## KARAKTERISTIK MEKANIK

## KELONGSONG BAHAN BAKAR NUKLIR TEMPERATUR TINGGI DALAM ATMOSFER GAS NITROGEN
Rohmad Sigit, Sri Ismarwanti, Guswardani, Yatno Dwi Agus Susanto, Jan Setiawan Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir – BATAN Kawasan Puspiptek Serpong Gd.20 Tangerang Selatan, Banten 15314 e-mail: sigitebp@batan.go.id
(Naskah diterima: 01–06–2018, Naskah direvisi: 10–06–2018, Naskah disetujui: 30–06–2018)

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

## ABSTRACT
MECHANICAL  PROPERTIES  OF  HIGH  TEMPERATURE  FUEL  CLADDING  AT  NITROGEN ATMOSPHERE. At  Loss  of  Cooling  Accident  (LOCA)  scenario,  Zr-2  and  Zr-4  as  nuclear  fuel cladding  potentially  exposed  to  air  which  experimentally  leads  to  mechanical  properties degradation  faster  than  in  steam  environment.  This  study  aims  to  determine  the  impact  of nitrogen  on  the  mechanical  strength  of  cladding  by  minimizing  other  environmental  influences. The Zr-2 and Zr-4 cladding was annealed under vacuum at a temperature of 500°C for one hour. It  was  followed  by  nitriding  with  the  pressure  of  1500  mbar  for  two  hours.  It  was  followed  by natural  cooling  to  room  temperature.  The  results  of  tensile  strength  and  microhardness  testing showed  that  tensile  strength,  ductility  and  microhardness  values  increase  of  12.1%,  19.2%  and 28.2% for Zr-2 and 5.1%, 25% and 22,6% for Zr-4,  respectively. Nitride layer was formed on the cladding  surface  due  to  interaction  with  nitrogen  and  there  is  no  mechanical  properties degradation due to nitriding process. It was caused by nitriding processes that were not followed or accompanied by oxidation processes.
Keywords : Mechanical properties, cladding, zircaloy, nitrogen, nitriding.
(Rohmad Sigit, Sri Ismarwanti, Guswardani, Yatno Dwi Agus Susanto, Jan Setiawan)

## PENDAHULUAN
Perilaku  kelongsong  bahan  bakar saat  berada  pada  temperatur  tinggi  harus menjadi  perhatian  penting.  Hal  ini  terkait dengan  potensi  terjadinya  kecelakaan lepasan  zat  radioaktif  ke  lingkungan. Zirkaloi-2  (Zr-2)  dan  zirkaloi-4  (Zr-4)  adalah salah satu paduan zirkonium yang digunakan sebagai kelongsong bahan bakar nuklir.  Selama    iradiasi  di  reaktor, kelongsong  berada  dalam  lingkungan  yang memberi  potensi  menurunnya  kekuatan mekanik  seperti  radiasi,  oksidasi  dan absorbsi  hidrogen.  Degradasi  sifat  mekanik kelongsong  selama  operasi  reaktor  nuklir menyebabkan
menurunnya
toleransi kekuatan kelongsong untuk mengakomodasi kondisi transien seperti tekanan gas hasil fisi yang terbentuk selama proses iradiasi.
Salah  satu  kondisi  transien  yang banyak digunakan sebagai simulasi skenario kecelakaan adalah kehilangan aliran pendingin  dalam  reaktor  nuklir  atau Loss  of Cooling Accident (LOCA)[1-4]. Pada kondisi LOCA,  permukaan  pendingin  dalam  teras reaktor akan berkurang sehingga kelongsong  akan  berpotensi  langsung kontak  dengan  udara  luar.  Dari  beberapa eksperimen,  dinyatakan  bahwa  korosi zirkaloi  terjadi  lebih  cepat  di  udara  luar dibandingkan  saat  berada  dalam  dalam suasana  oksigen  atau  uap  air  seperti  yang terlihat pada Gambar 1 [5-9].
Gambar 1. Kelongsong  Zr-4  dipanaskan pada  temperatur  1200ºC  selama 1  jam  dengan  berbagai  variasi komposisi uap air[9]
Fenomena  tersebut  menurut  Lassere ,  et  al dipengaruhi  oleh  keberadaan  nitrogen  di udara  yang  menyebabkan  peningkatan  laju
korosi  terutama  pada  suhu  di  atas 700°C[10].Coindreau, et  al menyebutkan bahwa  nitrogen  terpresipitasi  dalam  zirkaloi dalam  bentuk  ZrN  dan  bereaksi  dengan oksida  yang  telah  terbentuk  sebelumnya. Reaksi  tersebut  menyebabkan  peningkatan volume  akibat  pori  sehingga  menyebabkan terjadinya  retakan  pada  lapisan  oksida bagian  terluar[11].  Retakan  akan  memberi akses  gas  nitrogen  atau  bahkan  hidrogen untuk  masuk  ke  dalam  bahan  sehingga menyebakan  kerusakan  pada  kelongsong. Kerusakan  akibat  serapan  hidrogen  bahkan bisa  menurunkan  nilai  regangan  Zr-4 sebesar 22% dari nilai semula[12].
Penelitian  ini  dilakukan  dengan tujuan  untuk  mengetahui  pengaruh  nitrogen terhadap  perubahan  karakter  sifat  mekanik kelongsong  Zr-2  dan  Zr-4.  Proses  nitridasi dilakukan  pada  temperatur  500°C  dalam kondisi  vakum  untuk  meminimalkan  kontak oksigen  terhadap  kelongsong.  Temperatur nitridasi ditentukan sedikit diatas temperatur kelongsong  selama  operasi  reaktor untuk mengetahui toleransi perubahan sifat mekaniknya.  Diharapkan    perubahan  sifat mekanik  kelongsong  Zr-2  dan  Zr-4  yang pasca  nitridasi  hanya  dipengaruhi  oleh keberadaan nitrogen pada temperatur tinggi.

## METODOLOG I
Penelitian ini menggunakan potongan  kelongsong  Zr-2  dan  Zr-4  non iradiasi  yang  banyak  digunakan  sebagai bahan  struktur  untuk  reaktor  daya.  Dimensi sampel  uji  dan  deskripsinya  seperti  yang ditunjukkan pada Tabel 1 dan Gambar 2.
Tabel 1.Dimensi Sampel Uji Sampel Uji Parameter (mm) Diameter Tebal Lebar Zr-2 20,00 0,65 3,00 Zr-4 13,25 0,45 3,00
Proses  nitridasi  menggunakan  alat hydriding-dehydriding yang  sudah  ada sebelumnya  dengan  menambahkan  jalur baru  untuk charging gas  nitrogen  ke  dalam tabung  sampel.  Potongan  kelongsong  Zr-2 dan Zr-4 dipanaskan pada temperatur 500°C dalam  tabung  sampel  yang  terintegrasi dengan tungku
sistem
hydriding- dehydriding [13] . Proses  pemanasan  berada dalam  kondisi  vakum  dengan  tekanan vakum  mencapai  orde  10 -2 mbar  selama  1 jam. Hal ini bertujuan untuk mengoptimalkan homogenitas  temperatur  terhadap  sampel. Selanjutnya,  proses  nitridasi  dilakukan dengan  cara  memasukkan  gas  nitrogen  ke dalam  tabung  sampel secara  bertahap hingga tekanan sistem mencapai 1500 mbar dan  ditahan  selama  2  jam.  Setelah  proses nitridasi, sistem didinginkan secara perlahan hingga mencapai temperatur ruang.
Untuk mengetahui
pengaruh
interaksi  gas  nitrogen  dengan  kelongsong dilakukan
pengujian mekanik dan pengamatan  struktur  mikro.  Pengujian mekanik  meliputi  pengujian  tarik  spesimen ring dan uji kekerasan mikro. Pengujian tarik ring  menggunakan  mesin  uji  tarik  dengan beban  10  kN  dan  laju  penarikan  sebesar  1 mm/s pada temperatur kamar. Uji kekerasan mikro  dilakukan  dengan  menggunakan  alat uji  kekerasan  dengan  parameter  beban sebesar  50  gf  dan  waktu  indentasi  selama 10 detik. Pengamatan mikro struktur zirkaloi pasca nitridasi dilakukan dengan menggunakan mikroskop optik.

## HASIL DAN PEMBAHASAN
Hasil  uji  tarik  spesimen  uji  Zr-2  dan Zr-4  pasca  nitridasi  yang  dibandingkan dengan  sampel  Zr-2  dan  Zr-4  fresh ditampilkan  pada  Gambar  3.  Gambar  3 menunjukkan  terjadi  peningkatan  nilai regangan  Zr-2  sebesar  19,2%  dan  Zr-4 sebesar  25%  terhadap  nilai  regangan semula. Peningkatan  juga  terjadi  pada  nilai
Ultimate Tensile Strength (UTS)
Zr-2  dan  Zr-4  yang  meningkat  berturut-turut sebesar 12,1% dan 5,1%.
Gambar 3.  Hubungan  tegangan  terhadap regangan spesimen uji Zr-2 dan
Zr-4 pasca nitridasi. Peningkatan
nilai regangan berhubungan  dengan  peningkatan  daktilitas kelongsong  Zr  yang  terlihat  pada  karakter toleransi  regangan  yang  cukup  lebar  pasca necking sebelum  mencapai  titik fracture strength -nya. Karakter fraktur pada kelongsong Zr pra iradiasi sangat dipengaruhi  oleh  temperatur[14],  jadi  besar kemungkinan  bahwa  penyebab  kenaikan nilai  regangan  didominasi  oleh  kenaikan temperatur  tanpa  mengabaikan  peranan nitrogen  di  dalamnya.  Kondisi  berbeda terjadi  pada  terjadinya  peningkatan  nilai kekuatan  tarik  kelongsong  pasca  nitridasi. Kenaikan  nilai  UTS  kelongsong  disebabkan oleh  pembentukan  lapisan  nitrida  pada permukaan kelongsong. Nilai UTS juga bisa meningkat  akibat  keberadaan  presipitat nitrida  dalam  matriks  Zr.  Pembentukan presipitat  disebabkan  oleh  pendinginan secara alami didalam tungku yang menyebabkan penurunan daya larut nitrogen.  Lapisan  maupun  presipitat  nitrida cenderung bersifat lebih keras dan kaku jika dibandingkan  dengan  matriks  Zr[15].  Hal  ini dikonfirmasi  dengan  hasil  pengukuran  nilai kekerasan  mikro  pasca  nitridasi  dan pengamatan struktur mikro.
Gambar  4  menunjukkan  bahwa pada  proses  nitridasi  temperatur  500°C, kekerasan mikro kelongsong Zr-4 meningkat secara  signifikan  hingga  mencapai  nilai 22,6% jika dibandingkan dengan kelongsong Zr-4  tanpa  perlakuan.  Hal  senada  juga
(Rohmad Sigit, Sri Ismarwanti, Guswardani, Yatno Dwi Agus Susanto, Jan Setiawan)
terlihat  pada  nilai  kekerasan  mikro  sampel kelongsong  Zr-2  yang  meningkat  sebesar 28,2%.  Peningkatan  nilai  kekerasan  mikro pada  kedua  spesimen  uji  besar  disebabkan oleh  keberadaan  lapisan  nitrida  yang terbentuk  pada  permukaan  kelongsong. Homogenitas nilai kekerasan pada kelongsong  yang  ditunjukkan  oleh  distribusi nilai  kekerasan  di  sepanjang  titik  indentasi pada pengujian kekerasan mikro
menunjukkan meratanya pembentukan lapisan nitrida pada permukaan kelongsong.
Gambar 4. Hasil  uji  kekerasan  spesimen  uji
Zr-2 dan Zr-4 pasca nitridasi.
Nihilnya  penurunan  sifat  mekanik kelongsong  akibat  interaksi  dengan  gas nitrogen pada
temperatur
tinggi menunjukkan  bahwa  mekanisme  degradasi kekuatan mekanik kelongsong tidak terpenuhi  dalam  penelitian  ini.  Proses nitridasi yang dilakukan pada kondisi vakum menyebabkan  tidak  adanya  intervensi oksida sepanjang proses nitridasi. Selain itu, berdasarkan  hasil  analisis  menggunakan ONH analyzer pada  kelongsong  sebelum digunakan  dalam  penelitian  menunjukkan bahwa  kadar  oksigen  pada  kelongsong mendekati  nol.  Hal  ini  membuat  potensi kontak langsung nitrogen dengan matriks Zr sangat  besar  terjadi  tanpa  harus  melewati lapisan zirkonia yang terbentuk sebelumnya. Menurut  Vasiliev[16],  pembentukan  lapisan nitrida  pada  permukaan  kelongsong  yang disertai dengan pembentukan lapisan oksida akan  membentuk  lapisan  yang  porous. Porositas  lapisan  inilah  yang  akan memberi
jalan  untuk  proses  presipitasi  lanjutan  baik oleh  nitrogen,  oksigen  maupun  hidrogen yang  berpotensi  menurunkan  sifat  mekanik kelongsong bahan bakar nuklir.
Pengamatan  struktur  mikro  zirkaloi pasca nitridasi menegaskan bahwa ketiadaan  oksigen  dalam  reaksi  hanya menyebabkan  pembentukan  nitrida  dalam bentuk  lapisan  di  permukaan  seperti  yang terlihat  pada  gambar  6(a).  Hal  ini  sejalan dengan  hasil  pengamatan  yang  dilakukan oleh  M.  Steinbrück  pada  kelongsong  Zr-4 yang  dipanaskan  dalam  suasana  nitrogen murni  pada  temperatur  1200ºC  selama  3 jam yang ditampilkan pada gambar 6(b)[9].
(a) (b)
Gambar 5. Lapisan  nitrida  pada  Zr-4  pasca nitridasi
temperatur
500ºC
selama  2  jam  (a);  dan  lapisan nitrida  pada  Zr-4  pasca  nitridasi pada  temperatur  1200ºC  selama 3 jam (b)
Kedua  gambar  menunjukkan  pembentukan lapisan  nitrida  pada  permukaan  kelongsong dengan  struktur  mikro  matriks  Zr  pasca
nitridasi  tidak  mengalami  perubahan  secara signifikan.
Dalam  penelitian  ini,  pembentukan lapisan  nitrida  di  permukaan  zirkaloi disebabkan  oleh  keberadaan  nitrogen  yang merupakan satu-satunya gas yang berinteraksi  dengan  kelongsong  Zr-2  dan Zr-4  selama  proses  nitridasi.  Hal  ini  bisa dijelaskan  dengan  sangat  baik  oleh  gambar 6  yang  menunjukkan  bahwa  nitrogen  murni tidak  bersifat  reaktif  saat  berinteraksi dengan  kelongsong  Zr-4  pada  temperatur tinggi. Hal berbeda terjadi ketika udara yang komposisi  terbesarnya  adalah  nitrogen berinteraksi dengan kelongsong Zr-4. Ketika terjadi  kontak  dengan  kelongsong,  udara berdifusi  ke  dalam  lapisan  oksida  dan antarmuka  matriks  Zr  yang  diikuti  dengan pembentukan  ZrN  baik  dalam  bentuk presipitat  maupun  lapisan  tipis.  Re-oksidasi oleh  udara  ke  dalam  jalur  difusi  yang  sama akan  menyebabkan  peningkatan  volume dan  menghasilkan  lapisan  oksida  yang porous  dan  tak  terlindung,  sehingga penurunan  sifat  mekanik  kelongsong  akan terjadi dalam waktu yang relatif singkat.
Gambar 6. Kinetika  reaksi  Zr-4  setelah pemanasan  dalam  beberapa kondisi lingkungan[9].

## SIMPULAN
Parameter
penelitian yang ditentukan  dalam  penelitian  ini  tidak menunjukkan  adanya  penurunan  sifat mekanik  pada  kelongsong  Zr-2  dan  Zr-4 akibat  interaksinya  dengan  gas  nitrogen. Sebaliknya,  terjadi  peningkatan  kekuatan mekanik  yang  ditandai  dengan  peningkatan
kekuatan  tarik,  daktilitas  dan  kekerasan mikro pada kedua spesimen uji karena tidak adanya mekanisme oksidasi yang menyertai proses  nitridasi  yang  ditandai  dengan pembentukan lapisan nitrida pada permukaan zirkaloi.

## UCAPAN TERIMA KASIH
Ucapan  terima  kasih  penulis sampaikan  pada  Kepala  Pusat  Teknologi Bahan  Bakar  Nuklir  yang  telah  memfasilitasi penelitian  ini  dengan  anggaran  DIPA  2017. Penulis juga mengucapkan terima kasih pada saudari  Elza  Aviana  yang  telah  membantu dalam proses nitridasi dan karakterisasi.

## DAFTAR PUSTAKA
[1]  F. Nagase and T. Fuketa, “Behaviour of Pre-hydrided  Zircaloy-4  cladding  under simulated LOCA conditions.” Journal of Nuclear  Science  and  Technology ,  vol.
42, no. 2, pp. 209–218, 2005.
[2]  J.H. Kim, B. K.  Choi, J. H. Baek,  Y. H. Jeong,  “Effects  of  oxide  and  hydrogen on the behavior of Zircaloy-4
claddingduring  the  loss  of  the  coolant accident  (LOCA)” Nuclear  Engineering and  Design ,  vol.  236,  pp.  2386–2393,
2006. [3]  E.  Hong,  D.  C.  Dunand,  H.  Choe, “Hydrogen induced transformation superplasticity in zirconium,” International  Journal  of  Hydrogen Energy , vol. 35, pp. 5708-5713, 2010.
[4] A.  Pshenichnikov,  J.  Stuckert,  and  M.
Walter, M. “Microstructure and
mechanical  properties  of  Zircaloy-4 cladding hydrogenated at  temperatures typical  for  Loss-of-Coolant  Accident
(LOCA) conditions.” Nuclear
Engineering  Design ,  vol.  283,  pp.  33- 39, 2015.
[5]  C. Duriez, et al. ”Zircaloy-4 and M5 high temperature  oxidation  and  nitriding  in air,” Journal  of  Nuclear  Materials, vol. 380 no. 1-3, pp. 30-45, 2008.
[6]  C. Duriez, et al. “Separate-effect test in zirconium  cladding  degradation  in  air
(Rohmad Sigit, Sri Ismarwanti, Guswardani, Yatno Dwi Agus Susanto, Jan Setiawan)
ingress  situation,” Nuclear  Engineering and Design , vol. 239 no.2, pp. 244-253,
2009.
[7]  S.  Park,  K.  Kim,  J.  Lee,  “  Effect  of nitriding on the air oxidation of Zry-4 at high  temperature, Transactions  of  the
Korean Nuclear Society Autumn Meeting, October 26-27, 2017,
Gyeongju, Korea.
[8]  M.  Steinbrueck,  F.O.  da  Silva,  M.
Grosse,  “Oxidation  of  Zircaloy-4  in steam-nitrogen mixtures at 600- 1200°C,” Journal  of  Nuclear  Materials , vol. 490, pp. 226-237, 2017.
[9]  Martin  Steinbrück,  “High-temperature oxidation  and  mutual  interactions  of materials  during  severe  accidents  in LWRs.” Seminar  at  the  Institute  of
Nuclear  Chemistry  and  Technology,  20 March 2014, Warsaw, Poland.
[10]  O.  Coindreau, C.  Duriez,  S  .Ederli,  “Air oxidation  of  Zircaloy-4  in  the  600- 1000°C  temperature  range:  Modeling for ASTEC code application,” Journal of Nuclear  Materials ,  vol.  405  no.  3,  pp. 207-215, 2010.
[11]  M.  Lassere,  et  al.,  “Study  of  Zircaloy-4 cladding  air  degradation  at  high temperature,” Proceedings  of  the  2013 21st  International  Conference  on Nuclear  Engineering ICONE21,  2013,
Chengdu, China.
[12]  R.  Sigit,  F.  Al  Afghani,  J.  Setiawan, Sungkono,
“Pengaruh
hidrogen terhadap  kekeuatan  tarik  kelongsong bahan bakar nuklir berbasis zirkonium,” Jurnal  Ilmiah  Daur  Bahan  Bakar  Nuklir Urania ,  vol.  23,  no.  3,  hal.  175–182,
2017.
[13]  R. Sigit, H. Suwarno, and B. Soegijono, “Characterization  of  zircaloy-4  after gaseous  hydriding  at  the  temperature range  of  350-600°C,” Atom  Indonesia Journal ,  vol.  42,  no.  3,  pp.  137–143,
2016
[14]  S.  K.  Kim, et  al .  "Hoop  strength  and ductility  evaluation  of  irradiated  fuel cladding," Nuclear  Engineering  and Design ,  vol.  239  no.  2,  pp.  254-260,
2009.
[15]  R.W. Harrison and W.E. Lee,
“Processing and properties of ZrC, ZrN and  ZrCN  ceramics:  a  review,” Advanced  in  Apllied  in  Ceramics ,  vol.
115 no. 5, pp. 294-307, 2016.
[16]  A.  Vasiliev,  “Role  of  zirconium  nitride formation  under  zirconium  based cladding  oxidation  in  air  during  NPP beyond
design
basis accidents,” Proceedings  of  the  2014 22nd  International  Conference  on Nuclear  Engineering ICONE22,  2014, Prague, Czech Republic.