FABRlKASI DAN UJI PASKA lradiasi PELET DAN UTh4ZrlOH20

(1)

Hadi Suwarno ISSN

0216- 3128

-

J

FABRlKASI

DAN

UJI

PASKA

lRADIASI

PELET

DAN UTh4ZrlOH20

Hadi Suwarno

Pusat Teknologi Bahan Balwr Nuklir - BA TAN

ABSTRAK

U-ZrH1,6

FABRIKASI DAN UJI PASKA lRADIASI PELET U-ZrH/.6 DAN UTh~r/lP21Jo Telah dilakulwn fabrilwsi dan uji paslw iradiasi pelet UZrH/,6 dan UTh4ZrlOH21JoMasing-masing pelet dibuat dengan melelehlwn elemen penyusun paduan menjadi button. melebur button menjadi pelet. dan menghidriding pelet menjadi paduan UZrH/,6 dan UTh4Zr/oH21JoPada proses hidriding geometri pelet paduan UTh4ZrlOH20 menggembung sebesar 5%dari geometri awal dan hal ini juga terjadi pada pelet UZrH/.6. bahan balwr yang digunalwn di reaktor TRIGA. Sebelum proses hidriding paduan UZr terdiri dad fasa t5-UZr yang diperlwya dengan a-U. sedanglwn paduan UTh4Zr/() terdiri dari t5-UZr yang diperlwya dengan Zr dan logam Th sebagai matriks. Setelah hidriding, paduan UZr membentukfasa stabil t5-ZrH/.6 sebagai matriks sedanglwn logam U terdistribusi secara homogen sebagai partikel halus diantara matriks. Untuk pelet UTh4Zr/(). hidriding menyebablwn terbentuknyafasa terner stabil ThZr2H7y sebagai matriks danfasa stabil ZrH2_x disebablwn o/eh ke/ebihan Zr. sedanglwn /ogam U terdistribusi diantara kedua fasa tersebut. Diagram PCT menunjukkan bahwa kapasitas penyerapan hydrogen paduan U-Th-Zr /ebih besar dibanding dengan paduan U-Zr. Uji paslw iradiasi dalam bentuk uji tak merusak meliputi pemeriksaan visual. pengukuran diameter fuel pin da/am orientasi 4 sumbu azimut. radiografi sinar-X, dan sapuan sinar-y atas fuel pin yang diiradiasi se/ama dua-siklus (24 dan 25 hari) di JMTR dengan dosi~' paparan 4./ x IO/J

nlcm2.det (sik/us 127) dan 21.8 x /O/J nlcm2.det (siklus 128) dilaporkan bahwa kedua pelet UZrH/.6 dan

UTh4Zr/oH2o tidak menga/ami perubahan fisik yang berarti dan tidak ada interaksi antara pe/et dengan ke/ongsong.

ABSTRACT

FABRICATION AND POST IRRADIATION EXAMINATIONS OF UZrH/.6 AND UTh~rIOH20 PELLETS HA VE BEEN CARRIED OUT. Each pellet was prepared by melting the constituent elements into button, melting the buttons into pellet and hydriding them into UZrH/,6 and UTh4ZrlOH20pellets. On hydriding the geometry of UTh4Zr /oH20pellets swell about 5%, similar to that of the UZrH/.6 fuel ordinary used for TRIGA reactor. Before hydriding the microstructure of UZr pellet consisted of t5-UZr enriched with a-U, while the microstrusture of UTh4Zr/() pellet consisted of Zr-riched t5-UZr phase and thorium. After hydriding the UZr pellet showed that the hydrogen reacts with zirconium to form stable t5-ZrH/.6 and the uranium distributed homogeneously into fine particle in the matrix. In case of the UTh4Zr/o pellet it is showed that hydriding resulted in the formation of stable ternary ThZr2H7y and ZrH2_x> while uranium distributed among the two phases. PCT diagram showed that the hydrogen capacity of the U-Th-Zr alloy is higher than that of the U-Zr alloy. Post irradiation examination results in the form of non destructive examination. i.e. visual check. fuel pin diameter measurements in 4 azimuthal orientation. X-ray radiography. and gamma scanning of the fuel pins irradiated in two-cycle (24 and 25 days) operation of the JMTR under irradiation dose of 4.1 x 1013 nlcm2.sec (cycle 127) and irradiation dose of 21.8 x 1013 nlcm2.sec (cycle 128) are reported that no valuable changes and pellet-cladding interactions for all the fuel pins.

PENDAHULUAN

Limbah

_{dari reprosesing bahan bakar bekas pembangkit}radioaktif tingkat tinggi (LRT) berasal listrik tenaga nuklir (PL TN) mengandung sejumlah tertentu nuklida umur panjang, utamanya adalah elemen beracun trans-uranium (TRU), seperti plutonium, neptunium, americium, dan curium dengan waktu paruh

>

106tahun, yang harus

diisolasi secara sempuma dari biosphere untuk waktu yang sangat panjang. Penerimaan masyarakat Indonesia atas pltn akan semakin mulus apabila teknologi pengolahan LRT telah benar-benar dikuasai.

Paduan U-Th-Zr-H telah diteliti cukup lama oleh Penulis dengan tujuan untuk mengetahui karakteristik paduan sebagai bahan bakar nuklir, meliputi sifat kimia, sifat termal, khususnya untuk

Pro:iiding PPI - PDIPTN 2006

Pustek Akselerator dan Proses Bahan· BATAN Yogyakarta. 10 Juli 2006

(2)

simulasi penggunaan elemen TRU tersebut[I-4J. I-IMii uji karakteristik menunjukkan bahwa paduan U-Th-Zr-H memiliki karakteristik yang lebih baik dibanding dengan paduan U-ZrH 1,6, bahan bakar nuklir yang telah lama digunakan untuk reaktor jenis TRIGA. Paduan U-Th-Zr-H dengan komposisi atom U:Th:Zr:H

=

I :4: I 0:20 atau ditulis sebagai UTh4ZrlOH20 merupakan paduan yang memiliki karakteristik terpilih karena selain memiliki kandungan hidrogen paling besar, paduan ini memiliki karakter yang sedikit lebih baik dibanding komposisi lainnya,. terutama di dalam hal kandungan hidrogen yang ada di dalam spesimen. Sementara itu, analisis transmutasi LRT dengan cara membakamya di dalam reaktor, baik dalam LWR maupun FBR juga telah dilakukan dan menunjukkan bahwa paduan ini bisa digunakan sebagai bahan bakar reaktor nuklir dan bahan bakar target[5].

Hasil uji karakteristik paduan U-Th-Zr-H yang memuaskan ini mendorong Penulis untuk membuat bahan bakar dengan skala sesungguhnya, yaitu berupa pelet dengan geometri mirip dengan bahan bakar PWR dan diuji iradiasi di reaktor JMTR (Japan Materials and Testing Reactor), JAEA (Japan Atomic Energy Agency), Oarai Research Establishment, Ibaraki, Jepang, dengan waktu yang lebih lama dari penelitian sebelumnya[4], yaitu hingga bum up rata-rata 10% 235U dan sebagai pembanding digunakan pelet UZrH1•6. Hasil uji pra dan paska iradiasi disajikan dalam makalah ini.

TATAKERJA

a. Pemhuatan pelet U-Zr dan U- rlt-Zr

Paduan UThZr dengan perbandingan rasio atom U:Th:Zr

=

1:4:10 (ditulis sebagai UTh4ZrlO) dan paduan UZr dengan rasio berat 9: II (mengandung 45% berat U dan ditulis sebagai UZr) dibuat dengan melebumya di dalam sebuah tungku busur Iistrik. Hasil leburan kemudian dimasukkan ke dalam sebuah tabung cetakan dari grafit dan dilebur hingga titik lelehnya di dalam sebuah tungku listrik frekuensi tinggi. Hasilleburan berupa sebuah batang pejal dengan diameter 12 mm dan panjang mencapai 15 mm. Hasil leburan kemudian dibubut pada sebuah mesin bubut hingga membentuk sebuah pelet dengan dimensi diameter 9,4

±

0,2 mm dan tinggi 9,4

±

0, I mm.

h. Proses Itidriding

Hidriding dilakukan dalam sebuah unit hidriding yang mampu menghasilkan tekanan vakum maupun tekanan tinggi dan dirancang oleh

Penulis. Pelet UZr dan UTh4ZrlO yang akan dihidriding dibungkus. dengan logam tungsten foil dan dimasukkan ke dalam sistem hidriding. Sistem hidriding kemudian divakum dengan kevakuman sekitar 2 - 5 x 10.6 Pa pad a suhu 1173 K untuk menghilangkan bahan volatil yang ada didalam sistem. Setelah suasana vakum pad a suhu tersebut tercapai, dilakukan proses hidriding dengan memasukkan sejumlah hidrogen ke dalam sistem. Jumlah hidrogen yang diserap oleh logam paduan dihitung berdasarkan perubahan tekanan di dalam sistem dan pengukuran perubahan berat spesimen. Hidriding dilakukan dengan mengatur tekanan yang ada di dalam sistem sedemikian rupa sehingga paduan yang diformulasikan sebagai UZrH 1.6 dan UTh4ZrlOH20 terbentuk. Teknik hidriding yang dikembangkan Penulis telah dipresentasikan sebelumnya, meliputi teknik pembentukan senyawa biner hidrid, senyawa temer hidrid serta teknik pencegahan spesimen masif terdisintegrasi menjadi serbuk!6,7.81.

c. Preparasi spesimen untuk iradiasi

Pelet hasil hidriding dimasukkan ke dalam kelongsong terbuat dari bahan baja nirkarat tipe SS-316 yang dirancang untuk percobaan iradiasi dalam jangka panjang. Gambar I adalah gambar hasil rakitan kelongsong yang telah diisi pelet UZrHI,6 dan UTh4ZrlOH20 (selanjutnya disebut fuel pin)

yang akan diiradiasi. Satu fuel pin berisi 5 buah pelet, terdiri dari dua buah pelet pejal dan tiga buah pelet yang berlubang di tengahnya dengan diameter lubang 2,0

±

0, I mm. Ada tiga fuel pin yang

dipersiapkan, terdiri dari fuel pin I berisi 5 buah pelet UTh4ZrlOH20 dengan kandungan 235u =

19,9%, fuel pin II berisi 5 buah pelet UTh4ZrlOH20

dari uranium deplesi dan fuel pin III berisi 5 bllah pelet 45%wU-ZrH 1,6 dari bahan uranium deplesi. Gambar 2 menampilkan tampang lintangfuel pin.

Ketigafuel pin tersebut kemudian dirakit di

dalam sebuah kapsul yang dirancang khusus dan dilengkapi dengan instrumen pendeteksi sllhu, tekanan, dan kecepatan aliran fluida. Preparasi pemasukan pelet ke dalam kelongsong bahan bakar menjadi fuel pin dilakukan secara manual dalam sebuah glove box dalam suasana helium dengan tekanan 100 kPa.

Iradiasi netron dilakukan di Japan Materials and Testing Reactor (JMTR), JAEA (Japan Atomic Energy Agency), Oarai, Jepang, sesuai dengan operasi normal reaktor untuk jangka waktu dua siklus, yaitu selama 24 hari pada siklus 127 dengan dosis paparan 4, I x 1013 n/cm2.det dan dilanjlltkan

selama 25 hari pada siklus 128 dengan dosis paparan 21,8 x1013 n/cm2.det.

Prosiding PPI - PDIPTN 2006

Pustek Akselerator dan Proses Bahan - BATAN Yogyakarta, 10 Juli 2006

(3)

Hadi Suwarno ISSN 0216 - 3128

AI (A105U)

(" J6,h" 17,2)

3

-Gambar /. Ke/ongsong baja nirkarat tipe SS 3/6

untuk iradiasi pe/et UTh4ZrIOH]I!>

d. Uji Paska fradiasi

Gambar 2. Tampang Lintang kapsul pembawa

pelet UTh4ZrUP]()o ~Jepas Fuel Pin ImpeJm Virual Sirpuan Sinar-y Uji IAmend EJJjJ Current Tebal OkDla GepPIC FP Ges Uji Punctum

~

Uji KeJerasan Uji Tarik AnaJiris

Gambar 3. Diagram AUr Uji Paska Iradiasi

Ce:ramogm.fi JRridad Bakar

Denmas AnaJiris Out Ges

Pendar Sinar- X DifumrDas Teunal lMA. EPMA SinaF ~:6 Uji~ Uji Tarik Uji Bakar

see

AnaJiris Hi.cIJ:orJm

Gambar 3 menampilkan diagram uji paska iradiasi yang harus dilakukan untuk menguji suatu bundle bahan bakar.

Prosedur uji paska iradiasi meliputi uji bundel bahan bakar bekar, uji fuel pin dan uji pelet yang dapat dikelompokkan sebagai uji merusak dan uji tak merusak. Karena alasan keterbatasan perizinan, kegiatan yang bisa dilakukan dan disajikan dalam makalah ini meliputi pembongkaran dan uji tak merusak yang terdiri dari inspeksi visual

fuel pin,

uji dimensi kelongsong, radiografi sinar-X dansapuan sinar-y.

HASIL DAN PEMBAHASAN

Uji Pra fradiasi

- Perubahan dimensi pelet akibat hid riding Gambar 4 menampilkan i1ustrasi perubahan dimensi pelet sebelum dan sesudah hidriding. Dari kedua jenis pelet UTh4ZrlOH20 yang dibuat dari uranium deplesi dan uranium diperkaya 19,9%, perubahan ekspansi volumetrik yang terjadi adalah an tara 5,0 - 5,2%, sedangkan pelet UZrH'.6 adalah antara 4,9 - 5,2%. Untuk kedua jenis spesimen dikatakan bahwa ekspansi akibat hidriding rata-rata adalah 5%. Perlu dilaporkan bahwa kedua jenis

Prosiding PPI • PDIPTN 2006 Pustek Akselerator dan Proses Bahan - BATAN

(4)

pelet UTh4ZrlOH20 ini dibuat di dua tempat yang berbeda, yaitu di Nuclear Fuel Industries Ltd. untuk bahan uranium diperkaya 19,9% dan Mitshubishi Material Ltd. untuk bahan uranium deplesi. Namun demikian, hasil uji dimensi menunjukkan bahwa data ekspansi tinier tak berbeda. Sebagai pembanding ditampilkan pula ekspansi linier paduan U-ZrHt,65 yang mengandung 45% berat U. Temyata ekspansi linier diantara keduanya tak berbeda. Hasil inipun tak berbeda dibandingkan dengan hasil yang diperoleh oleh penulis sebelumnya untuk dimensi yang lebih kecil[6].

9,66 9,51 '" 9,17 glee 4,9% ••• 5,2%

Gambar 6 adalah diagram PCT paduan

UZrHx dan UTh4ZrlOHy (X dan y adalah komposisi

atom hidrogen yang diikat oleh paduan) yang diperoleh selama proses hidriding. Tampak bahwa tak terjadi tekanan plateau, yaitu perubahan fasa pada diagram PCT paduan U-Zr-H maupun U-Th4Zrw-H pad a suhu bervariasi dan tekanan tetap

100 kPa. Hasil percobaan ini sesuai dengan hasil peneliti lain yang juga tidak menemukan adanya perubahan fasa pad a suhu tersebut[9.IOJ.Dari grafik tampak bahwa pada suhu tinggi kestabilan hidrogen paduan UTh4ZrlO-H lebih baik dibanding dengan paduan UZr-H. Hal ini disebabkan adanya logam U yang menstabilkan fasa temer ThZr2H7:tx' Lagipula, kapasitas penyerapan hydrogen paduan U-Th-Zr lebih besar dibanding dengan paduan U-Zr.

Gambar

4.

Ilustrasi

peruballan

dimensi pelet

sebelum dan sesudall Mdriding.

(a)

(c)

(0)

(d)

- Mirostruktur paduan U-Zr-H dan U-Th-Zr-H Gambar 5 menampilkan mikrostruktur paduan sebelum dan sesudah hidriding. Sebelum hidriding (Gb. 5a) paduan U-Th-Zr terdiri dari logam Th sebagai komponen utama sedangkan fasa UZr membentuk suatu kerangka beraturan dan terdistribusi merata sebagai padatan diantara fasa thorium. Tidak ada fasa ThZr dijumpai dalam paduan tersebut. Kelebihan Zr terdeteksi sebagai UZr dengan kandungan Zr yang berlebihan. Setelah hidriding (Gb. 5b) terbentuk fasa temer ThZr2H7:tx sebagai fasa utama (wama abu-abu) diikuti dengan fasa ZrH2.x (wama gelap), sementara logam U terpisah diantara kedua fasa tersebut. Terbentuknya fasa temer inilah yang menyebabkan paduan memiliki kapasitas hidrogen yang lebih baik dibanding dengan fasa biner ZrH2_x'

Untuk paduan 45% berat U-Zr,

mikrostruktur paduan menunjukkan bahwa sebelum hidriding terdiri dari fasa UZr dan U (Gb. 5c). Setelah hidriding terbentuk fasa hidrida sebagai ZrH2.x sedangkan logam U terpisah dan terdistribusi secara sempuma dan bentuk relatif seragam diantara matriks ZrH2.x (Gb. 5d). Distribusi U secara homogen diantara matriks berfasa stabil fasa delta ZrH1•6 inilah salah satu kelebihan bahan bakar reaktor TRIGA.

Gambar

5.

Mikrostuktur

U-TII-Zr dan

u-Zr

sebelum dan setelall Mdriding.

U

1.1' .. N+.c. 1.1 to

-

:I:

U

15 ,a 12 11 10 T11dK

Gambar

6.

Diagram PCT paduan ZrH dan

U-TIIZrHpada tekanan 100 kPa.

Uji Paska Iradiasi

Dari gambar 3 tampak bahwa prosedur yang harus dilaksanakan untuk suatu pengujian bahan bakar memerlukan suatu program kerja yang terencana dengan baik dan dikerjakan secara berurutan. Dari pengalaman yang telah

bertahun-Prosidlng PPI - PDIPTN 2006

Pustek Akselerator dan Proses Bahan - BATAN Yogyakarta, 10 Jull 2006

(5)

Hadi Suwarno ISSN 0216 - 3128

₅

TC 2·3 Sa1nan nun Termokopel "l~1U Pelet UTh.zr.II>:1, 19.9'>1 U. fM1

Pelet UTh,z1 ,II ••• U.Deplesl

fMl TC 5·' ~gr.'i"MAl10S0'

~n9

PeIe145%U·ZIH •• Spa ••• r(A/10501 UjungD_oh (SS31i) Dlok ••••••• 1(A/1050) ~I 125

Uji tak merusak yang belum dilakukan saat penulis terlibat dalam penelitian ini adalah uji kebocoran kelongsong, uji integritas kelongsong, uji Eddy Current dan uji teballapisan oksida.

Pengamatan visual terhadap seluruh fuel pin dilakukan sesuai prosedur pengamatan dengan menggunakan peralatan video dan dari pengamatan seluruh permukaan fuel pin dijumpai adanya perubahan warna dari warn a metalik menjadi warna buram (dark grey) di beberapa tempat yang mengindikasikan adanya profil lapisan oksida di permukaan kelongsong. Peristiwa ini adalah umum dijumpai pada kelongsong bahan bakar yang mengindikasikan adanya akumulasi panas ditempat tersebut sebagai akibat reaksi fisi. Dari Gb. 8 tampak bahwa fuel pin UTh4ZrlOHzo memiliki lapisan warn a buram lebih banyak dibanding fuel

pin berisi pellet UZrH1,6'

Uji geometri fuel pin dilakukan sesuai prosedur dengan pengukuran dalam orientasi 4-sumbu putar dengan langkah pengukuran setiap 2 mm. Fuel pin dipasang berdiri tegak di sebuah tool yang dilengkapi dengan motor penggerak yang dapat memutar dan juga mengukur kerataan

permukaanfuel pin. Hasil uji dibandingkan dengan

data geometri awalfuel pin sebelum dimasukkan ke dalam reaktor. Tabel I menampilkan hasil akhir pengukuran rata-rata diameter fuel pin pada daerah

Gambar 7. Kapsul berisi fuel pin UZrH1,6 dan

UTII4ZrIIlH](!

radiografi sinar-X yaitu untuk mengamati adanya kerusakan kelongsong bagian dalam, pelet yang retak/pecah dan adanya interaksi kelongsong dengan pelet, (5) uji Eddy Current untuk mengetahui kerusakan kelongsong baik bagian luar maupun dalam, (6) uji tebal lapisan oksida yang terbentuk di permukaan dalam kelongsong, dan (7) sapuan sinar-y.

Pernbongkaran dilakukan sesuai dengan rros~dur yang telah ditetapkan yaitu d~ngan rnemotong sarnbungan-sambungan las, memotong bagian spacer, dan membuka bagian-bagian kornponen dengan urutan terbalik dengan prosedur pemasangan. Gambar 7 di atas menampilkan kapsul yang berisifuel pin UZrH dan UThZrH.

Pembongkaran kapsul

Uji paska iradiasi dilakukan di fasilitas Hot Laboratory, JMTR, JAEA, Oarai, Jepang. Sebelum dilakukan uji paska iradiasi kapsul didinginkan selama 90 hari di dalam kolam interim yang ada disamping teras JMTR. Melalui transfer channel kapsul kemudian dikirim ke hot cell tipe (3-y untuk

dilakukan pengujian dengan langkah kerja sebagai berikut. Sebelum kapsul dibongkar dilakukan pengamatan visual dan pengukuran dimensi kapsul untuk dicocokkan dengan data awal sebelum kapsul dimasukkan ke dalam reaktor. Hasil pengamatan visual terhadap kapsul dilaporkan tidak ditemukan adanya perubahan warna, swelling, bending

rnaupun cacat permukaan kapsul diakibatkan oleh irradiasi.

tahun dilaksanakan oleh fasilitas uji paska iradiasi JAEA yang ada di Oarai maupun di Tokai, untuk melakukan pekerjaan ini diperlukan waktu uji paling cepat 12 bulan. Perlu dilaporkan dalam makalah ini bahwa penulis melakukan uji paska iradiasi melalui program ST A-Japan untuk jangka waktu 6 bulan. Sementara itu, fasilitas uji paska iradiasi yang ada di JAEA-Oarai adalah tipe

beta-gama hot laboratory, yaitu fasilitas yang hanya

diizinkan untuk mengelola bahan uranium, plutonium dan bukan thorium. Hot laboratory yang diizinkan untuk mengelola thorium berada di JAEA-Tokai, 65 km dari JMTR. Oleh karena itu yang bisa dilakukan dalam kegiatan ini adalah pembongkaran kapsul, pengamatan uji tak merusak yang meliputi inspeksi visual, uji sapuan sinar-y, dan uji dimensi kelongsong. Uji Eddy current tak bisa dilaksanakan karena waktu yang tersedia tak memadai, sedangkan uji gaya lepas fuel pin tidak dilakukan karena kapsul bukan merupakan sebuah bundel bahan bakar.

- Pengamatan Fuel Pin

Gambar 8 menampilkan fuel pin yang telah dikeluarkan dari kapsul, sementara gambar detil komponen fuel pin telah ditampilkan pada Gb. I. Pengamatan yang dilakukan terhadap fuel pin

meliputi (I) pengecekan visul terhadap wujud fisik dan dimensi filel pin, (2) uji kebocoran kelongsong

(leak-tight test), (3) pengukuran diameter dalam

proyeksi 4-sumbu, pengukuran panjang, (4)

(6)

pelet bahan bakar (data asli hasil pengukuran menjadi milik JAEA dan penulis tidak diizinkan mendapatkan copynya. Diameter rata-rata fuel pin diperoleh dari data profil diameter masing-masing sumbu). Tampak bahwa untuk seluruh fuel pin

terjadi pengurangan diameter fuel pin beberapa mikrometer dan sebagai konsekuensinya terjadi sedikit penambahan panjang fuel pin, sedangkan volume fuel pin tidak berubah. Penurunan diameter setelah iradiasi sebesar 0,003 - 0,006 mOl mengindikasikan adanya pembentukan gas plenum di bagian lain.

panjang fuel pin diukur di udara dengan kondisi suhu udara 30°C dan humiditas relatif 30 -80% dan diperoleh panjang rata-rata fuel pin adalah L = 166,2

±

0,03 mOl. Perubahan panjang fuel pin

sebesar 0,2

±

0,03 mOl ini kemungkinan sebagai akomodasi glas plenum di bagian ujungfuel pin.

Pengamatan radiografi sinar-X dengan pengambilan gaOlbar setiap posisi 90° dilaporkan tidak terjadi perubahan dimensi pelet akibat iradiasi, sehingga tidak dijumpai adanya perubahan gap antara kelongsong dan pelet. Hal ini mengindikasikan pula bahwa tidak terjadi swelling maupun retak. (Gambar hasil uji radiografi tidak dapat dilampirkan dalam makalah ini karena menjadi milik JAEA dan tidak bisa dicopy). Hasil ini juga mengindikasikan bahwa pelet cukup stabil terhadap pengaruh irradiasi, semen tara kelongsong sedikit mengalami shrinking di daerah pelet bahan bakar.

Tabel 1. Diameter rata-rata fuel pin diukur di daerah dari 60 - 110 mm, diukur dari ujung bawah

Fuel Pin Orientasi

0°

45°90°135° UTh4ZrIOH20, U-Deplesi, Dingin

12,009 12,009

12,00812,008 UTh4ZrIOH20, U-Deplesi, Panas

12,004 12,004

12,00412,004 UTh4ZrIOH20, 19,9% U-5, Dingin

12,008 12,008

12,00812,008 UTh4ZrIOH20, 19,9% U-5, Panas

12,002 12,002 12,00212,003 45%U-ZrH 1,6, Dingin 12,008 12,009 12,00812,009 45%U-ZrH 1,6, Panas 12,005 12,004 12,00412,005

dilaporkan bahwa distribusi bahan bakar dan

burnup untuk masing-masing fuel pin adalah

seragam dengan burnup rata-rata 10% (menurut Petugas di JMTR yang Penulis temui). Lagipula, tidak dijumpai adanya perubahan grafik burnllp

yang signifikan yang mengindikasi adanya retakan pelet. Sebagai gambaran, pada Gb. 9 ditampilkan profil cacah 137Csuntukfuel pin yang diperoleh dari

literature!II].

."".•..•

Gambar 9. Profit hasil cacah 1.17

c.••

sebualt fuet

pin'III.

Gambar 8. Fuel Pin yang telah dikeluarkan dari

kapsul, yang terdir; dari pelet U-Zr-H, U- Th-Zr-H dari bahan U deptesi, dan

U-Th-Zr-H dari bahan 2.1JU/9,9% .

Pengamatan sapuan sinar-y yang dimaksudkan untuk mengetahui profil bahan bakar di dalam fuel pin juga telah dilakukan dengan

scanning pitch 10 mOl. Tinggi slit yang digunakan

ada1ah 3,0 mOl. Prinsip perhitungan burnup

didasarkan pada perbandingan konsentrasi 137Cs hasil cacah (dengan memperhitungkan nilai peluruhan selama pendinginan setelah iradiasi dan waktu operas i) dengan spesimen standar. Hasil cacah konsentrasi 137Cs yang merepresentasikan besamya burnup (derajad bakar) bahan bakar tidak dapat ditampilkan dalam makalah ini karena menjadi milik JAEA. Namun demikian dapat

:1"1 .~, _., __ ",_.,A_ •

r

~

.

"\.

\

-~--

~M_.A._.~ ____ ••m

--

..

--/.

'W

----~

,

'"

\

(7)

Hadi Suwamo ISSN 0216 - 3128

-

7

KESIMPULAN

Telah dilakukan lIji paska iradiasi

peletfull-size lIntllk bahan bakar nllklir dari padllan U-Zr-H

dan U-Th-Zr-H lIntllk mendapatkan data karakter bahan tersebut. Hasil pengamatan atas pelet sebelum iradiasi menunjukkan bahwa paduan UZr dan UThZr dengan komposisi atom U:Th:Zr

=

1:4: 10 dan komposisi berat U:Zr

=

9: II dapat dibentllk menjadi pelet dengan melebur paduan tersebllt di dalam sebllah tungku lebur dan hasil lebllran dilelehkan di dalam sebuah tungku listrik frekuensi tinggi.

Pelet UZr dan UThZr dapat dihidriding menjadi paduan U-ZrHi.6 dan UTh4ZrlOHzo dengan sedikit mengalami perubahan geometri sebesar

±

5% volum tanpa terjadi retakan pada pelet.

Hasil lIji paska iradiasi dalam bentuk pengamatan visual atas kelongsong dan uji tak merusak berupa uji geometri menunjukkan bahwa paska iradiasi menyebabkan diameter fuel pin

mengerut disebabkan oleh adanya akumulasi gas produk fisi di bagian plenum fuel pin. Sapuan sinar-X dilaporkan bahwa tidak ada kontak an tara pelet dan kelongsong, sementara di pelet sendiri tidak dijllmpai adanya retak. Hasil uji sapuan sinar-y d ilaporkan bahwa pad a derajad bakar rata-rata 10%, distribusi bahan bakar dan derajad bakar untuk masing-masingfuel pin adalah seragam.

Data uj i tak merusak menunjukkan bahwa paduan UTh4ZrlOHzo memiliki karakter yang tak jauh berbeda dengan paduan UZrH1•6 yang sudah lama digunakan sebagai bahan bakar reaktor TRIGA, sehingga paduan UTh4ZrlOHzo dapat dipromosikan sebagai bahan bakar reaktor baru.

UCAP AN TERIMA

KASIH

Ucapan terima kasih disampaikan kepada Prof. Dr. Michio Yamawaki yang telah mengundang Penulis untuk ikut terlibat dalam program uji paska iradiasi. Terima kasih juga disampaikan kepada pimpinan JAEA di Oarai yang menyediakan fasilitas JMTR dan Hot Laboratory sehingga terlaksananya program ini.

DAFTAR PUSTAKA

I. T. YAMAMOTO, H. SUW ARNO, H.

KA YANO, M. YAMA WAKI, J. Nucl. Sci. Techn., 32(3) 1995)(260).

2. T. YAMAMOTO, H. SUW ARNO, H.

KA YANO, M. YAMA WAKI, J. Nucl. Mat 'Is.,

247(1997)339.

3. H. SUW ARNO, T. YAMAMOTO, F. ONO,

K. YAMAGUCHI, J. Nucl. Mat'/s.,

247(1997)333.

4. T. YAMAMOTO, H. SUW ARNO, F. ONO, H. KAY ANO, M. YAMA WAKI,

J.

Alloys and Compounds, 271-273( 1998)702.

5. M. YAMA WAKI, H. SUW ARNO, T.

YAMAMOTO, T. SANDA, K. FUJIMURA,

K. KAWASHIMA and K. KONASHI, J.

A Iloys and Compounds, 271-273( 1998)530.

6. H. SUW ARNO, Dimensional Changes on Hydriding of U-Th-Zr Pellets and Its Thermal Expansion Properties, Pros., Presentasi I1miah

Daur Bahan Bakar Nuklir VI, Jakarta, 7-8 Nov.,2001,hal.lll.

7. H. SUW ARNO, Hidriding-Dehidriding Logam

Paduan U-Th-Ti-Zr, Pros., Presentasi Ilmiah

Daur Bahan Bakar Nuklir VI, Jakarta, 7-8 Nov., 2001, hal. 147.

8. H. SUWARNO, Y. NAKAZONO, M.

YAMA WAKI, Ana/isis Kesetimbangan dan

Termodinamika Sistem Th-Zr-H, Pros.,

Seminar Sains dan Teknologi Nuklir Pendayagunaan Reaktor Riset Dalam Pengembangan Potensi Nasional, Bandung, 26-27 Juni 200 I, hal. 326.

9. R.L. BECK, Trans ASM., 55(1962)542.

10. W. BARTSCHER and J. REBIZANT, J. Less-Common Metals, 136( 1988)305.

I I. IAEA-TECDOC-1385, WWER-440 fuel rod

experiment under simulated dry storage

conditions, April 2004.

TANYAJAWAB

Sukarsono

- Fasilitas Serpong sejauh mana bisa melakukan uji semacam ini

?

- Dulu ada pekerjaan bersama, pembuatan bahan bakar nuklir dengan U alam sampai dengan uji irradiasi sampai dimana hasilnya

?

Prosiding PPI • PDIPTN 2006

Pustek Akselerator dan Proses Bahan - BATAN Yogyakarta. 10 Juli 2006

(8)

Hadi Suwarno

- Secara

teoritis fasilitas

PTBN

bisa, tetapi

prakteknya belum bisa karena banyak kendala

teknis yang dihadapi.

- Mohon maal saya tidak bisa menjawab karena

saya tidak terlibat dalam program tersebut.

Andryansyah

- Bagaimana cara mengukur untuk dapat mengatakan bahwa hidriding mengakibatkan penggembungan 5%?