permukaan, danhomogenitas mikroskopik serbuk campuranbaik serbuk yang belum digranulasi maupunyang telah digranulasi serta hasil kompaksiserbuk. Pengukuran berat jenis pelet hasilkompaksi di setiap tahapan dapat digunakanuntuk mengevaluasi keberhasilan dari prepa-rasi serbuk secara cepat.

TEORI

Hasil kompakan suatu serbuk sangattergantung dari karakteristik serbuk, metodapengompakan, dan parameter operasi yangada pada proses granulasi mekanik. Karak-teristik serbuk yang sangat berpengaruh ada-lah distribusi ukuran serbuk, bentuk, morfolo-gi serbuk, dan homogenitas mikroskopis.Preparasi serbuk untuk pembuatan peletmentah hasil kompaksi sangat spesifik apabi-la bentuk serbuk sangat berbeda. SerbukThO2 mempunyai bentuk serpih {flake) danserbuk UO2+X mempunyai bentuk bulat(sphere) seperti terlihat pada Gambar 113'.

Dua macam serbuk tersebut apabilalangsung dikompakkan kemungkinan besarakan terjadi relaxation (relaksasi) dan efekbridging, karena adanya perbedaan bentukserbuk yang mencolok dan ukuran serbukyang halus. Data kuantitatif menunjukkanbahwa fraksi berat serbuk campuran yanglolos ayakan 325 mesh sebesar 92,35 %.Untuk menghindari relaksasi dan efek

115


ISSN 1410-1998

bridging, maka serbuk campuran tersebutharus mengalami granulasi mekanik yangterdiri atas beberapa proses seperti pencam-puran mekanik, kompaksi, pemecahan pelet,dan penggilingan. Proses granulasi mekaniktersebut dapat diulang pengerja&nnya se-hingga karakteristik serbuk campuran sema-kin baik. Pengulangan tersebut dapat dimoni-tor secara cepat dengan mengukur beratjenis pelet hasil kompaksi setiap tahapandalam melakukan granulasi mekanik. Beratjenis pelet hasil kompaksi yang memenuhisyarat untuk disinter sekitar 50-70 % dariberatjenisteoritis1314'51.

A.

a.Serbuk ThO2

tumpukan serpihan ThO2+x

B. Serbuk campuran ThO2 dan UO2+X

a. serpihan ThC^ b. serbukc. tumpukan ThO2 dan UO2+X

C. Serbuk UO2+X

Gambar 1: Morfologi serbuk ThO2 danUO2+X.

Serbuk campuran hasil granulasi dariserbuk mempunyai bentuk yang berbeda.Bentuk tersebut dipengamhi oleh prosespenggilingan {milling). Parameter utama yangmempengaruhi bentuk serbuk campuran ada-lah waktu penggilingan yang dapat ditentu-kan dengan cara menetapkan jumlah danukuran bola untuk jenis mesin penggilingtertentu. Gerakan bola yang dipengaruhi olehgerak rotasi mesin penggiling menyebabkanserbuk campuran membulat dan makin tam-bah waktu maka bulatannya semakin sem-purna. Disisi lain, apabila waktu penggilinganterlalu lama, tnaka bulatan dari serbuk cam-puran kemungkinan terurai dan pecah se-hingga distribusi ukuran serbuk berubah.Kondisi paling fatal yang ditimbulkan adalahberat jenis teoritis hasil kompaksi menjadirendah. Skema mesin penggiling dan gerakbola dalam mesin penggiling dapat dicermatipada Gambar 2 dan 3[^\

\

Oambar ] • Mcsin pcnggiling lipc nmbler,

Gambar 2: Mesin penggiling tipe tumbler.

Gambar 3 : Skema gerak bola bola mesinpenggiling selama rotasi terjadi.

a. efek tumbukan sehingga material hasil peng-hancuran (crushing) bertambah kecil.

b. model tumbukan.c. proses serbuk terperangkap di antara gerak

bola yang berfungsi sebagai pengaduk.

116

ISSN 1410-1998 Prosiding Presentasi llmiah Daur Bahan Bakar Nuklir IVPEBN-BATAN Jakarta. 1-2Desember 1998

TATA KERJA

Bahan dan Alat

Bahan

Serbuk campuran ThO2 dan UO2+x

Alat

1. Mesin pencampur2. Mesin penggiling3. Alat timbang4. Mikrometer5. Alat kompaksi penekanan tunggal

METODA KERJA

Gambar 4 menggambarkan blokdiagram tahapan kerja penelitian. Tiga ratusgram campuran serbuk ThO2 dan UO2+X (10% berat) dicampur dalam mesin pencampurselama 30 menit. Tabung pencampur serbukterbuat dari plastik. Distribusi ukuran serbukcampuran ditentukan dengan metoda peng-ayakan. Metoda tersebut menggunakan TylerTrays yang dimonitor morfologi serbuknyadengan scanning electron microscope (SEM)dan homogenitas mikroskopis diukur denganfasilitas EDAX dari SEM.

Serbuk ThO,

PENCAMPURAN

FENGGILING

PENGGILING

Distribusi biaspemukaan

Tyiertrajs Suifaoe•sreamater

KOIvPAKSI

KOMPAKSI

KOMPAKSI

Mbrfblogiseibuk

PELET

PELET

I

PELET

SEM

ANALISADATAdanKESlMPULAN 4

Gambar4 : Blok diagram peneliti&n

Serbuk campuran dikompaksi meng-gunakan alat kompaksi penekanan tunggaldengan tekanan yang tidak mengakibatkanefek relaksasi. Pada penelitian ini digunakantekanan 10, 20, 30, dan 40 kN. Dies danpunch pada alat kompaksi terbuat dari bajadengan kandungan nikel tinggi. Pelet hasilkompaksi tahap I diukur berat jenisnya dankemudian dihancurkan serta digiling dalam

waktu yang bervariasi. Setiap waktu tertentuserbuk campuran dimonitor distribusi ukuranserbuk, morfologi dan homogenitas mikros-kopik. Pemonitoran homogenitas mikroskopisdila-kukan pada 9 titik pada spesimen serbukyang telah dilapisi dengan emas (Au). Serbukcampuran kemudian dibuat pelet lagi dengantekanan yang iebih besar dibandingkandengan tahap I dengan syarat tidak memberi-

117

Prosiding Presentasi llmiah DaurBaban Bakar Nuklir IVPEBN-BATAN Jakarta, 1-2 Desember 1998

ISSN 1410-1998

kan efek relaksasi. Dalam penelitian initekanan yang dicoba adalah 30 kN, 40 kNdan 50 kN. Pelet diukur berat jenisnyadengan cara menimbang berat pelet danmengukur dimensi. Berat jenis yang didapatmerupakan beratjenis relatif yang kemudiandihitung berat jenis teoritisnya. Pelet kemu-dian dihancurkan dan digiling dengan mem-variasikan waktu penggilingan. Tabungpenggiling dan bola mesin penggiling terbuatdari keramik. Pemonitoran serbuk hasilgranulasi ini dilakukan seperti pemonitorantahap I yaitu distribusi ukuran serbuk, morfo-logi serbuk dan homogenitas mikroskopis.

Untuk mengetahui keberhasilan pre-parasi lebih lanjut maka serbuk yang telahselesai preparasi serbuknya dibuat pelet lagi.Pembuatan pelet tahap akhir ini merupakanpelet mentah (green pellet) sebagai umpanproses sinter. Pada penelitian ini, pelet di-buat dengan menggunakan mesin kompaksibertekanan tunggal. Pelet mentah ini jugadiukur berat jenisnya dan dihitung berat jenisteoritisnya.

HASIL DAN BAHASAN

1. Penentuan Tekanan Kompaksi

Penentuan tekanan kompaksi padaproses granulasi mekanik dilakukan denganpercobaan melakukan kompaksi peletdengan tekanan tertentu sehingga pelet tidakberubah lagi menjadi serbuk. Batasan inisering disebut dengan tidak adanya efekrelaksasi, retakan dan patahan secara visual.Tabel 1 berisi data percobaan kondisi pene-kanan serbuk campuran ThO2 dan UO2+X

yang belum digranulasi dan yang telahmengalami granulasi dengan metodapenekanan tunggal.

Serbuk campuran yang belum digra-nulasi pada penekanan sebesar 15 kNmemberikan data baik tanpa efek relaksasidan retak, ketika serbuk diberikan penekananlebih besar yaitu 20 kN diperoleh data yanglebih baik. Ini terlihat dengan adanyakenaikan berat jenis pelet hasil kompakanyaitu dari 6,2 g/cm3 untuk penekanan 15 kNnaik menjadi 7,46 g/cm3 untuk penekanan20 kN. Pada penekanan 30 dan 40 kNserbuk campuran yang belum digranulasi

ternyata memberikan efek relaksasi di manaserbuk yang telah mengalami penekananketika dikeluarkan dari dies berubah menjadiserbuk kembali. Ini disebabkan serbuk dido-minasi oleh serbuk yang berukuran halusyaitu 92,55 % berat (Gambar 5). Padapenekanan yang relatif besar terhadapserbuk halus terjadi gaya saling tolakmenolak diantara partikel sehingga peletyang diharapkan menjadi hasil kompakanmenjadi serbuk lagi.

Serbuk campuran ThO2 dan UO2+X

yang telah digranulasi dengan penekanan20 kN dan digiling selama 30 menit dicobauntuk dikompaksi dengan berbagai kondisipenekanan yaitu 30, 40, dan 50 kN. Daridata pada Tabel 1 ternyata kondisi yangpaling baik adalah dengan penekanan 30 kN.Serbuk campuran yang ditekan sebesar 40dan 50 kN mengalami retak dan patah. Halini disebabkan karena tekanan yang terlalubesar untuk serbuk yang granulasinyamungkin belum sempurna. Oleh karena itu,kajian morfologi serbuk sangat diperlukan.

2. Distribusi ukuran dan morfologiserbuk

Distribusi ukuran serbuk campuranThO2 dan UO2+x (10% berat) yang belumdigranulasi dan yang sudah digranulasi dapatdicermati pada Gambar 5. Distribusi ukuranserbuk campuran yang belum digranulasitermasuk serbuk yang berukuran halus. Inidapat dinyatakan pada data kuantitatifdimana serbuk halus yang lolos dari ayakan325 mesh (ukuran partikel 50 \im) cukupbanyak yaitu 92,55 % berat. Adanya serbukberukuran halus, maka serbuk tersebutsangat memerlukan granulasi mekanik.Proses kompaksi, pemecahan dan penggi-lingan akan merubah bentuk dan ukuranserbuk campuran yarig belum digranulasi.Dari distribusi ukuran serbuknya ternyataserbuk yang berukuran halus 50 \\.m secaradrastis berkurang dari 92,53 % berat menjadi16,88 % berat. Serbuk campuran yangberukuran besar, tertampung pada ayakan50 mesh (295 |am) bertambah banyak yaitumenjadi 15,64 % berat dari 0,02 % berat.Data distribusi ukuran serbuk yang telahmembentuk kurva normal yang baik ini perludiikuti dengan gambar morfologi serbukcampuran hasil granulasi untuk pemonitoranganda.

118

ISSN 1410-1998 Prosiding Presentasi llmiah DaurBahan Bakar Nuklir IVPEBN-BATANJakarta, 1-2 Desember 1998

Tabel 1 : Besarnya kompaksi (kN) dengan penekanan tunggal terhadap serbuk campuran ThO2

dan

No

1

2

3

4

Serbuk campuran ThO2 + UO2+X belumdigranulasi

kN

15

20

30

40

Berat(g)

4,02

3,8

4,1

4,34

0(mm)

10,1

10,1

-

-

L(mm)

8,1

6,5-

-

P(g/cm3)

6,2

7,46-

-

Kete-rangan

Baik

Baik

Relak-sasi

Relak-sasi

Serbuk campuran telah digranulasi

kN

20

30

40

50

Berat(g)

0(mm)

L(mm)

P(g/cm3)

Kete-rangan

Tidak dicoba

3,68

3,74

4,02

10,1-

-

6-

-

7,04-

-

Baik

Retak

Patah

0 ; L; p : merupakan diameter, panjang dan berat jenis pelet yang diukur dan dihitung tiga kali untuk satupelet. Untuk penekanan tertentu sehingga pelet berhasil dibuat dengan baik maka pelet dibuatberulang.

kN : kilo Newton.

% berat

100

80

60

40

20

0

1 .tnp gran (% berat) •2.gran l,t = 30' •3.gran II, t=30" m

4.gran II, t = 60" •5.gran II, t= 75" •

0.022315.842

17.4221.0712.18

Gambar 5 : Distribusi ukuran serbuk campuran ThO2 dan UO2+X yang digranulasi dan tanpagranulasi.

119

Prosiding Presentasi llmiah DaurBahan Bakar Nuklir IVPEBN-BATAN Jakarta, 1-2 Desember1998

ISSN 1410-1998

•«' . « " - •

yaiig telahfeigia.iTalaji

I.55E3

c. seibuJt cattipuran'nOsdaiiUO s-

B

BftTAH

GambarB : Morfologi serbuk campuran ThO2 dan UOj+x hasil granulasiA. tahap I,penekanan 20 kN, waktu penggiiingan30 tnenit.B. tahap II, penekanan 30 kN, waktu penggilingan 60 menit.

Distribusi ukuran serbuk yang adapada Gambar 5 untuk setiap tahapan granu-lasi dan waktu penggilingan bila dikaji akanselaras dengan morfologi serbuknya. Seba-gai contoh Gambar 6A merupakan morfologiserbuk campuran ThO2 dan UO2+X hasilgranulasi tahap I dengan waktu penggilingan30 menit. Bila dicermati ternyata beberapaserbuk ThO2 (titik a) masih terpisah denganUO2+X (titik b), walaupun ada bebera-pabutiran telah tercampur cukup sempurna (titikc). Berdasarkan hal tersebut, serbukcampuran hasil granulasi tahap I (20 kN -waktu penggilingan 30 menit) perlu digranu-lasi lagi walaupun berat jenis pelet dari ser-buk ini sudah memenuhi syarat yaitu 66 %dari berat jenis teoritis. Hasil granulasi tahapII (30 kN - waktu penggilingan 60 menit)memberikan distribusi ukuran serbuk yang le-bih baik. Serbuk tersebut mempunyai kompo-sisi berukuran besar yaitu serbuk berukuran175-295 nm (tertahan ayakan 80 mesh)sekitar 43 %. Serbuk berukuran sedang yaituserbuk yang berukuran 90-150 \im (tertahanayakan 170 mesh) sebanyak 30 %. Serbukhalus berukuran < 90 nm yang loios ayakan170mesh sekitar 27 %. Ini dapat dikatakanbahwa serbuk tersebut ditinjau dari distribusiukuran serbuknya telah memenuhi syarat un-tuk dibuat pelet mentah (green pellet) seba-

gai umpan proses sinter. Syarat tersebut me-ngacu pada SANDS dan SHEAKSPEARE14'bahwa serbuk untuk membuat pelet mentahharus berukuran besar 50 %, serbuk berukur-an sedang 25 % dan serbuk berukuran halus25 %. Kecuali distribusi ukuran serbuk yangdiperoleh, ternyata hasil pemonitoran morfo-logi serbuk cukup baik yaitu dengan adanyabentuk yang membulat antara campuran ser-buk ThO2 dan UO2+X (Gambar 6B). Bentukbulat itu akibat gerak putar (rofaf/on) mesinpenggiling demikian juga jumlah butir beru-kuran besar bertambah dengan adanyawaktu penggilingan antara 30-60 menit. Halini karena adanya penempelan serbuk halusakibat gerak rotasi tersebut di atas. Distribusiukuran dan morfologi serbuk yang relatifmemenuhi syarat mengakibatkan pelet yangdibuat dari serbuk tersebut mencapai beratjenis 67,89% dari berat jenis teoritis.

Pada waktu penggilingan diperpan-jang menjadi 75 menit maka serbuk yangberukuran kecil bertambah banyak yaitu dari10,1 % berat menjadi 20,6 % berat. Ini akibattumbukan antar serbuk yang sudah membu-lat dengan bola-bola penggiling menjadipecah. Berat jenis pelet yang dibuat dariserbuk ini turun menjadi 66,5 % dari beratjenis teoritis.

120

ISSN 1410-1998 Prosiding Presentasi llmiah Daur Bahan Bakar Nuklir IVPEBN-8ATAN Jakarta, 1-2Desember 1998

3. Homogenitas mikroskopTs: dan luaspermukaan serbuk.

Pengukuran komposisi kandunganTh4+ dan U dalam serbuk hasil granulasidilakukan sembilan spot dan setiap spotdilakukan tiga sampai lima pengukuran atomTh4+ dan U . Tabel 2 merupakan hasil pe-ngukuran atom Th4+ dan U4+ menggunakanfasilitas EDAX yang ada pada mikroskopelektron (SEM). Pada tabel tertera gambarmorfologi serbuk, kurva difraksi sinar X untuksetiap atom pada energi tertentu, datakuantitatif dalam % berat dan luas permuka-an untuk serbuk campuran yang belum dantelah mengalatni granulasi mekanik bertahap.Pada kurva difraksi sinar X terlihat atom Aukarena dalam preparasi spesimen menggu-nakan pelapis emas, sedangkan tampilanintensitasnya hampir tidak ada perbedaan.Tidak adanya perbedaan tersebut didukungdengan data kuantitatif berupa % atom Thdan U4+ yang ada dalam serbuk campuranhasil granulasi hampir sama, tetapi secarastatistik masih dapat dikatakan ada sedikitperbedaan.

Jumlah UO2+x yang dicampurkanadalah 10% berat. Hasil pemonitoran de-ngan EDAX menunjukkan bahwa % beratatom U4+ = 12,662 %, dan bila dikonversikanke % berat UO2+X sebesar 12,87 %. Perbeda-an ini karena pencampuran serbuk yangbelum sempurna dan preparasi spesimenkurang baik.

Pada pemonitoran serbuk hasil gra-nulasi ternyata jumlah UO2+X jauh lebih besardari penambahan UO2+X saat proses belumdilakukan. Secara kuantitatif perbedaannyasekitar 13-17 % berat untuk granulasi tahap I,waktu giling 30 tnenit, granulasi tahap IIdengan waktu giling 30 dan 60 menit. Hal inidisebabkan serbuk UO2+X yang berukuranlebih halus dan berbentuk bulat cenderungmenempel pada bagian luar serbuk yangtelah digranulasi. Di samping itu, adanyapenggabungan atau penempelan antar ser-buk ThO2 dan UO2+Xl mempengaruhi luaspermukaan. Makin lama waktu penggilingandapat sedikit menurunkan Iuas permukaanyaitu 1,44 m2/g (waktu giling 30 menit) dan1,36 m2/g (60 menit). Penggabungan antarserbuk ThO2 cenderung terjadi di bagiantengah dari satu satuan serbuk yang telahtergranulasi. Hal ini terlihat jelas pada Tabel2 - nomor 4 - kolom ke 3 atau Gambar 6B.

Pada serbuk campuran hasil granu-lasi tahap II dengan waktu giling 75 menit,jumlah UO2+X yang termonitor semakinbanyak. hal ini dimungkinkan serbuk UO2+X

yang sebelumnya sudah berukuran kecilakan menjadi lebih kecil lagi akibat tumbukandengan bola lebih lama sehingga pada saatpreparasi serbuk lebih mudah diambil.Serbuk yang telah tergranulasi sempurnaterurai menjadi serpihan dengan luaspermukaan serbuk 1,64 m2/g.

SIMPULAN

Berdasarkan hasil penelitian prepa-rasi serbuk campuran ThO2 dan UO2+X de-ngan granulasi mekanik dua tahap dapatdisimpulkan sebagai berikut:

1. Karakteristik serbuk campuran ThO2 +UO2+X hasil granulasi mekanik dua tahaplebih baik dibandingkan dengan serbukyang tidak digranulasi. Hal ini dapatditinjau dari data penentuan kompaksiserbuk, distribusi ukuran serbuk, morfo-logi serbuk, berat jenis pelet hasil kom-paksi, pemonitoran homogenitas mikros-kopis dan luas permukaan.

2. Berdasarkan karakterisasi, serbuk cam-puran hasil granulasi yang paling baikadalah serbuk hasil granulasi mekaniktahap II dengan waktu giling 60 menit.Distribusi ukuran serbuknya mempunyaikomposisi 43 %berat tertahan padaayakan 80 mesh, 30 % tertahan padaayakan 170 mesh dan serbuk halussebanyak 27 % berat. Berat jenis peletmentah untuk umpan proses sinteradalah 67,89 % dari berat jenis teoritis.Serbuk berbentuk bulat yang merupakanpenggabungan serpihan-serpihan ThO2

dan penempelan serbuk UO2+X denganluas permukaan 1,34 m2/g. Data homo-genitas mikroskopis yang termonitorkurang representatif sehingga perlu di-coba dengan metoda lain.

PUSTAKA

[1]. BENJAMIN, M. Ma, Nudear ReactorMaierials and Application, VanNostrand Reinhold Co, New York,1983, p. 250-280.

[2]. FROST, Ceramic Fuel for NuclearReactor, London , 1970, p. 30 - 40.

[3]. TUNDJUNG, I.Y, dkk, Kajian morfo-logi serbuk campuran ThO2 + UO2+X

121

Prosiding Presentasi IMah Daur Bahan Bakar Nuklir !VPEBN-BATAN Jakarta, 1-2 Desember 1998

ISSN 1410-1998

hasil granulasi mekanik, dipresenta-sikan pada seminar ilmiah, PPTN-BATAN, Bandung, 1998 (belumterbit).

[4] . SANDS and SHEAKSPEARE,Powder Metallurgy, London, 1966,p. 1-45.

[5]. ERHAD, K., Powder Metallurgy HandBook, Vo! I, Ohio, ASM, 1973,p. 3 - 70.

[6]. RIOS, P.R., Effect of Size Distri-bution on the Kinetics of NormalGrain Growth and of ParficleCoarsening, Acta Metai Material, 38,10, 1990, p. 3155-3160.

[7]. NAGAl, Y., and LAI, G. C, Prepara-tion of Fine AIN Powder by WetBaHmilling and Their Characte-rization, J. of Ceramic Society ofJapan, Vol. 105, 1997, p. 9-13.

Tabel 2: Penentuan luas permukaan dan komposis i pada serbuk campuranmetoda : • BET (untuk luas tnuka).

• EDAX ( untuk komposisi)

N

il)

Spesimen

(2)

kurva difraksisinar X

(4)

Torium(%-berat)

(5)

Uranium(%-berat)

(6)

luas per-mukaan(m2/g)(7)

Serbuk ThO2

+UO2+X belumdigranulasi

82,60

±0,045

12,66

±0,023

Serbuk granulasi I

(20 KN, 30")

72,74

±0,25

27,26

±0,095

1,60

1,54

Serbuk granulasi

(30 KN, 30")

76,20

±0,15

Serbuk granulasi

(30KN, 60')

76,40

±0,015

23,797

±075

23,60

± 0,025

1,44

1,36

Serbuk granulasi II

(30 KN, 75 ")

68,77

±0,27

31,26

±0,15

1,636

122

ISSN 1410-1998 Pmsiding Presentasi llmiah Daur Bahan Bakar Nuklir IVPEBN-BATANJakarta, 1-2 Desember 1998

TANYA JAWAB

Saeful Hidayat• Bagaimana preparasi

untuk analisis SEM.sampel serbuk

Apakah serbuk ThO2 dan U02+x dalambentuk satuan partikel atau aglomerat.

Tunjung Indrati Y.• Serbuk disebarkan di atas stub yang

telah direkati dengan double selotip.Spesimen dilapisi emas denganmenggunakan sputtering.

• Serbuk ThO2 dan UO2+X dalam bentuksatuan partikel.

Erza Rustam• Granulasi dilakukan dua tahap. Granulasi

ke I memberikan hasil yang cukup baguspada tekanan 20 kN. Granulasi ke IImemberikan hasil yang bagus padatekanan 30 kN. Mengapa pada granulasike II tidak dilakukan pada tekanan 20 kNdimana pada tekanan tersebut granulasike I memberikan hasil yang bagus.

Tunjung Indrati Y.• Pada dasarnya penekanan yang besar

untuk serbuk tergranulasi akan mem-berikan ikatan mekanik yang lebih besarsehingga pada saat tahap penggilinganakan diperoleh distribusi ukuran serbukbaru yang memenuhi kurva normaldengan persentase seimbang.

Nusin Samosir• Apa yang membuat serbuk UO2 dan

ThO2 dari bentuk serpih menjadigranular. Bagaimana mekanismenya.

Tunjung lndrati Y.• Adanya perubahan bentuk serbuk UO2

dan ThO2 dari serpih menjadi granulardapat diterangkan. Mekanismenya seba-gai berikut:1. Pada saat serbuk dikompaksi terjadi

ikatan antar butir secara mekanik.2. Pada saat pelet hasil kompakan

dipecah maka terjadi pecahan peletdi mana setiap pecahan masih mem-punyai ikatan antar butir tetapi pe-

cahan tersebut belum berbentukgranular,

3. Pada saat pecahan pelet digilingmaka terjadi dua peristiwa yaitu :a. pecahan menjadi lebih kecil

karena tumbukanb. pecahan tergranulasi menjadi

bentuk mendekati bulat karenagerak putar mesin penggiling.

• Proses penggilingin ini mengakibat-kan serbuk menjadi halus, tetapidengan membatasi waktu giling,perbandingan bola dan material,ukuran serbuk dapat terkendali padadistribusi yang dikehendaki.

Widjaksana• Bagaimana efek parameter proses

preparasi serbuk terhadap karakteristikserbuk campuran.

Tunjung Indrati Y.• Pengaruh tekanan pada proses kompak-

si pada pembentukan pelet mentah akanmemberikan efek terikatnya butiran-butiran serbuk menjadi suatu kompakan.Berdasarkan kenyataan ini, maka pene-kanan serbuk merupakan salah satuparameter yang berpengaruh terhadapkarakteristik serbuk. Tekanan makinbesar maka ikatan antar butir makin kuatsehingga pada saat terjadi tumbukanserbuk yang sudah terikat tadi tidakmudah terurai lagi atau ukuran butirandan bentuknya dapat dioptimalkandengan mencermati parameter-parame-ter yang berada pada proses peng-gilingan yang salah satunya adalah wak-tu penggilingan. Parameter perbandinganbanyak bola dan berat serbuk dibuattetap. Sepuluh bola dengan diameter 2cm dan 1 cm untuk setiap 100 gramserbuk. Kecepatan putar penggiling dibu-at tetap 500 rpm untuk kontainer mesinpenggiling dengan ukuran panjang16,5 cm dan diameter 13 cm,

1. SugiyantoMohon dijelaskan, kenapa preparasiserbuk campuran ThO2 + UO2+X dengangranulasi mekanik lebih baik dibanding-kan tanpa granulasi.

Bagaimana persyaratan preparasi serbukcampuran ThO2 + UO2+X.

123

Prosiding Presentasi llmiah Daur Bahan Bakar NuklirlV ISSN 1410 1998PEBN-BATAN Jakaria, 1-2 Desember 1998

Tunjung Indrati Y.• Berdasarkan data distribusi ukuran

serbuk terlihat bahwa ukuran serbukhalus (150 jam) tanpa granulasi sebesar92,5%, serbuk sedang dan serbuk kasarhanya 7,5%. Kondisi ini tidak memenuhikurva normal. Untuk serbuk hasilgranulasi tahap II dengan waktu gilinq60 menit, distribusi ukuran serbuknyamengikuti kurva normai dengankomposisi serbuk halus = 27%, serbuksedang = 30% dan serbuk kasar = 43%.

• Syarat preparasi campuran ThO2 + UO2+X

adalah :a. Distribusi ukuran serbuk dengan kurva

normal adalah 50% serbuk kasar, 25%serbuk sedang dan 25% serbuk halus.

b. Densitas pelet mentah sebesar 50-70%berat dari densitas teoritis.

124

ID0200014


KARAKTERISASI DISTRIBUSI ZEOLIT DALAM PELET MENTAH UO2

DENGAN WDX-SEM

Sugondo, Abdul Latif, Nusin Samosir, Tata Terbit SaputraPusat Elemen Bakar Nuklir - PATAN

ABSTRAK

KARAKTERISASI DISTRIBUSI ZEOLIT DALAM PELET MENTAH UO2 DENGAN WDX-SEM.Analisis unsur aditif dalam pelet UO2 tidak mudah dilakukan dengan metoda analisis kimia.Dicoba salah satu metoda dengan dispersi panjang gelombang sinar-X {Wavelength DispersiveX-RaysA/VDX) yang terlekat pada mikroskop elektron (Scanning Electron Microscope/SEM).Sampel disiapkan dengan mencampur serbuk UO2 dan zeolit hingga homogen kemudianditambah seng stearat. Pengepresan pelet dilakukan dengan tekanan bervariasi antara 1,16 -3,49 ton/cm2. Setelah diukur densitasnya, sampel dimonting dengan resin lambat disertaiimpregnasi pada tekanan pompa rotari (10"4 torr). Selanjutnya sampel dipoles menggunakankertas amplas grit 2000 dan dilapis emas untuk uji SEM. Partikel zeolit dapat diamati denganskaning panjang gelombang sinar-X (WDX). Berdasarkan kemampuan detektor maka unsuryangdiidentifikasi adalah unsur-unsur fosfor dan silikon yang terdapat dalam zeolit. Pelet UO2 tanpazeolit tidak memberikan respon intensitas, sedangkan UO2 yang ditambah zeolit memberikanrespon intensitas. Distribusi intensitas unsur-unsur tersebut teriihat merata dan homoginsehingga dapat dinyatakan bahwa zeolit dalam pelet UO2 tercampur dengan baik. Di sampingdistribusi zeolit juga diamati distribusi unsur seng untuk identifikasi pelumas seng stearat. Darimikrostruktur terlihat adanya partikel cukup besar dalam orde 50 sampai 100 mikron, dan setelahdiskaning partikel tersebut temyata kaya unsur seng. Distribusi partikel seng stearat terlihatmerata, yaitu pada kisaran 400-600 partikel per mm2. Pada tekanan 3,49 ton/cm2 terjadipengelompokan partikel seng stearat, ditandai dengan jumlah partikel sebanyak 900 partikel permm pada suatu daerah tertentu. Ukuran partikel seng stearat mulai membesar pada tekanan2,33 ton/cm2, yaitu dari 40 jjm menjadi 50 \nn. Pada lekanan kompaksi mencapai 3,49 ton/cm2,ukuran partikel seng stearat menjadi 60 \xm di daerah pinggir pelet dan 100 nm di daerah tengah.Pembesaran partikel ini disebabkan o!eh segregasi.

ABSTRACT

CHARACTERIZATION OF ZEOLITE DlSTRIBUTION 1N GREEN PELLETS OF UO2 BYWDX-SEM. Analyses of additive elements in UO2 pellets is r.ot easy to be performed by achemical methode. It is tried by wavelength dispersive X-Rays (WDX) which is attatched onscanning electron microscope (SEM). The pellet sampies were prepared by mixing UO2 powderand zeolite as an additive until the mixture was homogeneous, and it was added by zinc stearic.Compacting ofthe petlets was performed underpressure in a range between 1.16 -3.49 ton/cm2.After the densities of the pellets were determined, the pellets were mounted with slow-resin inimpregnation-vacuum under 1Q~4 torr using a rotary pump. Furthermore, the samples werepolished until 2000 mesh in roughness and coated with gold for SEM examination. Zeoliteparticles were not identified by metallography technique because it could not be differentiatedfrom uranium particles. Instead of that the scanning WDX is used. Based on sensitivity of thedetector, phosphorus and silicon elements are identified to determine the zeolite distribution. UO2pellets without zeolite did not give off intensity, meanwhile UO2 added by zeolite gave offintensity. Distribution of the elements were fairly homogeneous so that it is stated that zeolite inUO2 pellets is mixed well. The zinc element was also examined in order to identify the zincdistribution in zinc stearic as lubricant. Based on the microstructure, there were large particles insize between 50-100 microns and they were rich of zinc element. The zinc stearic particlesseems to be homogeneous, in range between 400-600 particles per mm2. At pressure of 3.49ton/cm2, zinc stearic particles become clustered. It is proved by the existing 900 particles permm2 at a certain area. Zinc stearate starts growing atpressure compaction of 2.33 ton/cm2, thatis from 40 /jm to 50 f.tm. When pressure compaction reached 3.49 ton/cm2, zinc stean'c particlesgrew to 60 pm at pehphery and 100 /jm in the midle ofthe pellets, This enlargement seems dueto segregation.

PENDAHULUAN fisi dari dalam bahan bakar dart pembeng-kaan akibat gelembung gas hasil fisi pada

„. . . , , , , . , , batas butir merupakan faktor penting dalam• rf • D e r f j a L b £ f L P a d a

t . b 3 h a n b 3 k a - desain bahan baW1». Pelepasan gas hasiltertentu perlu ditingkatkan untuk mengurang. f i s j d g b a t a s b u t j r SQCJa rf »biaya siklus dalatr1 reaktor air nngan (bght ^ , d e pembesaran butf kirstalWater Reactors/LWR). Pelepasan gas hasil U 0 2 d » a m p * e t

HP e m b e s a r a n b u t i r d a p a t

125

Pmsiding Presentasi llmiah Daur Bahan Bakar NuMir IVPEBN-BATAN Jakarta, 1-2 Desember 1998

ISSN 1410-1998

dilakukan dengan menambahkan aditifseperti: niobia, titania dan gadol'nia, tetapiaditif tersebut juga meningkatkan difusi gashasil fisi[21.

Untuk mengatasi pelepasan gas fisi{fission gas Release, FGR) ditambahkanaditif alumino silikat, titania silikat, kaolinit danbentonit'3'. Penambahan bentonit dapatmengurangi pembebasan gas hasil fisi sertamengurangi penggelembungan batas butir.

Zeolit mempunyai komposisi miripdengan bentonit maka zeolit dapat berfungsiseperti bentonit. Untuk membuktikan fungsitersebut, langkah pertama yang dilakukanialah meneliti derajat kecampuran zeolitdengan sebuk UO2 dalam pelet mentah.Sehubungan dengan itu, diteliti pengaruhtekanan pengompakan terhadap distribusizeolit dalam pelet mentah UO2. denganmetoda dispersi panjang gelombang sinar-X.

Pembuatan pelet dilakukan melaluitiga tahap utama, yaitu pencampuran,pengepresan, dan pemanggangan {sintering).Hasil pencampuran diharapkan menghasilkancampuran padat homogen. Pengompakanditujukan untuk mencetak dimensi yangdiinginkan, dan sintering untuk mengkonsoli-dasikan partikel serbuk menjadi suatuagregat yang mempunyai kekuatan tertentu.

Pencampuran dimaksudkan untukmengontrol kedapatulangan kelicinan (wet-ting) partikel, dispersi aditif dan menghasilkancampuran homogen dengan konsistensi yangdiinginkan. Pengadukan dan pencampuranyang tidak sesuai menyebabkan cacatmikroskopik baik pelet mentah maupun peletmatang.

Pada saat awal pengadukan, bahanserbuk mengalami segregasi secara kimiawimaupun fisis. Sementara pencampurandimaksudkan untuk meningkatkan homogeni-tas kimawi maupun fisis campuran. Kecam-puran suatu sistem mengacu kepadakeadaan suatu campuran yang dapatdiuraikan setelah mengalami analisis baikkimiawi maupun fisis.

Panjang, luas, dan volume merupa-kan faktor paling besar menentukan derajatsegregasi. Pada sistem partikel, derajatsegregasi ditentukan oleh ukuran partikelpaling besar. Suatu campuran dikatakanhomogen jika komposisi tidak bervariasiterhadap posisi. Ada tiga karakteristikstatistik kecampuran yaiti/41 : segregasisempurna, random sempuma, dan dispersisempurna. Segregasi artinya konsentrasi

tertentu mengelompok di daerah tertentu.Random artinya terjadi heterogenitas kimiawitetapi bukan fisis.

Dalam pencampuran serbuk ada tigakomponen utama yang harus dicampur, yaitubahan matrik, aditif, dan pelumas. Untukuranium dioksida yang dicampur ialah serbukUO2 dan aditif. Dalam percobaan ini sebagaiaditif ialah zeolit dan pelumas seng strearat.Oleh karena itu, homogenitas aditif danpelumas perlu dikarakterisasi.

Dispersif panjang gelombang sinar-X(Wavelength Dispersive X-RaysfWDX) yangbiasanya terlekat pada mikroskop elektron(Scanning Electron Microscope/SEM) dapatdigunakan untuk analsis distribusi suatuunsur dalam suatu padatan'51. Kemampuandimensi pengindra SEM dalam orde lebihkecil dari pada satu mikron. Probe pengin-dera SEM dapat digerakan secara kontinyusehingga mempunyai kemampuan skanning.Bahan padat yang berinteraksi denganelektron memancarkan sinar-X karakteristikyang dapat dikarakterisasi dengan panjanggelombang dan energi. Unsur yang terdapatdalam pelumas dan aditif ketika berinteraksidengan elektron menghasilkan sinar-Xkarakteristik.

Sinar-X karakteristik dideteksi berda-sarkan panjang gelombangnya. Jika dilaku-kan skaning maka unsur yang berada didaerah tertentu terdeteksi. Rumus molekulzeolit ialah M2n AI2O3 SiO2 YP2O5 H2O (M2n :Na, K, Mg, dan Cu)1'. Dengan demikian jikadilakukan skaning terhadap unsur-unsurtersebut maka distribusi unsur-unsur tersebutdapat diketahui, begitu juga untuk distribusipelumas seng stearat, Zn-(OOC-(CH2)i6-CH3)2l yang dalam istilah fabrikasi dapatdisebut "ZnO".

TATA KERJA

Penyiapan sampel pelet mentah UO2

1. Ditimbang 500 g UO2, 1 g seng stearatdan 5 g zeolit

2. Diambil ± 100 g UO2 + 5 g zeolit untukdilakukan pencampuran awal denganmortar sampai bercampur sempurna(±3jam)

3. Campuran no. 2 ditambah sisa UO2 dan1 g seng stearat dimasukkan ke dalambotol plastik 0,5 liter, ditutup rapat dandicampur menggunakan alat tipe-V,selama4 jam

4. Pengompakan serbuk dilakukan untukmendapatkan pelet mentah dengan

126

ISSN 1410-1998 Prosiding Presefitasi llmiah DaurBahan Bakar Nuklir IVPEBN-BATAN Jakarta, 1-2 Desember 1998

ukuran ± diameter 15 mm dan tinggi± 1 5 mm. Tekanan pengompakan ber-variasi yaitu: 1,16 : 1,74; 2,33; 2,91; dan3,49 ton/cm2

Penyiapan sampel metalografi

1. Pelet mentah dlmounting menggunakanresin lambat kemudian diimpregnasipada tekanan pompa rotari 10"4 torr.

2. Sampel dipoles dengan kertas ampelasdari kekasaran grit 600 sampaikekasaran grit 2000

3. Sampel dilapis emas dan diperiksadengan SEM

Skaning WDX

Skaning WDX dilakukan terhadapunsur P, Si, dan Zn, menggunakan detektorLIF untuk unsur Zn dan PET untuk unsur Sidan P.

HASIL DAN BAHASAN

Distribusi zeolit

Partikel zeolit mempunyai unsurdominan yaitu aluminium (Al), silikon (Si) danfosfor (P). Analisis distribusi zeolit dilakukandengan skaning WDX terhadap unsur fosfordan silikon. Skaning Al tidak dapat dilakukankarena ada kendala teknis. Dari data-dataintensitas hasil skaning, dibuat grafikdistribusi fosfor dan grafik distribusi silikondalam pelet. Gambar-1. Distribusi ini dibuatberdasarkan mikrostruktur spot intensitasfosfor. Jumlah spot dihitung per 10 nm2 dankemudian dibuat grafik frekuensi terhadapjumlah spot per satuan luas. Dari gambarterlihat bahwa rata-rata per 10 j.im2 terdapatdua spot, minimum tidak ada spot danmaksimum ada lima spot. Diasumsikanbahwa setiap partikel fosfor memberikan satuspof(relatif terhadap efisiensi) maka jumlahspot berarti jumlah partikel fosfor. Dengandemikian maka rata-rata setiap jarak 2 nmada satu partikel fosfor, paling jarang setiapjarak 3 nm ada satu pertikel fosfor, dan palingrapat setiap jarak 1 ^m ada satu partikelfosfor. .Dengan demikian maka distribusifosfor dalam pelet mentah UO2 cukupsempurna. Mengingat fosfor merupakansalah satu penyusun zeolit maka distribusizeolit dalam pelet terdistribusi sempurna.

Gambar-2. Distribusi ini dibuatberdasarkan mikrostruktur spot intensitas

silikon. Jumlah spot dihitung per 10 \im dankemudian dibuat grafik frekuwensi terhadapjumlah spot per satuan luas. Dari gambarterlihat bahwa rata-rata per 10 nm2 terdapatdua sampai dengan tiga spot, minimum tidakada spot dan maksimum ada lima spot.Diasumsikan bahwa setiap partikel silikonmemberikan satu spot (relatif terhadapefisiensi) maka jumlah spot berarti jumlahpartikel silikon. Dengan demikian tnaka rata-rata setiap jarak 2 \xm ada satu partikelsilikon, paling jarang setiap jarak 3 |am adasatu pertikel silikon, dan paling rapat setiapjarak 1 |im ada satu partikel silikon. Dengandemikian maka distribusi silikon dalam peletmentah UO2 cukup sempurna. Mengingatsilikon merupakan salah satu penyusun zeolitmaka distribusi zeolit dalam pelet terdistribusisempurna.

Distribusi unsur fosfor dan silikon(zeolit) tidak terpengaruh oleh perubahantekanan kompaksi. Fakta ini menunjukkanbahwa metode pencampuran yang diterapkanmenghasilkan kecampuran distribusi (bukankecampuran random atau segregasi). Metodayang dimaksud ialah dengan mencampursebagian UO2 dengan zeolit dan digerusdengan mortar selama tiga jam. Penggerusanini dimaksudkan untuk mengikat zeolitmenjadi satu sistem dengan UO2 sehinggatidak terjadi tegangan muka parsial zat yangdicampur sehingga menghasilkan distribusihomogen saat dicampur dengan matrik UO2

maupun dikompaksi menjadi pelet. Hasilpada Gambar-1 untuk fosfor dan Gambar-2untuk silikon menunjukkan distribusi yangtidak dipengaruhi oleh tekanan.

Identifikasi Partike! Seng Stearat

Pada mikrostruktur, Gambar-3, terli-hat adanya partikel besar berukuran antara50-100 |.im. Partikel-partikel terdistribusisecara merata, berbentuk bulat dan me-manjang. Terlihat juga adanya keretakanmikro dengan arah radial. Keretakan ini ber-mula dari dan melewati partikel besar.

Pada mikrostruktur, Gambar-4, citramikrostruktur diperbesar sampai dengan500x dan digabung dengan citra mikro-struktur hamburan balik (back scatter).Partikel besar (diberi nama partikel-y) terlihatgelap (opaque) terhadap hamburan balikelektron.

Pada mikrostruktur, Gambar-5, citradiperbesar hingga 3000 x, sehingga padacitra mikrostruktur hanya terlihat partikel-y.

127

Prosiding Presentasi llmiah Daur Bahan Bakar Nuklir IVPEBN-BA TAN Jakarta, 1-2 Desernber 1998

ISSN 1410-1998

Skaning WDX unsur Zn dilakukan terhadappartikel-y akan menghasilkan intensitas unsurZn sebesar 120 skala. Skaning WDX unsurZn dilakukan juga terhadap daerah yang tidakmengandung partikel-y dengan perbesaranyang sama akart diperoleh intensitas 22skala. Dari fakta ini dapat diketahui bahwapartikel-y adalah seng stearat yang ditambah-kan ke dalam pelet mentah UO2 sebagaipelumas.

Pengaruh tekanan terhadap distribusi danukuran seng stearat

Gambar-6 dan Gambar-7, contohmikrostruktur sebagai dasar analisis distribusiseng stearat dan menghasilkan Gambar-8dan Tabel-1. Pada saat tekanan kompaksi1,16 ton/cm2, distribusi ZnO masih rata-rataantara 100-400 partikel per mm2, palingbanyak 800 partikel per mm2. Dengannaiknya tekanan, distribusi partikel mulaimengelompok rata-rata di antara 400-600partikel per mm2 dan pada tekanan mencapai3,49 ton/cm2 distribusi jelas berkelompokrata-rata pada kisaran 400-600 partikel permm2, paling banyak 900 partikel per mm2 danpaling sedikit tidak ada partikel.

Analisis ukuran pattikel dilakukanpada dua daerah yaitu daerah tengah peletdan daerah pinggir pelet. Ukuran partikel didaerah pinggir berkisar antara 10-60 |im dandi daerah tengah berkisar antara 10-100 j.im.Partikel seng stearat mulai membesar padatekanan kompaksi 2,33 ton/cm2 yaitu daripaling besar 40 |.im di daerah tengah maupunpinggir menjadi 50 |.im. Ukuran partikel inimenjadi 60 ^m di daerah pinggir dan 100 jimdi tengah pada tekanan kompaksi 3,49 (.im.Jadi ukuran partikel di tengah lebih besar jikadibandingkan dengan ukuran partikel dipinggir. Pembesaran partikel disebabkan olehsegregasi.

Ada tiga indeks statistik kecampuranyaitu segregasi sempurna, randomsempurna, dan dispersi sempurna'51. Partikelseng stearat menurut indeks statistikkecampuran termasuk random sempurna.Kondisi ini disebabkan partike! seng stearattidak hancur menjadi partike! lebih kecil danmengalami segregasi dengan naiknyatekanan.

SIMPULAN

1. Analisis distribusi aditif zeoiit dan sengstearat dalam pelet mentah UO2 dapatdiidentifikasi dengan WDX-SEM.

2. Aditif zeolit terdistribusi sempurna dantidak terpengaruh oleh tekanan kompaksihingga 3,49 ton/cm2.

3. Pelumas seng stearat terdistribusirandom dan mengalami segregasi de-ngan naiknya tekanan kompaksi mulaidari tekanan 2,33 ton/cm2.

UCAPAN TERIMA KASIH

Ucapan terima kasih disampaikankepada saudara Sayudi yang telahmembantu penimbangan, Isfandi dalampreparasi sampel, dan Hanifah dalampengetikan makalah.

PUSTAKA

[1]. PIRON, J.P., et al., Fuel Microstructureand RIM Effect at High Burn-Up,Proceedings 1994 International TopicalMeeting on Light Water Reactor FuelPerformance, Florida, 17-21 April 1994,p. 321.

[2]. DEHAUDT, P., et al., Microstructure ofUO2 in a Wide Range of Burn-ups andTemperatures Impacts on Fission GasRelease Mechanisms, Proceedings 1994Intemational Topical Meeting on LightWater Reactor Fuel Performance,Florida, 17-21 April 1994 , p. 140.

[3]. KUBO, T., et al., Fission Gas Behavior inAdvanced UO2 with Controlled Micro-structures, Proceedings 1994 Internatio-nal Topical Meeting on Light WaterReactor Fuel Performance, Florida, 17-21 April 1994, p. 650-658.

[4]. REED, J. S., Principles of CeramicProcessing, John Wiley and Sons, NewYork, 1989.

[5]. GOLDSTEIN, J. I., et al., ScanningElectron Microscopy and X-ray Micro-analysis, Plenum Press, London, 1984.

[6]. BARRER, R. M„ Zeolite and ClayMinerals as Sorbents and MolecularSieves, Academic Press, London, 1978.

128


LAMPIRAN

Tabel-1: Pengaruh tekanan pengompakanterhadap ukuran partikel sengstearat (ZnO) dalam pelet mentah(UO2+zeolit)

Tekanan,t/cm2

1,161,742,332,913,49

Dimsnsi ZnO, ^mpinggir10-4010-40

' 10-5010-5010-60

tengah10-4010-4010-5010-6010-100

DISTRIBUSI FOSFOR(ZEOLIT)

12 -

10 -

« 8 •

1 6"1 4<cc 1"• 2>

A —X—p3.

1 2 3 4 5

PARTIKEL PER 10 MIKRON LUAS

Gambar-1: Distribusi zeolit dalam peletmentah (UO2+zeolit) terhadaptekanan pengompakan (P1=1,16t/cm2; P2=1,74 t/cm2; P3=2,33t/cm2; dan P4= 3,49 t/cm2)

DISTRIBUSI SILIKON DALAMPELET UO2

PARTIKEL PER10 MIKRONLUAS

Gambar-2: Distribusi zeolit dalam peletmentah (UO2+zeolit) terhadap

tekanan pengompakan (P1=1,74t/cm2; P2=2,33 t/cm2; P3=2,91t/cm2; dan P4= 3,49 t/cm2).

Gambar-3: Mikrostruktur SEM pelet mentahUO2 ditambah aditif zeolit.

Gambar-4: Mikrostruktur hamburanSEM pelet mentahditambah aditif zeolit.

balikUO2

Gambar-5: Mikrostruktur WDX-SEM partikelseng stearat.

129

Prosiding Presentasi llmiah Daur Bahaii Bakar Nuklir IVPEBN-BATAN Jakarta, 1-2 Desember 1998

ISSN 1410-1998

8806 25KM

Gambar-6: Mikrostruktur SEM pelet mentahUO2 ditambah aditif zeolit padatekanan kompaksi 1,16 ton/cmz

Gambar-7: Mikrostruktur SEM pelet mentahUO2 ditambah aditif zeolit padatekanan kompaksi 3,49 ton/cm2.

FREKUENSI VS PARTIKEL ZnOPER mm LUAS

—•-UO2,P1

-X—UO2+2 P

-B—UO2+ZP2

* U- 3

PARTIKEL PER mtn LUAS(x 100)

Gambar-8: Distribusi partikel seng stearatdalam pelet mentah UO2 per mm2(P1=1,16 t/cm2, P2= 1,74 t/cm2;P3= 2,33 t/cm2; P4=2,91 t/cm2;dan P4=3,49 t/cm2)

TANYA JAWAB

Nurdin Effendi• Apa tujuan penelitian Saudara.• Presipitat dalam suatu material tidak

memberikan sifat mekanik yang mengun-tungkan karena tidak membentuk paduanatau larutan padat. Apakah presipitat-presipitat tersebut sebaiknya dihilangkansaja.

Sugondo• Tujuan penelitian ini adalah menemukan

senyawa aditif reaktif sintering pelet UO2

yang mampu memperbesar butir UO2.• Butir berwarna hitam pada mikrograf

SEM bukan suatu presipitat sebabpencampuran bahan UO2 + zeolit + sengstearat baru dilakukan pengompakandingin menjadi pelet mentah.

Erza Rustatn• Kesimpulan penelitian Saudara yang

menyatakan seng stearat terdistribusimerata dalam serbuk sebaiknyadihilangkan, karena tidak sesuai dengantujuan penelitian yaitu karakterisasidengan metode WDX.

Sugondo• Seng stearat tidak terdistribusi merata

tetapi terdistribusi random sempurna.Pengamatan distribusi tidak hanya satusampel tetapi beberapa sampel dansetelah diolah dengan metode statistikmaka diperoleh distribusi. Jadikesimpulan tersebut adalah merupakanhasil pengamatan dan evaluasi statistik.

R. Didiek Herhady• Bagaimana mekanisme peran bentonit

dalam pelet untuk mengurangi gas hasilfisi dan mengurangi penggelembunganbatas butir dalam kaitannya dengan unjukkerja bahan bakar.

• Pertimbangan-pertimbangan apa bentonitdiganti dengan zeolit.

• Bagaimana distribusi partikel zeolitdibandingkan dengan bentonit. Apakahdensitas yang diperoleh sudah memenuhipersyaratan UO2 sebagai bahan bakar.Apakah sudah dapat disimpulkan bahwazeolit dapat menggantikan peranbentonit.

130

ISSN1410-1998 PmsidingPresefitasillmiahDaurBahanBakarNuklirlVPEBN-BATAN Jakarta, 1-2 Desember 1998

Sugondo• Bentonit membentuk eutectic liquid saat

sintering dan segregasi di batas butir saatpendinginan. Jadi bentonit sebagaiwetting pertumbuhan butir sintering.

• Pertimbangan bentonit diganti zeolitadalah zeolit lebih banyak mempunyaivariasi struktur dan sifat wetting lebih baikjika dibandingkan dengan bentonit.

• Zeolit dan bentonit terdistribusi merata didalam pelet UO2. Densitas UO2 + zeolituntuk pelet mentah telah memenuhispesifikasi yaitu 65%. Kepastian zeolitsebagai pengganti bentonit masih perlupenelitian lebih lanjut.

131

Prosiding Presentasi llmiah DaurBahan Bakar Nuklir IVPEBN-BATAN Jakarta, 1-2 Desember 1998 100900 01'S

EFEK KOMBINASI PENGOMPAKAN DAN SUHU SINTERING TERHADAPKUALITAS PELET SINTER UO2/UO2+5%Gd2O3

Abdul LatiefPusat Eiemen Bakar Nuklir - BATAN

ABSTRAK

EFEK KOMBINASI PENGOMPAKAN DAN SUHU SINTERING TERHADAP KUALITASPELET SINTER UO2/UO2+5% Gd2O3. Telah dilakukan pengompakan UO2/UO2+5%Gd203dalam berbagai tekanan pengompakan dan suhu sintering. Kedua kombinasi tersebutmemberikan dampak terhadap karakteristik pelet mentah dan pelet sinter UO2/UO2+5%Gd2C>3.Tekanan pengompakan divariasikan antara 1,16-3,49 ton/cm2, yang memberikan kenaikandensitas pelet mentah fungsi tekanan pengompakan. Kenaikan densitas pelet mentahmengikuti persamaan pUO2 = 0,0529 P3 - 0,4375 P2 + 1,5943 P + 3,3219 dan pUO2 + 5%Gd2O3

= 0,361 P3 - 0,3396 P2 + 1,4076 P + 3,446. Pelet hasil pengompakan disinter pada suhu1700°C dan 1600°C dengan laju pemanasan 250°C/jam serta waktu sintering 2,5 jam. Hasilsinter pada suhu 1700°C untuk pelet UO2/UO2+5%Gd2O3 menunjukkan bahwa semakin tinggipengompakan diperoleh perbedaan densitas pelet mentah-sinter yang semakin menurunmengikuti persamaan Ap = -0,5069 P3 + 9,1893 P2 - 50,561 P + 160,82 sedangkan Ap untukUO2 hasilnya lebih besar. Pada suhu sinter yang lebih rendah, ApUC>2 atau ApUO2+5%Gd2C>3semakin mengecil. Densitas pelet sinter pada berbagai tekanan (1,16 - 3,49 ton/cm2) padasuhu sinter 1700°C/1600°C adalah 10,49 g/cm3 dan 10,40 g/cm3 (UO2 serta 9,96 g/cm3 dan9,83 g/cm3 (U02+5%Gd203). Shrinkage pelet akibat sintering, baik AD/D maupun AV/Vmenunjukkan penurunan, tekanan pengompakan tidak begitu berpengaruh terhadap kenaikandensitas pelet sinter UO2+5%Gd2O3 sejalan dengan naiknya tekanan pengompakan danturunnya suhu sintering. Pada tekanan pengompakan rendah dan suhu sinter 1700°C atau1600°C, ukuran butiran UO2 lebih besar jika dibandingkan dengan ukuran butir pada tekananpengompakan yang lebih tinggi (3,49 ton/cm2). Sementara penambahan 5% Gd2O3 dapatmenghaluskan ukuran butir (pada P = 1,16 ton/cm2) dan butiran membesar sejalan dengankenaikan pengompakan (3,49 ton/cm2).

ABSTRACT

COMBINED EFFECT OF COMPACTING AND SINTERING TEMPERATURE ON THEQUALITY OF SINTERED PELLET VOJUOt+5%GdiO3. Compacting UO2/UO2+5%Gd2O3 hasbeen performed with variation of compacting pressure and sintering temperature. The twocombinations give an impact on the characteristics of green pellet and sintered pelletUO2/UC>2+5%Gd2O3. Compacting pressure is varied in the range of 1.16-3.49 ton/cm2, whichgives an increase in the density ofthe green pellet as a function of compactingpressure. Theincrease ofthe green pellet density follows this relationship : pUO2 = 0.0529 F^ • 0.4375 P2 +15943 P + 3.3219 dan pUO2 + 5%Gd2O3 = 0.361 P3 - 0.3396 P2 + 1.4076 P + 3.446. Pelletresulted from the compacting is sintered at 1700/1600°C with heating rate of 250°C/hour andsoaklng time of2,5hours. The resultofsintering at 1700°C forpellet UO2+5%Gd2O3 show thatthe higher the compacting pressure, the lower the difference between green pellet and sinteredpellet's densities, whose correlation following the formula Ap - -0.5069 P3 + 9.1893 P2 - 50.561P + 160.82 while the Ap obtained for UO2 is.larger. At lower sintering temperature, Ap UO2 orAp UO2 + 5%Gd2C>3 is getting smaller. Compacting pressure does not really influence theincrease of density of sintered pellet UO2/UO2+5% GC/2O3. Densities of sintered pellet at variouspressures (1.16-3.49 ton/cm2) at sintering temperature 170O°C/1600°C are 10,49 g/cm3 and10.40 g/crrf (UO2) and 9.96 g/cm3 and 9.83 g/cm3 (UO2/UO2+5%Gd2O3). For pellet shrinkagedue to sintering, AD/D and AV/V decrease corresponding to the increase of compactingpressure and the decrease ofsintering temperature. The grain size of UO2 is larger if comparedto that of higher compacting pressure (3.49 ton/cm2), whilst the adidtion of 5% Gd2O3 candecrease its grain size.

Bahan bakar reaktor tersebut selama operasidi reaktor dapat mengakibatkan perubahan

..... ^. ..... reaktivitas teras, yang disebabkan oleh• • , -W/1 9? • L 2 I T uUk"r adanya pengurangan bahan bakar danlensLghtWaterReacor LWR) atau Heavy terbentuknya Facun Xe. Untuk meminimalkanWater Reactor (HWR) memanfaatkan perubahan reaktivitas, salah satu cara yanguranium dioksida sebagai bahan bakar. ^ ' a

133


ISSN 1410-1998

dilakukan yaitu dengan menambahkanbeberapa bahan yang berfungsi sebagairacun dapat bakar (burnable poison),misalnya Gd2O3 (Gd155/157), Eu2O3, B , Y2O3,Sc2O3 dan Nd2O3

111, Di dalam reaktor jenisLWR, racun dapat bakar yang seringditambahkan adalah Gd2O3

[21. PemilihanGd2O3 sebagai bahan racun dapat bakardidasarkan pada fungsinya, yaitu mengaturdaya reaktor dan mengkopensasi sebagaiankelebihan reaktivitas . Keuntungan lainGd2O3 adalah mudah ditempatkan di semuarakitan bahan bakar, mudah terbakar padasaat diiradiasi, tidak menimbulkan perubahanunjuk kerja bahan bakar dan membatasiakumulasi burn-up sehingga umur bahanbakar lebih lama dan target burn-up yangtinggi dapat dicapai'31.

Kelarutan Gd dalam U adalah 0,23dan 0,11% atom masing-masing terjadi padasuhu 125O°C dan 1170oC|71, dan kelarutan0,15% pada suhu 1200°C. Di samping itu,larutan padat Gd dalam cdJ maksimum terjadidi bawah 0,08% atom. Larutan padat mudahterbentuk apabila pelarut dan atom yangterlarut memiliki ukuran dan struktur elektronyang serupa. Keduanya mempunyai jari-jariatom dan elektron subvalensi yang sama,membentuk struktur kristal dengan bilangankoordinasi 12 serta bahan yang satu dapatmenggantikan posisi kedudukan bahan laindalam kisi (substitusi). Masuknya Gd dalamatom U dimungkinkan dapat mempengaruhimikrostruktur dan densitas pelet sinter yangtergantung pada homogenitas fase oksida(UO2, Gd2O3 dan larutan padat U-Gd-O)|4].

Dilihat dari segi fabrikasi peletUO2+Gd2O3 penambahan Gd tidakmenyulitkan proses, tetapi justrumempermudah proses terutama dalampengompakan131. Ada beberapa cara prosespencampuran UO2 dengan Gd2O3 yaitu dapatdilakukan dengan pencampuran mekanik,pengendapan atau keduanya'41. Beberapacara pencampuran itu dimaksudkan untukmemperoleh serbuk yang kualitasnya lebihbaik misalnya bentuk butir bulat dan diameterbutir tidak sama.

Serbuk U02-Gd203 dicampur denganmesin pencampur, dikompakkan dan disinterpada suhu dan waktu tertentu. Hal inidilakukan untuk memperoleh hasil sesuaiyang diharapkan (misalnya densitas92% TD). Kualitas hasil pengompakan(densitas) sangat ditentukan oleh besarnyatekanan pengompakan dan, kondisi awalserbuk campuran. Hal lain yang terjadi

yaitu tekanan pengompakan berpengaruhpada mikrostruktur pelet hasil sintering.Parameter proses (pengompakan) yangberdampak pada hasil sinter dan perludiketahui misalnya shrinkage, perubahandensitas pelet mentah-sinter U02+Gd203 danmikrostruktur yang terbentuk selama prosessintering.

Selama proses sintering peletUO2/UO2 + Gd2O3 diperoleh ikatan partikelantar butir baik melalui perpindahan atommaupun materi karena adanya difusi atomyang sangat menentukan kualitas pelet hasilsinter yang dipengaruhi oleh suhu dan waktusintering, agar partikel terdifusi menjadipadat. Difusi atom dalam padatan dapatterjadi apabila UO2/UO2 + 5% Gd2O3 disinterpada suhu yang cukup tinggi (2/3Tpeleburan leleh, K). Difusi atom secarakeseluruhan dapat menghasilkan penyusutsinyang diiringi dengan pengurangan porositas,kenaikan densitas dan perubahanmikrostruktur'61.

Sehubungan dengan hal tersebutmaka dilakukan penelitian tentang "efekkombinasi pengompakan dan suhu sinteringterhadap kualitas pelet sinter UO2/UO2 + 5%Gd2O3. Adapun kualitas pelet yang diamatiadalah densitas pelet mentah, kenaikandensitas pelet mentah-sinter, shrinkage danmikrostruktur UO2-5% Gd2O3. Perubahandensitas pelet, shrinkage diketahui dengancara pengukuran dimensi dan gravimetri,sedangkan pengamatan mikrostmkturdilakukan dengan mikrostkop optik.

BAHAN DAN TATA KERJA

Uranium dioksida yang dipakai dalampenelitian berasal dari Cameco (Perancis),dengan ukuran butir 100-800 \xm. Prosesawal, serbuk UO2 dicampur dengan sengstearat sebanyak 0,4%, dimasukkan kedalam tangki campur dan diputar {mixing)selama 30 menit x 6 (3 jam). Kemudianditambahkan Gd2O3 sebesar 5% dan diputarselama 30 menit x 6 (3 jam) dengan putaran50 kali permenit (rpm). Pencampuranberulang yang dilakukan terhadap sengstearat dan Gd2O3 diharapkan serbuk dapathomogen. Hasil pencampuran dikompakkandengan variasi tekanan sebesar 1,16; 1,74;2,33; 2,91 dan 3,49 ton/cm2. Pelet yangterbentuk diukur: berat, dimensi, volume dandensitasnya. Pelet mentah UO2 (sebagaipembanding) dan pelet UO2+5% Gd2O3

disinter pada suhu 1700°C dan 1600°C,

134

ISSN 1410-1998 Prosiding Presentasi llmiah Bahan Bakar Nuklir IVPEBN-BATAN Jakarta, 1-2 Desember 1998

kecepatan pemanasan (Heatrate = HR)250°C/jam, waktu sintering (soaking time =ST) 2,5 jam dan pendinginan alami (sekitar110°C/jam). Pengamatan hasil sinteringadalah perubahan dimensi, berat, densitas,srinkage (persen volum dan persen diameter)dan mikrostruktur UO2/UO2+5% Gd2O3 padaberbagai tekanan pengompakan dan suhusintering.

HASIL DAN BAHASAN

Hasil penelitian tentang pengaruhtekanan pengompakan dan suhu sinteringterhadap kualitas dan mikrostruktur peletsinter UO2 dan UO2 + Gd2O3 dapat dilihatpada Tabel 1,2, 3, dan Gambar 1, 2, 3, 4,dan 5 (Lampiran 1 s.d 5) dan dijelaskansebagai berikut:

a), Pengaruh tekanan pengompakanterhadap densitas pelet mentah UO2

dan UO2+ 5% Gd2O3

Perubahan tekanan pengompakanterhadap kenaikan densitas pelet mentahUO2 dan UO2+5% Gd2O3 dapat dilihat padaTabel 1 dan Gambar 1 (Lampiran 1).Gambar 1, kenaikan tekanan pengompakansampai 3,49 ton/cm2 terhadap UO2 danU02+5%Gd203 dapat meningkatkan densitaspelet mentah mengikuti persamaan pangkattiga, yaitu:

UO2 : y = 0,0529 x3 - 0,4375 x2 +1,5943 x +3,3219(1)

U02+5%Gd203 : y = 0,0361 x3 - 0,3396 x* +1,4076 x + 3,446 (2)

(y =densitas, g/cm3;x = tekanan, ton/cm2).

Kedua persamaan, hampir berimpitsatu dengan lainnya, sehingga seolah-olahpenambahan 5% Gd2O3 ke dalam UO2

pengaruhnya kecil sekali terhadap densitaspelet mentah. :

Perbedaan nyata yang dapat dilihatadalah wama pelet mentah. Penambahan5%Gd2O3 ke dalam UO2 dapat membuatwarna pelet mentah menjadi mengkilat,karena Gd2C>3 dapat berfungsi sebagaipelumas dan memperkecil gaya gesek antarapartikel yang dikompakan dengan diesbagian dalam, sehingga prosesfabrikasi/pengompakan U02+5%Gd203 lebihmudah jika dibandingkan denganpengompakan UO2.

Dilihat dari persamaan 1 dan 2,pengompakan UO2/UO2+5%Gd2O3 sampai3,49 ton/cm2, densitas pelet mentah naikterus, dan keadaan tertinggi dicapai padadensitas 5,8g/cm3 (untuk UO2) dan5,75 g/cm3 (untuk U02+5%Gd203). Hal inidisebabkan karena pada tekanan tersebutdaya ikat partike! UO2-UO2, U02-Gd203,Gd2O3-Gd2O3 masih mampu berikatan satudengan lainnya171. Di samping itu, serbukhalus yang terdapat dalam campuran UO2

(<j> < 350 |.tm = 25%) atau 5% Gd2O3

mempunyai fraksi optimal dalam campuranyang menempati ruang kosong antara UO2

sehingga memperluas bidang kontak antarpartikel, memperkecil porositas danmeningkatkan densitas pelet mentah

b). Karakteristik pengompakan terhadapkenaikan densitas pelet sinterU02+5%Gd203 pada suhu 1700°C dan1600°C, kecepatan pemanasan(HR) = 250°C/jam, waktu sintering (ST)= 2,5 jam

Pelet mentah UO2/UO2+5%Gd2O3

yang dibuat dengan tekanan pengompakan1,16 sampai 3,49 ton/cm2, disinter pada suhu1700°C/1600°C, laju pemanasan 250°C/jamselama 2,5 jam mengalami kenaikan densitaspelet. Kenaikan densitas pelet mentah kedensitas pelet sinter UO2/UO2+5%Gd2O3

dapat dilihat pada Tabel 2 dan Gambar 2lampiran 2. Semakin besar tekananpengompakan pelet mentah, maka kenaikandensitas (AD) pelet sinter-mentah mengalamipenurunan pada suhu yang sama (1700°Catau 1600°C) dan mengikuti persamaansebagai berikut:

UO2 (1700°C): y = -3,8946 x3 + 29,87 x2 -88,911 x +192,57 (3)

UO2 (1600°C) : y = -3,8806 x3 + 31,884 x2 -98,518 x +200,21 (4)

UO2 (1700°C) : y = -0,5069 x3 + 9,1893 x2 -50,561 x +160,82 (5)

UO2 (1600°C) : y = -3,0205 x3 + 25,68 x2 -81,35 x+ 172,36 (6)

(y = perbedaan densitas, %, x =pengompakan, ton/cm2)

Di samping ke 4 persamaan tersebutdi atas, dari Tabel 2 terlihat bahwa tekananpengompakan pelet UO2/UO2+5%Gd2O3,tidak begitu berpengaruh terhadap densitaspelet sinter pada suhu 1700°C atau 1600°C,baik untuk UO2 atau U02+5%Gd203.Besarnya densitas pelet sinter tersebut

135


ISSN 1410-1998

adalah 10,45-10,54 g/cm untuk UO2 padasuhu 1700°C, 10,35-10,49 g/cm3 untuk UO2

pada suhu 1600°C, 9,92-10,04 g/cm3 untukUO2+5% Gd2O3 pada suhu 1700°C dan 9,70-9,94 g/cm3 untuk UO2+5% Gd2O3 pada suhu1600°C. Sementara apabila dilihat padaTabel 1, naiknya tekanan pengompakanmengakibatkan bertambah besamya densitaspelet mentah UO2 atau U02+5%Gd203. Olehkarena itu, perbedaan densitas pelet mentah-sinter mengecil sejalan dengan bertambahbesarnya tekanan pengompakan sesuaipersamaan 3, 4, 5, dan 6. PenambahanGd2O3 dapat menurunkan densitas peletsinter atau perbedaan densitas pelet mentah-sinter. Hal ini sekaligus terlihat bahwapenambahan 5% Gd2O3 menghambat prosesdensifikasi, karena paduan lompongcenderung bergabung dengan atom terlarut(Gd) dalam larutan. Hal ini justrumemperlambat kecepatan migrasi lompongkarena terlalu lengket dengan atomterlarutnya.

c). Shrinkage pelet sinter UO2,UO2+5%Gd2O3 suhu 1700°C/1600°C,HR = 250°C/jam, ST = 2,5 jam dalamberbagai tekanan pengompakan

Shrinkage [pengurangan volume(AV/V)/densitas (AD/D)] pelet sinter UO2,UO2+5% Gd2O3, pada berbagai tekananpengompakan dan disinter pada suhu1700°C/1600°C dapat dilihat dalam Tabel 3atau Gambar 3. Semakin tinggi tekananpengompakan pelet mentah, shrinkage(AV/V), (AD/D) untuk UO2/UO2+5%Gd2O3

yang disinter 1700°C/1600°C semakin kecil,dengan mengikuti persamaan :

UO2(1700°C) : y = -0,0126 x3 +0,2683 x2-4,8636x + 60,601 (7)

UO2(1600°C) : y =-0,9022 x3 + 7,2628x2 - 22,642 x +75,022 (8)

5%Gd2O3(1700°C) : y = 2,1361 x3-15,14 x2->28,904 x+36,422 (9)

5%Gd2O3 (1600°C) : y = 0,6077 x3 - 3,3565x2 + 1,0396 x +

UO2(1700°C)

54,959 (10)(y=AVA/,%;x=tekanan pengompakan)

. (1700°C) : y = -0,5598 x3 + 4,6263x2 - 13,87 x +34,877 (11)

UO2(1600°C) :y = -0,3688 x3 + 3,0886x2-10,246x+32,5(12)

5%Gd2O3 (1700°C) : y = 0,9607 x3 - 6,532 X2 +11,322 x+15,631 (13)

5%Gd2O3 (1600°C) : y = -1,0469 x3 + 7,6281x2 - 19,657 x +35,708 (14)

(y =AD/D, %, x =tekanan pengompakkan)

Shrinkage (AV/V atau AD/D) yang dialamioleh pelet sinter U02+5%Gd203 lebih keciljika dibandingkan dengan shrinkage UO2.Pada tekanan pengompakan yang rendah(1,16 ton/cm2) dan suhu 1700°C, perbedaanAD/D atau AV/V untuk UO2 cukup besar,yaitu 24,18% dan 55,38%. Sementara untukU02+5%Gd203 pada suhu dan tekanan yangsama yaitu 21,52% (AD/D) dan 52,72%(AV/V). Kemudian untuk tekanan yang lebihbesar, harga AD/D dan AV/V untuk UO2 atauU02+5%Gd203 semakin kecil. Kejadian initerjadi akibat densitas pelet sinter UO2 danUO2+5%Gd2O3 yang diperoleh relatif tetap,pada berbagai variasi pengompakansedangkan pengompakan pelet mentahmenentukan densitas. Dengan demikian,penambahan Gd2O3 sebanyak 5% rmampumenghalangi besarnya shrinkage pelet sinter.Namun demikian, penambahan Gd2O3

berdampak terhadap penurunan densitaspelet sinter.

d). Pengaruh tekanan pengompakanterhadap mikrostruktur pelet UO2 /U02+5%Gd203 yang disinter padasuhu 1700°C/1600°C, laju pemanasan250°C/jam dan waktu sintering 2,5 jam

Mikrostruktur UO2/UO2+5%Gd2O3

akibat sintering pada suhu 1700°C/1600°Cdapat dilihat pada Gambar 4a, b, c, d, e, fdan Gambar 5a, b, c, d, e, f. Pelet UO2 yangdikompakkan pada tekanan Pi = 1,16; P3 =2,33 dan P5 = 3,49 ton/cm2 setelah disinterpada suhu 1700°C/1600°C, maka terlihatbahwa ukuran butirnya semakin kecil sejalandengan kenaikan tekanan pengompakan(Gambar 4 a,b,c, atau Gambar 5 a,b,c), halsebaliknya terjadi pada UO2+5% Gd2O3

(Gambar 4 d,e,f dan Gambar 5 d,e,f).Bertambah kecilnya ukuran butir UO2

disebabkan oleh besarnya tekananpengompakan. Hal ini dapat dijelaskanbahwa apabila tekanan pengompakanbertambah besar tnaka kontak antara partikelsatu dengan lainnya (UO2-UO2) bertambahbanyak dan deformasi plastis yang terjadilebih besar. Dengan adanya pemanasan(sintering) maka pada bidang kontak antarpartikel yang terdeformasi tersebut butirmengalami pengintian lebih cepat. Pada

136

ISSN 1410-1998 Prosiding Presentasillmiah Bahan BakarNuklir IVPEBN-BATANJakarta, 1-2Desember 1998

tekanan pengompakan yang lebih besarbidang kontak bertambah besar, dan butirmenjadi lebih halus (Gambar 4 a,c danGambar5 a,c).

Penambahan unsur Gd2O3 ke dalamserbuk UO2 dapat mengakibatkan turunnyadensitas pelet sinter jika dibandingkandengan pelet UO2, kecuali itu dapat jugamempengaruhi ukuran butir (lihat Gambar 4d,e,f dan Gambar 5 d,e,f). Pada tekananpengompakan rendah (1,16 ton/cm2) terlihatbahwa pada suhu sinter 1600°C atau1700°C, ukuran butir U02+5%Gd203 lebihkecil dari ukuran butir UO2. Penyebabkecilnya ukuran butir disebabkan oleh Gd2O3

dapat menghambat pertumbuhan butir.Penambahan Gd2O3 ke dalam UO2 dapatberfungsi sebagai inhibitor. BanyaknyaGd2O3 yang menyebar ke dalam pelet UO2,dapat merupakan awal pengintian butir,sehingga ukuran butir U02+5%Gd203 lebihkecil daripada ukuran butir UO2 pada tekananpengompakan yang rendah (P = 1,16ton/cm2, suhu sinter 1700°C/1600°C. Dalampelet U02+5%Gd203, besarnya tekananpengompakan justru dapat menaikkanukuran butir (lihat Gambar 4 d,e,f atauGambar d,e,f). Hal ini disebabkan karenabutir U02+5%Gd203 mengalami deformasiplastis akibat kenaikan tekananpengompakan dan Gd2O3 yang mempunyaititik leleh lebih rendah sehingga dapatmempercepat rekristalisasi pada suhu yangsama.

penelitian ini dapat

SIMPULAN

Dari hasildisimpulkan bahwa:

Tekanan pengompakan 1,16-3,49 ton/cm2

sangat mempengaruhi densitas pelet mentahUO2/ U02+5%Gd203 dan tidak begitu berpe-ngaruh terhadap densitas pelet sinter (rata-rata 10,494 g/cm3 dan 10,40 g/cm3 untuk UO2

suhu 1700°C/1600°C dan 9,984 g/cm3 dan9,826 g/cm3 untuk U02+5%Gd203 pada suhu

1700°C 1600°C). Selain itu tekanan pengom-pakan sangat mempengaruhi shrinkage peletsinter (AD/D %, AV/V %).Tekanan pengompakan yang rendah (1,16ton/cm2) memberikan ukuran butir UO2 yanglebih besar jika dibandingkan ukuran butirpada tekanan pengompakan yang lebih tinggi(3,49 ton/cm2) tetapi untuk campuranU02+5%Gd203l tekan-an pengompakanrendah memberikan ukuran butir yang kecil,kemudian ukuran butir membesar sejalandengan naiknya tekanan pengompakan.Suhu sintering (1700°C/1600°C) berpe-ngaruh terhadap densitas pelet, shrinkagepelet, dan mikrostruktur pelet UO2 atauUO2+5% Gd2O3.

PUSTAKA

[1]. BENJAMIN, M. M. A. Nuclear ReactorApplication, Dept. of NuclearEngineering, lowa State University, 1983(hal 53, 372)

[2]. HALLDAHL, L H, and ERIKSSON, S,Characterization of homogenity in(U3Gd)Oz - Pelets, Journal of NuclearMaterials 153 (66-70), Amsterdam, 1988

[3]. MANZEL, R, and DORR, W. 0,Manufacturing and Irradiation Experiencewith UQ^Gd2O3 Fuel, The AmericanCeramic Society Bulletin, vol. 59 no. 6,1990.

[4]. ASSMANN, H and PEEHS, M., Sutvey ofBinary Oxide Control, Manufacturing andQuality Control, Journal of NuclearMaterials 153 (115-126), Amsterdam,1988

[5]. SMALLMAN, R. E., Modern PhysicalMetallurgy, 3rd edition, Butterworth,Birmingham, 1970

[6]. VAN VLACK, L, Materials Science andEngineering, 5th edition, Addison-WesleyPublishing Company, USA, 1985

[7]. WILHELM, H.A., Nuclear Fuel Sletter,WASH-704(1957

137


ISSN 1410-1998

LAMPIRAN 1

Tabel 1 . : Pengaruh tekanan pengompakan terhadap densitas pelet mentah UO2 danU02+5%Gd203

No.

1.

2.

3.

4.

Pengompakan, ton/cm2

1,16

1,74

2,91

3,49

Densitas UO2, g/cm3

4,66

5,07

5,58

5,80

Densitas U02+5%Gd203

4,67

5,09

5,59

5,75

5 •

_ 4

3

VI

§Q

U02 : y = 0.0529x3 - O ^ S J C 2 + 1.5943x + 3.3219

R* « 0.9977

0.5

UO2+Gd2O5 : y = 0.0361x3 •1.4076x +3.446• 0.9935

—1 H-

1.5 2

P (ton/cm2)

X UO2UO2+5%Gd2O3

——Poly . (UO2+5%Gd2O3)

—-Poly. (UO2)

2.5 3.5

Gambar 1 : Pengaruh tekanan pengompakan terhadap densitas pelet mentah UO2+5% Gd2O3

138

ISSN 1410-1998 Prosiding Presentasi llmiah Bahan Bakar Nuklir IVPEBN-BATANJakarta, 1-2 Desember 1998

LAMPIRAN 2 :

Tabel 2.: Karakteristik pengompakan terhadap kenaikan densitas pelet sinter UO2,UO2+5% Gd2O3 pada kondisi T = 1700°C dan 1600°C, HR = 250°C/j, ST = 2,5 jam

No.

1.

2.

3.

4.

5.

P,

ton/cm2

1,16

1,74

2,33

2,91

3,49

psUO2,gr/cm3

T=1700°C

10,45

10,45

10,54

10,54

10,49

T=1600°C

10,41

10,35

10,39

10,43

10,44

Apms UO2, %

T=1700°C

124

106

101

89

81

T=1600°C

123

104

96

87

80

pSU02+5%Gd203

T=1700°C

10,00

10,03

9,92

9,93

10,04

T=1600°C

9,70

9,78

9,78

9,93

9,94

ApSU02+5%Gd203

T=1700°C

114

97

88

78

75

T=1600°C

108

92

85

78

73

140 j

120 ••

100

80

60

4 0 ••

20

0

UO2(1700): y = -3.8946x3 + 29.87»? - 88.911x + 192.57

UO2(1600): y = -3.8806x3 + 31 .BMi? - 98.518x + 200.21

R2 = 0.9969

U+Gd(1700): y = -0.5069x3

R2 - 0.9956

- 50.561x + 160.82

U+Gd(1600): y = -3.0205x3 + ISSZJ - 81.35x + 172.36

R2 = 0.9975

X

A

O

Dmm*mmmm

M M W

M M M

UO2(1700)

UO2(1600)

UO2+5%Gd2O3(1700)

UO2+5%Gd2O3( 1600)

-Poly. (UO2(1700))

-Poly. (UO2(1600))

-Poly. (UO2+5%Gd2O3(1700))

-Poly. (UO2+5%Gd2O3(1600))

0.5—l (—

1.5 2

P (ton/cm2)

2.5 3.5

Gambar 2 : Karakteristik pengompakan terhadap kenaikan densitas pelet sinter UO2,U02+5%Gd203 pada kondisi T = 1700°C dan 1600°C, HR = 150°C/j, ST = 2,5 jam

139

Pmsiding Presentasi llmiah Daur Bahan Bakar Nuklir IVPEBN-BATAN Jakarta, 1-2 Desember 1998

iSSN 1410-1998

LAMPIRAN 3

Tabel 3.: Shrinkage peiet sinter U02, U02+5%Gd203 suhu 1700°C/1600°C, HR = 250°C/j,ST = 2,5 jam dalam berbagai tekanan pengompakan

No.

1.

2.

3.

4.

5.

P.ton/cm2

1,16

1,74

2,33

2,91

3,49

Shrinkage pelet

AD/D %

UO2

1700°C

24,18

21,65

20,84

19,76

19,10

1600°C

24,21

22,02

20,82

19,69

18,70

U02+5%Gd203

1700cC

21,52

20,44

18,10

16,76

16,47

1600°C

21,54

19,07

18,10

17,29

15,52

AV/V %

UO2

1700°C

55,38

52,57

51,04

48,09

46,44

1600°C

57,16

52,71

50,51

48,25

46,15

U02+5%Gd203

1700°C

52,96

51,94

48,88

44,77

43,74

1600°C

52,72

49,32

47,58

44,04

43,66

70 -r

60 •

50

— 40

o •<i 30

20 •

10

V:UO2(1600): y »-0 9022)^ + 7.2628K2 - 22.642x + 75.022

RJ « 0.9986

V:U+Gd(1600): y - 0.6077x3 - S.SSeS^2 + 1.0396x + 54.959

R2 = 0.9816

V:U(1700) : y> -0.0126x''> + 02BK&? - 4.8636x + 60.601

R ! « 0.9913

V:U+Gd(1700) :y >= 2.1361x3- 15.14x* + 28.904x + 36.422

R* « 0.9977

UO2(1600): y =• -0.3638x3 + 3.0886K2 - 10.246x + 32.5

R ! « 0.9991

U+Gd(1600): y «•1.0469x3 + 7.6281 K2 - 19.657x + 35.706

R 2 «1

UO2(1700): y «-0.5589)!3 • *62Vii? • 13.87x + 34.877

RJ - 0.9931

U+Gd(t 700): y = 0.9607)? • 6.532x* • 11.322x + 15.631

R3 « 0.993

X UO2{1700)

A UO2O600)

O UO2+5%Gd2O3(1700)

p UO2+5%Gd2O3(1600)

A V:UO2(1700)

X V ::UO2 (1600)

X V : UO2+5%Gd2O3( 1700)

+ V:UO2+5%Gd2O3(1600)

—Poly. (UO2(1600))

- - - Poty.(UO2+5%Gd2O3(1600»

Poly. (UO2+S%Gd2O3(1700))

— - Poly. (UO2(1700V)

Poty.p/-.UO2+5%Gd2O3(1700))

— — P o l y . (V ::UO2 (1600))

- - - Poty.(V:UO2+5%Gd2O3(1600»

— — Poty .C: 1102(1700))

Gambar3. Shrinkage pelet sinter UO2 UO2+5% Gd2O3 suhu 1700°C/1600°C,

HR = 250°C/jam, ST = 2,5 jam dalam berbagai tekanan pengompakan

140

ISSN 1410-1998 Prosiding Presentasi llmiah Bahan Bakar Nuklir IVPEBN-BATANJakarta, 1-2 Desember 1998

a. U.P-U700.1 d, Gd.P-1.1700.l

b. U.P-3.1700.3 e.Gd;P-3.1700.3

c.U.P-4.1700.5 f.Gd.P-5.1700.5

Gambar 4.: Mikrostruktur UO2 dan U02*i-5%Gd203 setekh sintering pada suliu

141

Prosiding Presentasi tlmiah DaurBahan Bakar Nuklir IVPEBN-BATAN Jakarta, 1-2 Desember 1993

ISSN 1410-1998

a.U.P-1.1600.1

b. U.P-3.1600,3

d.Gd.P-1.1600.1

o.Gd.P-3.1600.3

c.UP-5.1600.5 f.GdP-5.1600.5

Gambar 5.: Mikrostruktur UO^ daa UO2+5%G<l2C^ setelah sintering padasuhu1600°C, HR - 250°C/j, ST » 2,5 jam

142

ISSN 1410-1998 Prosiding Presentasi llmiah Daur Bahan BakarNuklir IVPEBN-BATAN Jakarta, 1-2 Desember 1998

TANYA JAWAB

Futichah• Fenomena apa yang terjadi pada proses

shrinkage dengan adanya perubahantekanan pengompakan.

Abdul Latief• Fenomena shrinkage adalah

pengkerutan pelet akibat adanya difusiatom/migrasi pori/materi. Difusi tersebutterjadi sebagai akibat adanyapemanasan menuju ke tingkat yangstabil. Pada tingkat yang stabil, peletmempunyai densitas tertentu, kepadatantertentu sehingga shrinkage sangattergantung pada kondisi bahan awal, danproses yang ada.

Pudji Susanti• Apa dasar pemikiran yang digunakan

sehingga penambahan Gd2O3 ditentukansebesar 5%.

Abdul Latief• Penambahan Gd2O3 sebesar 5%

didasarkan atas:a) Pada penelitian pendahuluan,

optimum penambahan Gd2O3 kedalam UO2 apabila dikaitkan dengandensitas pelet yang memenuhispesifikasi fabrikasi adalah ± 5%Gd2O3.

b) Gd2O3 yang digunakan dalam reaktorPWR adalah di bawah 10% atautepatnya setelah mengalami uji PIEadalah 4% Gd2O3.

c) Apabila dikaitkan dengan kelarutanGd dalam U, larut padat Gd dalam Uadalah di bawah 8%. Dengandemikian batasan 5% adalah bukanbatasan tetap.

Nurdin Effendi ""' :"• Apa tujuan penelitian Saudara.• Mengapa temperatur berpengaruh pada

densitas dan struktur nnikro pelet.• Mengapa temperatur berpengaruh

terhadap shrinkage pelet.

Abdu! Latief• Tujuan penelitian ini adalah untuk

mengetahui sejauh mana pengaruhtekanan dan suhu sinter terhadapdensitas pelet mentah, densitas peletsinter, shrinkage (diameter atau volume)dan mikrostruktur UO2 atau UO2+5%Gd2O3.

• Temperatur dapat mempengaruhi difusiatom, migrasi void dan mikrostruktur.Pada suhu tinggi (> 1600°C), bahansemakin padat dan butir mengalamipertumbuhan.

• Biasanya sintering dilakukan pada suhu2/3 temperatur leleh dalam K.Berdasarkan pengalaman sinteringterhadap UO2, besarnya suhu adalah1600-1700°C yang dapat menghasilkanpelet sinter sesuai spesifikasi. Alasanberpengaruh terhadap shrinkage adalah :a) Besarnya suhu menentukan

besarnya jumlah atom/partikel/porisebagai akibat adanya difusi yangselanjutnya menentukan shrinkageatau pengkerutan.

b) Besarnya shrinkage nantinya erathubungannya dengan batasshrinkage maksimal/minimal yangdiijinkan.

143

ISSN 1410-1998

ID0200016Prosiding Prssentasi llmiah Daur Bahan Bakar Nuklir IV


DIFUSIVITAS DAN KONDUKTIVITAS PANAS LOGAM PADUAN U-TH-ZRDAN U-TH-ZR-H

Hadi SuwarnoPusat Elemen Bakar Nuklir - BATAN

ABSTRAK

DIFUSIVITAS DAN KONDUKTIVI-TAS PANAS LOGAM PADUAN U-Th-Zr-DAN U-Th-Zr-H.Difusivitas panas logam paduan U-Th-Zr dan U-Th-Zr-H dengan rasio komposisi atom U:Th:Zr =2:1:6, 1:1:4, 1:2:6 dan 1:4:10 serta U:Th:Zr:H = 2:1:6:13,3; 1:1:4:9,5; 1:2:6:15,2; dan 1:4:10:27diukur dari suhu kamar sampai 1273 K dengan metoda iaserflash, untuk maksud pengembanganbahan bakar reaktor baru. Konduktivitas panas logam paduan dihitung berdasarkan hasilpengukuran difusivitas panas, berat jenis dan kapasitas panas logam paduan tersebut. Hasilpengukuran menunjukkan bahwa difusivitas panas logam paduan U-Th-Zr-H menunjukkan sifatyang sangat baik pada suhu kamar hingga sekitar 900 K. Setelah suhu 900 K, difusivitas panaslogam paduan meningkat dengan tajam disebabkan oleh adanya dehidridasi. Untuk logampaduan U-Th-Zr, sifat panasnya tampak sebagai fungsi suhu. Namun, pada suhu sekitar 800 Kkurva difusivitas panas menurun dengan tajam disebabkan oleh adanya perubahan fasa 8-UZrmenjadi U(y)Zr(P). Hasil penelitian menunjukkan bahwa logam paduan U-Th-Zr-H mempunyaikonduktivitas panas stabil dan lebih baik dibanding dengan UO2 yang sudah umum digunakansebagai elemen bakar reaktor sehingga paduan ini dapat dipromosikan sebagai bahan bakarreaktor baru. .

ABSTRACT

THERMAL DIFFUSIVITY AND THERMAL CONDUCTIVITY OF U-Th-Zr AND U-Th-Zr-HALLOYS. The thetmal diffusivities of the U-Th-Zr and U-Th-Zr-H alloys with the atomiccompositional ratio, U:Th:Zr = 2:1:6, 1:1:4, 1:2:6 and 1:4:10 and U:Th:Zr:H = 2:1:6:13.3, 1:1:4:9.5,1:2:6:15.2 and 1:4:10:27 were measured from room temperature to around 1273 K using a laserflash technique, in order to develop new fission reactor fuel material. Thermal conductivities of thealloys were calculated based on the thermal diffusivity measurement results, densities and heatcapacities of the alloys. It was shown that therwal diffusivity of the U-Th-Zr-H alloys exhibited afavorable thermal properties af elevated temperature from room temperature to about 900 K. Afterthe temperature of 900 K, the thermal diffusivities of the alloys increases sharply due to thedehydriding. In case of the U-Th-Zr alloys, the thermal properties is the function of temperature.Nevertheless, at temperature of about 800 K the thermal diffusivity of the alloys decreasedsharply due to the &UZr -r> U(y)Zr(fl) phase transition. From the thermal properties point of view,it has been demonstrated that the U-Th-Zr-H alloys have a better thenval properties than that ofUO2 commonly used in the nuclear reactor. Consequently, it can be promoted as a new U-Thmixed hydride reactor fuel.

PENDAHULUAN

Senyawa hidrida untuk sistem U-Zrmempunyai perhatian khusus daiamteknologi elemen bakar reaktor. Hal ini telahdibuktikan bertahun-tahun yang lalu dengandigunakannya paduan hidrida U-Zr-Htersebut, dalam bentuk U-ZrHii6, sebagaielemen bakar reaktor TRIGA yang memilikikarakteristik dasar sebagai berikut'1'2'31.Pertama, penggunaannya sebagai unsurelemen bakar padat-moderator yang kompakdan memiliki sifat koefisien reaktivitas negatifpada elevasi suhu reaktor. Hal ini berartibahwa apabila reaktivitas reaktor meningkatsecara mendadak, kenaikan suhu yangtimbul akan dipadamkan oleh perananhidrogen yang terkandung di dalam elemenbakar sehingga dapat dihindari terjadinya

kerusakan elemen bakar. Selain itu, kapasi-tas panas U-ZrH16 cukup besar sehinggaukuran elemen bakar relatif kecil dan hargafluks yang tinggi karena konsentrasi hidrogenyang tinggi. Kedua, seperti reaktor tipe MTRlainnya, TRIGA dirancang dengan sistemkolam terbuka dengan pendinginan konveksialamiah maupun pendinginan paksaan,tergantung dari kapasitas reaktor. Ketiga,memiliki kemampuan pulsa yang sangattinggi dengan insersi reaktivitas mencapai3,2% 8k/k ($4,60) dan tenaga puncak 6500MW yang mampu menghasilkan fluks netron~ 1015 n/cm2 setiap pulsa.

Paduan U-Th-Zr dan U-Th-Zr-Hdiukur harga difusivitas panas serta dihitungharga konduktivitas panasnya untuk menge-tahui sifat-sifat panas bahan paduan tersebut

145


ISSN 1410-1998

dalam rangka promosi penggunaannyasebagai elemen bakar baik reaktor risetmaupun daya. Hingga saat ini belum dijumpaiadanya data hasil percobaan paduantersebut, sehingga data yang tersaji ini akansangat bermanfaat bagi penelitian lanjut sifatpanas paduan tersebut.

Dengan menggunakan teknik laserflash pengukuran sifat difusivitas panasbahan/paduan dapat dilakukan dengan suhupengukuran yang tinggi (mencapai 3000 K)dengan memakai detektor infra merah.

Pada percobaan ini, sifat difusivitaspanas paduan U-Th-Zr dan U-Th-Zr-H de-ngan komposisi komponen penyusun yangbervariasi dilakukan pada suhu kamarsampai 1273 K dilakukan dan didiskusikandengan detil.

TATA-KERJA

Penyiapan Paduan U-Th-Zr dan U-Th-Zr-H

Paduan logam U-Th-Zr dibaatdengan cara melebur paduan U-Th-Zr,komposisi atomik paduan U:Th:Zr = 2:1:6,1:1:4, 1:2:6, dan 1:4:10, di dalam sebuahtungku lebur. Untuk menghindari terjadinyaoksidasi selama peleburan, di dalam tungkulebur dilengkapi dengan busur listrik yangberfungsi menyerap oksigen yang dicurigaimasih ada di dalam tungku.

Untuk memperoleh paduanU-Th-Zr-H, paduan hasil leburan dihidridasidengan menggunakan hidrogen di dalamsebuah sistem hidriding, pada suhu 1173 K.Hasil hidriding diperoleh paduan hidridadengan komposisi U:Th:Zr:H = 2:1:6:13.3;1:1:4:9,5; 1:2:6:15,2; dan 1:4:10:27.

Paduan logam, U-Th-Zr danU-Th-Zr-H, dipoles dengan mesin polessampai diperoleh dimensi akhir spesimenbervariasi antara 1,6 ~ 2,9 mm untuk tebaldan 4 ~ 6 tnm untuk panjang dan lebarnya.Pemolesan dilakukan dengan kertas polesdengan tingkat kekasaran bervariasi antara400 ~ 2000 grain dan pemolesan akhirdilakukan dengan serbuk AI2O3 dengantingkat kehalusan 2500 grain.

Karakterisasi spesimen dilakukandengan difraksi sinar X yang dilakukan padasuhu kamar. Hasil analisis menunjukkanbahwa paduan U-Th-Zr terdiri atas senyawa

UZr2 dan logam Th,U-Th-Zr-H terdiri atasZrH2.x dan logam U.

sedangkan paduansenyawa ThZr2H7+x,

Pengukuran Difusivitas Panas

Pengukuran difusivitas panas dila-kukan dengan menggunakan Laser FlashThermal Constant Analyzer, di Japan AtomicEnergy Research Institute (JAERI). Sebelumpengukuran semua spesimen uji dilapisidengan serbuk grafit sedemikian rupasehingga energi yang dipancarkan oleh sinarlaser akan diserap seluruhnya oleh permuka-an spesimen uji. Prosedur percobaan adalahsebagai berikut. Spesimen uji diletakkan didalam tungku pemanas dari sistem dandipanaskan pada suhu yang diinginkan.Kemudian sepulsa laser ditembakkan kepermukaan spesimen yang suhunya dijagakonstan. Sebuah termokopel ditempelkan di"permukaan depan" spesimen untukmemonitor suhu permukaan spesimen yangditembak dengan berkas laser. Difusivitaspanas diukur menurut kenaikan suhu yangterjadi pada "permukaan belakang" spesimenyang dideteksi dengan menggunakan sebuahdetektor Infrared In-Sb. Difusivitas panasspesimen dihitung dengan persamaan'4':

1.37Z.2cc = d)

0,5

Dalam hal ini a (cm/detik) adalah difusivitaspanas, L (cm) adalah tebal spesimen, fOi5

(detik) adalah selang waktu yang diperlukanuntuk menaikkan suhu maksimum "permuka-an belakang" spesimen.

Densitas Logam Paduan

Pengukuran densitas logam paduandilakukan dengan menggunakan Bouyanoy.Perlu dicatat di sini bahwa densitas paduanhidrida U-Th-Zr-H adalah densitas "terukur".Densitas sebenarnya tidak diketahui karenaporositas paduan tidak diketahui.

Konduktivitas Panas

Konduktivitas panas dihitung denganmenggunakan persamaan:

k = ccpCp (2)

Dalam hal ini k (W/cm K) adalah konduktivitaspanas, p (g/cm3) adalah berat jenis spesimen,

146


dan Cp (kai/mol K) adalah kapasitas panasspesimen. Mengingat tidak ada data Cpspesimen dan kami juga tidak mengukurnya,harga Cp spesimen diperoleh denganperhitungan teoritis berdasarkan komposisinya.

HASIL DAN BAHASAN

Di dalam karakterisasi termofisiksuatu logam/logam paduan seperti sifatdifusivitas panas, kapasitas panas, kerapat-an, dan ekspansi panas adalah besaran-besaran sangat penting. Data kapasitaspanas sangat penting untuk konversi antarakonduktivitas panas dan difusivitas panas.Gambar 1 menampilkan difusivitas panasspesimen dengan komposisi atomik U:Th:Zr= 2:1:6, 1:1:4, 1:2:6, dan 1:4:10. Kurvadifusivitas panas logam paduan menunjukkankecenderungan naik dengan kenaikan suhu.Kurva paling atas adalah kurva difusivitaspanas untuk spesimen U:Th:Zr = 1:1:4,hampir berimpit dengan kurva untuk U:Th:Zr= 1:4:10, sedangkan kurva yang terletakditengah adalah spesimen U:Th:Zr = 1:2:6,dan kurva paling bawah adalah U:Th:Zr =2:1:6. Kurva paling bawah tidak komplitkarena adanya data tak terukur pada suhupengukuran antara 773 ~ 875 K.

30

Fo* - 10a

5

0

—>- UNV4Z/10

-»-U2T>iZf6

MssingOata

Gambari. Difusivitas panas logam paduanU-Th-Zr

Secara umum kurva menunjukkantendensi yang sama yaitu terjadi kenaikanharga difusivitas panas dengan naiknya suhuserta mengalami penurunan kurva yangtajam pada suhu sekitar 800 K. Perbedaanyang timbul kemungkinan disebabkan olehperbedaan komposisi elemen di dalam logampaduan. Kecuali kurva paduan U:Th:Zr =1:1:4, ketiga kurva lainnya menunjukkanketerkaitannya dengan logam thorium, yaitusemakin besar kandungan thorium semakin

besar pula harga difusivitas panas logampaduan. Kecenderungan ini erat kaitannyadengan tingginya difusivitas panas logamthorium.

Kurva mengalami penurunan difusi-vitas panas yang tajam pada suhu sekitar800 K yang diikuti oleh penaikan kurvakembali, suatu indikasi yang menunjukkanterjadinya perubahan fasa. Di dalam sistemterner U-Th-Zr, tidak dijumpai adanya fasatunggal U-Th-Zr pada suhu 800 K []. Padasuhu iersebut, paduan yang ada untukkomposisi atomik U:Th:Zr = 2:1:6, 1:1:4, 1:2:6dan 1:4:10 adalah (5i-UZr2, a-Th dengankelarutan maksimum Zr sekitar 3 at. % dana-Zr dengan kelarutan maksimum Th sekitar1.5%. Ada sedikit kelarutan Th di dalamcVUZ^ seperti yang dilaporkan secaralengkap oleh Penulis161. Sementara itu,Takahashi dkk. melaporkan bahwa penurun-an tajam kurva difusivitas panas sistem U-Zrterjadi pada suhu sekitar 880 K|7i. Perbedaansuhu yang cukup besar ini kemungkinandisebabkan oleh konsentrasi zirkonium didalam paduan U-Th-Zr yang cukup besar.Sesuai dengan diagram fasa U-Zr18' yangsudah baku maka perubahan fasa yangterjadi adalah transisi (8 -> U(y)Zr(p)).

Gambar 2 menunjukkan kurva difusi-vitas panas paduan hidrida U-Th-Zr-H.Berbeda dengan paduan U-Th-Zr, paduanhidrida ini memiliki sifat lebih stabil terhadapkensikan suhu sampai suhu 900 K. Setelahsuhu tersebut kurva difusivitas panas naikdengan tajam sampai suhu sekitar 1100 Kdan setelah itu kurva kembali mendatar.

3(» *©

Gambar 2. Difusivitas panas logam paduanU-Th-Zr-H.

147


ISSN 1410-1998

Kenaikan tajam kurva difusivitaspanas paduan hidrida ini disebabkan olehperistiwa dehidridasi. Perlu diketahui bahwapengukuran sifat difusivitas panas denganmetoda laser flash dilakukan pada kondisivakum dengan tingkat kevakuman sekitar9~ 11 x 10"6 Pa. Dalam kondisi operasitersebut dan suhu tinggi akan mengakibatkankestabilan senyawa hidrida di dalam paduanmenjadi terganggu. Karena itu terjadilahmigrasi hidrogen dari dalam logani paduankeluar sehingga kurva difusivitas panasbergerak naik. Setelah proses dehidridasiselesai, sekitar 1100 K, kurva membelokagak mendatar seperti kurva difusivitaspanas logam paduan non-hidrida.

Paduan hidrida U-Th-Zr-H terdiri atasa-U, ThZr2H7.x, dan 5-ZrH2.x- Adanya fase Ubebas di dalam paduan hidrida secara teoritisakan mempengaruhi kurva difusivitas panas.Pada suhu sekitar 879 K seharusnya terjadiperubahan fasa a<=>p-U yang ditandaidengan penurunan tajam kurva, sepertidijumpai pada paduan non-hidrida. Tidakadanya perubahan kurva pada suhu tersebutdapat diterangkan sebagai berikut. Uraniumbebas di dalam paduan terdispersi secarahomogen sebagai komponen minoritasdiantara senyawa ThZr2H7.x, dan 8-ZrH2.xsedemikian rupa sehingga panas yangdiserap oleh perubahan fasa tersebut relatifkecil.

Tabel 1 menampilkan densitas"terukur" logam paduan U-Th-Zr danU-Th-Zr-H. Ditampilkan pula densitas logammurni dan UO2. Densitas dan kapasitas pa-nas spesimen diperlukan untuk memperkira-kan harga konduktivitas panas. Dibandingkandengan densitas logam uranium, densitasspesimen non hidrida dan hidrida tampaklebih rendah, sementara dibandingkandengan densitas UO2 sedikit lebih rendah.Hal ini mudah dipahami karena uraniummemiliki densitas yang paling tinggi diantarakomponen penyusunnya. Pada Tabel 1 terli-hat bahwa densitas logam paduan tergan-tung dari komponen penyusunnya, yaitusemakin tinggi kandungan uranium semakintinggi densitas logam paduan. Dalam halpaduan hidrida, semakin tinggi kandunganhidrogen di dalam logam paduan, semakinrendah densitas paduan karena adanyahidrogen diperkirakan akan memperbesarporositas logam paduan, meskipun pernyata-an ini harus dibuktikan terlebih dahulu.

Perlu dicatat bahwa densitas paduanhidrida adalah densitas "terukur". Densitassebenarnya harus dikoreksi dengan porositaspaduan. Adanya porositas di dalam paduanhidrida ini sangat menguntungkan karenadiharapkan mampu mengakomodasi gasproduk fisi.

Tabel 1. Densitas "terukur" paduanU-Th-Zr, U-Th-Zr-H, dan UO2

SpesimenU:Th:2r:H

2:1:6:02:1:6:13,3

1:1:4:01:1:4:9,51:2:6:0

1:2:6:15,21:4:10:0

1:4:10:27U, 25 °C

Th, 25 °CZr, 25 °C

UO2, 25 °C

U/M atauU/MH, %

22.29

16.76.511.14.16.72.4----

Th/M atauTh/MH, %

11.14.516.76.522.28.326.79.5----

H/MH%

-59.6

-61.3

-62.8

-64.3

----

Densitasg/cc

9.8119.7069.5068.9709.225

-9.0088.99019.1*)11.7**)6.52**)10.8*)

**)[8],*)[9-10]

Kapasitas panas spesimen diperolehdengan cara estimasi karena tak ada infor-masi tentang hal ini di literatur dan Penulisjuga tidak melakukan pengukuran langsung(dapat menggunakan DSC atau kalorimeter).Untuk mengestimasi kapasitas panas padu-an, dianggap bahwa paduan tersusun atas5-UZr2±x dan Th untuk logam paduan non-hidrida dan tersusun atas logam U, senyawaThH2, and ZrH2 untuk logam paduanU-Th-Zr-H. Cara ini ditempuh karena tak adadata kapasitas panas untuk senyawa ThZr2

and ThZr2H7+x. Data Cp untuk logam dansenyawa yang diasumsikan tersebut dapatdiperoleh dari literatur'11"141. Kapasitas panasspesimen dihitung dengan metodaKubachewski, seperti tersebut dalam pers.(3,4), sebagai berikut1121:Untuk logam paduan non-hidrida, U-Th-Zr:

Cpcamp = a CpU2r2 + b CpTh (3)

Untuk logam paduan hidrida, U-Th-Zr-H:

= a CPu-ZrH2 + b CpThH2 (4)

Dalam persamaan ini a dan b adalah ratiomolar UZr2 (atau U-ZrH2), Th (atau ThH2) danZr di dalam logam paduan.

148


Gambar 3 dan 4 menampilkankonduktivitas panas Iogam paduan U-Th-Zrdan U-Th-Zr-H sebagai fungsi suhu dihitungdengan menggunakan pers. (3) dan (4) diatas. Konduktivitas panas adalah sifat bahanyang erat kaitannya dengan fluks panas(kecepatan perpindahan panas setiap unitluas) di dalam material disebabkan olehgradien panas spatial. Khusus untuk elemenbakar nuklir sifat konduktivitas material yangtinggi merupakan hal yang sangat penting,khususnya ditinjau dari segi keselamatan danekonomi karena sifat inl merupakan faktoryang paling dominan di dalam menentukannilai bakar maksimum suatu elemen bakar.

oe

05

- . 03

Q2

01

- ^ -UTMZHO

-+-UTtiZjA

— UZTh&6

MssingDala

2» «0 «B a»

T/K

Gambar3. Konduktivitas panas logampaduan U-Th-Zr.

Gambar4. Konduktivitas panas logampaduan U-Th-Zr-H dan U02.

Dari hasil kalkulasi konduktivitaspanas dan pengukuran difusivitas panastampak bahwa logam paduan U-Th-Zrmemiliki sifat konduktivitas panas yang tinggi.Namun, di sana ada transformasi fasa yaitu(8UZr -» U(y)Zr(p)) pada kenaikan suhu yangmengakibatkan penurunan harga difusivitas

spesimen. Transformasi fasa inilah yangmenjadi alasan logam paduan U-Th-Zr tidakdapat digunakan langsung sebagai elemenbakar.

Dari Gambar 3 dan 4 terlihat bahwahidridasi menurunkan sifat konduktivitaspanas paduan. Penurunan sifat panas inidapat diterangkan sebagai berikut. Di dalamlogam-logam paduan, panas dipindahkanoleh elektron (atau valensi) bebas, latticewaves, dan phonon (sebuah phonon ekivalendengan sekuantum energi dalam bentuksuatu gelombang termoelastik dari suatufrekuensi tetap atau analog dengan suatuphoton di dalam radiasi elektromagnetik).Sementara untuk paduan hidrida, apalagiyang memiliki kapasitas hidrogen yang tinggi,hidridasi mengakibatkan sifat panas logampaduan berubah menjadi material dielectricsehingga panas di dalam material hanyadipengaruhi oleh phonon saja|15|16l

Dibandingkan dengan konduktivitaspanas U02 (100%TD)'17!, seperti ditampilkandi Gambar 5, konduktivitas panas logampaduan hidrida U-Th-Zr-H tampak lebih tinggidan ini merupakan suatu hasil yang baik.Untuk U02 tampak bahwa sifat konduktivitaspanasnya menurun dengan kenaikan suhu.Inilah yang menjadi salah satu kelemahanU02 dalam penggunaannya sebagai elemenbakar. Sementara itu paduan U-Th-Zr-Hmenunjukkan kestabilannya dengan kenaikansuhu. Seperti telah dijelaskan sebelumnyadalam pengukuran difusivitas panas yaitubahwa terjadinya migrasi hidrogen disebab-kan oleh kondisi vakum di dalam sistem.Apabila kondisi pengukuran tidak dalamkondisi vakum, kemungkinan dehidridasitidak akan terjadi dan ini berarti bahwakonduktivitas paduan hidrida ini akan tetapstabil terhadap kenaikan suhu lebih besardari 900 K.

SIMPULAN

Difusivitas panas telah diperolehdengan metoda laser flash dari suhu kamarsampai dengan 1273 K untuk logam paduanU-Th-Zr dan U-Th-Zr-H. Konduktivitas panasdihitung dari hasil percobaan dan hargaperkiraan kapasitas panas logam paduanyang dihitung dari suhu kamar sampaidengan1273K.

Diperoleh bahwa untuk logampaduan U-Th-Zr, pada suhu sekitar 800 K

149

Prosiding Presentasi llmiah Daur Bahan Bakar NuklirlVPEBN-BATAN Jakarta, 1-2 Desember 1998

ISSN 1410-1998

terjadi penurunan difusivitas panas paduandisebabkan oleh adanya transformasi fasa8UZr -> U(y)Zr(p). Paduan U-Th-Zr-Hmemiliki sifat konduksi panas yang baikdibandingkan dengan UO2 yang sudah umumdigunakan di reaktor dan, karena itu, dapatdipromosikan sebagai elemen bakar reaktortipe U-Th hidrid yang baru.

Penelitian sifat termal lanjutan masihdiperlukan, khususnya untuk mengukursecara langsung kapasitas panas logampaduan dan porositas logam paduan hidrida.

PUSTAKA

[1]. SIMNAD, M.T., et al., Nuclear Tcchnol.,28(1976)31-56.

[2]. SIMNAD, M.T and R. Chesworth,TRIGA Research Reactor ExperimentalIns-trumentation, Proc. Symp. ResearchReactor Instrumentation, Tehran, Iran,IAEA, 1972.

[3]. SIMNAD, M.T, The U-ZrHx Alloy: ItsProperties and Use in TRIGA Fuel,General Dynamics, General AtomicDivision, Report GA-A16029, August1980.

[4]. TAKAHASHI, Y. and M. J.MURABAYASHI, J. Nucl. Sci. andTechnol., 12[3](1975)133-144.

[5]. Ivanov, O. S., T. A. Badaeva, R. M.Sofronova, V. B. Kishinevskii, N. P.Kusnir, Phase Diagrams of UraniumAlloys, Amerind Publ., New Delhi, 1983,p. 198.

[6]. SUWARNO, H., Doctoral thesis,Graduate School of Eng, Dept. ofQuantum Eng. & Syst. Science, TheUniv. Tokyo, February 1998.

[7]. TAKAHASHl, Y., M. YAMAWAKI, T.YAMAMOTO, J. of Nuc. Matls.,154(1988)141-144.

[8]. KATZ, J. J. and E. RABINOWITCH, TheChemistry of Uranium, Dover, NewYork, 1951, p. 183-213.

[9]. REND, M.H., et al., Thorium: Physico-chemical properties of its compoundsand alloys, Special Issue no. 5, lAEA,Vienna, 1975.

[10]. ALCOCK, C. B., Zirconium: Physico-chemical properties of its compoundsand alloys, Special Issue no. 6, IAEA,Vienna, 1976.

[11]. SIMNAD, M.T., Nucl. Eng. and Design,64(1981)403-422.

[12]. KUBASCHEWSKI O., C. B. ALCOCK,P. J. SPENCER, Materials Thermodyna-mics, 61h Ed., Pergamon Press, 1993.

[13]. CRC Handbook of Chemistry andPhysics, 1996.

[14]. CHIOTTI, P., V. V. AKHACHINSKIJ, I.ANSARA, and M. H. RAND, TheChemical Thermodynamics of ActinidesElements and Compounds, Part 5,IAEA, Vienna, 1981, p. 197.

[15]. ECKERT, E.R.G., Analysis of Heat andMass Transfer, McGraw Hill, 1987, p.30-67.

[16]. MCCURDY, A. K., Phonon ConductionIn Elastically Anisotropic Cubic Crystals,Thermal Conductivity 17, Proc. 17th. Int.Thermal Conductivity Conf., June 1983,pp. 63-70.

[17]. LUCUTA, P.G., H. MATZKE, R. A.VERRALL, J. of Nuc. Matls.,223(1995)51-60.

TANYA JAWAB

Asli Purba• Mohon dijelaskan perhitungan

difusivitas termal (a) dari data-datapengukuran laserflash.

Hadi Suwarno• Sudah dijelaskan dalam tata kerja

pengukuran difusivitas termal.

Utaja• Faktor yang disoroti pada bahan

bakar umumnya kemampuan muatU235, sedangkan pengaruh kondukti-vitas dapat dieliminasi denganukuran. Mohon dijelaskan.

Hadi Suwarno• Metode eliminasi artinya dengan

perhitungan desain elemen bakar.Pengukuran konduktivitas kemudiandibandingkan dengan konduktivitasUO2 mempakan cara umum yangdipakai dalam pengembangan eie-men bakar karena UO2 merupakanmost common fuel for nuclear powerplant. Dengan membandingkan sifattermal logam paduan ini dengan UO2

akan diperoleh gambaran yang jelastentang kelayakan U-Th-Zr danU-Th-Zr-H sebagai bahan bakarbaru.

150


Supardi• Rasio komposisi atom U : Th : Zr =

2 : 1 : 6; 1 : 1 : 4; 1 : 2 : 6 danseterusnya maksudnya untukpengembangan elemen bakarreaktor baru. Mengapa dipilih caratersebut. Bagaimana rasio komposisiatom sebelum dikembangkan.

Hadi Suwarno• Komposisi dipilih berdasarkan

spesifikasi bahan bakar TRIGA yaitudipilih (U,Th)Zr = 1 : 2 . Dipakai Thkarena untuk menghindari problemTRU yang menghasilkan massaatom dengan umur panjang (Am, Np,Pu).

151

ISSN 1410-1998


PEBN-8ATAN Jakaiia, 1-2 Desember 1998

PENGARUH TINGKAT MUAT URANIUM TERHADAP KAPASITAS PANAS,KONDUKTIVITAS PANAS DAN ENTALPI SERBUK U3Si2-AI

Aslina Br. Ginting, Suparjo, Hasbullah N., Dian A., Siti AminiPusat Elemen Bakar Nuklir - BATAN

ABSTRAK

PENGARUH TINGKAT MUAT URANIUM TERHADAP KAPASITAS PANAS, KONDUKTIVITASPANAS DAN ENTALPI SERBUK U3Si2-AI. Perubahan kapasitas panas serbuk U3Si2-AI dengantingkat muat uranium (TMU) 3,6 ; 4,2 ; 4,8 dan 5,2 g/cm3 dianalisis dengan alat DSC'92 pada suhu30°C hingga 400°C, sedangkan perubahan entalpi dianalisis dengan menggunakan alat DTA padasuhu 30 hingga 1700°C. Dari hasil analisis diperoleh" bahwa serbuk U3SJ2-AI mempunyai nilaikapasitas panas yang cenderung menurun dengan naiknya TMU, sedangkan perubahan entalpiserbuk U3Si2-AI mulai terjadi pada suhu 639°C yang ditunjukkan oleh perubahan aliran panasmembentuk puncak endotermik yang diikuti oleh puncak eksotermik pada suhu 650°C. Puncakendotermik tersebut menyatakan terjadinya peleburan matriks Al dan puncak eksotermikmenyatakan terjadinya interaksi antara lelehan Al dengan serbuk U3SJ2 membentuk senyawaU(AI,Si). Entalpi peleburan matriks Al dan entalpi pembentukan senyawa U(AI,Si)x bertambah kecildengan naiknya TMU. Pada pemanasan lebih lanjut hingga suhu 1400°C tnasih diperoleh satupuncak endotermik yang menyatakan terjadi pembentukan senyawa UAIX dan USi dengan entalpireaksi bertambah besar dengan naiknya TMU. Sementara, penentuan nilai konduktivitas panasserbuk LbSia-AI dengan variasi TMU dilakukan dengan cara konversi nilai kapasitas panas kenilai konduktivitas panas. Hasil perhitungan menunjukkan bahwa serbuk U3Si2-AI mempunyai nilaikonduktivitas panas bertambah kecil dengan naiknya TMU. Besarnya kapasitas panas,konduktivitas panas dan entalpi serbuk U3SJ2-AI sangat dipengaruhi oleh jumlah matrik Al yangterdapat dalam bahan bakar tersebut. Data kapasitas panas, konduktivitas panas, dan entalpiserbuk U3Si2-A! sangat berperan untuk menunjang keselamatan operasi reaktor.

Kata Kunci: Serbuk U3SJ2-AI, Kapasitas Panas, Konduktivitas Panas.Entalpi ,DTA dan DSC.

ABSTRACT

THE EFFECTS URANIUM LOADING TO HEAT CAPACITY, THERMAL CONDUCTIVITY, ANDENTHALPY OF U3S12-AI POWDER. Analysis of heat capacity change of U3Si2-AI powder withuranium loading of 3,6 - 4,2 - 4,8 and 5,2 g/cm3 has been carried out using DSC'92 at temperaturerange of 3CPC to 40(fC. Analysis of the enthalphy change was done using differential thermalanalysis (DTA) at temperature range of 3(fC to 170<fC. From the results it is concluded that heatcapacity of the U3S12-AI powder tends to decrease with increasing of uranium loading. Theenthalphy change was started at temperature of 639°C, indicated by endothermic peak, andfollowed by exothermic peak af 65<fC. Endothermic peak indicates the melted Al matrix and theexothermic peak indicates the occurrence of interaction between Al matrix melt with U3Si2 to formU(AI,Si)x. The enthalphy change in the formation of U(AI,Si)x decreases with the increasing ofuranium loading. The determination of thermal conductivity of the U3S12-AI powder decrease withincreasing uranium loading. The heat capacity, themal conductivity, and enthalphy of U3S12-AIpovjder are largely influenced by the Al matrix in the fuel. Data of heat capacity, thenvalconductivity, and enthalphy of UsSirAI powder are very important in the safety aspects during anuclear reactor in operation.

Key Word: U3S/2-/A/ Powder, Heat Capacity, Thenval conductivity, Enthalphy, DTA and DSC.

PENDAHULUAN

Serbuk paduan U3Si2-AI denganvariasi TMU akan digunakan sebagai intielemen bakar (IEB) dalam pembuatan pelatelemen bakar (PEB) jenis silisida. Dalamusaha meningkatkan pemahaman tentangbahan bakar jenis silisida serta usahapeningkatan fabrikasi elemen bakar reaktorriset dengan menggunakan bahan bakardispersi U3Si2-AI TMU tinggi, maka diperlukan

pengetahuan penunjang untuk memahamisifat-sifat termal dari serbuk U3Si2-AI denganvariasi TMU. Sifat termal yang paling utamaadalah kapasitas panas (Cp=J/g°C) dankonduktivitas panas (k=W/cm°C) yang akanberperan langsung dalam penggunaannya direaktor. Sedangkan data termal yang lain, yaituentalphi peleburan dari s.erbuk U3Si2-AI(AH=J/g), akan berguna untuk memperkirakanbesamya panas reaksi termal yang terjadiakibat kecelakaan lokal yang dikarenakan oleh

153


ISSN 1410-1998

kehilangan air pendingin (Lost of CoolingAccident atau LOC'A). Dari pabrikasi bahanbakar reaktor riset PT.Batan TeknologiPersero (BANTEK) diperoleh dataperbandingan serbuk U3S2 dengan matriks AIseperti ditunjukkan pada tabel-1, dimanaterlihat semakin tinggi TMU semakin kecilkandungan matriks Al di dadalam IEB U3Si2-AItersebut. .

Tabel-1. Perbandingan Berat Serbuk \J^\2Dengan Serbuk Al.

TMU(g/cm3)

3,64,24,85,2

Berat SerbukU3Si2 (g)

74,68087,12699,572108,87

BeratSerbuk Al

(9)32,27828,9026,86825,025

Berdasarkan data pabrikasi ini,serbuk U3Si2-AI dengan variasi TMU didugamempunyai kapasitas panas, konduktivitaspanas dan entalphi peleburan yang berbeda-beda karena sifat termal U3Si2-AI sangatdipengaruhi oleh komposisi matriks Al danserbuk U3Si2. Secara teoritis matriks Almempunyai daya hantar panas yang lebihbesar sebesar 225 W/mK dibanding serbukU3Si2 sebesar 12,7 W/mKm, sehinggadipandang perlu untuk melakukan suatupenelitian pengaruh variasi TMU 3,6 ; 4,2 ; 4,8hingga 5,2 g/cm3 terhadap sifat termal yangmencakup kapasitas panas, konduktivitaspanas dan entalpi serbuk U3Si2-AI.

Kapasitas panas (J/g°C), konduktivitaspanas (W/m°K) dan entalphi (J/g) serbukU3Si2-AI berguna dalam perhitunganperpindahan panas untuk menunjangkeselamatan di dalam operasi reaktor. Nilaikapasitas panas dan konduktivitas panasdigunakan oleh fabrikator bahan bakar reaktorriset untuk mengetahui kemampuan serbukU3Si2-AI menghantarkan panas sedangkannilai entalpi digunakan untuk mengetahuijumlah panas yang dilepaskan atau dibutuhkanserbuk bahan bakar U3Si2-AI ke kelongsongpelat elemen bakar selama digunakan didalam reaktor.

Pengukuran kapasitas panas serbukbahan bakar U3Si2-AI untuk masing-masingTMU dilakukan pada suhu terprogram30°C hingga 400°C dengan kecepatanpemanasan 5°C/menit dengan menggunakanalat DSC'92 (Differential Scanning Calorimetry)sedangkan pengukuran entalpi dilakukan padasuhu 30°C hingga 1700°C dengan kecepatan

pemanasan 10°C/menit menggunakan alatTG-DTA. Dari literatur diperoleh bahwa serbukU3Si2-AI mengalami peleburan pada suhu1665°C sehingga pengukuran enthalpidilakukan pada suhu 1700°C. Pengukurankonduktivitas panas serbuk U3Si2-AI denganvariasi TMU dapat dilakukan dengan caraperhitungan melalui konversi kapasitas panasyang diperoleh dari analisis dengan DSC'92dengan konduktivitas panas. Rumus yangdigunakan adalah hubungan antara besarankapasitas panas, densitas dan difusivitaspanas dengan konduktivitas panas. Hubungantersebut dapat ditulis sbbPl

k=Cp a p (1)

dimana,k = konduktivitas panas (W/cm K)Cp = kapasitas panas (J/g°C)p = densitas (g/cm3)ct = difusivitas panas (cm/sec2)

Data sifat tertnal serbuk U3Si2-AIdengan variasi TMU ini akan cjijadikansebagai asupan pada pembuatan danpenggunaan elemen bakar yang akan difabrikasi lebih lanjut untuk dapat memenuhikriteria keselamatan operasi reaktor.

CARA KERJA

Penentuan Kapasitas Panas ( Cp = J/g°C)

Berdasarkan hipotesis diatas makadilakukan pengukuran kapasitas panas(Cp=J/g°C) serbuk bahan bakar U3Si2-AIvariasi TMU 3,6 ; 4,2 ; 4,8 dan 5,2 g/cmri padarentang suhu 30°C hingga 400°C .dengankecepatan pemanasan 5°C/menit dalam mediainert dengan menggunakan alat DSC'92.Disiapkan 6 (enam) buah krusibel aluminiumkosong dan dilakukan pengukuran sebanyak3 (tiga) tahap dengan 2 (dua) buah krusibelsetiap tahap pengukuran, dimana krusibelyang satu digunakan sebagai pembanding (Kr)dan krusibel lainnya sebagai wadah sampel(Ks). Tahap pertama dilakukan pengukuranterhadap krusibel aluminium kosong yangdianggap sebagai data blangko. Pengukurantahap kedua dilakukan terhadap krusibelaluminium kosong dan krusibel yang berisisamp^l standar AI2O3 seberat 70 mgdan pengukuran tahap ketiga dilakukanterhadap krusibel aluminium kosong dansampel U3Si2-AI dengan variasi TMU 3,6 ; 4,2 ;4,8 dan 5,2 g/cm3 seberat 70 mg. Masing-masing krusibel tersebut dimasukkan kedalamchamber DSC'92 kemudian dialiri dengan gasArgon secara kontiniu sebagai media

154


pengukuran. Dari ketiga hasil pengukurantersebut dilakukan evaluasi untuk memperolehnilai kapasitas panas (Cp = J/g°C) serbukU3Si2-Al dengan variasi TMU sebagai fungsiwaktu dan suhu.

Penentuan Entalpi (AH =J/g)

Dalam penentuan panas reaksi (AH =J/g) dengan DTA'92 disiapkan dua buahkrusibel alumina yang digunakan sebagaiwadah cuplikan serbuk U3Si2-AI variasiTMU 3,6 ; 4,2 ; 4,8 dan 5,2 g/cm3 dansebagai pembanding (blank). Serbuk bahanbakar U3Si2-AI dengan berat 70 mgdimasukkan ke dalam krusibel, kemudiankedua cawan tersebut dimasukkkan kedalam tungku pemanas TG-DTA'92 dan divakumkan sampai tekanan 10"1 mbar.Setelah tercapai kondisi vakum 10'1 mbar,tungku pemanas TG -DTA dialiri gas Argon99,99% dengan tekanan 2,5 mbar.Penentuan panas reaksi dilakukan dengankondisi operasi pada suhu 30°G hingga1700°C dengan kecepatan pemanasan10°C/menit dan kecepatan pendinginan10°C/menit dengan waktu tunda (delay)selama 60 menit.

Penentuan Konduktivitas Panas(k=W/cmK)

Penentuan nilai konduktivitas panasserbuk U3Si2-AI dilakukan dengan perhitunganmelalui konversi nilai kapasitas panas U3Si2- Alyang diperoleh dari hasil pengukuran denganalat DSC'92 ke nilai konduktivitas panasdengan menggunakan persamaan (1).

HASIL DAN BAHASAN

A. Penentuan Kapasitas Panas (Cp= J/g°C)

Hasil analisis dengan DSC'92menunjukkan bahwa kapasitas panas serbukU3Si2-AI bertambah kecil dengan naiknyaTMU. Pada suhu yang sama dalamrentang suhu 30°C hingga 400°C, terjadipengurangan kapasitas panas serbuk U3Si2-AIdengan TMU 3,6 dan 4,2 g/cm3 secaralambat, tetapi pada serbuk U3Si2-AI denganTMU 4,8 dan 5,2 g/cm3 terjadi pengurangankapasitas panas yang cukup besar sepertiyang terlihat pada Gambar 1. Peristiwa inimenunjukkan bahwa serbuk U3Si2-AI denganTMU rendah (3,6 dan 4,2 g/cm3) mempunyaikapasitas panas yang relatif stabil karenamempunyai kemampuan menyerap panaslebih baik dibanding serbuk U3Si2-AI denganTMU 4,8 dan 5,2 g/cm3. Hal ini disebabkan

karena serbuk U3Si2-AI dengan TMU 3,6 dan4,2 g/cm3 mempunyai kandungan aluminiummatriks lebih besar dibanding yang terdapatpada serbuk U3Si2-AI dengan TMU 4,8 dan 5,2g/cm3. Pernyataan ini didukung oleh hasilpengukuran kapasitas panas serbuk Al99,999% sebagai matriks dan serbuk U3Si2seperti yang ditunjukkan pada Gambar 2,dimana dari hasil analisis tersebut diperolehbahwa matriks aluminium mempunyaikapasitas panas yang jauh lebih besardibanding serbuk U3Si2l sehingga pada saatpengukuran besaran kapasitas panas serbukU3Si2-AI variasi TMU dominan dipengaruhioleh sifat-sifat kandungan Al'1'2'. Berkurangnyakandungan Al di daiam serbuk U3Si2-AImenyebabkan daya ikat antar logam Al danU3Si2 akan menjadi berkurang^1 sehinggamenyebabkan penyerapan panas dalambahan bakar tersebut menjadi menurun.

B. Penentuan Konduktivitas Panas(k = W/cm°C)

Konduktivitas panas serbuk U3Si2-AIdengan TMU 3,6 ; 4,2 ; 4,8 dan 5,2 g/cm3

ditentukan dengan perhitungan melaluikonversi nilai kapasitas panas yang diperolehdari analisis dengan DSC ke nilai

konduktivitas panas dengan menggunakanrumus:

k = Cp a p

Difusivitas panas dan densitas U3Si2-AIsebagai fungsi suhu diperoleh dari literatur121

dan nilai konduktivitas panas hasil perhitungantersebut ditunjukkan pada Tabel-2.

Dari hasil perhitungan, pada suhuyang sanna diperoleh bahwa konduktivitaspanas serbuk U3Si2-AI menurun dengannaiknya TMU seperti yang terlihat padaGambar 3. Penurunan konduktivitas panasU3Si2-AI sangat dipengaruhi oleh kandunganfraksi volume matriks Al[2'31 di dalam bahanbakar tersebut. Selain dipengaruhi oleh matriksAl, konduktivitas panas U3Si2-AI jugadipengaruhi oleh porositas seperti terlihatpada Gambar 4, dimana terlihat konduktivitaspanas U3Si2-AI menurun dengan naikknyajumlah porositas. Banyaknya porositas padabahan bakar U3Si2-AI dengan variasi TMUtelah dianalisis oleh peneliti sebelumnyadengan hasil sebagai berikut141:

TMU (g/cmJ)3,64,24,85,2

Porositas (%)4,90 - 5,536,25 - 6,757,90 - 8,669,33 - 9,83

155


ISSN 1410-1998

Dari hasil analisis tersebut, dapat dinyatakanbahwa semakin tinggi TMU semakin kecilkandungan matriks Al di dalam bahan bakaryang menyebabkan jumlah porositas menjadibertambah besar sehingga berpengaruhkepada konduktivitas panas bahan U3Si2-AI.Hal ini disebabkan karena kandungan matriksAl di dalam bahan bakar U3Si2-A! sangatberperan dalam menentukan konduktivitaspanas bahan bakar151, karena matriks Alterdistribusi secara merata diantara partikelbahan bakar U3Si2 dan dapat mengurangiporositas. Disamping itu, matriks Almempunyai daya hantar panas tinggi [2'3A5)

sehingga jelas terbukti bahwa semakintinggi TMU semakin kecil konduktivitas panasU3Si2-AI karena mempunyai kandungan Alsemakin kecil. Hal ini dapat dijelaskan bahwadalam penentuan konduktivitas panas U3Si2-AIpada TMU tinggi , partikel Al semakin sedikitberperan karena kontak singgung antar mukamatriks Al dengan U3Si2 lebih kecil sehinggakonduktivitas panas yang terukur jugabertambah kecil.

C. Penentuan Entalpi (AH = J/g)

Pengukuran panas reaksi (AH = J/g)dilakukan terhadap serbuk U3Si2-AI denganvariasi TMU 3,6 ; 4,2 ; 4,8 dan 5,2 g/cm3

dengan TG- DTA'92, pada kondisi operasi30°C hingga 1700°C dengan kecepatanpemanasan 10°C/menit dan daiam media gasArgon. Serbuk U3Si2-AI relatif lebih stabilterhadap termal sampai di bawah suhu leburmatrik Al. Hal ini terlihat dengan tidak adanyaperubahan aliran panas di bawah pemanasan600°C, seperti ditunjukkan pada Gambar 5dan 6. Serbuk U3Si2-AI mengalami reaksiterma! pada suhu 639°C yang ditunjukkanoleh puncak endotermal yang menyatakanterjadinya peristiwa peleburan matrik Al yangdiikuti oleh suatu puncak eksotermal yangmenyatakan terjadinya peristiwa reaksi matriksAl dengan U3Si2 membentuk senyawaU(AI,Si)x [2i5>61. Rea'ksi termal pada puncakeksotermal yang berdekatan dengan puncakendotermal, terjadi karena adanya interaksilelehan Al secara cepat dengan serbuk U3Si2.Pengikatan tersebut terjadi sangat cepatkarena serbuk U3Si2 mempunyai kontak antarmuka dengan gaya gerak yang lebih besarsehingga ikatan intermetalik lelehan Al denganU3Si2 terjadi secara simultan dengan reaksipeleburan matriks Al. Jumlah panas yangdiserap dan yang dilepaskan dalatn melakukanreaksi endotermal dan reaksi eksotermal inimakin kecil dengan naiknya TMU. Hal inidisebabkan oleh kandungan Al di dalam bahan

bakar tersebut bertambah kecil dengannaiknya TMU, seperti ditunjukkan dalamTabel 3.

Pada suhu pemanasan antara 660°Chingga 1300°C tidak terlihat adanyaperubahan aliran panas membentuk puncakeksotermal maupun endotermal. Peristiwa inimenunjukkan bahwa serbuk U3Si2-AI stabilterhadap termal hingga suhu pemanasan1300°C. Tetapi pada suhu 1400°C diperolehsuatu puncak endotermal dengan luasanpuncak bertambah dengan naiknya TMU.Terbentukya puncak endotermik pada suhu1400°C menunjukkan terjadinya pengikatandan pembentukan senyawa U-AI dan U-Sidari senyawa U(Al,Si)3

I1-6J dengan jumlahpanas yang dibutuhkan bertambah besardengan bertambahnya TMU. Meningkatnyapanas reaksi (AH =J/g) yang dibutuhkan untukmelakukan pembentukan U-AI dan U-Si dariU(AI,Si)3 menunjukkan bahwa semakin tinggiTMU semakin banyak uranium yang bereaksidengan matriks Al membentuk senyawa UAI3dan USi3

I1f5|6). Adanya senyawa U(AI,Si)3 danUAIX sebagai hasil pemanasan telah dibuktikandengan XRD, seperti ditunjukkan padaGambar 7.

Pada proses pendinginan pada suhu1349°C diperoleh satu puncak eksotermalyang menyatakan terjadi reaksi solidifikasiyang reversibel dengan puncak endotermalpada reaksi pembentukan senyawa UAIX.Reaksi solidifikasi UAIX ini terjadi semakinkecil dengan naiknya TMU. Serbuk U3Si2-AIdengan TMU 3,6 g/cm3 selain mengalamireaksi solidifikasi pada suhu 1349°C jugamengalami reaksi solidifikasi pada suhu610°C, yang di indentifikasi sebagai reaksisolidifikasi matriks Al. Ha) ini terjadi karenapada suhu 1349°C matriks Al di dalam serbukU3Si2-AI dengan TMU 3,6 g/cm3 tidakseluruhnya bereaksi membentuk senyawaUAIX, sehingga pada proses pendinginankelebihan matriks Al mengalami prosessolidifikasi pada suhu 610°C seperti terlihatpada Gambar5.

SIMPULAN

Variasi TMU dan matriks Al sangatmempengaruhi kapasitas panas, konduktivitaspanas dan entalpi serbuk U3Si2-AI. SerbukU3Si2-AI mempunyai kapasitas panas dankonduktivitas panas bertambah besar dengannaiknya suhu tetapi mengalami penurunandengan naiknya TMU. Sedangkan hasi!analisis entalpi, terjadi reaksi peleburan

156


matriks Al pada suhu 639°C yang diikutisecara simultan oleh interaksi lelehan Aldengan serbuk U3Si2 membentuk senyawaU(AI,Si)3 pada suhu 650°C. Panas peleburanmatriks Al dan panas pembentukan U(AI,Si)3

menurun dengan naiknya TMU, dan padasuhu 1400°C terjadi pembentukan senyawaUAIX dan USi dengan entalpi bertambah besardengan naiknya TMU. Pada prosespendinginan terjadi reaksi solidifikasi senyawaUAIX pada suhu 1349°C dan solidifikasi matrikAl pada suhu 610°C. Data termal serbukU3Si2-AI ini dapat digunakan oleh fabrikatorbahan bakar reaktor riset jenis silisida dalammerancang bahan bakar dengan tingkat muaturanium yang lebih tinggi untuk menunjangkeselamatan operasi reaktor.

PUSTAKA

[1]. SNELGROVE J.L, R.F. DOMAGALA,G.L.HOFMAN , T.C. WINCEK, G.L.COPELAND, R.W. HOBBS and R.LSENN, The Use of U3Si2 Dispersed Al inPlate Type Elements for Research andTest Reaktor, ANL/RERTR/TM-11,1987

[2]. SAITO J., Y.KOMORI, F. SAKURAI andH. ANDO, Measurement of ThermalConductivity of Uranium SilicideAluminium Dispersion Fuel, Departmentof JMTR Project Orai ResearchEstablishment, JAERI, Orai-machi,Higashiibaraki-gun, Ibaraki - ken, (1991)

[3]. SURIPTO A., Konduktivitas TermalBahan Bakar Dispersi U3Si-AI dan U3Si2-AI,Urania, Buletin Daur Bahan Bakar Nuklir,NO.3/THN-I/1995, Juli 1995.

[4]. SURIPTO A., SUPARDJO, SARJONO,Development of High Loading Fuel afBATAN, National Atomic Energy Agency-Indonesia, 1995.

[5]. TOFT P., A. JENSIN, Differential ThermalAnalysis and Metalographic Examinationof U3Si2 Powder, U3Si2/AI (38 w/o)Miniplates, IAEA-TECDOC 643 (4) p 15-122, 1985

[6]. DOMAGALA R.F., T.C. WINCEK,J.LSNELGROVE, M.I.HOMA and R.R.HEINRICH, DTA Study of U3Siz-AIReactions, IAEA-TECDOC-643 (3), 1992.

TANYA JAWAB

Indro Yuwono• Ada perbedaan data entalpi dengan

penelitian Saudara TumpalPandiangan. Data entalpi mana yangdigunakan dalam disain bahan bakar.

• Dalam gambar 3 antara suhu 200-300°C ada fenomena yang berbedayaitu 2(dua) grafik atas lengkung kebawah, 1(satu) grafik lengkung keatas dan 1(satu) linier. Mohondijelaskan fenomena tersebut.

Siti Amini• Data entalpi mempunyai

kecenderungan yang sama. Padapraktisnya data pelat akan lebihterpakai untuk desain elemen bakar.Walaupun demikian data entalpiserbukpun tidak dapat diabaikanuntuk mempertimbangkan ~ desainpelat bahan bakarnya.

• Konduktifitas yang tertampil padagrafik adalah hasil perhitungan Cp.Seharusnya secara teoritis,konduktifitas serbuk dengan TMUjuga fungsi dengan arah proporsionalterhadap temperatur. Jadi arahnyatidak cenderung naik. Hal ini dibahasdari pengaruh parameter porositasdan homogenitas.

Utaja• Bagaimana kesimpulan mengenai

sifat U3Si2-AI dari segi keamanan.Demikian pula kesimpulan sifatU3Si2-AI apabila dibandingkandengan tingkat rriuat uranium yangsudah ada.

Siti Amini• Dari segi keamanan, U3Si2-AI dengan

TMU tinggi diperkirakan akan lebihrentan dibandingkan pada U3Si2-AIdengan TMU rendah.

157-

Prosiding Presentasi llmiah Daur Bahan Bakar Nuklir IVPEBN-BATAN Jakaria, 1-2 Desember 1998

ISSN 1410-1998

Gambar 1. Kapasitas Panas Serbuk U3Si2-AI

dengan Variasi TMU

Gambar 2. Kapasitas Panas Matrik Al

99,99% dan Serbuk U3Si2

Jo.42

• TM U 3,6 g/cm3

• TM U 4,2 U/CTII3

A TM U 4,8 B/cm3

X TM U 5,2 u/cm3

100 200 300 400 500

SUHU ("C)

Gambar 3. Konduktivitas Panas Serbuk

U3Si2-AI dengan Variasi TMU

p•p.;|;1lp6

%<&>p'[•<;. :'::'•..

; • ' ( ; • • • ; • « )

: - • ' ' '''.20

- * • • : '

- i • * • ' -

S 1 • "

i'i

Vr' • ' • - • :

•5 ' • '

7;

. . * . - - • • . . . . - * - . .

' ' • ' ? ' • • : ' • ' : ; - : ' : f . . - • • '

' ^ • V ; - ; v . ' '•

'•'•• ' ' . " ' ' l ' . \ . . . " ' • ' • ' .

,-. '.;.: . . %; V...; . . ;"l :

•'•.• •.'• ~- ; - . . V ^ ? » t

• v . ' :\: V?• • • - . - . - , • • \ ' : '

• - ' • . " • / • - \

• • - • • ' . . ' . - • . ! ' . ' • : • " • ? !

, : ^ . " . - t » ! • : ' • ' : • • • - • ' . . :

l'.r.«i-.:>;•. • vH- i -

iM

'" • •' :V ' . j .~f

^ S t ' r '••'••-

Gambar4. Kurva Konduktivitas Panasdengan % Porositas

Tabel 2. Konduktivitas Panas Serbuk

Uranium -Silisida-Aluminium

Bahan

Matrik

Al

99,99%

*)

Serbuk

U3Si2-AI

Zfiglcm*

4,2

4,8

5,2

Suhu

100

200

300

400

100

200

300

400

100

200

300

400

100

200

300

400

100

200

300

400

Den

sitas

(gW)

2,71

6,598

6,554

6,509

6.463

6,519

6,485

6,470

6,434

6,513

6,469

6,478

6,424

6,518

6,465

6,437

6,459

Difusi

vitas

Panas

(cm2/sec)

0,9792

0,8746

0,8550

0,8086

0,2187

0,2138

0,2091

0,2046

0,2187

0,2138

0,2091

0,2046

0,2187

0,2138

0,2091

0,2046

0,2187

0,2138

0,2091

0,2046

Kapa-

sitas

Panas

(J/g°K)

0 8843

0,9484

0,9608

0,9817

0,3364

0,3621

0,3692

0,3884

0,3308

0,3602

0,3667

0,3849

0,3140

0,3274

0,3426

0,3661

0,2982

0,3114

0,3308

0,3514

Konduk-

tivltas

Panas

W/cm°K)

. 2.3466

2.2478

2.2262

2.1512

0,4850

0,5074

0,5025

0 5136

0,4773

0,5047

0,4991

0,5089

0,4531

0,4587

0,4663

0,4841

0,4303

0,4363

' 0,4502

0,4647

Dari Literatur diperoleh harga konduktivitaspanas U3Si2, (k) = 12,7 W/m°K151

158

ISSN 1410-1998 Prosiding Presentasi llmiah Daur Bahan Bakar Nuklir IV


Tabel: 3. Data Entalpi Serbuk U3Si2-AI Variasi TMU

TMU

g/cm3

3,6

4,2*)

4,8

5,2

Puncak

T(°C)

639,10

633,70

633,70

635,77

I

AH(J/g)

-87,0

-39,6

-37,0

-16,8

Puncak

T(°C)

661,63

652,47

647,80

651,53

II

AH(J/g)

154,23

147,67

138,32

102,13

Puncak III

T(°C)

1350,43

1372,27

1339,57

1347,23

AH(J/g)

-315

-510,89

-365,25

-420,44

*) Perlu penyamplingan kembali

I SETARAMTGOTA £2

Fig . : Ssaple: SiTDUK U3S1Z-A1 TH U3.B,30-lBBSC, 15C/»in10-08-88 R.CMf*l Carbufc WClZi.1 THU31C.30-1C06C. lCC/»ln ta-18-97)

B9.34 agCln: Alualna

H£AT PUOW (inicrovl

6 0 A Exo

.„..J . I .

>Pananasin

TEMPERATURE (0 ,300 400 bOO 600 700 B00 900 1000 1100 1200 1300 1400 1600 1B00 1700 ;

Gambar 5. Termogram DTA Serbuk U3Si2-AI dengan TMU 3,6 g/cm3

159


ISSN 1410-1998

30

JHg.: SwplK S*pbut U38ig-Al IH m, a.3O-1B70C. i5C/«ln "" KllE 60.61 m AtK ArooriJ " 0 8 8 8 'P: «»t>al SOPPUt: uasiZ-AJ THm.a30-lB70C.13C/iln ( 1 0 - 1 2 - 8 7 ) c t n ;

-40

300 soo eoo 700 ooo aoo 1000 tioo IROO iaoo j4oo IBQO M PIBQO WI E7OO I

Gambar 6. Termogram DTA Serbuk U3Si2-AI dengan TMU 5,2g/cm3

Gambar 7. Grafik Identifikasi Senyawa U3Si2-AI dengan Difraksi Sinar-X

160

ID0200018


PENGARUH KENAIKAN TINGKAT MUAT U3Si2 TERHADAPKARAKTERISTIK PELAT ELEMEN BAKAR U3Si2-AI

Tumpal P.*, Anthonius S.*, Asmedi S.**, Rochim S.**** Pusat Penelitian Sains Materi, BATAN

** Pusat Elemen Bakar Nuklir, BATAN*** Lab. Metalurgi, Institut Teknologi Bandung

ABSTRAK

PENGARUH KENAIKAN TINGKAT MUAT U3Si2 TERHADAP KARAKTERISTIK PELATELEMEN BAKAR U3Si2-AI. Karakterisasi pelat elemen bahan bakar LbSi^-AI berbagai tingkatmuat U3SJ2 dalam mariks aluminium yaitu : 3,6; 4,2; 4,8, dan 5,2 gU/cm3 telah dilakukan. Sampelhasil fabrikasi sebagian dikenai dan sebagian lain tidak dikenai perlakuan panas. Perlakuanpanas pada sampel dilaksanakan pada suhu kamar hingga suhu 700°C dengan dua kalipengulangan dengan kisaran suhu antara 600 hingga 700°C pada tekanan atmosfer dalamkondisi yang sama. Hasil karakterisasi pada sampel yang dikenai pemanasan menunjukkanterjadi reaksi antara U3SJ2 dengan Al; yang membentuk U(AI,Si)3. Parameter kisi U(AI,Si)3menurun dengan naiknya tingkat muat yaitu : 4,2326; 4,2292; 4,1788, dan 4,2174 A. Datatersebut menunjukkan terjadi peningkat-an jumlah Si yang bersubstitusi menggantikan Al padaU(AI,Si)3 untuk tingkat muat yang lebih besar. Hasil perbandingan jumlah atom Si terhadap Aladalah : 0,104; 0,146 dan 0,125 berturut-turut untuk tingkat muat : 3,6; 4,2; dan 4,8 gU/cm3.Entalpi reaksi U3Si2 dengan Al adalah : (315 ±15)J/g, (222 ±29)J/g, (173 ±44)J/g, dan (257 ± 24)J/g, berturut-turut untuk tingkat muat : 3,6; 4,2; 4,8 dan 5,2 gU/cm3. Entalpi reaksi tersebutmenurun dengan naiknya tingkat muat. Sampel pelat yang tidak dipanaskan dikarakterisasidengan alat difraksi Sinar-X, SEM/EDS, dan uji kekerasan. Pada tingkat muat yang lebih tinggiyaitu : 4,8 dan 5,2 gU/cm3 terdapat fasa baru pada antarmuka U3Si2 dengan Al. Sampel tersebutmeningkat kekerasannya, yaitu : 743; 824; 824, dan 894 VHN berturut-turut untuk tingkat muat:3,6; 4,2; 4,8 dan 5,2 gll/cm3 .

ABSTRACT

THE EFFECTS OFINCREASING U3Si2 LOADING ON THE CHARACTERISTICS OF THE U3Si2-Al FUEL PLATE. The characterization of the I/3S/2-A/ fuel plate with toad/ng variation of U3S/2 inaluminum matrix of: 3.6; 4.2; 4.8, and 5.2 gU/cm3 have been done. Some fabricated sampleswere heat-treated and some ofthem were not The heat treatment was carriec/ ouf in the range ofroom temperature to 70(fC and then continued within the range of 600°C to 70<fC in tworepetition in atmospheric pressure. The result of characterization on the heat-treated samplesshowed that the reaction between U3S/2 and At were occurred and formed U(AI, Si)3. The latticeparameter of U(AI,Si)3 decreased by increasing U3S12 ioading such as 4.2326; 4.2292; 4.178, and4.2174 A. This data showed that there was the increasing of Si amount which substituted the Alatoms in U(AI,Si)3 for higher loading. The comparison between Si atom to AS was: 0.104; 0.146;and 0.125 for loading of 3.6; 4.2; and 4.8 gU/cm3, respectively. The reaction enthalpy of UsShwith Al were: (315±15)J/g, (222±29)J/g, (173±44)J/g, and (257±24) J/g for the respective loadingof: 3.6; 4.2; 4.8 and 5.2 gU/cm3. This reaction enthalpy decreasea by increasing U3S12 loading.The unheated plate samples characterized by means of X-ray Dilfraction, SEM/EDS, andhardness testing. At higher loading level of: 4.8 and 5.2 gU/cm3, a new phase on the interface ofU3S/2 and Al was obtained. The hardness of these samples increased such as 743; 824; 824; and894 VHN for respective loading of: 3.6; 4.2; 4.8, and 5.2 gU/cm3.

PENDAHULUAN

Sampai saat ini, Pusat Elemen BakarNuklir (PEBN) BATAN masih terus mengupa-yakan untuk meningkatkan waktu pakai pelatelemen bakar (PEB) U3Si2-AI di dalam reak-tor111. Salah satu upaya yang dilakukanadalah dengan meningkatkan tingkat muatU3Si2 dalam matriks aluminium. Dengandicapainya tingkat muat yang lebih tinggi,berarti dapat menjanjikan nilai tambah secara

ekonomi. Namun, untuk mencapai tujuantersebut ada beberapa kendala antara lain,kompatibilitas antara matriks aluminium de-ngan bahan dispersi U3Si2 dan mendapatkandistribusi U3Si2 yang homogen dalam matriksAl. Pada tingkat muat yang tinggi adakemungkinan terjadi reaksi antara matriksdengan dispersan yang menghasilkan fasabaru. Distribusi U3Si2 yang tidak homogendalam matriks Al akan memperburuk sifatmekanik dan sifat integritasnya . PEBN telahmemfabrikasi PEB tersebut dengan variasi

161


ISSN 1410-1998

tingkat muatyang menaik yaitu : 3,6; 4,2; 4,8dan 5,2 gU/cm3.

Pelat elemen bakar U3Si2-AI dibuatdengan mendispersikan serbuk U3Si2 beru-kuran 125 (.im dan 40 (.im pada matriks ser-buk Al berukuran 10 j.tm. Sementara paduanU3Si2 dibuat dengan cara peleburan U dan Sipada komposisi 7,62 % Si. Elemen bakar inidirakit dengan kelongsong AIMg2, kemudiandirol sampai ketebalan sekitar 1,4 mm.

Tujuan penelitian ini adalah untukmengetahui pengaruh kenaikan tingkat muatU3Si2 dalam matriks Al terhadap sifat meka-nik, mikrostruktur, struktur kristal dan sifattermal PEB. Tingkat muat yang relatif tinggidalam matriks Al, akan dapat menimbulkanpertambahan tekanan pada saat dirol panasyang akan berpengaruh pada reaksi antarapartikel U3Si2 dengan matriks aluminium.

Sifat mekanik dari hasil reaksimatriks Al dengan partikel U3Si2 sangat mem-pengaruhi sifat mekanik makro dari hasilpengerolan tersebut. Sifat mekanik tersebutdipengaruhi kinetika dan termodinamikareaksi. Secara teori ada beberapa kemung-kinan hasil reaksi antara sejumlah Al"stoikiometri" dengan 1 mol U3Si2 yaitu '3|41:

U3Si2 6AI

2. U3Si2 + 9AI

3UA!2

3UAI3

3. U3Si2 + 12AI -> 3UAL,

4. U3Si2 + 14/3AI -> 7/3UAI2

2Si

2Si

2Si

2/3Usi3

5. U3Si2 7AI 7/3UAI3 + 2/3USi3

6. U3Si2 + 28/3AI -> 7/3UAI4 2/3USi3

Dari keenam persamaan reaksi,menunjukkan kemungkinan hasil reaksi yaituUAI2, UAI3l UAI4 dan bersamaan dengan ituterbentuk Si bebas, U3Si, dan Si yang tersub-stitusi dalam UAI3. Substitusi ini membentukU(Al,Si)3. Gambar 1 I5 ] menunjukkan bahwakonstanta parameter kisi U(AI,Si)3, kemung-kinan dapat berada di antara lebih kecil dari4,270 A dan lebih besar dari 4,035 A. Apabilapersentasi Si terhadap Al semakin besar,maka parameter kisi akan mengecil dan akanmempengaruhi sifat mekanik hasil reaksi.Untuk mengetahui besar parameter kisi hasilreaksi, maka sampel diuji dengan XRD,sedangkan untuk pengamatan mikrostruktur

diuji dengan alat SEM/EDS. Sifat mekanikdan sifat termal dari berbagai tingkat muat diatas diuji dengan metoda DTA dan Ujikekerasan.

10 ?0 30 40 50 60 70 USij

Gambar 1. Parameter Kisi U(AI,Si)3[5).

TATA KERJA

Peralatan :1. Micro hardness tester2. STA TAG 24 Setaram (buatan Perancis),3. XRD(Jeol200)4. SEM/EDS (Phillips 500)5. PEB U3Si2-AI berbagai tingkat muat

Bahan :1. Kertas polish,2. Larutan etsa, terdiri dari: 72 cm3 HNO3p

+ 70cm3 H2O + 1cm3 48% dan 3,4 gramasam sitrat.

Cara kerja :

Sampel berupa potongan PEB U3Si2-Al dengan berbagai tingkat muat : 3,6; 4,2;4,8, dan 5,2 gU/cm disiapkan denganukuran sekitar 1,5cm x 1,5 cm x 0,14 cm.Sampel tersebut dipanaskan dari suhu kamarhingga 700°C dengan kecepatan pemanasan30°C/menit dan kemudian dua kali pengu-langan pada kisaran suhu antara 600 hingga700°C dengan kecepatan 2°C/menit. Semuasampel dipanaskan dalam kondisi alirari gasArgon UHP 99,9999% pada tekananatmosfer. Setelah itu, dilakukan pengamatanmikrostruktur dengan alat SEM/EDS, tetapi

162

ISSN 1410-1998 Prosiding Presentasi llmiah Daur Bahan Bakar Nuklir IVPEBN-BATANJakarta, 1-2 Desember 1998

sebelumnya, sampel diamplas dengan ting-kat kekasaran muiai dari ukuran 400 sampai1500. Sampel kemudian dietsa denganlarutan campuran dari: 72 cm3 HNO3 pekat +70cm3 H2O + 1cm3 HF 48% dan 3,4 gramasam sitrat. Uji kekerasan dilakukan denganalat Hardness Tester dengan sampel yangtelah dipoles tetapi belum dietsa. Sampelhasil pemanasan dari berbagai tingkat muattersebut diuji dengan difraksi sinar-x.

HASIL DAN BAHASAN

Hasil karakterisasi uji mekanik yaknikekerasan inti elemen bakar sampel yangbelum mendapat perlakuan panas diperoleh:743; 824; 824 dan 894 VHN pada tingkatmuat 3,6;4,2;4,8; dan 5,2 gU/cm3. Datatersebut menunjukkan peningkatan kekeras-an di inti elemen bakar akibat peningkatantingkat muat uranium (lihat Gambar 3.a grafikhubungan tingkat muat dengan kekerasansampel).

Gambar 2. Mikrostruktur Inti Elemen Bakar Tingkat Muat 4,8 gLJ/cm3.

Tabe

Titik

A

B

C

D

I.U

F

1. Analisis

U

2,37

24,31

52,88

24,58

0,38

26,07

<omposisi

Si

42,89

5,34

42,59

19,63

0,83

4,33

Gambar 2 (% atom)

Al

4,74

70,35

4,53

55,79

98,79

69,10

K e t e r a n g a n

Butir (putih), U3Si2

Retakan (abu-abu), U(AI,Si)3

Butir (putih), U3Si2

Antar muka, U(AI,Si)3

Matriks (hitam), Al

Retakan (abu-abu), U(AI,Si)3

Gambar 2. di atas adaia'n mikro-struktur inti elemen bakar tingkat rnuat4,8 gU/crn3, yang diambil dengsn SEMmenggunakan back scattering datecior,rnenunjukkan partikel U3Si2 berwama putihberukuran sekitar 80 um yang pecah. Darihasil analisis uji komposisi dengan EDS(Tabe! 1.) pada titik B, clan F yang berwamasbu-abu temyata adalah fass U(AI,Si)3 yangmerupakan hasii reaksi antara U3Si2 dengan

Al. Pada tingkat muat yang lebih rendah fasatersebut tidak ditemukan.

Hasil difraksi sinar-x terhadap sam-pei yang dipanaskan dari temperatur kamarhingga 700°C pada tekanan atmosfer (lihatLampiran i. Pola difraksi sinar x sampelU3Si2-AI) menunjukkan terjadinya reaksi ania-ra lJ3Si2 dengan matrik alurninium memben-tuk fasa U(A!,Si)3. Hasil perhitungan parame-ter kisi fasa U(A!,Si)3 tersebut adalah 4,2326,4,2292, 4,1788, dan 4:2174 A masing-masing

16;


ISSN 1410-1998

berturut-turut untuk tingkat muat 3,6; 4,2; 4,8dan 5,2 gU/cm3. (lihat Gambar 3.b grafikhubungan tingkat muat dengan parameterkisi U(AI,Si)3). Parameter kisi tampakmenurun terhadap pertambahan tingkatmuat, tetapi sedikit meningkat untuk tingkatmuat 5,2g U/cm3. Hal tersebut terjadi akibatpeningkatan persentasi Si terhadap Al yangtersubsitusi dalam U(AI,Si)3.

Semakin besar persentasi Si padaU(AI,Si)3, semakin kecil pula harga parameter

kisinya, karena diameter Si relatif lebih kecildibandingkan dengan diameter Al. Apabilasemua Al telah digantikan kedudukannyao!eh Si maka terbentuklah USi3 denganparameter kisi secara teori yaitu sekitar4,01 A. Pernyataan meningkatnya persentasiatom Si pada tingkat muat yang lebih tinggijuga didukung oleh hasil SEM/EDS yangdijelaskan hanya untuk tingkat 3,6 dan4,8 gU/cm3saja.

KEKERASAN(VHN)

1000

750

500

250

I

PARAMETER ENTALPIKISI [A]

• AL/9]

-'-4,250 -1-400

I II--4,225 -j-300

I 'y-4,200 —200

-f-4,175 --100

I

TiNGKAT MUAT [gU/cm3]

Gambar 3. Grafik hubungan tingkat muat dengan a). Kekerasan, b) parameter kisi,dan c). entalpi

grafik hubungan antara tingkat muat terhadap kekerasan inti elemen bakar

grafik hubungan antara tingkat muat terhadap parameter kisi fasa U(Al,Si)3

__ . grafik hubungan antara tingkat muat terhadap entalpi reaksi U3Si2dengan Al

Dari hasil analisa uji termogram DTAdiperoleh penurunan besaran entalpi reaksiyaitu : (315 ± 15)J/g, (222 ± 29)J/g, (173 ±44)J/g dan (257 ± 24) J/g berturut-turut untuktingkat muat : 3,6; 4,2; 4,8 dan 5,2 gU/cm3

(lihat Gambar 3c. Grafik hubungan tingkatmuat terhadap entalpi reaksi U3Si2 denganAl). Hasil itu terjadi karena kemungkinanbesar U3Si2 tidak dapat bereaksi seluruhnya

secara sempurna dengan Al yang disebab-kan adanya pengelompokan U3Si2 dalammatriks Al dan tingkat muat yang semakinbesar. Keadaan ini menurunkan sifat meka-niknya, misalnya mudah patah, karena ke-kuatan integritasnya berkurang akibat adanyapenumpukan U3Si2. Dengan kata lain luaspermukaan U3Si2 yang berkontak dengan Alakan berkurang karena pengelompokan

164


tersebut dan mengakibatkan berkurangnyaentalpi reaksi tersebut.

SIMPULAN

Dari hasil karakterisasi yang telahdilakukan pada PEB U3Si2-AI hasil fabrikasiPEBN-BATAN dapat disimpulkan sebagaiberikut:

Pada tingkat muat yang tinggi(4,8 gU/cm3) terjadi reaksi antar muka U3Si2dengan matriks Al akibat pengerolan panasyang menghasilkan fasa U(AI,Si)3. Padasampel yang dipanaskan sampai 700°C, jugaterdapat hasil reaksi yang sama, tetapipersentase Si terhadap Al diperoleh lebihbesar yang ditunjukkan dengan semakinkecilnya parameter kisi fasa U(AI,Si)3.

DAFTAR PUSTAKA

[1]. SURIPTO, A, Pengembangan ElemenBakar Dispersi Uranium Silisida diBATAN, URANIA No. 1/Th.l/1995.

[2]. SAMILOV, A.G., A. I KASTONO, and V.S. VOLKOV., Dispersion Fuel NuclearReactor Element, Atomizdat, Moskow-lowa, 1965.

[3]. DOMAGALA, R, F., et al, DifferentialThermal Analysis of U3Si-AI and U3Si2-Al Reaction, Ceramic Builetin, Vol.65,No 8,1986.

[4]. HOFMAN, G. L, J. L. SNELGROVE,Dispersion Fuels Material Science andTechnology, VCH VerlagsgesellschaftmbH, Germany, 1992.

[5]. DWIGHT, A.. E., A Study of TheUranium - Aluminium - Silicon System,ANL-82-14.

[6]. RHEE, C , S. PYUN, and I. KUK, Phaseformation and Growth at interfacebetween U3Si and Aluminum, Journal ofNuclear Materials 184,1991.

TANYA JAWAB

IndroYuwono• Saran judul, agar karakteristik pelat

elemen bakar lebih dispesifikasikankarena yang diteliti belum semuaparameter yang masuk dalamkarakteristik diteliti.

Tumpal Pandiangan• Terima kasih atas sarannya.

Utaja• Apakah U3Si2-AI tingkat muat tinggi tidak

berbahaya apabila dipakai sebagaibahan bakar mengingat terjadiketidakhomogenan.

• Karakteristik apa yang Saudara teliti.

Tumpal Pandiangan• Ketidakhomogenan U3Si2 dalam matriks

Al akibat kenaikan tingkat muat dapatmemperburuk sifat mekaniknya, sifatintegritasnya dan menjadi pertimbanganuntuk pemakaian pelat elemen bakartersebut.

• Karakteristik yang diteliti adalahkarakteristik termal, karakteristik mekanikdan struktur kristal.

165

Prosiding Presentasi llmiah Daur Bahan BakarNuklir IVPEBN-BATAN Jakarta, 1-2 Desemoer 1998

ISSN 1410-1998

LAMPIRAN

• '*:'

A. Tingicat muat 3,6 gU/cm3 .1»,

•

1 ^

B

r

i

5- :

0 >c

1

i

P s

10' «

n

> >B. Tingkat rauat 4 2 gtT/ctn

td

y

. *•

>.« t«

C. rmgkattnURt.4vS gU&m:

. • • :

d. Tingkat rnuat 5,2 gU/cm

Gambar 4. Pola difraksi sinar-x sampel U3Si2-AI setelah dipanaskan dari 30 hingga 700°C dandua kali pengulangan dari 600 hingga 700°C untuk tingkat muat: 3,6; 4,2; 4,8 dan5,2 gU/cm3.

166

ID0200019


KARAKTERISASI TERMAL ZIRCALOY-2 TERKOROSIIODIUM DENGAN DTA

Sugondo, Aslina Br. Ginting, Dian AnggrainiPusat Elemen Bakar Nuklir - BATAN

ABSTRAK

KARAKTERISASI TERMAL 2IRCALOY-2 TERKOROSI IODIUM DENGAN DTA. Karakterisasizircaloy-2 terkorosi iodium dilakukan dengan skaning termal diferensial (Differential ThermalAnalysis/DTA) antara suhu 250-1000 °C. Sampel zircaloy-2 yang direaksikan dengan iodiumpada suhu 300 °C memberikan puncak-puncak termal endotermis pada suhu 305, 381, dan 460°C. Puncak endotermis ini tidak terjadi pada zircaloy-2 yang tidak terkorosi dengan iodium. Hasilanalisis menunjukkan bahwa pada puncak termal 305 °C terjadi kesetimbangan antara zirkoniumtriiodida dengan zirkonium tetraiodida. Puncak pada suhu 381 °C terjadi kesetimbanganzirkonium diiodida dengan zirkonium tetraiodida-logam zirkonium. Puncak pada suhu 460 °Cterjadi kesetimbangan antara zirkonium triiodida dengan zirkonium tetraiodida-diiodida. Zircaloy-2 yang direaksikan dengan iodium pada suhu 600 °C tidak terjadi puncak endotermis sepertihalnya sampel yang direaksikan pada suhu 300 °C. Fakta ini mengindikasikan bahwa tidakterjadi endapan zirkonium iodida pada saat sampel direaksikan pada suhu 600 °C. Dengandemikian maka dapat disimpulkan bahwa zircaloy-2 reaktif dengan iodium pada suhu antara300-400 °C.

ABSTRACT

THERMAL CHARACTERIZATION OF IODIUM CORRODED ZIRCALOY-2 BY DTA.Characterization performed by Differential Thenval Analysis (DTA) in temperature range between250 - 1000 °C. Zircaloy-2 was reacted with iodium at temperature 300 °C which produces peaksof endothermics at 305, 381, and 460 °C. The endothenvics peaks do not appear on iodiumuncorroded zircaloy-2. Results of analysis show that the peak a( 305 °C is due to equillibriumbetween zirconium triiodide and zirconium tetraiodide, at 381 °C is that ofzirconium diiodide andzirconium tetraiodide-zirconium metal, and at 460 °C is that of zirconium triiodide and zirconiumtetraiodide-diiodide. The endothermics peaks do not appear on zircaloy-2 which was reactedwith iodium at 600 °C, this fact indicates that zirconium iodides are not deposited as zircaloy-2 isreacted with iodium at 600 °C. So that it is concluded that zircaloy-2 is reactive with iodium attemperature in between 300-400 °C.

PENDAHULUAN

Korosi kelongsong zircaloy-2 denganiodium sudah dipelajari sebelumnya(1>. Hasilobservasi metalografi dari penelitian tersebutmenunjukkan adanya kerusakan yang lebihberat pada sampef yang direaksikan padasuhu 300°C dibandingkan dengan sampelyang direaksikan pada suhu 600°C. Fakta inimengindikasikan bahwa sampel yangdireaksikan dengan iodium pada suhu 300°Cmempunyai kandungan iodium atau senyawazirkonium iodida lebih banyak. Konsentrasiiodium yang terendapkan dalam zircaloy-2dari hasil perhitungan difusi memberikankecenderungan saturasi pada suhu antara300-400°C(2T dan pada suhu 600°C, lajudifusi sangat besar dan laju deposisi kecil.(2)

Sehubungan dengan penelitiantersebut kemudian dilanjutkan analisis untukmempelajari karakteristik zircaloy-2 yangmengalami korosi iodium, yaitu untukmemahami interaksi iodium dengan zircaloy-2pada suhu rendah antara 300-400°C dansuhu tinggi yaitu lebih besar 500 °C. Suhu ini

dipilih mengingat suhu luar kelongsongreaktor daya antara 350-390°C dan suhu sisidalam kelongsong antara 500-600°C. Untukanalisis ini digunakan metoda Analisis termaldiferensial (Differential Thermal Analysis-DTA). Diagram dari metoda tersebut ialahkurva panas atau berat terhadap suhu. Jikaiodium lebih reaktif pada suhu antara 300-400°C dibandingkan dengan suhu antara500-600 °C, maka sampel yang direasikandengan iodium pada suhu 300°C akanmemberikan puncak lebih tinggi intensitasnyadibandingkan sampel yang direaksikan padasuhu 600°C. Sebab intensitas tersebutmerupakan respon termodinamik reaksi kimiayang tergantung pada jenis dan kandungansenyawa.

DASAR TEOR!

Analisis termal adalah suatu metodauntuk mengukur sifat fisis termal secarakontinyu sebagai fungsi suhu. Sedangkansuhu didefinisikan sebagai keadaan bahansaat menerima atau melepas panas<3>. Pada

167


ISSN 1410-1998

metoda ini suhu sampel dibandingkandengan suhu standar yang tidak mengalamitransformasi dalam interval suhu pengukuran.Perbedaan suhu (AT) antara sampel denganstandar diplotkan dengan suhu danmenghasilkan kurva termal sampel.Karakteristik kurva termal sampel tergantungpada perubahan atau proses yang terjadi,misal: perubahan fisis, kimiawi, dan mekanis.

Parameter termodinamis yangberhubungan dengan perubahan termal ialahentalpi (AH), energi bebas (AG), dan entropi(AS). Korelasi ketiga parameter tersebutdiformulasikan oleh Gibb's dan Helmholtzpada persamaan-1.

4 Zrl3 o 3 Zrl4 + Zr2Zrl3 o Zrl4 + Zrl2

(4)(5)

(AG)T=(AH), -T(AS)T (DEntalpi (AH)T ialah panas laten karakteristikyang dimiliki oleh suatu bahan atau senyawapada suatu keadaan dan suhu tertentu.Entropi (AS)T ialah panas yang dissrapsenyawa atau unsur secara isotermal danreversibel dibagi suhu absolut. Energi bebas(AG) T ialah perubahan energi akibat suatuproses yang ekivalen dengan kerja reversibel.

Pada pemanasan paduan,kemungkinan proses yang terjadi ialahperubahan fasa, transformasi, pelelehan,reaksi kima, kenaikan suhu dan kelarutan.Proses ini juga terjadi pada sampel zircaloy-2-iodium yang dipanaskan pada interval suhuantara 250°C-1000°C, yaitu interval suhu DTAuntuk sampel ini.

lodium di dalam zircaloy-2 dapatberdiri bebas dan juga membentuk senyawazirkonium iodida, yaitu : zirkonium diiodida(Zrl2), zirkonium triiodida (Zrl3), dan zirkoniumtetraiodida (Zrl4). lodium dan iodida sensitifterhadap perubahan suhu, disebutkanbahwa'3':1. Pembentukan zirkonium tetraiodida

optimum pada interval suhu antara 250-300°C.

2. Pada suhu 310-400°C Zri4 teruraimenjadi Zrl3

3. Pada suhu 560°C Zrl3 terurai menjadiZrl2.

4. Pada suhu 430°C terjadi kesetimbanganZrl2 dengan Zrl4

2Zrl2 o Zr + Zrl4 (2)5. Pada suhu 500°C terjadi kesetimbangan

Zrl2 dengan Zrl42Zrl3 » Zrl4 + Zrl2 (3)

6. Pada suhu 320°C terjadi kesetimbangansebagai berikut:

Reaksi gas oksigen, nitrogen,hidrogen, dan karbon monooksida terjadipada suhu antara 550-750 °C, dengan reaksisebagai berikut:

Zr+02oZr02Zr+1/2H2=ZrHZr+2CO=ZrO+2ZrC

(6)(7)(8)

Suatu bahan menyerap sejumlahenergi tertentu untuk menaikkan suhusebelum suatu proses akibat termalberlangsung. Perbandingan panas yangdiserap (AQ) terhadap perubahan suhu (AT),disebut kapasitas panas ( C ) dan kapasitaspanas per satuan massa disebut kapasitaspanas spesifik (Cp-pada tekanan konstan).Menurut Dulong dan Petit(4), nilai kapasitaspanas tnolar spesifik untuk bahan padat padasuhu di atas suhu Debye (transmisi superkonduktor - normal konduktor) adalah samayaitu sekitar enam, kecuali karbon. Teori inimenunjukkan bahwa jika panas diberikanpada bahan padat maka selalu diikutikenaikan suhu, kecuali terjadi perubahanfasa atau perubahan kimiawi.

Dengan demikian jelas bahwa jikasenyawa zirkonium iodida berada dalamzircaloy-2 maka saat T dinaikkan secarakontinyu maka didapat penyimpangan ATpada saat T tertentu dan menghasilkanentalpi karakteristik. Jadi adanya senyawazirkonium iodida di dalam zircaloy-2 dapatdiidentifikasi dengan DTA.

TATA KERJA

Penyiapan Sampel

Disiapkan pipa zircaloy-2 dengankomposisi kimia sebagai berikut: krom0,11%, besi 0,18%, campuran krom dan besi0,36%, timah 1,154%, nikel 0,067%, danoksigen 0,125%. Dimensi satnpel: diameterluar 13,25 mm, tebal 0,46 mm, dan panjang500 mm. Salah satu ujung pipa ditutupdengan tutup ujung(end cap) yang dilas padaatmosfir inert.

Pipa zircaloy-2 salah satu ujungnyaditutup, diisi dengan kristal iodin yangdimasukkan ke daiam ampul. Selanjutnyaujung pipa yang masih terbuka ditutupdengan tutup ujung.

168


Pipa yang telah berisi iodindimasukkan ke dalam kapsul baja kemudiandipanaskan dalam ruang bakar pada variasisuhu antara 200-600 °C selama 2 jam.

Uji DTA

Sampel zircaloy-2 dipotong menjadiukuran 3x2x1 mm. Disiapkan dua buahcawan kosong alumina. Masing-masingcawan digunakan sebagai wadah sampelzircaloy-2 dan sebagai pembanding (blank).Cawan yang berisi sampel dimasukkan kedalam tungku pemanas TG-DTA dandivakumkan sampai tekanan pirani gauge10'1 mbar. Ruang tungku TG-DTA dialiriargon dengan tekanan 2,5 mbar. Skaninganalisis termal dilakukan antara suhu 30°Csampai dengan 1000°C dengan lajupemanasan 10 °C/menit.

HASIL DAN BAHASAN

Diperoleh hasil luaran DTA,ditunjukkan pada TabeI-1 dan Gambar 1.a,b,c. Korelasi antara aliran panas versus suhuini karakteristik untuk masing-masing bahan.GambaM.a untuk sampe! zircaloy-2 tanpamengalami perlakuan, GambaM.bdireaksikan dengan iodium pada suhu 300°C,dan GambaM.c direaksikan dengan iodiumpada suhu 600°C. Dalam analisis, kurvadibagi menjadi tiga daerah yaitu daerahpertama antara suhu 250-600°C, ke-ll antarasuhu 600-750°C, dan ke-III antara 700sampai dengan 1000°C.

Kurva daerah pertama (250-600°C),GambaM.a, untuk sampel yang tidakmengalami perlakuan, mengalami kenaikanentalpi sesuai dengan formula panas latensebagai berikut:

AH=mCpAT (9)

Keterangan, AH = entalpi, m = massa, Cp =kapasitas panas jenis, dan AT = kenaikansuhu. Kapasitas panas spesifik zirkoniumsebagai fungsi suhu sebagai berikut'3':

Zr(a) Cp = 6,83 + 1,12 x 10'3T - 0,87 x 105T2

(298-1135 K)(3> (10)

Zr(P)Cp=7,27(1135-1400K)<3)(11)

Entalpi (panas laten) antara suhu 400-1400 Ksebagai berikut:

Zr(a)AH = 6,83 T +0,56 10"3T +0,87 x106r1 ( 3 ) (12)

Zr(0A=7,27 T - 1163 (1135 - 1400 K)(3) (13)

Hasil perhitungan ditunjukkan pada Tabel-2

Kurva daerah pertama (250-600°C ),GambaM.b. sampel direaksikan denganiodium pada suhu 300°C. Pada daerah inikurva mempunyai puncak endotermis padasuhu 305, 381, dan 460°C. Jika disesuaikandengan persamaan reaksi-4 dan 5 makapada suhu 305°C terjadi kesetimbanganantara zirkonium triiodida dengan zirkoniumtetraiodida, zirkonium diiodida denganzirkonium tetraiodida dan logam zirkonium.Pada suhu 460°C terjadi kesetimbanganantara zirkonium triiodida dengan zirkoniumtetraiodida dan zirkonium diiodida(persamaan reaksi-2).

Kurva daerah pertama 250-600°C),Gambar 1.c. sampel direaksikan denganiodium pada suhu 600°C. Pada kurva initidak terjadi puncak kurva endotermis sepertipada Gambar 1.b., hal ini disebabkan bahwapembentukan senyawa zirkonium iodidaterjadi pada suhu antara 300-400°C.

Kurva daerah dua (600-750°C),Gambar 1,a., entalpi tidak mengalamikenaikan antara suhu 650-750°C. Jikadibandingkan dengan persamaan reaksi-6,7,dan 8, maka di daerah ini terjadikesetimbangan reaksi antara logamzirkonium dengan gas pengotor sepertioksigen, nitrogen dan karbon monoksida.Akibat kesetimbangan ini terjadi puncak-puncak endotermis kecil pada suhu 604°Cdan 755°C.

Kurva daerah dua (600-750 °C ),Gambar 1,b., entalpi mengalami penurunan.Di daerah ini tidak terjadi kesetimbangan gaspengotor dengan zirkonium. Kemungkinangas pengotor disubtitusi dengan atom iodium.Dari gambar nampak bahwa pada derah ini,zircaloy-2 sudah mengalami transformasi, jikadibandingkan dengan Gambar 1.a. Dengandemikian dapat dinyatakan bahwa zircaloy-2yang menyerap iodium mengalamipengurangan kompatibilitas pada suhu lebihbesar 500°C dan suhu transformasi menjadirendah.

Kurva daerah dua (600-750°C),Gambar 1.c. terdapat tiga puncak kecil padasuhu 544°C, 670°C, dan 724°C. Jikadibandingkan dengan Gambar 1.b maka

169


ISSN 1410-1998

puncak pada suhu 544°C terjadi peruraiansenyawa zirkonium, dan juga adanya reaksidengan gas pengotor. Kurva inimenunjukkan bahwa zirkonium yangdireaksikan dengan iodium pada suhu 600°Chanya terjadi sedikit reaksi, terlihat adanyapuncak 544°C.

Kurva daerah tiga (700-1000°C),Gambar I.a.b dan c mengalami penurunanentalpi. Pada daerah suhu ini terjaditransformasi pengintian dan dilanjutkandengan transformasi dari fase-a menjadifase-p mulai suhu 860°C. Energi panas yangdiserap diubah secara perlahan menjadienergi pengintian butir, pertumbulian butir,dan restrukturisasi dari fasa-a (strukturheksagonal) menjadi fasa-B (struktur BCC).

Entalpi dan Kapasitas Panas Jenis

Entalpi dihitung dari kurva aliranpanas versus suhu, grafik sampel non korosiGambar-1.a. Contoh perhitungan pada suhu500 K, diperoleh aiiran panas (Q) sebesar12 nVs/mg. Faktor sensitivitas(s), Gambar-2dan Tabel-2 pada suhu 500 K sebesar0,37 |.iV/mW. Aliran panas dibagi sensitivitasmenghasilkan entalpi dengan formulasisebagai berikut:

AH=(Q/e)(BA)(f) (14)Keterangan:BA= berat atom zirkonium, f = faktor konversidari joule ke kalori (1 J=0,2389 cai).

Dengan memasukkan angka kedalam rumus-14 maka diperoleh persamaan-15 dan hasil perhitungan dapat dilihat padaTabel-2.

AH={12(nVs/mg.)(0,2389cal/J)(91g/mol)}/(0,37nV/mW.)=705cal/mol (15)

Kapasitas panas jenis (Cp) dapat diturunkandari entaipi untuk satu mol bahan dan AT darisuhu kamar maka diperoleh formula-16 danhasil perhitungan dapat dilihat pada Tabe!-2.

Cp=(AH/AT) (16)

Dari Tabel-2 terlihat bahwa entaipizircaloy-2 hasil percobaan lebih kecil jikadibandingkan dengan entalpi zirkonium yangdiperoleh dari acuan. Perbedaan ini mungkindapat dimengerti bahwa vibrasi zirkoniummurni lebih besar dari pada vibrasi zircaloy-2.Perbedaan yang lain ialah entalpi zirkoniumcenderung naik pada suhu 1000°Csedangkan entalpi zircaloy-2 cenderung turun

pada suhu ini, Gambar-3. Kapasitas panasspesifik zirkonium murni lebih besar jikadibandingkan dengan zircaloy-2. Panas jenisCp zirkonium cenderung naik dengan suhu,dan Cp zircaloy-2 cenderung turun padasuhu 850°C. Dari AH dan Cp dapatdinyatakan bahwa adanya paduanmenurunkan kapasitas panas zirkonium.

SIMPULAN

1. Zircaloy-2 direaksikan dengan iodiumpada suhu 300°C membentuk senyawazirconium iodida dan pada suhu 600°Ctidak membentuk zirkonium iodida.

2. Reaktivitas zirkonium dengan iodiumterjadi pada suhu antara 300-400°C danreaksi kesetimbangan zirkonium iodidasifatnya endotermis.

3. Entalpi dan panas jenis zirkoniumlebih besar jika dibandingkan denganzircaloy-2. Entalpi zirkonium cenderungnaik pada suhu 1000 °C dan pada suhuini zircaloy-2 cenderung turun. Panasjenis Cp zirkonium cenderung meningkatsecara linear dengan suhu dan zircaloy-2cenderung turun pada suhu 850°C.

PUSTAKA

[1]. SUGONDO, A. LATIEF dan N.SAMOSIR, Observasi MikrostrukturDalam Rangka Studi KarakterisasiInteraksi Zircaloy-2 dengan lodin,Pertemuan dan Presentasi llmiahPenelitian Dasar llmu Pengetahuan danTeknologi Nuklir, BATAN, Yogyakarta,26-28 Mei 1998.

[2]. SUGONDO, Mekanisme dan KinetikaDifusi lodin Dalam Zircaloy-2 pada Suhu200-600°C, Pertetnuan dan Presentasillmiah Penelitian Dasar llmuPengetahuan dan Teknologi Nuklir,BATAN, Yogyakarta, 26-28 Mei 1998.

[3]. LUSTMAN, B. and F. KOERZE, TheMetallurgy of zirconium, 1sted., Mc GrawHilllnc, NewYorK, 1955.

[4]. HALLIDAY, D. AND R. RESNICK,Pysics, 3rd ed., John Willey & Sons NewYork, 1978, P 478

[5], t Manual DTA, Setaram.

170


TANYA JAWAB

M. Sugiyanto

• Apakah penelitian Saudara pada T =300 - 700°C dikerjakan pada tekanan (P)yang sama.

• Mungkinkah percobaan dengan DTAdilakukan pada P yang berlainan

Sugondo

Tekanan reaksi zircaloy-2 dengan iodiumpada T = 300 - 700°C pada tekanan tetapgas inert 1 atm.Ruang bakar DTA mempunyai spesifikasitertentu yaitu vakum dapat dikondisikandengan atmosfir O2, udara, H2 dan gasinert. Jadi variasi tekanan di ruang bakarDTA tidak dapat dilakukan.

LAMPIRAN

Tabel-1: Panas reaksi dan entalpi maksimum zircaloy-2 dan zircaloy-2 terkorosi dengan iodium

SAMPEL

Zircaloy-2, tanpa

iodium

Zircaloy-2,

direaksikan dengan

iodium pada 300°C

Zircaloy-2,

direaksikan dengan

iodium pada suhu

600 °C

SUHU

PUNCAK, °C

604

755

305

381

460

544

670

724

ENTALPI

PUNCAK, cal/mol

7 171

1645

-171 453

-231 091

-186 897

1 371

-1 610

-6 613

SUHU MAX, °C

650-760

550-620

550-620

ENTALPI MAX,

cal/mol

2 808

1 812

2 174

Tabel-2 : Entalpi dan kapasitas panas jenis zircaloy-2 berdasarkan skaning analisis termaldiferensial

SUHU,K

500

600

700

800

900

1000

1200

SENSITIVITAS,(H V/mW)

0,37

0,34

0,30

0,27

0,24

0,21

0,19

ALIRANPANAS,Q,(n Vs/mg)

12

17

23

28

31

31

24

ENTALPIZry-2,

percobaanAH,(cal/mo!)

705

1086

1667

2255

2808

3209

2746

ENTALPI Zr,acuan

AH,(cal/mol)

1350

2065

2800

3550

4315

5095

7560

Cp Zry-2,(cal/mol K)

3,49

3,60

4.15

4,49

4,66

4,57

3,04

CpZr,(cal/mol K)

6,68

6,84

6,97

7,07

7,17

7,26

8,38

171

Prosiding Presentasi llmiah Daur Bahan Bakar Nuklir IV'

PEBN-BATAN Jakarta, 1-2 Desember 1998ISSN 1410-1998

ISETMWM lF 18- : W r t * Jrf. SO-700-30C MC/MaTSOTA tt 109-07-98 ft Gmvel Zrl, ao-lOMC, loo/nln

HEAT FtOt/ {«lcpoVl '

99

fLsa

18

. 1 0

,'j\f0

- 6

osfersnsiBl Alir»n Paftao

j / 604

/

900 40O GOO • 000r i i J

43-4-9BI(03-0+*» FPSM

7(70 800» i

**t: 70.18 P9 t t lCtn:

trvonlliralna

D.Heat 'Plov (inlcpoV/min)

-

-

2 . Bi

1

0.0 !

!

. 1

H , . .

1-10.0 J

900 IWW 1100 , l a 5

Gambar-1a: Analisis diferensial termal zircaloy-2 tanpa mengalami perlakuan

1EltapTA K )ia-fl7-ai9 C. Sarpcl I M - n , .

KEAT rLDH1 ( • iorav} '

30 .

V, i ,•rAc

•A

3

\

D5

460

381

_ m 900 400 S00" • i r t 1

O-lOOCi^ IDC^nln (UHXHD$1 &J9tmdg

Allrnn Ponoo Oofsriin»

. BOO 700 BOO 800ii i i

K H K 75.0« ng AtK WfltmCtni ^HWns

3.H.»t N3eK Cwlcr'«V/iiln>

16. D

)2.a _

J0.5

E.Oi

2 .5 !. ' 1

* \ \N

D.o i

. -„]-«.

. -10.0 „

1000 UW „ ! 2 - B

Gambar-1b : Analisis diferensial termal zircaloy-2 direaksikan dengan iodium pada suhu 300 °C

172



K l t E T i f W H IF19.: Si J^o; ZI-3 [6D0I, 3Ck-lOM-90C, IDC/aln (B-4-9B)I H T 8 B T A M |oa-w-aa R sanpm zM.ao-iirooc. lDc/mn (03-04-eaI PPSN

HGAT FUW" falcppV) '. A. EXO

. E8

^^^ A l l i *on Panec Ocf n r o n o i a l . ,

_ 1B / 544

• /

0

_ 1 0 300 4D0 QOD . 600— — 1 1 1 3

670 V l724

700 ' 8001—! , 1

Kws;

' D.HB

8001 '•:

71,58

at Kow

T630

ag AU; WjpnCtre /kluulni

[nicp'DV/mHi)

1

Q

- 1

i

- 4

J

«PE5WTURE (aaioo _a

Gambar-1c: Analisis diferensial termal zircaloy-2 direaksikan dengan iodium pada suhu 600 °C

SENSITIVITAS VS SUHU -SENSITIVITAS

•Poly. (SENSITIVITAS)

E>

<

IVIT

H

coz111(0

u.o •

0.5«

0.4 -

0.3-

0.2-

0.1 •

•

. ^ ^

•

•

1 J j i

y = -0.0001 x3 + O.OO^B^2 - 0.0706x + 0.5503

R2 = 0.9952

| J 1 1 8 1 1 1 1

SUHU.K

Gambar-2: Korelasi sensitivitas alat terhadap suhu dalam konversinya dari satuan panaske satuan tegangan listrik atau energi

173

Prosiding Presentasi Umiah Daur Bshan Bakar Nuklir IVPEBN-BATAN Jakarta, 1-2 Desember 199S

ISSN 1410-1998

ENTALPI VS SUHU

os

O

i

8000 T "7000'6000 • >5000 • <4000'3000'2000 +1000-

0>

y{Zry-2) = 107.2x2 + 78.274x + 1362.1=2 = 0.9747

y (Zr)= -58.274x* + 869.65x - 234.14R2 = 0.9434

500 600 700 800

SUHU, K

900 1000 1200

Gambar-3: Perubahan entalpi zirkonium dan zircaloy-2 terhadap suhu

500 1200

Gambar-4: Perubahan panas jenis (Cp) zirkonium dan zircaloy-2 terhadap suhu

174

ID0200020ISSN 1410-1998 Prosiding Presentasi llmiah DaurBahan Bakar Nuklir IV


PENGARUH PERLAKUAN PANAS PADA PERGESERAN SUHU TRANSISIULET-GETAS ZIRCALOY-2

Budi Briyatmoko, Asli Purba, Nusin Samosir, Rohyaman, IsfandiPusat Elemen Bakar Nuklir - BATAN

ABSTRAK

PENGARUH PERLAKUAN PANAS PADA PERGESERAN SUHU TRANSISI ULET-GETASZIRCALOY-2. Telah dilakukan pengamatan adanya perubahan suhu transisi dan fraktografipada sampel zircaloy-2 hasil perlakukan panas yang diuji patah pada suhu antara -37 °C dan230 °C untuk mempelajari pengaruh perlakuan panas pada pergeseran suhu transisi ulet-getasdari zircaloy-2. Pergeseran suhu transisi sampel diuji dengan metode uji takik charpy.Sedangkan permukaan patahan sampel dilihat dengan hasil gambar scanning electronmicroscope. Material yang digunakan pada penelitian ini adalah zircaloy-2 komersial bentuksilinder pejal berdiameter 8 cm. Pemotongan material dilakukan dengan menggunakan alatpemotong sehingga diperoleh sampel standar charpy v-notch specimen dengan ukuran 10 mm x10 mm x 55 mm. Kemudian sampel diperlakukan panas melalui tahapan j3-quenching pada suhu1030 °C selama 30 menit dan didinginkan mendadak dengan air, dan thenval ageing pada suhu250 °C, 450 °C, dan 650 °C selama 1 - 2 jam yang kemudian didinginkan didalam tungkupemanas. Data dari uji takik menunjukkan bahwa suhu ulet-getas dari sampel standar (sampelasli) adalah sikitar - 60 °C pada acuan tenaga 41 joule. Setelah quenching, suhu transisi sampelberubah menjadi sekitar 79 °C. Dengan thermal ageing setelah quenching, pergeseran suhutransisi naik sampai sekitar 190 °C. Makin besar suhu ageing akan makin tinggi suhu transisisampel. Tetapi pada sampel yang d\-ageing pada 650 °C selama 1 jam, suhu transisi sampelturun sampai pada 107 °C. Data yang diperoleh dari pengamatan fraktografi secara umummenunjukkan bahwa bentuk patahannya adalah transgranular dimple fracture. Pemanasan pascapendinginan cepat tidak merubah bentuk patahan tetapi hanya merubah ukuran dan kedalamandimple. Pada suhu uji rendah, bentuk patahannya adalah campuran dimple dan cleavage.Sedangkan pada suhu uji tinggi, bentuk patahannya adalah lebih don(iinan dimple. Khusus untuksampel yang dipanaskan pada suhu 250 °C selama 2 jam, pada suhu uji tinggi bentukpatahannya lebih dominan intergranular cleavage.

ABSTRACT

EFFECT OF THERMAL AGEING ON DUCTILE-BRITTLE TRANSITION TEMPERATURESHIFT OF ZIRCALOY-2. Ductile-brittle transition temperature shift and fractographicexamination were made on thermal aged zircaloy-2 specimens fracture tested at temperaturebefween -37 °C and 230 °C, to study the effect of thermal ageing on ductile-brittle transitiontemperature shift of zircaloy-2. The transition temperature shift of the specimens were tested byCharpy Impact Testing Method. While the fracture surface of the specimens were obsen/ed byscanning electron micrography. The original material used in this study was commercial zircaloy-2rod with diameter of 8 cm. Sectioning was done using cutting machine to make standard CharpyV-notch specimen with dimension of 10 mm x 10 mm x 55 mm. After sectioning the specimenswere thermal aged with the following steps are /3-quenching at 1030°C during 30 minute thenquenched by water, and thermal ageing at 250°C, 450°C, and 650°C during 1-2 hour thenfumace cooling. The data from Charpy impact test indicated that the ductile-brittle transitiontemperature ofstandard specimen (as received specimen) was about - 60°C at reference energyof 41 joule. After quenching, the transition temperature of the specimenwas shifted to about79 °C. By thermal ageing following the quenching, the transition temperature shift was increasedup to 190°C. The greater the ageing temperature, the greater the transition temperature ofspecimen. But at 650°C and 1 h thermal aged specimen, the transition temperature 'wasdegreased to 107°C. The resulted data from fractographic observation generally show that thetype of fracture mode is transgranular dimple fracture. Ageing after quenching is do not changethe 'fracture mode but it changes only the size and depth of dimple. At low temperature testing,the fracture mode is mixed of dimple and cleavage. But at high temperature testing, the fracturemode is dominantly by dimple. Especially for aged sample at 250°C for 2 hours, at hightemperature testing, the fracture mode is dominantly by intergranular cleavage.

175

Prosiding Presentasi llmiah Daur Bahan Bakar Nuklir IVPEBN-BATAN Jakarta, 1-2 Desember1998

ISSN 1410-1998

PENDAHULUAN

Zircaloy-2 maupun zircaloy-4 banyakdigunakan sebagai material penyusunelemen bakar pada reaktor nuklir. Logampaduan yang terkandung didalam paduanzirconium diantaranya adalah Cr, Ni, Fe, danSn. Meskipun kandungan logam - logamtersebut tidak lebih dari 2 % berat namundapat menaikkan ketahanan korosizirconium. Karena rendahnya daya larutlogam paduan tersebut dalam a-zirconiummaka endapan stabil dan meta stabil dapatterbentuk pada suhu operasi reaktor.'1'Timbulnya endapan sebagai fungsi suhutersebut tentunya akan mempengaruhi sifatmekanik material. Oleh karenanya perludipelajari perubahan karakteristik sifatmekanik akibat perlakuan panas padazircaloy-2. Endapan yang ada dalamzircaloy-2 umumnya adalah Zr(Fe,Cr)2 danZr2(Fe,Ni).m Pada zircaloy-4 hasilpendinginan cepat dari fasa-p dihasilkanendapan metastabi! Zr4(Fe,Cr) yangkemudian berubah menjadi Zr(Fe,Cr)2 akibatperlakuan panas pada 750 °C.'21 Banyakpeneliti yang mempelajari pengaruhperlakuan panas pada perubahan mikrostruktur, namun masih sedikit yangmempelajari pengaruh tersebut padaperubahan sifat mekanik. Pada penelitian ini'dipelajari pengaruh perlakuan panas padaperubahan sifat keuletan zircaloy-2-.Perubahan sifat keuletan tersebut ditandaidengan terjadinya pergeseran suhu transisiulet-getas hasil uji takik. Pengamatanfraktografi dengan menggunakan scanningelectron microscope diperlukan untukmempelajari karakteristik bentuk patahahhasil uji takik zircaloy -2.

TEORIPerlakuan panas sangat mempengaruhikarakteristik material/ bahan hasil uji takik.Perlakuan panas yang berbeda akanmenghasilkan pengaruh yang berbeda padahasil uji takik. Perlakuan panas pada prosesnormalisasi bahan dapat menaikkankekuatan takik dari baja rol.'31 Pada tingkatkekerasan yang sama, pendinginan cepatdan perlakuan panas tempering akanmeningkatkan kekuatan takik melebihi nilaiyang diperoleh dari proses normalisasi. Mikrostruktur yang dihasilkan dari perlakuan panastertentu akan menghasilkan kekuatan takiktertentu. Tempered martensite menunjukkannilai energi tertinggi dan suhu transisi

terendah dari semua mikro struktur. Besi bajadengan butiran halus memiliki keuletan lebihtinggi dari pada besi baja dengan butirankasar. Besi cor mempunyai keuletan lebihtinggi dari pada besi tempa.Perlakuan panas juga dapat menyebabkanterjadinya perubahan mikro struktur bahan.Mikrostruktur zircaloy-2 yang mengalamipendinginan cepat dari fasa-p mengandungelemen super jenuh Fe dan Cr yang berupapartikel fasa kedua Zr(Cr,Fe)2, Zr(Fe,Ni)2 danZr2(Ni,Fe). Selain itu, zircaloy -2 tersebut jugamengandung partikel SnNi yang lebih halus,namun pada pemanasan sampai suhu 790°Cdan waktu 20 jam partikel SnNi hilang.141

Beberapa fenomena yang terjadi pada matrikzircaloy saat pendinginan cepat dari fasa-padalah:121

• Terjadi transformasi fasa dari fasa-p kefasa-a bila didinginkan rnelalui suhutransisi fasa (p -> cc + p) pada sekitar965°C.

• Terbentuk endapan Zr-Fe-Cr pada batasbutir.

• Terjadi penjenuhan matrik dari Fe dan Crserta vakansi.

Dengan demikian jelas bahwa perlakuanpanas sangat mempengaruhi sifat mikrostruktur dan mekanik. Salah satu sifatmekanik yang sangat penting untuk diketahuiadalah sifat keuletan bahan/ material.Keuletan bahan sangat tergantung padasuhu. Uji mekanik yang biasa dipakai untukmenentukan keuletan material (materialtoughness) dalam kisaran suhu yang luasadalah Charpy V-notch impact test. Datahasil uji impak yang dapat langsung diperolehadalah besamya energi absorbsi bahan saatpatah untuk variasi suhu pengujian. Dari datatersebut dapat diplotkan grafik hubunganantara energi dan suhu. Untuk menentukansuhu transisi ditetapkan besaran energiabsorbsi tertentu untuk dipotongkan padagrafik sehingga dapat diketahui suhunya.Besamya energi absorbsi yang dapat dipakaiuntuk menetapkan suhu transisi tergantungpada jenis material dan kebutuhannya.Berdasarkan acuan yang dipakai untukpersyaratan material tangki bertekananbesarnya energi untuk menentukan suhutransisi adalah 41 Joule (30 ft-lb) atau biasaditulis T41J.

161 Dibawah suhu transisi bahantersebut bersifat getas sehingga kalau patahmempunyai karakteristik patah getas (brittlefracture). Sedangkan diatas suhu transisibahan tersebut bersifat ulet sehingga bilabahan tersebut patah, jenisnya adalah patah

176


ulet {ductile fracture). Suhu transisi pentinguntuk diketahui karena dapat dipakai sebagaibatasan suhu operasional sistem yangmenggunakan bahan tersebut. Suhu T41J

juga dapat dipakai sebagai perkiraankemungkinan terjadinya patah getas padasuhu tersebut. Kemudian, untuk mengetahuikemungkinan terjadinya patah ulet yaitupatah di daerah antara elastis dan plastisdapat diprediksi dari nilai upper shelf energyatau biasa disingkat USE. Nilai USEminimum yang umum dipakai sebagai marginkeselamatan untuk mencegah terjadinyapatah ulet adalah 68 Joule (50 ft-lb).[7)

Biasanya terjadinya kegetasan(embrittlemenf), ditandai oleh adanyapergeseran suhu transisi ulet - getas danpenurunan USE.

HIPOTESA

Zircaloy-2 bila dilakukan perlakuan panasakan terbentuk endapan yang dapatmempengaruhi perubahan sifat mekanikkhususnya pergeseran suhu transisi ulet -getas.

TATA-KERJA

Material yang digunakan pada penelitianini adalah zircaloy-2 komersial bentuksilinder pejal berdiameter 8 cm. Pemotonganmaterial dilakukan dengan menggunakanalat potong sehingga diperoleh sampelstandar charpy v-notch specimen denganukuran 10 mm x 10 mm x 55 mm. Ketnudiansampel diperlakukan panas melaluitahapan /3-quenching dan thermal ageing.j3-quenching dilakukan setelah bahanmengalami pemanasan pada suhu 1030°Cselama 30 menit kemudian didinginkanmendadak dengan air. Thermal ageingdilakukan pada suhu 250°C, 450°C, dan650°C selama 1 - 2 jam kemudiandidinginkan di dalam tungku pemanas.Setelah sampel mengalami perlakuan panas,dilakukan uji takik pada suhu -37°C, -15°C,25°C, 100°C, 200°C, dan 230°C. Dimensisampel dan metode pengujian mengacupada ASTM E23.I5) Permukaan patahansampel hasil uji takik diamati denganscanning electron microscope.

HASIL DAN BAHASAN

I. Pergeseran Suhu Transisi Ulet - Getas.Telah dilakukan uji takik zircaloy-2 dengankondisi quench, age 250°C/ 1 jam,250°C/ 2 jam, 450 °C/ 1 jam, 650 °C/ 1 jamdan sampel standar.

a. Pengaruh quenchingBila dibandingkan antara sampel standar dansampel yang mengalami pendinginan cepat(sampel quench), pada Gambar 1 terlihatbahwa pada sampel quench terjadipenurunan energi absorbsi secarahomogen pada setiap suhu sebesar kurang-lebih 40 Joule.

Gambar 1. Hubungan antara energi absorbsidan suhu pengukuran terhadapZry-2 standar dan quench.

Penurunan tersebut adalah akibat daripendinginan cepat dari fasa-p. Akibat daripendinginan cepat tersebut jugamenyebabkan terjadinya pergeseran suhutransisi pada T41J dari -60 °C menjadi 79 °C.Pada Gambar 1 tersebut juga terlihat adanyapenurunan energi puncak USE sebesar 37 Jyaitu dari 115 J menjadi 78 J. Terjadinyapenurunan energi. absorbsi dan pergeseransuhu transisi serta penurunan USE padasampel yang telah mengalami pendinginancepat dari fasa-p karena timbulnya endapanyang tidak stabil. Pada zircaloy-4, komposisiendapan tersebut adalah Zr4(Fe,Cr).t41

Sedangkan pada zircaloy-2 dikatakan dapatterbentuk endapan Zr(Cr,Fe)2, Zr(Fe,Ni)2 danZr2(Ni,Fe).[4) Tentunya dengan terbentuknyaendapan baik di dalam butir maupun di batasbutir mengakibatkan terhalangnya gerakandislokasi saat terjadi pembebanan dinamikdari uji takik. Hal ini menyebabkan bahanmenjadi lebih getas dan mudah patah,sehingga energi absorbsi yang dihasilkanpada uji takik menjadi lebih kecil. Terjadinyakegetasan tersebut ditandai oleh adanyapergeseran suhu transisi dan penurunanUSE. Dari hasil fraktografi permukaanpatahan pada suhu kamar (Gambar 5) keduakondisi sampel tersebut dapat diterangkanbahwa permukaan patahan sampel standardan sampel quench secara mikroskopismemiliki mode patahan sama yaitu dimplefracture tetapi dimple'pada sampel quenchmemiliki cekungan yang tidak dalam danukurannya lebih kecil dibanding dengandimple pada sampel standar. Adanya ukuran

177


ISSN 1410-1998

dimple kecil menunjukkan endapan, dislokasiatau cacat-cacat lain pada bahan tersebutadalah banyak. Sedangkan kedalamandimple menunjukkan bahwa bahan tersebutrelatif kurang ulet dibandingkan denganbahan yang menghasilkan dimple lebihdalam.t8'

b. Pengaruh waktu ageingBila dibandingkan dengan sampel quench,sampel yang dipanaskan pada suhu 250 °Cselama 1 jam (Gambar 2) memberikan hasilsuhu transisi lebih besar, yaitu bergeserberubah dari 79 °C menjadi sekitar 146 °C.Sedangkan nilai USE menurun dari 78 Jmenjadi 47 J.

Gambar 2. Hubungan antara energi absorbsidan suhu pengukuran terhadapzircaloy-2 quench, age 250°C/1Jdan age 250°C/2J.

Terjadinya pergeseran suhu transisi menjaditinggi dan penurunan USE pada pemanasansampel quench 250°C selama 1 jamkemungkinan disebabkan oleh bergabungnyaendapan kecil yang terbentuk akibatpendinginan cepat menjadi endapan besar.Penggabungan tersebut terjadi karenabergeraknya endapan kecil akibat adanyapanas. Dengan membesarnya endapanmenyebabkan kekuatan penahanan terhadapgerakan dislokasi saat terjadinya deformasipada uji takik menjadi lebih kuat. Hal inimenyebabkan bahan menjadi lebih getasseperti yang ditunjukkan pada terjadinyakenaikan suhu transisi dan penurunan USE.Dari hasil pengamatan fraktografipermukaan patahan sampel (Gambar 5)terlihat bahwa diameter dan ke dalam dimpledari patahan sampel yang dipanaskan 250°Cselama 1 jam adalah lebih besar dan lebihdalarn dibandingkan dimple dari permukaanpatahan sampel quench. Hal ini menunjukkanterjadinya pengurangan jumlah endapan ataucacat lain yang ada pada sampel.

Dengan menatnbah waktu pemanasanmenjadi 2 jam pada pemanasan 250°Cdiperoleh suhu transisi sekitar 130°C danUSE lebih dari 125 J. Disini terlihat bahwapenambahan waktu pemanasan pada suhutersebut dapat memperbaiki nilai suhutransisi dan USE, yaitu terjadinya penurunansuhu transisi dan kenaikan USE. Terjadinyapenurunan suhu transisi dan kenaikan USEdengan bertambahnya waktu pemanasanpada suhu 250°C dapat disebabkan olehberkembangnya cacat-cacat kecil hasilquenching sehingga jumlahnya banyak danhilangnya cacat lain yang mengelompok dibatas butir. Dengan waktu pemanasan lebihlama dapat memberikan kesempatan kepadaendapan atau cacat-cacat kecil lain untuksaling bergerak mengelompok. Dugaan inidiperkuat dari hasil pemeriksaan fraktografi(Gambar 5) yang menunjukkan ukurand/mp/enya menjadi lebih kecil dan kurangdalam dibandingkan pada kondisi sampelsebelumnya. Dari bentuk dimple tersebutdapat dimengerti bahwa sampelnya menjadilebih getas dari pada sebelumnya. Namundengan hilangnya cacat-cacat pada batasbutir menyebabkan material menjadi lebihulet. Kemudian dari Gambar 2 untuk sampelage 250°C/ 2 jam, menunjukkan bahwadengan naiknya suhu uji takik memberikanenergi absorbsi lebih tinggi. Artinya padatempertur uji tinggi memberikan kesempatankepada endapan atau cacat-cacat lain untukbergerak bersama bergeraknya deformasiakibat uji takik. Dengari demikian energiabsorbsi yang dihasilkan menjadi lebih tinggiatau bahan menjadi lebih ulet. Karena jumlahsampel terbatas, data untuk variabel waktuhanya dapat diperoleh dari hasil pemanasansuhu 250°C sehingga belum dapat diketahuipengaruh waktu pemanasan secara lengkap.

c. Pengaruh suhu ageingPada suhu pemanasan 450°C dengan waktutetap 1 jam ternyata suhu transisinya kembalibergeser kekanan menjadi 190°C, lebihbesar dari suhu transisi yang diperoleh daripemanasan 250 °C dengan waktu sama,yaitu 146 °C. Sedangkan nilai USE yangdiperoleh menjadi lebih tinggi, yaitu dari 47 Jmenjadi 53 J. Disini nampak bahwapenambahan suhu perlakuan panas denganwaktu pemanasan tetap masih belum dapatmenurunkan suhu transisi bahan. Artinya,bahan tersebut masih bersifat getas. Namunkalau dilihat, hasil USE yang diperolehmeningkat akibat naiknya suhu perlakuanpanas. Hal ini menunjukkan bahwa pada

178


suhu uji takik yang tinggisudah mulai bersifat ulet.

bahan tersebut

3 150

8 50

OUENCHAi'60014»• «MCJU

100SUHU, C

Gambar 3. Hubungan antara energi absorbsidan suhu pengukuran terhadapzircaloy-2 quench, age 250°C/1J,age 450°C/1 J dan age 650°C/1J.

Dengan naiknya suhu perlakuan panasmenjadi 650°C dengan waktu pemanasantetap 1 jam, suhu transisi menjadi bergeserke kiri mendekati suhu transisi sampel hasilpendinginan cepat yaitu sekitar 107°C.Demikian juga nilai USE yang diperolehsudah mendekati nilai USE dari sampel hasilpendinginan cepat, yaitu sekitar 68 J.Walaupun nilai tersebut masih jauhdibandingkan dengan sampel standar,diperkirakan bahwa pada pemanasan diatas650°C dan dengan waktu kurang lebih 1 jamdapat dicapai kondisi material • standar.Artinya, proses relaksasi tegangan yangdiperoleh dari hasil pendinginan cepat mulaiterlihat pada pemanasan diatas 650 °Cdengan waktu kurang lebih 1 jam. Nilai suhutransisi dan USE dari semua kondisiperlakuan panas zircaloy-2 dapat dilihat padaTabeM.

Tabei 1. Nilai suhu transisi dan USE sertabesaran lain hasil uji takik zircaloy-2

SAMPEL

STANDAR

QUENCH

250C/1J

250C/2J

450C/1J

650C/1J

°c-6079146130190107

T6BJ

°c0

135....175

175

' 0.9mm

°c31131

171230230

USEJ

1157847

>1255368

Gambar 4 memperlihatkan hubungan antarapanjang lateral dan suhu uji takik untuk datadari hasil uji takik sampei zircaloy-2 yangtelah mengalami perlakuan panas. Panjanglateral merupakan panjang tonjolan yangtimbu! pada sisi sarnpel yang tegak lurusV-notch akibat deformasi saat dilakukan uji

takik. Makin panjang nilai tersebut makin uletbahannya. Dari hubungan antara panjanglateral dan suhu juga dapat diketahui nilaisuhu transisi suatu material. Besarnyapanjang lateral yang biasa dipakai untukmenentukan suhu transisi adalah 0,9 mmatau biasa ditulis T0,9 mm. [7] Dari nilai panjanglateral 0,9 mm dipotongkan pada curva makadiperoleh suhu transisi T0,9 mm. Suhu transisiyang diperoleh dengan cara ini biasanyadipakai untuk menentukan suhu terjadinyapatah ulet yaitu patah yang terjadi di daerahelastis - plastis bahan. Nilai yang diperolehbiasanya dibandingkan dengan hasil yangdiperoleh dengan basis T6s j yaitu suhutransisi yang diperoleh dengan dasar energiabsorbsi 68 J. Nilai T68 j dan T09 mm yangdiperoleh masing-masing dari Gambar 1,2,3dan Gambar 4 disajikan dalam Tabel 1.Dilihat dari kecenderungan kurvanya, kurva -kurva yang ada pada Gambar 1, 2 dan 3identik dengan kurva yang ada padaGambar 4. Hal ini menunjukkan bahwa datayang diperoleh tidak menyimpang. Meskipunkalau dilihat dalam Tabel 1, data suhutransisi yang diperoleh berdasarkan T68 j danTo,9 mm masih menunjukkan adanya penyim-pangan. Penyimpangan ini terjadi padapengukuran panjang lateral.

Gambar 4. Hubungan antara panjang lateraldan suhu uji takik dari sampelzircaloy-2 yang telah mengalamiperlakuan panas.

I I . Fraktografi

Pada Gambar 5 ditunjukkan bentukpermukaan patahan hasil uji impak padasuhu kamar untuk semua kondisi sampelzircaloy-2. Secara umum bentuk patahannyaadalah dimple. Patah dimple terjadi karenapenggabungan microvoid akibat adanyadeformasi dari beban berlebih.'81 Timbulnyamicrovoid dimul.ai dari tempat-tempatberkumpulnya konsentrasi tegangan sepertiendapan, dislokasi, inklusi, dan cacat-cacat

179


ISSN 1410-1998

lain yang ada dalam logam. Pada Gambar 5tersebut terlihat bahwa untuk materialstandar permukaan dimplenya lebar dandalam yang menunjukkan bahan tersebutsangat elastis atau ulet. Kemudian setelahbahan tersebut didinginkan cepatmenghasilkan permukaan patahan berbentukdimple kecil dan dangkal. Artinya bahantersebut bersifat getas. Akibat pendinginantersebut, jumlah dimplenya menjadi lebihbanyak. Gatnbaran ini menunjukkan bahwacacat-cacat seperti endapan atau dislokasibanyak yang timbul akibat pendinginancepat. Timbulnya endapan akibatpendinginan cepat dari fasa-p sesuai denganyang dihasilkan oleh peneliti sebelumnya.1 l4i

Dengan adanya pemanasan pascapendinginan cepat, secara umumkarakteristik patahannya sama yaitutransgranular dimple fracture, yangmembedakan adalah ukuran dan kedalamandimple. Karakteristik patahan intergranuladimple fracture nampaknya mulai terjadi padasuhu pemanasan 650°C. Fraktografi darihasil uji pada suhu rendah (-7°C) dan suhutinggi (230°C) ditunjukkan dalam Gambar 6dan 7. Pada suhu rendah terlihat bahwabentuk patahannya nampak seperticampuran antara dimple dan cleavage.Khususnya untuk sampel standar dengan cirikhusus adanya lobang-lobang kecil dan garisluncur. Sedangkan untuk sampel quenchinglebih dominan menunjukkan adanya patahc/eavage. Umumnya permukaan patahannyatidak dalam. Hal ini menunjukkan bendatersebut bersifat getas. Sedangkan padasuhu uji tinggi umumnya menunjukkanpermukaan yang lebih dalam dan bentukdimple lebih dominan. Artinya pada kondisiini sampel menjadi tebih ulet. Namun khususuntuk sampel yang dipanaskan pada suhu250°C selama 2 jam, pada suhu uji tinggimenunjukkan bfentuk patahannya lebihdominan intergranular cleavage. Itu berartibahwa sampelnya lebih bersifat getas.Seperti diketahui menurut kenampakannyasecara mikroskopis, patahan dapatdibedakan menjadi dua yaitu intergranularfracture dan transgranular fracfure.'91 Dugaansementara terjadinya kegetasan pada sampelyang dipanaskan dengan waktu lebih lamamenyebabkan endapan atau cacat lainpergerakannya sudah sampai batas butirsehingga embrittlement mulai terjadi.

SIMPULAN1. Akibat Zry-2 dikenakan quench\ng maka

terjadi penurunan energi absorbsi secara

homogen berkisar sekitar 40 Joule. Suhutransisinya (T41J) juga mengalamikenaikan dari suhu -60°C menjadi 79°C.Dengan naiknya pemanasan denganwaktu tetap 1 jam menunjukkanpergeseran suhu transisi ke arahmembesar. Namun pada pemanasandengan suhu 650°C terjadi pergeseransuhu transisi kearah mengecil. Padakondisi perlakuan pemanasan sampaidengan 650°C dengan waktu 1 jambelum dapat memulihkan nilai suhutransisi pada nilai standarnya. Hal inijuga berlaku untuk parameter USE.Penambahan waktu pemanasan padasuhu 250°C dapat memperbaiki nilaisuhu transisi dan USE.

2. Secara umum bentuk patahan sampelzircaloy-2 adalah transgranular dimple.Mekanisme patah dimple tersebutdisebabkan oleh adanya penggabunganmicrovoid yang diduga timbul padaendapan atau cacat-cacat lain. Denganadanya pemanasan pasca pendinginancepat, secara umum karakteristikpatahannya sama yaitu transgranulardimple fracture. Yang membedakanadalah ukuran dan kedalaman dimple.Pada suhu uji rendah terlihat bahwabentuk patahannya nampak seperticampuran antara dimple dan c/eavage,khususnya untuk sampel standar denganciri khusus yaitu adanya lobang - lobangkecil dan garis luncur. Untuk sampelquenching lebih dominan mervjnjukkanadanya patah cleavage. Pada suhu ujitinggi umumnya menunjukkanpermukaan yang lebih dalam dan bentukdimple lebih dominan. Khusus untuksampel yang dipanaskan pada suhu250°C selama 2 jam, pada suhu uji tinggimenunjukkan bentuk patahannya lebihdominan intergranular cleavage.

UCAPAN TERIMA KASIH

Ucapan terima kasih disampaikan kepadaKepala Bidang dan staf / karyawan BEBE,BBSP, PT BATEK-PEBN serta semua pihakyang telah membantu memberikan saranadan prasarana sehingga penelitian kamidapat berjalan lancar.

PUSTAKA

[1]. Yang W.J.S., R.P.Tucker, B. Cheng andR.B.Adamson, Precipitates in Zircaloy:Identification and The Effect ofIrradiation and Thermal Treatment,

180


Journal of Nuclear Materials 138, 1986,p. 185-195.

[2]. Yang W.J.S. and R.B.Adamson, Beta-Quenched Zircaloy-4: Effects of ThermalAging and Neutron Irradiation,Zirconium in the Nuclear Industry. EightInternational Symposium, ASTM STP1023, 1989, p. 451 -477.

[3]. Anderson R.C., Inspection of Metals,Voi. II, ASM International, 1988, p. 121 -169.

[4]. Inagaki M., I. Takase, J. Kuniya, !.Masaoka and H. Maki, Effect ofPrecipitation of Second-Phase Particleson Corrosion Resistance of Zircaloy,Fundamental Aspect of RadiationEffects in Materials, 1991, p. 225 - 227.

[5]. ASTM Standards E-23, 1993, P. 206 -226.

[6]. Odette G.R., and T.J. Griesbach,Radiation Embrittlement Trend Curvesand the Impact on Nuclear PlantOperating Criteria, ASTM STP 1011,1989, p. 174-187.

[7]. Kussmaul K., J. Fohl and T. Weissenberg,Assurance of the Pressure VesselIntegrity with Respect to IrradiationEmbrittlement: Activities in the FederalRepublic ofGermany, ASTM STP 1011,1989, P. 3-26.

[8]. Henderson R.L., and T.D. Cooper,SEM/TEM Fractography Handbook,1975.

[9]. Risen und Bruchen, The Appearance ofCracks and Fractures in MetallicMaterials, Verlag Stahleisen GmbH,Dusseldorf, 1996.

TANYA JAWAB

Masrukan

• Kenapa pada proses aging terjadiperubahan suhu transisi.

• Berdasarkan proses aging dan kaitannyadengan pemakaian untuk reaktor. Manaperlakuan panas paling baik yangberkaitan dengan suhu transisi tersebut.

Budi Briyatmoko

• Perlakuan panas {aging) pascapendinginan mendadak menyebabkanfasa kedua dari unsur-unsur pemadu Fe,Cr dan Ni dalam zircaloy membentukendapan (presipitat) Zr(Fe, Cr)2 danZr2(Fe, Ni). Presipitat tersebut akanmenghambat laju deformasi yang dialamibahan saat menerima beban impak.Dengan demikian menyebabkan bahanmenjadi lebih getas yang ditandaidengan adanya pergeseran suhu transisiyang besarnya tergantung padaperlakuan.

• Dalam penelitian ini belum mencarikondisi perlakuan panas yang paling baikuntuk zircaloy-2. Hanya melihat sejauhmana pergeseran temperatur transisiterjadi akibat perlakuan panas. Dari hasilpenelitian terlihat makin tinggi perlakuanpanas rmakin tinggi pula pergeseran suhu

.. transisinya. Tetapi suhu tersebut masihjauh di bawah suhu operasi reaktor yaitusekitar190°C.

181


ISSN 1410-1998

(a) .

(c)

(b)

(d)

(a)

Gambar 5. Gambar permukaan patahan hasiluji takik pada suhu ruangan untuksampel :(a) standar, (b) quench,(c) age 250°C/1J, (d) 250°C/2J,(e) 450°C/1 J, (f) 650°C/1 J.

(a)

(c)

(e) (f)

(b)

(e)

(d)

(f)

Gambar 7. Gambar permukaan patahan hasiluji takik pada suhu 230°C untuksampei :(a) standar, (b) quench,(c) age 250°C/1 J, (d) 250°C/2 J,(e) 450°C/1 J, (f) 650°C/1 J.

Gambar 6. Gambar permukaan patahan hasiluji takik pada suhu -37°C untuksampel:(a) standar, (b) quench,(c) age 250°C/1 J, (d) 250°C/2 J,(e) 450°C/1 J, (f) 650°C/1 J.

182

ISSN 1410-1998ID0200021


PENGARUH KONSENTRASI PELAPISANGRAFIT DAN SUHU PEMANASAN TERHADAP

KEKERASAN DAN MIKROSTRUKTURZIRCALOY-2

Sri Moedjajati, Abdul Latief, Eddy IndartoPusat Elemen Bakar Nuklir - BATAN

ABSTRAK

PENGARUH KONSENTRASI PELAPISAN GRAFIT DAN SUHU PEMANASAN TERHADAPKEKERASAN DAN MIKROSTRUKTUR ZIRCALOY-2. Telah dilakukan pelapisan grafit padaZircaloy-2 dengan konsentrasi : 0,80; 0,83; 0,85; 0,88 dan 0,90 gram/cm3. Pengeringan lapisandilakukan pada suhu 90°C, selama 30 menit diianjutkan pada suhu 400°C selama 4 jam dandipanaskan ulang pada suhu 300°C, 400°C, 500°C, 600°C, dan 700°C, selama 6 jam. Hasilpemanasan pada suhu 300-500°C terhadap Zircaloy-2 yang dilapisi grafit berkonsentrasi0,80-0,90, dapat menurunkan kekerasan, kemudian kekerasan meningkat sejalan dengannaiknya suhu pemanasan (700°C) . Sedangkan logam Zircaloy-2 tanpa lapisan grafit yangdipanaskan pada suhu 300 C-700°C, kekerasannya bahkan menurun. Kenaikan kekerasanZircaloy-2 yang dilapisi grafit dikuti dengan bertambah banyaknya fasa kedua/butir dan untukZircaloy-2 tanpa grafit mengalami pembesaran butir. Lapisan grafit dapat menurunkan kekerasan(sampai C=0,85) kemudian naik (sampai C=0,90) dengan naiknya suhu pemanasan.

ABSTRACT

THE INFLUENCE OF GRAPHITE COATING CONCENTRATION AND HEATINGTEMPERATURE ON HARDNESS AND MICROSTRUCTURE OF ZIRCALOY-2, Graphitecoating on zircaloy-2 has been conducted at concentrations :of 0,80; 0,83; 0,88 and 0,90 g/cm3.Drying for coating is carried out at 90°C, followed by drying at 400°C for 4 hours and reheating at300°C, 400°C, 500°C, 600°C and 70O°C. The heating of Zircaloy-2 coated with graphite atconcentration 0,8-0,9 at temperatures 300-50(fC can decrease tlie hardness, then the hardnessincreases with heating temperature (700°C). However, the hardness for Zircaloy-2 withoutgraphite coating at temperatures of 300-700° C decreases. The increase in hardness ofZircaloy-2coated with graphite is accompanied by higher amount of the second phase, whilst for Zircaloy-2without graphite coating, there is an increase in the grain size. The graphite coating can reducehardness (until C= 0,85), then the hardness increases (until C = 0,90 ) for increasing of theheating temperature.

PENDAHULUAN

Kelongsong bahan bakar reaktordaya berfungsi untuk mengungkung bahanbakar UO2 dan gas hasil belah, agar tidakterlepas ke lingkungan. Jenis bahankelongsong bermacam-macam, tergantungpada reaktornya. Reaktor jenis LWR (LightWater Reactor), terutama tipe BWR (BoilingWater Reactor) dan reaktor HWR (HeavyWater Reactor), khususnya tipe Cirene,memakai kelongsong zircaloy-2.m

Kelongsong tipe Cirene bagian dalamnyadilapis dengan grafit, yang berfungsi sebagaipelumas bahan bakar-kelongsong danmenjaga agar kelongsong-bahan bakar tidakbersinggungan langsung sehingga dapatmeningkatkan ketahanan korosi kelongsongoleh gas hasil belah (lodin)121.

Pada saat operasi reaktor, kenaikansuhu operasi memungkinkan terjadinyareaksi antara kelongsong (zircaIoy-2) dengan

grafit atau bahan bakar grafit. Dampak darikeadaan tersebut diatas dapatmengakibatkan perubahan sifat mekanik,mikrostruktur, ketahanan korosi danmenimbulkan penggetasan logam zircaloy-2[3'.Penggetasan dapat diakibatkan olehmasuknya grafit kedalam zircaloy-2 dalambentuk endapan atau fasa kedua.Banyaknya endapan dan fasa keduatergantung pada besarnya grafit yangterdifusi kedalam zircaloy-2 dan suhupemanasan'31. Oleh karena itu perlu suatukajian atau penelitian tentang sejauh manapengaruh kansentrasi pelapisan grafit dansuhu pemanasan terhadap kekerasan danmikrostruktur zircaloy-2.

Kekerasan dan mikrostruktur logamzircaloy-2 sangat erat kaitannya. Artinya,kekerasan logam zircaloy-2 dapat dilihathanya dengan melihat mikrostrukturnya atausebaliknya™. Ada beberapa carapengerasan logam, diantaranya pengerasan

183


ISSN 1410-1998

dengan pengalusan butir, karburasi danpengerasan endapan atau pengendapan fasakedual4l Peningkatan atau penurunankekerasan sangat dipengaruhi olehtemperatur, waktu pemanasan dan adanyaunsur kedua (grafit). Pada suhu dan waktuyang cukup, grafit dapat terdifusi ke dalamlogam zircaloy-2 membentuk larutan padat,atau fasa kedua yang berada di dalam/dibatas butir. Banyaknya endapan atau fasakedua dapat merintangi gerakan dislokasisehingga logam menjadi lebih keras l4l5).Penurunan kekerasan dapat diakibatkan olehnaiknya suhu pemanasan karena terjadipembesaran butir141.

, Banyaknya grafit (besarnyakonsentrasi grafit dalam lapisan)berpengaruh terhadap banyaknya jumlahatom C yang terdifusi kedalam logam.Sedangkan naiknya suhu pemanasanmeningkatkan laju difusi atom sehinggamemperbesar jumlah atom C yang bereaksidengan Zr121. Besarnya jumlah C dalamlogam akan akan memperbesar fasa keduayang terbentuk sehingga logam menjadikeras dan diikuti dengan perubahan besarbutir. Untuk mengetahui perubahankekerasan sebagai akibat perubahankonsentrasi C dan suhu pemanasan makadapat dilakukan uji kekerasan dengan MicroHardness Vickers Number dengan beban200 gram. Perubahan Mikrostruktur yangterjadi (besar dan bentuk butir) diamatidengan mikroskop optik.


Bahan cuplikan zircaIoy-2 (bahanstruktur reaktor Cirene) tebal 0,6 mmdipotong-potong dengan ukuran 1 5 x 7 mm2,dicuci dengan ultrasonik dan dikeringkan.Cuplikan yang sudah kering dilapis grafitdengan cara mencelupkan logam ke dalamlarutan grafit berkonsentrasi : 0,80; 0,83;0,85; 0,88 dan 0,90 g/cm3 dan waktupencelupan 7 detik. Cuplikan yang telahdilapis grafit dipanaskan dengan udarapanas pada suhu 90°C, serta dilanjutkanpemanasan dalam tungku hampa (10'5 tnbar),suhu 400°C dan waktu 4 jam. Hasilpemanasan pada 400°C, dipanaskan ulangpada suhu 300°C, 400°C, 500°C, 600°C dan700°C, dalam waktu 6 jam dalam lingkungangas inert (argon).

Pengujian terhadap cuplikandilakukan dengan uji kekerasan (Micro

Vickers Hardness Tester) beban 200 gram.Pemeriksaan mikrostruktur dilakukan denganphoto mikroskop optik dengan pembesaran200 x dan perhitungan besar butir dilakukandengan metoda Heyn. Hasil uji kekerasandan mikrostruktur dianalisis keterkaitannya,terutama pengaruh suhu pemanasan dankonsentrasi grafit.

HASIL DAN BAHASAN

Hasil penelitian tentang pengaruhkonsentrasi pelapisan grafit, suhupemanasan terhadap kekerasan danmikrostruktur zircaloy-2 dapat dilihat padaTabel 1 dan 2 dan Gambar 1,2,3 dan 4. DariTabel dan Gambar tersebut diatas (dalamlampiran) dapat dijelaskan sebagai berikut:

Gambar 1 menunjukkan bahwa suhupemanasan sangat mempengaruhikekerasan logam zircaloy-2 yang telah dilapisdengan berbagai konsentrasi grafit . Padakonsentrasi antara 0,8 s.d 0,9 g/cm3,kekerasan iogam meningkat terus sampaipemanasan 700°C. Tetapi pada saatpemanasan diatas 500°C, kenaikankekerasan logam meningkat sekali denganslope yang cukup besar. Kenaikankekerasan ini kemungkinan erat kaitannyadengan difusi atom C ke dalam logamzircaloy-2 yang bereaksi dengan unsurpemadu (larut padat dengan Zr, Sn, Cr, Fe).Peningkatan difusi atom C pada suhu diatas500°C sangat nyata, yaitu diketahui denganpeningkatan kekerasan logam. Logamzircaloy-2 tanpa lapisan apabila dipanaskandari 300°C-700°C terjadi penurunankekerasan sampai 159,3 VHN (700°C).Sedangkan pada suhu yang sama, zircaloy-2lapis grafit 0,88 mempunyai kekerasan411,33 VHN. Penurunan kekerasan zircaloy-2tanpa grafit ini disebabkan olehmembesarnya butir akibat pemanasan(terjadi pertumbuhan butir), sehingga batasbutir mengecil, mempermudah gerakandislokasi (lihat Gambar 3a, b, c, d, dan e).

Gambar 2, menunjukkan bahwa suhupemanasan sangat mempengamhi ukuranbutir zircaloy-2 pada berbagai konsentrasipelapisan. Kenaikan suhu pemanasanpada berbagai konsentrasi pelapisan grafit(0,8 - 0,90 g/cnr) menyebabkan terjadinyapembesaran butir, yang meningkat setelahsuhu 500°C. Semakin tinggi suhupemanasan terjadi peningkatan besar butirdan fasa kedua yang terbentuk dalam batas

184


butir semakin banyak (Gambar 3f, g, h, idan j). Fasa kedua tampak jelas padapemanasan 700°C untuk konsentrasi0,88 g/cm3 grafit. Pemanasan dapat mem-percepat pertumbuhan butir (bandingkanGambar 3 e dan Gambar 3 j). Peningkatanpertumbuhan butir terbesar terjadi padakonsentrasi grafit 0,88 dan 0,90 g/cm3setelahdipanaskan pada suhu diatas 500°C, karenapada konsentrasi tersebut lapisan grafit lebihtebal sehingga memungkinkan C yangterdifusi kedalam logam zircaloy-2 semakinbanyak.

Apabila dikaitkan korelasi antarakekerasan dan mikrostruktur zircaloy-2 yangdilapis grafit/tanpa grafit yang dipanaskanpada suhu 300°C-700°C dapat dilihat padaGambar 1, dan 3. Zircaloy-2 tanpa lapisangrafit yang dipanaskan pada suhu 300°C-700°C mengalami penurunan kekerasanyang diiringi pembersaran ukuran butir.Besarnya ukuran butir dapat memperkeciljumiah batas butir sehingga logam menjadilunak. Untuk logam zircaIoy-2 yang dilapisgrafit berkonsentrasi 0,80 - 0,90 g/cm3 dandipanaskan pada suhu 300°C - 700°Cmempunyai kekerasan yang meningkatsejalan dengan kenaikan suhu dan ukuranbutir membesar disertai semakin banyakfasa kedua yang terbentuk pada batas butir(Gambar 3 j). Fasa kedua tersebut mampumenahan gerakan dislokasi dan logammeningkat kekerasannya.

Gambar 4 menginformasikan bahwalogam zircaloy-2 yang dilapis grafitberkonsentrasi 0,80 - 0,90 g/cm3 dandipanaskan pada suhu 400°C mempunyaiukuran butir yang sedikit bervariasi. Semakinbesar konsentrasi C, maka ukuran butirlogam sedikit meningkat (Tabel 2). Hal inidisebabkan pada konsentrasi grafit yangtinggi terjadi difusi C ke dalam logamyang cukup besar sehingga mempercepatpertumbuhan fasa kedua/ butir danmempunyai kekerasan yang lebihtinggi (196,2 VHN pada zircaloy-2 yangdilapis 0,9 C, Tabel 1).

SIMPULAN

Dari hasil penelitian zircaloy yangdilapisi C dapat disimpulkan bahwa :1. Suhu pemanasan dan konsentrasi lapisan

grafit dapat mempengaruhi kekerasandan ukuran butir logam zircaloy-2

2. Suhu pemanasan 500°C-700°C terhadapzircaloy-2 yang dilapis berbagai konsen-

trasi grafit, kekerasannya meningkatdengan slope yang lebih besar.

3. Kenaikan konsentrasi lapisan grafit (0,88dan 0,90 g/cm3) dapat meningkatkankekerasan dan ukuran butir logamzirca!oy-2.

4. Peningkatan suhu pemanasan dapatmemperbanyak fasa kedua yang terdapatpada batas butir dan dapat meningkatkankekerasan (700°C).

PUSTAKA

[1]. BENJAMIN M., Nuclear ReactorMaterisl and Aplication, Van NonstrandReinhold Co, New York, 1983 (p. 7,302-324, 394-466).

[2]. FIZZOTI, Principles of Nuclear FuelProduction, Spesialized Training Coursefor Batans's Personel, Vol 2, 1984(p. 32 - 64),

[3]. LUSMAN B., and F. KERZE JR, TheMetallurgy of Zirconium, Vol 4, Mc.Graw-Hill Book Company, Inc, NewYork, 1955, (p. 305-316).

[4]. SISWOSUWARNO M., Korelasi AntaraSifat Mekanik Dengan TransformasiFasa, (hal 1 - 14 ), PAU ITB, Bandung

[5]. VALCK V., Element of MaterialsSciences and Engineering, 4m edition,Wesley Publishing Co, USA, 1980(p.123-130).

TANYA JAWAB

Saeful Hidayat• Berapa ketebalan pelapisan terbaik yang

tidak mempengaruhi unjuk kerja zircaloy-2 di dalam reaktor.

Sri Moedjajati• Ketebalan pelapisan terbaik yang

diperoleh dari penelitian adalah ± 5 |.imyang terlapis secara merata.

Djibun Sembiring• Apakah grafit sebagai pelapis

kelongsong tidak akan mempengaruhikinerja kelongsong apabila ditinjau darisegi neutronik.

Sri Moedjajati• Grafit sebagai pelapis kelongsong tidak

mempengaruhi kinerja kelongsongapabila ditinjau dari segi neutronik. Halini disebabkan lapisan grafit sangat tipisyaitu ± 5 jam.

185

Prosiding Presentasi llmiah DaurBahan Bakar Nuklir IV

PEBN-BATAN Jakarta, 1-2 Desember 1998ISSN 1410-1998

Tabel 1 Pengaruh suhu pemanasan terhadap kekerasan zircaloy-2 pada berbagai konsentrasipelapisan C

SUHU.°C

300400500600700

KEKERASAN (HVN) PADA BERBAGAI KONSENTRAS! C0,80

164,00174,60181,50226,84344,70

0,83165,3169,17162,33266,67300,7

0,85164,00188,00175,67227,00239,17

0,88177,67152,84179,83193,50411,33

0,90183,50196,20190,10213,00364,00

HVNTANPA C

190,88188,30176,33161,70159,30

Tabel 2 : Pengaruh suhu pemanasan terhadap ukuran butir zircaloy-2 pada berbagai konsentrasipelapisan C

SUHU.°C

300400500600700

UKURAN BUTIR (mm) PADA BERBAGAI KONSENTRASI0,80

0,017480,018520,018790,022520,02315

0,830,015770,016340,018520,018940,02066

0,850,015240,015620,017010,017860,01938

0,880,015920,016230,017860,021010,03165

0,900,017610,017860,017980,022060,02525

MmTANPA C

0,0148800,0149250,0159750,0166110.019685

450 i

150

100

y - 0.0034x - 2.8634x + 744.47

R1 - 0.9234

y - O.0022x! - 1.8051 x + 542.52

R! = 0.9051

y - O.O0I8x! - 1.3932x + 427.09

II1 - 0.9739

y - 0.0012x - 0.8567« + 310.43

R! = 0.9037

y •= 0.0003x - 0.0964x + 169.81

R1- 0.8628

1 - -2E-05x2 - 0.0733x + 216.4

R1» 0.9441

400 500 600

Temperatur (°C)

700 800

Gambar 1. Pengaruh temperatur pemanasan terhadap kekerasan zircaloy-2 pada berbagai

konsentrasi pelapisan C

186


0.035 T

y = 2E-07x2 - 0.0001x + 0.0389

R2 = 0.9749X

y = 7E-08x2 - 5E-05x + 0.0266

R2 = 0.974

y =^E-08x2 - 4E-06x + 0.0168

• R2 = 0.9159

y = 4E-09x'1 + 9E-06x + 0.0127

R2 = 0.9624

= 4E-08x2 - 3E-05x + 0.02

R2 = 0.9699

y = 1E-08x2 - 2E-06x + 0.0146

0.015

0.01300 400 500 600 700

Temperatur (°C)

800

Gambar 2. Pengaruh temperatur pemanasan terhadap ukuran butir zircaloy-2 padaberbagai pelapisan C

187


a. p = 0, T = 300°C f. p = 0,88; T = 300°C

b.p = 0, T = 400°C g. p = 0,88; T = 400°C

d. p = 0; T = 600°C i. p = 0,88; T = 600°C

Gambar 3. Pengaruh suhu pemanasan terhadap microstruktur zircaloy-2 pada berbagaipelapisan C.

188

ISSN 1410-1998 Prosiding Presentasi llmiah Daur Bahan Bakar Nuklir IVPE8N-BATAN Jakarta, 1-2 Desember1998

a. p = 0,8 ; T = 400°C d. p = 0,88 ; T = 400°C

b. p = 0,83 ; T = 400°C c. p = 0,90 ; T = 4()0"C

c. p = 0,85; T = 400°C

Gambar4. Pengaruh konsentrasi pelapisan C terhadap mikrostruktur zircaloy-2 padasuhu 400°C

189



PENGARUH PERLAKUAN PELARUTAN PADAT DAN ROLDINGIN TERHADAP SUHU REKRISTALISASI PLAT ZIRCALOY-4

Futichah, Asiina Br. GintingPusat Elemen Bakar Nuklir - BATAN

ABSTRAK

PENGARUH PERLAKUAN PELARUTAN PADAT DAN ROL DINGIN TERHADAP SUHUREKRISTALISASI PLAT ZIRCALOY-4. Perlakuan panas dan rol dingin zircaloy-4 akanmempengaruhi sifat termal bahan tersebut akibat terbentuknya tegangan sisa dan cacat-cacatstruktur seperti cacat titik dan dislokasi. Cacat struktur dan tegangan sisa merupakan energidalam yang tersimpan, dan menjadi gaya penggerak pada proses pemulihan dan rekristalisasi.Hipotesis yang dapat diajukan dalam penelitian ini ialah bahwa proses pelarutan padat dan roldingin akan menghasilkan energi dalam, yang berpengaruh terhadap energi dan suhurekristalisasi plat zircaloy-4. Tujuan penelitian ini ialah menganalisis pengaruh proses pelarutanpadat fasa-p dan rol dingin terhadap sifat termal, khususnya suhu rekristalisasi plat zircaloy-4.Plat zircaloy-4 yang sudah dipanaskan selama 2 jam pada suhu 1100°C dan didinginkan cepatdalam air, dirol dingin secara bertahap dengan regangan (s) 0,1; 0,51; 0,80; 1,03; 1,39; dan1,62. Pada setiap tahap pengerolan plat dipotong untuk dianalisis sifat termalnya dengan DTApada temperatur operasi 200°C sampai dengan 800°C dalam suasana gas argon. Dari hasilanalisis termal diperoleh hubungan antara derajat deformasi dengan suhu rekristalisasi danenergi rekristalisasi. Dengan pendekatan matematis diperoleh persamaan Y = -0,7QQ7>? +EJ.JSiyS/2 - 47,558x + 701,4 untuk korelasi antara derajat deformasi (regangan) dan suhurekristalisasi, serta Y = 1,1 S^S)^ - 11,894x + 33,74 untuk korelasi antara derajat deformasi danenergi rekristalisasi. Dari hasil yang diperoleh dapat disimpulkan bahwa semakin tinggi derajatdeformasi rol dingin plat zircaloy-4 yang telah mengalami perlakuan pelarutan padat fasa-p,suhu dan energi rekristalisasi semakin turun. Data ini dapat memberikan informasi daerah kerjaproses perlakuan panas zircaloy-4 pada proses fabrikasi bahan struktur.

ABSTRACT

EFFECTS OF SOLID DISSOLUTION AND COLD ROLLING TREATMENTS TO THETEMPERATURE RECRYSTALLIZATION OF ZRY-4 PLATE. Heat treatment and cold rolling ofzircaloy-4 will affect the thermal properties of the material due to the formation of residual stressand structural defects such as point defect and dislocation. Structural defects and residualstress constitute the stored internal energies, and will become the driving force in the recoveryand recrystallization processes. Hypothesis applicable in this research is that the soliddissolution and cold rolling processes will generate intemal energies that affect therecrystallization energies and temperature of the zircaloy-4 plate. The objective of this researchis to analyse the effects of dissolution process at phase-fi and cold rolling to the thermalproperties, particulariy the recrystallization temperature of the zircaloy-4 plate. The zircaloy-4plate that has been heated for 2 hours at temperature of 1100°C and rapidly cooled down in towateris cold rolled gradually with a strains of (e) 0. 1; 0.5 1; 0.80; 1.03; 1.39; and 1.62 in each.In every step of rolling, the plate is cut to be analyzed its thermal properties with DTA af theoperating temperature between 200°C and 800°C under argon gas atmosphere. From theresults of thermal analysis, a relation between deformation degree and recrystallizationtemperature, and recrystallization energy are obtained. Using mathematical approach, theequation of Y = -0.7667x3 + 9.9179x - 47.558x + 7014 is for the correlation betweendeformation degree (strain) and recrystallization temperature, while Y = 1.1893x2 - 11.894x +33.74 is for the correlation between deformation degree and recrystallization energy. Fromthese results, it can be concluded that fhe higher the defonvation degree of the cold rolling inwhich the zircaloy-4 plate treated with solid dissolution ofphase-fi, the lowerthe recrystallizationtemperature and energy. This data provides information ofthe working region forhot treatmentprocess ofzircaloy-4 during the fabrication ofstnictural materials.

PENDAHULUAN bahan struktur, khususnya zircaloy-4sebagai bahan kelongsong pada reaktor air

, Kegiatan penelitian dan bertekanan (PWR), agar diperoleh bahanpengembangan bahan bakar nuklir untuk struktur yang sesuai dengan bahan bakarreaktor daya yang dilakukan perlu diimbangi hasil penelitian dan pengembangan yangdengan penelitian dan pengembangan diperoleh.

191


ISSN 1410-1998

Zircaloy-4 yang merupakan bahankristal apabila mengalami suatu bentukpengerjaan atau perlakuan panas akanmengubah sifat mekanik, fisik dan termalbahan. Perubahan sifat termal akanberpengaruh pada parameter prosesperlakuan panas. berikutnya. Prosespemanasan yang dilanjutkan pendinginansecara tiba-tiba akan menimbulkan cacat-cacat strtiktur, akibat tidak adanyakesempatan struktur bahan untuk menyusunkembali ke struktur yang stabil. Disampingitu, kerapatan dari cacat titik serta dislokasimeningkat apabila menerima deformasidingin dengan derajad deformasi tertentupada suhu di bawah 0,4 Tm.m Seluruh cacatstruktur mempunyai energi regangan yangberkaitan dengan cacat, sehingga bahanyang mengalami deformasi plastismempunyai energi bebas yang lebih besardaripada bahan tanpa deformasi atau yangtelah dianil. Antara 1% sampai 15% darikerja deformasi tetap tersimpan di dalambahan dalam bentuk cacat-cacat mikro.Dalam pustaka12'3"41 disebutkan bahwahubungan antara energi yang tersimpan(AGd) dengan panjang cacat garis ataudislokasi (L) yang terbentuk dapat ditulissebagai berikut:

AGd = - (a/L)kT ln(3A/a2) •(1)

Dalam persamaan ini AGd = energi bebasyang tersimpana = ukuran kisi (kubik)L = panjang dislokasik = konstantaT = suhuA = luas kisiEnergi yang tersimpan ini menjadi gayapenggerak untuk proses pemulihan danrekristalisasi selama proses pemanasan.

Proses rekristalisasi merupakanproses pengintian dan pertumbuhan kristal-kristal baru bebas regangan pada logaminduk (matriks) yang telah mengalamipengerjaan dingin. Ada beberapapandangan tentang mekanisme prosespengintian pada rekristalisasi danpandangan yang paling akhir diterima ialahyang diusulkan oleh Hu [2]. Hu menyatakanbahwa proses pengintian selamarekristalisasi adalah terjadinya penyatuanatau penggabungan sub butir di daerahmicro-band yang terletak diantara pitadeformasi utama atau di dekat batas butir-batas butir induk. Penyatuan progresif sub-

sub butir di dekat batas butir sudut tinggi (a)mengakibatkan terbentuknya inti bebasregangan pada batas butir tersebut (b, c dand), seperti yang di lukiskan skemanya padaGambar 1(2f.

Gambar 1. Gambaran secara skematikpembentukan inti rekristalisasio!eh penggabungan sub butir

Kinetika pengintian sederhana ataupengintian homogen pada larutan padatlewat jenuh, bila diterapkan pada pengintiankristal baru selama rekristalisasi, dapatdijelaskan sebagai berikut:- Terbentuknya volume (V) fasa baru bebas

regangan menyebabkan penurunan energibebas volumetrik.V.Ag (Ag adalah energibebas per satuan volume) dan karenatidak ada perubahan struktur kristal selamarekristalisasi, maka penurunannyasemakin besar.

- Dengan asumsi bahwa energi antar mukakristal-kristal bebas regangan dengankristal-kristal yang mengalami deformasiadalah isotrop (sama ke semua arah),maka terciptanya suatu luas antar muka SA

akan memberikan kenaikan energi sebesarSA.cj, CT adalah energi permukaan spesifikantar muka inti hasil rekristalisasi denganmatriks persatuan luas.

Pada umumnya volume yang ditransformasitidak cocok secara sempurna dengan ruangyang mula-mula ditempati oleh matriks, halini menghasilkan energi regangan misfit AGspersatuan volume partikel baru. Pada prosesrekristalisasi nilai ini relatif kecil dan dapatdiabaikan karena tidak ada perubahan fasamaupun struktur kristal (AGs = 0).

192


Jadi perubahan energi bebas yang menyertaipartikel-partikel baru dari produk pengintianadalah sebagai berikut:

AGhom = - V.Ag + SA. o - V. AGS

dengan harga AGS » 0 maka-:

AGhom = - V.Ag + SA. o

..(2)

•(3)

Ketika pengintian mulai terbentuk,energi sistem bertambah atau energipermukaan (SA. a) lebih dorminan. Padaharga (SA. o) maksimum, energi volumetrik(V.Ag) tepat saling mengimbangi dan setelahitu (V.Ag) menjadi dominan. Karena (V.Ag)negatif maka terjadi penurunan kontinyuenergi sistem.

Pada pengintian heterogen, banyaklokasi-lokasi yang mempunyai perbedaanenergi bebas yang cukup tinggi, misalnyadaerah vakansi berlebihan, dislokasi, batasbutir, tepi butir, sudut butir, salah susun,inklusi dan permukaan bebas. Semua inimerupa'kan energi bebas bahan. Jikaterbentuknya suatu inti menghasilkandestruksi cacat maka sebagian energi bebasakan dilepaskan (AGd) sehinggamenurunkan atau bahkan menghilangkanibarierenergi pengintian.

AG* = AGhom - AGdAG* = - V. Ag + SA. c - AGd •(4) [2,4)

Jika driving force (gaya penggerak)bertambah, yaitu bertambahnya Ag dan AGddalam sistem, maka harga AG* semakinmenurun.

Dalam teori klasik, proses pengintiandidefinisikan sebagai penambahan satu atompada suatu partikel ukuran kritis sedemikiansehingga menjadi superkritis. Menurutstatistik Maxwell-Boltzmann, perkiraan jumlahinti ukuran kritis dalam logam induk ialah :

N* = Nt. exp (-AG* / kT) •(5)

dengan:N* adalah inti berukuran kritis yang

terbentuk dengan energi AG*Nt adalah partikel total yang ada dalam

sistemsebagai barier pengintian (Nucleationbarier)adalah konstanta Boltzmann (1,38 x

AG*

K

T10'23J/inti.K)adalah temperatur rekristalisasi (K)

Jadi dari persamaan (5) dapatdiketahui bahwa bila harga AG* semakinturun, maka pengintian (N*) mudahterbentuk. Seteiah proses pengintian, untukselanjutnya terjadi proses pertumbuhan intiyang tidak banyak dipengaruhi oleh energiyang tersimpan dalam bahan. Pada prosespertumbuhan primer pengaruh fluktuasitermal dari luar (proses pemanasan) lebihdominan daripada energi yang tersimpan(energi dalam). Fenomena yang terjadiadalah migrasi batas butir. Oleh karena itufenomena proses pengintian lebih dominandaripada pertumbuhan primer selamarekristalisasi bila dikaitkan dengankeberadaan energi dalam (regangan) padabahan.

Karena data mengenai perubahanentalpi selama rekristalisasi lebih mudahdiperoleh dibanding perubahan energi Gibbs,maka penyederhanaan berikut seringkalidigunakan :

AG*AH(To-T)

ToAH(AT)

To(6) [2,3,5]

dengan:T adalah suhu rekristalisasiAH adalah perubahan entalpi per satuan

volume inti rekristalisasi yangterbentuk

AT adalah derajat undercooling/supercooling

To adalah suhu kesetimbangan

Dari fenomena tersebut di atas,maka hipotesa yang dapat diajukan ialahbahwa proses pelarutan padat dan rol dinginakan menghasilkan perubahan energi dalam,yang berpengaruh terhadap' energi dan suhurekristalisasi plat zircaloy-4. Tujuan dalampenelitian ini ialah menganalisis pengaruhproses pelarutan padat fasa-p dan rol dinginterhadap sifat termal khususnya suhurekristalisasi plat zircaloy-4, sertamenentukan korelasi antara derajat rol dingindan suhu serta energi rekristalisasi.


Bahan:Bahan untuk penelitian berupa lembaranzircaloy-4 standar nuklir tebal 2,32 mm, yang

193


ISSN 1410-1998

diperoleh dari IAEA (International AtomicEnergy Agency) . melalui IWGFPT(International Working Group FuelPerformance and Technology) ataukerjasama riset antara lAEA-PEBN (BATAN)tahun 1992. Kondisi bahan terekristalisasi.

Tata KerjaLennbaran zircaloy-4 dipotong

menjadi ukuran 100 mm x 20 mm. Bendakerja dipanaskan pada suhu fasa-(3 1100°Cselama 2 jam dalam tungku anil denganmedia gas argon, kemudian didinginkandengan cepat dalam air. Benda kerja yangtelah mengalami perlakuan panas tersebutselanjutnya dirol dingin secara bertahapdengan regangan (e) 0,1; 0,51; 0,80; 1,03;1,39; dan 1,62. Pada setiap tahappengerolan (masing-masing regangan) platdipotong untuk dianalisis sifat termalnyadengan DTA (Differential Thermal Analysis)pada temperatur operasi 200°C sampaidengan 800°C dalam media gas argon.

HASIL DAN BAHASAN

Analisis termal terhadap zircaloy-4hasil pelarutan padat dan rol dingin denganberbagai derajat deformasi dilakukan denganmenggunakan alat DTA pada daerah operasi200°C hingga 800°C dengan kecepatanpemanasan 10°C/menit dalam media gasargon. Dari analisis tersebut diperolehbahwa zircaloy-4 segar (tanpa pengerolan)mengalami proses rekristalisasi pada suhu665°C yang ditunjukkan oleh puncakendotermik pada Gambar 2. Jumlahpanas yang dibutuhkan untuk melakukanproses rekristalisasi adalah sebesar 23,5 J/gyang dinyatakan oleh luasan puncakendotermik tersebut. Analisis termal untukzircaloy-4 yang telah dirol dingin denganderajat deformasi (s) 1,39 ditunjukkan olehGambar 3, puncak endotermik yangmenunjukkan suhu rekristalisasi yaitu pada613°C dengan jumlah panas yangdiperlukan sebesar 8 J/g. Untuk analisistermal zircaloy-4 dengan regangan yang lainhasilnya dapat dilihat pada Gambar 4 dan 5.

Pada Gambar 4 tampak koreiasiantara derajat deformasi (e) dan suhurekristalisasi (°C). Pada tingkat deformasiterendah (e = 0,1) diperoleh suhurekristalisasi 665°C, sedangkan padadeformasi tertinggi (s = 1,62) diperoleh suhurekristalisasi sebesar 609°C, yang berartiturun sekitar 9% dari suhu rekristalisasi pada

derajat deformasi terendah. Pada Gambar 4dapat dilihat bahwa semakin tinggi derajatdeformasi, suhu rekristalisasi semakin turun.Dengan pendekatan matematis diperolehpersamaan

Y = -0,7667x2 + 9,9179x2 -47,558x + 701,4 (7)

dengan:Y = suhux = derajat deformasi

Derajat deformasi meningkat, energirekristalisasi semakin turun, seperti tampakpada Gambar 5. Dengan pendekatanmatematis diperoleh persamaan

Y = 1,1893x2-11,894x+33,74 (8)

dengan:Y = energi rekristalisasix = derajat deformasi

Penurunan energi rekristalisasi yangdibutuhkan adalah akibat makin tingginyaenergi dalam yang tersimpan pada bahansesuai dengan peningkatan regangan yangdiberikan. Derajat deformasi (e) memberikankontribusi pada harga AGd yaitu, semakinbesar derajat deformasi dingin (s) yangdiberikan pada bahan akan meningkatkanjumlah atau panjang dislokasi (L).[11 Jumlahdislokasi yang semakin meningkat akanmemperbesar harga AGd, yaitu energibebas yang dilepaskan pada saat destruksicacat akibat terbentuknya suatu inti beoasregangan.12'3'51 Bertambahnya harga AGdakan menurunkan barier energi nukleasiAG*, sehingga pengintian pada prosesrekristalisasi akan semakin mudahterbentuk.[2|3A5]

Suhu rekristalisasi turun merupakanindikasi adanya penurunan energirekristalisasi yang dibutuhkan. Penurunansuhu rekristalisasi tidak selalu diikutipenurunan energi rekristalisasi. Hal ini dapatdilihat pada Gambar 4 dan 5 yaitu, padaregangan 1,39 suhu rekristalisasi turunmenjadi 613°C, tetapi pada regangan yangsama energi naik menjadi 8 J/g. Reganganyang meningkat seharusnya diikuti pula olehpenurunan energi rekristalisasi seperti yangsudah dijelaskan sebelumnya. Lonjakanenergi ini banyak sekali faktor yangmempengaruhinya dan sangat kompleks.Bila peningkatan energi tersebut bukankarena kesalahan pengukuran maka didugabahwa faktor yang paling dominan adalah

194


adanya jumlah kekosongan dalam kisi yangberlebihan serta berdifusi membentukaglomerasi kekosongan. Beberapa butir didaerah kekosongan yang tinggi tersebut,mempunyai kesempatan tumbuh terlebihdahulu setelah pengintian. Pertumbuhan intiini terjadi karena tidak banyak mendapathambatan dari inti di sekitarnya (mikrostrukturdapat dilihat pada Gambar 6 dan 7),sehingga menyerap energi yang lebih tinggiuntuk pertumbuhannya. Pertumbuhan intilebih banyak menyerap energi dari luar(pemanasan) dibanding dengan energi dalam(energi yang tersimpan). Anomali tersebutperlu penelitian lebih lanjut.

SIMPULAN

Dari hasi! penelitian dapat disimpulkanbahwa:1. Semakin tinggi derajat deformasi (rol

dingin) pada plat zircaloy-4 yang telahmengalami perlakuan pelarutan padatfasa-p, suhu rekristalisasi semakin turundengan korelasi Y = -0,7667x3+ 9,9179x2

-47,558x + 701,42. Semakin tinggi derajat deformasi (rol

dingin) pada plat zircaloy-4 yang telahmengalami perlakuan pelarutan padatfasa-p, energi rekristalisasi semakinturun dengan korelasi Y= 1,1893x2 -11,894x +33,74

3. Proses pelarutan padat yang dilanjutkanpendinginan cepat serta rol dingin padaplat zircaloy-4 menghasilkan cacatstruktur dan energi dalam. Jumlah cacatstruktur dan energi dalam yangterbentuk sangat tergantung padaderajad deformasi yang diberikan danberpengaruh terhadap energi dan suhurekristalisasi plat zircaloy-4.

UCAPAN TERIMA KASIH

Penulis mengucapkan banyak terima kasihkepada Bapak Ir. Abdul Latief, MT, ataskoreksi dan saran yang diberikan sertakepada Ibu Hanifah atas pengetikan hinggatulisan ini dapat diselesaikan.

PUSTAKA

[1]. DIETER, G.E., Mechanical Metallurgy,3rd ed. , Mc.Graw Hill Book Company,Singapore, 1986, p. 108 -144.

[2]. RAGHAVAN, V., Solid State PhaseTransformation, Prentice Hall of IndiaPrivate Limited, New Delhi, 1987, p.126 -139.

[3]. SMALLMAN, Modern PhysicalMetallurgy, 4th ed., Butter Worth and Co.(Publisher) Ltd., 1985, page 121 -144.

[4]. PORTER, D.A., and K.E.EASTERLING,Phase Transformations in Metals andAlloys, Van Nostrand Reinhold (UK)Company, LTD, Molly Millars Lane, 1987,p. 263-277.

[5]. REED-HILL, R.E., Physical MetallurgyPrinciples, second edition, D.VanNostrand Company, New York, 1973,p.238-267.

TANYA JAWAB

AC. Prasetyawati• Titik temperatur rekristalisasi ditunjukkan

pada data termogram DTA. Apakahsudah pasti merupakan titik rekristalisasi.Apakah bukan titik temperatur recovery.

Futichah• Titik puncak endotermik tersebut adalah

temperatur rekristalisasi, bukantemperatur recovery atau pengintian. Halini disebabkan temperatur recovery danpengintian adalah jauh di bawah 700°C(setengah dari temperatur lelehnya). Disamping itu, kecepatan pemanasan DTAadalah 10°C/menit sampai dicapai 800°Cberarti pemanasan berlangsung selatna1,5 jam. Untuk proses recovery danpengintian sekitar 1 jam sebelumnya(sebelum T = 600°C). Hal ini terbuktidari data mikrostrukturnya (Gambar 7)yang menunjukkan mikrostrukturterekristalisasi.

Nurdin Effendi• Dalam penelitian ini apakah diukur energi

rekristalisasi dalam eksperimen inisehingga apabila diplot terhadap suatuparameter tertentu dapat disimpulkanmenurun atau menaik. Dalam penelitianini apakah diukur parameter-parameterseperti A G, A H.

• Bagaimana cara mengetahui energidalam. Cacat struktur jenis mana yangberkorelasi dengan energi dalam.

195

Prosiding Presentasi llmiah Daur Bahan Bakar Nuklir IVPEBN-BATAN Jakarta,' 1-2 Desember 1998

ISSN 1410-1998

FutichahEnergi rekristalisasi secara praktis(teknis) sulit ditentukan, tetapi denganmengukur gejalanya lewat perubahanentalpi dengan DTA jauh lebih mudah.Oleh karena itu, menurut beberapaliteratur [2, 3, 5] terdapat hubungan yangsetara antara energi rekristalisasi denganentalpU sehingga analogi perubahanentalpi sebagai perubahan energirekristalisasi dapat digunakan. Jadi kurvayang ditunjukkan pada Garnbar 5 adalahsudah menunjukkan korelasi antaraen.ergi rekristalisasi dengan suatuparameter yaitu derajat deformasi (e).

Untuk mengetahui berapa energi dalam(kuantitatif) adalah sangat sulit, lebih-lebih untuk mengetahui ataumengidentifikasi cacat struktur. Cacatstruktur di sini hanya menunjukkantempat-tempat berkumpulnya energidalam. Dalam makaiah ini hanyamengukur gejala yang diakibatkan olehadanya energi dalam dan cacat strukturtersebut yaitu besarnya perubahanentalpi.

Eric Johneri• Hubungan antara hipotesis dan tujuan

penelitian kurang mengena. Hipotesa inimerupakan kejadian normal.

• Mohon dijelaskan mengenai A G.

Futichah• Latar belakang hipotesis yang dibuat

adalah berdasarkan teoritis memangdemikian kejadiannya tetapi apakah jugaberlaku pada logam zircaloy-4. Ternyatahasi! penelitian yang diperoleh benar danjuga berlaku untuk zircaloy-4. Jadihipotesis diterima. Sedang latar belakangtujuan yang dimaksud pada makalah iniadalah untuk menjawab pertanyaanmengapa terjadi demikian.

• A G pada kesimpulan yang diperolehadalah analog dengan A H (entalpi) darihasil analisis dengan DTA (dapat dilihatpada persamaan 6).

196



-IgETJWAnlFlS-: Elr«].: P»llt l W . 3O-8O0C. 10C/«!n l2 * - iM7)•jTSOU BajOi-OS-96 P; SU(St\ f>«Ut 1 W , 3O-400C. iOC/ilO (2J-U-«7)

T' FLoW («icrovli r

i E X 0

m n : 72.BS ag «tc Ar»on !

BBa.7

13

100 300 eoo sooTEHPEJUTURE (C)

700 800 900

Gambar 2. Termogram DTA plat zircaloy-4 yang mengalami proses pelarutan padat dilanjutkanpendinginan cepat dalam air tanpa deformasi dingin (segar)

;|8£TAJU>tJTCOTA S2

flt.: t*flK PtUt t. »-«0OC. lOC/lln01-Ot-M ft 8up«l P»l«t C, 30-800C, 10C/»ln

Huc 44.83 ig Uc «r«oaCUt JUualn»

HEAT F1.0M

20.0

_ 18.0

_• ia.B

_ 10.0

7 .0

8 .0

0.0

-a.o

. "7-B

0« 1 0 0 •' i

tnicrovi

/

100

1 *

800 , 300

' .•„}. .- ' ••«.;:

y

400I--, , 800

• • • ;•• * * "

S34.2

• ••'Si<. -t '''i'

;•;-- «00 700

.

... i \ . ••

TEKPEtUTURE ( 0 '800 fiOO

* • • ' •

Gambar 3. Termogram DTA plat zircaIoy-4 yang mengalami proses pelarutan padat dilanjutkanpendinginan cepat dalam air dan rol.dingin dengan derajat deformasi 1,39

197


ISSN 1410-1998

670

570

0.1 0.51

y - -0.7667xs + 9.9179x2 - 47.558x + 701.4R? « 0.9634

0.8 1.03OEFORMASl

1.39 1.62

Gambar 4. Korelasi antara derajad deformasi (rol dingin) dan suhu rekristalisasi plat zircaIoy-4hasil pelarutan padat.

25

v>

1

2 0 - -

15 +

1 0 - -

0.1 0.51

y - 1.1B93x2 - 11.894x + 33.74R? - 0.9238

0.8 1.03DEFORMASI

1.39 1.62

Gambar 5. Korelasi antara derajad deformasi (rol dingin) dan energi rekristalisasi plat zircaloy-4hasil pelarutan padat.

198


Gambar 6. Mikrostruktur plat zircaloy-4 yang mengalami proses pelarutan padat dilanjutkanpendinginan cepat dalam air dan rol dingin dengan derajat deformasi 1,39.

Gambar 7. Mikrostruktur plat zirca!oy-4 yang mengalami proses pelarutan padat dilanjutkanpendinginan cepat dan rol dingin dengan derajat deformasi 1 ••39 serta anil pada suhu750°C.

199

ID0200023

ISSN 1410-1998 Prosiding Presentasi llrniah Daur Bahan Bakar Nuklir IVPEBN-BATAN Jakarta, 1-2 Desember 1998

PENGARUH KOMPOSISI DAN PERLAKUAN PANAS LOGAM PADUAN BESIDAN NIKEL TERHADAP MIKROSTRUKTUR DAN KEKERASAN

Saeful Hidayat, Tatang M., Guntur D.S.Pusat Penelitian Teknik Nuklir - BATAN

ABSTRAK

PENGARUH KOMPOSISI DAN PERLAKUAN PANAS LOGAM PADUAN BESI DAN NIKELTERHADAP MIKROSTRUKTUR DAN KEKERASAN. Paduan Fe-Ni berbentuk ingot kancing,didapat dari hasil peleburan menggunakan arc furnace. Khrom sebagai unsur pemaduditambahkan pada paduan tersebut sebanyak 10 %. Kombinasi persen berat paduan dibuat padalima komposisi, dengan persen berat khrom yang tetap. Logam paduan tersebut mendapatperlakuan panas pada suhu pemanasan sebesar 1000°C, 1050°C, 1100°C, 1150°C selama 45menit dan dilanjutkan dengan proses celup cepat ke dalam air. Struktur logam paduan hasilpeleburan berstruktur tiendrite pada daerah permukaan ingot, dan berstruktur acicular padadaerah tengah ingot, sedangkan kekerasannya relatif sama pada komposisi mulai darikandungan 35% Fe dan 55% Ni sampai dengan 50% Fe dan 40% Ni, sedangkan padakandungan 55% Fe, 35% Ni kekerasannya mulai menurun sekitar 3% dari kekerasan padakomposisi yang lain. Perlakuan panas menghasilkan fasa dasar austenit dengan bentuk strukturbutiryang columnar untuk semua suhu pemanasan yang d'coba. Kekerasan logam paduan hasilperlakuan panas meningkat sampai 20% dibanding dengan kekerasan logam paduan sebelummendapat perlakuan panas. Besarnya kandungan persen berat unsur Fe dan Ni dalam paduanyang telah diperlakukan panas, mempengaruhi tingginya kekerasan logam paduan tersebut.

ABSTRACT

THE EFFECT OF COMPOSITION AND HEAT TREATMENT ON THE MICROSTRUCTUREAND HARDNESS FORIRON AND NICKEL ALLOY. Iron and Nickel metal alloy has shape ingotbufton which was resulted from melting arc furnace. A 10% Chrom as the alloying element wasadded to the alloy. The combination of the weight percent alloying were made at five differentcompositions, with constant weight percent of chrom. The heating temperatures in the process ofthe heat treatment ofmetal atloy are 1O00°C, 1050°C, 1100°C, 1150°C for 45 minutes each andfollowed by quenching in water. The structures of the melting metal alloy show the shape ofdendrite structure at the top of the ingot and that of acicular structure at the center of the ingot.The hardness of the metal alloy was relatively equal at the composition from beginning 35% Feand 55% Ni until 50% Fe and 40% Ni, while at the composition of 55% Fe and 35% Ni thehardness reduces about 3%. The hardness of the heat treated metal alloy increase until 20%compared to that before heat treatment. The heat treatment produce austenite phase based onthe shape of the columnar grain structure for all heating temperature that has been done. Thepercentage of Fe and Ni alloying elements in the heat treated metal alloy influences to theincreasing of hardness of metal alloy.

KEY WORDS: Fe-Ni allloy, Microstnicture, Hardness.

PENDAHULUAN

Pengembangan dan penguasaanteknologi pembuatan logam-logam paduansuhu tinggi, khususnya untuk penyediaanbahan struktur reaktor daya dan peralatanenergi, perlu dilakukan. Hal tersebutdiperlukan untuk mendukung pengembanganteknologi nuklir di Indonesia dan banyaknyapenggunaan bahan tersebut pada industri diIndonesia, dan sampai saat ini belum dapatdiproduksi di Indonesia. Di pasaran duniadikenal beberapa paduan dengan bahandasar besi, nikel dan kobal ditambah denganbeberapa unsur pemadu, diantaranyaaluminium, khrom dan lain-lain, yang dikenal

dengan nama Superallo^. Penggunaanpaduan dengan bahan dasar unsur Fe, Nidan Co pada peralatan energi adalah karenaketahanannya pada suhu tinggi. Besidengan titik leleh 1535°C tahan untukdioperasikan pada suhu 750°C padapembebanan 10000 KN/cm2, nikel dengantitik leleh 1450°C dapat dioperasikan sampaisuhu 1050°C dan Co dengan titik leleh1445°C dapat dioperasikan pada suhu1000°C[1]. Untuk hal tersebut diatas makadicoba dilakukan penelitian dasarpengembangan dan pembuatan paduan suhutinggi sesuai dengan peralatan yang ada.Untuk tahap awal, dilakukan penelitianmengenai pengaruh komposisi unsur paduan

201


ISSN 1410-1998

Fe-Ni-Cr dan karakteristiknya. Paduan yangdicoba dibuat dan diteliti adalah paduandengan unsur dasar Fe dan Ni ditambahunsur pemadu Cr pada beberapa komposisi.

Unsur Fe dan Ni di dalam suatupaduan Fe-Ni-Cr merupakan unsur penguatberbentuk larutan padat. Selain itu Ni jugamerupakan unsur yang akan meningkatkanketahanan paduan pada cyclic oxidation [2].Unsur khrom di dalam suatu paduan Fe-Ni-Crmerupakan unsur pemadu yangmeningkatkan ketahanan korosi denganmembentuk lapisan Khrom Oksida ^'3l.Paduan Fe-Ni-Cr berdasarkan strukturmetalurginya, bisa berbentuk feritik,martensitik atau austenitik, tergantung persenkomposisinya. Fasa ferit bersifat lunak,lemah dan liat pada suhu tinggi, martensittidak stabil, sedangkan austenit kuat danrelatif kokoh Pl.

Proses peleburan untuk men-dapatkan paduan, akan menghasilkan logampaduan dengan struktur yang kasar dankemungkinan adanya segregasr^5\ Keadaantersebut akan berpengaruh pada kekuatanlogam paduan. Untuk mengatasi hal tersebut,salah satu cara yang biasa dilakukan adalahdengan proses perlakuan panas, karenaperlakuan panas akan membantumenghomogenisasi unsur-unsur paduan dandapat mengubah bentuk struktur sesuaidengan yang diinginkan [4f5'. Untuk itu, logampaduan Fe-Ni-Cr hasil dari proses peleburandicoba diperlakukan panas pada beberapasuhu pemanasan untuk dilihat pengaruhnyaterhadap logam paduan Fe-Ni-Cr.Karakterisasi bahan paduan dapat meliputikarakterisasi fisik, kimia dan mekanik. Padapenelitian ini karakterisasi masih terbataspada pemeriksaan mikrostruktur dankekerasan paduan Fe-Ni-Cr hasil peleburandan hasil perlakuan panas.

TATA KERJA.

Pembuatan paduan Fe, Ni denganunsur pemadu Cr dilakukan menggunakanTungku Busur Listrik dengan gas pelindungargon. Komposisi paduan dibuat berdasarkanpersen berat paduan dengan komposisi (lihatTabel 1).

Bahan yang tersedia untukpembuatan paduan ini berbentuk serbukuntuk unsur Fe dan Cr, sedangkan Niberbentuk potongan masif. Untukmemudahkan proses peleburan dan

Tabel 1. Komposisi persen berat paduan

NomorPaduan

12345

Fe(% wt)

3540455055

Ni(% wt)

5550454035

Cr(% wt)

1010101010

mengurangi hilangnya persen berat unsurpada saat pembuatan paduan, serbuk Fe danCr masing-masing dilebur untuk men-dapatkan bentuk bahan yang masif,Selanjutnya masing -masing bahan ditimbangsesuai dengan persen komposisi paduanyang akan dibuat. Setiap paduan dibuatempat paduan, masing-masing diperlukanuntuk proses karakterisasi selanjutnya.Paduan yang dihasilkan, sebelum dilakukanproses perlakuan panas, diperiksamikrostrukturnya dengan metalografi dandiuji kekerasannya menggunakan ujikekerasan Vikers.

Proses perlakuan panas untukmasing-masing komposisi paduan dilakukanmenggunakan tungku pemanas tahananlistrik. Suhu pemanasan (solution treatment)untuk setiap komposisi paduan dilakukanpada suhu 1000°C, 1050°C, 1100°C,1150°C selama tiga perempat jam, dandilanjutkan dengan proses pencelupandalam air. Paduan hasil proses perlakukanpanas diperiksa mikrostrukturnya dan diujikekerasannya.

HASIL DAN BAHASAN

Proses pemaduan dengan carapeleburan menggunakan tungku busur listrikmenghasilkan ingot berbentuk kancing. Hasilpemeriksaan kimia menggunakan AAS padapaduan hasil peleburan didapat komposisipersen berat sebagai berikut:

Tabel 2. Komposisi persen beratpaduan hasil peleburan.

NomorPaduan

12345

Fe(% wt)

33,4741,7345,6149,9755,53

Ni(% wt)

54,9547,7643,1838,3934,24

Cr( % wt)

11,1110,2710,7711,099,84

202

ISSN 1410-1998 Prosiding Preseritasi llmiah Daur Bahan Bakar Nuklir IVPEBN-BATAN Jakarta, 1-2 Desember 1998

Dari hasil pemeriksaan tersebutterlihat bahwa komposisi kimia paduan hasilpeleburan tidak sama dengan komposisiawal. Dari tabel terlihat adanya penambahandan pengurangan persen berat unsur daripersen berat awal yang dipadukan.Pengurangan tersebut diduga terjadi padasaat proses peleburan, diantaranya karenaadanya sebagian bahan yang tercecer yangmenempel pada dinding krusibel dan adayang membentuk oksida. Sedangkanpenambahan persen berat diduga berasaldari pengotor yang ada dalam unsur Ni,karena bahan Ni yang dipadukan tersebutbukan bahan murni (pa). Dari hasilpemeriksaan terdeteksi hanya mengandung91,7 % Ni, dengan pengotor unsur Fe dan Cryang cukup tinggi. Hal ini dianggap tidakterlalu berpengaruh pada maksud penelitian,karena rentang percobaan kenaikan ataupenurunan unsur komposisi persen beratunsur yang dipadu dalam hal ini untuk dilihatpengaruhnya pada sifat fisis dan mekanisbahan, lebih besar dari kenaikan ataupenurunan persen komposisi bahan paduanhasil peleburan.

Hasil pemeriksaan metalografi padasampel paduan hasil peleburan untuksetiap komposisi, terdapat strukturberbentuk dendrite dan acicular. Bentukstruktur tersebut diperlihatkan padaGambar 1 dan 2. Struktur dendriteberbentuk menyerupai cabang pdhon.Struktur tersebut terdapat pada daerahpermukaan bagian atas ingot, sedangkanstruktur yang berbentuk acicular terdapatpada bagian tengah ingot.

Gambar 1 dan 2 memperlihatkan bentukmikrostruktur yang sama, walaupunkomposisi paduan berbeda. Keadaan inisama untuk komposisi yang lain.

a). b).

Gambar 1. a). Bentuk mikrostruktur ingotlogam paduan Fe-Ni padakomposisi 55% Fe, 35% Ni, 10%Cr. Terdiri dari struktur berbentukdendrite dan acicular.b). Struktur dendrite dan acicularyang diperbesar.

Gambar 2. Bentuk mikrostruktur ingot logampaduan Fe-Ni pada komposisi35% Fe, 55% Ni, 10% Cr. Terdiridari struktur berbentuk dendritedan acicular.

Adanya bentuk struktur yangberbeda dalam satu bahan paduan yangsama diduga sebagai akibat dari prosespembekuan yang berbeda antara permukaaningot dengan bagian dalam ingot pada saatterjadinya proses pembekuan logam cairmenjadi logam beku. Keadaan tersebut dapatdijelaskan bahwa, proses pembekuan logamberhubungan dengan proses difusi larutandalam cairan ke suatu proses pembekuanantar muka {solid/liquid), dan proses difusitersebut memerlukan kondisi aliran panasyang sesuai. Apabila aliran panas lebih cepatdibanding aliran panas pada proses difusiyang normal, contohnya pada lajupembekuan yang cepat, maka akanmengarah ke pembekuan dendrities[e\Dengan demikian, diduga timbulnya strukturdendrite pada logam paduan hasil peleburanini disebabkan adanya aliran panas yangterlalu cepat pada saat proses pembekuan,terutama pada daerah permukaan ingot.Mekanisme pertumbuhan struktur ini terjadidari kristal-kristal dendrite yang tumbuh dariinti-inti, dan pada saat pembekuan berakhirdendrite-dendrite tersebut saling bertemu |5 lSedangkan struktur ac/cu/ar yang ada padapaduan tersebut terbentuk pada saat prosespembekuan, yang mengikuti arahpembekuan logam dari sisi luar ingot ke arahbagian dalam ingot, seperti terlihat dari arahorientasi struktur tersebut. Mengenaiterbentuknya mikrostruktur yang sama pada

203

Prosiding Presentasi llmiah DaurBahan Bakar NukHr IVPEBN-BATAN Jakarta, 1-2 Desember 1998

ISSN 1410-1998

persen komposisi yang berbeda-beda yangdiperlihatkan pada Gambar 1 dan 2,menunjukkan bahwa komposisi bahanpaduan yang dicoba dibuat tidakmempengaruhi bentuk struktur yang terjadipada bahan paduan hasil peleburan.

Kekerasan logam paduan hasilpeleburan menunjukkan angka yang berbedapada daerah berstruktur dendrite dengandaerah yang berstruktur acicular, dimanadaerah yang berstruktur dendrite mempunyaikekerasan rata-rata yang lebih cinggidibanding daerah yang berstruktur acicular.Hal ini diduga karena pada daerah struktur6endrite bila dilihat dari bentuk butir padaGambar 1 a lebih banyak batas butirnyadibanding daerah yang berstruktur acicular.Keadaan ini dapat dijelaskan dengan teoridislokasi |7', dimana bahan yang mengalamiproses deformasi akan menggerakkandislokasi yang ada pada bahan tersebut.Pergerakan dislokasi ini akan terhambatdengan adanya batas butir. Deformasi yangdilakukan selanjutnya akan semakin sulit,karena dislokasi yang makin menumpukpada batas butir. Bahan yang sukardideformasi karena dislokasi yang semakinsukar bergerak berarti bahan tersebutmempunyai kekuatan yang tinggi.

Proses perlakuan panas yangdilakukan pada logam paduan hasilpeleburan, menghasilkan perubahanmikrostruktur yang relatif sama pada setiapsuhu pemanasan, yaitu dari struktur awalberbentuk tiendrite dan acicular berubahmenjadi struktur berbentuk columnar. Bentukmikrostruktur tersebut diperlihatkan padaGambar 3 dan 4.

Gambar 3. Mikrostruktur logam paduan Fe-Nihasil perlakuan panas pada suhupemanasan 1000uC untukkomposisi bahan 40% Fe, 50%Ni, 10% Cr.

Gambar4. Mikrostruktur logam paduan FeNihasil perlakuan panas pada suhupemanasan 1100°C, untukkomposisi 55% Fe, 35% Ni dan10% Cr.

Dari struktur yang ada pada logampaduan hasil periakuan panas tersebutmemperlihatkan bahwa proses perlakuanpanas yang dilakukan dapatmenyempurnakan proses difusi antar atom-atom paduan dan melarutkan kristal-kristalpembentuk dendrite sehingga strukturdendrite sudah tidak tampak lagi dalampaduan, dan proses ini pun mengubahstruktur acicular menjadi struktur denganbentuk butir yang columnar yang lebihmerata dan seragam. Pada struktur tersebutjuga terlihat adanya perbedaan warna butircolumnar yang lebih gelap dan lebih terang.Hal ini disebabkan adanya perbedaanorientasi butir, yang menyebabkan adanyaperbedaan cahaya yang dipantulkan.Sedangkan fasa yang ada pada strukturpaduan hasil perlakuan panas tersebutdiduga adalah fasa austenit. Hal ini dapatdilihat dari diagram kesetimbangan Fe-Nipada Gambar 5, bahwa pada semuakomposisi paduan yang dicoba padapenelitian ini menghasilkan fasa austenit, danbila dilihat dari diagram Schaeffer padaGambar 6, terlihat bahwa dengan komposisi%Cr ekuivalen 10 % dan komposisi % Niekuivalen diatas 26 %, dengan menganggaptambahan unsur yang lain 0%, menghasilkanfasa austenit. Dari beberapa percobaan suhupemanasan yang dilakukan, perubahanstruktur ini mulai terjadi pada suhupemanasan 1000°C dan tidak mengalamiperubahan bentuk struktur sampai padapemanasan 1150°C.

Hasil pemeriksaan kekerasan logampaduan sebelum dan setelah mengalamiperlakuan panas diperlihatkan dalam bentukgrafik pada Gambar 7. Grafik tersebutmemperlihatkan kondisi kekerasan logam

204


600*****

•450

400

SOO

eoo

700

CoOr

50O

•4OOrooi

30O

ItMs'r

y

VA

l

;

X

•O- 3

-

X

Al™0

•

S•><

K> 60

..«,1

. /

0 eo «o

t<MT1w

W O l

F* (0 20 30 40 30 60 7O 60 9O Nl

Gambar 5. Diagram fasa Fe-Ni(10!.

Gambar 6. Diagram Schaeffer untuk menen-tukan persen fasa dalam paduan[3).

paduan pada beberapa persen komposisikandungan unsur Fe dan Ni dalam paduandan besarnya suhu pemanasan yangdilakukan.

Dari grafik terlihat bahwa logampaduan hasil peleburan sebelum dilakupanas menunjukkan angka kekerasan yangrelatif sama mulai dari komposisi 35% Fe,55% Ni sampai dengan 50% Fe, 40% Ni,sedangkan pada komposisi 55% Fe, 35% Niterjadi penurunan kekerasan sekitar 3% darikekerasan komposisi yang lainnya. Setelahdilaku panas, kekerasan logam paduanmeningkat dibanding kekerasan bahansebelum dilaku panas untuk semua persenkomposisi, dan kekerasan makin meningkatdengan meningkatnya suhu pemanasan.Dari grafik terlihat bahwa logam paduanyang dilaku panas pada suhu pemanasan1000°C, kekerasannya meningkat sekitar6% sampai dengan 13 % dari kekerasansebelum dilaku panas, dan pada pemanasanselanjutnya kekerasan makin meningkat,dengan kenaikan sekitar 20 % pada suhupemanasan 1150°C.

55

Gambar 7. Grafik kekerasan logam paduanFe-Ni pada berbagai komposisipersen berat kandungan Fe danNi dalam paduan, dan padabeberapa kondisi suhu pema-nasan dalam proses perlakuanpanas yang dilakukan.

Kenaikan kekerasan tersebut biladilihat dari bentuk mikrostruktur bahan,memperlihatkan bahwa mikrostruktur hasilperlakuan panas dengan bentuk butir yangcolumnar dan seragam pada fasa austenit,mempunyai kekerasan yang lebih tinggidibanding dengan kekerasan mikrostrukturawal, yang terdiri dari struktur dendrite danacicular. Sedangkan keadaan kekerasanyang makin meningkat dengan makintingginya suhu pemanasan, belum dapatdiidentifikasi dengan pasti, karena bila dilihatdari bentuk struktur yang ada, bentuknyahampir sama untuk semua suhu pemanasanyang dicoba. Dari grafik juga terlihat bahwauntuk bahan yang telah dilaku panas,kekerasannya cenderung naik dengan makinmeningkatnya kandungan unsur Fe sampaidengan 50%. Sedangkan makin tinggikandungan unsur Ni, kekerasannya menurun.Hal ini menunjukkan bahwa unsur Feberpengaruh pada kenaikan kekerasanlogam paduan yartg mengalami periakuanpanas, sedangkan unsur Ni sebaliknya.Fenomena tersebut belum dapat diketahuisecara pasti apa penyebab'hya danbagaimana mekanismenya.

SIMPULAN

1. Ingot logam paduan Fe-Ni hasilpeleburan menggunakan arc furnacemempunyai bentuk mikrostrukturdendrite pada daerah permukaan ingotdan struktur berbentuk acicular padabagian tengah ingot.

205


2. Ingot logam paduan Fe-Ni, mempunyaikekerasan yang relatif sama padakomposisi 35% Fe, 55% Ni sampaidengan komposisi 50% Fe, 40% Ni,sedangkan pada komposisi 55% Fe,35% Ni kekerasannya turun sekitar 3%dibanding kekerasan pada komposisiyang lainnya.

3. Periakuan panas pada logam paduanFe-Ni, mengubah bentuk mikrostrukturawa dendrite dan acicular menjadistruktur berbentuk columnar padasuhu pemanasan 1000°C, dan strukturtersebut tidak berubah pada pemanasanyang lebih tinggi sampai dengan suhu1150°C.

4. Kenaikan suhu pemanasan pada prosesperlakuan panas, menaikkan angkakekerasan logam paduan Fe-Ni untuksemua komposisi paduan yang dicobadibuat. Kenaikan tersebut sekitar 20%dari kekerasan sebelum dilaku panaspada pemanasan 1150°C.

5. Logam paduan yang telah mengalamiperlakuan panas, kekerasannyacenderung meningkat dengan makinmeningkatnya kandungan unsur Fesampai dengan 50% Fe, dan turunkembali pada kandungan 55% Fe.

UCAPAN TERIMA KASIH

Ucapan terima kasih kami sampaikankepada Sdr. Badai dan Winarso mahasiswaUnjani yang telah ikut dalam penelitian ini,serta para staf peneliti dan teknisilaboratorium Metalurgi PPTN-BATAN yangtelah ikut membantu memperlancar jalannyapenelitian ini.

PUSTAKA

[1]. Wofgang Dienst, HochTemperaturwerk-stoffe. Werkstofftechnisch Verlaggesell-schaft G.m.b.H, Karlsruhe, th.1983, p. 7.

[2]. Metals Handbook, Vol. 1, 10th edition,Properties and Selection ofMetals, ASMOhio, 1990, p. 436.

[3]. Miller N.A, LH. Boulton, Using StainlessSteel, Wellington , 1988, page 4.

[4]. Van Vlack, Sriati Djaprie (terjemah),llmu dan Teknologi Bahan, Edisi ke-4,Erlangga, Jakarta, 1983, hal. 441.

[5]. Surdia dan Chijiiwa, Teknik PengecoranLogam, Association For InternationalTechnical Promotion, Tokyo Japan,Pradnya Paramita, Jakarta,1975, hal.14.

[6]. McLean M., Directionally SolidifiedMaterials For High TemperatureService, The Metals Society, London,1983, p. 20.

[7]. Dieter E., Sriati Djaprie (terjemah),Metalurgi Mekanik, Edisi Ketiga,Erlangga, Jakarta, 1987, hal. 187.

[8]. F.Smith William, Structure andProperties of Engineering Alloys,Mc.Grow-Hill Book Co., 1981, p. 136.

[9]. Metals Handbook, Vol.7, 8th edition,Atlas Microstructures of IndustrialAlloys, ASM, Ohio, 1972, p. 177.

[10]. Metals Handbook, Vol. 8, 8th edition,Metallography, Structures and PhaseDiagrams, ASM, Ohio, 1973, p. 304.

TANYA JAWAB

Boru Dwi Sumarna• Pada spesimen dengan komposisi 50-

55% Fe pada pemanasan 1000 - 1150°C,nilai kekerasan cukup besar. Mohondijelaskan ?

• Mohon dijelaskan adanya kemungkinanterjadinya perbedaan kecepatanpendinginan pada perlakuan yang sama.

Saeful Hidayat• Fenomena kenaikan kekerasan berkaitan

dengan makin tingginya temperaturpemanasan belum dapat diketahuisecara pasti. Diduga makin tinggitemperatur pemanasan, homogenitaslogam paduan makin baik akibat prosesdifusi antar atom-atom pembentuk fasaaustenit lebih merata dan seragam,sehingga kekerasan meningkat.

• Kemungkinan perbedaan kecepatanpendinginan pada perlakuan pendinginanyang sama diduga tidak mungkin terjadi,karena proses pendinginan dilakukanmelalui proses celup cepat, denganbentuk dan ketebalan cuplikan yangmerata dan relatif kecil, sehinggaperpindahan panas pada saat prosespendinginan dipastikan merata.Sedangkan adanya perbedaankecepatan pendinginan diduga terjadipada saat proses pembentukan paduan,yaitu pada saat proses pendinginan darilogam cair ke logam beku, sehinggalogam paduan sebelum mengalamiproses perlakuan panas mempunyai duastruktur yang berbeda, yaitu strukturdendrite dan acicular.

206



SIMULASI PENGARUH UNSUR BORONDI DALAM KELONGSONG AIMg2 DENGAN BAHAN BAKAR U3O8

TERHADAP KRITIKALITAS TERAS PERTAMA RSG-GAS

Masrukan *, Zuhair *** Pusat Elemen Bakar Nuklir - BATAN** Pusat Reaktor Serba Guna - BATAN

ABSTRAK

SIMULASI PENGARUH UNSUR BORON Dl DALAM KELONGSONG AIMg2 DENGAN BAHANBAKAR U3O8 TERHADAP KRITIKALITAS TERAS PERTAMA RSG-GAS. Telah dilakukansimulasi untuk mengetahui pengaruh unsur boron di dalam kelongsong bahan bakar terhadapkritikalitas teras pertama Reaktor Serba Guna G.A. Siwabessy (RSG-GAS). Dalam simulasi inidigunakan paduan AIMg2 sebagai kelongsong bahan bakar U3O8-AI. Konstanta kelompok elemenbakar dan bahan struktur teras dibangkitkan oleh program IAFUEL sedangkan konsentrasi boronper posisi grid teras dihitung dengan smearing dalam program sederhana. Program difusi Batan-2DIFF dalam geometri reaktor X-Y 2-D diekskusi untuk mendapatkan faktor multiplikasi efektif(ke)r). Dengan mengkompensasi reaktivitas untuk eksperimen sebesar -0,21 %AK/K, kandunganunsur boron di dalam kelongsong AIMg2 dipilih harus lebih kecil dari 10 ppm agar reaktivitas lebihyang dibutuhkan untuk siklus operasi teras pertama RSG-GAS dapat dicapai.

ABSTRACT

SIMULATION OF THE BORON ELEMENT EFFECTIN AIMg2 CLADDING WITH U3O8 FUEL ONRSG-GAS FIRST CORE CRITICALITY. The simulation of the effect of boron element in fuelcladding material on the first core criticality of Multipurpose Reactor G.A. Siwabessy (RSG-GAS)was conducted. In this simulation the AIMg2 alloy was used as cladding of U3O3-AI fuel. The groupconstants for fuel element and structure materials of reactor core were generated by IAFUEL codewhile the boron concentrations per core grid position were calculated by smearing in the simpleprogram. The diffusion code Batan-2DIFF in 2-D X-Y reactor geometry was executed to obtain theeffective multiplication factor (ken)- By compensating the reactivity for experiment of-0,21 %AK/K,the boron content in AIMg2 cladding has to be less than 10 ppm in order to achieve the excessreactivity needed for RSG-GAS first core operation cycle.

PENDAHULUAN

Di dalam reaktor nuklir, reaksi fisiantara bahan bakar dengan neutron terjadi didalam elemen bakar. Elemen bakar reaktorriset dapat berupa uranium oksida ataupaduan logam uranium silisida yangdibungkus dengan kelongsong paduanaluminium membentuk pelat elemen bakar.

Paduan aluminium yang biasanyadigunakan untuk kelongsong bahan bakarreaktor riset adalah AIMg atau AIMgSM. Padapembuatan paduan AIMg atau AIMgSii selainunsur utama Al murni, biasanya ditambahunsur pemadu seperti Mg, Si, Cu, Mn, Cr, Zr,dan B. Unsur pemadu Mg, Si, dan Cuditambahkan untuk memperoleh kekuatansecara langsung dengan terbentuknyaendapan Mg2Si dan CuAI2, sedangkan unsurMn, Cr, Zr, dan B untuk memperolehkekuatan secara tidak langsung karena unsurMn, Cr dan Zr tersebut akanmempertahankan butir pada saat

rekristalisasi sehingga butir tetap halus.Unsur Boron berfungsi merangsangpengintian pada saat pembekuan sehinggabutir yang terbentuk menjadi halus. Denganbutir yang halus tersebut maka paduanmenjadi kuat. Akan tetapi kandungan unsurBoron di dalam kelongsong perlu dibatasikarena Boron mempunyai serapan neutronbesarseperti ditunjukkan dalam Tabel 1 [1iZI.

Tabel 1. Komposisi unsur kelongsong AIMg2dan tampang lintang serapanmikroskopik

UnsurMqSiFeCuMnCrTiCoBAi

Komposisi (%)2,040,130,12

0,0030,050,010,05

0,00030,0001 *

seimbang

CTa .(barn)

0,0630,162,553,7913,33,16,1

37,27590,23

207


ISSN 1410-1998

Bila kandungan unsur Boron yangada di dalam kelongsong cukup besar, makaserapan terhadap rieutron oleh kelongsong

menjadi besar melalui reaksi B(n,a) Li. Halini akan menyebabkan populasi neutron didalam reaktor menjadi berkurang. Sebagaikonsekuensinya, reaktivitas lebih yangdibutuhkan untuk mengoperasikan reaktordalam satu siklus operasi menjadi rendah.

Dalam makalah ini dilakukan simulasiuntuk mengetahui pengaruh unsur Borondi dalam kelongsong AIMg2 terhadapkritikalitas teras pertama Reaktor Serba GunaG.A. Siwabessy (RSG-GAS)'31. Programdifusi Batan-2DIFF'41 dalam geometri reaktorX-Y 2-D digunakan untuk melakukanperhitungan faktor multiplikasi efektif (keff)dengan memanfaatkan konstanta kelompokyang digenerasi oleh program IAFUELlS!.

MODEL PERHITUNGAN NEUTRONIK

Model perhitungan neutronik dalamanalisis ini terdiri dari dua bagian, yaitugenerasi tampang lintang dengan IAFUELdan perhitungan kritikalitas dengan Batan-2DIFF.

Generasi Tampang Lintang

Sistem program IAFUEL untukmanajemen bahan bakar di teras RSG-GASmenyediakan tampang lintang yang akandigunakan untuk perhitungan difusi. Di dalamIAFUEL, model MONSTRA menggenerasikonstanta kelompok elemen bakar sebagaifungsi fraksi bakar. MONSTRA sendiriterdiri dari rutin MUFT untuk daerah energicepat dan epitermal (20 kelompok energi,0,625 eV - 10 MeV) serta rutin SN multikelompok untuk daerah energi termal(10 keiompok energi). Untuk perhitunganserapan resonansi sebagai fungsi panasbahan bakar dikerjakan oleh programINGAMM3. Kombinasi perhitungan sel yangberbeda itu membuat MONSTRA secaraotomatis dapat menyediakan konstantakelompok untuk setiap langkah fraksi bakar.Konstanta kelompok reflektor yangmengelilingi teras dihitung dengan programSN multi kelompok 1-D IANSN.

Perhitungan tampang lintangmakroskopik ini dikondensasi ke dalamempat kelompok energi neutron dengan tigakelompok energi cepat memiliki rentangenergi 10 MeV-821 keV, 821 keV-5,53 keV,

dan 5,53 keV - 0,625 eV, sedangkankelompok energi termal kurang dari 0,625 eV.

Densitas atom Boron (NB, atom/barn-cm) diperoleh dari hubungan:

N B = -IB X pAIMg2

O " 2 4 (1)

dimana,

PAIMg2

IB

= densitas AIMg2 (g/cm )= kandungan unsur Boron

(ppm)NA = bilangan Avogadro[B10] dan [Bn] = kandungan unsur B-io dan

unsur Bn di dalam Boronalam

BA B10 dan BA Bn = berat atom unsur B-io danB11.

Perhitungan tampang lintang serapanneutron makroskopik Boron (Ea,B. cm"1)dengan berbagai jumlah kandungan unsurBoron dilakukan dengan smearing dalamprogram sederhana menggunakan formula:

VAI2a,B = xNBXcja,B (2)

Vgrid

dimana,oa,B

= tampang lintang serapan mikroskopikBoron (barn)

VAI = volum Al dalam 21 pelat kelongsongAIMg2 (cm3)

Vgrid = volum posisi grid teras (cm )

Tampang lintang serapan neutronmakroskopik elemen bakar dengan berbagaijumlah kandungan Boron (£'a,g, cm" )menjadi:

S'a,g= 2a,g + 2a,B • (3)

dimana,Ea,g = tampang lintang serapan makroskopik

elemen bakar hasil generasi IAFUEL.

Perhitungan Kritikalitas

Teras pertama RSG-GAS adalahteras yang sangat berbeda diantara teras-teras transisi lainnya karena hanya terdiri dari12 elemen bakar fresh dan 6 elemen kendalifresh pada saat awal operasi. Konfigurasiteras dan karakteristik parametemyadiperlihatkan dalam Gambar 1 dan Tabel 2.

208


.* " \K

t l rt J

H

G

F

( ' • . , E

" i D

BE

bE

BF3

BE

BE

BS*

W

BE-I10-

BE

B?

BE

BEr

1DE

•BE'

iBB-8

• i

'vtZDE14

|

'13'BEAf

i

IBF3

m

H1I

f

cI BE

Bcrylllum Block Relttdor

Fuel HementControl Element

BS- 8e Rufl. El wlthout Slopp«rBS+ Ba Retl B with StopperDE Dummy Elwnent

Pn«u RabbitSystem HYRA Hydrautic Rabblt SystemNoutron D«l«c<or

yNeutronSoure«(C(-252)!

Gambar 1. Konfigurasi teras pertamaRSG-GAS

Tabel 2. Karakteristik teras pertamaRSG-GAS

Jumlah elemen bakarJumlah elemen kendaliDaya reaktor (MW)Panjang siklus operasi (jam)Fraksi bakar rerata awal siklusFraksi bakar rerata akhir siklus

126

10,68564

%) 0(%) 8

Perhitungan kritikalitas teras pertamaRSG-GAS dilakukan dengan program difusiBatan-2DIFF dalam geometri reaktor X-Y 2-D. Program Batan-2DIFF menyelesaikanproblema nilai pribadi dari difusi neutron multikelompok:

M<6=-1

•Fd> (4)

dimana M dan F masing-masing menyatakanoperator migrasi dan kehilangan neutron danoperator sumber fisi,

= -VDg(r) V((.g(r) + St,g(r)

G

g'=1(5)

g'=1vSf,g.(r) 4>g-(r-).g=1.-G (6)

dimana,G = jumlah kelompok energiG = indeks kelompok energiR = posisi<f>g = fluks neutron di kelompok gDg = konstanta difusi kelompok g

(=1/3Etr.g)Etr.g = tampang lintang transport

kelompok gv2f,g = tampang lintang sumber fisi dari

kelompok gSt g = tampang lintang total kelompok g

G= Za,g

+ S E s,g-»g'g'=i

Eaig =tampang lintang absorpsikelompok g

Ss.g'-^g = tampang lintang hamburan dari g'keg

Xg = fraksi sumber fisi di kelompok g.Notasi keff adalah faktor multiplikasi efektifyang merupakan nilai pribadi dari persamaan(4). Penyelesaian persamaan di atasdilakukan dengan metode beda hingga.

Reaktivitas teras (p) didefinisikandengan ekspresi,

-1x100%AK/K (7)p =

sedangkan perubahan reaktivitas dihitungmengikuti formula:

2 keff1

x100%AK/K (8)keff

dimana,keff = reaktivitas teras tanpa kandungan

Boronkeff

2 = reaktivitas teras dengan kandunganBoron.

Dalam perhitungan teras,-.. bucklingaksial yang digunakan untuk melakukansimulasi kebocoran neutron dalam arahaksial diperoleh dari pustaka IAFUEL. Setiapposisi grid teras untuk elemen bakar, elemenkendali dan reflektor Berilium (Be) dengandimensi 8,1 cm x 7,71 cm dibagi secarauniform ke dalam 5;x 4 mesh. Dengan lebarmesh ini hasil perhitungan kritikalitas telahdiperiksa memiliki akurasi yang cukup tinggi.

209


ISSN 1410-1998

Untuk mendapatkan nilai faktor multiplikasiefektif (ke/f) dengan perubahan jumlahkandungan unsur Boron, perhitungandilakukan sampai kriteria konvergensitercapai.

HASIL DAN BAHASAN

Tabel 3 menyajikan hasil perhitungangenerasr tampang lintang empat kelompokenergi neutron oleh IAFUEL untuk elemenbakar yang akan digunakan dalamperhitungan difusi. Harga densitas atomBoron, tampang lintang serapan neutronmakroskopik Boron dan tampang lintangserapan neutron makroskopik elemen bakaruntuk p.eutron termal (g= 4) sebagai fungsikandungan unsur Boron ditampilkan dalamTabel 4 dan dilukiskan dalam Gambar2 dan 3.

Tabel 3. Hasil perhitungan tampang lintangmakroskopik elemen bakar olehIAFUEL

g1234

g1234

Sr.a4.852E-42,815E-44.634E-36.136E-2

2s.a->a+20.000E+00.000E+00.000E+00.000E+0

1,332E-36.880E-41.121E-21.484E-1

2a.a8.928E-46.254E-41.311E-28.529E-2

2s.a-Mi+17,431 E-28.760E-28.094E-20.000E+0

2.136E+01.126E+08.353E-12,515E-1

Dari Tabel 4 dan Gambar 2 dapatdiamati, semakin tinggi kandungan unsurBoron maka semakin tinggi pula densitasatom Boron. Sebagai akibatnya, tampanglintang serapan neutron makroskopik Borondan elemen bakar menjadi semakin besar.Sebaliknya dengan semakin besar tampanglintang serapan neutron makroskopik elemenbakar, nilai faktor multiplikasi efektif (keff)semakin kecil, seperti ditunjukkan dalamTabel 5 dan Gambar 3.

0 S)H]1!DZD2D3D3ED<D4!D9D

Gambar 2. Densitas atom dan tampanglintang serapan neutronmakroskopik Boron

Tabel 4. Harga densitas atom Boron, tam-panglintang serapan neutron makroskopikBoron dan elemen bakar

Kan-dunganunsurBoron(ppm)

00,10,50,85

151050100233500

01.493E-87.463E-81.269E-71.493E-77.463E-71.493E-67.463E-61.493E-53.478E-57.463E-5

Sa,B

02,213E-61.106E-51.881E-52,213E-51.106E-42.213E-41.106E-32,213E-35.156E-31.106E-2

^ a . g

8.529E-2[ 8.529E-2

8.530E-28,531 E-28,531 E-28.540E-28,551 E-28.639E-28.750E-29.044E-29.635E-2

Dari Tabel 5 dapat dilihat, nilai keff

untuk kelongsong tanpa unsur Boron memilikiakurasi yang tinggi karena hargaperbandingan antara hasil perhitungan daneksperimen (C/E) adalah 0,99951, dengankata lain berbeda 0,05 % dari dataeksperimen yang besamya 1,09242 [6]. Iniberarti model perhitungan yang digun?kandengan mengkombinasi IAFUEL dan Batan-2DIFF memberikan hasil yang cukup akurat.Dengan berkurangnya nilai ke/f, secaraotomatis nilai reaktivitas lebih teras berkurangpula (Gambar4).

Gambar 3. Tampang lintang serapan neutronmakroskopik elemen bakar dan keff

Gambar 4. Reaktivitas teras dan perubahanreaktivitas

210


Tabel 5. Nilai ke/y, reaktivitas teras danperubahan reaktivitas hasilperhitungan Batan-2DIFF

Kan-dunganunsurBoron(ppm)

00,10,50,85

151050100233500

keff

1,091891,091781,091681,091591,091561,090601,089411,079941,068351,038790,98449

P(%AK/K)

8,415718,406398,397978,396878,388238,307738,206917,402646,398123,73436-1,57458

Ap(%AK/K)

0-9.31992E-3-1.77415E-2-2.48440E-2-2.74852E-2-1.07985E-1-2.08802E-1-1.01307E+0-2,01759E+0-4.68135E+0-9.99029E+0

Tabel 6. Neraca reaktivitas nominal (%AK/K)teras pertama RSG-GAS

Ap Hot to cold 0,3Ap Equilibrium xenon poisoning 3,24

3,54Ap Burn-up swing 2,65

6,19Ap ForpartialXe override, flooding

beam tubes, etc. 0,5Ap For experiment 2,0Core excess reactivity 8,69

Selanjutnya, berdasarkan neracareaktivitas nominal teras pertama RSG-GASdalam Safety Analysis Report (lihat Tabe! 6),dapat dibahas hal-hal sebagai berikut:

Untuk melakukan start-up reaktor,dibutuhkan reaktivitas sebesar 3,54 %AK/K.Dari Tabel 5 dan Gambar 4 dapat diamatiharga ini diperoleh pada kandungan Boronsedikit lebih besar dari 233 ppm. Ini diartikanreaktor dapat beroperasi bila kandunganBoron 233 ppm. Dengan mengikut-sertakanburn-up swing, dibutuhkan reaktivitassebesar 6,19 %AK/K. Dari Tabel 5 danGambar 4 dapat dilihat pula, harga ini terletakpada kandungan Boron sedikit lebih besardari 100 ppm. Ini menunjukkan bahwa,reaktor dapat beroperasi bila kandunganBoron 100 ppm. Jikalau reaktor digunakanuntuk eksperimen (tetapi tidak sampai akhirsiklus), maka diperlukan reaktivitas sebesar(0,3+ 3,24+ 0,5+ 2) %AK/K = 6,04 %AK/K.Dengan kandungan Boron 100 ppm, harga ini

dianggap masih memenuhi. Namun bilamanareaktor dioperasikan untuk eksperimensampai akhir siklus (564 jam), dibutuhkanreaktivitas sebesar 8,69 %AK/K. Reaktivitaslebih yang tersedia hasil perhitunganternyata hanya 8,42 %AK/K. Kondisi initidak memungkinkan, akan tetapi hasileksperimen menunjukkan bahwa nilai ke/feksperimen sangat dekat dengan hasilperhitungan. Oleh karena itu denganmengkompensasi reaktivitas untuk eks-perimen sebesar -0,21 %AK/K, kandunganunsur Boron di dalam kelongsong AIMg2dipilih harus lebih kecil dari 10 ppm agarreaktivitas lebih yang dibutuhkan untuk siklusoperasi teras pertama RSG-GAS dapatdicapai.

Sebagai tambahan, kelongsong daripaduan AIMg2 yang diproduksi oleh NukemGmbH mempunyai kandungan unsur Boronsebesar 1 ppm sedangkan kelongsongAIMgSii (6061) dari Argonne NationalLaboratory (ANL) mempunyai kandunganunsur Boron sebesar 0,85 ppm. Selain itu,paduan AIMgSii yang ada di pasaran lokalproduksi PT. Alkasa, Jakarta sebagai salahsatu produsen dalam negeri yang diharapkanbisa menjadi bahan kelongsong alternatif,memiliki kandungan unsur Boron sebesar233 ppm [7]. Dengan demikian paduanAIMgSii produksi dalam negeri tersebut biladigunakan untuk kelongsong bahan bakarreaktor, ditinjau dari sifat neutroniknya, tidakmemenuhi persyaratan.

SIMPULAN

Perhitungan faktor multiplikasi efektif(keff) dengan kombinasi program IAFUEL danBatan-2DIFF memberikan hasil yang cukupakurat.

Semakin tinggi kandungan unsurBoron di dalam kelongsong menyebabkanreaktivitas lebih teras semakin rendah. UnsurBoron di dalam kelongsong memilikipengaruh yang sangat signifikan> ..terhadapkritikalitas teras reaktor.

Pemilihan kandungan Boron di dalamkelongsong AIMg2 harus lebih kecil dari10 ppm adalah yang paling baik agarreaktivitas lebih yang dibutuhkan untuk siklusoperasi teras p^rtama RSG-GAS dapatdicapai. <

211

Prosiding Presentasi llmiah Daur Bahan Bakar Nuklir IVPEBN-BATAN Jakarta, 1-2 Desewber 1998

ISSN 1410-1998

Karena Boron memiliki sifat dapatbakar, perlu dilakukan studi lebih lanjuttentang karakteristik reaktivitas teras dalamsatu siklus operasi sebagai fungsi waktu danjumlah kandungan unsur Boron di dalamkelongsong untuk memperoleh jumlahoptimal Boron yang diizinkan.

UCAPAN TERIMA KASIH

Terimakasih kami sampaikan kepadaDr. Ir. Liem Peng Hong dan Ir. Tagor M.Sembiring atas diskusi dan sarannya yangsungguh berarti dalam penelitian ini. Jugakepada T.A. Budiono, S.T. kami menghargaisekali jasanya dalam pembuatan programuntuk mentransfer tampang lintang dariformat IAFUEL ke format CITATION. Taklupa kepada Dr. Ir. Suwardi dan Dr. Ir.Djusman Sajuti, kami menyampaikanterimakasih atas koreksi dan sarannya yangsangat bermanfaat dalam perbaikan makalahini.

PUSTAKA

[1]. BENJAMIN, N.M.A., Nuclear ReactorMaterials and Application, New York(1983).

[2]. ALUMINIUM ASSOCIATION, AluminiumStandard and Data (1998)

[3]. BATAN, Multipurpose Reactor G.A.Siwabessy Safety Analysis Report, Rev.7, Jakarta(1989)

[4]. LIEM, P.H. Development andVerification of Batan's Standard, Two-Dimensional Multigroup NeutronDiffusion Code (Batan-2DIFF), AtomIndonesia, Vol. 20, No. 2 (1994)

[5]. WICKERT, M., Concept and Methods ofthe Program MAIN: Controlling theIAFUEL Program Cycle for NeutronicCalculations Regarding ResearchReactor, Interatom Bericht/Report Ident-No. 54.07100.4(1986)

[6]. LIEM, P.H. Monte Carlo Calculations onthe First Criticality of the MultipurposeReactor G.A. Siwabessy, AtomIndonesia, Vol. 24, No. 2 (1998)

[7]. MASRUKAN, Paduan AIMgSH SebagaiMaterial Cladding Bahan Bakar ReaktorRiset, Prosiding Presentasi llmiah DaurBahan Bakar Nuklir, Jakarta (1997)

TANYA JAWAB

Lily Suparlina• Bagaimana cara Saudara dalam

menentukan impuritas boron danhubungannya dengan reaktivitas padaawal siklus dan akhir siklus.

• Harga A p yang dimaksud dihitung untukkondisi apa saja.

Masrukan• Penentuan kandungan unsur Boron

dilakukan dengan alat XRF {X-rayFluorescence) di mana setiap unsur akanmemancarkan intensitas sinar.Penentuannya adalah mengukur sampelstandar A!Mg2 yang konsentrasi tiap-tiapunsur telah diketahui. Misalnya untukunsur B, sampel yang diukur akanmemancarkan sinar ls dan kandunganyang dicari a ppm, sedangkan sampelstandar memancarkan sinar denganintensitas lst dan kandungan unsur bppm, maka kandungan unsur B dalamsampel:

Unsur B = — . b ppm

• Harga reaktivitas dan perubahanreaktivitas teras dihitung pada kondisidingin dan bebas Xe.

Tukiran S.• Kenapa yang disimulasi teras pertama.• Apakah pada saat menggunakan

program BATAN 2-DIFF faktor bucklingdimasukkan.

• Kenapa yang disimulasi bukan bahanbakar silisida.

Masrukan• Simulasi yang dilakukan saat ini

merupakan studi awal. Pemilihan teraspertama dalam rangka memanfaatkanIAFUEL sebagai pustaka tampang lintangyang sudah baku dan tidak dapat diubah.Dalam penelitian ini tidak. dibahasmasalah generasi tampang lintang bahanbakar sebagai fungsi kandungan Borondalam kefongsong dengan IAFUEL untukberbagai kelas fraksi bakar.

212


• Buckling aksial yang dimasukkan kedalam input data BATAN 2-DIFF diambildari pustaka IAFUEL.

• Untuk jenis bahan bakar silisida, menurutrencana akan dilakukan pada waktu yangakan datang.

Nurdin Effendi• Bagaimana deskripsi dari persamaan-

persamaan yang digunakan dalamprogram difusi BATAN 2-DIFF.Bagaimana model matematisnya. Apakahmenggunakan model optimasi.Bagaimana fungsi obyektifnya.

Masrukan• Deskripsi persamaan

adalah persamaanneutron. Modeldigambarkan dalam

BATAN 2-DIFFkesetimbangan

matematisnyapersamaan (4).

Fungsi obyektif dan konstrainnya adalahI -1 L. (n) / i, ("-1) i ^ _| 1 - Keff / keff | < 6k

maksimum (r (n-1) ,

di mana ekdan e+ masing-masing menyatakankriteria konvergensi untuk faktor multiplikasidan fluks neutron kelompok. Untuk lebihjelasnya dapat dibaca dalam referensi [4].

213

ID0200025


ANALISIS TEGANGAN TERMAL BAHAN BAKAR PLAT DENGANMETODE ELEMEN HINGGA DUA DIMENSI

UtajaPusat Perangkat Nuklir dan Rekayasa - BATAN

ABSTRAK

ANALISIS TEGANGAN TERMAL BAHAN BAKAR PLAT DENGAN METODE ELEMENHINGGA DUA DIMENSI. Salah satu besaran yang berpengaruh pada keselamatan bahanbakar adalah tegangan yang timbul akibat distribusi suhu. Analisis tegangan akibat suhu sulitdilakukan dengan perhitungan manual biasa. Makalah ini akan menguraikan analisis teganganbahan bakar plat akibat distribusi suhu dengan metode elemen hingga {finite elemenf). Elemenyang dipakai berbentuk segi tiga dengan fungsi parameter linier. Metode elemen hingga inidipakai baik untuk penentuan tegangan maupun untuk penentuan distribusi suhu. Beban yangdikenakan pada bahan bakar plat adalah beban termomekanik dan beban tekanan statik. Darianalisis didapat bahwa tegangan tertinggi sebesar 177 kg/cm2, sedangkan regangan (strain)tertinggi sebesar 0.04%. Harga ini masih di bawah harga luluh (yield) yang diijinkan yaitusebesar317 kg-/cm2 dan regangan 0.2%.

ABSTRACT

THERMAL STRESS ANALYSIS OF FUEL PLATE USING 2- DIMENSION FINiTE ELEMENTNIETHOD. One of the influential magnitude on the fuel safety is the existing stress caused bytemperature distribution. The thermal stress analysis is quite tedious work if it is done by handcalculation. This paper will describe the plate fuel stress analysis caused by temperaturedistribution by using the finite element method. The element geometry is triangular with linearparametric function. The finite element method in this case is used for stress and temperaturedistribution determination. The load imposed to the fuel plate is thermal and pressure. Theresults of the analysis show that the maximum stress is 177 kg/cm2 and the maximum strain is0.04%. These value is still below the yieldstress of317kg/cm2 and the allowable strain 0.2%.

PENOAHULUAN

Penentuan tegangan yang diakibatkanperbedaan suhu pada bahan bakar platsangat sulit dilakukan dengan perhitunganmanual. Hal ini disebabkan suhu padasetiap titik sangat bervariasi mulai darisekitar 50 °C sampai 150 °C. Di BATANsaat ini telah dilakukan penentuandistribusi suhu dalam bahan bakar platdengan pendekatan analitis. Hasil yangdiperoleh masih belum dapatdipergunakan untuk penentuan tegangansecara analitis. Oleh karena itu, kini dicobadilakukan analisis tegangan akibatperbedaari suhu .dengan metode elemenhingga. Analisis dilakukan dalam dua tahap,tahap pertama adalah analisis untukmenentukan distribusi suhu dan tahap keduaanalisis tegangan berdasar distribusi suhuyang diperoleh pada tahap pertama.Analisis pada kedua tahap tersebutdilakukan dengan metode elemen hingga,dengan elemen berbentuk segi tiga danfungsi para meter linier. Untuk tujuan ini

telah dikembangkan dua buah programkomputer berbasis elemen hingga, masingmasing untuk penentuan distribusi suhudan penentuan tegangan. Pengaruhpembentukan gas dalam bahan bakardisimulasikan dengan tekanan dalamsebesar 0.1 kg/cm2. Dengan metodeelemen hingga ini diharapkan distribusitegangan akibat perbedaan suhu danregangan maksimum pada bahan bakarplat dapat diketahui dan dibandingkandengan tegangan dan regangan yangdiijinkan.

DASARTEORI ELEMEN HINGGA

a. Elemen hingga untuk analisis tegangan

Analisis dengan metode elemen hinggadilakukan dengan membagi daerah yangdianalisis menjadi sejumlah elemen.Penyelesaian didasarkan pada modelmatematik di setiap elemen, yang untuk ituditentukan iebih dahulu. Pada elemenhingga untuk analisis tegangan

215


ISSN 1410-1998 '

penyelesaian persamaan tegangandidasarkan pada energi potensial minimum.Untuk ini dapat ditulis :

3rt = SUi - 5We = 0 (1) (1)

% = energi potensial totalUi = energi dalamWe =kerjaluard = operator diferensial

Harga ruas kanan persamaan 1) dapatdituliskan dengan:

SUi = \ {d e)T o dv ...., (2)

SWe= I(3U)Tbdv+I(aU)TdS E(dU)Tfp

s = matriks reganganCT = matriks teganganU = matriks perpindahanb = matriks gaya enersia masaS = matriks tegangan permukaanfp = matriks gaya terpusat

Matrik perpindahan U dan matrik regangan edapat dinyatakan dengan:

U = [ u v ] reyy

sx y ] (3)

= du/dx; evy = dv/dy; exy= 3v/dx

u = perpindahan pusat elemen ke arahsumbu X

v = perpindahan pusat elemen ke arahsumbu Y

e»< = regangan ke arah sumbu Xsyy = regangan ke arah sumbu Y% = regangan geser {shear) di bidang XY

Menurut teori elemen hingga dua dimensidengan bentuk elemen segi tiga dan fungsiparameter linier, matrik perpindahan U dapatdinyatakan dengan :

U = Nae (4)

N =

ae =

N = fungsi parameter dalam elemensegi tiga.

N,

0

0

N,

u

Nj

0

i Vj

0

N j

uk

Nk 0

0 Nk

vk]

= vektor kolom perpindahan titiksudut

= indeks yang menyatakan titiksudut segi tiga i, j dan k

i i j i k

Ni(x,y)

k(X,y) i3 m 2 3 x + m 3 3 ynri(ij) = konstanta tergantung kordinat tiga

titik sudut elemenUj, Uj, uk = perpindahan titik sudut i, titik sudut

j dan titik sudut k sejajar sumbu XVi, Vj, vk = perpindahan titik sudut i, titik sudut

j dan titik sudut k sejajar sumbu Y

Matrik tegangan o dinyatakanpersamaan:

C = D ( S - S O ) + CTO

D = {E / (1-n2)} 00

dengan

(5)

(6)

s0 = [ a AT a AT 0 ]

D = matrik elastisitas bahan pada plainstress

e0 = matrik regangan akibat suhua0 = matrik tegangan awalE = modulus Young(j, = Poisson ratioAT = perubaha suhu elemen terhadap suhu

awalnyaa = koefisien muai panjang (1/°C)

Penyelesaian lebih lanjut persamaan (1)sampai (6) akan memberikan :

Ke ae = f (7)

f

* oo

fbfpB

tA

matrik stiffnessBTDBtA

matrik beban oleh regangan suhu; matrik beban oleh regangan awal: matrik beban oleh inersia masa•• matrik beban oleh tekanan: matrik untuk mengubah perpindahan

titik menjadi regangan elemen.: tebal elemen: luas elemen

Notasi e menyatakan bahwa besaran berlakupada elemen. Persamaan (7) berlakupada setiap elemen. Untuk seluruh elemenyang ditinjau (domain yang ditinjau) dapatdilakukan penggabungan (assemblage).

216


Persamaan matrik pada domain yang ditinjaudapat dituliskan dengan:

Ka = f (8)

Penyelesaian persamaan (8) akanmenghasilkan perpindahan node ke arah xdan y. Untuk menentukan tegangan yangtimbul dipakai persamaan (5) dan (3).

b. Elemen hingga untuk distribusi suhu

Distribusi suhu steady state pada bendadinyatakan dengan persamaan :

d/dx{Xt{dT/dx.)}

Qv + Q s=0121

d!dy{X\(dTldy)} - (T-Tf)h

(9)

T = suhu setempatQv = panas volumetrikX = konduktivitas panasQs = fluks panas frontalh = koefisien konveksit = tebal benda

Seperti halnya pada tegahgan, pemecahanpersamaan (9) diberlakukan untuk setiapelemen. Untuk ini suhu T dinyatakandengan fungsi parameter dan dituliskandengan :

T = Ne ae (10)

Substitusi persamaan (10) pada persamaan(9) akan memberikan residu R(x,y,T).Dengan bantuan metode Galerkin, hargaresidu R(x,y,T) dapat diusahakan sekecil-kecilnya. Penyelesaian dengan metodeGalerkin akan menghasilkan persamaan :

j) dA

jNTQvt dA +(11)

l{dUr/dx)Xt (5T/9x) dA+ JNthTdA + jNThbT tdC=jNThbTbt dC + |NThT f dAjNTQsbt dC + }NTQsdA

Dengan substitusi persamaanpersamaan (11) akan didapat:

(10) ke

(12)

Me = MBXX + Me

yy +F° = Fer — r

cvb

Mecv

F qsb

+ M cvb

Qv +

a = matrik kolom suhu pada nodeQv

Harga rinci Me dan Fe

Lampiran 1 di belakang.dapat dilihat pada

Seperti halnya persamaan (7), persamaan(12) ini berlaku untuk satu elemen. Untukseluruh elemen dilakukan assemblage.Persamaan matrik untuk seluruh domaindapat dituliskan dengan:

Ma = (13)

Penyelesaian persamaan (13) akan meng-hasilkan distribusi suhu yang kemudiandipakai sebagai beban suhu padapersamaan (5) dan (7). Timbulnya gasdalam bahan bakar plat (sebagian hasilbelah berupa gas) disimulasikan dengantekanan di bagian dalam cladding sebesar0,1 kg/cm2.

PROGRAM KOMPUTER

Penyeiesaian persamaan matrik padapersamaan (13), menyangkut penyediaandata serta proses matematik yang cukupbesar, sehingga untuk itu diperlukanprogram komputer. Untuk itu telahdisiapkan dua buah program komputeryaitu program untuk penyelesaian distribusisuhu dan program untuk penyelesaiantegangan. Masing masing program terdiriatas tiga komponen program yaitu programuntuk pembentukan elemen ( finite elementgenerating = PREPROCESSOR), programpengolah (PROCESSOR = SOLVER) danprogram untuk interpretasi hasil (POSTPROCESSOR). Semua program tersebutditulis dalam bahasa BASIC dan dikompiledengan POWER BASIC 3.0PI. ProgramPROCESSOR hanya akan diuraikan secaragaris besar.

Alur logika program [flow chart) dapatdilihat pada Lampiran 2 di belakang. Prosesdimulai dengan pemasukan nama file datahasil POST PROCESSOR dan nama fileuntuk menampung hasil PROCESSOR.Selanjutnya dilakukan optimasi penyimpananmatrik stiffness K atau M dan optimasi waktuuntuk run time. Program kemudiandiarahkan untuk pembacaan data, meliputidata koordinat node, data matenal tian dataelemen. Selama pembacaan data elemendilakukan pembentukan matrik K atau M danproses assemblage. Setelah pembentukanmatrik K atau M selesai, kemudiandiianjutkan dengan pemberian beban sertasyarat batas. • Selanjutnya dilakukanpenyelesaian matrik. dengan metodelangsung (LU decomposition) dan penulisan

217


ISSN 1410-1998

hasil. Pada program penyelesaian distribusisuhu, hasil berupa•''data suhu pada setiapnode, sedang pada program penyelesaiantegangan hasil berupa data perpindahannode, tegangan pada eiemen dan teganganpada node. Data suhu yang diperlukanoleh program penyelesaian tegangandibaca dari hasil distribusi suhu yangdidapat, ,dari program penyelesaian suhu.Oleh sebab' itu program penyelesaian suhuharus dieksekusi (execute) lebih dahuluuntuk mendapatkan distribusi suhu.

HASIL DAN BAHASAN

Untuk eksekusi program penyelesaiansuhu dan tegangan disiapkan model dan databahan bakar berikut:

a) Model geometri bahan bakar

3 3

S1C

38

B

0.54 0.3J

1

300

1

A = cladding (AIMg)B = meat dari U3O8-AL (ukuran dalam mm)

Gambar 1. Penampang lintang bahanbakar.

b). Data bahan bakar (4 ) .

- claddingkonduktivitas panas : 0,007 (kkal/m.det.°C)modulusYoung : 6,9 E10 (kg/cm2)Poisson's ratio : 0,35koefisien muai suhu : 2,4E-5 / °C

- meat: konduktivitas panas : 0,0087(kkal/m.det.°C): modulus Young : 6,9 E9 ( kg/cm2): Poisson's ratio : 0,35: koefisien muai suhu : 2.4E-5 / °C

c) Pada daerah 1-1 terbangkitkan panasmaksimum 1,56x106 kkal/m3.det, sedangkanantara daerah 1-1 dan 2-2 terbangkitkanpanas dengan distribusi cosinus.

d) Pada cladding antara 1-1 dan 3-3 terdapatkonveksi paksa yang bervariasi antara10,20 kkal/m2.det.°C sampai 8,86 kkal/m2.det.°C,dengan suhu fluida bervariasi dari 72,8°Csampai 96,4 °C.

e) Cladding dibagi menjadi 288 elemen danmeat dibagi menjadi 256 elemen. Eksekusiprogram penyelesaian distribusi suhumemberikan hasil distribusi suhu dari modelseperti terlihat pada Gambar 2. Tampakpada Gambar 2, suhu maksimum sebesar143°C. Data suhu pada Gambar 2 dipakaisebagai beban suhu pada programpenyelesai tegangan.

t, lA_Aj„».„»

Gambar 2. Distribusi suhu dari model geo-metri Gambar 1.

Hasil eksekusi program penyelesaiantegangan dengan beban suhu sepertiGambar 2 dan simulasi gas hasil belahdengan tekanan 0,1 kg/cm2 tampak sepertiGambar 3 dan Gambar 4. Pada Gambar 3tampak • superposisi node, yaituperbandingan antara posisi mula-muladengan posisi oleh pengaruh beban suhudan tekanan. Pada daerah 1-1 timbulperubahan ukuran sebesar 0,003 mmmembesar. Ini berakibat memperkecilukuran gap saluran pendingin sebesar0.16%. Perubahan ini tidak banyakmempengaruhi jumlah aliran pendinginan.Pada Gambar 4 tampak kontur teganganpada plat bahan bakar. Dari Gambar 4,tegangan maksimum terdapat pada titik 1 didaerah cladding sebesar 177 kg/cm2.

218


Tegangan maksimum ini masih di bawahtegangan yield sebesar 351 kg/cm2,sehingga tegangan akibat beban suhu dantekanan 0,1 kg/cm2 masih cukup aman.Regangan maksimum yang didapat darikontur tegangan Gambar 4 sebesar 0,04%.Regangan ini masih jauh di bawah reganganyang diijinkan sebesar 0,2%. Secarakeseluruhan hasil eksekusi kedua programmemberikan informasi bahwa pembebanansuhu dan tekanan 0,1 kg/cm2 masih cukupaman.

/s

, £ •

s ,, ' r

s'f

s ' ,

, ' /

s,>•

/

^ r

' /

y

/

K>

/

y\

^V

W

/z///

',

//

/////

' f

'{

/

/

//

'-+Yp//////

f

///////

U-

V//

//

//

////

/ /

//

//

•//

y///// /

i^

7?///y

A/

//////

////

//'s

• ^

/

/

y/

'/

/y's' s

' f

•prf

- ^

-?/

-#•

g'S'

^'r^ '

Y/'

termohidrolik. Pemakaian metode elemenhingga pada langkah berikutnya dapatdiarahkan untuk mengamati sifat tekuk(buckling ), getaran dan sifat retak (crack)pada bahan bakar plat.

SIMPULAN

Dari hasil analisis yang digambarkan padaGambar 2, 3 dan 4, dapat diambil beberapakesimpulan berikut:1. Tegangan akibat distribusi suhu dan

tekanan 0,1 kg/cm2 pada bahan bakarplat di daerah hot channel masih dibawah tegangan yield, yang berarti masihcukup aman.

2. Perubahan ukuran bahan bakar akibatdistribusi suhu masih memberikantingkat keamanan yang cukup padaluasan pendinginan.

3. Metode elemen hingga dapat dipakaiuntuk menyelesaikan modeling bahanbakar plat guna mendapatkan informasitegangan, regangan, getaran dan sifatretak.

Gambar 3. Superposisi node pada elemenakibat pembebanan suhu dantekanan 0,1 kg/cm2

Gambar 4. Distribusi tegangan akibat pem-bebanan suhu dan tekanan0,1 kg/cm2

UCAPAN TERIMA KASIH

Kami sampaikan terima kasih kepadaKPTF PPNR yang telah membantumenyempurnakan makalah kami ini.

PUSTAKA

[1]. STASSA, F.L., et all, Applied FiniteElement Analysis for Engineers, CBSCollege Publishing, New York, USA1985.

[2]. UTAJA, Progam Komputer BerbasisElemen Hingga Untuk MenyelesaikanDistribusi Suhu, PPNR BATAN, 1997.

[3]. POWER BASIC INC, Reference Guide,Spectra Publishing, Brentwood, USA,1990

[4]. ARBI B, Diktat Teknologi PemanfaatanMPR30, PUSDIKLAT BATAN, 1985.

Implikasi Hasil Litbang

Hasi! analisis bahan bakar plat denganmetode elemen hingga dapat dipakai untukmemberikan informasi balik pada disainbahan bakar plat dari segi keamanan.Selain itu juga dapat dipakai untukmeng'amati sifat akibat perubahan geometripada dinamika lain misal pada sifat

TANYA JAWAB

Widjaksana• Efek perubahan struktur material akibat

fragmen fisi. Apakah kondisi inidipertimbangkai).

• Apakah program ,yang dibuat mampumengakomodasikan efek perubahan itusecara iteratif.

219


ISSN 1410-1998

Utaja• Efek fragmen fisi belum diperhitungkan.

Kalau terjadi perubahan sifat dapatdiakomodasikan dengan mengubah datamaterial.

• Program yang sekarang belum dapatmengakomodasikan efek tersebut, tetapiprogram ini mudah dimodifikasi untukdapat d\'run secara iteratif.

Lampiran 1.

f£0 = |BTDs0dv

f o0 = I BT<jodv ;

f b = JNTbdv;

f p =2 NTsdS

Bambang Herutomo• Bagaimana model transfer panas antara

meat bahan bakar dengan kelongsongmengingat antara meat bahan bakardengan kelongsong terdapatdiskontinuitas.

Utaja• Untuk analisis ini, model transfer antara

meat bahan bakar dengan kelongsongbelum ditinjau. Antara bahan bakar dankelongsong masih dianggap terjadikonduksi panas seperti terjadi padakonduksi kontinyu. Kalau data cukuptersedia, permasalahan tersebut dapatdisimulasikan dengan lapisan tipis antarameat dan kelongsong.

Suwardi• Bagaimana model mekaniknya dan

kenapa dipilih dimensi tebal dan lebar,sedangkan panjang dan lebar lebihdominan.

Utaja• Tujuan utama penelitian ini adalah

menentukan tegangan tarik dan defleksike arah aliran pendingin gunamengetahui seberapa jauh pengaruhnya.Sedangkan pengamatan arah lebar danpanjang ditujukan untuk mengetahuikondisi tekuk (buckling).

Mexx = I(3NT/ax)A.t (SN/3x) dA

Meyy = f(3NT/ay)M (SN/dy) dA

Mecv = jNThN dA

M' cvb = jNThbtTbdC

Fecv = {NThT t dA

Fecvb = lNThbtTb dC

FeQsb = JNTQsbt dC

FeQv = JNTQvt dA

FeQs = lNTQsdA

220


Lampiran 2.

c MULAI )

/ Nama File ,1/ f

1

Tidak

Skyline4

Baca Data

Proses MATRIKS

K,a,f

^ N = Jml elemens>

4—|

>

Sub Skyline

Jml Node

Jml Elemen

— •

Sub Baca Da

Jml Node, Jml h

ta

Jode

Kordinat Node, Material

—* Sub Matrik, Sub Beban

No.elemen, No.

ID Matrik, K,a,f

Node

rYa

Syarat batas

Priscribe

Persamaan Linier

Menyimpan Hasil

S E L E S A I

Sub Syarat Batas

Priscribe

Sub Penyelesaian

Matriks

L, U. Z, T

Gambar 5. Alur logika program PROCESSOR

221

ISSN 1410-1998



ANALISIS DISAIN PENYISIPAN ELEMEN BAKAR SILISIDAFULL SIZE DENGAN TINGKAT-MUAT 4,8 g U/cm3 dan 5,2 g U/cm3

Dl TERAS RSG-GAS: ASPEK TERMOHIDROLIKA

Endiah Puji HastutiPusat Reaktor Serba Guna - BATAN

ABSTRAK

ANALISIS DISAIN PENYISIPAN ELEMEN BAKAR SILISIDA FULL SIZE DENGAN TINGKATMUAT 4,8 g U/cm3 dan 5,2 g U/cm3 Dl TERAS RSG-GAS: ASPEK TERMOHIDROLIKA.Telah dilakukan analisis disain aspek termohidrolika terhadap rencana penyisipan empatkandidat elemen bakar silisida, yang mempunyai densitas 4,8 g U/cm3 dan 5,2 g U/cm3 di terasRSG-GAS. Analisis perpindahan panas menggunakan paket program COOLOD-N denganmemperhitungkan faktor puncak daya dan pembangkitan panas pada setiap kandidat elemenbakar, serta distribusi laju alir di posisi radiasi maupun posisi elemen bakar di seluruh teras.Analisis batas keselamatan terhadap ketakstabilan aliran dan daya maksimum yang diijinkanmenunjukkan bahwa, apabila kandidat elemen bakar tipe A (3 pelat silisida diapit 18 Al dummy)disisipkan di posisi iradiasi, daya maksimum reaktor adalah sebesar 12 MW. Konfigurasielemen bakar yang terdiri dari 3 pelat oksida yang diapit oleh 18 pelat oksida (tipe D)memberikan marjin keselamatan dan daya maksimum 25 MW, apabila disisipkan untukmenggantikan salah satu posisi elemen bakar. Ditinjau dari daya maksimum yangdibangkitkan, tipe D lebih kompetitif dibandingkan dengan tipe B dan C.

ABSTRACT

DESIGN ANALYSIS OF FULL SIZE SILICIDE FUEL ELEMENTINSERTION HAVING 4,8 gU/cm3 AND 5,2 g U/cm3 LOADING DENSITYIN RSG-GAS CORE: THERMALHYDRAUUCSASPECT. Design analysis of thermalhydraulics aspect of silicide fuel element insertion hasbeen carried out. The heat transfer analysis of four-silicide fuel candidates consisted of 4.8 gU/cm3 and 5.2 g U/cm3 has been done using COOLOD-N computer code. In this analysispower peaking factor, heat production in each fuel element, and flow rate distributions in corewere considered- Flow instability and reactor power is used as the safety margin. Fromanalysis results it's shown that the silicide fuel element type A (3 silicide plates and 18 dummyAl plates) that is inserted in irradiation position produce maximum power of 12 MW, and hasenough safety margin. Another option i's the type D (3 silicide plates and 18 oxide p/afesj thatis inserted as fuel element position replacement, give a maximum safety margin and maximumpower of 25 MW. As the power generation is considered, type D is more competitive than Band C type.

PENDAHULUAN

Dalam rangka pengembanganelemen bakar reaktor riset tipe MTR (pelat)dengan bahan uranium silisida bermuatantinggi dibutuhkan data pendukung, yaituunjuk kerja pelat dan perangkat elemenbakar tersebut selama mengalamipembakaran (iradiasi) di dalam teras untukpeningkatan jaminan kualitas dan jaminankeselamatan.

Untuk mendapatkan data unjukkerja pelat dan perangkat elemen bakartersebut, PEBN (Pusat Elemen Bakar Nuklir)merencanakan untuk melakukan uji iradiasipelat bahan bakar dan elemen bakar silisidabermuatan tinggi (4,8 dan 5,2 g U/cm3)dengan ukuran sebenarnya (full size) di terasRSG GAS, dan selanjutnya diteruskan

dengan program pengujian pasca iradiasisecara merusak dan tak merusak.

Sebelum pelaksanaan penyisipanelemen bakar uji tersebut perlu dilakukanpengkajian dan desain elemen bakar ujiterutama tentang interaksinya dengan terasreaktor tempat pengujian iradiasi dilakukan.Pengkajian ini bertujuan untuk memperolehjaminan keselamatan baik .;dari aspekneutronik maupun termohidrolika denganadanya penyisipan elemen bakar uji di dalamteras reaktor. Untuk mendukung programpengembangan tersebut PRSG (PusatReaktor Serba Guna) telah melakukankajian dan analisis neutronik dantermohidrolika beberapa kandidat desainelemen bakar. Pada laporan ini akandipaparkan hasil pengkajian dan analisisaspek termohidrolika dan keselamatan

223


ISSN 1410-1998

setelah diperoleh hasil kajian neutronikterhadap kandidat elernen bakar yangdimaksud. Tingkat-muat meat uraniumsilisida yang akan diuji adalah 4,8 dan 5,2 gU/cm3. Konfigurasi dan dimensi elemenbakar uji identik dengan elemen bakaroksida yang sampai saat ini dipakai di terasRSG GAS, sedangkan komposisi meatdisesuaikan,, dengan karakteristik elemenbakar silisiija muatan tinggi tersebut.Konfigurasi teras RSG-GAS dapat dilihatpada Gambar 1 sedangkan gambar elemenbakar oksida RSG GAS pada Gambar 2.

Elemen bakar uji tersebut akanditempatkan pada posisi iradiasi {irradiationposition, IP) D-9. Adanya penyisipan stringeruntuk uji iradiasi pelat elemen bakar ini akanmempengaruhi distribusi laju alir pendinginyang mengaliri kisi elemen bakar lainnya.Agar tidak terjadi penurunan nilai bataskeselamatan teras RSG-GAS maka aspektertnohidrolika perlu dianalisis terutama nilaibatas keselamatan teras reaktor akibatpenyisipan desain elemen bakar tersebut.Analisis dilakukan pada masing-masingdensitas dengan menggunakan variasijumlah pelat dan faktor puncak daya (FPD)di dalam posisi iradiasi, dan dilakukan padakondisi tunak dengan daya reaktor sebesar10 s/d 25 MW. Analisis dilakukan denganmenggunakan paket program COOLOD-N.

Hasil kajian neutronik /1 / .

Hasil kajian dari segi neutronikmerekomendasikan 4 tipe elemen bakar ujiyang akan dianalisis meliputi (masing-masing untuk dua jenis densitas uraniumsilisida):

Tipe-A : 3 pelat elemen bakar uji dan 18pelat dummy

Tipe-B : 15 pelat elemen bakar uji dan 6pelat dummy (identik denganelemen kendali RSG GAS)

Tipe-C : 21 pelat elemen bakar uji (iden-tik dengan elemen bakarstandar RSG GAS)

Tipe-D: 3 pelat elemen bakar uji dan18 pelat elemen bakar oksidadengan densitas 2,96 g U/cm3.

Penggunaan elemen bakar tipe-D, dimanapelat elemen bakar uji berdensitas uraniumtinggi didampingi oleh pelat bahan bakarstandar berdensitas uranium rendah dapatmenurunkan pembangkitan daya pada pelatbahan bakar uji. Namun demikianpenggunaan elemen bakar tipe-D (termasukjuga tipe-B dan C) dengan jumlah muatan

uranium-235 yang besar akan meningkatkanreaktivitas lebih teras secara mencolok.Selanjutnya dilakukan analisis terhadap nilaibatas keselamatan reaktor dari aspektermohidrolika apabila masing-masingkandidat elemen bakar uji yangdirekomendasikan dari kajian neutronik inidisisipkan ke teras RSG GAS. Gambarkandidat elemen bakar uji untuk masing-masing tipe dapat dilihat pada Gambar 3 s/dGambar6.

TEORlPembangkitan dan Pengambilan Panas didalam Elemen Bakar Uji.

Sifat material yang dominanmemberikan pengaruh terhadap perubahankarakteristik termohidrolika teras reaktor,dengan digunakannya bahan bakar silisida,adalah konduktivitas panas, panas jenis danpembangkitan energi. Pembangkitan panastota! kandidat elemen bakar uji berasal daripanas hasil pembelahan uranium dalampelat elemen bakar dan panas gammadari lempeng pelat Al masif yang mengapitpelat elemen bakar tersebut. Perhitunganpembangkitan panas oleh panas gammadiperhitungkan untuk operasi daya 30 MWdengan fluks netron termai 1x10 n/cm2 det.,panas gamma untuk material Al adalahsebesar 5,77 W/g 121. Panas gammatersebut merupakan fungsi massaaluminium di dalam. Pembangkitan panasini harus dapat dipindahkan oleh pendinginyang mengalir melalui elemen bakar uji, dantidak menyebabkan terlampauinya bataskeselamatan yang diijinkan.

Prakiraan Laju Alir dan PenurunanTekanan di Dalam Elemen Bakar Uji.

Dengan adanya penyisipan elemenbakar uji ini, jumlah stringer yang digunakandi dalam teras RSG-GAS menjadi 6 buah,yaitu 4 buah stringer produksi radioisotop (2buah di CIP + 2 buah di IP) dan 2 buahstringer di IP. Distribusi laju alir di dalamposisi elemen bakar dan stringer di terasRSG-GAS adalah sebagai berikut:

1. Laju alir rerata di dalam kisi elemenbakar tanpa adanya penyisipan stringer(semua posisi iradiasi disumbat denganelemen dummyl JD), dihitung denganmemperhitungkan laju alir sistempendingin primer. Pendinginan terasberasal dari kombinasi 2 buah pompaprimer (laju alir sistem JE01 CF811 +

224


laju alir KBE01 CF003) sebesar 3269+/- 49 m3/jam. Laju alir rerata di dalamelemen bakar tanpa adanyapenyisipan stringer adalah 48,63 m3/jam(13,40 kg/det).

2. Laju alir rerata di dalam elemen bakardengan adanya penyisipan stringer.Penurunan maksimum laju alir dalamelemen bakar terjadi apabila 6 posisiiradiasi yang semula berisi sumbat(elemen dummylJD) diganti denganstringer yang masing-masing berisi1 buah kapsul. Penurunan minimum lajualir di dalam sebuah elemen bakar yangterjadi apabila keenam posisi iradiasidiisi stringer adalah sebesar 3,49 %terhadap laju alir rerata semula, atauterjadi pengurangan laju alir sebesar1,48 m3/jam di setiap elemen bakar 131.Jika laju alir ke teras terbagi untukmendinginkan 40 elemen bakar dan 8batang kendali serta 8 IP., maka laju alirdi dalarm setiap stringer kurang lebihadalah sebesar:(3,49 % x 13,40 kg/det x 48) / 8 IP= 3,75 kg/det. Hasil perhitungan laju alirdi dalam stringer ini selanjutnyadigunakan sebagai tebakan awal dalamperhitungan perpindahan panas di dalamelemen bakar uji.

Seperti telah dijelaskan padapendahuluan bahwa dimensi luar danplenum masukan dan luaran elemen bakaruji tidak berbeda dengan dimensi pelatelemen bakar, oleh karena itu perhitunganpenurunan tekanan di bagian tersebut jugatidak •mengalami perubahan. Penumnantekanan di dalam kanal-kanal pendinginelemen bakar akan dihitung sendiri olehprogram sesuai dengan luasan hidrolikanya.

Penurunan tekanan di dalam elemenbakar uji ini erat kaitannya dengan laju aliryang melalui stringer dan besarnyapenurunan tekanan ini akan sama denganpenurunan dari pendingin yang melaluielemen bakar.

Batasan Keselamatan TerhadapKetakstabilan Aliran.

Analisis keselamatan penyisipanelemen bakar uji berdensitas tinggi dilakukanpada kondisi terburuk yang mungkin terjadi(worstcase condition). Analisis keselamatanpada kondisi ini dilakukan pada hot spot,dimana faktor-faktor kesalahan teknis

{engineering) pembuatan elemen bakar, limitoperasi reaktor dan faktor puncak dayanuklirtelah diperhitungkan.

Faktor puncak daya nuklir terdiri darifaktor puncak daya aksial dan faktor puncakdaya radial. Faktor puncak dayamenyatakan perbandingan pembangkitandaya dari posisi elemen yang ditinjau denganpembangkitan daya rerata teras. Faktorpuncak daya aksial diperoleh dariperhitungan neutronik 3 dimensi, meng-gunakan paket program BATAN-3 DIFFyang menyelesaikan persamaan diffusineutronik 3 dimensi dengan geometri XYZ.Dari setiap posisi batang kendali tersebutdipilih FPD aksial tertinggi 14/. Faktorpuncak daya radial dihitung dengan paketprogram yang sama dan dipilih faktor puncakdaya radial tertinggi.

Batas keselamatan pengoperasianreaktor dari segi termohidrolika seperti yangdisyaratkan di dalam Safety Analysis ReportRSG-GAS adalah batas keselamatanterhadap ketidak stabilan aliran. Adanyapenyisipan elemen bakar uji ke dalam terasharus diperhitungkan telah memenuhi syaratbatas tersebut.

Ketakstabilan aliran menggambar-kan perubahan mendadak aliran pendinginmelalui kanal yang dipanasi. Perubahan initerjadi karena adanya transisi karakteristikpenurunan tekanan dari aliran fase tunggalke aliran dua fase atau sebaliknya. Bataskeselamatan terhadap ketidak stabilan alirantnerupakan fenomena yang berkaitandengan watak pembangkitan gelembung uappada permukaan bidang yang dipanaskansecara pendidihan subcooled. Parameterpelepasan gelembung dikorelasi-kan denganpersamaan /5/.

(1)Q"(z)

dengan:

Ts = suhu jenuh (saturasi) pendingin,°C

Tc = suhu pendingin campuran (bulk),°C

V = kecepatan pendingin, cm/det.Q"(z) = fluks panas, W/cm2

z = jarak aksial dari sisi bawah kanalpendingin, crn

Parameter TI tersebut mengontrol apakahgelembung uap masih menempel atau telah

225


ISSN 1410-1998

terlepas dari dinding kanal. Laju alir didaiam kanal akarf stabil jika parametertersebut pada setiap titik di sepanjang kanalpendingin melampaui harga r|c. Nilai r|cdiperoleh dari data statistik berdasarkaneksperimen yang dilakukan oleh Bowring /6/pada kanal persegi. Nilai r\c untuk kanalpendingin elemen bakar RSG-GAS dengankecepatan pendingin antara 2,7 m/det.sampai 3,B m/det. adalah 22,1 cm K/W.det.Harga ketidak stabilan aliran (S) dinyatakandengan :

(2)

dengan :

= parameter pelepasan gelembungposisi aksial yang ditinjau.

= parameter pelepasan gelembungkritis.

di

Pengaruh pengurangan laju alirsebagai akibat adanya stringer yang berisielemen bakar uji, diusahakan minimumterhadap pengurangan distribusi laju alir keseluruh elemen bakar. Untuk meng-upayakan hal tersebut maka dilakukansimulasi perhitungan dengan mem-pertahankan agar delta P sepanjang kanalelemen bakar uji sama dengan penurunantekanan yang terjadi di sepanjang kanalelemen bakar.

Langkah pemodelan danperhitungan termohidrolika yang dilakukanuntuk masing-masing kandidat elemen bakaruji secara ringkas dapat dilihat pada diagramalir di bawah ini.Data masukan yang digunakan adalahsebagai berikut.

Harga (S) ini pada rated power adalahsebesar3,38 /4/.

PEMODELAN DAN PERHITUNGAN

Perhitungan karakteristik termo-hidrolika pelat elemen bakar di dalamstringer pada kondisi terburuk yang mungkinterjadi, dilakukan dengan menggunakanprogram perhitungan COOLOD-N.COOLOD-N adalah program yangdigunakan untuk menganalisistermohidrolika reaktor riset dengan elemenbakar tipe pelat. Program COOLOD-N yangdibuat oleh Japan Atomic Energy ResearchInstitute (JAERI) ini berkemampuanmenganalisis pendinginan konveksi bebas.COOLOD-N telah diverifikasi dengan dataeksperimen teras 1, teras 2, teras 3 danteras 10 RSG-GAS dengan hasil baik /71.Pada analisis termohidrolika akan dianalisisperpindahan panas secara tunak konveksipaksa baik di dalam elemen bakar ujimaupun di seluruh teras RSG GAS.Perhitungan dilakukan pada daya antara10 MW s/d 25 MW. Delta P (AP) sepanjangelemen bakar pada masing-masing tingkatdaya yang ditinjau, dan luas perpindahanpanas pada setiap tipe elemen bakar yangberisi bahan bakar (meaf) ditunjukkan dalamT a b e l l

Tentukan/hitungpembangkitan panas di dalamclemen bakar uji

Hitung penurunan tekanan di dalam elemenbakar pada teras Oksida

RSG GAS

Hitung laju alir minimum di dalam EB ujidengan cara iterasi hingga penurunan tekanan didalam EB uji = penurunan tekanan di dalam EB

teras Oksida.

_LHitung seluruh paranieter termohidrolika di

dalam EB uji.

_LTentukan nilai batas keselamatan minimum dan

daya reaktor yang diijinkan

Tidak

S mm. dan Daya max. jika:AP EB uji = AP EB standar dan

S min = S min ratedpower

226


ISSN 1410-1998

Tabel 1.: Data masukan perhitungan elemen bakar uji di teras RSG GAS / 1 / .

No.

1.2.

3.

4.

5.

Parameter

Suhu masuk ke teras, °CTekanan masuk ke teras, kg/cm'AP teras Oksida sebagai fungsi daya12 MW20 MW25 MWLuas perpindahan panas elemen bakar uji, cm'2:• 3 pelat elemen bakar uji (tipe A)• 15 pelat elemen bakar uji (tipe B)• 21 pelat elemen bakar uji (tipe C dan D)Sifat material PEB uji dengan densitas 4,8 g/cmJ

• konduktivitas panas, VV/cm.K• porositas, %Sifat material PEB uji dengan densitas 5,2 g/cm3

• konduktivitas panas, W/cm.K• porositas, %Faktor-faktor kenaikan suhu :F cool =F film =FHfbc =

Nilai

44,52,036

0,61520,61460,6142

5,147223,736236,0307

0,420,083

0,300,090

1,1671,2601,200

HASIL DAN BAHASAN

Pengoperasian RSG-GAS dibatasioleh kriteria batas keselamatan terhadapketakstabilan aliran (S). S merupakanperbandingan antara nilai parameterpelepasan gelembung minimum lokal kanalaksial dan nilai kritisnya. Pengoperasianreaktor pada kondisi tunak {steady state)pada rated power dibatasi oleh harga (S)minimum sebesar 3,38 /5/. Selain itu lajualir minimum pada posisi elemen bakarmaupun posisi iradiasi juga harusdiperhitungkan. Analisis ini akan dilakukanberdasarkan batasan-batasan tersebut.

Hal yang perlu dicermati dalamanalisis terhadap penyisipan kandidatelemen bakar silisida berdensitas tinggi,seperti yang direkomendasikan dari analisisperhitungan neutronik adalah FPD radialsebagai fungsi konfigurasi pelat elemenbakar uji dan densitas uranium yangdigunakan.

Tabel 2 di bawah ini merangkumhasil perhitungan termohidrolika elemenbakar uji dari tipe A, B, C dan D dengandensitas 4,8 g/cm3. Pemilihan kandidatelemen bakar silisida yang akan disisipkan

erat kaitannya dengan daya yangdibangkitkan pada elemen bakar uji daninteraksinya dengan teras RSG GAS. Kaitanantara FPD dan konfigurasi pelat elemenbakar dimana dalam sebuah perangkatelemen bakar terisi pelat U3Si2AI denganvariasi jumlah pelat 3, 15 dan 18 pelatsilisida yang diapit oleh pelat-pelat Al,adalah penyebab terjadinya perubahan nilaifaktor puncak daya radial. Densitas uraniumsilisida elemen bakar uji yang relatif tinggidibandingkan dengan densitas uraniumoksida teras RSG GAS menyebabkan FPDelemen bakar uji untuk seluruh kasus padaumumnya jauh lebih tinggi dari angka 1 dariFPD elemen bakar teras RSG GAS.Selanjutnya, semakin sedikit jumlah pelatelemen bakar uji dalam satu elemen bakaruji menyebabkan semakin tinggi faktorpembangkitan daya pada pelat ,§lemenbakar uji tersebut. Disebabkan tiriggfnyaperbandingan daya antara pelat berisielemen bakar terhadap pelat dummy(aluminium). Hal ini terbukti dari analisisperhitungan pada penyisipan elemen bakaruji tipe A di posisi iradiasi seperti terlihatpada Tabel 2. Pembangkitan daya reaktormenunjukkan daya terendah.diantara ketigatipe lainnya. Besarnya distribusi laju alirpendingin yang melalui kanal elemen bakar

227


ISSN 1410-1998

uji ditunjukkan oleh _AP elemen Bakar uji ~AP elemen Bakar. .Selanjutnya dengankriteria batasan kesefamatan yang ada,maka daya maksimum reaktor yangdiijinkan hanya 12 MW.

Pada kasus penyisipan elemenbakar uji tipe B dan C, dengan jumlah pelatyang seijiakin banyak maka tingkatpembangkitan daya reaktor yang diijinkanmenjadi semakin tinggi. Laju alir pendinginyang diperlukan untuk mendinginkanpernbangkitan panas pelat-pelat elemenbakar uji tersebut menjadi semakin besarpula. Berdasarkan kecukupan distribusi lajualir di dalam setiap kisi teras reaktor, makapenyisipan elemen bakar uji tipe B dan Cyang membutuhkan laju pendingin sebesar11,24 kg/det. dan 14,07 kg/det, tidak dapatditempatkan pada posisi iradiasi melainkandilakukan dengan cara mengganti salah satuelemen bakar.

Pada kasus penyisipan elemen bakar uji tipeD, FPD tipe D menjadi lebih besar dari tipe Ckarena adanya campuran dengan 18 pelatoksida. Pembangkitan daya reaktor dapatmencapai 25 MW dengan laju pendinginandi dalam kanal-kanal pendingin elemen

bakar uji berdasarkan AP sepanjang elemenbakar adalah sebesar 14,07 kg/det. Lajupendingin yang diperlukan " untukmendinginkan perangkat elemen bakar uji inilebih besar dari posisi lainnya (13,40 kg/det.)seperti yang telah disebutkan dari datadukung pengukuran distribusi laju alirteras 10. Walaupun demikian dari aspekkeselamtan termohidrolika seperti yangditunjukkan oleh nilai S di dalam Tabel 2,masih mencukupi.

Hasil perhitungan termohidrolikaelemen bakar uji dengan densitas 5,2 g U/cm3

dirangkum dalam Tabel 3. Analisisperangkat elemen bakar uji untuk seti-ap tipe,identik dengan elemen bakar uji dengandensitas 4,8 gU/cm3, sehingga yang perludicermati di sini adaiah karakteristiktermohidrolika dari perbandingan keduadensitas tersebut.

Dapat dimengerti bahwa dariperbandingan antara dua densitas uraniummenunjukkan pembangkitan panas relatiflebih tinggi apabila densitas uraniumyang digunakan semakin besar. Dampaktingginya densitas elemen bakar uji adalahfluks panas yang relatif besar, selanjutnya

TABEL 2. Hasil Perhitungan Termohidrolika Elemen Bakar Uji densitas 4,8 g U/cm3

PARAMETER

Pembangkitan DayaDaya Reaktor (MW)Daya/EIemen Bakar uji, MWFaktor Puncak DayaSuhu, °CT/n/e(

Toutlet

T kelongsong

' meat

Kecepatan Air PendinginKecepatan {velocity), m/detLaju alir (Flow rate), kg/det.Tekanan air pendingin,kg/cm2

P/n/ef

Poutlel

AP Total Elemen Bakar ujiAP Elemen BakarBatasan Keselamatan

^lminimum

S = T | /T)C

TIPEA

12,000,07754,325

44,579,74143,97156,15

5,642,83

2,0361,5050,6140,615

87,53,96

TIPEB

20,000,4912,818

44,578,02140,10150,15

4,8911,24

2,0361,5050,6120,615

98,64,42

TIPEC

20,000,6612,657

44,581,48141,83150,94

4,0214,07

2,0361,5010,6150,614

88,84,02

TIPED

- 25,000,5682,884

44,579,03139,06147,56

4,0214,07

2,0361,5010,6150,614

98,14,4

228

ISSN 1410-1998 Prosiding Presentasi llmiah DaurBahan Bakar Nuklir IVPEBN-BATAN Jakarta, 1-2 Desembar 1998

suhu keluaran pendingin, suhu kelongsongdan suhu meat menjadi lebih tinggi.Kenaikan suhu permukaan kelongsongmengakibatkan intensitas pendidihanmeningkat, sehingga nilai parameterpelepasan gelembung menjadi lebih kecil.Marjin keselamatan elemen bakar uji dengandensitas uranium 5,2 g U/cm3, lebih rendahdibandingkan dengan elemen bakar uji

dengan densitas uranium 4,8 g U/cm3,seperti terlihat pada Gambar 7 dan Gambar8 yang masing masing mewakili tipe A dantipe D.

Rangkuman hasil perhitungantermohidrolika elemen bakar uji untuk setiaptipe dengan densitas uranium 4,8 g U/cm3

dan 5,2 g U/cm3 dapat dilihat pada Tabel 4.

TABEL 3. Hasil Perhitungan Termohidrolika Elemen Bakar Uji densitas 5,2 g U/cm

PARAMETER

Pembangkitan DayaDaya Reaktor (MW)Daya/Elemen Bakar uji, MWFaktor Puncak DayaSuhu, °C

T/ntef

Toutfef

' kelongsong

' meal

Kecepatan Air PendinginKecepatan {velocity), m/detLaju alir (Flow rate), kg/det.Tekanan air pendingin,kg/cm2

Pinfe(

Poutlet

AP Total Elemen Bakar ujiAP Elemen BakarBatasan Keselamatan

Tlminimum

S = T|/r|C

TIPEA

12,000,07754,5036

44,583,40148,49165,43

5,662,85

2,0361,5050,6150,615

75,23,40

TIPEB

20,000,5312,884

44,581,56144,49158,49

4,9011,30

2,0361,5050,6130,615

85,13,85

TIPEC

20,000,7162,722

44,585,54145,89158,61

4,0214,07

2,0361,5010,6150,615

75,73,42

TIPED

25,000,5683,0132

44,581,21141,54152,91

4,0214,07

2,0361,5010,6150,614

89,84,06

Tabel 4. Batas keselamatan S dan daya reaktor max. yang diijinkan / 1 / .

NamaPerhitungan

MINI-02.OUT

MINI-04.OUT

MINI-05.OUT

MINI-06.OUT

M1NI-07.OUT

MINI-08.OUT

MINI-10.OUT

MINI-11.OUT

Pinbbuji/ Pindummy

3/18

15/6

21/0

3/18

15/6

21/0

3/18 S

3/18 S

DensitasuraniumgU/cm3

4,8

4,8

4,8

5,2

5,2

5,2

4,8

5,2

S muatanU-235 (g)

57,83

289,1

404,8

62,64

313,2

438,5

57,83

62,64

Laju alirkg/det.

2,83

11,24

14,07

2,85

11,30

14,07

14,07

14,07

Nilai Sminimum

3,96

4,46

4,02

3,40

3,85

3,42

•••• 4 , 4 4

4,06

Dayareaktor

max.(MW)

12

20

18

12

20

20

25

25

229


Hasil analisi.s termohidrolika eletnenbakar uji silisida bermuatan tinggiberdasarkan batas ' keselamatan terhadapharga S, sesuai dengan rekomendasikandidat elemen bakar dari analisisneutronik adalah sebagai berikut:• Tipe-A: daya reaktor maksimum

yang boleh dioperasikan sebesar ~13 MWuntuk densitas 4,8 g U/cm3 dan 12 MWuntuk densitas 5,2 g U/cm3.

• Tipe B: daya reaktor maksimumyang boleh dioperasikan adalah 20 MW.Dengan persyaratan bahwa mengingatlaju alir yang diijinkan di dalam posisi IPterbatas maka sebaiknya stringer tidakdiletakkan di posisi IP melainkan diposisi elemen bakar.

• Tipe C : daya reaktor maksimum yangdiijinkan sebesar 18 MW untuk densitas4,8 g U/cm3 dan 20 MW untuk densitas5,2 g U/cm3, dengan persyaratan samadengan Tipe-B.

• Tipe-D : daya reaktor maksimum yangdiijinkan sebesar 25 MW, denganpersyaratan sama dengan Tipe-B.

SIMPULAN

Simpulan terhadap analisistermohidrolika pada berbagai kandidatelemen bakar silisida sesuai denganrekomendasi hasil perhitungan neutronikadalah :1. Dengan batasan-batasan keselamatan

reaktor dari segi termohidrolikaditunjukkan bahwa daya maksimumyang boleh dioperasikan denganadanya penyisipan elemen bakar silisidatipe A dengan densitas 4,8 g U/cm3

dan 5,2 g U/cm3 di posisi iradiasimasing-masing adalah sebesar~13 MWdan 12 MW.

2. Reaktor GA Siwabessy dapatdioperasikan hingga melebihi daya25 MW dengan batas keselamatan yangmencukupi apabila konfigurasi elemenbakar tipe D disisipkan dengan caramenggantikan salah satu posisi elemenbakar.

3. Ditinjau dari daya reaktor yangdibangkitkan maka tipe B dan C yangdigunakan sebagai pengganti salah satuposisi elemen bakar, kurang kompetitifdibandingkan dengan tipe D.

UCAPAN TERIMA KASIH

Pada kesempatan ini penulismengucapkan terima kasih kepadaIr. Alfahari Mardi M.Sc selaku Kabid Fisikareaktor yang telah memberi tugas danmengoreksi, DR. Liem Peng Hong yangtelah memberikan analisis dalamperhitungan neutronik dan sumbangsarannya pada pemodelan perhitungan sertarekan Asnul Sufmawan yang telahmembantu dalam penyelesaian makalah ini.

PUSTAKA

[1]. LIEM PENG HONG, ENDIAH PH.,Analisis Neutronik dan TermohidrolikaElemen Bakar Uji Silisida BermuatanTinggi, Laporan Analisis No. Ident :RSG/FR/01/97., PRSG-BATAN, 1997.

[2]. M.D. ISNAINI. dkk, PengukuranDistribusi Laju Alir Teras X RSG. G.A.Siwabessy, Laporan data teras 10No. Ident: RSG/EFT/94/03/T10.02/L,24 Juni1994.

[3]. LIEM PENG HONG etal, FuelManagement Strategy for the NewEquilibrium Silicide Core Design of RSGGAS (MPR-30), Nuclear Encjneeringand Design No. 180 p. 207-219,1998.

[4]. Badan Tenaga Atom Nasional, SafetyAnalysis Report, September 1989.

[5]. R.W. BOWRING, Physical Model,Based on Buble Detachment andcalculation of voidage in the SubcooledRegion of a Heated Channel, HFR10,1962.

[6]. KAMINAGA, COOLOD-N : A ComputerCode for the Analysis of Steady StateThermal Hydraulics in Plate TypeResearch Reactor, February 1994.

TANYA JAWAB

Suwardi• Bagaimana prosedur pemilihan kandidat

elemen bakar sampai lolos untukanalisis termohidrolik ke tingkat-tingkatkeadaan analisis neutronik iiinggaekonomis.

230

Prosiding Presentasi llmiah Daur Bahan BakarNuklir IVPEBN-BATAN Jakarta, 1-2 Desember 1998

ISSN 1410-1998

Endiah Puji Hastuti• Prosedur pemilihan kandidat elemen

bakar:a) dilakukan analisis neutronik 3

dimensi dengan program BATAN-3DIFF sehingga diperolehkemungkinan-kemungkinankonfigurasi kandidat elemen bakaruji.

b) analisis termohidrolik dilakukanterhadap kandidat-kandidat yangdiusulkan dengan memperhatikanbatasan keselamatan yang ada dankeleluasaan penggunaan reaktor.

Bambang Herutomo• Bagaimana hubungan antara faktor

keselamatan, S, dengan temperaturoperasi bahan bakar.

• Apabila S lebih besar dibandingkanbatas keselamatan, apakah dapatdikatakan bahwa temperatur operasibahan bakar juga berada dalam bataskeselamatan.

Endiah Puji Hastuti• Nilai batas ketidakstabilan aliran

merupakan fenomena yang berkaitandengan watak pembangkitan gelembunguap pada permukaan bidang yangdipanaskan secara pendidihansubcooled. Agar operasi reaktor masihberada dalam batas keselamatan, makatemperatur operasi bahan bakar harusberada di bawah batas temperaturoperasinya.

• Pendapat Saudara benar.

231


ISSN 1410-1998

K

J

H

G

F

E

D

C

B

A

«.»

8-28

6-26

I M .

Is

•;??•;•

?FH:

BS*MNS

B-10

B-29

:>Ef

AL-2

B-30

B-22

* » !

•'CRJ

jFE}.

JFE'"

PRtF

PRTF

5FE?

n

n.

m•CR/

: ^

B-20

« i

riFE.|

AL-3

n

•:??§

AL-1

B-13

B-23

mM

'I'CRI

i l

8-8

8-24

iSfre;

AL-a

:;«t

^FEf

^ '

«...

B-*

B-19

B-40

iS;!§

B-3

B-S

BS'W

B-1?

BS*57

B-32

B-M

B-36

B-37

8-11

» . »

B-2

6-15

OS'51

B-U

PNRA

KYH*

HYRA

HVRA

KYR^

8-1

10 9 8 4 3 2 1

BERYLLIUM BLOK REFLEKTOR

KetenBBSBStAlCRFENSIRF1

wgan:* Beryllium= Beryllium Stopper tanpa aumbat= Beryllium Stoper dengan sumbat= Atumminiurri Stoper tanpa suimbat= Elemen kendali= Elemen Bakar= Sumber Neulron= lr-192= FPM-1

F2 = FPM-2.

[7] . Gambar 1. Konfigurasi Teras RSG GAS

1IIIlI

[

1,"

. . . . . . . . . . . . . . . . . . ^

jr

7 1 . 1

i i

Gambar 2 : Gambar Elemen bakar standard RSG-GAS

- 6Z75 -

- 70.75 -

_ 76.1 -

_ 77.1 .

__ 62.75

76.1

Gambar 3 : Gambar kandidat elemen bakar silisida tipe A. Gambar 4 : Gambar kandidat elemen bakar silisida tipe B

232


5 i

7S.1

77.1

- 62.75 -

- 70.75 -

- 76.1 -

- 77.1 -.

Gambar 5 : Gambar kandidat elemen bakar silisida tipe C. Gambar 6. Gambar kahdidat elemen bakar silisida type D

r •<

Daya (MW)Gambar 7. Grafik marjin keselamatan S sebagaifungsi daya pada o.b. tipe A di poslsi iradiasi.

Daya (MW)Gambar 8. Grafik marjln keselamatan S sebagal

fungsi daya pada e.b. tipe D di posisi elemen bakar.

233



PROSPEK BAHAN BAKAR MAJU U-Mo BERDENSITAS TINGGISEBAGAI BAHAN BAKAR REAKTOR RISET

M. Husna Al HasaPusat Elemen Bakar Nuklir - BATAN

ABSTRAK

PROSPEK BAHAN BAKAR MAJU U-Mo BERDENSITAS TINGGl SEBAGAI BAHAN BAKARREAKTOR RISET. Paduan U-Mo berdensitas tinggi dikembangkan untuk digunakan sebagaibahan bakar maju reaktor riset untuk masa mendatang. Pengembangan bahan bakar U-Mo inidiarahkan guna meningkatkan tingkat muat U dan kandungan U-235 dengan fraksi volumetetap tanpa ada perubahan desain bahan bakar. Selain itu, kandungan U-235 pada bahanbakar U-Mo ini masih berada dalam batas LEU {low-enriched uranium), yaitu di bawah 20 %.Makalah ini memuat kajian mengenai analisis fasa, perhitungan densitas, tingkat muat U, beratU-235, jarak antar bidang dan sudut difraksi 29. Hasil pengamatan memperlihatkan bahwapersentase fasa 8 semakin meningkat seiring dengan semakin tingginya kadar Mo dalampaduan. Pada kadar 16,2 % Mo terbentuk fasa 5 seluruhnya (100 % fasa 8). Densitas paduanU-Mo menurun seiring dengan meningkatnya kadar Mo. Paduan U-Mo hasil quenching darisuhu fasa y menghasilkan struktur fasa y metastabil hingga pada suhu kamar. Hasilperhitungan memperlihatkan bahwa tingkat muat U dan kandungan U-235 pada U2M0 relatiflebih tinggi daripada U3Si2 pada setiap fraksi volume. Ketahanan paduan U-Mo terhadappengaruh iradiasi, seperti perubahan struktur dan dimensi akibat pengaruh thenval-cyclinggrowth relatif baik dan stabil.

ABSTRACT

THE PROSPECT OF ADVANCED HIGH-DENSITY U-MO FUEL AS RESEARCH REACTORFUEL. High-density U-Mo alloy is considered to be used as advanced fuel for research reactorin the future. The development of this fuel type is carried out in order to increase uraniumloading and U-235 content at a constant volume without any fuel dimension changes. TheU-235 content is still within LEU (low-enriched uranium) level, that is below 20 %. This paperde.scribes evaluation on phase analysis, density calculation, U-loading, U-235 content, plane-spacing calculation and 2&-angle diffraction. The results show that the percentage of 5-phaseincreases along with an increase in Mo content in the alloy. When the content ofMo is 16,2%,a complete (100 %) S-phase is formed. The density of U-Mo alloy reduces since Mo contentrises. U-Mo alloy was quenched at y-phase temperature to produce metastable y-phasestructure at room temperature. The results of the calculation indicate that U-loading and U-235content of U2M0 were relatively higher than those of W3S/2 af every volume fraction. U-Mo alloyhas good resistance under irradiation effect. Structural and dimensional changes due tothermal-cycling growth vsas relatively stable.

PENDAHULUAN

Pengembangan bahan bakar silisidasebagai salah satu bahan bakar majuberdensitas tinggi dan stabil terhadap iradiasiterus dilakukan. Pusat Elemen Bakar Nuklir(PEBN)-BATAN pada dekade ini telahmampu meiakukan penelitian pengembangan(litbang) terhadap bahan bakar silisida (U3Si2)menggunakan bahan matriks Al dengantingkat rmuat mencapai 5,2 gU/cm3.Sementara itu, fihak CERCA Perancis telahmampu melakukan litbang terhadap bahanbakar dispersi ikSi^-Al dengan tingkat muathingga 6 gU/cm . Pengembangan ke arahtingkat muat yang lebih tinggi terhadap bahanbakar silisida terus dilanjutkan oleh para

peneliti di dalam negeri dan luar negeri.Namun, penelitian yang telah dilakukan olehberbagai fihak, seperti CERCA terhadapbahan bakar silisida dengan tingkat muat diatas 6 gU/cm3 menunjukkan hasil yangkurang memuaskan. Kondisi kekurangpuas-an ini terbukti dengan hasil pelat elemenbakar (PEB) hasil proses fabrikasi y'a'ng tidakmemenuhi kualitas spesifikasi sebagaimanayang dipersyaratkan. Hal ini dikarenakanfabrikasi terhadap bahan bakar silisidadengan tingkat muat di atas 6 gU/cm3

mengakibatkan timbulnya permasalahanpada PEB, seperti -dogboning, white pointdan porositas yang relatif tinggi. Dengandemikian, pengembangan terhadap bahanbakar silisida memiliki keterbatasan tertentu,

235


ISSN 1410-1998

sehingga pengembangan ke arah tingkatmuat lebih tinggi tidak dapat ditingkatkan lagi.Berbagai fihak berkeinginan mencari solusidari permasalahan di atas dengan berupayamengkaji bahan bakar maju berdensitastinggi yang mampu menghasilkan PEBberkualitas baik tanpa menimbulkanpermasalahan baru yang tidak dikehendakiakibat dampak fabrikasi. Selain itu,diupayakan pula bahan bakar tersebutmemiliki ketahanan yang tinggi terhadappengaruh iradiasi. Bahan bakar berupauranium dengan unsur pemadu utama yangmenghasilkan daerah fasa y relatif besarmemungkinkan memiliki ketahanan yangtinggi terhadap dampak yang ditimbulkanoleh pengaruh iradiasi.

Beberapa kandidat bahan bakarberdensitas tinggi yang memilikikecenderungan membentuk fasa gammaantara lain.U-Cr, U-Zr, U-Ti, U-V, U-Re,U-Ru, U-Nb dan U-Mo[2l Paduan yangrelatif memiliki daerah fasa gamma lebihbesar diantara bahan bakar tersebut adalahU-Mo. Selain itu U-Mo memiliki penampangserapan neutron yang relatif rendah.Kelebihan yang dimiliki oleh paduan U-Mo inimendorong kita untuk memprioritaskanpengkajian terhadap paduan U-Mo untukdipilih sebagai kandidat utama bahan bakarmaju reaktor riset.

Paduan U-Mo

Paduan U-Mo terdiri dari uranium (U)dan molybdenum (Mo) sebagai unsurpemadu utama yang diperoleh melaluitahapan proses tertentu hingga membentukpaduan logam U-Mo.

Logam U bernomor atom 92, beratatom 238 dan berdensitas 19,1 g/cm3 sertatemperatur titik cairnya adalah 1133 °C.Uranium memiliki tiga fasa alotropi denganstruktur a, p dan y. Fasa a ber-sel satuanortorombik yang terbentuk pada daerah suhukamar sampai suhu 660 °C, fasa p ber-selsatuan tetragonal mulai terbentuk padadaerah suhu 660 - 775 °C, dan fasa y ber-selsatuan kubus, yaitu kubus pusat badan(BCC) yang mulai terbentuk pada daerahsuhu 575-1285 °C. Densitas masing-masingfasa tersebut berbeda, yaitu fasa a berkisar=19,04 g/cm3, fasa p =18,11 g/cm3 dan fasay =18,06 g/cm3. Logam U memiliki radiusatom sebesar 0,138 nm.

Logam Mo bemomor atom 42 danberat atom 95,94 yang berdensitas10,2 g/cm3 dengan temperatur titik cairnya2622 °C, sedangkan suhu rekristalisasilogam Mo adalah berkisar 900 °CI3!. LogamMo berstruktur kristal BCC (body centeredcubic) atau kubus pusat badan dan memilikijari-jari atom sebesar 0,136 nm'31. Sementaraitu, logam Mo memiliki tampang lintangserapan neutron (ca) relatif rendah, yaitu2,65 barn. Logam Mo sebagai unsur pemadusangat besar kontribusinya terhadappeningkatan kekerasan, kekuatan,ketangguhan, ketahanan korosi, ketahanancreep pada suhu tinggi dan memperhalusukuran butir14'. Selain itu, logam Mo dalampaduan uranium berpotensi memperluas fasay, mempertahankan/menstabilisasi fasa yguna mencegah terjadinya perubahandimensi (dimensional instability), meningkat-kan ketahanan bahan bakar uraniumterhadap pengaruh thermal-cycling growthselama operasi reaktor 51.

Paduan U-Mo memiliki tampanglintang serapan netron relatif rendah,temperatur titik cair tinggi dan dapatdikondisikan pada keadaan padat tidakmengalami perubahan fasa akibat perubahansuhu. Paduan U-Mo mempunyai densitasrelatif tinggi, konduktivitas panas tinggi,kekuatan mekanik baik dan relatif mudahdifabrikasi. Keunggulan lain yang dimiliki olehpaduan U-Mo antara lain, yaitu;'2'5'6'• Daerah fasa gamma (y) relatif besar• Fasa y dapat dipertahankan pada suhu

kamar, selama fabrikasi dan iradiasi• Kompatibilitas termal dengan matrik Al

relatif baik• Stabilitas mikrostruktur pada fasa y relatif

baik• Irradiation swelling relatif rendah,

meskipun pada burnup tinggi• Pengaruh thermal-cycling growth

terhadap perubahan dimensi relatifrendah

Diagram Fasa Paduan U-Mo

Diagram fasa U-Mo merupakansistem biner, seperti ditunjukkan padaGambar 1. Sistem biner U-Momemperlihatkan bahwa senyawa atau fasayang terbentuk sangat tergantung padakomposisi dan suhu paduan. Selain itu,pembentukan dan perubahan fasa sangatdipengaruhi oleh kadar Mo dalam paduan.

236


26fO -

0 10 20 30 40 50 60 70' 80 90 100

MOYLBDENUM (a/o)

Gambar 1. Diagram Fasa PaduanU-Mo I51

Daerah komposisi 0-16,2 % berat Modi bawah suhu 575 °C terbentuk fasa cc+5.Fasa ini merupakan hasil transformasi darifasa y yang mengikuti reaksi fasa eutectoid,yaitu y -> a+8. Besarnya fasa a dan 5 sangatdipengaruhi oleh kadar Mo sebagai unsurpemadu. Kadar Mo semakin tinggimengakibatkan semakin memperbesarjumlah fasa 5 dalam paduan. Suhu di atas575 °C hingga 668 °C pada daerah komposisi0,5-11 % berat Mo terbentuk fasa a+y dan diatas suhu 668 °C hingga 776 °C pada daerahkomposisi 0,5-4 % Mo terbentuk fasa p+y.Sementara itu, pada daerah suhu di atas575 °C sampai 600 °C dengan komposisimulai dari 11-16,2 % Mo terbentuk fasa y+5.Fasa y merupakan fasa yang memiliki luasdaerah yang relatif besar dan mempunyaibatas kemampuan larut padat (solidsolubility) dalam uranium (y-U) sebesar22,5 % Mo pada suhu 1285 °C. Pada suhu

1125 °C hingga 1285 °C merupakan daerahpengintian fasa y dalam liquid seiring dengankenaikan kadar Mo hingga mencapai22,5 % dalam bentuk fasa L+y. Pengintianfasa y mulai terjadi pada suhu 1285 °Cdengan komposisi 22,5 % Mo. Pemben-tukan fasa y dalam bentuk padat terjadi dibawah suhu 1285 °C hingga suhu 575 °C danini sangat berkaitan dengan persentasekadar Mo. Pembentukan fasa y ini terjadipada suhu terendah, yaitu suhu 575 °Cdengan komposisi 11 % Mo dan suhutertinggi 1285°C dengan komposisi 22,5 %Mo. Fasa y ini merupakan hasil transformasidari fasa L+s yang mengikuti reaksi peritektik,yaitu L+e -» y. Suhu di bawah 600 °C padadaerah komposisi 16,2-17,2 % Mo terbentukfasa 8, yaitu U2Mo dan pada daerahkomposisi 17,2-100 % Mo terbentuk fasa S+eatau 5+Mo. Suhu di atas 600 °C hingga1285 °C dengan komposisi Mo di atas 17,2 %dan di bawah 92 % terbentuk fasa y+e.

Penelitian ini dimaksudkan untukmelakukan pengembangan bahan bakarU-Mo sebagai kandidat bahan bakar reaktorriset berdensitas tinggi. Pengembanganbahan bakar U-Mo ini terutama mengarahkepada peningkatan tingkat muat uraniumdan kandungan U-235 dengan volume meatbahan bakar tetap tanpa mengubah desainatau dimensi yang berarti. Peningkatantingkat muat U dan jumlah berat U-235 padabahan bakar U-Mo ini tetap masih beradadalam batas pengkayaan uranium rendah(low-enriched uranium), yaitu di bawah 20 %yang mengacu kepada program RERTR(Reduced Enrichment for Research and TestReactors) sesuai perjanjian NPT {NonProliferation Treaty).

Kajian terhadap paduan U-Mo yangdilakukan pada penelitian awa! ini dibatasipada struktur fasa dan analisis terhadapprospek bahan bakarnya, yang meliputianalisis fasa, densitas fasa, perhitungantingkat muat U yang hanya ditinjau padaU2Mo berdensitas 16,4 g/cm3, berat U-235,pembentukan fasa y metastabil danidentifikasi fasa.

TATA KERJA

Bahan bakar maju berdensitas tinggiyang dikembangkan sebagai kandidat bahanbakar reaktor riset bertingkat muat tinggimerupakan paduan logam U-Mo yang terdiri

237


ISSN 1410-1998

dari uranium (U) dan molibdenum (Mo)sebagai unsur pemadu utama.

Metoda

Kajian terhadap paduan U-Modilakukan dengan menganalisis fasa besertapersentasenya berdasarkan diagramkesetimbangan U-Mo pada kadar komposisiantara 2-16,2 % Mo serta diikuti denganperhitungan densitas fasa pada setiap kadarkomposisi, seperti ditunjukkan padaTabel 1.

Perhitungan tingkat muat U dan beratU-235 yang diperlihatkan pada Tabel 2dilakukan pada masing-masing fraksi volumebahan bakar U2Mo dan (U3Si2 sebagaipembanding) dengan mengacu kepadavolume meat bahan bakar yang tetapberkisar 19,20 cm3, seperti ditunjukkan padaGambar2.

Gambar 2. Bentuk meat bahan bakar beserta dimensinya

Peningkatan ketahanan paduanU-Mo terhadap pengaruh iradiasi dapatdilakukan dengan membentuk danmempertahankan fasa y menjadi fasa ydalam kondisi metasta-bil pada suhu kamarmelalui proses quenching menggunakanmedia pendingin air, yaitu dengan carasebagai berikut. Paduan U-Mo dipanaskan didalam tungku pemanas pada suhu y berkisar850 °C, kemudian dilakukan pendinginancepat {quenching) dengan tnencelupkanspesimen tersebut ke dalam air pendingin.

Identifikasi fasa y dianalisis berdasar-kan perhitungan jarak antar bidang dan sudut28 paduan U-Mo dengan menggunakanpersamaan BRAGG [7\ seperti ditunjukkanpada Tabel 3 dan kemudian dibandingkandengan pola difraksi fasa y paduan U-A/lohasil quenching menggunakan metodadifraksi sinar x [8'.

HASIL DAN BAHASAN

Analisis struktur fasa serta densitasfasa yang mengacu kepada diagramkeseimbangan U-Mo pada komposisi 2-16,2% berat Mo ditunjukkan pada Tabel 1.Pengaruh kadar Mo terhadap pembentukanfasa a dan 8 diperlihatkan pada Gambar 3,sedangkan hubungan densitas terhadap

kadar Mo dalam paduan diperlihatkan padaGambar 4. Perhitungan tingkat muat U danberat U-235 pada masing fraksi volumebahan bakar ditunjukkan pada Tabel 2 danhubungan tingkat muat U dan berat U-235terhadap fraksi volume bahan bakarditunjukkan pada Gambar 5 dan 6. Hasilperhitungan jarak an-tar bidang (d) dan sudutdifraksi 2 9 terhadap fasa y, a dan 5ditunjukkan pada Tabel 3. Pola difraksipaduan U-Mo hasil proses quenchingditunjukkan pada Gatnbar 8.

Fasa dan persentase fasa sertabesar densitasnya sebagai fungsi komposisikadar persentase berat Mo yang terbentukdalam paduan U-Mo diperlihatkan padaTabel 1. Pembentukan dan perubahan fasabeserta persentasenya sangat dipengaruhioleh persentase kadar Mo yang dipadukan,-Suhu di bawah 668 °C hingga 575 °C padadaerah komposisi 0,5-11 % Mo terbentukfasa a+y dan pada daerah komposisi 11-16,2% Mo terbentuk fasa y+8. Pada daerahkomposisi 0,5-11 % Mo tampak bahwa fasa ysemakin meningkat dan fasa a semakinmenurun seiring dengan semakin tingginyakadar Mo, sedangkan pada komposisi di utas11-16,2 % Mo terlihat bahwa fasa y semakinberkurang dan fasa 5 semakin bertambah.Pada suhu di bawah 575 °C terbentuk fasacc+8 dan fasa 8 ini merupakan hasil

238


transformasi dari fasa y. Kadar Mo sebagaiunsur pemadu utama dalam paduan sangatberpengaruh terhadap pembentukan danperubahan fasa, seperti ditunjukkan padaGambar 3. Gambar 3a dan 3b masing-masing memperlihatkan bahwa persentasefasa a semakin menurun dan fasa 8 semakinmeningkat dalam paduan seiring dengansemakin tingginya kadar Mo. Hal ini karenapada komposisi 0,5-11 % Mo fasa y yangbertransformasi membentuk fasa ct semakinberkurang dan yang bertransfor-masi menjadifasa 8 semakin bertambah. Kondisi inidimungkinkan karena pembentuk-an fasa ysemakin meningkat dengan semakintingginya kadar Mo dan pada kadar 11 % Moseluruhnya terbentuk 100 % fasa y, sehinggafasa Y yang bertransformasi membentuk fasa8 semakin besar pula. Pada suhu di bawah

120-

575 °C fasa y tersebut seluruhnyabertransformasi membentuk fasa a+5, yaitufasa a sebesar 33,1 % dan fasa 8 sebesar66,9 %, seperti ditunjukkan pada Tabel 1.Sementara itu, pada kadar Mo di atas 11 %pembentukan fasa 8 hasil transformasi fasa ysemakin meningkat yang diikuti dengansemakin berkurangnya fasa y dan a seiringdengan semakin tingginya kadar Mo dalampaduan. Hal ini seperti diperlihatkan padaGambar 3b bahwa semakin tinggi kadar Modalam paduan mengakibatkan semakinmeningkatnya pembentukan fasa 8 yangberasal dari hasil transformasi fasa y danakhirnya pada kadar 16,2 % Mo terbentuksatu fasa, yaitu seluruhnya berubah menjadifasa 8 (100% 8).

120 -j

2 4 6 8 10 12 14 16 18 20

Kadar Mo Pada Paduan U-Mo, %

2 4 6 8 10 12 14 16 18 20Kadar Mo Pada Paduan U-Mo, %

Gambar 3. Pengaruh kadar Mo terhadap pembentukan fasa a dan 8

Gambar4 memperlihatkan hubungandensitas dengan kadar Mo. Dari Gambar 4tampak bahwa semakin tinggi kadar Momenyebabkan semakin menurun densitaspaduan. Hal ini karena fasa 8 yang terbentuksemakin besar dan fasa a semakinberkurang seiring dengan semakin tinggikadar Mo. Fasa 8 berupa senyawa U2Modengan bentuk struktur sel-satuan tetragonalmempunyai parameter kisi relatif lebih besardaripada fasa a. Dengan demikian fasa 8memiliki volume relatif lebih besardibandingkan dengan fasa a berstruktursesatuan orthorhombic. Sebagai akibatnyadensitas paduan U-Mo mengalami penurun-an dengan semakin tingginya kadar Modalam paduan.

0 2 4 6 8 10 12 14 16 18 20Kadar Mo Pada Paduan U-Mo, %

Gambar 4. Hubungan densitas terhadapkadar Mo pada paduan U-Mo

Prospek Paduan Logam U-Mo

Paduan U-Mo memiliki prospeksebagai bahan bakar baru reaktor riset untukmasa mendatang. Hal ini karena bahan bakarU-Mo mempunyai densitas yang relatif tinggidibandingkan dengan bahan bakar oksida

239


ISSN 1410-1998

tnaupun bahan bakar silisida. Dengandensitas tinggi ini bahan bakar U-Mo mampumeningkatkan tingkat muat U dan beratU-235 pada fraksi volume bahan bakar yangsama, seperti ditunjukkan pada Gambar 5dan 6 serta Tabel 2 (lampiran). Gambar 5memperlihatkan bahwa bahan bakar U2Modan U3Si2 memiliki perbedaan tingkat muatpada volume yang sama, dan semakin tinggipersentase fraksi volume semakin tinggi pulaperbedaan tingkat muatnya. Tingkat muatbahan bakar sangat dipengaruhi olehdensitasnya. Tingkat muat bahan bakarU2Mo lebih besar dari U3Si2 karena densitasU2Mo relatif tinggi daripada densitas U3Si2.Densitas yang tinggi berdampak terhadapkenaikan berat serbuk U2Mo dan sekaligusmeningkatkan berat uranium (U). Denganberat U yang meningkat tnenghasilkantingkat muat U yang tinggi pula. Gambar 6memperlihatkan kandungan U-235 bahanbakar U2Mo relatif tinggi daripada bahanbakar U3Si2 pada setiap fraksi volume yangsama. Hal ini terjadi karena densitas U2Molebih tinggi daripada U3Si2, sehinggaberakibat terhadap peningkatan jumlah beraturanium yang sekaligus berdampak pulaterhadap peningkatan berat U-235.Berdasarkan analisis di atas menunjukkanbahwa peranan densitas sangat dominanterhadap perubahan tingkat muat U danU-235. Dengan demikian tingkat muat U dankandungan U-235 dapat ditingkatkan jauhlebih tinggi melebihi tingkat muat U2Modengan menggunakan densitas fasa yangrelatif lebih tinggi daripada U2Mo, seperti fasaY berdensitas 18,06 g/cm3. Kondisi seperti inisudah barang tentu memberi dampakkeuntungan terhadap fihak fabrikator bahanbakar dan fihak pengguna bahan bakar.Keuntungan yang diperoleh akibatpeningkatan tingkat muat dan jumlahkandungan U-235 antara lain, yaitu bahanbakar menghasilkan fluks neutron relatifbesar dan burn-up nya semakin tinggi,sehingga masa pemakaian bahan bakarselama pengoperasian di reaktor relatifmenjadi lebih lama. Selain itu, bagi fihakfabrikator memberi dampak keuntunganantara lain, yaitu dapat melakukan fabrikasibahan bakar dengan memanfaatkanperalatan fabrikasi yang tersedia dan tidakmemerlukan perubahan sistitn prosesfabrikasi tersebut, namun mampumenghasilkan bahan bakar bertingkat muattinggi tanpa ada perubahan dimensi yangberarti.

10co.o3

6 •

4

0

•U2M0•U3Si2

20 25 30 35 40 45 50 55 60

Fraksi Volume Bahan Bakar, %

Gambar 5. Tingkat Muat U bahan bakarU2Mo dan U3Si2

50

40-

2 20 H

0

—•— U2Mo—S—U3Si2

20 25 30 35 40 45 50 55 60

Fraksi Volume Bahan Bakar, %

Gambar6. Berat U-235 bahan bakar U2Modan U3Si2

Ditinjau dari segi ketahanan bahanbakar U-Mo terhadap pengaruh iradiasiadalah relatif baik. Kondisi ini dimungkinkankarena logam Mo dalam paduan uraniumberpotensi memperluas daerah fasa y,menstabiiisasi fasa y, menghaluskan'ukuranbutir yang mengakibatkan terjadinyapenurunan efek anisotropi. Sebagaiakibatnya berdampak terhadap peningkatanketahanan terhadap pengaruh irradiationcreep dan termal-cycling growth. Gambar 7memperlihatkan paduan U-Mo hasilquenching dari suhu fasa y relatif stabilterhadap perubahan dimensi, dan semakintinggi kadar Mo semakin meningkatkanstabilitas paduan tersebut terhadapperubahan dimensi dan struktur akibatpengaruh termal-cycling growth[S\ Hal inidapat terjadi karena fasa j quenchingmenghasilkan mikrostruktur fasa y dalamkondisi metastabil sampai pada suhu kamar,sehingga berdampak terhadap penurunanperbedaan koefisien ekspansi termal butirandengan diiringi berkurangnya efek anisotropidan mengakibatkan perbedaan teganganantar butiran menjadi relatif kecil. Di sampingitu, peningkatan kadar Mo dalam paduan

240


yang semakin tinggi mengakibatkan antaradua butir yang terdekat tidak memilikiperbedaan koefisien ekspansi termal danset.ap butir memiliki tegangan yang relatifsama'51. Selain itu, fasa y paduan U-Motersebut berstruktur sei-satuan BCC yangbidang-bidang atomnya memiliki kerapatanatom rendah dan pemutusan ikatan atomrelatif sulit terjadi karena jarak bidang-bidangatom terhadap satu sama lainnyaberdekatan, sehingga fasa y tersebut sukarmengalami slip atau pergeseran atom. Hal inikarena logam bersel-satuan BCC tidakmemiliki bidang slip tunggal yang jelas/pasti,yaitu bidang dengan kerapatan atom tinggiyang jarak bidang-bidang atom satu samalainya berjauhan. Dengan demikian fasa ybersel-satuan BCC akan relatif stabilterhadap pengaruh iradiasi mengingat bidang{110} dengan arah slip <111> bukanlah

Z.A

bidang susunan rapat yang memilikikerapatan atom yang paling tinggi terhadapbidang lainnya. Slip tersebut adalah suatuproses pergeseran atau perpindahan atom keposisi baru yang merupakan mekanismeutama yang mengakibatkan terjadinyadeformasi mikro maupun makro. Pergeseranatom dapat timbui bila terjadi pemutusanikatan atom dan hal ini sangat mungkinterjadi pada bidang-bidang atom yang relatifmudah bergeser, yaitu pada bidang-bidangatom yang jarak satu sama lainnyaberjauhan. Bidang-bidang atom tersebutmemiliki kerapatan atom tinggi dan bidang inimerupakan bidang slip yang relatif mudahterjadi pergeseran atom. Bidang slip iniberpotensi memacu memberi dampakterhadap perubahan dimensi dalam suasanairadiasi, seperti pada keadaan siklus panas-dingin.

SO 100 2 0 0 " 300 100 500

Jumlah siklus, N600

Gambar 7. Pengaruh peningkatan kadar Mo dalam paduan U-Mo hasil quenching dari fasa yterhadap stabilitas dimensi akibat thermal-cycling growth[5]

Ketahanan paduan U-Mo terhadapdampak thermal-cycling growth danirradiation creep adalah relatif baik sepertitelah dijelaskan di atas. Selain itu, paduanU-Mo memiliki temperatur titik cair yangtinggi, sehingga dampak yang diakibatkanoleh irradiation creep cukup kecil karenaproses creep berlangsung pada suhu antara(0,2-0,3) temperatur titik cair.

Perubahan dimensi baik secaramikro maupun makro akibat pengaruhiradiasi dapat dicegah dan diperkecilsebagaimana yang telah dikemukakan diatas. Hal ini dimungkinkan karena paduanU-Mo dapat dikondisikan pada keadaanpadat tidak mengalami perubahan fasa akibat

perubahan suhu, yaitu denganmempertahankan struktur fasa y sampai padasuhu kamar melalui proses quenching.Argumentasi ini didukung denganpembuktian berdasarkan analisis terhadapsudut difraksi 29 struktur fasa y hasilperhitungan menggunakan persamaanBRAGG^1 yang ditunjukkan pada Tabel 3.Kemudian sudut difraksi 29 hasii perhitungantersebut dibandingkan dengan pola difraksipaduan U-Mo hasil quenching yangdiperlihatkan pada Gambar 8 I8l Gambar 8adan 8b memperlihatkan bahwa paduan U-Mohasil quenching dengan kadar 2 % Mo dan10 % Mo berturut-turut menghasilkan strukturfasa y.

241


ISSN 1410-1998

Pada Tabel 3 ditunjukkan masing-masing jarak antar bidang (d) dan sudutdifraksi 29 dari fasa y berstruktur sel-satuanBCC[5'91, fasa cc berstruktur sel-satuanorthorhombic'5'91 dan fasa 5 berstruktur sel-satuan tetragonal'5'101. Berdasarkan hasilperhitungan jarak antar bidang menggunakanpanjang gelombang (Xcu)=1,542 denganpersamaan BRAGG atas data spektrum fasay, diperoleh puncak-puncak fasa y untukmasing masing bidang (hkl) yang beradapada sudut difraksi 29 antara 36°-98°, sepertiditunjukkan pada Tabel 3. Tabel 3memperlihatkan bahwa fasa y memilki sudut29 sebesar 36°, 52°, 66°, 76°, 90° dan 98°pada masing-masing bidang hkl, yaitu 110,200, 211, 220, 310 dan 222. Sementara itu,Gambar 8 memperlihatkan pola difraksipaduan U-2Mo dan U-10Mo yangmenghasilkan puncak-puncak pada sudut 29berkisar antara 36°, 52°, 66°, 76° dan 90°.Besaran sudut 29 pada Gambar 8 tampakrelatif sama dengan besaran sudut 29 padabidang hkl 110, 200, 211, 220 dan 310 yangditunjukkan pada Tabel 3. Pola difraksi yangmenampilkan lima puncak pada Gambar 8tersebut diperkirakan berada pada bidang hkl110, 200, 211, 220 dan 310 dengan jarak

antar bidang 2,49 A, 1,76 A, 1,43 A, 1,25 Adan 1,10 A. Gambar 8a memperlihatkan poladifraksi memiliki empat puncak yang tampakjelas dan pada Gambar 8b tampak poladifraksi menampilkan lima puncak. Gambar8b menunjukkan bahwa paduan U-Modengan kandungan Mo semakin tinggimenghasilkan intensitas semakin besar yangakan berdampak terhadap pola difraksi. Halini ditandai dengan semakin tingginyapuncak-puncak pada sudut 29 dan semakintampak jelas puncak pada bidang hkl lain,seperti pada bidang 220. Berdasarkananalisis dan kondisi di atas menunjukkanbahwa pola difraksi yang tampak padaGambar 8 terbukti merupakan puncak fasa ypaduan U-Mo.

Dengan demikian menunjukkanbahwa paduan U-Mo hasil prosespemanasan dan quenching menggunakanmedia air, yaitu dengan melakukanpemanasan hingga suhu y sekitar 850 °C dankemudian dilakukan pendingin cepat denganair mampu menghasilkan paduan berfasa yyang metastabil sampai pada suhu kamar.

Tabel 3. Jarak antar bidang (d) dan sudut difraksi 29fasa y, g dan S hasil perhitungan.

Fasay (BCCf'91

Parameter kisi:a=3,524 A

hkt110200211220310222

d,A2,491,761,431,251,101,02

29365266769098

a (ortorombic)119'Parameter kisi:

a=2,8537, b=5,8695,c=4,9548 A

h k l011020121022031222

d,A2,471,431,341,240,931,14

293665707711285

5 (tetragonalf'101

Parameter kisia=3,427, c=9,834 A

h k l101002112202103222

d,A3,244,922,171,622,371,18

29281842573882

3

J.4

0.1

0

U

. . . w . - , - A , i , A . , L ,

n

....jj

: r-U

i •

0.2

20 A0 60 60 100

Sudut difraksi, 29a

Sudutdifrnksi,29 •b

Gambar 8. Pola difraksi paduan U-Mo hasil quenching[*\, a) paduan U-2Mob) Paduan U-10Mo

242

ISSN 1410-1998 Prosidlng Presentasi llmiah Daur Bahan Bakar Nuklir IVPEBN-BATAN Jakarta, 1-2 Desember 1998

SIMPULAN

Penelitian menunjukkan bahwakandidat bahan bakar U-Mo denganpengkayaan rendah di bawah 20 % mampumeningkatkan tingkat muat U dan jumlahkadar U-235 pada volume meat bahan bakar(19,20 cm3) tanpa perubahan disain ataudimensi bahan bakar. Dampak peningkatantingkat muat U dan jumlah kadar U-235berpotensi menghasilkan fluks neutronmenjadi lebih besar dan burn-up nyasemakin tinggi. Kondisi seperti ini akanberdampak pula terhadap peningkatan usiapemakaian bahan bakar selamapengoperasiannya di dalam teras reaktor.

Tingkat muat U sangat dipengaruhioleh densitas dari fasa yang akan digunakansebagai kandidat bahan bakar, yaitudensitas yang semakin tinggi makinmemperbesar tingkat muat U dan berat U-235. Densitas sangat dipengaruhi oleh kadarMo sebagai unsur pemadu. Kadar Mosemakin rendah mengakibatkan densitasfasa 'semakin tinggi. Demikian pulasebaliknya semakin tinggi kadar Momengakibatkan menurunnya densitas fasa.

Paduan U-Mo berpotensimenghasil-kan struktur fasa y yang mampumempertahankan keberadaan-nya sampaipada suhu kamar dalam kondisi fasa ymetastabil. Kondisi seperti ini dapatdiperoleh melalui proses quenching, yaitudengan melakukan pemanasan terhadappaduan U-Mo hingga suhu y sekitar 850 °Cdan kemudian dikenai pendinginan cepatdengan mencelupkannya ke dalam mediaair pendingin.

Ketahanan stabilitas bahan bakarU-Mo terhadap pengaruh iradiasi, sepertiperubahan struktur dan dimensi akibatpengaruh thermal-cycling growth dapatditingkatkan dengan proses pengkondisianfasa y menjadi fasa y metastabil.

PUSTAKA

[1]. US NUCLEAR REGULATORYCOMMISION : Safety EvaluationReport Related to the Evaluation ofLow-Enriched Uranium Silicide-Aluminium Dispersion Fuel for Use inNon-Power Reactors , USNRC ReportNUREG-1313, 1988.

[2]. MASSALSKl, T.B., Binary AlloyPhase Diagrams, Second Edition,Volume 3, USA, 1992, P. 2683.

[3]. SHACKELFORD, J.E.,ALEXANDER,W., J.S., PARK, J.S,Materials Science and EngineeringHandbook, Second Edition, CRC,Press, Inc, London, 1994, Page14.

[4]. DAVIS, J.R., ASM HANDBOOK,Metals Handbook, Properties andSelection: Non Ferrous Alloys andSpecial Purpose Materials, vol. 2,Tenth Edition, ASM Intemational, USA,1992, Page 574.

[5]. BENJAMIN, M.MA, Nuclear ReactorMaterials and Applications, VNRCompany Inc, USA, 1983, P.133, 149.

[6]. SNELGROVE, J.L., G.L. HOFMAN,C.L TRYBUS, T.C. WIENCEK,Development of very-high-densityFuels by the RERTR program , ANL,lllinois, USA, Proceedings the 191h

International Meeting on ReducedEnrichment for Research and TestReactors, Seoul-Korea, 1996, P. 45.

[7]. CULUTY.B.D., Element of X-RayDiffraction 2th, Addision PublishingCompany, Inc, 1978, P. 87, 501.

[8]. KIM, K.H., et al., Development of HighLoading U-Mo Alloy Fuel byCentrifugal Atomization, Proc. The19th, International Meeting on ReducedEnrichment for Research and TestReactors, KAERI, Seoul-Korea, 1996.P.127.

[9]. RAGHAVAN.V., Phase Diagrams ofTernary Iron Alloys, Part 5, The IndianInstitute of Metals, Calcutta, India,1989, P. 4.

[10]. VILARS, P., LD. CALVERT,Pearson's Handbook ofCrystallographic Data for IntermetailicPhases, Second Edition, Vol. 4, ASMInternational, USA, 1991, P. 4469.

243

ISSN 1410-1998 Prosiding Presentasi llmiah Daur Bahan Bakar Nukht' IVPEBN-BATAN Jakarta, 1-2 Desember 1998

Lampiran :

Tabel 1. Pembentukan fasa beserta persentasenya pada komposisikadar % berat Mo

%BeratMo

2

3

4

5

6

7

8

9

10

11

12

13

14

15

16,2

DaerahKomposisi

0,5-11 %Mosuhu di atas575°C-668°Ca, %

85,7

76,2

66,7

57,1

47,6

38,1

28,6

19

9,5

0-

-

-

-

-

Y ,%

14,3

23,8

33,3

42,9

52,4

61,9

71,4

81

90,5

100-

-

-

-

-

DaerahKomposisi

11-16,2 %Mosuhu di atas575°C-600°

Y , %

----------

80,8

61,5

42,3

23,1

-

5,%

----------

19,2

• 38,5

57,7

76,9

100

Fasayang terbentukpada suhu dibawah 575°C

a , %

90,4

84,1

77,7

71,3

65

58,6

52,2

45,8

39,5

33,1

21,6

12,5

5,9

1.8-

5,%

9,6

15,9

22,3

28,7

35

41,4

47,8

54,2

60,5

66,9

78,4

87,5

94,1

98,2

100

Reaksi

Fasa

Eutectoid

Y ->-a+S

Y-»a+8

Y —>a+S

Y->a+8

Y -»a+8

Y ->a+8

Y -»a+8

Y ->a+8

y-»a+5

Y - M X + 5

y - M X + 8

y ->a+8

Y - H X + 8

Y-»a+8

Y —>a+5

P

g/cm3

18,8

18,6

18,5

18,3

T8,1

17,9

17,7

17,6

17,4

17,3

16,9

16,8

16,5

16,4

16,4

Tabel 2. Berat Serbuk Bahan Bakar dan Tingkat Muat U

Hasi!Perhitungan

Vs BB, cm3

Bs BB, g

Btotai U, g

B. U-235, g

TMU, gU/cm3

Fraksi Volume Bahan Bakar, %25, %

U3Si2

4,80

58,56

54,46

10,84

2,84

U2Wlo

4,80

79,68

66,38

13,21

3,46

30, %U3Si2

5,76

70,27

65,35

13,00

3,40

U2M0

5,76

95,62

79,66

15,85

4,15

35, %U3Si26,72

81,98

76,24

15,17

3,97

U2WI0

6,72

111,55

92,93

18,49

4,84

40, %U3Si2

7,68

93,70

87,14

17,34

4,54

U2Mo

7,68

127,49

106,21

21,14

5,53

45, %U3Si2

8,64

105,41

98,03

19,51

5,10

U2NI0

8,64

143,42

119,49

23,78

6,22

50, %U3Si2

9,60

117,12

108,90

21,67

5,67

U2M0

9,60

159,36

132,76

26,42

6,91

244


TANYA JAWAB

Bambang Herutomo• Apakah ada alasan lain daiam pemilihan

fasa-y selain untuk mendapatkandensitas bahan bakar yang tinggi.

M. Husna Al Hasa• Pemilihan fasa-y selain untuk

mendapatkan densitas bahan bakar yangtinggi juga akan berdampakmeningkatkan ketahanan terhadappengaruh iradiasi, stabilitas dimensi danvolume relatif baik dan stabilitasmikrostruktur pada fasa-y relatif baik. Disamping itu, pemilihan fasa-y dapatmenaikkan tingkat muat U dankandungan U235 relatif tinggi sehinggabahan bakar akan menghasilkan fluksneutron dan burn-up yang semakintinggi.

Sigit• Mohon dijelaskan prospek penggunaan

U-Mo sebagai calon pengganti U-Si ?• Bagaimana karakteristik pra dan pasca

iradiasi U-Mo ?

M. Husna Al Hasa• Prospek U-Mo sebagai bahan bakar

akan mampu meningkatkan tingkat muatU tanpa mengubah desain volume bahanbakar, mampu meningkatkan jumlah U235

dalam kondisi masih dalam batas LEU dibawah 20%, menghasilkan fluks neutronyang relatif besar dan burn-up yangiinggi serta usia pakai bahan bakar didalam reaktor relatif lebih lama.

• Karakteristik U-Mo pra iradiasi antara lainadalah densitas tinggi, sifat termal baik,kompatibilitas baik dan ketangguhanbahan baik. Karakteristik U-Mo pascairadiasi antara lain adalah stabilitasdimensi dan stabilitas volume baik.

Triyanto Hadilukito• Apakah cara pembuatan U-Mo sama

seperti cara pembuatan U-Si yang telahdiiakukan di PT. BATEK ? Apakahdiperlukan peralatan tambahan ?

• Bagaimana cara melakukan quenchingpada perlakuan panas paduan U-Mountuk mendapatkan struktur kristal BCC

M. Husna Al Hasa• Pembuatan U-Mo pada prinsipnya tidak

jauh berbeda dengan cara pembuatanU-Si, meskipun pada proses pembuatanU-Mo ada modifikasi. Masalah peralatantambahan yang diperlukan untuk prosespembuatan U-Mo perlu dikaji lebih lanjut.

• Proses quenching dilakukan dengan caramemanaskan paduan U-Mo sampaimencapai suhu fasa-y, ditahan dalamwaktu tertentu, kemudian didinginkancepat dengan cara mencelupkan paduanU-Mo ke dalam media air pendingin.Hasil proses tersebut akan diperolehpaduan U-Mo dengan fasa-y yangmempunyai struktur kristal BCC.

245

ISSN 1410-1998



ANALISIS SENSITIVITAS DEPRESI DAYA RADIAL DAN FAKTOR DAYAAKSIAL PADA BATANG ELEMEN BAKAR REAKTOR DAYA TERHADAP

DISTRIBUSI SIFAT TERMAL DAN TEMPERATUR

SuwardiPusat Elemen Bakar Nuklir - BATAN

ABSTRAK

ANALISIS SENSITIVITAS DEPRESI DAYA RADIAL DAN FAKTOR DAYA AKSIAL PADABATANG ELEMEN BAKAR REAKTOR DAYA TERHADAP DISTRIBUSI SIFAT TERMAL DANTEMPERATUR. Geometri teras reaktor dan batang elemen bakar yang silindris menimbulkandistribusi netronik dan pembangkitan panas dalam batang elemen bakar secara aksial dan radial.Dia mempengaruhi distribusi perubahan suhu dan struktur mikro bahan bakar dan tentunyaberpengaruh pada sifat fisis dan mekanis dan perpindahan panas termasuk distribusi temperaturdan sifat yang terkait. Penelitian ini mempelajari pengaruh distribusi radial dan aksial padadistribusi porositas dan derajat bakar pada konduktivitas panas secara interaktif dengantemperaturnya. Dibuat model termal pada kondisi tunak menggunakan data masukan geometrielemen bakar dan pengoperasian reaktor berdasarkan korelasi antara konduktivitas panas uraniadan parameter yang cukup berpengaruh seperti : suhu, porositas, derajat bakar, densitas,perbandingan U/O. Dengan model itu dilakukan analisis sensitivitas distribusi daya terhadapporositas, konduktivitas termal dan distribusi temperatur aksial dan radial. Disajikan pengaruhpendiskritan terhadap suhu pusat silinder untuk memilih ketelitian perhitungan. Simulasi untukmendapatkankan sensitivitas secara kuantitatif dari distribusi daya pada perilaku termal telahdilaksanakan. Secara kualitatif dapat disimpulkan informasi distribusi daya perlu diperhitungkanpada model perilaku.

ABSTRACT

SENSITIVITY ANALYSES OF RADIAL POWER DEPRESSION AND AXIAL POWER FACTORON FUEL PIN TO TEMPERATURE AND THERMAL PROPERTY'S DISTRIBUTION. Reactorcore and fuel pin geometry of cylindrical pin arise heterogeneity of power generation along bothaxial and radial spaces. It influences the temperature and microstructures change distributionacross the fuel and related properties. The present paper deal with sensitivity analyses oftemperature and thermal property distribution by the axial and radial power distribution. A thermalmodel is developed for processing simulation using the given data. The analyses are performedusing the model for power distribution effect on fuel properties and temperature distribution. Thenumerical result is resumed and presented. Qualitatively, the sensitivity is too important to beomitted in performance model.

PENDAHULUAN

PEBN telah membuat modul termaluntuk perilaku elemen bakar dalam PRTF.Penelitian ini melibatkan pengembangan mo-dul termal dengan melibatkan dimensi L/Dbesar (L/D > 200, untuk LWR) dan diskonti-nuitas sifat bahan bakar untuk menampungparameter depresi daya. Prediksi ini dilaku-kan agar mendapatkan gambaran perilakutermal elemen bakar nuklir yang merupakanvariabel tak bebas yang berpengaruh sangatkuat terhadap proses dan fenomena lain,seperti kimiawi, metalurgi, termodinamik, fi-sik, dan mekanik. Proses-proses tersebutumumnya saling terkait, tetapi pengaruh ter-mal ke fenomena lainnya itu relatif lebih kuat,sehingga pengaruh balik fenomena lain keperilaku termal hanya sebagian kecil sajayang dominan. Oleh sebab itu, cukup wajar

bila perilaku termal amat penting baik untukprediksi perilaku menyeluruh maupun perila-ku lain secara individual yang mendasarkanpada model mekanistik.

Hal yang diperhitungkan pada modelini adalah:

« Distribusi daya aksial dan radial

• Keterkaitan konduktivitas termal dengantemperatur untuk kelongsong, bahanbakar dan celah.

« Keterkaitan konduktivitas termal bahanbakar dengan porositas, dipengaruhi olehdistribusi daya

• Distribusi pembangkitan termal

Sebagai modul regim tunak, umpanbalik dari fenomena lain ditangani sebagai

247


ISSN 1410-1998

masukan statis, ia meliputi : konduktansi ce-lah yang secara inklusif memuat informasidistribusi pori, relokasi.ekspansi termal danradiatif serta pelepasan gas hasil belah.konduktivitas termal yang dipengaruhi olehdistribusi pori sebagai fungsi derajat bakar,derajat bakar fungsi radius , dan temperatur.

Geometri ruang dimodelkan sebagaisilinder panjang. Pendiskritan arah aksial de-ngan elemen lagrangian linear, untuk memu-dahkan memperhitungkan informasi lokaldensitas daya, fluks, prositas, burnup, danlain lain. Pendiskritan arah aksial untuk me-nampung faktor daya yang akan berpe-ngaruh pada distribusi aksial, terutamatemperatur kelongsong dan pusat silindersepanjang batang. Pendiskritan aksial men-dasarkan pada SATURN FS1. Geometribatang ebn ialah silinder aksisimetris denganpelet dan kelongsong koaksial dengan celahradial terbuka. Distribusi arah aksial diperhi-tungkan berdasar informasi distribusi dayasecara linear.

Atas dasar informasi faktor dayamenurut arah vertikal, data tekanan dantemperatur pendingin saat masuk kanalpendingin, ditentukan distribusi temperaturpendingin {bulk) sepanjang kanal.

Selanjutnya temperatur permukaandinding luar sampai dinding dalam kelong-song. Distribusi arah radial memperhitungkandepresi rapat daya volumetrik, simetri radial,transport daya melalui, hantaran termal daripelet, gas pengisi celah termasuk kontakpelet-kelongsong, dinding kelongsong, lapisantarmuka fluida-permukaan kelongsong kefluida pendingin yang rmengalir dengan suhutertentu. Selain variabel tak bebas suhu,termasuk tekanan untuk gas pengisi celah,parameter yang diperhitungkan adalahhantaran panas.

WIETODOLOGI

1. Model Distribusi daya radial dan aksial

Daya aksial sebagai fungsi kosinus,semisal berikut:

[ R ( z ) o 5 i - f—- 0.251 1 — sinfn-l i3L

•qO(1)

Depresi daya radial sebagai fungsi polinom,berdasarkan data, dilakukan pengepasanfungsi mengikuti SATURN FS1 m .

Bentuk fungsi sebagai berikut:

Power(xr) = p . v(xr), dengan

P = 0,22

0,410

dan ,(*) =

1

c 1 2

v - 2 4 ,

(2)

2. Model geometri

Bahan bakar terdiri atas tumpukanpelet yang berbentuk silinder. Tumpukanpelet ditempatkan dalam kelongsong yangkoaksial dengan celah antar keduanya.Ujung-ujung tumpukan pelet disediakanruang untuk gas: Kedua ujung kelongsongditutup kedap gas dan antara tutup dan peletdisangga pegas yang menjaga kekompakandan stabilitas mekanik tumpukan pelet.

3. Model bahan

Menurut arah radial, bahan terdiribeberapa lapis kontinum : UO2, gas dalamcelah dan kelongsong dari logam dan lapistipis kerak yang tergantung pada derajat ba-kar untuk lingkungan dan bahan yang sama.Lingkungan sistem adalah fluida pendinginmengalir sejajar dinding batang. Sifat bahantergantung dari suhunya dan untuk fluidatergantung dari komposisi atau tekanan total.Selain itu, masing-masing juga tergantungdari parameter lain utamanya, derajat bakardan komposisi.

Model konduktivitas kelongsongmengikuti temperatumya.

Konduktivitas bahan bakar k(x) seba-gai fungsi suhu (x) mengikuti persamaan (3a)berdasar pustaka [2], atau (3b) berdasarpustaka [3]. Faktpr porositas (fp) terhadapporositas 5% bagi konduktivitas pelef mengi-kuti persamaan (4), sedangkan distribusiradial porositas menuruti persamaan (5).

kref(x) = (0,0375 + 2,165.

4,715.109

fP

' +6,12,10'13.x3

402,4 + x

1,1316(l-por)

(3a)

(3b)

(4)

248


por(y) =

0,05Poweiiy)

0,375

0,05Powe '(yK(y-0,8). 1,6 if0,8Sy£0,90,375 (5)

0,3756 if 0,9<y<0

Koreksi terhadap burnup, sudah termasukdalam koreksi pori:

4. Model perpindahan panas

Perpindahan panas ditinjau padaarah radial karena perbandingan dimensiarah aksial/radia! sangat besar (>300). Gra-dien fluks termal aksial arah aksial disebab-kan oleh daya linear yang dibangkitkan dantemperatur lingkungan bergantung pada posi-si aksial. LHGR sebagai fungsi posisi aksiatdapat diekspresikan sebagai fungsi cosinus.Demikian pula dengan distribusi temperaturfluida pendingin sepanjang kanal pendingindengan konisi batas suhu masuk dan suhukeluar tertentu.

Kenaikan temperatur pendingin se-panjang kanal setara dengan daya termalyang dibangkitkan sepanjang batang bahanbakar dibagi debit pendingin. Distribusi suhupendingin itu merupakan akumulasi dari suhuawal dan integral daya termal yang dibangkit-kan sepanjang kolom/debit pendingin.

Bila ty = tipe reaktor, 1 = LWR, 2 =PWR, Qmw = debit massa fluida pendinginper batang, cpw = kapasitas panas pendingin,dan Tin = temperatur pendingin pada masukkolom pendinginan.

Tcool(z) =•.\qr{z) 6z if ty =

Tsal

(6)if ty=2

Ditentukan loncatan suhu dari rerata fluidapeningin ke dinding kelongsong, berdasarkonduktansi film pendingin hc_x.

2-7T-hc_x /7)

Temperaturdinding luarkelongsong menjadi

(8)

Pada masa awal iradiasi (Beginning of Live)koreksi oleh hambatan kerak dapat diabai-kan. Lingkup tebal kelongsong denganvariabel rc:

. Rco-Rcirc = Ra + Rco

nc — \Temperatur dalam kelongsong dihitung daripersamaan difusi, -2.p.r.lcl.dT/dr = q0,menjadi:

Tc(rc) =2.7i.Xcl{Tc) Rc'

(9)

Tc(rc) temperatur kelongsong pada jejari rc,Rco temperatur permukaan luar kelongsong,Acl konduktivitas keiongsong. Untuk ketelitianpersamaan (9) dilakukan iterasi untuk T yangimplisit.

Selisih temperatur antara dindingdalam {Rci) dan dinding luar adalah :

«7*0

2,n.XcHJc) Rci'= Tc{Rci)-Tc{Rco)

(10)

Sampai disini dapat dihitung temperatur darifluida pendingin sampai dengan permukaandalam dinding kelongsong, untuk seluruhpanjang batang elemen bakar.

Loncatan suhu dari dinding dalamkelongsong ke permukaan pelet, atas ma-sukan konduktivitas termal dari celah ,lgap:

(11)™ 2x.Rf.Xgap{T)

Untuk setiap nilai z neraca perpin-dahan panas dalam bahan bakar dalamsatuan tebal silinder dapat dituliskan sebagaiberikut:

(12)

Untuk dimensi ruang r pada persa-maan (12), dilakukan pendiskritan radialmenjadi nr elemen, menggunakan elemenlagrangian dimensi 1 orde 1. Temperatur T(r)pada elemen didekati sebagai fungsi r danparameter koordinat simpul A>, Ot+j dantemperatur pada kordinat-kordinat itu Tk, Tk+1,seperti pada persamaan-13 :

-r)+7i+1.(r-/i) , (13)

Sedangkan untuk panas yang dibangkitkanbahan bakar silindris berjari-jari r persatuan

249


ISSN 1410-1998

panjang silinder, qr(r), didekati menggunakanpersamaan pendekatan SATURN-FS111', bilap merupakan fraksi densitas volumetrik daya,dengan persamaan -14:

qr[r)= (14)

Qv sebagai densitas volumetrik rerata pem-bangkitan panas dihitung, bila q0 = qr(Rp),yalah qr pada permukaan luar pelet dengandiameterDp, dengan persamaan-15:

(15)0,25. n.Dp1

Menggunakan variabel lain R,Ai, Bi sepertipersamaan- 16 sampai persamaan -18berturut-turut. :

(16)nR

A,=1(T

£ , =

,-610

-in+

i = nR

(17)

(18)

maka persamaan -14 dapat ditulis untuk titikk menjadi persamaan-19:

Neraca panas (13) dengan metoda bedahingga dapat dituliskan menjadi persama-an-20 :

A(T{r),por{r))

dengan D pada simpul i seperti (22)

Pemisahan Tk secara eksplisit akanmendapatkan persaman-21 :

(21)

(22)

Substitusi qr dari persamaan (13) danmenggunakan definisi persamaan 16, 22 dandengan ekspresi 23 sampai 26 berurutanberikut :

10~2 ifi = nR

ifi * nR

G,-

A>=

io-8

12 rfi+l+rfi

io-s

12 ifM+r/i

nR-iz ^ZMi-PP +

7=1

-fc6+l -ffif ifi*nR

Bj.pm)

= FnR.j. pp + GnR.j. pm

(23)

(24)

(25)

(26)

mendapatkan persaman-27 :

Tk = 7 V + 1 + Dk.- -\Qv.R.{ (27)

D„R-iU\i + A„R_hpm)+ Bl:}

Dengan temperatur batas, pada permukaanpelet, dihitung dengan persamaan-11b, makadapat diselesaikan temperatur simpul k,berturut-turut simpul yang berdekatan, hinggakeseluruhan.

Dengan melakukan perhitunganmenggunakan distribusi daya radial maupunaksial homogen, dan perhitungan denganmenggunakan data distribusi aksial persama-an-1 maupun radial seperti pada modelmaterial yang telah disebutkan pada persa-maan : 12 - 14, akan diperoleh oerbandinganitu. *

HASIL DAN BAHASAN

Pendiskritan arah aksial membagipanjang batang bahan bakar (~ 400 cm)menjadi 20 bagian berukuran seragam. Inimerupakan batas atas dari rentang 10-20elemen yang umumnya dilakukan'1'1 Penga-ruh pendiskritan arah radial (jejari ~ 0.5 cm)telah dilakukan sehingga ralat relatif maksi-mum sudah dibawah 0.001 (simpul > 120)untuk pelet. Gambar-1 menyajikan perubah-an temperatur maksimum oeh penidiskritan,beserta maksimum dari ralat relatif. Kehalus-an pendiskritan aksial mengunakan "kriteriagradien temperatur kelongsong. Pada kel-ongsong pendiskritan radial cukup dengan6-10, karena hanya konduksi panas yangterjadi dengan konduktansi dipengaruhi suhu.

Profil distribusi suhu sepanjang ba-tang disajikan pada Gambar-2a, untukpendingin, dinding luar dan dinding dalamkelongsong, serta profil daya linear. Gam-bar-2b menyajikan profil aksial kenaikan suhurelatif posisi dasar teras dari pendingin,dinding kelongsong luar dan dalam disertai

250

iSSN 1410-1998 Prosiding Presentasi llmiah DaurBahan Bakar Nuklir IVPEBN-BATAN Jakarta, 1-2 Desember 1998

profil daya linear. Profil menunjukkan posisititik terpanas yang menjadi kriteria dalamanalisis keselamatan. Titik temperatur terting-gi pada batang diperoleh dari posisi ini.

Tipe distribusi suhu arah radial padapelet disajikan pada Gambar-3. Pengaruhdepresi daya pada distribusi suhu disajikanpada Gambar-4. Depresi daya ini berubahdengan naiknya derajat bakar111, yang dise-babkan antara lain oleh difusi dan terkonsen-trasinya Pu hasil fisi ke bagian permukaanpelet yang akumulasinya sebanding denganderajat bakar. Distribusi temperatur danderajat bakar berpengaruh pada distribusiporositas pelet bahan bakar. Data profilporositas yang mirip dengan profil distribusidaya dalam model telah dikaitkan langsung.Gambar-5 menjukkan profil aksial daya,porositas, dan faktror koreksi konduktivitastermal oleh porositas. Maka faktor koreksikonduktivitas akan berubah dengan burnup.Profil konduktivitas termal sepanjang jejariyang dipengaruhi oleh profil temperatur danfaktor porositas disajikan pada Gambar-6.Kenaikan konduktivitas oleh suhu rendah didekat permukaan diperlunak dengan turun-nya faktor koreksi porositas.

• Gambar-4 tersebut memuat 3 (tiga)profil radial beda suhu antara perhitungandengan menggunakan densitas volumetrikdaya dibangkitkan tetap sepanjang jejari danyang merupakan fungsi jejari. Tiga kurvapada Gambar itu untuk densitas daya reiatifdengan nilai 0.9, 0.9375, dan 1. Nilairata-rata dari densitas daya relatif acuanadalah 0.9375. Gambar-4a menunjukkan be-da suhu pada pusat siiinder (r=0,z) berturut-turut mendekati 1, 100, 150 C.

Gambar-7 menunjukkan profil tempe-ratur radial dari pusat sampai dengan kolomfluida pendingin yang berguna untuk evalu-asi kinerja termal.

SIMPULAN

Telah disajikan analisis sensitivitasdistribusi daya terhadap perilaku termalbatang elemen bakar reaktor daya. Profildistribusi temperatur kelongsong cukupsensitif terhadap profil daya linear aksial,perlu diperhitungkan dalam analisis termal.Analisis ini menunjukkan depresi daya ataulebih rinci densitas volumetrik pembangkitanpanas pada arah radial berpengaruh padadistribusi suhu. Keterkaitan ini dimodelkanmelalui keterkaitan burnup pada distribusidaya, porositas sebagai fungsi burnup. Pada

akhimya konduktivitas termal sebagai fungsiporositas sudah banyak diteliti. Denganmodel keterkaitan yang menggunakan dataeksperimen, telah ditunjukkan bahwa penga-baian depresi daya ini dapat mengakibatkankesalahan relatif ~ 0.7% atau sekitar 100 °Cpada pusat pelet sehingga perlu diperhitung-kan depresi daya arah aksial pada analisistermal.

Untuk tahap awal koneksi modulardengan modul mekanik, perlu mengintegrasi-kan modul hantaran termal celah pelet-kelongsong secara interaktif.

PUSTAKA

[1]. RITZHAUPT-KLEISSL, H. J. ANDM.HECK, SATURN=FS 1 A ComputerCode for Thermo-mechanical Fuel RodAnalysis, KernforschungszentrumKarlsruhe, 1993

[2]. INSC-ANL, UO2 Properties, http://www.insc.anl.gov/matprop/uo2, Juli 1998

[3]. OLANDER, D. R., Fundamental Aspectsof Nuclear Reactor Fuel Elements, En.Rand D Admin,1976

LAMPIRAN

7R5587 5 0

648

.648

nel; 120

G a m b a M a . Hubungan antara suhu maksi -mum (°C) hasil perhitungan danjumlah elemen pendiskritanradial yang digunakan.LHGR=47 W/cm.

251


ISSN 1410-1998

,2000 .1710.82;2000

.648.633

570.

G a m b a M b . Hubungan antara suhu maksi-mum (°C) hasil perhitungan dandaya linier LHGR (W/cm)menggunakan nel 120.

.0

Gambar-2. Hubungan antara Distribusi daya-Tempera tu r (C) pendingin, per-mukaan kelongsong, dan kena-ikan suhunya sepanjang batangelemen bakar (cm).

1500 1500

piiooo -

500

Gambar-3. Profil distribusi temperatur (°C)sepanjang jejari yang dibagi men-jadi 200 penggal.

0.9375,

• 0.9000,1500 - - > ;

1.0000,

1000 -

.590.

Gambar-4a. Distribusi temperatur (°C) se-panjang jejari (cm) pada 4kasus. Indeks temperatur Tmenunjukkan nilai faktor koreksiporositas pada konduktivitassepanjang jejari, sedang pr riuntuk faktor yang tergantung rT

t200

Gambar-4b. Distribusi beda suhu dari 3 kurvapada Gambar-4a terhadap kurvadengan faktor koreksi kondukti-vitas sebagai fungsi r (T_pr_ri)*\

*) Perubahan indeks dari Gambar-4a => Gambar-4b :0.9735 => m_ri; 0.9000 => 0.9_ri; 1.0000 => 1_ri

252

ISSN 1410-1998 Prosiding Presentasi llmiah DaurBahan BakarNukiir IVPEBN-BATAN Jakarta, 1-2 Desember 1998

1.011

Power( xr

por(xr)

900

TT;

1.0

Gambar-5. Distribusi densitas volumetrikdaya relatif, porositas, dan faktorkoreksi pori pada konduktivitastermal, sepanjang jejari = 1satuan

500

0.45

.6.00683.?

hx.

M.

.2.39154 „

——*

0

0

1

1100

i

/

200

200

Gambar-6. Distribusi konduktivitas pelet(W/K/M) sepanjang 200 penggaljejari. Konduktivitas sebagaifungsi temperatur lokal saja kxidan kffi, menggunakan (3a) dan(3b), sedangkan kxi dikoreksidengan porositas lokal menjadikri.

Gambar-7a. Distribusi radial (cm) temperatur(°C) dari pusat batang elemenbakar reaktor cepat sampaikolom pendingin.

.530.78.

0

Gambar-7b. Pembesaran Gambar-7a padadaerah sekitar kelongsong

TABEL-1. DATA TEKNIS BATANG ELEWIEN BAKAR SEBAGAI STUDl KASUS.

Batang Bahan Bakar:panjangvol plenumgas pengisi

Kelongsong :BahanDoDiKekasaran

366 mm10.75 mm95%He, 10% Ar

Zry-410.75 mm9.30 mm

0,7 jitn

Bahan bakar UO2 :DiameterDensitasPengayaan U-235Ukuran butirKasar permukaanTinggi tumpukan

Iradiasi:Fluks netronKoef transf panas-

9.08 mm0.94 TD3%10 (.im2 (.tm321 mm

1.2*1011 n/cm2-s

kelongsong-pendingin 6 W/rrVVK

253


ISSN 1410-1998

Tabel-2. Daftar Notasi

Urut

I2345b18<)101112131415161718

1920212223242526272829303132333'l353637383940414243444546474849505152535455

Mulaipersamaan

11112223334456666

6

778899991010111111111212131313131414151616161616161619202324252627

Simbul

qR(Z)zLq0Powcr(xr)

Pv(xr)kid'(x)X

kf(x)fp(por)porpor(y)T cool(z)QmwcpwlyiITlilm

qz.Ohc xTcoolTcloTc(rc)rclclRcoDTclRciDTgap

Igap(T)RfTRI'I(Tr,por)ilT/clrT(r)Tkrrkqrfr)pkDpRrf nrrf 0nRAiBipm, ppqrkDkFiGiRAlBl

Arti

pembangkitan daya persatuan panjng silinder pada posisi zposisi aksial dari dasar balangpanjang batangrerata pembangkitan daya persatuan panjng silinderdensitas daya volumetrik pada posisi radial xrvcktor konstanta polinom Power(xr)vektor variabel polinom Power(xr)koiulnkliviins aouau lormnl scbagai fimgsi temperatur xvarnibct 'duivmw'koiulukliviias ncimn tcrmal sebagai fungsi tcmperaturxl'aktor korcksi konduktivitas tennal scbagai fungsi porositas porvariabcl 'dutnmy'porositas sebagai fungsi variabel yempcratur pendingin sebagai fiingsi posisi aksial zdcbit massa pcndinginkapasilas tcrmal pada tckanan tctap dari pendingintipc reaklor: 1= PWR, 2 =PWRloncalan sulm mclalui lapisan (ipis antarmuka koloni pcndingin-dindingkolongsongfluks termal radial pada pada permukaan silinderkonduktansi lapisan antarmuka fluida-dindingtemperatur pendingin lokaltemperatur permukaan luar kelongsongTemperatur kelongsong sebagai fungsi posisi radial rcvnriabcl radial 'dummy'konduklivitas termal kelongsong sebagai fungsi suhu TcJcjari Itiar kelongsongloncalan tcmpcratur melalui tebal kelougsongJejari dalam kclongsongloncatan temperatur melalui celah antara pelet-kelongsongkonduktansi celah sebagai fungsi suhu Tjejari pclct balian bakarsuliu pcrmukaan pclct =T(Rf)konduktivilas lcnnal pclct scbagai fungsi temperatur Tr dan porositas porgradicn tcmpcralur .scbagai lbngsilcnipcralur .scbagai fuiigsi jcjari rSuhii pacla indeks (= nomor siinpul) kvariabel dari T(r)nilai r pada indeks (= nomor simpul) kdensitas volumetrik pembangkitan daya pada simpul kfaktor densitas volumetrik pembangkitan daya pada simpul kdiameter peletvariabel pada persamaan 14 &19nilai jejari padasimpul nomor rfnilai jejari pada simpul nomor 0jumlah penggalan / pendiskritan jejari peletnilai A pada simpul i menurut persamaan-19nilai B pada simpul i menurut persamaan-19nilai Power(xr) sesuai persamaan-2nilai qrpersaam-14 padasimpul knilai D pada persamaan-22 padasimpul kdefinisi F pada persamaan 28definisi G pada persamaan 28defmisi R pada persamaan-28definisi Al pada persamaan 28definisi Bl pada persamaan 28

254


TANYA JAWAB

Utaja• Mohon dijelaskan penyelesaian perhi-

tungan dengan menggunakan metodaelemen hingga dan metoda beda hingga.

Suwardi• Temperatur dan densitas volumetrik daya

dalam pelet dihitung dengan mengguna-kan aproksimasi elemen hingga linier.Sedangkan persamaan diferensial darineraca panas dalam pelet bahan bakar,suku diferensial (spacial difference) di-selesaikan dengan pendekatan bedahingga.

Eric Johneri• Berasal dari mana hasil perhitungan

dengan beda 100 °C. Bagaimana per-bandingan hasil perhitungan ini denganmetoda perhitungan lainnya.

Suwardi• Beda 100

adalah dari'C hasil perhitungan tersebut

a) densitas daya volumetrik sebagaifungsi radial adalah daya terdepresiapabila semakin masuk ke pelet.

b) densitas daya volumetrik konstanadalah rerata densitas daya volume-trik fungsi radial.

Perhitungan ini belum dibandingkandengan perhitungan lain, sesuai juduldengan kata kunci sensitivitas depresidaya dan faktor daya.

255

MAKALAH BIASA

KELOMPOK C:

TEKNOLOGIKELOLA LIMBAH, KESELAMATAN

DAN MANAJEMEN DAUR BAHANBAKAR NUKLIR

ISSN 1410-1998


PEBN-BATAN Jakaria, 1-2 Desember 1998

PREDIKSI PERILAKU SWELLING AKIBAT IRADIAS! BAHAN BAKARDISPERSI SILISIDA U3Si2

Basuki Agung P., Bambang H., Haryono S. W.Pusat Elemen Bakar Nuklir - BATAN

ABSTRAK

PREDIKSI PERILAKU SWELUNG AKIBAT IRADIASI BAHAN BAKAR DiSPERSI SILISIDAU3SI2. DART (D/spers/on Analysis Research Tool). Suatu pemodelan termomekanik untukmemprediksi swelling karena produk fisi pada bahan bakar dispersi aluminium, telah digunakanuntuk memprediksi perilaku swelling akibat produk fisi pada bahan bakar dispersi silisida, U3Si2.Perhitungan dilakukan terhadap bahan bakar (pelat) silisida U3SJ2 3,5 g/cm , pengayaan 20%,porositas 4,5% pada empat suhu iradiasi yang berbeda, yaitu 373 K, 473 K, 573 K dan 673 K.Fenomena yang diteliti ialah pengaruh produk fisi padat dan gas serta suhu iradiasi terhadapperilaku swelling bahan bakar. Hasil-hasil perhitungan yang diperoleh menunjukkan fenomenaswelling yang menarik. Secara umum, perilaku swelling-nya serupa, yaitu mula-mula berjalanmerambat linier dengan gradien swelling yang kecil, kemudian gradien naik cukup besar mulaidensitas fisi tertentu. Walaupun demikian, dapat dikatakan bahwa bahan bakar mengalamiswelling yang relatif stabil terhadap iradiasi, khususnya pada suhu iradiasi 373 K {mampusampai fraksi bakar sekitar 98%). Selain itu, diperoleh pula bahwa swelling bahan bakarmerupakan fungsi linier terhadap densitas fisi sampai suatu densitas fisi masksimum tertentutercapai. Swelling akibat produk fisi padat relatif stabil dan rendah pada keempat suhu iradiasiyang diamati. Sedangkan swelling akibat produk fisi gas berlangsung relatif cepat dan besar.Semakin tinggi suhu iradiasi, semakin cepat dan besar swelling yang terjadi. Rekristalisasiterjadi pada densitas fisi yang berbeda-beda untuk suhu iradiasi yang berbeda.

ABSTRACT

THE PREDICTION OF IRRADIATION-INDUCED SWELLING BEHAVIOR IN U3SI2DISPERSION FUEL. DART (Dispersion Analysis Research Tool). A thermomechanicalmodel for the prediction of fission-product-induced swelling in aluminum dispersion fuels hasbeen applied to predict the fission-product-induced swelling behavior of U3S12 dispersion fuel.The calculations were done for C/3S/2 3,5 g/cm3, 20% enriched, 4,5% porosity fuel plate at fourfuel irradiation temperatures, i.e., 373 K, 473 K, 573 K and 673 K, respectively. The interestedphenomena were focused on the solid and gas fission products and irradiation temperatureeftects on fuel swelling behavior. The results were shown interested phenomena. Generally,they have very similar swelling behavior. inUiatly, the swelling increases slowly, with a relativelysmall swelling gradient, then rapidly increase at certain fission density. Nevertheless, it might beassumed that the fuel swells stable under irradiation, especially for 373 K irradiationtemperature (was able to reach 98% fuel bum- up). Moreover, it has been found that untilcertain fission density, the fuel swelling was a linear function of fission density. Swelling due tosolid fission product was relatively stable and small at four irradiation temperatures, whileswelling due fo gas fission product was running fast and large. The swelling becomes faster andlarger with increasing in irradiation temperature. Fuel recrystallization was observed at differentfission density for different irradiation temperature.

PENDAHULUAN

Swelling atau penggembungan padabahan bakar merupakan permasalahanyang serius bagi keselamatan operasireaktor, terutama reaktor tipe MTR, ditinjaudari kemungkinan pelepasan produk-produkfisi ke lingkungan. Oleh karena itu,pemahaman fenomena dan perilaku swellingperlu dikuasai benar agar permasalahandapat diselesaikan dengan tepat. Di sisi iain,pengujian dan eksperimen iradiasi dan pascairadiasi bahan bakar bukan merupakanpersoalan yang sederhana. Padapelaksanaannya, pengujian dan eksperimentersebut memiliki tingkat kesulitan yang

tinggi, serta memerlukan waktu, tenaga danbiaya yang besar, sehingga selalu diusaha-kan suatu cara sederhana yang mampumenyelesaikan persoalan tersebut.Pemodelan komputer merupakan salah satucara sederhana yang dapat dipakai untukmencapai tujuan tersebut. Salah satu modelkomputer yang dapat digunakan untukmemprediksi fenomena dan perilaku swellingpada bahan bakar dispersi silisida ialahDispersion Analysis Research Tool {DART).

DART, merupakan suatu modeltermomeksnik untuk memprediksi swellingkarena produk fisi pada bahan bakar dispersialuminium. Model menghitung swellingakibat produk fisi padat dan gelembung gas

257

Prosiding Presentasi llmiah Daur Baban Bakar Nuklir IVPEBN-BATAN Jakarta, 1-2 Desember 1998

ISSN 1410-1998

fisi sebagai suatu fungsi morfologi bahanbakar. Model menghitung perilaku pelatbahan bakar selama terjadi penutupan pori,yang dalam selang waktu tersebut swellingmaka partikel bahan bakar diakomodasikanoleh matrik aluminium dengan caramengalirkannya ke porositas yang ada.Untuk menghitung suatu sistem, modelmelakukannya dengan menggunakanbeberapa pendekatan dan asumsi, antaralain partikel bahan bakar dianggap berbentukbulat yang dikelilingi oleh bulatan matrikpembungkus yang terikat dengan pem-bungkus luar kelongsong aluminium.Pendekatan ini memperlakukan bulatansebelah dalam sebagai bagian yang meng-alami deformasi mekanik dan bulatanpembungkus sebagai bagian yang meng-alami deformasi plastis sempurna. Beberapaasumsi yang dipakai antara lain selamaoperasi reaktor dianggap tidak terjadiswelling pada matrik aluminium; partikelbahan bakar dianggap berukuran sama danmemiliki bentuk seragam, yaitu bulat (sperik);tidak ada perubahan kekuatan tarik padaaluminium; serta pengaruh mulur pada bahanbakar dan matrik tidak dimasukkan ke dalamperhitungan.

Pada penelitian ini akan dibuatperhitungan swelling untuk bahan bakardispersi silisida U3Si2 (berbentukpelat)dengan densitas 3,5 g/cm3, diperkaya20%, dengan porositas fabrikasi 4,5% padaberbagai suhu iradiasi, yaitu 373 K, 473 K,573 K dan 673 K.

TATA KERJA

Pada penelitian ini dilakukanperhitungan dengan program komputerDART untuk bahan bakar dispersi siiisidaU3Si2 (pelat) 3,5 g/cm3, pengayaan 20% danporositas 4,5%. Perhitungan dilakukan padaberbagai suhu iradiasi, yaitu 373 K, 473K,573K dan 673K, daya linier 0,16588 kW/ft,dan fraksi bakar bahan bakar sampai di atas90%. Perhitungan dilakukan secara transien.

Urutan langkah kerja yang dipakaipada penelitian ini meliputi:1. Pemilihan dan penentuan parameter

penelitian representatif yang akan ditelitidan dievaluasi, yaitu fenomena danperilaku swelling bahan bakar silisidatersebut akibat produk fisi padat dan gassebagai fungsi parameter suhu iradiasidan densitas fisi.

2. Penyusunan parameter dan batasan-batasan ke dalam input program DART.

3. Kompilasi, linking dan eksekusi programDART terhadap input yang diberikan.

4. Evaluasi, data akusisi dan analisis.

HASIL DAN BAHASAN

Hasil perhitungan dengan DARTmenunjukkan fenomena swelling yangmenarik. Gambar 1 memperlihatkanperubahan densitas fisi sebagai fungsi waktupada berbagai suhu iradiasi. SedangkanGambar 2 sampai Gambar 5. menunjukkanfenomena swelling bahan bakar pada empatsuhu iradiasi yang berbeda, yaitu 373 K,473 K, 573K dan 673 K. Gambar 2 mem-perlihatkan swelling bahan bakar akibatproduk fisi padat yang terbentuk selamairadiasi berlangsung. Sedangkan Gambar 3menunjukkan fenomena swelling karenapengaruh produk fisi gas. Gambar 4menunjukkan swelling bahan bakar karenapengaruh produk fisi padat dan gas yangdihasilkan selama iradiasi berlangsung.Gambar 5 memperlihatkan swelling bahanbakar sebagai fungsi densitas fisi padakeempat suhu iradiasi tersebut di atas.

t.o

2.0

1.5

0.5

nn /

• Rssk>nOens«y(673K0

OFisslotiDenslly(5?3K)

oFisslonDensrt/(<73K)

A Flsslon Denslty (373 K)

Waktulracfasi(hsri)

Gambar 1. Densitas fisi bahan bakar silisidaU3Si2 3,5 g/cm3

Dari Gambar 1, tampak densitas fisiyang dihasilkan semakin membesar denganlamanya waktu iradiasi, namun relatif (sedikit)menurun dengan naiknya suhu iradiasi.Kenaikan temperatur mempertinggi kecepat-an neutron dan menurunkan penampangserapan neutron, sehingga menurunkanprobabilitas serapan neutron oleh bahan fisildan menurunkan probabilitas fisi yang terjadi.Kondisi ini menyebabkan jumlah fisi yangdihasilkan juga menurun. Walaupundemikian, tampak gradien densitas fisi relatiftidak besar (hampir sama), sehingga bolehdikatakan densitas fisi relatif tidak berubah.Hal ini menunjukkan pula laju produk fisirelatif konstan.

258

ISSN 1410-1998 Prosiding Preseritasi llmiah Daur Bahan Bakar Nuklir IVPEBN-BATAN Jakarta, 1-2 Desember 1998

0 Fiei Meat Sndir^ (673 K)

o Fml Me& 9«lf r^ (573 K)

0 Fiol Meat a^[ix) (473 K)

AFicJMoaia^iro(373K)

10.00

9.0O

8.00

£7.00

= 6.00

I 5.00

| 4.00

jjlOO

2.00

1.00

VvtsWulratiasiJian)

Gambar 2. Fue/ meaf swelling bahan bakarSilisida U3Si2 3,5 g/cm3, pengaya-an 20 %,porositas 4,5 % padaberbagai suhu radiasi

Pada Gambar 2 tampak swellingakibat produk fisi padat menunjukkankecenderungan dan nilai yang relatif sama.Persentase swelling membesar denganlamanya waktu dan sedikit menurun dengannaiknya suhu iradiasi. Namun demikian,gradien swelling-nya tidak tinggi. Hal inisesuai dengan fenomena dalam Gambar 1,yaitu densitas fisi bertambah dengan waktudan sedikit menurun dengan kenaikan suhuiradiasi. Adanya kenaikan densitas fisi iniberarti pula adanya kenaikan pada jumlahproduk fisi padat. Produk fisi padat inimenjadi impuritas di dalam bahan bakar danmulai mengisi porositas yang ada. Selamaporositas masih mampu menampung produkfisi padat tersebut, maka swelling masihterkendali. Dari hasil perhitungan nampakbahwa porositas yang tersedia cukupmenampung produk fisi padat tersebut,sehingga sweiling yang dihasilkan relatifrendah. Di sisi lain produk fisi padat yangmengisi porositas tersebut meningkatkanbesar konduktivitas panas bahan bakar,sehingga swelling yang dihasilkan masihdapat terkendali. Namun sampai batasdensitas fisi tertentu kemudian konduktivitasbahan bakar menurun, sehingga hal ini turutmempengaruhi besar swelling yang terjadipada proses berikutnya, yaitu swelling yangdiakibatkan oleh produk fisi gas, seperti yangnampak pada Gambar 3. Pengaruh iradiasiterhadap besar konduktivitas bahan bakarsilisida dapat dilihat pada Gambar 6. DariGambar 2, dapat dikatakan bahwa produk fisipadat sampai densitas fisi tertentu memberipengaruh yang tidak terlalu besar terhadapswelling bahan bakar. Di pihak lain, tampakproduk fisi gas memberi pengaruh yangbesar terhadap swelling bahan bakar. Selainitu, tampak pula pengaruh suhu iradiasiterhadap besar swelling yang diakibatkan

oleh produk fisi gas. Pengaruh ini diakibatkanoleh menurunnya konduktivitas panas bahanbakar dengan naiknya temperatur.Fenomena dan perilaku swelling-nya sepertiyang diperlihatkan pada Gambar 3.

o Gas Bubble Swelling (673 K)o Gas Bubble Swelling (573 K)o Gas Bubble Swelling{473 K)« Gns Bubble Swulling (373 K)

60.0

50.0

g 40.0

« 30.0

•§

»20 .0

O

10.0

0.0

0 20 40 60 80 100 120 140

Waklu Iradiasi (hari)

Gambar 3. Gas bubble swelling bahan bakarsilisida U3Si2 3,5 g/cm3, pengaya-an 20 %, porositas 4,5 % padaberbagai suhu radiasi

Dari Gambar 3 tampak semakin lamawaktu iradiasi dan semakin tinggi suhuiradiasi, swelling yang diakibatkan olehpengaruh produk fisi gas semakin membesar.Fenomena dan perilaku swelling-nya relatifserupa, yaitu mula-mula berjalan melandaiuntuk beberapa waktu (densitas fisi tertentu),kemudian naik sangat tajam dengan naiknyasuhu iradiasi. Di sini tampak untuk suhuiradiasi yang lebih rendah, swelling-nyaberjalan lebih lambat. Kenaikan swellingkarena produk fisi gas ini sesuai denganfenomena yang terkait, yaitu adanyapenurunan konduktivitas panas bahan bakar,kenaikan tekanan yang diakibatkan oleh gasfisi tersebut, pertumbuhan gelembung yangcepat dan membesar. Penurunan konduk-tivitas panas dengan naiknya temperaturiradiasi disebabkan oleh terbentuknyaaluminida. Semakin tinggi temperatur,semakin cepat aluminida terbentuk.Aluminida yang terbentuk ini memilikidensitas yang lebih rendah dari densitasU3Si2, sehingga konduktivitas panas bahanbakar menjadi lebih rendah dari konduktivitassemula m . Di samping itu, semakin tinggitemperatur, tekanan gas fisi semakinmembesar yang berarti menaikan tegangandan regangan bahan bakar. Ketika tahananterhadap tekanan ini terlewati maka bahanbakar mengalami swelling. Pada sisi lainnya,tekanan ( tekanan intragranular ) yangmembesar ini membuat pertumbuhangelembung-gelembung semakin besar dancepat, sehingga memperbesar swelling yang

259


ISSN 1410-1998

terjadi m . Selain itu, kondisi ini jugadipengaruhi oleh pori yang tersedia sudahdipenuhi oleh produk fisi padat, sehinggaakumulasi tekanan dan produk fisi gasmenyebabkan swelling bahan bakarmembesar.

o Fool Sweling (673 K)

0 Fuel Swellng (573 K)

o Fucl Swsling (473 K)

t, Fuel Swclfng (373 K)

WaMu Iradiasi (hart)

Gambar 4. Swelling bahan bakar silisidaU3Si2 3,5 g/cm3, pengayaan 20 %,porositas 4,5 % pada berbagaisuhu radiasi

Gambar 4. menunjukkan swellingbahan bakar akibat akumulasi dari produk fisipadat dan gas. Perilaku swelling yangdiperlihatkan nampak serupa untuk berbagaisuhu iradiasi tersebut. Namun, kecepatandan besar swelling-nya berbeda. Besarswelling yang terjadi pada keempat suhuiradiasi tersebut masing-masing ialah padasuhu iradiasi 373 K sebesar 37%, suhuiradiasi 473 K sebesar 40%, suhu iradiasi573 K sebesar 50% dan pada suhu iradiasi673 K sebesar 67%. Dari hasil perhitunganini, nampak bahwa bahan bakar silisitiapengayaan rendah relatif stabil terhadapiradiasi pada suhu 373 K.

60.0

50.0

g40.0oi.9% 30.0

I£ 20.0

10.0

0.0

o Fuel Swelling (673 K)O Fuel Swelling (573 K)o Fue! Swelling (473 K)A Fuel Swelling (373 K)

0.0 1.0 2.0 3.0 4.0

Fisslon Oensity (1.0E21 cm-3)

Gambar 5. Fuel meat swelling bahan bakarsilisida U3Si2 3,5 g/cm3, pengaya-an 20 %,porositas 4,5 % sebagaifungsi fission density pada ber-bagai suhu radiasi

Gambar 5 menunjukkan besarswelling bahan bakar sebagai fungsi densitasfisi. Tampak perilaku yang ditunjukkanserupa dengan hasil pada Gambar 4. Dari

Gambar 5, diperoleh informasi bahwa bahanbakar mengalami rekristalisasi pada densitasfisi yang berbeda-beda. Untuk suhu iradiasi373 K, rekristalisasi terjadi pada densitas fisisekitar 3,25x1021 cm"3 (sekitar 98% fraksibakarnya). Sedangkan untuk suhu iradiasi473 K pada densitas fisi sekitar 2,31 x 1021

cm"3, suhu iradiasi 573 K sekitar 1,83 x 1021

cm'3, dan suhu iradiasi 673 K sekitar 0,93 x1021 cm"3. Rekristalisasi mulai terjadi ketikaenergi per inti cukup untuk mengimbangipembentukan permukaan-permukaan batasbutir dengan membuat suatu volume yangbebas-regangan, dengan hasil akhir berupapenu-runan energi bebas material.Restrukturisasi ini menyebabkanterbentuknya suatu jaringan yang rapat padabatas-batas sub-butir. Pada jaringan ini,gelembung-gelembung gas menginti(berhimpun) dan kemudian berkembangdengan cepat. Dengan cepatnyapembentukan dan semakin panjangnyajaringan (besamya gelembung), maka hal inimempercepat dan memperbesar swellingyang terjadi pada bahan bakar.

100.0

90.0

80.0

70.0

60.0

50.0

40.0

30.0

20.0

10.0

0.0

«KonduktivitasPanas (373 K)• Konduklivitas Panas (473 K)iKonduktivllasPanas (673 K)o Konduklivilo3 Pana» (673 K)

20 40 60 80 100 120 140

Waktu Iraddiasi (hari)

Gambar 6. Konduktivitas panas fuel meatpada berbagai suhu radiasi

SIMPULAN

Dari hasil perhitungan dapat di-simpulkan beberapa hal berikut:

1. Bahan bakar dispersi silisida U3Si23,5 g/cm3, pengayaan 20%,porositas 4,5% mengalamiswelling yang relatif stabil terhadapiradiasi, khususnya pada suhuiradiasi 373 K (mampu sampaifraksi bakar sekitar 98%).Swelling bahan bakar merupakanfungsi linier terhadap densitas fisisampai suatu densitas fisimaksimum tertentu tercapai.Swelling akibat produk fisi padatrelatif stabil dan rendah pada

2.

260


keempat suhu iradiasi yangdiamati,

4. Swelling akibat produk fisi gasberlangsung cepat dan besar.Semakin tinggi suhu iradiasi,semakin besar swelling yangterjadi.

5. Rekristalisasi terjadi pada densitasfisi yang berbeda-beda untuk suhuiradiasi yang berbeda.

PUSTAKA

[1]. REST, J., The DART Dispersion AnalysisResearch Tool: A Mechanistic Model forPredicting Fission-Product-lnducedSwelling of Aluminum Dispersion Fuels,Argonne National Laboratory, ANL-95/36,Argonne, lllinois, 1995.

[2]. REST, J. and S.A ZAWADSKL,FASTGRASS: A Mechanistic Model forThe Prediction ofXe, I, Cs, Te, Ba and SrRelease from Nuclear Fuel under Normaland Severe Accident Conditions,NUREG/CR-5840, Argonne NationalLaboratory Report ANL-92/3, Argonne,lllinois, 1995.

[2]. SNELGROVE, J.L., R.F., DOMAGALA,etall, The Use of U3Si2 Dispersed inAluminum in Plate-Type Fuel Elementsfor Research and Test Reactors,ANL/RERTE/TM-11, Argonne NationalLaboratory, Argonne, lllinois, 1987.

[4]. COPELAND.G.L, R.W. HOBBS, , G.LHOFMAN and J.L. SNELGROVE,Performance of Low-Enriched U3Si2-Aluminum Dispersion Fuel Elements inThe Oak Ridge Research Reactor,ANURERTR/TM-10, Argonne NationalLaboratory, Argonne, lllinois, 1987.

TANYA JAWAB

Futichah• Apakah model yang digunakan sudah

baku atau membuat sendiri.• Apakah program DART juga berlaku

untuk material strukturnya.

Bambang Herutomo• Hasil-hasil yang disajikan dalam makalah

ini merupakan hasil perhitungan paketprogram DART dari ANL (USA)

• Program DART hanya digunakan untukmenghitung pembengkakan akibatakumulasi hasil belah baik padat maupun

gas dari bahan bakar dispersi Aluminiumseperti U3O8-AI dan U3Si2-AI.Pembengkakan akibat iradiasi terhadapmaterial struktur (Al) tidak dimodelkandalam DART (diabaikan).

Siti Amini• Pada prediksi dengan DART terlihat

banyaknya pengabaian-pengabaianantara lain bentuk partikel, perubahankonduktivitas panas dan lain-lain,padahal dalam kenyataan terdapatfaktor-faktor tersebut. BagaimanaSaudara mengantisipasi koreksi terhadapfaktor-faktor tersebut.

• Apakah hasil prediksi dari Gambar 2.3dapat ditunjukkan rumusan matematisyang dapat berlaku untuk setiap jeniselemen bakar atau merupakan fungsispesifik bagi setiap model elemen bakaratau hanya berlaku untuk U3O8-AI danU3Si2-AI.

Bambang Herutomo• Dalam DART, bentuk partikel bahan

bakar (U3Si2 ) diasumsikan mewakiliukuran yang seragam dan berbentukbola. Pada kenyataannya, ukuran partikelbahan bakar tidak seragam danberbentuk tidak teratur {irregular). Olehkarena bentuk yang tidak teratur sangatsulit memodelkan dan menyelesaikanpersamaan matematisnya, dan karenaorientasi partikel adalah acak makaasumsi partikel bahan bakar bentuk boladengan ukuran seragam dapat diterima.Dalam perhitungan yang dilakukan,ukuran partikel diambil nilai reratanya,sedangkan koreksi terhadap hasilperhitungan DART dapat dilakukandengan membandingkan hasileksperimen yang merupakan rencanaselanjutnya.

• Hasil-hasil perhitungan DART merupakanfungsi spesifik bahan bakar yang ditinjau(material dan mikrostruktur) dan kondisioperasi reaktor (temperatur dan dayalinier). Hasil prediksi yang disajikandalam makalah ini hanya berlaku untukbahan bakar dispersi U3Si2-AI bentuk platlurus dengan kondisi operasi tertentu.

• Pembengkakan bahan bakar dipengaruhioleh temperatur dan densitas fisi.Semakin tinggi temperatur, laju reaksiU3Si2-AI semakin besar. Lajupertumbuhan gelembung gas di dalambutir juga semakin cepat (proses

261


ISSN 1410-1998

rekristalisasi). Sedangkan densitas fisiberpengaruh langsung terhadap besarpembengkakan yang dihasilkan dalamarti semakin tinggi densitas fisi makasemakin besar pembengkakan yangterjadi.

b)

Fathurrachman• Mengapa dalam

digunakan satuperhitungan hanya

tingkat saja yaitu

c)

Bahan bakar U3Si2-AI dengan tingkatmuat 3,5 g/cm merupakan kandidatterbaik saat ini sebagai substitusibahan bakar U3O3-AI yang digunakanReaktor Serbaguna G.A Siwabessysaat ini.Apabila tingkat muat 6,0 g/cm3

diperkirakan swelling akan lebihbesar. Kepastian ini perlu diperiksalebih lanjut dengan DART.

3,5 g/cm . Bagaimana seandainya tingkatmuat itu dinaikkan hingga 6,0 g/cm3.

Bambang Herutomo• Alasan digunakan tingkat muat 3,5 g/cm3

dalam perhitungan adalah :a) untuk memeriksa apakah program

dari mesin komputer yang digunakandapat melakukan perhitungandengan benar.

262

ID0200030

ISSN 1410-1998 Pmsiding Presentasi llmiah Daur Bahan Bakar Nuklir IVFEBN-BATAN Jakarta, 1-2 Desember 1998

EVALUASI KESELAMATAN KERJA IRMATAS DASAR DATA LAPANGAN DAN RANCANG BANGUN

IndroYuwonoPusat Elemen Bakar Nuklir - BATAN

ABSTRAK

EVALUASI KESELAMATAN KERJA IRM ATAS DASAR DATA LAPANGAN DAN RANCANGBANGUN. Telah dilakukan evaluasi keselamatan kerja di Instalasi Radiometalurgi (IRM) yangmeliputi keselamatan radiasi, keselamatan umum dan sistem Ventilation and Air Condition(VAC). Desain dasar sistem keselamatan IRM dalam laporan analisis keselamatan awaldidasarkan pada perhitungan. Dari hasil evaluasi menunjukkan bahwa ada beberapa bagianyang tidak sesuai antara data lapangan dan desain dasar sistem keselamatan, tetapi masihmemenuhi ketentuan keselamatan yang berlaku di BATAN. Penerimaan dosis radiasi ekstemasebesar 13,44% dari Nilai Batas Dosis (NBD), paparan radiasi di daerah operasi sebesar 0,004mSv/jam (daerah non aktif), tingkat kontaminasi udara sebesar 18,26% dari batasan dan 0,32%untuk kontaminasi permukaan kerja. Pola aliran udara sesuai ketentuan BATAN tetapi untukharga tekanan negatif berbeda dengan desain dasar. Pelepasan gas buang selamaberoperasinya IRM hanya sebesar 1,5 bagian per juta dari batasan baku mutu lingkungan.

ABSTRACT

WORKING SAFETY EVALUATION OF RMI BASED ON THE FIELD DATA AND DESIGN.Working safety evaluation of Radiometalurgy Instalation (IRMj consist of radiation safeiy,general safety and VAC system have been done. Safety basic design of RMI on the preliminarysafety analysis report was based on the calculation. The results of the field data evahiationshowed that there were some discrepancies between the safety basic design and field data, butthe figures were still within the safety range of BATAN regulation. External radiation dosereceived was 13.44% from the limit dose. Dose rate in the operation area was 0.004 mSv/li(non active area), whilst air contamination and surface contamination were 18.26% and 0.32%from the limitation respectively. Air flow system followed the BATAN regulation but the negativepressure value was not in agreement with the basic design. Air release concentration was only1.5 ppm from the environmental standard limit.

PENDAHULUAN

Instalasi Radiometalurgi (IRM)dirancang untuk melakukan kegiatanpenelitian elemen bakar bekas pascairadiasi. Disain dasar rancang bangun dansistem keselamatan oleh GCNF Germany,dikembangkan dan dikonstruksi olehkontraktor lokal. Sesuai dengan ketentuandan kondisi di Indonesia kemungkinandijumpai beberapa revisi sistem keselamatanbaik yang menyangkut keselamatan umummaupun keselamatan radiasi.

Setnua kegiatan yang menyangkutelemen bakar bekas atau bahan lain yangtelah diiradiasi dilakukan didalam bilik panas[hot cell) yang semuanya berjumlah 12 buahterdiri dari 3 bilik beton berat dan 9 bilik baja.IRM dirancang mampu menangani elemenbakar bekas dalam satu batch kegiatanadalah 6 elemen bakar bekas tipe MTR-30

atau 1 elemen bakar bekas tipe Biblis A,setara dengan sekitar 1 juta Curie.'11

Disamping potensi radiasi yang cukup tinggidi IRM juga terdapat potensi bahaya lainyang bersifat non radiasi yaitu adanya bahankimia dan bahaya kebakaran. Oleh sebab itugedung dan sistem peralatan dukungkeselamatan disesuaikan dengan potensibahaya yang ada tersebut. Jenis dan tebaldinding sel panas yang terbuat dari betonberat maupun baja SS telah diperhitungkan,demikan halnya dengan bahan-bahan yangterkait dengan potensi bahaya kebakaran.

Sistem pendukung lain yang cukuppenting adalah sistem Ventilasi atau dikenaldengan Ventilation and Air Conditioningsystem (VAC). Berbeda dengan sistem VACumum, dalam sistem VAC instalasi nuklirselain diperhitungkan suhu udara juga harusdiperhitungkan pola aliran udara,kelembaban udara dan pola buang gas ke

263


ISSN 1410-1998

lingkungan. Kondisi ini selain mempengaruhikegiatan proses pengujian juga merupakanpersyaratan dalam kaitannya denganpenyebaran zat radioaktif ke lingkungan kerjaatau lingkungan sekitar instalasi serta sistempencegahan kebakaran.

Bahasan dalam tinjauan ini mengacupada data-data fisik administrasi yang adaselama konstruksi dan pada data hasilpantauan penerimaan dosis radiasi pekerja,paparan daerah kerja serta pelepasanradionuklida kelingkungan serta data lainyang terkait dengan keselamatan. Data-datadiperoleh dari pemantauan rutin yangdilakukan di lingkungan IRM. Dari hasilevaluasi akan diketahui sejauh manapenyimpangan antara data desain dan datalapangan serta pemenuhan terhadapketentuan di BATAN.

DISAIN DASAR KESELAMATAN.

Dalam menelaah desain dasar IRMakan digolongkan menjadi tiga bagiantinjauan sistem keselamatan yaitu :1. Keselamatan Radiasi2. Keselamatan non radiasi atau

keselamatan umum3. Sistem ventilasi (VAC).

Keselamatan Radiasi.

Keselamatan radiasi ditujukan untukmenekan serendah mungkin adanya bahayaradiasi karena kegiatan penggunaan bahanradioaktif, seperti direkomendasikan olehInternational Commission of RadiationProtection (ICRP). Tiga hal yang berkaitandengan keselamatan radiasi yang akandibahas ialah :a. Keselamatan pekerja radiasi yang

berkaitan dengan penerimaan dosisradiasi.

b. Keselamatan daerah kerja, meliputiudara dan tempat kerja.

c. Keselamatan lingkungan berkaitandengan pelepasan gas buang.

Dalam keselamatan pekerja radiasi,pembatasan dalam desain dasar dilakukandengan pembagian daerah kerja atau zoning,ketahanan perisai radiasi/ shielding bilikpanas dengan dukungan sistem VAC.Spesifikasi dinding bilik panas beton adalah,bahan cor beton berat dengan densitas3,6 g/cm3, tebal dinding sisi operasional120 cm, tebal langit-langit 95 cm dan teballantai 100 cm.'1) Sedangkan untuk bilik bajadigunakan bahan SS dengan densitas7,8 g/cm3 .Batasan radiasi dalam Tabel 1.

Tabel 1. Perkiraan paparan radiasi dan batasan daerah kerja di IRM.

Daerah

Non aktifRadiasi rendahBebas kontm'siRadiasi sedang

Konst<1/10 MPCRadiasi tinggi

Konst>1/10MPC

•Zona ' -

Zona IZona II

Zona III

Zona IV

Batasan,r Paparan

(D)mr/j

0,75 < D <2,5

2,5 D< 300.

D>300

'. - .* Koritaminasi nci/cmz

- • A l a t . '

<10"b(cc)<10"4(B)

10'5~104(a)10""~10-3(p)

>10-4 (a)>10'3(p)

Pakaian

<10"5(a)<10"4(p)

10"5~10"*(a)10"4~10"3(p)

>10-4(a)>10"3(p)

Kulit

<10"6(p)<10-5(p)

lO^-IO-^a)lO^- IO'3^)

>10-4(a)>10'3(p)

Perkiraan emisi gas buang ke lingkungan disampaikan dalam Tabel 2

Keselamatan umum.

Disain dasar keselamatar» umumdiutamakan terhadap bahaya kebakaran ataubahaya api. Klas api yang mungkin timbul diIRM meliputi:1. Klas A, kertas, papan kertas, kayu,

plastik (PVC), polietilin, karet, tekstil.

2. Klas B, kerosin, tributil phospat, aseton,etanal, minyak roll

3. Klas C, metana, propana, asetilin,hidrogen.

4. Klas D, uranfum, aluminium, kalsium

Sebagai sumber api diidentifikasiantara lain, hubungan pendek, electrostatical

264

ISSN 1410-1998 Pmsiding Presentasi llmiah Daur Bahan Bakar Nuklir IVPEBN-BATAN Jakarta, 1-2 Desember 1998

charging, kontak dengan hot area, lampu,pembakaran sendiri, gesekan mekanik.Dalam sistem keselamatan kebakaran atau

bahaya api di lRM diterapkan sistemperlindungan api pasif dan sistemperlindungan api aktif.

Tabel 2. Pelepasan Radionuklida tahunan ke lingkungan dari IRM

.RadionuklidaH3

Kr85Sr90Y90Zr95Nb95Ru106Rh106Ag IIOMSb125

Te 125MTe127

Te127 M1131

Xe131 MCs134Cs137

Ba 137 MCe144Pr144Eu154Eu155U238Pu238Pu239Pu240Pu242Am241Am243Cm242Cm243Cm244

Aktivitas spesifik >.•• ,2. 48E+103. 85 E + 113.01 E+123.01 E+121.88E+133. 24E+132. 18E + 132. 18E + 131.87E + 116. 25 E + 111. 47 E + 113. 12E+113.19E+116. 22 E + 093. 40 E + 097. 59E + 124. 62 E + 124. 37E + 123. 55E + 133. 55E + 135. 51 E+ 113. 51 E + 111.17 E + 071.37 E +111.333E+ 102.10 E+ 101.05 E +089.47 E + 091.28 E +091.65 E +121.40 E + 091.90 E +11

Total pelepasan7.00 E + 091.20 E+ 131.20 E +051.26 E +057.90 E + 051.36 E +069.16 E +059.16 E +057.85 E + 032.63 E + 046.17 E +031.31 E + 041.34 E +044.50 E + 081.43 E +023.19 E +051.94 E +051.84 E + 051.49 E + 061.49 E + 06

. 2.31 E + 041.47 E +044.91 E-015.75 E + 035.59 E + 028.82 E + 024.41 E + 003.98 E + 025.38 E +016.93 E + 045.88E + 017.i'8 E + 03

Sistem perlindungan api pasif.

Sistem perlindungan api pasifdimaksud-kan untuk mengurangikemungkinan timbulnya api dan menghindaripertumbuhan api meliputi gedung, alat-alatmekanik dan komponen elektrik.Perlindungan terhadap api secara pasifdapat dibagi menjadi 3 bagian utama yaitu :1. Sistem konstruksi2. Sistem elektrik3. Sistem ventilasi.

Dalam konstruksi harus dijaminadanya stabilitas gedung berbasis api misaldengan bahan tahan api. Beberapa elemendidisain dengan bahan tahan api, adanyapenghalang api, penutup dalam sejauhmungkin digunakan bahan tak terbakar.

Demikian halnya dengan instalasi listrik danmekaniknya

Daerah api merupakan bagian daribangunan dengan ketahanan api tertentu,digunakan bahan ketahanan api F 90 (DIN)untuk saluran pipa udara buang. Batasanyang digunakan dalam pembagian daerahapi adalah sebagai berikut:• Grouping ruangan yang didefinisikan

sebagai daerah api bersamaan dengankonstruksi.

• Mempertimbangkan rute keluar.• Rute keluar dibatasi dengan bahan tahan

api.

Sitem elektrik, kanal dan ducting diusahakandibuat dari bahan tahan api, pembagiankanal umumnya maksimal setiap 8 meter.

265


ISSN 1410-1998

Penentuan daerah bebas rokok dekatperalatan listrik dan kabel perludipertimbangkan. Khusus ruang bateraiharus dilengkapi dengan sistem ventilasikhusus untuk menghindari kelebihan gas.Peralatan elektrik lain yang termasukperlindungan api antara lain

• Sistem pentanahan dan penyangga.• Kabel yang digunakan hanya sepanjang

yang diperlukan.• Kelengkapan dan kesesuaian sekering

pada tiap peralatan.• Kelengkapan sistem penangkal petir

yang benar.

Sistem ventilasi, karena sistemkonstruksi yang tertutup dan sistem ventilasitersentral maka peralatan/kelengkapanberikut dapat berfungsi sebagai perlindunganapi preventif.1. Daerah api sebaiknya terpisah dengan

sistem VAC yang penting dengansambungan tahan api.

2. Daerah kerja dengan penghunian tetapdilengkapi dengan pasok udara segar.

3. Pemisahan udara masuk (supply) danudara keluar (exhaust) tak perlu dipisah.

Sistem perlindungan api aktif

Dalam sistem perlindungan api aktifdapat digolongkan menjadi 3 bagian yaitu :1. Sistem pendeteksian {the fire detection).2. Sistem pencatatan (the fire recording).3. Sistem alat/sarana pemadam api {the fire

fighting).

Sistem pendeteksian api umumnyaterdiri dari 2 (dua) macam sistem yaituotomatis dan manual (break glass). Adanyaapi dapat diketahui secara dini denganadanya alarm kebakaran yang terhubung ketempat supervisor. Penempatan sistemmanual diatur sehingga dengan mudah dapatdijangkau oleh pekerja. Detektor apimemudahkan pendeteksian secara cepatlokasi kebakaran. Dalam masing-masinggrup mungkin digunakan jenis detektor apiyang berbeda tergantung titik api sesuaifenomena yang terjadi. Ada tiga jenisdetektor yang dapat digunakan yaitu :1. Detektor asap optik2. Thermo diferensial detektor3. Detektor api (flame detector)

Sarana pemadam api berupapemadam kebakaran dipersiapkan untukjenis yang mudah bergerak. Lokasipenempatan pemadam kebakaran secaramanual ditangga, koridor atau di daerah kerjaharus diletakkan pada daerah /titik rawan disepanjang jalur api. Agar dapat melakukanpemadam yang efektif maka penyediaan danpemakaian alat pemadam kebakaran harussesuai dengan bahan yang akandipadamkan. Alat pemadam kebakaran lainadalah tersedianya hydrant di luar dan didalam instalasi khusus pada bagianperkantoran.

Khusus untuk sistem pemadamkebakaran di dalam bilik panas disediakanderetan tabung pemadam gas CO2 yangbekerja secara otomatis bila tombol ditekandan dihubungkan langsung ke dalam bilikpanas.

Sistem Ventilasi

Sistem ventilasi di IRM dimaksudkanuntuk menekan serendah mungkin terjadinyapenyebaran debu/partikel udara dari zonaradiasi tinggi ke radiasi rendah. Peralatansistem ventilasi yang digunakan memilikiredundansi 2 x 100 %. Pemasukan udaradengan blower. Apabila terjadikegagalan/darurat maka salah satunya akandioperasikan.

Sistem ventilasi di IRM terdiri dari 2sistem yang terpisah yaitu sistem ventilasiuntuk perkantoran dan sistem ventilasi untuklaboratorium.

Sistem ventilasi untuk perkantoranlebih sederhana dibandingkan untuklaboratorium. Udara bersih didistribusikan ketiap ruangan kantor melalui pengatur volumedan termostat. Penurunan suhu udara (yangberasal dari udara luar) dengani koilpendingain berisi air pada suhu 9 - 10°C{chilled water). Udara masuk ke perkantoranjuga malayani supplai udara ke coldlaboratory. Sistem ventilasi di laboratoriumterdiri dari:- sistem udara masuksistem udara keluar dari lemari asap- sistem udara keluar dari ruang laboratorium- sistem udara keluar dari bilik panas

266

ISSN 1410-1998 Prosiding Presentasi llmiah Daur Bahan Bakar Nuklir IVPEBN-BATAN JaKarta, 1-2 Desember 1998

Kdara masuk dan keluar instalasiterlebih dahulu selalu dilewatkan filter, untukudara masuk melalui pre-filter sedangkanuclara keluar dilewatkan HEPA filter. Sistemuclara keluar dari ruang laboratoriumdipisahkan menjadi 2 saluran, masing-masing dari zona I dan zona II dan III. Udaradciri zona I tanpa lewat sistem filter,sedangkan yang berasal dari zona II & IIIdilewatkan pada suatu grup filter sebelumdibuang ke cerobong.

Sistem udara keluar dari bilik panasdibuat terpisah dari sistem udara keluar lain,udara keluar melewati sistem filter.Komposisi filter terdiri dari 2 filter operasi dan1 filter cadangan. Dengan 3 filter ini sistemventilasi bilik panas dapat berfungsi terus,walaupun saat penggantian filter operasidengan filter cadangan. Semua udara yangkeluar baik dari lemari asap, laboratoriummaupun bilik panas disatukan pada satusaluran buang dan dilepas ke lingkunganmelalui cerobong setinggi 60 m.

Pergantian udara didesainberdasarkan standar IAEA (Safety series No.30tahun 1981), untuk:Zona IIZona IIIZona IV

5-10 kali/jamlebih dari 5 kali /jam10-30kal i / jam

Aliran udara mengalir dari daerahyang lebih bersih ke daerah dengan resikokontaminasi lebih tinggi, perbedaan tekananantara ruangan di IP.M terperinci namunsecara umum dapat dibagi menjadi 4 daerahtekanan negatif yaitu:- zona I dengan tekanan : 0 - 50 Pa- zona II dengan tekanan : 70 -100 Pa-zona III dengan tekanan :120-150Pa- zona IV dengan tekanan : diatas 250 Pa

Untuk memperoleh perbedaantekanan masing-masing daerah digunakanAutomatic Control Damper. Sedangkan suhudan humiditas udara tergantung pada fungsimasing-masing ruang. Secara garis besartingkat suhu dan kelembaban udara padaruangan dikelompokkan sebagai berikut:

1. Tempat kerja permanen, laboratoriumdan ruang kontrol 22° - 25°C, 45% -65 %RH

2. Ruang-ruang operasional / mesin-mesin listrik : 20° - 35°C, maks.65 % RH3.

3. Bilik baja : maks 40°C, maks.60% RH

4. Bilik beton : maks 60°C, maks.60 %RH

TATA CARA PELAKSANAAN

Dalani kajian atau evaluasi sistemkeselamatan kerja secara umum baikkeselamatan radiasi maupun non radiasidilakukan tahapan - tahapan kegiatansebagai berikut:1. Inventarisasi sistem keselamatan atas

dasar disain dasar, preliminary safetyanalysys report IRM meliputikeselamatan radiasi, non radiasi dansistem VAC.

2. Inventarisasi dan analisis sistemkeselamatan dari Laporan AnalisisKeselamatan (LAK) IRM Rev.3

3. Inventarisasi dan pengambilan data ujilapangan selama konstruksi

4. Analisis hasil pengujian bilik panas betonberat secara gridding

5. Pengambilan data keselamatan radiasiuntuk:

a) Personil dengan TLD, analisisurin dan WBC

b) Paparan radiasi daerah kerjasesuai ketentuan dalam LAKdengan survey meter.

c) Tingkat kontaminasi udaradengan pencuplik udara dalamdaerah kerja.

d) Tingkat kontaminasi permukaankerja dengan cara tes usap.

e) Distribusi aerosol dalam daerahkerja dan luar instalasi denganbaterai difusi untuk mengetahuikemungkinan adanya paparanradiasi interna karena inhalasi.

f) Pemantauan dan analisispelepasan gas buang kelingkungan melalui cerobong.

6. Pengamatan lapangan berkenaan dengansistem keselamatan kebakaran.

7. Pengamatan berkenaan dengan sistemkeselamatan VAC daerah operasimaupun bilik panas.

Dari data keselamatan dan kondisilapangan yang diperoleh tersebut kemudiandikaji dan dianalisis atas dasar sistem

267


ISSN 1410-1998

keselamatan dalam rancang bangun ataudisain dasar IRM dengan mengacu padaketentuan keselamatan yang berlaku diBATAN.

HASIL PENGAWIATAN DAN BAHASAN

Hasil pengamatan dan pembahasandigolongkan dalam tiga bagian yaitu :

1. Keselamatan radiasi2. Keselamatan umum, khususnya sistem

kebakaran3. Keselamatan sarana dukung yaitu sistem

VAC

Keselamatan Radiasi

Untuk mengetahui ketahanan betonberat terhadap radiasi di bilik panasdilakukan pengujian dengan gridding.Pengujian dilakukan dengan sumber Co-60sebesar 58 Ci. Dari hasil pengujian initerdapat bagian yang kurang homogendalam pengecoran, sehingga ada semacamsabuk/fae/f. Dengan analisis lebih lanjutdiketahui bahwa kondisi ini tidakmembahayakan. Disamping letaknya 1 m diatas daerah operasi juga paparan radiasi didaerah ini secara teoritis hanya sekitar0,0155 mSv/jam untuk sumber radioaktifsebesar 1.000.000 Ci.|2]

Secara praktis belum diketahuikarena dianggap saat ini aktivitas maksimumbahan bakar bekas yang pernah ada dalambilik panas sebesar 37.000 Ci dan ini tidakmenyebabkan kenaikan paparan radiasiyang berarti di depan bilik panas tersebut.

Dari hasil pantauan yang meliputipenerimaan dosis radiasi dengan TLDAnalisis Uranium dan WBC diperoleh hasil :'3'

1. Dosis ekivalen seluruh tubuh (DEST)tertinggi = 1,68 mSv.

2. Untuk hasil dengan analisis urine danWBC tidak terdeteksi adanya radionuklida dalam tubuh.

Hasil tertinggi pantauan daerah kerjayang meliputi tingkat radioaktivitas udara,tingkat kontaminasi radiaoaktif permukaankerja / lantai dan paparan radiasi adalah : w

1. Tingkat radioaktivitas udara: 3,6535 Bq/m 3

2. Permukaan kerja: 11,9919 Bq/m 2

3. Paparan radiasi: 0,0040 mSv/jam

Dari hasil pengukuran distribusi aerosol dilingkungan IRM di daerah kerja / ruanganyang dinilai berpotensi mempunyai tingkatkontaminasi udara tertinggi serta di luargedung instalasi, diperoleh hasil :'5'1. Diameter partikel semua < 0,5 \xm maka

digunakan satuan AMTD [Activity MedianThermodynamic Diameter)

2. Diameter di R. 143 adalah 11,7 nm(AMTD).

3. Diameter di R.140 adalah 350 nm(AMTD).

4. Diameter di luar instalasi adalah 350 nm(AMTD).

Aktifitas tertinggi dalam gas buangsejak adanya zat radioaktif di IRM (bilikpanas) disampaikan dalam Tabel 3.t6)

Tabel 3. Data radioaktivitas udara tertinggi dari cerobong udara buang IRM

1.2.

3.

4.

' Tahun ^ , .

19931994

1995

1996

Aktivitas (aV W.>(10"12Ci/mV""'

30,3038,35

121,90

210,00

Aktivitas (|JV / -« ; l(10'12Ci/mT •%."

77,8333,02

229,50

300,00

1 buah pelat U3O81 buah pelat U3OB1 buah pelat UsSi2target Zr / U /ALtarget Zr / U / U02

target Zr / U / mgtargetZr/U/Zrtarget Zr / Ni - U / SS

Zr/U/SSZr/CU-U-Cu/SSZr/Ni-U-Ni /AL

268

ISSN 1410-1998 Prosiding Presenfasi llmiah Daur Bahan Bakar Nuklir IVPEBN-BATAN Jakarta, 1-2 Desember 1998

Dari data kondisi lapangan tersebutdiatas dapat diketahui bahwa secara umumsistem keselamatan radiasi di instalasi inimasih memenuhi ketentuan yang berlaku diBATAN maupun yang direkomendasikan olehICRP.

Penerimaan dosis radiasi eksternaTLD tercatat sebesar 1,68 mSv untuk periode3 bulanan dengan demikian penerimaandosis radiasi pertahun sekitar 6,72 mSv,harga ini baru mencapai sekitar 13,44 % daribatasan BATAN dan sekitar 33,6 % daribatasan ICRP-60. Paparan radiasi didaerahoperasi yang direkomendsikan sebesar50mSv/tahun (BATAN) dan 20 mSv/tahunICRP-60. Sedangkan untuk dosis radiasiintema dan dosis terikat (HE) tidak terdeteksi.

Untuk tingkat paparan radiasi tercatatsebesar 0,0040 mSv/jam ini berarti masukdalam daerah kerja non aktif yaitu masihdibawah = 0,0075 mSv/j.

Demikian halnya untuk keselamatanradiasi yang lain harganya hanya mencapaisekitar 18,26 % untuk tingkat kontaminasiudara dan 0,32 % untuk permukaan daerahkerja terhadap batasan yang berlaku yaitu20 Bq/m3 udara dan 1O'S Ci/m2 (a) untukpermukaan.m

Jika ditinjau dari distribusi aerosol dilingkungan bangunan IRM ternyata semuapartikel berdiameter 0,5 (.im. AMTD, kondisiini menyatakan bahan aerosol tersebut bukanberasal dari kegiatan proses tetapi dari alam /luar intalasi.Diameter terkecil di R. 143 yaituruang perawatan/perbaikan (setvis area) ,kondisi ini menunjukkan bahwa tingkatkontaminasi paling tinggi diruang R. 143 danini sesuai dengan pola aliran udara yang didisain.

Data pelepasan gas buang / udarake lingkungan sejak tahun 1993 s/d 1996tertinggi adalah tahun 1996 yaitu210x10"12 Ci/m3 untuk a dan 300 x10'12 Ci /m3

untuk (3 sesuai dengan aktivitas yangdilakukan. Mengacu pada batasankontaminasi udara sebesar 2 Bq/m3 harga inimasih dibawahnya dan hanya mencapaisekitar 0,00095 bpj.(bagian per juta). Danbila dianggap campuran radionuklida makaterdapat batasan hanya mencapai 1,5 bpj %saja terhadap batasan baku . mutulingkungan.18'

Masih rendahnya data yangditunjukan berkenaan dengan keselamatanradiasi kemungkinan juga disebabkan tingkatradioaktivitas bahan radioaktif yang ada diIRM masih dibawah tingkat radioaktivitasbahan radioaktif yang digunakan sebagaidasar perhitungan sistem keselamatan.

Keselamatan umum.

Keselamatan non radiasi ditekankanpada keselamatan kebakaran dan sekilastentang sistem penyimpanan bahan kimia,konfigurasi sistem pemadam kebakaran diIRM disampaikan dalam Gambar 1.

Dari tinjauan perlindungan api pasifdan perlindungan api aktif, kondisi dilapangan secara umum masih berpegangpada dasar sistem keselamatan yangdirancang. Jumlah tabung pemadamterpasang sebanyak 170 buah terdiri dari 155buah tipe PG 12 (serbuk) dan 15 buah tipeKG (karbon).191 Kondisi ini dari segi jumlahtelah memadai.110"111 Pemadaman apiselain dilakukan dengan tabung pemadamjuga disediakan hydrant. Di dalam instalasiterdapat 2 buah hydrant, satu posisi kurangmenguntungkan. Kesulitan yang mungkintimbul adalah untuk pemadam kebakarandalam bilik panas, disamping masalahdekontaminasi juga masalah pengisian ulangtabung pemadamnya.

Sistem panel dan alarm menjadisatu, ada dua panel keduanya terletak diiantai 1 dan dibagi menjadi dua bagian. Bilaterjadi kebakaran yang terdeteksi oleh salahsatu detektor diteruskan ke panel. Lampusinyal menyala tnenunjukkan zona/grupruang mana yang terjadi kebakaran disertaialarm kecil dan relatif perlahan. Alarm dapatditeruskan/terdengar ke seluruh gedungapabila dibunyikan dari ruang kontrol yangterletak di lantai 3 dan bekerja secaramanual. Kondisi semacam ini kurangmenguntungkan karena semestinya alarmsecara otomatis berbunyi dan terdengarkeseluruh gedung. Dalam hal ini makaperubahan berupa sentralisasi sistem alarmdan paging perlu dilakukan.

Dari sisi keselamatan umum yangberkenan dengan lemari asam danpenyimpanan bahan kimia / gudang adabeberapa hal yang perlu mendapat perhatianantara lain :

269


ISSN 1410-1998

a) Disain gedung kimia kurang memadai,sistem ventilasi mestinya terpisah.

b) Tekanan negatif lemari asam kurangmemenuhi persyaratan.

SISTEM VAC.

Sistem VAC di IRM disamping harusdapat mengatur beda tekanan antara zonadaerah kerja dengan harga tertentu jugaberfungsi mengatur suhu, humiditas sertapenutupan otomatis oleh damper bila terjadikebakaran. Pada kondisi lapangan ditemuihal-hal berikut:1. Beda tekanan tidak sesuai dengan disain

dan kecenderungannya selalu lebihbesar misalnya dapat mencapai sekitar400 Pa untuk seharusnya 250 Pa. Bedatekanan yang terlalu besar antara luardan dalam instalasi menyebabkansulitnya membuka pintu masuklaboratorium.

2. Humiditas tidak tercapai sepertidipersyaratkan kecenderunganmenunjukan selalu lebih besar dari yangdipersyaratkan.

3. Damper tidak berfungsi secara otomatis.

Pola pertukaran udara atau airexchange rate kemungkinan besar tidakterpenuhi seperti desain, namun didalam bilikpanas minimal terjadi pola pertukaran udara10 kali per jam dan hal ini dapat diterima.Persoalan yang perlu diperhatikan dalampertukaran udara adalah apakah pertukaranterjadi keseluruh ruangan atau hanya terjadisemacam channeling

Sistem VAC tidak dilengkapi denganredudansi, dengan demikian apabila suplailistrik utama dari PLN mati atau gangguanketidakstabilan voltage maka sistem VACakan mati. Dalam kondisi ini berartipersyaratan keselamatan dalam instalasinuklir tak terpenuhi. Dari sisi pola alir udaratelah terpenuhi yaitu dari daerah tingkatkontaminasi rendah ke tingkat kontaminasitinggi, tetapi karena beda tekanan yangterlalu besar aliran udara ke dalam instalasiterlalu besar dan berakibat pada sisteminterlock yang ada.

Beberapa faktor yang menyebabkantidak terpenuhinya syarat dalam disain dasarantara lain kemungkinannya adalah:1. Kurangnya pengalaman pelaksana lokal

dalam menjabarkan disain dasar.

2. Tidak berfungsinya damper yangserhestinya berfunsi secara otomatis dandapat diatur

3. Tingkat humiditas udara luar yang tinggisehingga perlu peralatan tambahan agardapat mencapai tingkat humiditas yangdiinginkan.

4. Kurang dilaksanakan secara konsekuenprogram jaminan kualitas.

SIMPULAN DAN SARAN

Dari uraian pembahasan sistemkeselamatan kerja di IRM diperolehkesimpulan dan saran sebagai berikut:1. Secara umum sistem keselamatan

radiasi di IRM masih memenuhi batasanyang dipersyaratkan, walaupun adabeberapa bagian yang tidak sesuaidengan desain dasar keselamatan.

2. Dalam sistem keselamatan umumkhususnya sistem kebakaran, sistemVAC dan lemari asam masih kekuranganyang perlu pembenahan lebih lanjut.

3. Kemampuan penahanan terhadap radiasioleh bilik panas secara praktis belurndiketahui karena aktivitas maksimumbaru mencapai 37.000 Ci, namun secarateori mampu menahan sampai dengan1.000.000 jutaCi.

4. Dalam pelaksanaan konstruksi instalasinuklir penempatan jaminan kualitas perluditegakkan dengan sungguh-sungguh.

PUSTAKA

[1]. PSAR - IRM, GCNF Interatom GeneralDescription.

[2]. YUWONO, I., Kemampuan PenahanRadiasi sel Beton IRM TerhadapElemen Bahan Bakar Bekas. Seminarteknologi Nuklir, PPTN - Bandung,1993.

[3]. PTPLR - BATAN, Laporan hasilpembacaan TLD, analisis urin danWBC

[4]. YUWONO l„ Analisis KeselamatanRadiasi Di PEBN Dalam RangkaImplementasi Standar ICRP 60,Prosiding Presentasi llmiah DaurBahan Bakar Nuklir III, Jakarta 4-5Nopember1997.

[5]. YUWONO, I., Penentuan DistribusiAerozol di Fasilitas Pusat ElemenBakar Nuklir, Seminar pertemuan danPresentasi llmiah Penelitian Dasar llmuPengetahuan dan Teknologi Nuklir,Yogyakarta, 1997.

270


[6]. BUDI P, EKO P, Evaluasi AktivitasRadiasi Udara Buang Selatna Uji PascaIradiasi Di IRM, Prosidlng Presentasillmiah Daur Bahan Bakar Nuklir III,Jakarta 4-5 Nopember 1997.

[7]. BATAN, Ketentuan Keselamatan KerjaTerhadap Radiasi, SK Dirjen BATANNo. PN 03/160/DJ/89, Jakarta,1989.

[8]. BATAN, Baku Tingkat Radioaktivitas DiLingkungan, SK.Dirjen BATANNO.293/DJ/VII/1995.

[9]. GCNF - INTERATOM,Functional/System description,Building, Fire Fighting System.Radiometalurgy Instalation.

[10]. YUWONO I, Sistem PencegahanBahaya kebakaran di Instalasi Nuklir,

. Buletin Daur Bahan Bakar NuklirUrania, No. 6 / tahun II / April 1996.

[11]. Keputusan Menteri Pekerjaan UmumNo. 02/KPTS/1985 tentang KetentuanPencegahan Dan PenanggulanganKebakaran Pada Bangunan Gedung.

[12]. PEBN - BATAN, Laporan AnalisisKeselamatan IRM, Rev. 4, 1996

TANYA JAWAB

Sigit Asmara Santa

• Bagaimana evaluasi fire alarm system,fungsi sistem dan terutama komponensmoke detector-nya yang biasanyaberumur± 5 tahun.

• Safety design basis sistem VAC/HVACdalam instalasi nuklir terutama yangsudah ti\-zoning adalah memerangkapradioaktif yang mengkontaminasi daerahtersebut salah satunya dengan secaraotomatis menutup damper-nya. Apakahada fungsi ini dan bagaimana ujisistemnya dilakukan.

Indro Yuwono• Evaluasi dilakukan secara rutin yaitu 1

(satu) kali per tahun untuk sistemdetektor khususnya smoke detector/heatdetector dan diganti apabila adakerusakan.

• Zoning dilakukan dengan pengaturantingkat radiasi dan kontaminasi denganperbedaan tekanan ruangan. Kondisi inikurang dipenuhi dalam konstruksinya.Damper secara otomatis menutupapabila VAC mati dan ada bahayakebakaran.

Gatot Suhariyono• Pola aliran udara sesuai dengan

ketentuan BATAN tetapi harga tekanannegatif berbeda dengan disain dasar.Apa saran Bapak agar hal ini dapatditindaklanjuti dan apa akibatnya apabilatidak sesuai dengan disain dasar.

• Dari kesimpulan ini dinyatakan bahwapelaksanaan konstruksi instalasi nuklirtidak ditegakkan secara sungguh-sungguh. Kenapa hal ini terjadi, atauhanya karena dana sehingga tidaksesuai rencana BATAN keseluruhan atausebab lain.

Indro Yuwono• Dalam ketentuan BATAN tidak

disebutkan besar tekanan negatif tetapipola aliran harus dari daerah kontaminasirendah ke daerah kontaminasi tinggi danyang lebih penting tidak menyalahiaturan BATAN.

• Aturan yang kurang ditegakkan adalahprogram jaminan kualitas. Hal inidisebabkan beberapa faktor antara lainkedisiplinan pelaksanaan danpengawasan.

271

ISSN 1410-1998



ANALISIS RADIONUKLIDA UDARA MASUK SISTEM VENTILASIDl INSTALASI RADIOMETALURGI

Budi Prayitno, Nur Yulianto D, Darmini, Narko WibowoPusat Elemen Bakar Nuklir - BATAN

ABSTRAK

ANALISIS RADIONUKLIDA UDARA MASUK SISTEM VENTILASI Dl INSTALASIRADIOMETALURGI. Analisis kandungan radionuklida di udara masuk sistem ventilasi InstalasiRadiometalurgi (IRM) dilakukan dengan membandingkan kandungan radionuklida udara masukinstalasi dengan udara dalam daerah kerja (operating area dan service area). Udara dihisapdan di filter menggunakan pompa hisap berkapasitas 40 m3/jam dan 90 liter/menit. Cuplikanudara yang di filter dari udara masuk, ruang operasi (operating area) dan ruang pelayanan(service area) diidentifikasi radionuklidanya menggunakan spektrometer gamma (MCA) Ortecberdetektor PT-HPGe. Hasil analisis menunjukkan bahwa radionuklida udara masuk danradionuklida dalam ruang kerja jenisnya sama, yaitu mengandung radionuklida berupa : Pb-212, Pb-214, TI-208, Bi-214, Ac-228 dan K-40 yang berasal dari alam. Dengan demikian tidakterjadi kebocoran zat radioaktif dalam sistem ventilasi di IRM dan udara masuk sistem ventilasibebas dari zat radioaktif buatan.

ABSTRACT

ANALYSIS OF RADIONUCLIDES OF THE AIR SUPPLY FOR THE VENTILATION SYSTEMAT RADIOMETALLURGY INSTALATION (RMI). Radionuclides analysis was peifonned bycomparing between the air sample in the inlet of the RMI, and in the service and operatingareas. The airsample was sucked using the suction pumps with the capacity of40 m3/hourand90 m3/minute. The radionuclides in the form of aerosol captured in filter papers were identifiedby gamma spectrometer MCA Ortec-HPGe detector. The results show that botli samples takenfrom the air supply of the ventilation system and that from sen/ice and operating areas havesimilar radionuclides content such as Pb-212, Pb-214, TI-208, Bi-214, Ac-228 and K-40. Thoseradionuclides are naturally available in the environment, These results conclude that the airsupply ofthe ventilation system at RMI does not contain artificial radionuclides which are usuallycoming out from the nuclear facility and there is no radioactive leakage from the ventilationsystem.

PENDAHULUAN

Instalasi Radiometalurgi (IRM)terletak diantara dua kegiatan nuklir yaituPusat Reaktor Serba Guna (PRSG) danPusat Produksi Radioisotop (PPR). Sesuaidengan hasil pemantauan udara yangpernah dilakukan di IRM ada kemungkinanzat radioaktif yang bocor dari sistemventilasi. Dugaan adanya kebocoran sistemventilasi IRM berkurang mengingat adabeberapa jenis radionuklida yang takmungkin timbul dari kegiatan IRM. Adanyakontaminan zat radioaktif di dalamlaboratorium IRM dapat berasal darikegiatan di dalam laboratorium IRM atauberasal dari luar gedung IRM. Kontaminasiudara yang berasal dari dalam gedung IRMdapat terjadi jika adanya kebocoran sistemventilasi udara buang di IRM dan tidakberfungsinya sistem tekanan udara negatif(negatif pressure). Sedangkan kontaminasiyang berasal dari luar gedung dapat terjadi

jika udara bersih yang masuk ke dalamgedung IRM memang sudah terkontaminasioleh zat radioaktif dari cerobong buangkegiatan nuklir di sekitar gedung IRM.Sebelum pertengahan tahun 1997 tinggicerobong udara buang PPR hanya setinggigedung IRM (+ 20 meter). Kemudianpertengahan tahun 1997 udara buang PPRdibuang melalui cerobong udara buang yangbaru setinggi ± 60 meter. Sebelum cerobongbuang PPR ditinggikan kondisi udara didalam laboratorium IRM seringterkontaminasi zat radioaktif buatan,dimana kontaminasi tersebut masihdibawah batasan yang diizinkan denganMaximum Permissible Concentration (MPC)= 20 Bq/m3 m . Namun demikian perludiwaspadai dan dianalisis kontaminanradioaktif tersebut . Sebelum cerobongudara buang PPR ditinggikan, udara didalam laboratorium IRM mengandung zatradioaktif buatan berupa : Kr-85m, Y-88,Ba-133, 1-131, 1-133, 1-135, Xe-133, Xe-135,

273


ISSN 1410-1998

Cs-138|21. Dengan keadaan seperti di atasperlu dilakukan analisis radionuklida udarabersih yang masuk ke dalam gedung IRM.Adanya radionuklida buatan ini sangat tidakdiharapkan, karena hampir ke semuaradionuklida tersebut mempunyai potensibahaya radiasi interna, namum demikianaktivitas radioaktif di udara laboratoriumIRM tidak melebihi dari batasan yangdiizinkan. Hasil pantauan aktivitas radioaktifa, (3 di udara laboratorium IRM untuk daerahservice area (ZG 213), daerah operatingarea (ZG 140) dan udara buang {stackmonitor) menunjukkan aKtivitas radioaktif oc,p di udara makin kecil saat menuju kecerobong udara buang. Udara di dalamlaboratorium IRM sebelum dibuang melaluicerobong buang dilewatkan terlebih dahulumelalui filter HEPA berefisiensi 99,97 %untuk partikulet berukuran lebih besar dari0,3 |.im I3l- Pengambilan cuplikan udaramenggunakan dua jenis pompa hisap. Untukkapasitas 40 m3/jam sudah tersedia di alata-p Aerosol, sedangkan untuk di kanan-kirigedung digunakan Air Sample Portabledengan kapasitas 90 liter/ menit. Dengankapasitas seperti diatas sudah diyakinibahwa partikulat di udara akan tertangkapoleh kertas filter yang terdapat di pompahisap tersebut. Selanjutnya udara yang telahdifilter dibuang keluar gedung IRM melaluicerobong yang berdiarneter 2 meter dantinggi 60 meter [4]. Hal ini sesuai denganKetentuan Keselamatan bahwa udarayang dibuang ke lingkungan harus lebihbersih dari kondisi udara di dalamlaboratorium. Hasil pantauan tahun 1996aktivitas radioaktif di udara sen/icearea untuk a berkisar 0,358 Bq/m3, pberkisar 0,778 Bq/m3 dan aktivitasradioaktif di udara operating area untuk aberkisar 0,069 Bq/m3, p berkisar 0,225 Bq/m3

serta aktivitas radioaktif udara buang IRMuntuk a berkisar 0,027 Bq/m3, p berkisar0,134 Bq/m3[51.

TATA KERJA

Pengambilan sampel udara di-lakukan di dalam dan di luar gedung IRM,yaitu di bagian service area, operating area,suplai udara masuk gedung (Gambar 1),samping kanan gedung dan samping kirigedung. Adapun langkah-langkah kerjanyaadalah sebagai ber/kut:1. Pengambilan cuplikan udara di dalam

gedung digunakan alat ct p Aerosol

dengan kapasitas hisap 40 m3/jam danlama penghisapan ± 30 menit.

2. Pengambilan cuplikan udara di luargedung dilakukan dengan carameletakkan kertas filter di depan filterawal (pre filter) udara masuk ke dalarngedung.

3. Pengambilan cuplikan udara sampingkiri dan kanan gedung digunakanair sampler dengan lama pengisapan+ 30 menit.

4. Alat MCA Ortec detektor PGT - HPGesiapkan dan kalibrasi puncak tenaganyadengan Co-60.

5. Lihat spektrum gamma dari cacah latarselama 600 detik.

6. Debu udara yang tertangkap di kertasfilter dicacah selama 600 detik dilihatspektrum gamma-nya dan diidentifikasijenis radionuklidanya.

HASIL DAN BAHASAN

Data radionuklida udara masuk didaerah operating area dan service areasebelum dan sesudah cerobong PPRditinggikan disampaikan dalam Tabel 1, 2dan 3. Dari hasil analisis cuplikan udarasesudah cerobong buang PPR ditinggikanuntuk di daerah operating area dan servicearea dengan bantuan spektrum gammaterlihat radionuklida alami berupa : Pb-212,Pb-214, Ti-208, Bi-214, Ac-228 dan K-40(Gambar 2). Sedangkan untuk udara masuksistem ventilasi laboratorium IRMradionuklida yang teridentifikasi persis sama(identik) untuk operating area dan servicearea (Gambar 4).

Sebelum cerobong PPR ditinggikancuplikan udara di daerah operating areadan sen/ice area terlihat adanyaradionuklida buatan berupa : Kr-85m, Y-88,BaTi33, 1-131, 1-133, 1-135, Xe-133, Xe-135,dan Cs-138. Terdapatnya radionuklidabuatan ini cenderung diakibatkan olehkegiatan nuklir di luar laboratorium IRM.Hasil pantauan udara buang PusatProduksi Radioisotop menunjukkanadanya radionuklida buatan antara lainberupa : 1-131, Cs-138, 1-133, Xe-135, Sb-125,Cs-137, Tb-160 dan 1-135 (Gambar 3).Dugaan bahwa radiaonuklida tersebutberasal dari lepasan cerobong PPRdiperkuat adanya data penanggulangankedaruratan nuklir di lokasi BATAN [51

seandainya terjadi kecelakaan terparah di

274


Reaktor Serba Guna (RSG-LP) ada sejumlahradionuklida yang lepas melalui cerobong antaralain dapat berupa : Xe-131 m, Xe-133, Xe-133 m,Xe-135, Xe-135 m, Xe-138, Kr-83, Kr-85, Kr-85m, Kr-87, Kr-88, 1-131, 1-132, 1-133, 1-134, I-135, Te-132, Te-174, Cs-134, Cs-137. Sedangkanjika terjadi kecelakaan di Pusat ProduksiRadioisotop (PPR), diandaikan terjadi kegagalansaat operasi pengambilan Mo-99 dan hasil fisilainnya dari U-235 yang telah diiradiasi akan lepassejumlah radionuklida buatan melalui cerobongantara lain berupa : Xe-133, Xe-133m, Xe-135,Xe-135 m, Kr-83, Kr-85, Kr-85 m, Kr-88, 1-131, I-132, 1-133, Rb-88, Sr-89, Sr-89, Sr-90, Zr-95, Zr-98, Nb-97, Nb-97 m, Mo-99,Tc-99 m, Ru-103, Ru-105, Rh-103 m, Ba-140, La-140, Ce-141. |5) Daridata elemen bahan bakar bekas tipe pelat hasilproduksi Instalasi Elemen Bakar Reaktor Risetmenunjukkan adanya produk fisi antara lainberupa : As, Se, Br, Kr, Rb, Sr, Y, Zr, Nb, Mo, Tc,Rn, Rh, Sn, Sb, Te, I, Xe, Cs, Ba, La, Ce, Pr, Nddan Pm.Disamping itu hasil pantauan udara di lingkunganumumnya terdapat radioaktif alami berupa turunandari deret U-238 dan deret Torium-232 sertasumbangan lain dari radioaktif alam lainnya yaituK-40 dengan umur paro 1.28.109 tahun yangsudah ada sejak proses terjadinya alam semesta.Unsur, simbul dan umur paro dari deret Toriumdan deret uranium 238 disampaikan dalam tabel 5dan tabel 6. l6) Dari tabel 5 dan 6 terlihat bahwaradionuklida-radionuklida tersebut berasal darialam dengan induk asalnya adalah U-238 dan Th-232. Sedangkan untuk K-40 sudah ada sejakproses terbentuknya alam semesta.

Dari data-data dan analisis tersebut diatas terlihat bahwa setelah cerobong udara buangPPR dibuat setinggi ± 60 m, kondisi udara didalam laboratorium IRM bebas dari radionuklidabuatan, disamping itu diyakini bahwa tidak adakebocoran radionuklida dari kegiatan uji pascairadiasi di IRM melalui saluran ventilasilaboratorium IRM.

SIMPULAN

Dari analisis radionuklida udara masuksistem ventilasi di IRM dapat diambil beberapasimpulan antara lain :1. Udara masuk sistem ventilasi laboratorium

IRM bebas dari radioaktif buatan.2. Udara masuk sistem ventilasi laboratorium

IRM mengandung radio-aktif alamidiantaranya berupa Pb-212, Pb-214, TI-208,Bi-214, Ac-228, danK-40.

3. Tidak terjadi kebocoran radioaktif buatan daridalam sistem ventilasi laboratorium IRM kedaerah operating area dan service area.

PUSTAKA

[1]. BADAN TENAGA ATOM NASIONAL,Ketentuan Keselamatan Kerja TerhadapRadiasi, BATAN, Jakarta, (1989).

[2]. BUDI PRAYITNO, Analisis KemampuanHEPA Filter Terhadap Radionuklida diInstalasi Radiometalurgi, Prosiding Presentasillmiah Daur Bahan Bakar Nuklir II PEBN -BATAN, Jakarta, (1996).

[3]. The Absolute and Micretain Filters, CatalogueCamfil.

[4]. PUSAT ELEMEN BAKAR NUKLIR, LaporanAnalisis Keselamatan InstalasiRadiometalurgi, Revisi 3, PEBN Serpong,(1995).

[5]. BADAN TENAGA ATOM NASIONAL,Pedoman Penanggulangan KedaruratanNuklir di Lokasi BATAN, BATAN, Sorpong(1987).

[6]. KAPLAN, I., Nuclear Physics, 2'Kl Ed.,Addison Wesley Publishing Co.,Massachuselts, (1963)

TANYA JAWAB

Amil Mardha

• Sebelum pombangunan Instalasi RadioMetalurgi (IRM), apakah sudah dilakukanpengukuran udara lingkungan yangmerupakan data dasar.

• Mohon dijelaskan tala cara pengukuranradionuklida di lRM. Apa sumber standarnya.

Budi Prayitno

• Sebelum pembangunan Instalasi RadioMetalurgi (IRM) tidak dilakukan pengukuranudara lingkungan. Data dasar yang digunakanadalah data dari bahan bakar bekas hasilproduksi IPEBRR yang mengandung produkfisi antara lain As, Se, Kr, Rb, Sr, Y, Zr, Nb,Mo, Tc, Rh, Sn, Sb, Te, I, Xe, Cs, Ba, La, Ce,Pr, Nd dan Pm.

• Tata cara pengukuran radionuklida terteradalam makalah. Dalam hal ini, tidakdilakukan kalibrasi efisiensi detektor karenayang dilihat spektrum energi gamma dariradionuklida yang tertangkap oleh kertas filtersehingga yang dilakukan hanya kalibrasipuncak energinya (nomor kanal dari MCA).

Gatot Suhariyono

• Parameter apa yang digunakan untukmenentukan tingkat kebocoran radioaktifdalam sistem ventilasi di IRM.

» Bagaimana dengan radioaktivitas dari Radonyang secara alami ada di setiap bangunan.Aps diteliti juga.

Budi Prayitno

• Parameter untuk menentukan tidak terjadinyakebocoran zat radioaktif buatan di operatingarea dan sen/ice area di IRM adalah denganmelihat ada tidaknya radioaktif buatan didaerah tersebut. Hal ini disebabkan dalam sel

275


panas di IRM dilakukan uji pasca iradiasielemen bakar bekas dan di dalam sel panasterdapat 4 buah elemen bakar bekas. Olehkarena tidak terdapat radioaktif buatan didaerah service area dan operating areadiyakini tidak terjadi kebocoran radioaktifdalam sistem ventilasi di IRM.

• Radioaktivitas dari Radon tidak diteliti. Hal inidisebabkan selama sistem sirkulasi udara didalam laboratorium cukup baik maka tidakada masalah dengan Radon

Siti Amini

• Berdasarkan analisis Saudara, dapatkahdisimpulkan bahwa adanya suatu radionuklidatertentu sebagai pemonitor suatu prosesspesifik. Bagaimana sampai terjadikesimpulan tersebut.

Budi Prayitno

• Perlu diketahui bahwa suatu laboratoriumnuklir seperti IRM, khususnya untuk daerahoperasi tidak boleh terdapat radioaktif buatancii udara laboratorium tersebut. Jika sampaitordapat radioaktif buatan di udara di daerahoperasi (daerah radiasi) ber-arti terdapatsistem yang tidak benar, dapat berasal darikebocoran ventilasi atau suplai udara kedalam laboratorium sudah terkontaminasi.

Dengan melakukan pemonitoran radionuklidatersebut dapat diambil kesimpulan tersebut.

Sigit Asmara Santa

• Tipe filter apa yang digunakan. Sebab untukmenangkap radioaktif iodium harus digunakanfilter charcoal.

• Untuk verifikasi radioaktivitas operating areadan service area IRM masih dipengaruhi atautidak oleh radioaktivitas lepasan cerobongPPR dan perlu dilakukan pengukuran padasaat PPR memproses Mo denganmenggunakan faktor yang cocok.

Budi Prayitno

• Tipe filter yang digunakan glass fibre filterbuatan Schleicher Schuell West Germany.Untuk menangkap lodium memang digunakanfilter charcoal, namun kenyataan lodiumtersebut dapat tertangkap/terjebak di filter tipeglass fibre. Hal ini dapat dibuktikan dengandata dalam Tabel 1 dan 2, bahkan gas muliauntuk sesaat dapat terjebak ke dalam filterglass fibre. Untuk melihat besamya aktivitaslodium tidak dapat digunakan filter tipe glassfibre, karena lodium tersebut sifatnya hanyaterjebak sesaat di kertas filter tipe glass fibretersebut.

• Saran diterima.

Tabel 1. Radionuklida yang terdapat di daerah sen/ice area (ZG 213) sebelum cerobong udara buangPPR ditinggikan.

Jenis RadionuklidaXe-133Kr-85mPb-212Ba-131Pb-214Ba-133Pb-214Xe-1351-135

Tenaga (KeV)81

151,17238,63249,44295,21302,85351,92608,191457,56

Cacahan per 10 menit110421074

2920942518469171

Umur Paro5,3 hari4,4 jam

10,64 jam11,5 hari

26,8 menit7,5 tahun26,8 menit9,13 jam6,7 jam

Tabel 2. Radionuklida yang terdapat di daerah operating area (ZG 140) sebelum cerobong udara buangPPR ditinggikan.

Jenis RadionuklidaBa-133Ba-131Pb-214Pb-214Cs-138Kr-85m1-133

Xe-135Bi-214Y-88

Bi-2141-135K-40Y-88

Tenaga(KeV)81

249,44295,21351,92363,93151,17510,57608,19609,31898,021120,291457,561460,751836,01

Cacahan per 10 menit29656452

79154463424916410925662181142307

Umur Paro7,5 tahun11,5 hari

26,8 menit26,8 menit32 menit4,4 jam20,8 jam9,13 jam

19,7 menit0,28 tahun19,7 menit

6,7 jam1,28.10atahun

0,28 tahun

276


Tabel 3. Radionuklida yang terdapat di daerah sen'ice area (ZG 213), operating area (ZG 140)

dan udara masuk ke laboratorium IRM setelah cerobong udara buang PPR ditinggikan.

Radionuklida

Pb-212

Pb-214

Pb-214

TI-208

Bi-214

Ac-228

K-40

Energi (KeV)

238,63

295,21

351,92

583,19

609,31

911,07

1460,75

Asal Induk

Th-232

U-238

U-238

Th-232

U-238

Th-232

-

Umur Paro

10,64 jam

26,8 menit

26,8 menit

3 menit

19,7 menit

6 jam

1,28.109tahun

Tabel 4. Radionuklida yang terdapat di udara buang Pusat Produksi Radioisotop (PPR)

Jenisradionuklida

Pu-239

Pb-212

1-131

Pb-214

Cs-138

1-133

TI-208

Xe-135

Sb-125

Cs-137

Bi-214

Ac-228

Tb-160

1-135

K-40

Tenaga(KeV)

13,6

238,63

284,29

351,92

363,93

510,57

583,19

608,19

635,90

661,63

719,86

911,07

966,16

1457,56

1460,75

CacahanPer 10 menit

305

241

197

178

2220

66

84

162

116

39

41

33

28

353

387

Umur Paro

10,64 jam

8,05 hari

26,8menit

32 menit

20,8 jam

3 menit

19,13jam

2,7 tahun

30 tahun

19,7 menit

6 jam

73 hari

6,7 hari

1,28.109tahun

277

Prosiding Presentasi Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir IVPEBN-BATAN Jakarta, 1-2 Desember 1998

ISSN 1410-1998

Tabel 5. Unsur, simbol dan umur paro deret Torium

Sebutan Unsur

Torium

Meso Torium 1

Meso Torium 2

Radio Torium

Torium X

Toron

Torium A

Torium B

Torium C

Torium C'

Torium C"

Torium D

Simbol

2 3 2Th

? 2 8Ra

2 2 8Ac

2 2 8Th

2 2 4Ra

2 2 0Rn

2 1 6Po

212Rb

212Bi

2 1 2Po

2oeT|

208p b

Umur Paro

1,4 x1010 tahun

7 tahun

6 jam

2 tahun

3,6 hari

50 detik

0,16 detik

10,64 jam

60,5 menit

3x10'7 detik

3 menit

stabil

Zarah yangdipancarkan

(% dari induknya)

ct

PPa

a

a

a

Pap

a (65%)

p (35%)

Tabel 6. Unsur, simbol dan umur paro dari deret Uranium-238

Sebutan Unsur

Uranium I

Uranium

Uranium X2

Uranium Z

Uranium II

lonium

Radium

Radon

Radium A

Radium B

Radium C

Radium C'

Radium C"

Radium D

Radium E

Radium F

Radium G

Simbol

2 3 8U

2 3 4Th

2 3 4Pa

2 3"Pa

234U

23oTh

2 2 6Ra

2 2 2Rn

2 1 8Po

214p b

214Bi

214PO

210T|

210Rb

210Bi

2 1 0Po

206p b

Umur paro

4,5 x109 tahun

24,1 hari

1,17 menit

7 jam

2,5 x105 tahun

8x104 tahun

1,6 x103 tahun

3,824 hari

30,5 menit

26,8 menit

19,7 menit

164x10"6detik

1,3 detik

22 tahun

5 hari

138,3 hari

stabil

Zarah yangdipancarkan

(% dari induknya)

a

PPPa

a

a

a

a

Pa, p

a (99,96%) ,

p (0,04%)

PPa

278


c-con.

PF

ATM

I

SFOl

SFO2

CMLLEDWATER

ATM

STACK

Gambar 1 : Diagram blok sistem VAC laboratorium IRM (Sumber IPS)

10000.OCP

1000.00

oo

X

U)

/1

OU

100.00

:o.oo

i.00

0.01

,N •* "*

400.7 800.5ENERGY keV

1200.2 1600.0

Gambar 2 : Spektrum gamma dari cuplikan debu udara di daerahOperating area Instalasi Radiometalurgi.

279


ISSN 1410-1998

ICOOC.D

IDOO.C'

oo

DOn

iOC.O

:0.00

i.oo

0.10

0.0!

I

ENcFiGY • ksV1500.0

Gambar 3 : Spektrum gamma dari udara buang Pusat Produksi Radioisotop.

!000.0i

IOO.OI

oO

i.00

co

ou

o.oi

1500.0

Gambar 4 : Spektrum gamma dari cuplikan debu udara masuk (air supply)gedung Instalasi Radiometalurgi.

280

ID0200032


EVALUASI SISTEM PEMANTAUAN KECELAKAAN KEKRITISANBAHAN FISIL Dl INSTALASI PRODUKSI ELEMEN BAKAR REAKTOR RISET

SjafruddinPusat Elemen Bakar Nuklir - BATAN

ABSTRAK

EVALUASI SISTEM PEMANTAUAN KECELAKAAN KEKRITISAN BAHAN FISIL DlINSTALASI PRODUKSI ELEMEN BAKAR REAKTOR RISET. Kecepatan waktu evakuasipersonil pada saat terjadi kecelakaan kekritisan nuklir pada suatu instalasi pengolah bahan fisildapat menurunkan risiko bahaya radiasi yang fatal. Untuk itu dalam rangka meningkatkankeselamatan radiasi personil dari bahaya tersebut telah dilakukan suatu evaluasi terhadapsistem pemantau kecelakaan kekritisan bahan fisil pada Instalasi Produksi Elemen BakarReaktor Riset di PUSPIPTEK, Serpong. Evaluasi dilaksanakan dengan cara pengujian kembalifungsi dari sistem tersebut dengan menggunakan sumber radiasi gamma Cs-137 untukmemperoleh kinerja pendeteksian dan data laju dosis radiasi dalam membangkitkan tandaalarm pada Alarm Trip Point (ATP) setinggi 10 mrem/jam. Hasil analisis menunjukkan bahwasistem tersebut masih berfungsi secara baik dan waktu respons-nya pada laju dosis kecelakaanminimum adalah 0,45 detik; 0,40 detik dan 0,38 detik berturut-turut untuk R-22; R-26 dan R-44.Waktu respons ini telah memenuhi persyaratan yang direkomendasikan oleh standarANS/ANSI.

ABSTRACT

EVALUATION OF CRITICAUTY ACCIDENTMONITORING SYSTEM OFFISSILE MATERIALAT THE RESEARCH REACTOR FUEL PRODUCTION PLANT. Risk of fatal radiationhazardous d.uring nuclear criticality accident at a nuclear fuel processing plant may be avoidedby rapid evacuation of personnel. In order to improve the radiation safety of personnel againstthat risk, an evaluation of criticality accident monitoring system installed at Research ReactorFuel Production Plant in PUSPIPTEK, Serpong has been done. The evaluation has beencarried out by means of rechecking function of the system by using gamma radiation source ofCs-137 to obtain detection performance and radiation dose rate data in producing an alarmwarning at Alarrn Trip Point (ATP) of 10 mrems/hour. Analysis result shows that the system isstill working properly and response times of the system at minimum accident dose rate arearound 0.45 seconds; 0,40 seconds and 0.38 seconds for R-22; R-24 and R-44 respectively.The response times have fulfilled reguirement recommended by ANS/ANSI Standard.

PENDAHULUAN

Keselamatan kekritisan nuklir telahmenjadi masalah yang penting dalamprogram keselamatan kerja di instalasi nuklirbukan reaktor (non-reaktor) yang menanganibahan-bahan fisil. Sejarah mencatat bahwatelah terjadi delapan kali peristiwakecelakaan kekritisan nu.klir pada beberapainstalasi nuklir non-reaktor di dunia dengankorban dua jiwa akibat menerima dosisradiasi 'sangat tinggi111. Beberapa oranglainnya dilaporkan dapat terselamatkanjiwanya karena mereka sempat melakukanevakuasi dengan cepat atau karena merekaterlindung oleh perisai radiasi saatkecelakaan kekritisan terjadi.

Instalasi Produksi Elemen BakarReaktor Riset (IPEBRR) di kawasanPuspiptek Serpong merupakan instalasinuklir yang juga menangani bahan fisil dalamjumlah besar berupa U diperkaya hampir

20%. Untuk menangani U dari bahan bakuhingga menjadi elemen bakar, fasilitaspemroses U di instalasi ini telah dirancangsedemikian rupa untuk mencegah terjadinyakecelakaan kekritisan nuklir. Namun daripengalaman menunjukkan bahwa penyebabkecelakaan kekritisan nuklir bukanlah karenakesalahan pada rancangan fasilitaspemroses, tetapi akibat dari terbentuknyakonfigurasi bahan fisil yang tidak aman(unsafe) yang berhubungan dengankegagalan peralatan pemroses, kurangnyainformasi kekritisan dan adanya pelanggaranprosedur kerja'11. Jadi kemungkinanterjadinya peristiwa kecelakaan kekritisanbahan fisil di IPEBRR tetap ada dan setiapsaat harus diwaspadai untuk mencegahtimbulnya kerugian yang lebih parah.

Bilamana peristiwa kecelakaankekritisan bahan fisil terjadi di instalasi nuklirseperti IPEBRR, kerugian yang ditimbuikantidak saja hilangnya sumber energi, tetapi

281


ISSN 1410-1998

juga adanya risiko penerimaan dosis radiasiyang fatal bagi pekerja karena fasilitas-fasilitas kerja di instalasi seperti ini tidakmemiliki perisai radiasi yang memadai untukmelindungi pekerja terhadap besamya radiasiyang dibebaskan dalam peristiwa kecelakaanseperti itu. Sesuai dengan prinsip proteksiradiasi, jika tidak ada perisai radiasi yangcukup maka untuk menghindari/ mengurangirisiko bahaya radiasi dari peristiwakecelakaan ini adalah dengan melakukanevakuasi yang cepat, yaitu menjauhi sumberkecelakaan dalam waktu yang sesingkatmungkin segera setelah diketahui adanyaindikasi kecelakaan kekritisan. Evakuasipekerja yang cepat dan terkendali hanyamungkin bilamana di instalasi tersebuttersedia alat pemantau kecelakaan kekritisannuklir yang dilengkapi dengan tandaperingatan dini atau alarem {alarm) dan lebihdikenal sebagai Criticality Accident AlarmSystem (CAAS). Tujuan utama pemasanganCAAS adalah untuk mendeteksi terjadinyakecelakaan kekritisan bahan fisil dengancepat serta memberikan peringatan kepadapekerja supaya memulai melakukan evakuasidengan segera.

Di IPEBRR pada saat ini telahterpasang CAAS, namun belum pernahdilakukan evaluasi terhadap kinerja(performance) dari alat tersebut. Evaluasikinerja CAAS-IPEBRR ini dilakukan untukmemahami lebih luas tentang karakteristikpendeteksian alat tersebut dalammemberikan informasi tentang adanyaperistiwa kecelakaan kekritisan bahan fisildan membandingkan dengan suatu standaryang tersedia. Salah satu karakteristik yangdievaluasi adalah waktu respons dari sistemtersebut dalam membangkitkan alaremsebagai tanda dimulainya evakuasi pekerja.Data waktu respons ini sangat pentingkarena penerapannya pada CAAS akanmengurangi risiko terhadap bahaya radiasifatal yang dibebaskan secara spontan, cepatdan mendadak pada detik-detik awalterjadinya kecelakaan kekritisan. Hasilevaluasi kinerja ini juga berguna untukmaksud perbaikan serta modifikasi alattersebut bila diperlukan.

DESKRIPSI DAN EVALUASI KINERJACAAS IPEBRR

CAAS yang saat ini telah terpasang diIPEBRR terdiri dari enam sistem pendeteksiradiasi untuk memantau radiasi pada enamlokasi atau daerah kerja. Keluaran (output)

dari keenam sistem tersebut dirangkaikan kesatu sistem pembangkit alarem. Dengandemikian bilamana terjadi kecelakaankekritisan pada salah satu ruangan yangdipantau, sistem alarem dapat diaktipkan keseluruh ruangan yang personilnya perlumelakukan evakuasi saat terjadi kecelakaan.Setiap sistem pendeteksi radiasi berfungsiuntuk memantau kecelakaan kekritisan diruangan kerja yang diperkirakan mungkinterjadi kekritisan bahan fisil. Ruangan-ruangan di IPEBRR yang dipantau terhadapkecelakaan kekritisan adalah gudangUranium (G), ruang perakitan elemen bakar(R-22), ruang peleburan (R-26), ruangpelarutan gagalan (R-44), ruangkalsiothermik (R-47), ruang filter (F-1) dan(F-2)'2'. Satu sistem pendeteksi radiasi yangterdapat pada satu ruangan kerja dilengkapidengan dua buah detektor radiasi jenisGeiger counter buatan Eberline dengan kodeproduk DA1-6C model RMS-II untukmendeteksi radiasi gamma saja. Deriganadanya dua buah detektor di setiap lokasipemantauan dapat diduga bahwa CAAS inidirancang untuk menghasilkan one outoftwologic. Maksud dari redudansi ini adalah untukmenjaga supaya sistem tetap berfungsibilamana salah satu dari kedua detektormengalami kegagalan. Dari pengujian yangdilakukan ditemukan bahwa logic module ordipasang di antara kedua detektor dengansatu instrumen pencacah. Jadi hanya salahsatu dari kedua detektor yang dipakaiinstrumen pencacah untuk memutuskanapakah telah terjadi kecelakaan kekritisan.Rancangan .seperti ini berbeda denganbeberapa CAAS yang telah kami pelajari,yaitu keputusan adanya kecelakaankekritisan adalah berdasarkan hasilpengukuran radiasi lebih dari satu instrumenpencacah. Jadi setiap detektor yangterpasang memiliki instrumen pencacahtersendiri dan suatu logic module yangberfungsi memberikan kepUtusan apakahsuatu alarem akan aktip ditempatkan dibelakang instrumen pencacah sebelummasuk ke instrumen pembangkit alarem.

Detektor radiasi merupakan bagianpaling depan dari suatu CAAS dalammendeteksi kecelakaan kekritisan nuklir.Detektor radiasi gamma biasa dipakai untukmaksud ini, namun pada beberapa instalasinuklir dipakai juga kombinasi detektor radiasigamma dan neutron karena dalam peristiwakecelakaan kekritisan nuklir memang keduajenis radisai tersebut yang utama dibebaskan

282

ISSN 1410-1998 Prosiding Presentasi llmiah Daur Bahan Bakar Nukiir IVPEBN-BATAN Jakarta, 1-2 Desember 1998

dari sumber kecelakaan. Detektor dipasangdi ruangan-ruangan kerja atau di tempat yangmenampung bahan fisil dan keluarannya keinstrumen pencacah yang ditempatkan diruang. kontrol. Dua buah detektor Geigerdalam satu sistem pendeteksi radiasidipasang berdampingan sehingga jika salahsatu dari detektor tersebut mengalamikegagalan, detektor yang lain masih mampumendeteksi radiasi untuk diteruskan keinstrumen pencacah radiasi dan seterusnya.Di antara keluaran kedua detektor denganinstrumen pencacah radiasi terdapat suaturangkaian elektronik logika {logic module)Boolean "or", artinya detektor yang pertamakal' menerima pulsa radiasi akan dicacaholeh instrumen pencacah. Sedangkan pulsaradiasi yang diterima detektor kedua tidakditeruskan ke instrumen pencacah. Hal inidibuktikan dari hasil pengujian bahwapenyinaran terhadap salah satu detektor danterhadap kedua detektor menghasilkan lajudosis yang relatif sama.

Instrumen pencacah memperlihatkanbesarnya radiasi yang terdeteksi oleh salahsatu detektor yang terpasang di ruangankerja. Instrumen pencacah CAAS-IPEBRRmemiliki rentang sensitivitas antara0,1mR/jam sampai 10 R/jam (8,74 x 10"2 ~8,74 x 106 mrem/jam) . Pada instrumen initerdapat tombol pengatur posisi batasambang laju dosis radiasi gamma untukmembangkitkan alarem atau biasa disebutAlarm Trip Point (ATP). Keluaran dariinstrumen pencacah dirangkai ke suatu logicmodule Boolean "or" yang menggabungkansemua (keenam) keluaran instrumenpencacah yarig tersedia. Dari logic moduleyang terakhir ini kemudian dirangkaikan kesatu instrumen pembangkit alarem. Jadibilamana salah satu dari keenam instrumenpencacah radiasi dapat mendeteksi radiasisampai mencapai ATP, pembangkit alaremakan diaktipkan dan indikator alarem berupabunyi dan lampu akan berfungsi di seluruhruangan kerja yang dipantau terhadapkecelakaan kekritisan.

Detektor radiasi, instrumen pencacah,logic module dan pembangkit alarmmerupakan bagian utama dari suatu CAAS.Untuk meningkatkan kinerja suatu CAASbiasanya al.at ini juga dilengkapi denganbaterai penyalur tenaga yang secaraotomatis berfungsi pada saat penyediaanlistrik utama padam atau dikenal sebagaiUninteruptable Power Supply (UPS) dan

sebuah komputer untuk mendata tingkatradiasi setiap saat. CAAS-IPEBRR jugatersedia UPS dan komputer untuk maksud diatas, tetapi pada saat penelitian ini dilakukan,UPS dan komputer CAAS tidak berfungsi.Walaupun demikian fungsi utama dari CAAStidak terganggu. Pada Gambar-1diperlihatkan blok diagram dari susunankomponen-komponen CAAS di IPEBRR.

STANDARISASI CAAS

Standarisasi suatu alat CAAS diperlu-kan agar ada persamaan persepsi dalammerancang dan mengoperasikan alattersebut sehingga kriteria yang disebutkan didalam standar tersebut dapat terpenuhi.Biasanya suatu standar ditetapkanberdasarkan pengalaman, eksperimen,perhitungan dan diskusi para pakar yangtertarik dengan standar tersebut dankemudian dibuat suatu konsensus untukmenghindari pertentangan dan ketidak-konsistenan. Sampai saat ini kamimengetahui hanya ada satu institusi yangmembuat standar tentang kriteria suatuCAAS, yaitu American Nuclear Society /American National Standard Institute(ANS/ANSI) dengan penandaan/namaANS/ANSI-8.3-1986 (edisi keduaf1. Selainstandar CAAS, institusi ini juga banyakmenerbitkan standar-standar lain yangberhubungan dengan keselamatan kekritisannuklir.

Evaluasi kinerja CAAS, khususnyaterhadap waktu respons yang dikerjaandalam penelitian ini adalah didasari padaANS/ANSi-8.3-1986. Berikut ini adabeberapa bagian dari ANS/ANSI-8.3-1986yang kami cuplik dan sangat penting untukmengevaluasi waktu respons CAAS-IPEBRR.

1. Batas ambang radiasi di ruangan kerjauntuk membangkitkan alarem harus disetcukup tinggi untuk mencegahkemungkinan alarem dari sumber lain(misalarm) dan harus pula diset cukuprendah untuk mendeteksi adanyakecelakaan kekritisan nuklir sebenarnya(kecelakaan minimum) yang harussegera diketahui [item: 4.4.7: Alarm]. Jadiuntuk menghindari misalarm, posisi ATPhendaknya diset cukup tinggi dari rata-rata dosis radiasi latar belakang selamainstalasi nuklir beroperasi normal, tetapijuga cukup rendah untuk mendapatkanwaktu respons yang tercepat.

283

8?

rooo4

RUANGAN KERJA

Bahan fisil / alat proses

Radiasi

Detektor

yang mencapai

kekritisan nuklir CL

RUANG KONTROL

HV

Instrumen PencacahRadiasi, ATP

dari instrumen pencacah yang lain

Pembangkit Alarem(indikator bentuk

suara dan cahaya)

\ \

ke ruangan kerja yang lain

Gambar 1. Diagram blok komponen instrumen CAAS-IPEBRR yang terpasang saat ini (satu sistem).

5B

l !

W 01CD C

a ->

CO

co

<o00


2. Kecelakaan minimum adalah kecelakaankekritisan terkecil untuk membangkitkansuatu alarem kekritisan yangdipersyaratkan dalam pendeteksian[item: 3.3: Glossary of Terms].

3. Sistem harus dirancang untukmenghasilkan sinyal/tanda kecelakaankekritisan dalam waktu setengah (0,5)detik pada saat kecelakaan minimumterdeteksi [item: 5.5: Response Time].Selang waktu 0,5 detik ini ditetapkanberdasar-kan waktu tercepat manusiadalam bereaksi untuk melakukanevakuasi saat terjadi keadaan darurat141.

4. Tanda alarem harus aktip (dipancarkan)bilamana laju dosis pada detektor samaatau melebihi suatu nilai yang setaradengan 20 rad/menit (1200 rad/jam) padajarak 2 meter dari bahan fisil yangbereaksi [item: 5.6: Detection Criterion].Dianggap tidak ada perisai radiasi yangberarti antara bahan fisil yang bereaksidengan posisi detektor [Appendix-A].Laju dosis di atas merupakan laju dosiskecelakaan minimum yang harus segeraterdeteksi untuk menghasilkan suatualarem.

5. Pada saat kecelakaan kekritisan bahanfisil, perbandingan antara dosis radiasineutron dengan dosis radiasi gamtnayang dipancarkan dalam kecelakaantersebut adalah 12 berbanding 1 berlakuuntuk bahan fisil yang tidak termoderasi,seperti bahan fisil dalam bentuk metalatau serbuk. Sedangkan untuk bahan fisildi dalam lingkungan bahan moderator,misalkan dalam bentuk larutan,Perbandingan dosis radiasi yangdipancarkan antara radiasi neutron danradiasi gamma adalah 1 berbanding 3[Appendix-B].

Masih ada banyak item-item penting yangtermuat dalam Standar ANS/ANSI-8.3-1986,namun dari kelima cuplikan di atas sudahcukup untuk maksud penelitian ini.

EVALUASI WAKTU RESPONSCAAS-1PEBRR

Kecepatan memulai evakuasi padasaat terjadi kecelakaan kekritisan bahan fisildapat mengurangi bahaya radiasi yangdibebaskan selama kejadian kecelakaan

tersebut. Makin cepat seseorang melakukanevakuasi (menjauhi medan radiasi) makamakin kecil dia menerima dosis radiasi. Olehsebab itu waktu respons suatu CAAS sangatberperan dalam melindungi personil terhadapbahaya penyinaran dosis radiasi yang fatal.

Waktu respons suatu CAASmerupakan selang waktu yang diperlukanCAAS dalam mendeteksi kecelakaankekritisan mulai pada saat detektormendeteksi radiasi latar belakang (instalasidalam operasi normal) sampai mencapai nilaidosis radiasi ATP yang ditetapkan. Biasanyapada suatu CAAS waktu respons yangdiinginkan dapat diatur dengan caramengatur posisi ATP. Pada beberapa CAASyang telah kami pelajari, posisi ATPbervariasi antara 40 sampai 100 kali tingkatradiasi latar-belakang dan waktu responsyang dihasilkan kurang dari 0,5 detik.

Menurut Standar ANS/ANSI sepertiditulis pada cuplikan 3 dalam bab terdahulubahwa waktu respons (waktu terlama) alaremsuatu CAAS adalah sama atau lebih kecildari 0,5 detik. Pada CAAS-IPEBRR yangdievaluasi, untuk mendapatkan wakturespons yang diinginkan bisa dilakukandengan cara mengatur posisi ATP yangterdapat pada instrumen pencacah CAAS.Sebelum alat ini dievaluasi terhadap wakturespons, posisi ATP berada pada11,5 mR/jam atau sekitar 10 mrem/jam. Jadibilamana suatu sumber radiasi yangditempatkan dekat dengan detektor memilikilaju dosis radiasi sama atau melebihi10 mrem/jam, maka suatu alarem dapatdihasilkan. Adapun waktu respons untukmencapai laju dosis 10 mrem/jam bergantungpada besarnya laju dosis radiasi dari sumberyang dipakai (kuat sumber). Sedangkan lajudosis latar belakang pada saat operasinormal di IPEBRR adalah 0,1 mrem/jam121.Dengan demikian posisi ATP dari CAAS-IPEBRR pada saat ini adalah 100 kali lebihbesar daripada laju dosis latar belakang.Namun demikian belum ada evaluasi tentangperkiraan lamanya waktu respons dari alattersebut untuk mencapai ATP (10 mrem/jam)dalam kondisi laju dosis kecelakaan minimumyang ditentukan.

A. Metoda Evaluasi Kinerja dan WaktuRespons CAAS-iPEBRR

Metoda evaluasi guna memperkira-kan lamanya waktu respons alat CAAS-

285


ISSN 1410-1998

IPEBRR adalah dengan cara mengujikembali posisi tingkat radiasi pada ATP yangada sekarang ini (10 mrem/jam) denganmenggunakan dua buah sumber radiasipemancar gamma Cs-137 yang memilikiaktivitas berbeda. Sumber radiasiditempatkan secara mendadak di permukaankotak detektor (3 cm dari detektor) dankira-kira 3 cm dari permukaan (kira-kira 6 cmdari detektor) sampai mencapai laju dosistertinggi yang ditunjukkan pada instrumenpencacah radiasi. Karena dengan carapenempatan • sumber radiasi tersebutsemuanya dapat menghasilkan tanda alarem(mencapai ATP), maka waktu yang diperlu-kan untuk menghasilkan alarem tersebutdigunakan sebagai data waktu responsCAAS-IPEBRR yang sesuai dengan kuatsumber untuk tingkat ATP 10 mrem/jam.Rentang waktu yang diperlukan dari tingkatradiasi latar-belakang sampai menghasilkanalarem diukur dengan menggunakan alatpencatat waktu dengan ketelitiansepersepuluh detik. Perlakuan seperti di atasdilaksanakan terhadap tiga dari enam sistemCAAS yang tersedia, masing-masing di R-22,R-26 dan R-44. Pengukuran dilakukansecara berulang terhadap detektor yangdisinari baik secara berpasangan maupunsecara individu dengan cara melepas salahsatu dari kedua detektor dalam satu sistempemantauan.

B. Hasil Evaluasi dan Analisis Data

Pengujian yang telah dilakukanterhadap ketiga sisterm dari CAASmenunjukkan bahwa CAAS masih berfungsidengan baik. Seluruh pengujian dapatmemberikan suatu tanda alarem bilamanalaju dosis radiasi pada posisi ATP yang adapada saat ini terlampaui. Tanda alarem bisadiketahui (dilihat dan didengar) di ruangkontrol. Rentang waktu respons yangdiperoleh adalah antara 0,5 detik sampai 1,2detik untuk laju dosis radiasi gamma antara

20 sampai 850 mrem/jam. Jadi wakturesponsnya sangat bergantung pada kuatsumber yang digunakan untuk maksudevaluasi ini. Tabel 1 memuat data hasilpengujian terhadap ketiga sistem yangdievaluasi. Data pada Tabel 1 kemudiandipindahkan ke suatu grafik waktu responsalarem sebagai fungsi dari laju dosispengukuran seperti yang diperlihatkan dalamgambar-gambar 2.a.; 2.b. dan 2.c. untukruang kerja berturut-turut R-22; R-26 danR-44. Suatu garis lurus (kurva linear) ditarikdari titik-titik hasil pengukuran untuk masing-masing besarnya laju dosis merupakan kurvawaktu respons alarem alat CAAS-IPEBRRpada ATP= 10 mrem/jam. Selain itu digambarpula kurva laju dosis kecelakaan minimumyang dipersyaratkan dengan asumsi bahwalaju dosis kecelakaan minimum tersebut(1200 rad/jam) berasal dari dosis radiasigamma dan neutron (denganmempertimbangkan Appendix-B ANS/ANSIStandard). Jadi kurva tersebut diambil darilaju dosis gamma saja karena CAAS yangdievaluasi saat ini hanya mendeteksi radiasigamma. Di samping itu juga diperhatikandistribusi bahan fisil yang terdapat di ruangankerja. Untuk maksud keselamatan, dalamanalisis ini diambil posisi bahan fisil yangterjauh (8 meter) dari posisi detektor. Adapunbentuk bahan fisil di ruangan kerja adalahmetal (pelat elemen bakar) untuk R-22 danlarutan untuk R-26 dan R-44. Lebih lanjutcara perhitungannya dapat dilihat padalampiran dalam tulisan ini.

Kurva waktu respons alarem alatCAAS pada masing-masing ruangan (R-22,R-26 dan R-44) diekstrapolasi menuju kurvakecelakaan minimum sehingga diperolehsuatu titik potong. Titik potong tersebutmenggambarkan perkiraan waktu responsalarem dari CAAS-IPEBRR saat terjadikecelakaan minimum bilamana posisi ATPdipasang pada 10 mrem/jam.

286

iSSN 1410-1998 Prosiding Presentasi llmiah DaurBahan Bakar Nuklir IVPEBN-BATAN Jakarta, 1-2 Desember 1998

TABEL 1. Data hasil pengukuran waktu respons CAAS-IPEBRR padaposisi ATP 10 mrem/jam untuk ketiga ruangan.

Ruang

Kerja

R-22

R-26

R-44

'No.--

1.2.3.4.1.2.3.4.1.2.3.4.

d

(cm)636363636363

t

(detik)1,131,100,830,501,000,970,770,601,071,130,770,57

LD

(mrem/jam)4080

30085020752257703585

210800

A-nominal

(mCn101010010010101001001010

100100

d adalah jarak sumber terhadap detektort adalah waktu respons CAAS-IPEBRR untuk ATP = 10 mrem/jamLD adalah laju dosis radiasi gamma yang terukurA-nominal adalah aktivitas sumber Cs-137 yang tertera pada label

Waktu Respons CAAS R-22 [ATP=10 mrem/jam)

10

I1

fflii

m

8 i

L—t

• iOL

AL

Ol

m\

i

IHl

.D[6,1O] *

D[3,10] a

.D[6,100] |

.D[3,100] l

Cec.

b: :!• ;

~ ± h

,:fc: * !•

1! ! !

Min. l

, • i • 1 : 1

i:S ±i i: !:

IP i :i: t

IIII;l l l )

ffl I i!

il 111

: ^ffl

| | I;: : ; :i:;:i:i:i:i:

!:: i fi;#

11 111^ i tn:::|:::

"•• mk

i: ; :::i:it::i:

l\ | ; | |

B S s ;

:iii:| :!:|: ;!;; .:;

ili

i :W:Kj;

1 #11

^ • : | |

•: 1 1

\K :|:|: ii :|

!# ff |:j :|

!f f | :

:!ji; fi .; :

! :{i:!li

: ' • : : : - ; : - ; i "

• : " " • : ' • • : ' . ; • • • : "

. . ; . . • . . ; . • . . . | .

mM'il\-

0.11.OE-O1 1.0E+0O 1.0E+01 1.0E+02 1.0E+03 1.0E+04

Laju Dosis Pengukuran [mrem/jam]

Gambar 2.a. Kurva waktu respons alarem alat CAAS-IPEBRR di R-22 padaATP = 10 mrem/jam sebagai fungsi laju dosis radiasi gammapengujian. Titik potong ekstrapolasi kurva tersebut dengankurva kecelakaan minimum merupakan perkiraan wakturespons dari alat (0,45 detik) dalam mendeteksi kecelakaankekritisan.

287


ISSN 1410-1998

Waktu Respons CAAS R-26 [ATP=10 mrem/jam]

10

f r

¥

EIIDLD[

OLD[

ALD[

6,10] 'rf}

3101 "•-"•-

6,100] ' ; , "OLD[3,100] 'n

: •:•• • •• •:

Mlft!

•• !:|:|;|£

: #

% ••< ; .

i : ; - . :•'•'• 'i

>*>

•• -3"

m

i *1 ii;

111

S f " -

& ; H l:

±i±K:

ffiff

111

• n: i:;:::is:

! 1 1

'k- !::: i: :• 1

"' - . l i •

1 . ' '•'•' '

8

Itft

cc

i

0.11.0E-01 1.0E+00 1.0E+O1 1.0E+02 1.0E+O3 1.0E+04 1.0E+05


Gambar 2.b. Kurva waktu respons alarem alat CAAS-IPEBRR di R-26 padaATP = 10 mrem/jam sebagai fungsi laju dosis radiasi gammapengujian. Titik potong ekstrapolasi kurva tersebut dengankurva kecelakaan minimum merupakan perkiraan wakturespons dari alat (0,40 detik) dalam mendeteksi kecelakaankekritisan.

Waktu Respons CAAS R-44 [ATP=10 mrem/jam]

10

a:2ra

—

^**

-=ttDLU[OLD[

ALD|

OLD[

• Kec

: = ; •;•• ;

| | £

llll \~ —3,10] --V-

3,10] ; '• i

6,100] ;; '

3,100] lul

Min i!!i E

} fftt

lil

: ;Bgi

: j : | : | :|| % l;|

: • : ; • ; : : • : • ; :::i:i : • : : t ;

-k.: H*i li t i:i

;: iSSSijS: ijffl ;i :|: |

• ittii H! t H

: : : ; : ; : ! : : : •

. : ! : : : : ! : ! : •

i 1 1i ™' m| jjgsi.

! II

I I If i iJ &

II!%*'£$

=:!:): ^ : i : :•:

i i i : !:!: •:

t ig:

•I; fflf

ffil

• ' i : : ] • : •'• ••

: - i ^ =;• j 11

I I i l?

0.1

1.0E-01 1.0E+00 1.0E+01 1.0E+02 1.0E+03 1.0E+04


1.0E+05

Gambar 2.c. Kurva waktu respons alarem alat CAAS-IPEBRR di R-44 padaATP = 10 mrem/jam sebagai fungsi laju dosis radiasi gammapengujian. Titik potong ekstrapolasi kurva tersebut dengankurva kecelakaan minimum merupakan perkiraan wakturespons dari alat (0,38 detik) dalam mendeteksi kecelakaankekritisan.

288


Hasil evaluasi waktu respons alaremterhadap ketiga ruangan menunjukkanbahwa posisi ATP yang ditetapkan padasaat ini sudah memenuhi standar yangdirekomendasikan oleh ANS/ANSI, yaitutidak lebih dari 0,5 detik. Pada gambar 2.a.;2.b. dan 2.c. diperoleh bahwa waktu responsalarem adalah sekitar 0,45 detik untukCAAS R-22, sekitar 0,40 detik untuk CAASR-26 dan sekitar 0,38 detik untuk CAASR-44. Gambar berikut ini memperlihatkanwaktu respons CAAS untuk masing-masingruangan yang telah dievaluasi.

SIMPULAN

Dari hasil evaluasi kinerja dan wakturespons alat CAAS-IPEBRR untuk ketigaruangan yang dievaluasi dapat disimpulkanbahwa:1. Komponen-komponen utama dari

CAASrlPEBRR pada saat ini masihdapat berfungsi dengan baik walaupunUPS dan komputer tidak berfungsi. Inidibuktikan dari hasil pengujian kembaliyang mana dapat memberikan tandaalarem bilamana sumber radiasi yangdigunakan bisa mencapai laju dosisradiasi gamma melebihi 10 mrem/jam.

2. CAAS-IPEBRR dirancang untuk maksudpendeteksian kecelakaan kekritisanyang didasari pada pendeteksian oneout of two logic yang mana salah satulogic module or ditempatkan pada posisiantara detektor dan instrumen pengukurradiasi. Hal ini tidak biasa digunakanpada CAAS yang telah kami pelajari,yaitu biasanya logic module ditempatkanpada posisi antara instrumen pengukurradiasi dengan pembangkit alarem.Dengan kata lain, keputusan suatualarem dipancarkan adalah didasaripada hasil pengukuran laju dosis lebihdari satu sistem pengukuran yangmencapai atau melebihi ATP. BiasanyaCAAS dirancang berdasarkan two out ofthree logic.

3. Waktu respons dari CAAS-IPEBRRyang ATP-nya diset pada 10 mrem/jamsebenarnya telah memenuhi standarANS/ANSl-8.3-1986, yaitu tidak lebihdari 0,5 detik dalam membangkitkanalaretn. Untuk itu ATP-nya tidak perludiubah dan dibiarkan pada posisisemula.

4. Posisi ATP saat ini cukup tinggi dariradiasi latar-belakang (100 kali lebihbesar), namun demikian alat ini memilikiwaktu respons yang cepat. Jadikemungkinan misalarm dari sumber

radiasi lain (bukan dari kecelakaan)dapat dihindari. Hal ini dibuktikan daripengalaman bahwa tidak ada laporanyang menyatakan telah terjadikesalahan alarem pada alat tersebutsetelah beroperasi cukup lama (sejaktahun 1991).

PUSTAKA

[1]. Knief,RA, Nuclear Criticality Safety:Theory and Practice, ANS, La GrangePark, lllinois, 1985.

[2]. Yuwono, I., Sistem PemantauanKecelakaan Kekritisan di IPEBRR,Laporan Teknis PEBN 1991/1992,PEBN, 1992 (belum diterbitkan).

[3]. ANSI/ANS-8.3-1986, AmericanNational Standard, Criticality AccidentAlarm System, Am. Nucl. Soc, LaGrange Park, lllinois, 1986.

[4]. Smith, D.R., The Function andCharacteristics of CAAS, Trans. Am.Nucl. Soc, ANS 39 (1981) p.554.

Lampiran :

Perhitungan untuk menentukan kecelakaanminimum menurut kondisi ruang kerja diIPEBRR.

Laju dosis kecelakaan minimum yangditetapkan oleh ANS/ANS! Standard adalah20 rad/menit (1200 rad/jam) pada jarak 2meter dari bahan fisil yang kritis dengananggapan tidak ada perisai/penghalangradiasi antara bahan fisil dan detektor (diudara bebas). Dosis yang dideteksi olehdetektor diasumsikan berasal dari radiasineutron dan gamma (Appendix-B ANS/ANSIStandard), dengan perbandingan :1. Untuk bahan fisil tidak termoderasi (metal,

serbuk) adalah 12 berbanding 1 untukneutron dan gamma. Kondisi ini benakuuntuk R-22 (perakitan bahan bakar).

2. Untuk bahan fisil termoderasi (bahan fisildalam larutan) adalah 1 berbanding 3untuk neutron dan gamma. Kondisi iniberlaku untuk R-26 dan R-44.

Berdasarkan ketentuan di atas, maka lajudosis kecelakaan minimum untuk radiasigamma saja adalah :1. Untuk bahan fisil tidak termoderasi : 1/13

x 1200 rad/jam = 92,31 rad/jam atau92,31 rem/jam (faktor kualitas gammaadalah 1).

289


ISSN 1410-1998

2. Untuk bahan fisil termoderasi: 3/4 x 1200rad/jam = 900 rad/jam atau 900 rem/jam.

Dari pengamatan lapangan terhadapdistribusi bahan fisil di ruangan kerja, posisibahan fisil terjauh yang tidak adapenghalang/perisai apapun adalah sekitar 8meter dari detektor. Jadi denganmenggunakan persamaan :

LDi x r,2 = LD2 x r22

di mana LD2 dan r2 berturut-turut adalah lajudosis dan jarak untuk persyaratankecelakaan minimum dan rn = 8 meter,diperoleh perkiraan laju dosis yang diterimadetektor saat terjadi kecelakaan minimum(LDi) pada jarak 8 meter dari bahan fisilyang mengalami kekritisan. LD^ untuk bahanfisil tidak termoderasi adalah sebesar 5,77rem/jam (5770 mrem/jam) dan LD-i untukbahan fisil yang termoderasi adalah sebesar56,25 rem/jam (56250 mrem/jam).LD^ merupakan laju dosis kecelakaanminimurn untuk posisi detektor 8 meter darisumber keceiakaan. Jadi untuk lokasikecelakaan lebih dekat dari 8 meter, makalaju dosis akan bertambah tinggi atau wakturespons akan bertambah cepat.

TANYA JAWAB

Tukiran S.• Kecelakaan kekritisan bahan fisil akan

menghasilkan neutron, sedangkanpenelitian yang dilakukan dengan sinar-ydan kesimpulannya sesuai standarANS/ANSI. Mohon dijelaskan.

Sjafruddin• Peristiwa kecelakaan kekritisan bahan

fisil tidak hanya menghasilkan ataumemancarkan radiasi neutron saja,tetapi juga radiasi lain seperti sinar-y, cc,(3. Radiasi dominan yang dominanadalah neutron dan sinar-y. Radiasi yberasal dari saat fisi terjadi dan hasil fisiyang juga radioaktif pemancar y. Jadikecelakaan dapat dideteksi dengandetektor sensitif terhadap y saja,neutron saja atau keduanya. Daripengukuran terhadap radiasi-y sajadengan detektor Geiger-Muller yangdimiliki CAAS-IPEBRR diperoleh wakturespons alarm kurang dari 0,5 detik.Waktu respons telah memenuhi standarANSI yaitu waktu respons terlamaadalah 0,5 detik.

290



PENURUNAN KADAR URANIUM DALAM LIMBAH FASA AIRDENGAN PROSES KOAGULASI FLOKULASI

DENGAN GARAM FERRI

. Prayitno, Raharjo, M.E Budiyono*) dan Puji Lestari**)

ABSTRAK

*) Pusat Penelitian Nuklir Yogyakarta - BATAN**) Alumni Sekolah Tinggi Teknik Lingkungan

PENURUNAN KADAR URANIUM DALAM LIMBAH FASA AIR DENGAN PROSESKOAGULASI FLOKULASI DENGAN GARAM FERRI. Pada pemben-tukan flok, diharapkanakan terjadi penyerapan permukaan dan penyerapan dalam terhadap senyawa-senyawauranium yang ada dalam larutan. Percobaan ini dilakukan dengan menambahkan natriumhidroksida dan ferri khlorida pada volume tertentu terhadap limbah uranium cair dalam jar test.Diteliti pengaruh pH, kecepatan pengadukan dan lama pengadukan terhadap eflsiensipemisahan dan faktor dekontaminasi. Kondisi terbaik dicapai pada pH 9, kecepatanpengadukan 250 rpm dan lama pengadukan lambat 50 menit, dengan efisiensi pemisahan98,92 % dan faktor dekontaminasi 92,20.

ABSTRACT

RECOVERY OF URANIUM IN THE AQUEOUS WASTE BY USING COAGULATION DANFLOCCULATION PROCESS WITH FERRIC SALT. Adsorption of uranium compoundscontained in the solution are expected to occur during the formation of floc. This experimentwas done by adding sodium hydroxide and certain volume of ferric chloride in the aqueousphase of uranium waste in jar test. The influence of pH, stirring rate and stirring time on theseparation efficiency and factor of decontamination have been investigated. The best conditionobtained was pH 9, stirhng speed was 250 rpm and stirring time was 50 minutes with theseparation efficiency of 98.92% and decontamination factorof 92,20.

PENDAHULUAN

Limbah uranium fasa air yangberasal dari laboratorium penelitian masihmengandung uranium cukup tinggi sehinggadiusahakan untuk memisahkan/menurunkankadar uranium dengan salah satu metodapengendapan, yaitu menggunakan garam feridengan proses koagulasi-flokulasi(kopresipitasi)

Pengendapan kimia adalah umumdigunakan untuk pengolahan limbah yangbanyak mengandung air dan jugamenguntungkan untuk mengolah limbahradioaktif dengan radioaktivitas rendah.Pengolahan awal limbah radioaktif cairsebelum diolah dengan cara penukar ion,evaporasi, meskipun FD tidak lebih dari 100sulit dicapai, maka cara ini tetap dijalankan(KRAUSE, H., 1986; IAEA, 1964).

Para peneliti telah banyak melakukanpenelitian yang berkaitan dengan proseskimia limbah cair pemancar alpha ( U, Pu danAm) didekontaminasi dengan proseskopresipitasi dengan menggunakanhidroksida dan kalsium fosfat pada pH tinggi,menghasilkan efisiensi pemisahan antara97,00 - 99,50%.

Dasar pemakaian perlakuan kimiapada pengolahan limbah cair adalah kecilnyakonsentrasi atau kandungan radionuklidayang akan didekontaminasi, sehinggadengan cara pemisahan kimia melaluipengendapan tidak dapat dilakukanberhubung hasil kali kelarutannya tidakterlampaui. Cara pengolahan limbahradioaktif sangat berbeda dengan cara kimiabiasa karena pengolahan yang 'akan dibuangke lingkungan harus memenuhi beberapasyarat-syarat batasnya adalah hargakonsentrasi tertinggi yang diijinkan (KTD) daricara pengendapan biasa akan tidakmemberikan hasil yang diinginkan, karenahasil kelarutan zat tersebut tidak terlampaui.Pemisahan/penurunan zat yang sangat kecilkonsentrasinya ini bisa dilaksanakan denganpenambahan zat pengemban yaitu zat yangbila diendapkan dapat mengikut sertakan zatradioaktif yang ada dalam larutan. Salah satucara yang ditempuh adalah menggunakanmekanisme koagulasi-flokulasi dankopresipitasi. Setelah melalui prosespenyaringan atau sentrifugasi untukmempercepat penyerapan, hasil olah yangberupa lumpur dan beningan dapat

291


ISSN 1410-1998

dipisahkan. (KRAUSE, H, 1986). Selanjutnyaditeruskan ke proses berikutnya bilaaktivitasnya masih di atas batas aman untukdibuang atau didispersi ke lingkungan.

Secara sistematik, reaksi penyerapandapat ditulis sebagai berikut : mekanismeyang berperan, dimana hasil kali kelarutan(Ksp) untuk elektrolit biner Ap dan Bq yang

terionisasi menjadi pA+ dan qB~ dimana

KSp = [A+]P x [B"]q

Apabila suatu elektrolit sukar larut,karena hasil kali konsentrasi ion-ionnyadalam larutan dibuat melampui harga Ksp nya,misalnya dengan menambahkan suatu garamyang mengandung ion sejenis dengan ionyang terdapat dalam larutan, maka sistemakan menyesuaikan diri ke arahkeseimbangan dengan jalan menghasilkanendapan garam padatnya sehingga tercapaiharga Ksp, atau jika hal ini tidak mungkinsampai garam padatnya terlarut. Koagulasi,flokulasi dan kopresipitasi adalah proseskimia yang bertujuan untuk mengikutsertakan unsur-unsur dalam prosespengendapan kimia. Berbagai macam kationtermasuk juga kation hasil fisi dalam bentuksenyawa-senyawa hidroksida, fosfat danlainnya dengan daya larut sangat rendahdapat membentuk endapan kimia.

Koagulasi didefinisikan sebagaipenggumpalan butir-butir sol menjadi butir-butir dispersi dalam media cair. Flokulasimerupakan tahapan kelanjutan darikoagulasi, yaitu tahap dimana terjadipertumbuhan/perkembangan dari partikelkoagulan ke dalam bentuk flok setelahmengalami pengadukan lambat, sehinggamemungkinkan partikel-partikel mengadakankontak yang cukup diantara partikel-partikelkoagulan tersebut (IAEA, 1968).

Oleh karena kecilnya konsentrasiradionuklida dalam larutan, maka carapengendapan tidak akan memberikan hasilyang diinginkan, karena hasil kali kelarutanzat tersebut tidak akan terlampaui.Pemisahan atau pengambilan zat yangsangat kecil ini dapat dilaksanakan denganpenambahan zat pengemban yaitu zat yangbila diendapkan dapat mengikutsertakan zatradioaktif (zat yang akan diambil) yang adadalam larutan. Mekanisme ini lazim disebutkopresipitasi (IAEA, 1968). Dan (NYO-1571,1951) antaralain :

1. Mekanisme reaksi yang terjadi antara flokdan logam yang dipisahkan akandipengaruhi oleh kecepatan terjadinyatumbukan, atau bahwa semakin cepatreaksi , makin besar yang dipisahkan,sehingga efisiensi pemisahan dan faktordekontaminasi juga semakin besar.

2. Mekanisme reaksi akan dipengaruhi olehkondisi larutan yaitu pH, makin tinggi pHmaka hasil pemisahan semakin besar,sehingga faktor dekontaminasi semakinbesar.

3. Mekanisme reaksi tersebut jugadipengaruhi oleh waktu terjadinya reaksi,atau bahwa semakin lama terjadinyareaksi maka hasil pemisahan semakinbesar, sehingga faktor dekontaminasi danefisiensi pemisahan makin besar.

Perhitungan untuk menentukanharga-harga faktor dekontaminasi (FD) danefisiensi pemisahan (Ef) adalah :

F D -

A o - AbEf= x100% (2)

FD = faktor dekontaminasiEf = efisiensi pemisahanAo = aktivitas awal limbah sebelum

perlakuanAb = aktivitas beningan setelah perlakuan

TATA KERJA

1. Alatdan BahanLimbah uranium fasa air(3,65x10"%iCi/ml)

- FeCI3.6H2O- NaOH- Aquadest

Peralatan gelasLampu pemanasTimbangan elektronikpH meterPengaduk/jartfestPengukurwaktuAlat cacah a/p latar rendah

2. Cara Kerja

a. Menentukan pHLimbah uranium fasa air aktivitasnya3,65 x 10"4 jaCi/ml, dimasukkan dalambeker gelas 100 ml dengan volumemasing-masing 50 ml dimana pHdivariasi dari 5 sampai 12 (pH diatur

292

ISSN 1410-1998 Pmsiding Presenlasi llmiah Daur Bahan Bakar Nuklir IVPEBN-BATAN Jakarta, 1-2 Desember 1998

dengan menambahkan NaOHkedalamnya).

- Tiga ratus ppm FeCI3.6H2O dimasuk-kan dalam 50 ml limbah dicampurkan.Kemudian larutan diaduk dengankecepatan 250 rpm selama 5 menitsetelah itu pengadukan diperlambatmenjadi 30 rpm selama 50 menit dandiendapkan.Beningan dan endapan yang terjadikemudian dipisahkan dengan meng-gunakan pipet sedot.Endapan yang tertinggal disimpanuntuk dilakukan proses pemadatan,sedangkan beningan masing-masingdiambil sebanyak 1 ml untuk dicacahdengan menggunakan Alpha/Betalatar rendah.Menentukan kondisi terbaik, yaitumenghasilkan aktivitas terkecil ataufaktor dekontaminasi dan efisiensipemisahan.

b. Menentukan kecepatan pengadukanawal/cepat. Seperti pada penentuanvariabel pH, hanya yang divariasikanadalah kecepatan pengadukan dari 50-400 rpm.

c. Menentukan lama pengadukanawal/cepat. Seperti pada penentuanpengadukan cepat hanya yangdivariasikan lama pengadukan lambat 10sampai dengan 80 menit.

d. Beningan dari hasil percobaan b. dan c,diambil dilakukan dalam planset stainlesskemudian dikeringkan dengan lampupemanas.

e. Dilakukan pencacahan menggunakanalat cc/p latar rendah dengan 3 kalipengulangan.

HASIL DAN BAHASAN

Pada Gambar 1. terlihat bahwa hasilyang baik pada pH 9. Penambahan FeCI3 kedalam limbah yang disertai denganpengaturan pH 7 sampai pH 9 melaluipenambahan NaOH akan terjadi reaksi kimia-fisika bersama dengan pengendapansenyawa yang tidak larut. Reaksinya sebagaiberikut:

NaOH±H20FeCI3 T n2

Fe(OH)31Fe(OH)3

Fe33+3H+

OH'+ Cl"

Apabila hasil kali kelarutan (Ksp)terlampaui, maka terbentuklah partikeldispersi endapan (proses nukleasi) dari

Fe(OH)3. Penambahan FeCI3 yang berle-bihan atau penambahan NaOH menjadialkalis akan menghasilkan ion-ion Fe3+

berfungsi sebagai elektron positip dannegatip pada destabilisasi partikel koloid.Kelebihan koloid kation dalam larutan akanmenyebabkan perubahan pH perubahanmuatan pada permukaan endapan danmuatan di dalam inti flok yang terjadi. Hal inidisebabkan karena kondisi larutan setmakinalkalis, konsentrasi ion OH"1 semakin besar,sehingga jumlah inti endapan Fe(OH)34.secara kualitatif semakin besar. Alkalinitas airdapat memberikan proses pembentukan flokdengan peranannya memproduksi ion OH"dalam reaksi hidrolisa koagulan. Pertam-bahan jumlah inti pengendap Fe(OH)3 sertapertumbuhannya akan membuat luas bidangadsorben semakin besar, sehingga dayaserapnya semakin besar, juga semakin besarukuran dan muatan elektrik partikel primer intiendapan Fe(OH)3 sangat dipengaruhi olehkonsentrasi ion hidrogen atau hidroksida

Tetapi tidak selamanya peningkatanharga pH pengolahan akan meningkatkanharga FD dan EP, sebab pada harga pHtertentu pengendapan akan mencapaioptimum. Meningkatnya konsentrasi ion-iondalam larutan yang akan menambah banyak-nya butir endapan yang terbentuk pada pH 8ke pH 9, dimana perubahan muatan elektrikinti endapan dari positip ke negatip dankation-kation tidak lagi terdifusi ke dalam intiendapan tetapi terserap ke lapisan. Setelahmencapai harga tertinggi cenderung turunkembali, karena konsentrasi ion OH' yangberlebihan akan menempati lapisan difusibutir-butir endapan sehingga memperteballapisan terluar tersebut. Mekanisme reaksiyang terjadi tumbukan muatan antar partikel.

12

Gombar 1. Pengaruh pH "Terhadap Efisiensl Pemlsahan donFaktor Dekontaminasi

Umpan 50 ml limbah uranium aktivitas 3,65x10"4 nCi/ml,FeCI^ 300 ppm 2 ml, kecepatan pengadukan cepat

250 rpm, 5 menit dan kecepatan pengadukan lambat30 rpm 50 menit.

293


ISSN 1410-1998

Muatan listrik partikel adalahmerupakan fungsi dari pH larutan, karenaion-ion hidrogen dan ion OH'dapat diserapdengan mudah ke dalam inti endapan.Serapan pada lapisan seluruh butir diperscenderung menyebabkan kopresipitasi padapH tinggi. Kopresipitasi ini terjadi dengansistem rangkap, faktor yang sangat pentingadalah pH dalam larutan, serta kelebihanberbagai ion yang ada dalam larutan.Kelebihan kation/anion dalam larutan selainmenyebabkan pH juga sangat pentingperubahan muatan di dalam permukaanendapan yang terjadi. Dengan demikianbahwa semakin tinggi pH, maka semakinbesar hasil penurunan kontaminan uraniumdari limbah uranium atau bahwa penurunankontaminan uranium yang paling baik padapH tinggi. Ternyata hasil pengarnatan dariGambar 1. bahwa apabila pH larutan samadengan 9 hasil yang diperoleh faktordekontaminasi = 92,20 dan efisiensipemisahan =98,92 %

100

100 200 500

Kecepatan Pengodukan ( rpm )

40095

Umpan limbah uranium 50 ml, pH 9, FeCI3 300 ppm,2 ml

pengadukan cepat 5 menit, kecepatan pengadukanlambat 30 rpm, 50 menit.

Gambar2. Pengaruh kecepatan pengadukanterhadap efisiensi pemisahan danfaktor dekontaminasi.

Dari Gambar 2. terlihat bahwakecepatan pengadukan cepat 250 rpmmemberikan harga EP dan FD terbaik.Pengadukan cepat pada dasarnyamerupakan fungsi dari proses koagulasibertujuan untuk menstabilkan koloid dan solidtersuspensi yang halus serta membentukmikro flok. Setelah itu dilakukan pengadukanlambat untuk menstabilkan mikro flok yanghalus menjadi makro flok yang besar-besardan stabil. Jika kecepatan pengadukan awalterlalu lambat, maka menyebabkanpencampuran bahan koagulan/pengembandengan larutan iimbah berlangsung lambatsehingga kation/anion uranium terlalu kecil

menempel/terikat Bila awal pengadukanterlalu cepat juga tidak terlalu kuatmembentuk inti flok karena gerakanortokinetik/fluida akibat pengadukan terlalucepat Untuk itu mengakibatkan waktukontak antara kation uranium dengan butirendapan akan semakin kecil, sehingga koloidtidak terdestabilisasikan, dan menurunkanhasil FD dan EP. Akibatnya kation-kationuranium dalam limbah yang harusnya dapatterserap ke dalam butir endapan menjaditidak terikat dan terlepas. FeCI3 yangditambahkan sebelumnya, dan pengadukancepat juga berpengaruh terhadap dispersidan distribusi NaOH yang ditambahkan kedalam limbah. Jika kecepatan pengadukanlebih rendah NaOH tersebar dengan lambatsehingga terjadi efek harga pH yang terlalutinggi di sekitar penambahan koagulan danpH rendah di titik yang lebih jauh. Jikakecepatan pengadukan lebih tinggi akanmencegah terkumpulnya ion-ion OH" disekitar titik penambahan koagulan danmempercepat tersebarnya ion-ion OH"tersebut ke seluruh volume larutan. Setelahmencapai harga maksimum pada kecepatanpengadukan 250 rpm EP dan FD cenderungturun kembali jika kecepatan pengadukanditingkatkan. Tingkat kecepatan yang terlalutinggi akan mengurangi kebolehjadian kation-kation uranium akan terserap ke dalam butirendapan, serta menyebabkan ukuran butirendapan yang terbentuk lebih kecil atau butirkoloid yang halus akan pecah kembalisehingga flok yang mengendap akanberkurang.

Dari Gambar 3. terlihat bahwa hargaEP dan FD meningkat dengan bertambahlamanya pengadukan, dan mencapai hargamaksimum pada lama pengadukan selama50 menit. Sebagai fungsi waktu, makasemakin lama waktu pengadukan awalhasilnya semakin besar. Bila lama waktupengadukan kurang dari batas optimum,keboleh jadian pembentukan inti flok tidakmaksimal, karena itu waktu kontak terlalusingkat. Sebaliknya semakin lama waktupengadukan cepat, sehingga sampaimelebihi waktu optimum justru menurunkanharga FD dan EP, karena inti flok yang telahterbentuk dapat mulai pecah kembali,sehingga daya ikatnya terhadap ion-ionuranium dalam limbah cenderung mulaimenurun

294


100

Gambar 3. Pengaruh Loma Pengadukon Terhadap EflslenslPemlsahan dan Foktor Dekontomlnosl

Umpan limbah 50 ml, FeClj 300 ppm, 2 ml kecepatan

pengadukan cepat 250 rpm, kecepatan pengadukanlambat 30 rpm.

Limbah yang diolah dengan memilikikandungan • garam yang cukup tinggisehingga memerlukan waktu kontak sekitar50 menit bagi reaksi pengadukan untukmenyempurnakan fasa koagulasi. Jika lamapengadukan cepat kurang dari 50 menit,tingkat penyerapan uranium ke dalamendapan lebih rendah karena proses terlalucepat dibawa ke fasa flokulasi sebelum fasakoagulasi selesai sempurna. Selanjutnyakecepatan pengadukan lambat yang melebihikecepatan Harga EP dan FD akan turun jikapengadukan cepat lebih dari 50 menit,karena tahap awal dari fasa flokulasi akanberlangsung dengan tingkat kecepatan tinggiyang mengakibatkan berkurangnya butir-butirendapan saling bergabung membentuk flokendapan

S I M P U L A N

Dari hasil percobaan danpembahasan dapat ditarik kesimpulansebagai berikut: Pemisahan dan penurunankadar limbah uranium dengan carapembentukan fiok dapat dilihat hasii yangcukup baik diperoleh efisiensi pemisahandan faktor dekontaminasi pada pH 9,kecepatan pengadukan cepat 250 rpm, lamapengadukan lambat 50 menit dan didapatkanefisiensi pemisahan 98,92 % serta faktordekontaminasi 92,20 , dapat menurunkanaktivitas jenis kontaminan alpha dari 3,65 x4 V

PUSTAKA

[1]. ARTHUR, P., SMITH, O.M., SemimicroQualitative Analysis, 2nd ed., Mc GrawHill Book Company INc, New York,(1942).

[2]. GARLEY, M. CAULY K.W CsAdvanced Management Methods forMedium Active Waste", ISSN 0275-727,1981.

[3]. IAEA, Technology of RadioactiveWaste Management Avoidingenvironmental Disposal, TechinicalReports , I A E A, Vienna,, Series No.27, (1964).

[4]. IAEA, Chemical Treatment ofRadioactive Wastes, TechinicalReports, IAEA, Vienna, Series No. 89,(1968).

[5]. KRAUSE, H., Factor To Be Consideredin Establishing A RadwasteManagement System, Joint German-Indonesian Seminar on PublicAcceptance, Waste ManagementNuclear Safety, Jakarta, (1986).

[6]. STUMM, W, MORGAN, J.J., ChemicalAspects of Coagulation, JournalAmerican Water Works, vol 54- 8, ParteAve, NewYork, (1962).

[7]. 7. WARREN, JK, MORTON, IG U Theremoval of radioactive Anions By watertreatment, Cambridge, 1951.

TANYA JAWAB

Fathurrachman• Teknologi ini diterapkan kepada U

berpengkayaan rendah atau U alami.Apabila hanya untuk U alami apamanfaat penerapan teknologi ini, karenadaya endapnya rendah sekali.

• Bagaimana tindak lanjut teknologi endapini, setelah U terikat oleh ferri lalu dipilin,disimpan/dibuang bersama-sama atau Udipisahkan lagi dengan ferri khlorida.Apabila setelah U terikat bukankah akanmenambah limbah baru mengandungferri.

• Bagaimana kalau limbah U bercampurion Fluor.

10" menjadi 3,96 x

295


ISSN 1410-1998

Prayitno• Teknologi ini diterapkan pada uranium

fasa air yang banyak mengandung airdan juga menguntungkan untukmengolah litnbah radioaktif cair denganaktivitas rendah sebelum diolah dengancara penukar ion dan evaporasi. Selainitu para peneliti lebih suka melakukanpenelitian yang berkaitan dengan proseskimia limbah cair pemancar oc (U, Pu danAm).

• Setelah uranium terikat oleh flokselanjutnya dilakukan proses pemadatandengan semen, vitrifikasi untukpenyimpanan selanjutnya.

• Untuk penelitian lanjutan akan dicobauranium dicampur dengan fluor. Hal inidimaksudkan untuk mengetahuiseberapa jauh koagulan garam ferridapat mengikat uranium dengancampuran fluor tersebui kemudiandibandingkan dengan uranium saja.Dalam hal ini fluor juga ikut terendapkanbersama-sama dengan uranium dalamflok ferri hidroksida.

Indro Yuwono• Mohon dipertimbangkan pemakaian kata

optimum dalam karya ilmiah, karenaoptimum harus ditinjau dari segala aspek.

• Mohon dijeiaskan fenomena yang terjadidalam grafik yang bentuknya selalucembung/melengkung ke atas.

Prayitno• Saran diterima, optimum akan diganti

hasil yang cukup baik dari penelitian ini.• Fenomena yang terjadi adalah

meningkatnya FD + EP secara tajampada kondisi yang cukup baik, setelahkondisi tersebut akan mengalamipenurunan FD + EP sebagai akibatadanya pengaruh pH, pengadukan cepatdan lama pengadukan setelah kondisiyang cukup baik. Tercapainya hargatertinggi kemudian cenderung turunkembali, karena konsentrasi yangberlebihan akan menempati lapisan difusiendapan sehingga mempertebal lapisanterluar tersebut. Dengan demikian, pHsemakin tinggi akan memperbesar hasilpenurunan dan waktu kontak semakiniama juga akan menurunkan hasil FDdan EP.

296

ID0200034


PENGARUH BAHAN TAMBAH TERHADAPSTABILITAS KEKUATAN IMMOBILISASI LIMBAH CAMPURAN

URANIUM DAN FLUORIDA AKTIVITAS RENDAH

Supardi, Herry Poernomo, Djoko SardjonoPusat Penelitian Nuklir Yogyakarta - BATAN

ABSTRAK

PENGARUH BAHAN TAMBAH (BENTONIT, FELSPAR, ZEOLIT) TERHADAP STABILITASKEKUATAN IMMOBILISASI LIMBAH CAMPURAN URANIUM DAN FLUORIDA AKTIVITASRENDAH. Telah dilakukan penelitian pengaruh bahan tambah terhadap stabilitas kekuatanimmobilisasi/pengungkungan limbah campuran uranium dan fluorida aktivitas rendah secarasimulasi. Limbah sesunggunya dihasilkan oleh fasilitas fabrikasi elemen bakar nuklir (PEBN) diSerpong Jakarta. Penelitian ini bertujuan untuk memperoleh kondisi optimal dari hasilimmobilisasi limbah campuran uranium dan fluorida aktivitas rendah yang akrab lingkungan.Penelitian dilakukan dengan metoda pengungkungan secara sementasi. Limbah campuranuranium dan fluorida aktivitas rendah ditambah semen, lalu ditambah bahan tambah sepertibentonit, felspar, dan zeolit secara bergantian. Penelitian mula-mula diatur kondisiperbandingan berat air/semen = 0,35. Kondisi tersebut di atas, ditambahkan limbah radioaktifkorosif (U dan HF) aktivitas rendah pH = 9, kadar uranium = 1000 ppm dan kadar HF - 600ppm sebanyak 10 % berat (air + semen) yang digunakan. Kemudian ditambahkan bahantambah bentonit, felspar, dan zeolit secara berurutan yang beratnya divariasi dari 5 %, 10 %,dan 15 % dari berat (semeh + air + limbah radioaktif). Selanjutnya campuran antara semen, air,limbah, dan aditif seperti diuraikan di atas dimasukkan ke dalam gelas beker 1000 ml, diadukdengan alat pengaduk listrik sampai homogen. Adonan dituangkan ke dalam tabung polietilensehingga tinggi adonan = garis tengah = 37,8 mm, lalu ditutup rapat kenvjdian diperam selama28 hari. Padatan hasil sementasi dikeluarkan dari wadahnya dan sampel ini siap untuk uji kuattekan dan uji rendam dalam media rendam (air). Alat uji kuat tekan yang digunakan adalah alatkuat tekan Paul Weber, dan untuk zat uranium dan ion fluorida dianalisis dengan alat CorningColorimeter 253. Hasil komposisi padatan optimal dicapai pada perbandingan : semen 60,8 %,air 19,2 %, limbah 10 % , dan felspar 10 %. Hasi! padatan tersebut di atas kuat tekannya =24,45 N/mm2, dan kadar U dan F dalam media air lindi pada perendaman selama 150 hari =0,42C s/d 0,430 ppm dan kadar ion F' dalam media air lindi = 2,00 ppm.

ABSTRACT

THE EFFECT OF ADDITIVES (BENTONITE, FELSPAR, ZEOLITE) TO THE STABIUTY OFIMMOBILIZATION FOR LOW LEVEL ACTMTY URANIUM AND FLOURIDE MIXTUREWASTE. The experimental investigation of additives to the stability oflow level activity uraniumand fluoride mixture waste by simulation method has been done. The real waste used was aliquid waste coming from the fabrication of nuclear fuel element plant at Serpong Jakarta. Theaims of investigation was to obtain an optimum condition of immobilized low level activitymixture waste containing low level of uranium and fluoride for the sake of a friendlyenvironmental safcty. The investigation has been carried out using immobilization orcementation method. The low tevel activity uranium and fluoride mixture waste was added withadditives such as bentonite, felspar, and zeolite in seguence. firstly, the workabie cementpastawith ihe weight ratio of water to cement = 0.35. The cement pasta was added by low levelactivity uranium and fluoride mixture waste containing 1000 ppm of uranium, 600 ppm of HFwith pH = 9 in the amount of10wt% (water + cement). Bentonite, felspar, and zeolite additiveswith the weight percsntage varied from 5, 10, and 15wt%ofthe total weight (cement + water +waste) was further added in sequence. The mixture of cement, water, waste and additivesabove was further put into a 1000 ml beaker glass and was homogeneously stirred by anelectric mixer. The homogenous mixture was called the dense pasta. The dense pasta was putinto a polyethylene (PE) tube with its diameter = height = 37.8 mm, and then covered by a PElid and cured for 28 days. The immobilized waste was prepared for compressive strength testus!ng Paui Weber eguipment and uranium as well as fluoride concentration were analysedusing 253 CORNING COLORIMETER. The optimum composition obtained for the immobilizedwaste was cement of 60.8 wt %, water of19.2 wt %, waste of 10wt% and felspar of 10wt%.The compressive strength forthe immobilized waste was 24.45 N/mm2. Forleaching time of 150days, the leached uranium and fluoride in water rnedium were 0.420-0.430 ppm and 2.00 ppm,respective'.y.

297


ISSN 1410-1998

PENDAHULUAN

Masalah yang ada dalam prosespengolahan limbah radioaktif korosif dariFabrikasi Elemen Bahan Bakar Nuklir adalahkandungan uranium dan fluorida yangdominan. Limbah ini amat menggangguterutama terhadap alat dan proses yangdigunakan untuk operasi serta terhadaplingkungan. Oleh karena itu alat yangdigunakan untuk proses pengolahan harusdibatasi oleh kadar uranium maksimal yaitusekitar 10" ^Ci/ml, dan HF sangat korosifterhadap alat, disam-ping itu kadar ion F' dilingkungan harus rendah (sekitar2,00 ppm).

Tujuan penelitian untuk merubahbentuk limbah cair radioaktif korosif (U danHF) seperti disebut di atas yang sifatnyamudah bergerak/berpindah ke tempat lainmenjadi bentuk padatan limbah. Supaya zatradioaktif dari uranium dan HF yang amatberbahaya terhadap alat dan lingkungan(terutama manusia) dapat diikat erat dan kuatdalam bentuk padatan sehingga zat-zat yangsangat berbahaya sulit terlepas dari padatan.Pendekatan yang digunakan untuk persoalandi atas adalah immobilisasi/pengungkungansecara sementasi. Perlu diketahui arti dariimmobilisasi dan sementasi. Immobilisasiartinya pengungkungan suatu zat radioaktifdan non radioaktif di dalam bentuk padatanyang diikat/dijepit sangat kuat ditengahpadatan sehingga zat-zat tersebut sukarsekali terlepas ke media lingkungan. Dengankata lain bahwa terlepasnya zat-zat tersebutdi atas dapat terjadi hanya secara alami, yangberarti bahwa padatan itu telah berubah men-jadi alami. Sementasi artinya reaksi antara airdan semen pada perbandingan berat tertentumenjadi bentuk padatan yang kuat tekannyatinggi.

Dipilih cara sementasi karena semenmerupakan bahan perekat/pengikat yangmurah dan mudah didapat serta telah terujikinerjanya di dalam struktur beton/betonbertulang didalam teknik sipil. Disamping itulimbah yang diolah berupa limbah cairanorganik yaitu campuran dari U dan HFaktivitas rendah. Jadi proses pemadatanyang dipilih cara sementasi. Tetapi carasementasi limbah ini belum teruji (literaturbelum ada) bahwa zat radioaktif korosif (Udan HF) dan semen dapat membentukpadatan yang kuat/keras dan stabil sepertibeton.

Disamping itu hasil padatan limbah diatas belum tentu dapat diikat erat dan k;jat zatradioaktif korosifnya di dalarn padatan danmungkin mudah lepas kembali bila kenapengaruh kondisi lingkungsn. MenurutBROWNSTEIN M. and LEVESOUE R.O.,1978, maka reaksi yang terjadi antara air dansemen sebagai berikut:

2C3-S+6H2O2C2S+4H2O

C3S2H3+3Ca(OH)2 (1)C3S2H3+Ca(OH)2 (2)

Keterangan :Singkatan dari C ~ CaO, S = SiO2,H = H2O, A = AI2O3, dan F = Fe2O3.Hasil utama dari proses diatas ialah C3-S2-H3

yang disebut tobermorite, yang berbentuk gelatau disebut juga tubermorite gel danCa(OH)2.(1 dan 2). Panas yang keluarselama proses berlangsung (panas hidrasi).Panas hidrasi penyusun semen untuk C3.S =120 kal/g, C2.S = 60 kal/g. C3.A = 325 kal/gdan untuk C4.A.F = 120 - 325 kal/g (1 s/d 4).Beberapa butir yanc; bersifat seperti kristaltampak juga didalam tobermorite. Proseshidrasi butir-butir somen berlangsung sangatlambat.

Ca(OH)2+12H+C3A—»

C4A.F+H10+2Ca(OH)2-

C3A.Ca(CH)2H12

•> CvA.F.H,12

Reaksi-reaksi antara air dan semen diatas (1-4) berlangsung secara alami,sehingga daya ikat dan kuat tekannya besartergantung pada perbandingan berat air/semen (A/S) yang tepat. Daya tarik/ikat dankuat tekan hasil reaksi di atas (1 - 4) kurangkuat bila ditambahkan limbah radioaktifkorosif, karena adanya limbah menyebabkanterjadinya ettringite. Ettringite adalah suatusenya-wa kalsium sulfo aluminat yangsifatnya labil dengan rumus3CaO.AI2O3.3CaSO4.31H2O. Ini sangatberpengaruh terhadap kuat tekan hasilpengungkungan yang terjadi dan biasanyacenderung menurunkan kuat tekan

Supaya dapat maningkatkan kinerjasementasi limbah radioaktif korosif perludilakukan beberapa perlakuan tambahan lagi.Misalnya : limbah radioaktif korosif yangditambahkan berat dan pH nya tetap (diambildari hasil penelitian oleh SUPARDI, 1996).Karena pH tetap = 9 dapat mencegah/mengurangi terjadinya ettringite. Kadaruranium alam yang terlepas dari padatanlimbah ke media air lebih kecil dari 0,50 ppmmemenuhi persyaratan akrab lingkungan.

298


Kadar<10

U alam pada daerah terbukase-suai dengan < dari 4,90 ppm."7

Tetapi kadar ion F* yang terlepas daripadatan hasil immobilisasi ke media air masihtinggi yaitu sekitar 1,5 - 20 ppm.(Supardi,1996). Oleh karena itu untuk penelitian iniperlu ditambahkan aditif yang divariasi jenis/macam dan beratnya, sedang ukuran meshaditif dibuat tetap. Karena ukuran meshsangat menentukan penyerapan zat radioaktifdi dalam limbah. Sedang ukuran mesh aditiftersebut sangat mendukung imenutup pori-pori padatan Sehingga kinerja immobilisaisecara sementasi sepeiti diuraikan terakhir diatas lebih meningkatksn kualitas optimalnyadan lebih mendekati atau akrab/amanlingkungan. Menurut BELCHER R.L-andLUT2 G.A., 1950, maka fungsi aditif antaralain menyerap zat radioaktif dan nonradioaktif, mengisi pori-pori padatan, dansebagai pengunci zat radioaktif dan nonradioaktif di dalam padatan Hmbah.

Supaya limbah korosif radioaktif diatas itu tidak mencemari atau mendekatibatas akrab/ aman terhadap lingkungar,, perludilakukan penelitian immobilisasi secarasementasi dengan bahan tambah (aditif) yangsesuai dan tepat baik itu mengenaiijenis/macam, beratnya, termasuk apakahaditif tunggal atau campuran.

Menurut BOCHMER dan LARSEN(1986), limbah tersebut di atas yang tepatdiolah secara solidifikasi dengan bahan matriksemen. Oleh karena itu digunakan bahanaditif yang dapat berfungsi menyerap/mengikat zat radioaktif dan zat berbahayaseperti ion F'.

Bahan aditif yang digunakan dalampenelitian ini adalah bentonit, felspar, danzeolit. Bahan-bahan ini diharapkan dapatmeningkatkan kinerja immobilisasi dengancara masing-masing aditif yang ditambahkanbervariasi dari 5 %, 10 %, dan 15 %. Dengancara seperti ini adanya/timbulnya ettringitedapat lebih ditekan lagi sehingga kualitas hasilimmobilisasi lebih baiik. Adanya pH darilarutan limbah yang sesuai didalam prosesolah berarti hasil pengungkungan limbahmenjadi baik. Ettringite berat molekulnyabesar sifatnya tidak stabil, mudah pecahmenjadi moiekul yang lebih kscil dan stabilkarena pengaruii pH dari larutan timbah yangdigu-nakan seperti reaksi di bav/ah ini:

3 CaO.AI2O3.3CaSO4.31 H2O + 6 NaOH-> 3 Na2SO4 + 6Ca(OH)2 + 2 AI(OH)3

+ 25 H2O (5)

NaOH asalnya dari bahan pengatur pH limbahyang digunakan.

Setelah terjadinya ettringite dicegah,selanjutnya ditambahkan lagi bahan aditifyang divariasi jenis dan beratnya dalam %supaya zat radioaktif dan non aktif sulitterlepas dari padatan limbah hasilpengungkungan. Kondisi seperti inidisebabkan oleh :

3CaO + 4H2O -> 3Ca(OH)2 + H2O (6)3Ca(OH)2+2SiO2+ H2O->

3CaO.2SiO2.3H2O (gel)+H2O (7)

Gel ini berfungsi sebagai penyerap kation zatradioaktif, karena SiO2 dalam gei bermuatannegatip, sehingga dapat menarik kationdisekitarnya. Karena kation dari zat radioaktifmempunyai tenaga gerak maka kation zatradioaktif paling dulu tertarik oleh [SiO2]" jikadibandingkan dengan katiori dari nonradioaktif.(4l7) Dengan demikian zat radioaktifdijepit di tengah-tengah batuan yang dikeiiingizat-zat non radioaktif yang disebut rumah batuhost rock. Host rock dapat mempertahankanbahan agar tidak mengalir keluar, menahankerusakan dan kontraksi yang mengembang,dan secara mekanik mampu menahanradionuklida dalam waktu yang lama antara1000-3000 tahun.

Menurut BROWNSTEIN, (1978), danVEJMELKA, (1982), yang telahberpengalaman dalam pemadataii limbahradioaktif dengan berbagai jenis semen,kemudian digunakan sebagai pustaka olehSUPARDI, dkk.,(1996). Dengan cara sepertidilakukan di atas dan dikembangkanpenalaran sendiri sesuai dengan limbah yangdiolah didapat hasil pengungkungan limbahkorosif radioaktif berupa padatan optimal yangmemenuhi persyaratan mendekati aman(akrab) terhadap lingkungan.

HIPOTESIS

Bahan tambah dari masing - masingaditif (bentonit, felspar, dan zeolit) dapatmemperbaiki hasil immobilisasi secarasementasi terhadap kuat tekan padatanlimbah dan meriurunkan/mencegah terjadinyableeding, arti-nya cairan yang keluar daridalam padatan limbah.

299


Meningkatkan kinerja hasil pengung-kungan limbah cair radioaktif korosif carasementasi sehingga didapat produk yangoptimal dan yang akrab lingkungan.

TATAKERJA

Bahan yang digunakan antara lainadalah larutan HF, uranium serbuk, semendan berbagai aditif seperti bentonit, felspar,dan zeolit yang komposisinya seperti dibawahini.Komposisi bentonit terdiri dari:SiO2 = 64,40 %, Fe2O3 = 1,24 %, AI2O3 =20,20 %, CaO = 2,09 %, MgO = 1,87 %, K2O= 1,75 %, Na2O = 0,15 %, dan HP = 8,32 %.Komposisi fe^spar terdiri dari SiO2 = 70,60%,AI2O3 = 17,44%, Fe2O3 = 0,38%, CaO =2,33%, H2O = 1,85%, Na2O = 2,19%, K2O =0,60%, MgO = 0,81%, MnO = 0,02%, TiO2 =0,1%, danHD=. 3,55%.Komposisi zeolit terdiri dari: SiO2 = 66,54%,AI2O3 = 13,74%, Fe2O3 = 2,43%, H2O = 3,3%,Na2O = 1,88%, K2O = 0,72%, MgO = 1,18%,MnO = 0,03%, TiO2 = 0,21%, dan HD =6,65%.

Alat yang digunakan antara lainadalah alat pengaduk listrik, gelas beker 1000ml., botol polietilin yang bertutup, alat analisisdengan Corning Colorimeter, dan lain-lainnya.

Metoda

Metoda yang digunakan adalahmetoda pengungkungan secara sementasiartinya bahan dasar semen sebagai bahanutama untuk pengungkungan limbahradioaktif. Caranya dengan mencampurkansemen + air + limbah korosif radioaktif +bahan aditif (seperti bentonit, felspar, danzeolit) pada perbandingan berat yang tepat.Perbandingan berat air/semen(A/S) tetap =0,35. Dasar perhitungan diambil semen (S) =100 g, sehingga airnya (A) = 35 g. Limbahkorosif radioaktif yang ditambahkan = 10 %berat (air + semen) yang digunakan, yangkadar U •- 1000 ppm, kadar HF = 600 ppm.dan pH limbah = 9

Banyaknya bentonit, felspar, dan zeolityang ditambahkan secara terpisah-pisahdiatur masing-masing beratnya dari 5 %,10 %, dan 15 % dari berat total (semen + air +limbah) yang digunakan. Campuran air +semen + limtah + aditif seperti diuraikan diatas dimasukkan ke dalam gelas beker1000 ml, kemudian diaduk dengan alat

pengaduk listrik {mixer) sampai homogen.Selanjutnya campuran homogen dituangkanke dalam tabung poliatilen sambil diketuk-ketuk supaya gelembung-gelembung udara didalam campuran minimal. Dibuat tinggiadonan = garis tengah = 37,8 mm dar ditutuprapat yang disebut sampel. Sesudah sampeldiperam selama 28 hari lalu padatan limbahyang terjadi dikeluarkan dari tabung,selanjutnya direndam di dalam air. Dengancara seperti diuraikan di atas diharapkan akandidapatkan hasil pengungkungan limbah yangoptimal kualitasnya. Ukurannya bahwa hasilyang didapat itu optimal kualitasnya adalahhasil yang paling mampu dicapai untuk wakturelatif lama (kuat tekannya) jika dibandingkandengan sebelum dan sssudah sampeldiperam selama 28 hari.

HASIL DAN BAHASAN

Sampel-sampel hasil percobaan yangberupa padatan limbah korosif radioaktifseperti dilakukan diatas diuji rendam dalammedia air, untuk mengetahui berapa besarkonsentrasi uranium dan ion F" yang ada dimedia air. Data hasil pengukuran dapat dilihatpada Tabel 1 dan 2 di bawah ini. Disampingitu sampel-sampel di atas diuji kuat tekannya.

Dari Tabel 1 dapat dilihat bahwapengaruh adanya bahan tambahan (aditif)seperti bentonit, felspar, dan zeolit terhadapimmobilisasi limbah korosif radioaktif tampakadanya peningkatan daya serap /ikat zatradioaktif. Cenderung bahan tambah felsparkinerjanya lebih baik dari pada bentonit danzeolit. Dan daii masing-masing aditif beratoptimal yang digunakan 10 % berat. Untukberat aditif 5 dan 15 % berai kinerjanyakurang optimal. SiO2 dari semen saja kurangmampu menyerap kation dan anion disekitarnya tanpa bantuan SiC2 dari aditif. JadiSiO2 dari semen dan dari aditif salingmenguatkan serapan dan akhimyameningkatkan kualitas hasil im-mobilisasi.

Hasil immobilisasi limbah sebelumditambah bahan aditif setelah direndamsampai akhir bulan ke 5, kadar uraniumdalam media air = 0,582 ppm. Sesudahditambah bahan tambahan 10 % denganperlakuan yang sama seperti di atas makakadar uranium dalam media air menjadi lebihkecil yaitu = 0,430 ppm untuk bentonit,0,420 ppm untuk falspar, dan 0,425 ppmuntuk zeolit.

300


Berarti bagian adanya aditif kinerjaimmobilisasi meningkat, yang disebabkanadanya SiO2 yang asalnya dari bahantambahan (aditif) dan SiO2 dari semen dalampasta bersifet synergy artinya salingmenguatkan. SiO2 campuran di atasmenariik/msnangkap/menyerap kation yangada di sekitarnya lebih kuat. Kinerja darimasing-masing aditif dapat dilihat padatabel.1, bahwa laju lindi pada awal rendamanminggu 6 s/d 8 cenderung naik, sehinggakadar uranium dalam media lingkungan (air)naik. Tapi untuk aditif felspar dan zeolit padaminggu ke 6 cenderung lebih banyak daripada minggu ke 7, ini disebabkan oleh SiO2

campuran yang bermuatan negatip karenapengaruh air, menyerap kembali uraniumyang telah lepas. Kemudian uranium dalamair naik lagi karena air lebih masuk lagi kedalam padatan.

Tabel 1 Pengaruh penambahan variasibahantambahan (aditif) terhadapstabilitas imobilisasi selamadirendam. Kadar uranium dalampadat-an limbah awal 1000 ppmdianalisis dengan alat Cornir.gColorimeter, pada X = 590 nm.

No

1.2.

3.

4.

Ditam.aditif(%)

0Bent.

51015

Fels.51015

Zeo.S1015

Konsentrasi Uranlum didalam media air ( ppm )Minggu ke

6

0.4190,4120,422

0,4320.4276,441

0,4410,4310.453

7

0,5120.4920,532

0.4210,4160,429

0,4220,4140,432

8

0,6100.6120.630

0.4920.4850.497

0,61 ;•>0.6040,633

Bulan ke3

0,5720,5520,592

0,5010,4970,499

0,6920,6730,690

4

0,5620,5420,570

0,5220.5120.526

0,6760,6690,671

50.582

0,4900.4300,501

0,4800,420

o,<,-ao

0.4850,4250,496

Data - data ini hasil dari rata - rata tiga sampeldari tiap pengarnbilan.

Mudah tidaknya air masuk ke dalampadatan limbah tergantung kualitas hasilpadatan. Pada akhir bulan ke 3 dan 4 kadaruranium dalam media ada yang makin turundan ada pula yang rnakin naik. Jadikemungkinan uranium yang sudah terlepaskelingkungan diserap lagi, sehingga uraniumdi media lingkungan menjadi kecil. Kadaruranium dalam media air pada akhir bulanke 5 dari ketiga aditif turun dibandingkandengan kadar uranium pada aknir bulan ke 4.Kadar uranium dalam media air terendahpada akhir bulan ke 5 yang telah dicapai olehaditif felspar 0,420 pprn. Hal ini sesuaidengan komposisi aditif yang kadar SiO2-nya

paling banyak jika dibandingkan dengan kadarSiO2yang lainnya.

Berat atom U besar dalam bentuk ionmudah ditangkap / ditarik / diserap / diikatoleh SiO2

(7) yang dalam adonan bermuatannega-tip. Atom U yang diikat kuat oleh SiO2

mem-bentuk host rock, sehingga U sulituntuk terlepas ke luar ke media lingkungan.Sudah barang tentu kadar SiO2 tergantungdari bahan tambahan (aditif) yang digunakan.Struktur atom disini belum dapat dijelaskankarena kesulitan analisis yang telah dilakukanbaik dilakukan di PPNY maupun di luar PPNY.

Tetapi jika penambahan aditif kurangtepat (bukan aditif 10 %) justru menurunkankuat tekan dan cenderung mempermudah zatradioaktif lepas dari dalam padatan. Hal inidapat dilihat pada Tabel 1. Karena aditifmempunyai salah satu sifat yang kurang baikyaitu mudah menyerap air, sehinggamenurunkan kualitas kuat tekan dan porositashasil padatan yang terjadi. Tetapi kualitaskuat tekan masih di atas yang dipersyaratkanyaitu > dari 20 N/mm2 karena aditifnya sudahdiatur.

Bahan aditif felspar 10% dari berat(limbah + semen), kinerjanya lebih optimal jikadibandingkan dari 10% berat masing-masingaditif lainnya. Kuat tekan minimal hasilpadatan limbah menurut IAEA atau SKDIRJEN BATAN = 20,00 N/mm2, sedangdidalam penelitian ini kuat tekan hasil padatanlimbah dicapai pada 24,45 N/mm . Padatanlimbah yang telah ditambah aditif 10 %direndam di dalam media rendam (air) sampaiakhir bulan ke 5 paling kecil kadarnya jikadibandingkan dengan 5 dan 15 % besarnya0,420 s/d 0,430 ppm untuk uranium (Tabel 1)lebih kecil jika dibandingkan dengan0,582 ppm. Kadar uranium di dalam mediarendam (air) pada akhir bulan ke 5 adalah0,582 ppm sebelum ditambah b .han aditif.Pengaruh aditif felspar 10 % dapatmenghambat laju lindi zat radioaktif = 0,420ppm lebih kecil jika dibandingkan dengan lajulindi zeolit = 0,425 ppm atau bentonit =0,430 ppm.

Aditif berfungsi antara lain untukmengisii pori-pori dalam padatah, menyerap /mengikat dan menjepit zat radiosktif di dalampadatan. Sehingga menambah kuat tekannyapadatan karena pori porinya teiah tertutup.Dengan kondisi hasil pengungkungan seperti

301

Prosiding Presentasi llmiah Daur Bahan BakarNuklir IVPEBN-BATAN Jakarta, 1-2 Desember 1998 ISSN 1410-1998

ini makin sulit zat radioaktif lepas kelingkungan.

Kondisi di atas ini menyebabkanmedia lingkungan (air) kadar uraniumnyamakin kecil dan bahkan mungkin turunnyadapat secara dratis. Kekuatan menangkap /mengikat / menyerap masing - masing aditifberbeda dan juga Jergantung banyaknya aditifyang digunakan. Makin banyak aditif yangdigunakan makin kurang baik, karena sifatdari aditif yang mudah menyerap air sehinggamenurunkan kekuatan kinerja hasil yangdiinginkan.

Dari Tabel 2, di bawah ini dapat dilihatbahwa kadar ion F' sebelum dan sesudahditambah bahan aditif pada akhir bulan ke 5

iderung turun, hal itu disebabkan adanyasi'nergi antara SiO2 dari semen dan SiO2 dariaditif yang ditambahkan. Penambahan aditifharus tepat supaya hasilnya optimal. Hal inidapat dilihat dari turunnya kadar ion F yaituTabel 2. Pengaruh penambahan variasi

bahan tambahan (aditif) terhadapstabilitas imobilisasi selama diren-dam. Kadar HF dalam padatanlimbah awal = 600 ppm dianalisisdengan alat Corning Colorimeterpada'HV1130volt.

No

1.2.

3.

4.

Dilamaditif(%)

0Bent

51015

Fels51015

Zeo51015

Konsenlrasi ion F didalam media air (ppm )Minggu ke

6

27,3827,0827L52

34/633,7738,03

31,1430,9133,13

7

24,1923,4024,35

25,8125,6226,04

26,1125,6726.24

8

20,2420,0321,00

22,0221,5222,13

23,7222,8223.57

Bulan ke3

13,3812,2812,43

14,6614,4214,60

13,0712,4813,68

4

8,577,607,70

9,509.419,72

11,0610,4110,71

59,51

2,092,032,05

2J>72,002,03

2,082,022,04

dari 9,51 ppm menjadi 2,00 ppm pada kondisioptimal yang dicapai oleh felspar 10 %.Sedang untuk aditif 5 dan 15 % berat kurangtepat, sehingga kadar ion F' yang ada didalam media air kurang optimal. Demikianjuga berlaku untuK aditif bentonit dan zeolit.

Hal ini disebabkan oleh SiO2 darisemen dan SiO2 dari aditif yang sifatnyamenguatkan (synergisme). Kekuatanmenyerap dari SiO2 dari aditif dipengaruhioleh oksida-oksida logam dalam komposisioksida logam dari aditif (felspar). Selain SiO2,logam-logam oksida dalam ' aditif bersifatmenghambat atau mempercepat prosespenyerapan, sehingga penyerapan SiO2 dari

adonan meningkat sesuai dengan komposisidari aditifnya. Kadar SiO2 dan logam-logamoksida dalam felspar berbeda dengan kadarSiO2 dalam bentonit dan zeolit.

Pada umumnya makin tinggi kadarSiO2 di dalam aditif, cenderung makin baikdaya serap/ikatnya terhadap kation didekatnya. Tapi juga ditentukan oleh oksida-oksida logam yang ada dalam tiap jenis aditif.Karena oksida-oksida logam itu bersifatmempengaruhi proses penyerapan.

SiO2 4HF -+ SiF4 + 2H2O. (8)

Kemungkinan lain terjadi reaksi antara

SiO2 + 6HF H2SiFfi 2H2O. (9)

Karena ion F' berat atomnya kecil, dantermasuk sulit untuk diikat dalam padatan.Disamping itu ion F" cenderung mudahmigrasi. Dengan demikian setelah ion F'diikat oleh silikat yang kual (dari semen danaditif) di dalam adonan yang masih lunak,setelah hasil padatan keras sulit lepas lagi jikakena pengaruh media lingkungan.

SIMPULAN

1. Pengaruh aditif dapat msningkatkan kekuatan hasil immobilisasi limbah campuranU dan HF aktivitas rendah secarasementasi sampai 24,45 N/mm2.

2. Menurunkan laju lindi sshingga Kadar Udalam media air dari 0,582 ppm menjadi0,420 ppm dan kadar F' dari 9,51 ppm,menjadi 2,00 ppm.

3. Bahan tambah felspar 10 % paling baikkinerjanya pada proses pengungkunganjika dibandingkan dengan zeolit danbentonit.

4. Komposisi padatan optimal terdiri dari :semen 60,8 %, air 19,2 % , limbah U danHF10%,danfelspaMO%.

UCAPAN TERIMA KASiH

Ucapan terima kasih penulis sampai-kan kepada saudara Tri Suyatno yang telahmembantu pen.elitian ini dari awal sampaimenjadi makalah siap dipresentasiKan.

302


PUSTAKA

[1]. KEP. DIRJEN. BATAN NO.446/DJ/X/94Tentang Pedoman Teknis UpayaPenggelolaan Lingkungan dan UpayaPemantauan Lingkungan untukRencana Usaha atau Kegiatan diBidang Nuklir.

[2]. PERATURAN PEMERINTAH Rl NO. 19Tahun 1994 Tentang PengelolaanLimbah B3.

[31. BOCHMER A.M. and LARSEN M.M.,1986, Solidification of Hazardous andMixed Radioactive Waste, AT IdahoNationai Engineeiing Laboratory Idaho83415

[4]. BROWNSTEIN M. and LEVESQUERO., 1S78, Solidification with Cement

Usage As Binding Agent for RadioactiveWaste.

[5]. VEJMELKA P. and KOSTER R., 1982,Studies of Setiing Behavior of CementSuspension 3401.

[6]. SUPARDI, dkk., 1996, PengaruhSenyawa Fluorida Terhadap KekuatanStabilitas tmmobilisasi Limbah Radio-aktivitas Rendah, Pertemuan DanPresentasi llmiah Penelitian Dasar llmuPengetahuan Dan Teknologi Nuklir.

[7]. BELCHER R.L, and LUTZ G.A., (1950),Adsorption of Uranyl Salts from AcidicSolution by Activated Charcoat,Ohio.USA.

PERHITUNGAN KONVERS* DARI ji Ci/ml KE ppm.

,238KADAR RADIOAKTIVITAS ITJB DALAM LIMBAH RADIOAKTIF CAIR DIBUANG KE LAUT ATAULINGKUNGAN SETELAH LARUTAN DICEK LEBIH KECIL DARI.10'VCi/ml.(STI/PU3/116HAL.213).

238BERAPA KADAR U 238 (U ALAM) DALAM ppm ?

PERHITUNGANNYA SEBAGAI BERIKUT.RUMUS YANG DIGUNAKAN ADALAH G = 8,85 X T „ 2 X M .X 10 '14 g/CiT1/2 DARI U238 = 4,49X10 *• th X360 HAR!/thX24 JAM / HARI X 60DETIK/ JAM = 2,328X10 15 detikKADAR U 238 DALAM LINGKUNGAN SETELAH DICEK LEBIH RENDAH DARI 10 "7 n Ci/ml X10 ' 6

C i / ^ C i =iO"13Ci/ml

KADAR U 238 DALAM ppm ADALAHRUMUS Dl ATAS DIGUNAKANG = 8,85XTy , X M 10"14g/CiG = BERAT ATAU KADAR UNSUR RADIOAKTIFT1/2 = WAKTU PARO RADIONUKUDAM = BERAT ATOM RADIONUKUDA ,, '

G = 8,85 X 2,328 X 10 15 X 238 X10 "14X X10 "13 g/ml X 1000 mg / gX10 "6 ml/l = 4,9035X10 - 0 mg/l = 4,9035 mg/l = 4,9035 ppm.

JADI LARUTAN LIMBAH RADiOAKTIF CAIR YANG DIBUANG KE LINGKUNGAN SETELAHDICEK HARUS < DARI 4,9035 ppm0,420 — 0,430 ppm JADI JAUH < DARI 4,9035 ppm. ->AMAN SEKALI.KADAR URANIUM DALAM UMPAN EVAPORASI 10-VCi/ml SESUAI ATAU SETARA DENGAN490.350 ppm

KONSENTRASI RADIOAKTIVITAS U 238 DALAM EFLUEN PADA DAE-RAH TERBUKA ± 3X10's

nCi/m! SETARA DENGAN 1471,05 ppm.

A!R WIINUW! MENGANDUNG U238=0,05 pCi/l SETARA 2,452X1Q-6 ppm

303

Prosiding Presen'asi llmiah Daur Bahan Bakar NuklirlVPEBN-BATAN Jakarta, 1-2 Desember 1998

ISSN 1410-1998

TANYA JAWAB

Budi Setiawan• Pada Tabel 1 terjadi harga yang naik-

turun untuk penyerapan U oleh bentonit.Penurunan apa yang terjadi padapenelitian ini.

• U(kation) dan F(anion) pada penyerapanbentonit/zeolit, elemen-elemen ini akanmenempel dan terserap di kerangka SiO2

atau AIO2. Apakah cara penyerapannyasama.

• Pada uji tekan, mengapa felspar lebihkuat dibsndingkan dengan zeolit.

Supardi• Fenomena [SiO2]" yang terjadi di dalam

cairan dan di dalam padatan limbahsehingga terjadi harga yang naik-turununtuk penyerapan pada Tabel 1.

• Penyerapan bentonit/zeolit terjadi dikerangka AI2O3.

• Felspar lebih kuat karena di dalam felsparterdapat kuarsa.

Indro Yuwono• Penentuan ukuran tabung polietilen

sesuai standar atau sembarang. Hal initerkait dengan standar kekuatan yangdipersyaratkan. Apakah pengujian lindisudah sesuai standar.

• Bagaimana pertimbangan ekonomisnyadengan penambahan aditif.

Supardi• Ukuran tabung hampir standar karena itu

perlu dikoreksi agar menjadi standar.• Pertimbangan ekonomis disini

berdasarkan mineral Iokal aditif ini lebihmurah dari harga bahan lainnya dan hasilakhirlebih dapat menyelesaikan masalah.

Yusuf Nampira• Bagaimana rnekanisme pengikatan

uranium dan F oleh bahan adiiif sehinggadapat memperbaiki stabilitaspengungkungan limbah.

• Mengapa pada pengujian dengan waktulebih dari 3 bulan, kandungan bahan yangdiikat lebih kecil pelepasannya. Apakahhal tersebut tidak disebabkan olehkandungan U dan F yang ada dalammatriks sudah berkurang.

Supardi• Mekanisme pengikatan uranium dan F

berdasarkan penempelan padapermukaan bahan penyerap yangkemudian mengeras kuat.

• Oleh karena laju lindi makin lama makinberkurang dan padatan dapat ditembusair maka kemungkinan terjadi penyerapankembali pada zat radioaktif yang telahlepas ke lingkungan. Penyerapan U dan Fpada akhir bulan ke-5 menunjukkanterkecil.

304

iSSN 1410-1998



PERBANDINGAN KETAHANAN KIMIAANTARA GELAS DAN SYNROCK YANG MENGANDUNG

LIMBAH AKTIVITAS TINGGI

Aisyah, Herlan MartonoPusatTeknologi Pengolahan Limbah Radioaktif- BATAN

ABSTRAK

PERBANDINGAN KETAHANAN KIMIA ANTARA GELAS DAN SYNROCK YANGMENGANDUNG LIMBAH AKTIVITAS TINGGI. Komposisi limbah cair aktivitas tinggidisimulasikan dengan Origen-2 berdasarkan atas jenis reaktor PWR dengan fraksi bakar45.000 MWd/MtU, pengkayaan uranium 4,5%, tenaga spesifik 38 MWd/MtU dan lamapendinginan 4 tahun. Gelas-limbah dibuat dengan cara mencampur unsur-unsur pembentukgelas dengan limbah simulasi, kemudian dipanaskan pada suhu 1150°C, sedangkan synrock-limbah dengan memanfaatkan data dari pustaka14'51 yang terdiri atas campuran 40% hoNandite,25% perovskite dan 35% zirconolite dibuat dengan hotpressing pada suhu 1150°C dan tekanan272 atm. Kandungan limbah dalam gelas dan synrock dibuat sama yaitu 9%; 16% dan 20%berat. Laju pelindihan yang dipercepat dilakukan pada suhu 100°C selama 1; 1,5; 2; 2,5 dan 3hari atas dasar cara Japan Industrial Standard (JIS). Hasil penelitian menunjukkan bahwa polalaju pelindihan untuk gelas-limbah dan synroc/c-limbah adalah mirip satu sama lain. Kandunganlimbah yang makin besar akan memberikan harga laju pelindihan yang makin meningkat,sedangkan untuk waktu pelindihan yang makin lama akan memberikan harga laju pelindihanyang makin menurun. Harga laju pelindihan synrock-limbah berkisar antara 10~20 kali lebihrendah dari harga laju pelindihan gelas limbah.

ABSTRACT

THE COMPARISON ON CHEMICAL RESISTIVITY OF GLASS AND SYNROCK THAT ARELOADED WITH HIGH LEVEL WASTE. A composition of high level liquid waste was simulatedusing Origen-2 referring to a PWR spent fuel with the parameters such as burn up 45, 000 ofMWd/MtU, 4.5% enrichment, specific power of 38 MWd/MtU, and 4 years cooling time. Theglass waste sample was made by adding a simulated high level waste into the glass frit andthen heated at temperature of 1150°C. The data of the synrock waste were taken fromreferences14'51 containing the mixture of 40% hollandite, 25% perovskite and 35% zirconolite thatwas prepared by hot pressing at temperature of 1150°C and pressure of 272 atm. Thecompositions ofthe waste in both ofglass and synrock were made to be equal to i.e. 9%, 16%and 20% weight. The accelerated leaching was perfonved at 100°C for 1; 1.5; 2; 2.5 and 3days according to the Japan Industrial Standard (JIS) method. The results show that theleaching characteristics of both glass and synrock wastes tend to be similar. The higher thewaste loading the higher the leaching rates, while the longer the leaching time, the lower theleaching rates. The leaching rates ofthe synrock waste is about 10~20 times lowerthan that ofthe glass waste.

PENDAHULUAN

Industri nuklir menimbulkan berbagaijenis limbah radioaktif yang memerlukanpengolahan lebih lanjut sebelum dilakukanpenyimpanan. Dalam pengolahan limbahpada umumnya dilakukan reduksi volumeyang dimaksudkan untuk memudahkanpengolahan berikutnya, kemudian dilanjut-kan dengan imobilisasi (pemadatan).Perubahan dari bentuk cair menjadi bentukpadat yang stabi! dengan imobilisasi akanmengurangi potensi lepasnya radionuklidake lingkungan selama pengangkutan danpenyimpanan.

Limbah cair aktivitas tinggi (LCAT)adalah limbah yang berasal dari ekstraksisiklus I proses olah ulang bahan bakarbekas reaktor. Limbah ini banyakmengandung hasil belah dan sedikit aktinidayang sistim penyimpanannya dilakukan padaformasi geologi dalam'11.

Ada beberapa aspek penting dalammemilih bahan matriks untuk imobilisasiLCAT., yaitu [2\

• proses , pembuatannya yangmudah da'ri praktis

• kandungan limbah (wasteloading)

305


ISSN 1410-1998

• ketahanan kimia yaitu lajupelindihan

• kestabilan terhadap radiasi• kestabilan teftiadap panas

Ada beberapa jenis 'bahan yang telahdipelajari untuk imobilisasi LCAT yaitugelas, synrock dan vitromet. Gelas telahbanyak dipakai di beberapa negara majukarena relatif lebih mudah membuatnya daripada synrock dan vitromet. Namun dalam halketahanan, kimia dan kestabilan terhadappanas synrock dan vitromet lebih baik daripada gelas.

Gelas yang pernah dikembangkanadalah jenis gelas alumino silikat, fosfat danborosilikat Pl. Gelas alumino silikat pernahdikembangkan di Amerika Serikat, tetapitidak dikembangkan lebih lanjut karena suhupembentukannya tinggi yaitu sekitar 1350°Cdan kandungan limbahnya lebih kecil dari10%. Gelas fosfat suhu pembentukannyarelatif rendah yaitu 900°C, sehinggapenguapan zat volatil Ru dan Cs lebih sedikitdan semua oksida dapat larut tanpaterjadinya fase pemisah. Namun gelas fosfatini sangat korosif dan devitrifikasi cenderungterjadi pada suhu rendah yaitu sekitar 400°C.Gelas borosilikat suhu pembentukannya lebihtinggi namun mempunyai ketahanan kimiayang lebih baik dan mengalami devitrifikasipada suhu yang lebih tinggi dibandingkandengan gelas fosfat. Berdasarkanpertimbangan teknik pembuatan, stabilitasdalam jangka panjang dan kandungan limbahmaka gelas borosilikat telah digunakandalam dalam skala industri untuk imobilisasiLCAT di beberapa negara maju.

Synrock atau synthetik rockmerupakan mineral titanat yang terdiri dari3 jenis mineral yaitu hollandite(BaAI2Ti6016), perovskite (CaTiO3) danzirconolite (CaZrTi2O7) yang masing-masingmineral ini mempunyai komposisitertentuI4|5!'. Mineral ini mempunyai kapasitasuntuk menerima hampir semua unsur yangterkandung dalam limbah aktivitas tinggi kedalam kisi kristalnya. Synrock mempunyaiprospek yang baik dari segi sifat ketahanankimianya yaitu mempunyai laju pelindihanrendah 500-2000 kali lebih kecil dari gelasborosilikat tetapi teknologinya lebih sulit.Sampai dengan saat ini synrock merupakanbahan matriks untuk imobilisasi limbahaktivitas tinggi yang unggul. Synrock dapatdibuat dengan komposisi mineral yangbervariasi. Sebagai contoh synrock yangdikembangkan di Australian Atomic EnergyCommission mempunyai komposisi 40%

hollandite, 25% perovskite dan 35%zirconolite dengan cara pembuatannyaseperti yang ditunjukkkan pada Gambar 1.Unsur-unsur pembentuk synrock dan limbahaktivitas tinggi dicampur dalam ball-milled.Campuran ini kemudian di pre-kalsinasidalam spray drier pada suhu 300°C.Kalsinasi dilakukan dalam rotating kiln padasuhu 700-900°C. Hasil kalsinasi berupaserbuk dimasukkan ke dalam containerprimer yang berdinding tipis yang terbuat daribahan Fe atau Ni. Container ini kemudiandimasukkan ke dalam canister yang terbuatdari bahan stainless steel dan dilakukan hotpressing pada suhu 1150°C. Canister yangtelah berisi synrock-limbah ini didisain dapatlangsung didisposal. Sampai sekarangsynrock masih dalam tarap pengembangan disejumlah negara maju di Australia, Inggrisdan Jepang dalam rangka kerja samadengan Australia. Demikian juga untukvitromet yang kandungan limbahnya kecilsehingga kurang ekonomis dan sampai saatini juga masih dalam taraf pengembangan.Vitromet adalah butir gelas dalam matrikstimbal (Pb). Timbal berfungsi untukmengatasi kandungan panas yang tinggiyaitu dengan menaikkan hantaran _ panas,sehingga vitromet mempunyai hantaranpanasiOWm-V1161.

Salah satu kriteria pemilihan bahanmatriks untuk imobilisasi LCAT adalahkemampuannya untuk menampung limbahsebesar-besarnya. Namun hal ini dibatasioleh panas yang ditimbulkan dariradionuklida yang ada dalam limbah. Adanyapanas ini dapat menurunkan ketahanan kimiahasil imobilisasi, oleh karena itu kandunganlimbah dalam bahan matriks dibatasi yaitumaksimum 30 % berat. Sedangkan untukmengurangi panas radiasi yang dipancarkanoleh radionuklida dalam limbah makakandungan hasil belah juga dibatasimaksimum 10% m .

Laju pelindihan sangat pentingdipelajari untuk mengsvaluasi hasilimobilisasi, mengingat tujuan akhir dariimobilisasi limbah adalah memperkecilpotensi terlepasnya radionuklida yang adadalam limbah ke lingkungan. Ada 2 metodapengujian laju pelindihan yaitu laju pelindihandipercepat dan laju pelindihan jangkapanjang. Pengujian laju pelindihan dipercepatdigunakan dalam penelitian jangka pendekuntuk meneliti efek dari beberapa parameter.Pengujian ini menggunakan suhu yang lebihtinggi (100°C) untuk mempercepat reaksipelindihan yaitu dengan mengekstrak

306


contoh dengan alat sokhlet. Menurutpustakam laju pelindihan yang dilakukanpada suhu 100 C selama 24 jam setaradengan laju pelindihan pada suhu kamar(±24°C) selama 1 tahun. Pengujian lajupelindihan jangka panjang dilakukan denganmemakai simulasi kondisi lingkungan dalampenyimpanan.

Pada penelitian sebelumnya [8'91 telahdipelajari imobilisasi LCAT dengan gelasborosilikat yaitu pengaruh kandungan limbahterhadap densitas, kpefisien muai panjang,titik pelunakan dan laju pelindihan. Juga telahdipelajari pula pengaruh kandungan limbahterhadap devitrifikasi gelas-limbah danpengamh kandungan silika, alumina dan ferioksida yang terdapat dalam gelas-limbahterhadap laju pelindihannya. Dari hasil- hasilpenelitian tersebut dapat disimpulkan bahwamakin tinggi kandungan limbah, akanmenyebabkan devitrifikasi gelas-limbahmudah terjadi dan makin tinggi kandungansilika, alumina dan feri oksida akanmenurunkan laju pelindihannya.

Dalam penelitian ini dipelajaripengaruh kandungan iimbah dalam gelasdan synrock terhadap laju pelindihan-nya.Limbah cair aktivitas tinggi yang digunakanadalah limbah simulasi dengan kandunganlimbah sebesar 9%, 16% dan 20% berat.Komposisi LCAT simulasi ditentukan denganprogram origen 2 untuk jenis reaktor PWRdengan fraksi bakar 45.000 MWd/MtU,

pengayaan uranium 4,5%, tenaga spesifik38 MW/MtU dan lama pendinginan 4 tahun.Dalam limbah simulasi ini dilakukanpenggantian beberapa unsur dengan unsurlain dalam satu golongan , yaitu Tc digantidengan Mn, aktinida (U,Pu,Np,Am,Cm)diganti dengan Ce dan Pm diganti denganNd [7 l Hasil laju pelindihan gelas-limbahsimulasi ini dibandingkan secara kualitatifdengan laju pelindihan synrock-Wmbah yangberasal dari pustaka'4'51.

TATA KERJA

Bahan

Bahan pembentuk gelas yang terdiridari SiO2: 58%; B2O3: 21,8%; Na2O: 9,67%;CaO: 7,8% dan AI2O3: 2,73% berat danlimbah simulasi yang digunakan berupaserbuk oksida-oksida dengan kemumiantinggi dengan komposisi disajikan padaTabel 1. Sebagai acuan dipakai gelas-limbahmilik Power Reactor and Fuel DevelopmentCorporation (PNC) Jepang dengan lajupelindihan sebesar 3,5 x 10"3 gctn"2hari'1

(dinamik,100 °C, 24 Jam)12'7'. Data untuksynrock-Wmbah diambil dari pustaka yaituberupa hasil penelitian yang dilakukan diAustralia'4'51. Synrock yang digunakanmempunyai komposisi 40% hollandite, 25%perovskite dan 35% zirconolite dengankomposisi unsur-unsur pembentuknyadisajikan pada Tabel 2.

Tabel 1. Komposisi Gelas-limbah ( % berat)

Oksida

SiO2

B2O3

Na2OCaOAI2O3

Fe2O3

NiOCr2O3

SrOCs2OBaO

La2O3

CeO2

9%52,2019,62

108,212,46

1,650,350,790,110,330,180,223,88

Kandungan Limbah (% berat)

16%49,3018,53

108,582,32

2,460,521,190,170,490,270,335,82

20%46,4017,44

108,962,18

3,280,691,59* -0,230,650,370,447,77

307


ISSN 1410-1998

Tabel 2. Komposisi Synrock[5].

TiO2

ZrO2

AI2O3CaOBaO

Hollandite.- ,40%

71,00,212,90,416,0

Zirconolite35%50,330,52,516,8

-

Perovskite25%57,80,21,2

40,6-

Synrock% berat

60,310,86,316,26,4

Metoda

Pembuatan gelas-limbah

Bahan pembentuk gelas dan limbahsimulasi dicampur sampai homogen,kemudian dipanaskan dalam tungku padasuhu 1150 °C seiama 2,5 jam sambildilakukan pengadukan secara berkala.Annealing dilakukan selama 2 jam pada

UC dan dilanjutkan0/-

dengansuhu 510pendinginan dengan laju 16,7 UC per jam.Campuran ini selanjutnya disebut gelas-limbah. Untuk synrock yang dicampurdengan limbah selanjutnya disebut synrock-limbah yang datanya diambil dari pustaka.

Pembuatan synroc/r-limbah

Menurut pustaka I4|5) synroc/c-limbahyang digunakan dalam penelitian ini dibuatdengan prinsip sama seperti yangditunjukkan pada Gambar 1, namun hotpressing dilakukan dalam cetakan grafitdengan tekanan 27,6 Pa (272 atm).

Pengujian laju pelindihan

Laju pelindihan untuk gelas-limbahdan synroc/c-limbah dilakukan menurutJapan Industrial Standard (JIS), yaitu lajupelindihan dipercepat dalam mediutn air.Contoh dengan berat tertentu dan ukuran250 ~ 420 um dimasukkan dalam basketdan dipasang pada sokhlet untuk direfluksdengan air suling pada suhu 100 °C selama1; 1,5; 2; 2,5 dan 3 hari dengan skema alatseperti ditunjukkan pada Gambar 1. Lajupelindihan dihitung berdasarkan hilangnyaberat contoh dengan persamaan'61:

dimanaLSWo

Wt

= Wn-WS.t.Wo

Laju pelindihan (gcm'2haif1)Luas permukaan contoh (cm2g"1)Berat contoh sebelum dilindih (g)Berat contoh setelah dilindih (g)Waktu pelindihan (hari)

Untuk analisis kualitas hasil imobilisasidigunakan metode perbandingan secarakualitatif antara laju pelindihan gelas-limbahdengan laju pelindihan synrock-Wmbah.

HASIL DAN BAHASAN

Hasil penelitian yang telahdilakukan disajikan pada Gambar 3, 4dan 5. Gambar 3 dan 4 menunjukkanpengaruh kandungan limbah dan waktupelindihan terhadap laju pelindihangelas-limbah dan synrock-Wmbah. Dari keduagambar tersebut tampak bahwa padakandungan limbah yang semakin tinggi akanmemberikan harga laju pelindihan yangsemakin tinggi pula. Hal ini berkaitandengan kapasitas (daya tampung) darigelas dan synrock terhadap radionuklidadan perbedaan konsentrasi radionuklidadalam padatan dan cairan pelindih sebagaigaya dorong laju pelindihan. Perbedaankapasitas ini akan menyebabkan perubahankomposisi dari gelas-limbah dan synrock-limbah. Perubahan komposisi inimempunyai batas toleransi yang jikaterlampaui akan menyebabkan perubahansifat dari gelas dan synrock antara lain lajupelindihannya. Dalam hal gelas untukkandungan limbah yang semakin besarakan mengakibatkan kerangka gelas yangmempunyai jumlah pori persatuan luastertentu harus menampung radionuklidayang semakin banyak. Hal inilah yangmenyebabkan radionuklida mudah terlepaskeluar. Namun demikian, untuk jumlahkandungan limbah 20% perubahankomposisinya ' belum menyebabkanterjadinya perubahan laju pelindihan yangbesar. Kandungan limbah 20% dipandangmasih cukup ekonomis dengan harga lajupelindihan yang memenuhi syarat yaitulebih kecil dari 3,5x10"3 g cm'2hari"1[2'71.Untuk kandungan limbah lebih besar dari30% perubahan komposisi yang terjadidapat menyebabkan perubahan ketahanankimia yang cukup besar walaupun lebihekonomis. Adanya kandungan limbah lebih

308

ISSN 1410-1998 Prosiding Presentasi llmiah Daur Baban Bakar Nuklir IVPEBN-BATAN Jakarta, 1-2 Desember 1998

besar dari 30% memungkinkan lebihmudahnya terjadi devitrifikasi. Devitrifikasiadalah terjadinya kristalisasi dalam gelas,sehingga terjadi penataan struktur gelas dariamorf menjadi kristalin. Adanya devitrifikasiini akan menaikkan laju pelindihannya.

Gambar 5 menunjukkan pengaruhwaktu pelindihan terhadap laju pelindihanuntuk gelas dan synrock pada kandunganlimbah 20% . Dari gambar tersebut tampakbahwa harga laju pelindihan untuk synrock-limbah kira-kira 10- 20 kali lebih kecil dariharga laju pelindihan gelas-limbah . Hal inibisa diterangkan bahwa pada dalam gelas-limbah yang terendam air, logam alkali danB2O3 adalah unsur yang cenderung mudahterlindi keluar dari kerangka gelas yang kayaakan silika. Kerangka silika ini bersifat amorfdan dapat larut dalam air sehingga tidakmampu berfungsi sebagai pelindung unsur-unsur yang berada didalamnya. Oleh karenaitu radionuklida cenderung lebih mudahterlindi keluar. Sedangkan untuk synrock-limbah, kation-kation monovalen dan divalen(Cs+, Ca2+, Sr2* dan Ba2+) adalah kationyang cenderung lebih mudah larutdibandingkan dengan Ti, Al, Zr dan U. Jikasynroc/c-limbah ini sempat terendam airmaka pada awalnya akan terjadi pelarutankation-kation monovalen dan divalentersebut. Akibat adanya pelarutan tersebutmaka akan terbentuk suatu lapisanpermukaan (kerangka) yang kaya akan TiO2

dan sedikit kandungan ZrO2. Lapisan inisangat tidak larut sehingga mampuberfungsi sebagai pelindung unsur-unsurterhadap pelarutan selanjutnya. Cesiumatau Kalsium yang akan bermigrasi kelarutan pelindi harus mampu melewatilapisan pelindung tersebut dan ini sangatsulit. Hal inilah yang menyebabkanrendahnya harga laju pelindihan synrock-limbah.

Dari Gambar 3, 4 dan 5 terlihatbahwa antara gelas dan synrock yangmengandung limbah aktivitas tinggimempunyai pola laju pelindihan yang miripsatu sama lain.

SIMPULAN

Dari hasil penelitian yang telahdilakukan dapat disimpulkan bahwa antaragelas-Iimbah dan synroc/c-limbahmempunyai pola laju pelindihan yang miripsatu sama lain. Untuk semua kandunganlimbah yang diteliti baik gelas maupunsynrock mempunyai harga laju pelindihan

yang makin menurun dengan makinlamanya waktu pelindihan, sedangkanmakin besarnya kandungan limbahmenyebabkan meningkatnya harga lajupelindihan. Rendahnya laju pelindihansynrock-Wmbah sekitar 10~20 lebih kecil kalilaju pelindihan gelas-limbah karena adanyasuatu lapisan pelindung di permukaan yangsangat tidak larut yang melindungi unsur-unsur yang terhadap pelarutan selanjutnya,sehingga radionuklida cenderung sulitterlindi keluar. Lapisan ini kaya akan TiO2

dan sedikit mengandung ZrO2.

PUSTAKA

[1]. lAEA., Technical Report Series No.187, Characteristics of Solidified onHigh Level Waste Product, Vienna,1979.

[2]. MENDEL, J.E., The Fixation of HighLevel Waste in Glasses, PNLRichland, PNSLA-129, Washington,1985.

[3]. MARTONO, H., Gelas SebagaiPerangkap Limbah RadioaktifBeraktivitas Tinggi, Thesis Magister,Universitas Indonesia, Jakarta, 1992.

[4]. RINGWOOD, A.E.,et all., Synrock:Leaching Performance and ProcessTechnology, Proceeding ProcessEngineering for High Level LiquidWaste Solidification, Nuclear ResearchEstablishment Julich, Jerman, 1981.

[5]. RINGWOOD, A.E.,et all,Immobilization of High level NuclearReactor Wastes in Synrock, Nuclearand Chemical Waste Management,Vol.2, pp. 287-305,Research School ofEarth Sciences, Australia, 1981.

[6]. IAEA., Technical Report Series No.257, Chemical Durability and RelatedProperties of Solidified High LevelWaste Form, Vienna, 1985.

[7]. MARTONO.H., High Level WasteConditioning Technology, LaporanIndustrial Training, PNC.Jepang,1988.

[8]. AISYAH, MARTONO, H., PenentuanDevitrifikasi Gelas-limbah SecaraMikroskopik, Prosiding Pertemuan danPresentasi llmiah Penelitian Dasarllmu Pengetahuan dan TeknologiNuklir, PPNY-BATAN, Yogyakarta,1992.

[9]. AISYAH, MARTONO, H., PengaruhKandungan . Silika, Alumina dan FeriOksida Terhadap Laju PelindihanGelas-Limbah, Prosiding Pertemuan

309

Prosiding Presentasi llmiab Daur Bahan Bakar Nuklir IVPEBN-BATAN Jakarta, 1-2 Desember 1998

ISSN 1410-1998

dan Presentasi llmiah, PPNY-BATAN,Yogyakarta, 1997.

[10]. LAUDE, F.,et all., Convinement OfRadioactivity In Glasses, InternationalSymposium on Management ofRadioactive Waste from the NuclearFuelCycle, Vienna, 1976.

[11]. SURYANTORO, dkk., PengaruhDevitrifikasi Terhadap Laju PelucutanGelas Yang Mengandung LimbahAktivitas Tinggi Simulasi, ProsidingPertemuan dan Presentasi llmiahPenelitian Dasar llmu Pengetahuandan Teknologi Nuklir, PPNY-BATAN,Yogyakarta,1995

Unsur-unsurPembentukSynrock

Ballmill

A

700-900°C

LAT

J L

Cfcoil PemanasO

Gambar 1. Diagram alir proses pembuatan synrock-Wmbah [5].

Keterangan Gambar:a. Penyanggab. Saklarc. Manteld. Labu didih llitere. Keranjang contohf. Pendingin

Gambar 2. Alat Uji Pelindihan I?l.

310


1.6E-04

0 1 2 3

VVaktu Pelindihan (hari)

Gambar 3. Pengaruh kandungan limbah danwaktu pelindihan terhadap lajupelindihan gelas-limbah.

0 1 2 3

Waktu Pelindihan (hari)

Gambar4. Pengaruh kandungan limbahdan waktu pelindihan terhadaplaju pelindihan synrock-limbah.

1.5E-04

s

indi

hai

s.

1.2E-04

9.0B-05

6.0B-05

3.0E-05

O.OE+00

0 1 2 3Waktu Pclindihan (hari)

Gambar 5. Pengaruh waktu pelindihanterhadap laju pelindihan gelas -limbah dan synrock - limbahyang mengandung Ilimbah 20%.

TANYA JAWAB

Yusuf Nampira• Berapa kapasitas limbah yang dapat

terkungkung secara maksimum dalam10 cm synrock ateu gelas.

• Bagaimana metode pelindian yangdilakukan sehingga dengan pelindianyang lama memberikan pelepasankandungan yang kecil. Apabila pelindiandilakukan secara kontinyu, apakahpenurunan tersebut tidak disebabkanoleh kandungannya yang sudahmenurun dalam bahan uji.

Aisyah

• Dalam gelas atau synrock, kapasitaslimbah maksimum yang dapatdikungkung adalah 30% berat.

• Metoda laju pelindian dilakukan denganstandar JIS. Untuk waktu pelindiansemakin lama, maka harga lajupelindian semakin menurun. Hal initerjadi karena adanya perbedaankonsentrasi dalam padatan dan larutanpelindi semakin kecil sehinggamemberikan harga laju pelindian yangsemakin kecil.

llndro Yuwono

• Bagaimana keterkaitan komposisilimbah/aktivitas dengan ketahanan gelasdan synrock.

• Kesimpulan nomer 2 dan 3 adalahkondisi umum sehingga tidak perludicantumkan. Mohon dijelaskan.

Aisyah• Setiap perubahan komposisi limbah

akan mengakibatkan perubahanketahanan gelas dan synrock. Namununtuk komposisi limbah sampai dengan30% tidak memberikan perubahanketahanan gelas dan synrock yangnyata.

• Pengujian laju pelindian yang dilakukanadalah menurut standar JIS sehinggakesimpulan dapat berlaku secara umum.

311

ISSN 1410-1998ID0200036

Prosiding Presentasi llmiah Daur Bahan Bakar Nuklir IVPEBN-BATANJakarta, 1-2 Desember 1998

IZIN PEMANFAATAN BAHAN NUKLIR

Liliana Y. Pandi, Suharyanta, Berthie IsaBiro Pengawasan Tenaga Atom - BATAN

ABSTRAK

IZIN PEMANFAATAN BAHAN NUKLIR. Untuk mencegah terjadinya perubahan tujuanpemanfaatannya seiring dengan semakin meningkatnya pemanfaatan zat radioaktif dan sumberradiasi termasuk bahan nuklir, maka diperlukan suatu pengawasan yang ketat oleh pemerintah.Pengawasan tersebut dilaksanakan melalui pemberlakuan sistem pengaturan sepertiperaturan, perizinan dan inspeksi. Oleh karena itu, semua instansi baik milik pemerintahmaupun milik swasta yang menggunakan bahan nuklir diharuskan mengikuti semua peraturanyang dikeluarkan oleh instansi yang berwenang secara nasional tnaupun acuan peraturanintemasional. Ketentuan peraturan yang harus diikuti di antaranya adalah dengan mengajukanpermohonan izin pemanfaatan bahan nuklir kepada Biro Pengawasan Tenaga Atom (BadanPengawas) sebagai syarat agar instansi yang bersangkutan memiliki izin pemanfaatan bahannuklir. Di dalam peraturan telah ditetapkan persyaratan-persyaratan dalam pengajuanpermohonan izin dan mekanisme perizinan yang harus dipenuhi. Walaupun masih ditemuibeberapa kendala sampai saat ini, hampir semua pemilik bahan nuklir telah mematuhiperaturan.

ABSTRACT

LICENSE FOR NUCLEAR MATERIAL USE. To prevent diversion of ohginal purpose ofnuclear matehals, a strict control from government is needed. The control is done throughregulatory system in the fonv of regulation, licensing, and inspection. Therefore, all institutions,both government and private using nuclear materials must observe all regulations that areissued by national regulatory body and adopt Intemational regulations as references. Amongthe regulations that must be followed is to apply the license forthe nuclear materials use to theAtomic Energy Control Bureau (Regulatory Body) as a requirement in order the involvedinstitution has license for nuclear material use. The requirements of license application andmechanism of licensing that must be fulfilled had been already established in the regulation.Although some problems have been faced but almost all the owners of nuclear materials haveobeyed the regulations.

PENDAHULUAN

Semakin meningkatnya pemanfaatanzat radioaktif dan sumber radiasi lainnya,termasuk bahan, nuklir di pelbagai bidangindustri, kedokteran, pertanian, penelitian,pendidikan dan lain-laln, mengakibatkanadanya peningkatan kuantitas kebutuhanuntuk mendapatkan zat radioaktif, bahannuklir dan sumber radiasi yang bersangkutandengar> variasi penggunaannya. Untukmengawasi pemanfaatan zat radioaktif,sumber radiasi dan bahan nuklir perludiberlakukan peraturan dari pemerintah gunamencegah penyalahgunaan pemanfaatan zatradioaktif, sumber radiasi dan bahan nuklir.

Pada tahun 1964 untuk pertamakalinya Indonesia mengeluarkan peraturanperundang-undangan yang mengatur tentangtenaga atom. Adapun peraturan tersebutadalah Undang-Undang No. 31 tahun 1964tentang Ketentuan-ketentuan Pokok TenagaAtom. Undang-undang tersebut dikeluarkandengari mempertimbangkan juga selain

bidang pengawasan adalah di bidang lit-bangguna antara lain untuk mengikutiperkembangan ilmu pengetahuan danteknologi tenaga atom. Berdasarkan undang-undang tentang ketentuan Pokok TenagaAtom tersebut sampai sekarang sudahbanyak diterbitkan peraturan pelaksanaanuntuk berbagai bidang tenaga atom baikdalam bentuk Peraturan Pemerintah maupunperaturan pelaksanaan lain secara lebih rinciyaitu dalam bentuk Surat keputusan DirekturJenderal. Pada tahun 1997 undang-undangtersebut diubah dan diganti denganmemberlakukan Undang-Undang No. 10tahun 1997 tentang Ketenaganukliran.

DASAR PERATURAN

1. Umum

Undang-undang No. 10 tahun 1997merupakan perubahan.dari UU No. 31 tahun1964, dalam UU No. 10 tahun 1997 padadasarnya tugas dan wewenang badanpelaksana dan pengawas dipisahkan, tidak

313


ISSN 1410-1998

menjadi satu seperti sebelumnya. Bab I dariUndang-undang No. 10 tahun 1997 memuatmengenai pengertian> istilah-istilah yangdipergunakan dalam undang-undang.Pengertian pemakaian dalam Undang-undang No. 31 tahun 1964 disempurnakanmenjadi pengertian pemanfaatan dalamUndang-undang No. 10 tahun 1997 yangbermakna lebih luas. Pemakaiandidefinisikan sebagai kegiatan yang berkaitandengan bahan tenaga atom, bahan nuklir danunsur-unsur radioaktif yang meliputipenelitian, penerimaan, penguasaan,pengolahan, pertambangan dan penyerahan.

Yang dimaksud denganpemanfaatan dalam Undang-undang No. 10tahun 1997 adalah kegiatan yang berkaitandengan tenaga nuklir yang meliputipenelitian, pengembangan, penambangan,pembuatan, produksi, pengangkutan,penyimpanan, pengalihan, ekspor, impor,penggunaan, dekomisioning dan pengelolaanlimbah radioaktif untuk meningkatkankesejahteraan rakyat (Pasal 1 butir 4), bahannuklir adalah bahan yang menghasilkanreaksi berantai atau bahan yang dapatdiubah menjadi bahan yang dapatmenghasilkan reaksi pembelahan berantai(Pasal 1 butir 5), sedangkan bahan bakarnuklir ialah bahan yang dapat menghasilkanproses transformasi inti berantai. (Pasal 1huruf7).

Dalam Bab II dijelaskan bahwaPemerintah membentuk:

a. Badan Pelaksana yang berada di bawahdan bertanggung jawab langsung kepadaPresiden, yang bertugas melaksanakanpemanfaatan tenaga nuklir (Pasal 3butiri).

b. Badan Pengawas yang berada di bawahdan bertanggung jawab langsung kepadaPresiden, yang bertugas melaksanakanpengawasan terhadap segala kegiatanpemanfaatan tenaga nuklir (Pasal 4butir 1).

c. Majelis Pertimbangan Tenaga Nukliryang bertugas memberikan saran danpertimbangan mengenai pemanfaatantenaga nuklir.

Tugas pokok dari Badan Pengawasditegaskan kembali dalam Bab III dari UUNo. 10 tahun 1997 yang mengatur tentangwewenang dan kekuasaan, disebutkanbahwa Badan Pengawas adalah Badan yangmelakukan pengawasan dalam pemanfaatantenaga nuklir di Indonesia. Dengan kata lain

Badan Pengawas adalah sebagai instansiyang berwenang. Kegiatan pengawasanyang dilakukan oleh Badan Pengawas(Pasal 14 ayat 2) meliputi:

Mengeluarkan peraturan di bidangkeselamatan nukiir.Menyelenggarakan perizinan.Melaksanakan inspeksi secara berkala dansewaktu-waktu.

Pengawasan tersebut dilaksanakanuntuk menjamin tercapainya tertib hukumdalam semua bidang, mengingatpenggunaan tenaga nuklir mengandungbahaya radiasi apabila penggunaannya tidakmengindahkan ketentuan yang berlaku.

Walaupun sudah dikeluarkanKeputusan Presiden No. 76 tahun 1998tentang Badan Pengawas Tenaga Nuklir(BAPETEN), namun belum dikeluarkannyaketentuan tentang peraturan pelaksanaannyamaka peraturan pelaksanaannya masih tetapmenggunakan peraturan yang telah ada(Pasal 45 UU No. 10 tahun 1997) sehinggapelaksanaan pengaturan, perizinan danpemeriksaan atau inspeksi masih di bawahBATAN melalui BIRO PENGAWASANTENAGA ATOM (BPTA) yang diatur di dalamSurat Keputusan Direktur Jenderal Batan No.127/DJ/XII/86 tentang Organisasi dan TataKerja BATAN.

2. Izin Pemanfaatan Bahan Nuklir

Untuk mendapatkan izinpemanfaatan bahan nuklir, maka setiapinstalasi nuklir baik reaktor maupun nonreaktor harus memiliki izin operasi instalasisebelum operasi dimulai. Surat Izinpemanfaatan bahan nuklir yang sering ditulisSIPBN (Surat Izin Pemanfaatan BahanNuklir). SIPBN ini harus dimiliki oleh setiapinstansi/instalasi yang memiliki danmengelola bahan nuklir dan bahan bakarnuklir. Sebagai pedoman peraturandigunakan Peraturan Pemerintah (PP) No.12/1975 tentang izin pemakaian zat radioaktifdan/atau sumber radiasi lainnya. Intipengaturan dalam PP 12/1975 terletak padapasal 1 sub a dan pasal 2. lstilah pemakaiandi sini diartikan secara luas tidak hanyaberarti penggunaan tetapi juga meliputipenguasaan, peredaran, penyerahan,pengangkutan, impor, re-ekspor dan lain-iain. Yang semuanya itu memerlukan izin dariBATAN c.q. BPTA. Istilah izin pemanfaatanbahan nuklir berdasarkan UU No. 10 tahun1997 belum diberlakukan dan masih

314

ISSN 1410-1998 Prosiding Presentasi llmiah Daur Bahan Bakar NuklirlVPEBN-BATANJakarta, 1-2 Desember 1998

menggunakan istilah izin pemakaian bahannuklir berdasarkan PP No. 12 tahun 1975sampai dengan diberlakukan PP perubahandari PP No. 12 tahun 1975 tersebut.

Dalam praktek maka SIPBN akandisebutkan secara khusus cakupanpenggunaannya misa! : SIPBN untukpenggunaan, SIPBN untuk pengangkutan,SIPBN untuk impor, re-ekspor dan lain-lain.

Peraturan pelaksanaannya makadigunakan :

Surat Edaran No. 02/SE-DJ-24-IX/83 tentangpetunjuk pelaksanaan pengajuan pemohonanizin pemakaian zat radioaktif dan/atausumber radiasi lainnyaSurat Keputusan No. 157/DJ/XI/1984 tentangwewenang pengawasan zat radioaktifdan/atau sumber radiasi lainnya.Surat Keputusan No. 54/DJ/5/V/1982 Bab VPasal 26 tentang pembangunan danpengoperasian reaktor nuklir.Surat Edaran No. HK 00 09/77/DJ/1986tentang Pengadaan zat radioaktif dan/atausumber radiasi lainnya.

3. Persyaratan Izin

Dalam pengajuan permohonan izinpemakaian bahan bakar nuklir harus dipenuhibeberapa persyaratan, yang mengacu padaPP No. 12 tahun 1975 dan dilengkapi olehSK Dirjen BATAN No. 54/DJ/5/V/82 tentangpembangunan dan pengoperasian reaktornuklir dan SE HK 00 09/77/DJ/1986 tentangPengadaan zat radioaktif dan/atau sumberradiasi lainnya. .

Adapun persyaratan-persyaratanyang harus dipenuhi dalam permohonanuntuk memperoleh SIPBN adalah :

Adanya fasilitas instalasi nuklir. Pengertianfasilitas instalasi nuklir/atom adalah tempat,bangunan atau kompleks dimana terdapatkegiatan dalam bidang tenaga nuklir. Karenasifat-sifat radiasi itu, maka persyaratanpertama dalam pemanfaatan radiasi adalahfasilitas atau bangunan atau ruangan yangtersedia harus memadai.Adanya tenaga-tenaga yang cakap danterlatih (seperti petugas proteksi radiasi danpekerja radiasi).Peralatan proteksi radiasi.Memiliki izin operasi instalasi.Sertifikasi uji material dari produsen bahannuklir.

Permohonan SIPBN diajukan denganmengisi formulir yang sudah disediakanuntuk keperluan itu (rangkap 2) danditandatangani diatas meterai oleh penguasaatau pemilik instalasi.

PROSEDUR SIPBN

Prosedur umum permohonan SiPBNadalah diawali dengan para pemohon harusmengisi secara lengkap formulir isianpermohonan izin pemakaian bahan bakarnuklir dan menyerahkan kepada BPTA.Prosedur berikut adalah interaksi antaraBPTA dan pihak pemohon izin sebelummengeluarkan SIPBN :

a. Terlebih dahulu memeriksa kelengkapandokumen permohonan izin pemanfaatanbahan nuklir yang diajukan oleh pejabatinstansi yang melakukan pemanfaatanbahan nuklir dan bahan bakar nuklirlainnya.

b. Mengevaluasi formulir permohonan izinyang harus dilengkapi dengan dokumen-dokumen pendukung seperti : sertifikasiuji, petugas proteksi radiasi (untukinstansi di luar BATAN diharuskanpetugas proteksi radiasi memilikiSIB/Surat Izin Bekerja yang masihberlaku), pekerja radiasi, peralatan teknisyang diperlukan untuk menjaminperlindungan terhadap radiasi (denganmenunjukkan sertifikat kalibrasi peralatanyang masih berlaku), petunjuk kerja,jumlah bahan nuklir dan bahan bakarnuklir (baik perubahan maupunpemindahan bahan nuklir dan bahanbakar nuklir) yang diajukan dalampermohonan tersebut.

c. Mengadakan penilaian evaluasi terhadappermohonan tersebut sesuai denganSurat Edaran No. 02/SE-DJ-24-IX/83tentang Petunjuk PelaksanaanPengajuan Permohonan Izin PemakaianZat Radioaktif dan/atau sumber radiasilainnya.

d. Jika terdapat kekurangan data yangdiperlukan untuk penilaian maka BPTAakan memberitahukan kepada pemohonsecara formal/tertulis.

e. Jika permohonan SIPBN telah memenuhipersyaratan maka BPTA akanmengeluarkan SIPBN untuk jangkawaktu yang telah ditentukan. Jangkawaktu SIPBN -idiberikan berdasarkanbentuk bahan nuklir. Untuk bahan bakarnuklir tidak berubah bentuk da!amkelongsong misalnya jenis elemen bahan

315


ISSN 1410-1998

bakar reaktor diberikan dalam jangkawaktu 5 (lima) tahun dan untuk bahannuklir bentuk cUrah diberikan untukjangka waktu 2 (dua) tahun. Dalamketentuan izin tertulis bahwa pemohondiharuskan memperpanjang SIPBN 2(dua) bulan sebeium berakhirnya masalakuSIPBN.

FAKTA DAN BAHASAN

Kendala Praktek Dalam PenerbitanSIPBBN

Peraturan dan proses penerbitanSIPBN tidak sulit jika semua persyaratandipenuhi (instansi mau melakukannya), akantetapi pada prakteknya BPTA menemuibeberapa kendala antara lain :

Masih ada instansi di BATAN yang memiliki,mengelola, menggunakan dan menyimpandan bahan nuklir tidak memiliki SIPBN(SIPBN telah kadaluwarsa) walaupun merekatelah membuat laporan SSAC. BPTA telahberulang kali menegur tetapi tidak pernahditanggapi.Dalam memperpanjang SIPBN pemohondiharuskan mengajukannya 2 (dua) bulansebelum masa berlaku SIPBN berakhir, adabeberapa intansi sering terlambat dalammengajukan perpanjangan SIPBN dankadang BPTA harus menegur instansi yangbersangkutan terlebih dahulu.Dalam SIPBN tercantum pula ketentuanbahwa instansi pemohon harus melaporkansetiap perubahan fisik, kimia maupunperpindahan dari jumlah bahan nuklir yangtertera pada SIPBN lama, sehinggapengajuan perpanjangan SIPBN dapatdiketahui status terakhir bahan nuklir.

Dalam lampiran dapat dilihat sebagaicontoh kuantitatif beberapa kasus yangterjadi dalam tahun 1998 khususnya statusperoktober 1998.

4. Efektivitas Sistem PerizinanPemakaian Bahan Nuklir

Efektivitas sistem perizinan dinilaidari antara lain kelengkapan ketentuan yangdilakukan, seberapa besar kepatuhan pihakpemohon dalam mematuhi peraturan,penyimpangan dari ketentuan bataskeselamatan dan kelancaran pelaksanaanmekanisme atau prosedur yang berlaku.

Dalam praktek ditunjukkan bahwaadakalanya sering dijumpai kendalaadministratif yang memperlambat dalampengurusan SIPBN antara lain :

Pemohon terlambat mengajukanpermohonan, padahal pemakaian bahannuklir sudah dilakukan.Pemohon terlambat memperpanjang izin bagiSIPBN yang sudah kadaluwarsa.Adanya perbedaan persepsi dalam pengisianformulir izin sehingga perlu waktu dalamklarifikasi.Data kuantitas bahan nuklir tidak sesuaidengan yang tercatat dalam izin karenasudah mengalami transfer inter atau antarpuslit dan adanya perubahan fisik dan kimia.Pemahaman peraturan yang terkait belummerata.

SIMPULAN

Dari uraian tersebut di atas makadapat disimpulkan bahwa pada umumnyapemohon izin puslit/instalasi yang berada diBATAN sudah mengikuti mekanisme danmematuhi peraturan yang berlaku.

. Adanya kendala-kendala yang seringmuncu! bersifat admnistratif yaitu ketepatanwaktu dalam mengajukan izin, baik izin barumaupun izin perpanjangan. Oleh karena ituBPTA selaku Badan Pengawas harusbersikap proaktif, dalam hal mengingatkankepada pemegang izin dengan menegur baiktertulis maupun langsung untuk memenuhikondisi izin seperti harus memperpanjang izinkarena izin sudah kadaluarsa.

PUSTAKA

[1]. Undang-Undang No. 31 tahun1964tentang Ketentuan-ketentuan PokokTenaga Atom

[2]. Undang-Undang No. 10 tahun' 1997tentang Ketenaganukliran

[3]. Peraturan Pemerintah No. 11 tahun1975 tentang Keselamatan KerjaTerhadap Radiasi

[4]. Peraturan Pemerintah No. 12/1975tentang Izin Pemakaian Zat Radioaktifdan/atau Sumber Radiasi Lainnya

[5]. Peraturan pemerintah No. 13/1975tentang Pengangkutan Zat Radioaktif.

[6]. Keputusan Dirjen BATAN No.54/DJ/5/V/82 tentang Pembangunandan Pengoperasian Reaktor Nuklir

316


[7]. Edaran No. 02/SE-DJ/24-IX/83 tentangPetunjuk Pelaksanaan Pengajuan IzinPemakaian Zat Radioaktif Dan/AtauSumber Radiasi Lainnya.

[8]. Instruksi Dirjen BATAN No. HK 0002/01/DJ/87 tentang Pelaksanaan PPNo. 11, 12 dan 13 tahun 1975 untukreaktor nuklir, instalasi daur bahannuklir, instalasi pengolahan radioaktif

dan instalasi lainnya yang bekerjadengan bahan nuklir.

[9]. Edaran No. HK 00 09/77/DJ/1986tentang Pengadaan zat radioaktifdan/atau sumber radiasi lainnya.

[10]. Keputusan Dirjen Batan No. PN00.01/145/DJ/89 tentang Pengecualiandari Kewajiban Memiliki Izin PemakaianZat Radioaktif dan/atau Sumber RadiasiLainnya

Lampiran

Kondisi SIPBN Instalasi Nuklir- BATAN

Status: Oktober 1998

Instalasi

PPSM

PRSG

PPNY

PPTN

PPR

PEBN

Kadaluwarsa /habis masa

berlaku

1 buah izin

-

-

-

-

Perpanjangan IzinSebelum Kadaluwarsa

-

Setiap izin

Setiap izin

Setiap izin

-

Setiap izin

Perpanjangan IzinSetelah Kadaluwarsa

-

-

2 buah izin

2 buah izin

Setiap izin

1 buah izin

317


ISSN 1410-1998

TANYA JAWAB

A. Pinitoyo *• Mengapa sampai saat ini belum pernah

ada penerapan sanksi atas pelanggaranijin atau keterlambatan pengajuan ijin.

Liliana Y. Pandi• Sampai saat ini memang belum

diterapkan sanksi atau denda, di masamendatang Badan Pengawas sesuaidengan UU No. 10 /1997 akanmelaksanakan sanksi atau denda bagiInstansi yang menggunakanpemanfaatan tenaga nuklir atau bahannuklir tanpa ijin yaitu pidana dendasebesar Rp. 100.000.000,- atau pidanakurungan selama 1 tahun.

• Bagaimana dapat terjadi laporan PEBNyang ditujukan kepada Kepala BPTAtidak sampai ke tujuan.

Liliana Y. Pandi• Aturan baku tidak ada, laporan berkala

salah satu instansi seringkali .dibuatberbeda dengan instansi lain sesuaidengan komitmen yang bersangkutandan kuantitas kegiatan instansi tersebut.

• Sampai saat ini belum ada format baku.Di masa mendatang perlu dibuat formatbaku untuk pembuatan laporan berkalatersebut.

• Kondisi tersebut terjadi kemungkinan adakesalahan pada koordinasi persuratan diBPTA, akan ditelusuri di bagian manalaporan tersebut berada.

Pudji Susanti• Bagaimana jika pada suatu kasus, salah

satu fasilitas menerima bahan nuklirsebelum ijin operasi diberikan oleh pihakyang berwenang.

Liliana Y. Pandi• Laporan safeguards tidak dapat

seluruhnya diambil untuk data perijinansehingga laporan tersendiri (laporanberkala) tentang pemakaian bahan nuklirsehingga perubahan fisik, kimia danjumlah dapat diketahui. Hal inidisebabkan pada laporan safeguardshanya tercantum jumlah terakhir bahannuklir secara fisik.

Agus Sunarto• Apakah ada aturan baku dalam

pembuatan laporan berkala yangberkaitan dengan perijinan.

• Apakah ada format baku untukpembuatan laporan berkala tersebutsehingga laporan yang dibuat olehfasilitas dapat memenuhi syarat.

Sigit Asmara Santa• Apabila ijin pemanfaatan bahan nuklir di

lingkungan BATAN masih nampakmengalami kendala administrasi yangseharusnya tidak perlu, bagaimanadengan pemanfaatan dari luar BATAN.Bagaimana dengan program sosialiasiketentuan-ketentuan/peraturan-peraturantersebut agar dapat diikuti BadanPemanfaat Bahan Nuklir.

Liliana Y. Pandi• Untuk pemanfaatan bahan nuklir di luar

BATAN telah dilakukan pennyuluhantentang Undang-undang No. 10/1997dan peraturan-peraturan lainnya yangberhubungan dengan perijinan.Sedangkan untuk BATAN sampai saat inibelum ada penyuluhan, karena selamaini BATAN berfungsi sebagai pelaksanadan pengawas sesuai dengan UU No.31/1964 sehingga untuk Pusat/lnstansi dilingkungan BATAN dianggap sudahmengetahui peraturan-peraturan atauketentuan-ketentuan tersebut.

318

ISSN 1410-1998

ID0200037


SOLUSI ALTERNATIF KEGAGALAN SISTEM PENGAMAN TEKANAN TINGGITUNGKU SINTER DEGUSSA™ PEBN-BATAN

Achmad SuntoroPusat Perangkat Nuklirdan Rekayasa - BATAN

ABSTRAK

SOLUSI ALTERNATIF KEGAGALAN SISTEM PENGAMAN TEKANAN TINGGI TUNGKUSINTER DEGUSSA™ PEBN-BATAN. Kegagalan-operasi yang pernah terjadi pada tungku sinterDegussa™ HR-05 PEBN-BATAN beberapa waktu yang lalu telah memicu kegiatan untuk menelitipenyebabnya dan meninjau kembali sistem pengaman dari tungku tersebut. Dari analisis levelkomponen sistem iistriknya disimpulkan bahwa, kegagalan disebabkan oleh terkurungnya gas didalam tungku sedangkan pemanasan di dalam tungku berjalan terus dan katup pembuangan(outlef) tungku tidak membuka sehingga menimbulkan letupan kecil yang mengakibatkanputusnya filamen pemanas. Tidak membukanya katup pembuangan disebabkan oleh kelemahaninstrumen pemicu katup sedang letupan disebabkan oleh kelemahan disain sistem pengaman.Penggantian instrumen sesuai dengan perbaikan disain adalah solusi terbaik, tetapi solusialternatif diberikan juga dalam makalah ini jika instrumen lama akan tetap dipertahankan.

ABSTRACT

AN ALTERNATIVE SOLUTION FOR HIGH PRESSURE SAFETY SYSTEM FAILURE OFDEGUSSA™ SINTERING FURNACE. A failure that happened sometimes ago in the sinteringfumace ofHR-05 PEBN-BATAN became a driving force ofthe investigation to find out the reasonof the failure and to review its safety system. From the component level analysis of its electricalsystem, it is concluded that the failure is caused by the gas trapped inside the fumace while itsheating system is on and gas outlet is closed, so that a small explosion is occured to break thefilament heater of the fumace. The failure of the outlet to open is caused by the weakness of thetriggering instrument to the outlet while the explosion is caused by the weakness of the safetysystem design. The replacement ofthe triggering instrument according to the improved design isthe best solution. However, an altemative solution is given if it is desired to keep the oldtriggering instrument still working in the system after being repaired.

PENDAHULUAN

Tungku sinter Degussa™ HR-05PEBN-BATAN adalah tungku listrik 80KWyang digunakan untuk proses sintering peletUO dengan kapasitas maksimum 50 kg

mentah. Secara garis besar dalamoperasinya, proses sintering itu terdiri daridua tahapan operasi yaitu tahap persiapandan tahap penyinteran. Dalam tahappersiapan, kegiatan yang dilakukan adalahtindakan kesiapan sistem tungku untuk siapdinaikkan suhunya sesuai dengan polapemanasan yang ditentukan. Tungku berisi

gas hidrogen dengan tekanan tertentu dantetap namun mengalir (hidrogen mengalirmasuk dan keluar tungku). Tahap berikutnyaadalah menaikkan suhu dalam tungku sesuaidengan pola penyinteran yang telahditentukan.

Tungku tersebut telah beroperasilebih dari sepuluh tahun dan telah mengalamimodifikasi pada sistem kendali suhunya yangrusak'1'21. Setelah sistem kendali suhu yangrusak dimodifikasi sistem tungku berjalannormal sampai terjadi kegagalan yangsebelumnya belum pernah terjadi. Kegagalantimbul pada tahap kedua dan mengakibatkan

KontaJc menutup KontaJt MembuJta

Gambar 1. Fenomena Kontak Listrik

319


ISSN 1410-1998

sebagian komponen (filamen pemanas danbeberapa batu tahan api) menjadi rusak.Oleh karena itu perlii suatu upaya perbaikan.Upaya perbaikan telah dilaksanakansehingga sistem tungku dapat berfungsikembali. Makalah ini berisi hasil penelitian "atas kerusakan yang terjadi berikut solusiatau jalan keluar yang ditempuh untukmenanggulangi kemungkinan timbulnyakejadian yang sama. Penelitian difokuskanhanya pada bagian instrumentasi kelistrikansistem tungku.

TEORI

LATAR BELAKANG

Perbaikan suatu alat, dari kerusakanyang terjadi, pada dasarnya bukan hanyamemperbaiki kerusakan tersebut agar alatbersangkutan dapat beroperasi kembali,tetapi harus dapat juga menentukanpenyebab dari kerusakan tersebut sehinggakerusakan yang sama dimasa mendatangdapat dicegah. Pada dasarnya kerusakanatau kegagalan pada sebuah alat membawainformasi berharga atas unjuk kerja{performance) disain yang diterapkan dalampembuatan alat bersangkutan. Bisa terjadibahwa kegagalan merupakan kejadian yanglolos dari jaring antisipasi disainer saat itu,atau suatu kondisi yang memang telahdiketahui oleh disainemya namun belumdapat atau dengan sengaja tidak diatasi padasaat itu. Hal tersebut dimungkinkan karenamemang belum diketahui solusinya atauterialu mahal solusinya sehingga menjadikelemahan dari alat bersangkutan.

Dari pengertian diatas, suatuperbaikan alat dikatakan berhasil baik jikamampu mengembalikan kondisi alat seperisebelum terjadi kerusakan dan mampumencegah kerusakan jika penyebabkerusakan yang sama muncul kembali. Untukhal yang terakhir ini membuka kemungkinandilakukannya modifikasi disain terhadap alatbersangkutan. Bertolak dari pemahaman artiperbaikan diatas, maka penyebab kegagalanharus ditemukan dan diantisipasi agarkegagalan serupa tidak terjadi.

FENOMENA KONTAK LISTRIK

Ada dua jenis kontak listrik yangsering digunakan sebagai aktuasi dalaminstrumentasi yang menggunakan listriksebagai media informasinya: kontaknormally-open dan kontak normally-close.Kondisi normal kontak normally-open, yaitu

kondisi dimana kontak tidak mendapateksitasi atau tidak aktif, mempunyai posisiterbuka (open-circuit) sedang kondisi normalkontak normally-close mempunyai posisitertutup {short-circuit). Kondisi menutup danmembukanya sebuah kontak secara elektrismempunyai kemungkinan kegagalan yangberbeda. Hal ini dapat dipahami karenasebuah kontak dikatakan menutup secaraelektris jika hambatan (resistance) antarakedua kontak adalah nol ohm, dan untukkontak terbuka hambatannya adalah oo ohm.

Untuk mencapai nol ohm makapermukaan kedua kontak yang akanbersentuhan harus bersih dari bahan lainyang bersifat isolator dan mempunyaikekuatan melekat yang kuat. Sedang untukmencapai hambatan tak terhingga (oo) cukupmemisahkan kedua kontak tersebut agartidak bersentuhan karena udara disekitarkontak merupakan isolator yang baik.Gambar 1 menunjukkan fenomena darikontak listrik ini. Jadi kondisi tertutupnyakontak mempunyai persyaratan lebih jikadibanding dengan kondisi terbukanya kontakuntuk medium udara. Persyaratan inicenderung menjadi bahan pertimbanganutama dalam disain sistem instrumentasiterutama yang menyangkut dengan masalahkeselamatan.

Berbagai cara dibuat untukmemenuhi kondisi persyaratan pokok diatas,dimana setiap pabrik pembuat kontakmenggunakan teknik mereka masing-masing.Sebagai contoh WIKA™ adalah sebuahmerek dagang instrumentasi pengukuranyang menggunakan kontak listrik. Untukmencapai kondisi diatas, pertama WIKA™menggunakan bahan khusus untuk kontak-kontaknya seperti silfram-W30, platinum-iridium, gold-nikel, silver-paladium, dan gold-silver untuk menjamin bersihnya permukaankontak dari kotoran akibat oksidasi. Jugakontak berada dalam ruang tertutup untukmenghindari masuknya debu dari udara.Kedua yaitu untuk menjaga bertautnya kontakdengan tekanan yang cukup, WIKA™menggunakan pegas dan magnit permanen.Dari disain ini WIKA™ berharap kegagalankontak menutup dapat diperkecil1 ].

ANALISIS KEGAGALAN

Pengelompokan penyebab kegagal-an sebuah sistem akan mempermudahproses analisis kegagalan dari sistembersangkutan. Resch dan kawan-kawannyamengelompokkan penyebab kegagalan

320


dala n NPP (nuclear power plant) yangditelitinya menjadi 11 bagian kemungkinan .Dalam kasus kegagalan pada tungku sinterDEGUSSA™ yang ada di PEBN ini, penulismenentukan 3 kelompok besar kemungkinanpenyebab kegagalannya- yaitu: lingkungan,proses, dan instrumentasi (Gambar 2).Lingkungan sebagai penyebab kegagalanadalah kejadian-kejadian diluar sistem tungkuyang bisa menimbulkan kegagalan operasisistem tungku. Sedang proses adalah prosespenyinteran yang sedang berjalan yangmelibatkan penggunaan material yangdisinter, gas, suhu-tinggi, dan tekanan dalamtungku. Instrumentasi sistem tungku memilikikontribusi yang besar terhadap terjadinyakegagalan sistem tungku. Instrumentasisistem terbagi menjadi dua: sistem mekanikdan sistem listrik. Instrumentasi yangberkaitan dengan listrik adalah fokuspenelitian penyebab kegagalan dalammakalah ini.

Gambar2. Penyebab kegagalan.

Indikator utama penyebab kegagalandalam kasus ini adalah timbulnya letupankecil di dalam tungku yang menyebabkanputusnya filamen pemanas dan rusaknyabeberapa batu tahan api di dalam tungku.Dari indikasi tersebut penyelidikan diarahkanpada komponen sistem yang berpotensimemicu timbulnya ledakan.

Sistem pengaman tungku sinterDegussa™ yang ada di ruang HR-05 PEBNmempunyai jaringan logic yang baik. Teknikskwensial diterapkan dalam sistem tersebut.Teknik ini mempunyai sifat bahwa luaran(output) sebuah sistem tidak hanyaditentukan oleh nilai masukan {input) saat itu,tetapi urutan masukan sebelumnya juga turutmenentukan'51. Dengan teknik ini dimungkin-kan untuk menjaring kesalahan operatordalam mengikuti prosedur pengoperasianalat, sehingga kerusakan yang diakibatkan-nya dapat dicegah. Namun demikian, darieksperimen yang kami lakukan ditemukankelemahan dari sistem pengaman tersebut,yaitu sistem tungku tetap berjalan meskipunkatup pembuangan gas (outlef) kami tutup.Tidak ada peringatan {warning) dari sistem

pengaman kepada operator atas tertutupnyaoutlet tersebut merupakan kelemahan sistempengaman yang berkaitan dengan kasuskegagalan-operasi ini. Tertutupnya outlet bisamenimbulkan ledakan karena gas di dalamtungku terkurung dan proses pemanasantungku berjalan terus.

Dari pemeriksaan secara detilterhadap sistem tungku secara menyeluruhpada level komponen ternyata terdapatkomponen sistem yang berfungsi ganda:untuk kepentingan proses dan kepentinganpengamanan. Komponen tersebut adalah alatukur tekanan gas dari WIKA™. Alat inidipakai sebagai alat ukur untuk mengetahuitekanan gas di dalam tungku selama operasidan sebagai pemicu stabilisator tekanandalam tungku. Pemicu stabilisator tekanantermasuk komponen sistem proses maupunsistem pengaman. Proses sinteringmenghendaki tekanan gas dalam tungkustabil pada tekanan tertentu sehinggamemerlukan jasa pemicu stabilisator, dankegagalan pemicu stabilisator ini dapatberakibat fatal terhadap keselamatan tungkukarena berhubungan dengan katup outlet.

Ada tiga saklar tekanan dalamWIKA™ tersebut dimana dua diantaranyadipakai sebagai pemicu untuk menutup danmembuka katup pemasukan danpembuangan gas. Diagram saklar tekanantersebut ditunjukkan pada Gambar 3.a.

Kontak normally-close IV-III dariWIKA™ dipakai untuk pemicu membuka danmenutupnya katup gas pemasukan Y90, dankontak normally-open IV-II dipakai untukmemicu membuka dan menutupnya katuppembuangan Y30.3. Dari Gambar 3.c terlihatTabel 1 akan berlaku.

Membuka dan menutupnya kontakIV-III dan IV-II digerakkan langsung olehjarum penunjuk WIKA™. Dari bagan padaGambar 3.a terlihat bahwa daerah kerjatekanan dalam tungku terletak pada kondisidimana kontak IV-III membuka dan kontakIV-II juga membuka. Kondisi ini terjadidengan baik jika aliran gas yang fnasuk tepatsama dengan aliran gas yang dibuang(keluar). WIKA™ akan mempertahankankondisi ini dengan menutup katuppembuangan jika tekanan dalam tungku turundengan tetap membuka katup pemasukan,atau menutup katup pemasukan apabilatekanan dalam tungk.u terlalu tinggi dengantetap membuka katup pembuangan.

321


ISSN 1410-1998

Dari disain pemicu stabilisatortersebut, penulis . .berpendapat bahwapemilihan jenis kontak untuk membuka katuppembuangan, yaitu kontak IV-II, tidak tepatdipakai sebagai komponen pengamanan.Karena seperti telah dijelaskan diatas

(fenomena kontak listrik) bahwa persyaratankontak untuk menutup lebih beratdibandingkan dengan persyaratan untukkontak membuka. Singkatnya kontak IV-IIharus dipilih menggunakan kontak normally-close seperti pada Gambar 3.b.

a. b.

• u

c.Gambar3. Saklar tekanan dalam WIKA™ dan pemicu perintah stabilisator

322


Tabel 1. Pemicu Katup

Kontak IV-III (inlet)jika kontak IV-III menutup maka:

* B1-B2 hubung singkat,* K31.2 aktif,• K31.3 tidak aktif,.-. katup pemasukan (inlet)

terbuka.

jika kontak IV-III membuka maka:*B1-B2terbuka,* K31.2 tidak aktif,* K31.3 aktif,.-. katup pemasukan (inlet)

tertutup.

Kontak IV-II (outlet)jika kontak IV-II menutup maka:

* B1-B2 hubung singkat,* K30.2 aktif,* K30.3 aktif,.-. katup pembuangan (outlet)

terbuka.

jika kontak IV-II membuka maka:*B1-B2terbuka,* K30.2 tidak aktif,* K30.3 tidak aktif,.-. katup pembuangan {outlet)

tertutup.

Dari penyelidikan yang telahdilakukan, penulis berpendapat bahwakegagalan terjadi karena terkurungnya gas didalam tungku dengan kondisi pemanasantungku berjalan terus dan katup pembuangantidak membuka sebagai akibat kontak IV-IIsecara elektris tidak menutup. Kesimpulan inidiperoleh dari pemeriksaan bahwa kontak IV-II ternyata tidak andal (reliable) saat itu, yaituterkadang menutup dan terkadang tidakmenutup secara elektris meskipun secaravisual kontak IV-ll tersebut terlihat menutup.

Kenyataan tersebut juga diperkuatdari hasil pemeriksaan lebih lanjut terhadapkontak IV-II. Diperoleh data bahwa kondisikontak tetap bersih (tidak ada debu ataupunteroksidasi seperti yang dijanjikan olehWIKA™ bahwa kontak dijaga dengan baikmenggunakan bahan khusus dan tempatyang tertutup), namun penyebab tidaktertutupnya kontak IV-II secara elektris terjadikarena kurangnya tekanan untuk berpaut darikedua kontak. Tekanan ini berasal darisebuah pegas dan magnit permanen yangdisiapkan untuk tujuan tersebut. Penyetelan(adjustment) dilakukan terhadap posisimagnet permanen, karena memang hanyaitulah yang memungkinkan untuk disetel(disediakan fasilitas untuk penyetelan).Penyetelan ini memang diperlukan(disediakan) mengingat pegas dan magnitpermanen tentu akan berkurangkekuatannya terhadap (waktu) umur.

UPAYA PERBAIKAN

Penggantian alat ukur WIKA™terpasang adalah solusi terbaik, yaitumenggantikannya dengan alat ukur sejenisnamun memiliki karakteristik kontak yang

tepat, yaitu kedua-duanya (kontak IV-II danIV-II) menggunakan normally-close(Gambar3.b). Penggantian ini memerlukansebuah inverter untuk menyesuaikan kontak-relay yang terkait dengan adanya perubahanini. Alat ukur WIKA™ yang terpasangmenggunakan kode kontak (contact type)821.212 sedang yang diusulkanpenggantinya adalah WIKA™ dengan kodekontak 821.22.

Solusi altematif disiapkan apabilaWIKA™ terpasang ingin dipertahankan (tidakdilakukan penggantian, namun diperbaikisaja). Solusi ini dijalankan denganmenambah sistem pengamanan, yaitudengan policy menggunakan fasilitaskomponen yang telah ada dalam sistemtungku dan meminimisasi pembeliankomponen baru. Pada dasarnyapengamanan tambahan ini hanya untukmendeteksi kegagalan menutupnya kontakIV-II, dan selanjutnya operator harusmemaksa kontak IV-II tersebut menutupdengan jalur tersendiri secara manual.Realisasi solusi ini ialah menambah duaredundansi pemicu perintah pernbukaan

• katup pembuangan (Gambar4).

Langkah pendeteksian kegagalankontak IV-II dilakukan oleh redundanpertama. Perintah redundan "pertama iniberasal dari relay K31.2 yang diaktifkan olehkontak IV-III. Disain redundan ini berangkatdari kondisi bahwa kontak IV-III akanmembuka (aktif) apabila tekanan gas didalam tungku telah tinggi melewati batasyang ditentukap,, dan kontak IV-III adalahkontak normally-ctdse. Jika kontak IV-II gagalmenutup sampai pada kondisi dimana kontakIV-III membuka, itu berarti tekanan gas di

323


ISSN 1410-1998

dalam tungku sudah tinggi melampaui batasdan tekanan itu akan, terus naik meskipunkatup gas pemasukan ditutup. Kenaikan inidisebabkan naiknya temperatur gas di dalamtungku akibat pemanasan tungku yang terusberjalan. Jika ha! ini dibiarkan terus makaledakan dalam tungku akan terjadi.

Namun demikian ledakan dalamtungku tidak akan terjadi karena pada saatkatup pemasukan gas Y90 menutup makakatup pembuangan Y30.3 juga akanmembuka, karena kedua katup dipicu olehkontak IV-III (Gambar 3). Kondisi ini akanmenimbulkan letupan kecil diluar tungkukarena keluarnya gas hidrogen secaramendadak dari pipa pembuangan dandisambut oleh api pengamanan. Letupankecil ini merupakan peringatan {warning)yang akan segera menggugah kesadaranoperator bahwa sesuatu yang tidak normaltelah terjadi dalam sistem tungku yangsedang beroperasi. Jika kondisi ini dibiarkan,maka tekanan gas di dalam tungku akan

berangsur turun hingga pada tekananbatasnya yaitu saat kontak IV-III menutupkembali. Jika kontak IV-III menutup kembaliitu berarti katup pemasukan dibuka, makakatup pembuangan akan menutup danberakibat tekanan dalam tungku akan naiklagi dan selanjutnya letupan kecil terjadi lagi(berulang kembali) - terjadi osilasi. Osilasi iniakan terjadi jika kontak IV-II gagal menutupsebagai peringatan {warning) kepadaoperator.

Tambahan redundansi keduadilakukan dengan memaksa langsung(menggunakan saklar on-off) menghubungsingkat kontak IV-II. Hubung singkat inihanya dilakukan jika kontak IV-II gagatmenutup yang ditandai dengan terjadinyaosilasi sebagai hasil deteksi dari redundansitambahan pertama. Jika hal ini terjadi makakatup pembuangan akan selalu terbuka dantekanan gas di dalam tungku akan turun danberada didaerah operasinya kembali.

K30.2 K31.2

A1

K30.2n

IE

IX

K31.2u

• 11

K30.3 K31.3

K30.3 K31.3 Y90

I6

' li

I outlet

(NC)

inletCNC)

33 *

Gambar4. Dua Redudansi Tambahan Sebagai Solusi Alternatip.

324


SIMPULAN

Kegagalan-operasi sistem tungkutelah diperbaiki dan sebab kegagalan adalahterkurungnya gas dalam tungku sedangpemanasan berjalan terus dan katuppembuangan tidak membuka sehinggamenimbulkan letupan kecil di dalam tungkuyang merusak beberapa komponen tungku.Katup pembuangan tidak membuka disebab-kan oleh tidak bekerjanya secara normalinstrumen pemicu perintah stabilisatortekanan dalam tungku. Hal ini disebabkanoleh masa kerja (umur) dari instrumenbersangkutan yang telah panjang. Akibatyang ditimbulkannya, yaitu terjadinya letupan,disebabkan oleh kelemahan disain pemicustabilisator tersebut. Penggantian instrumeripemicu stabilisator dengan disain yang tepatadalah solusi terbaik, namun solusi alternatifyaitu jika instrumen terpasang tetapdipertahankan setelah mengalami perbaikandiberikan dalam makalah ini.

Penelitian kegagalan-operasi dalammakalah ini dilakukan hanya dari sudutpandang instrumentasi-listrik sistem tungku.Ini berarti bukan satu-satunya kemungkinanpenyebab kegagalan-operasi sistem tungkutersebut. Kegagalan dapat juga berasal darisisi instrumentasi-mekanik, proses, dan ataulingkungan dimana sistem tungku berada.Makalah ini menunjukkan potensiinstrumentasi-listrik sebagai penyebabkegagalan-operasi.

UCAPAN TERIMA KASIH

Penulis mengucapkan banyak terimakasih kepada staf sub-bidang TeknologiFabrikasi PEBN khususnya kepada saudaraDede Sutarya yang telah banyak membantuuntuk terselenggaranya kegiatan yangberkaitan dengan tulisan ini.

PUSTAKA

[1]. SUNTORO A, LATIEF A DANRACHMAWAT! M., Analisis KerusakanTungku Sinter Pelet UO2 PEBN-BATAN., Urania., No.6 /Thn II., April1996.

[2]. SUNTORO A, LATIEF A DANRACHMAWATI M, Disain ModifikasiSistem Kendal Suhu Tungku Sinter PeletUO2 Degussa., Prosiding Pertemuandan Presentasi llmiah Penelitian Dasarllmu Pengetahuan dan TeknologiNuklir., Yogyakarta., 8 -10 Juli 1997.

[3]. WIKA Electrical and PneumaticContacts, Leaflet 8A.

[4]. RESCH P., et.al., Processing of DataGenerated at Paks Nuclear Power Plantfor Centralized Use and OperationalFeedback., Proceedings of anInternational Symposium on OperationalSafety of Nuclear Power Plants., IAEA.,Vienna., 1984., pp. 163-172.

[5]. KOHAVI Z., Switching and FiniteAutomata Theory., Tata McGraw-Hill.,NewDelhi., 1978.

325


ISSN 1410-1998

TANYA JAWAB

A. Pinitoyo• Apakah penyebab letupan kecil

memutuskan filamen pemanas.yang

Achmad Suntoro• Letupan kecil yang terjadi kemungkinan

disebabkan adanya udara dalam tungkusinter atau gas dalam tungku sinter yangtertutup.

Pudji Susanti• Bagaimana efektifitas dari alternatif solusi

yang diajukan tanpa adanya penggantiankomponen WIKA™ dan tanpa perbaikansistem mekaniknya.

Achmad Suntoro• Solusi alternatif tersebut hanya bersifat

penyangga akibat kesalahan disaindalam pemilihan alat ukur WIKA™.Efektifitas unjuk kerja tungku akan lebihbaik dibanding apabila tanpa solusi

alternatif. Di samping itu, kegagalansistem tungku kemungkinan dapatdisebabkan oleh faktor lain seperti yangtertera dalam makalah.

Sigit Asmara Santa• Solusi altematif kegagalan tungku sinter

DEGUSSA™ sangat bagus apabiladipakai untuk menutup katup dengannormally open. Untuk integrasi analisiskegagalan kemungkinan lebih lengkapapabila dikaitkan design basis danproses.

Achmad Suntoro• Analisis dan solusi hanya ditinjau dari

sudut pandang instrumentasi elektriksaja. Analisis dan solusi lebih baikapabila dilakukan secara terintegrasidengan kemungkinan-kemungkinan lain.Analisis ini minimal untuk memicuanalisis dan solusi secara terintegrasi.

326

ISSN 1410-1998 Prosiding Presentasi tlmiah Daur Bahan BakarNuklir IVPEBN-BATAN Jakarta, 1-2 Desember 1998

DAFTAR PENULIS DAN INSTANSI SERTAINDEX-NYA

NAMA

AA.Ninik BintartiAbdul LatiefAchmad SuntoroAgus CahyonoAisyahAnthonius S.Ari HandayaniAsli PurbaAslina Br. GintingAsmedi Suripto

B

Bambang EHBBambang Galung SusantoBambang HerutomoBasuki Agung PudjantoBerthie IsaBudf BriyatmokoBudi Prayitno

C

C.Supriyanto

D

D.A. MeneleyDarminiDian AnggrainiDjoko Sardjono

E

Eddy IndartoEndang N.Endiah Puji Hastuti

F

FutichahFx. Sudjiman

G

Ghaib WidodoGuntur D.S.

H

H.SuwardiHadi SuwarnoHaryono S. WibowoHasbullah NasufionHerlan MartonoHerry Poernomo

iNSTANSI

PPNY - BATANPEBN - BATANPPNR - BATANPEBN - BATANPTPLR - BATANPPSM - BATANPPSM - BATANPEBN - BATANPEBN - BATANPEBN - BATAN

PPNY - BATANPT.BATAN Tek.PEBN - BATANPEBN - BATANBPTA - BATANPEBN - BATANPEBN - BATAN

PPNY - BATAN

AECLPEBN - BATANPEBN - BATANPPNY - BATAN

PEBN - BATANPPNY - BATANPRSG - BATAN

PEBN - BATANPPBGN - BATAN

PEBN - BATANPPTN - BATAN

PPBGN - BATANPEBN - BATANPEBN - BATANPEBN - BATANPTPLR - BATANPPNY - BATAN

!NDEX

49125, 133, 183

31957305161115175

153, 167, 191161

4937

75, 257257313175273

49

27273

153, 167297

183115223

19193

67201

93145257153305

103,297

327

Prosiding Presentasi llmiah Daur Baban Bakar Nuklir IVPEBN-BATAN Jakarta, 1-2 Desember 1998

ISSN 1410-1998

NAMA

Ign. Djoko SardjonoIndro YuwonoIsfandi

V

Kazuyuki Abe

L

Liliana Y. Pandi

M

M. Husna Al HasaM.E. BudiyonoMasrukanMohammad Ridwan

N

Narko WibowoNgadeninNur Yulianto D.NurwidjayadiNusin Samosirp

P.G. BoczarP.J. FehrenbachPrayitnoPuji Lestari

R

RahaipRahmat IswantoRochim S.Rohyaman

S

Saeful HidayatSiti AminiSjafruddinSoedyartomo SoentonoSri MoedjajatiSugondoSuhan/antaSupardiSupardjoSuwardi

T

Tata T.S.Tatang MulyanaTerry_S. ThompsonTriyanto Hadi Lukito

lNSTANSI

PPNY - BATANPEBN - BATANPEBN - BATAN

OEC - PNC

BPTA - BATAN

PEBN - BATANPPNY - BATANPEBN - BATANBAPETEN

PEBN - BATANPPBGN - BATANPEBN - BATANPPNY-BATANPEBN - BATAN

AECLAECLPPNY - BATANSTT LINGKUNGAN

PPNY - BATANPPBGN - BATANLab.Met. - ITBPEBN - BATAN

PPTN - BATANPEBN - BATANPEBN - BATANPPIN - BATANPEBN - BATANPEBN - BATANBPTA - BATANPPNY - BATANPEBN - BATANPEBN - BATAN

PEBN - BATANPPTN - BATANAECLPEBN - BATAN

INDEX||11I

103263175

85

313

23529120717

27393

273115

125, 175

2727291291

29193161175

201153281

1183

125, 167313

103, 297153247

1252012757

328

ISSN 1410-1998 Prosiding Presentasi llmiah Daur Bahan Bakar Nuklir IVPEBN-BATAN Jakatta, 1-2 Desember 1998

NAMA

TugijoTumpal PandianganTundjung Indrati Y.

Uytaja

Y

Yusuf Nampira

Z

Zuhair

INSTANSf

PPBGN - BATANPPSM - BATANPPNY - BATAN

PPNR - BATAN

PEBN - BATAN

PRSG - BATAN

INDEX

93161115

215

85

207

329

id0200001 issn 1410-1998 prosiding

Documents