## Urania

## Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir
Beranda jurnal: http://jurnal.batan.go.id/index.php/urania/
UJI PASCA IRADIASI PELAT ELEMEN BAKAR U 3 Si 2 /Al DENSITAS 4,8 gU/cm 3 PADA BURNUP 60%: PENGAMATAN VISUAL, RADIOGRAFI SINAR-X DAN ANALISIS CITRA
Rohmad Sigit 1 , Refa Artika 1 , Helmi Fauzi Rahmatullah 1 , Sri Ismarwanti 1 , Aslina Br.Ginting 1 , Supardjo 1
1 Pusat Riset Teknologi Daur Bahan Bakar Nuklir dan Limbah Radioaktif – BRIN Kawasan Sains dan Teknologi B.J. Habibie, Gd.20 Tangerang Selatan, Banten 15314 rohm013@brin.go.id
(Naskah diterima: 14 –10–2022, Naskah direvisi: 24–10–2022, Naskah disetujui: 31–10–2022)

## ABSTRAK
UJI  PASCA  IRADIASI  PELAT  ELEMEN  BAKAR  U 3 Si 2 /Al  DENSITAS  4,8  gU/cm 3 PADA BURNUP  60%:  PENGAMATAN  VISUAL,  RADIOGRAFI  SINAR-X  DAN  ANALISIS  CITRA. Pengembangan bahan bakar U 3 Si 2 /Al densitas tinggi telah dilakukan melalui peningkatan densitas bahan bakar nuklir dari 2,96 gU/cm 3 menjadi 4,8 gU/cm 3 . Peningkatan densitas uranium memiliki dampak  terhadap  integritas  mekanik  kelongsong  dan  stabilitas  geometri,  sehingga  diperlukan pengujian pascairadiasi.  Pengujian  pascairadiasi  yang  dilakukan  meliputi  pengamatan  visual,  uji radiografi sinar-X dan analisis citra pada Pelat Elemen Bakar (PEB). Pengamatan visual sepanjang permukaan PEB dilakukan menggunakan periskop yang terdedikasi di operating area hot cell 102 dan  didokumentasikan  dengan  bantuan  kamera  melalui  jendela hot  cell. Pengujian  radiografi sinar-X dilakukan pada tegangan 150 kV dan kuat arus 1500 µA. Citra yang dihasilkan dianalisis lebih lanjut  menggunakan software ImageJ. Pengamatan visual tidak menemukan indikasi cacat permukaan,  lapisan  oksida  yang  berlebih, swelling,  blister ,  maupun  cacat  permukaan  lainnya. Interpretasi  citra  radiografi  sinar-X  menunjukkan  profil  bahan  bakar  yang  homogen,  tidak menemukan indikasi cacat sub-permukaan, serta menghasilkan profil burn up yang sesuai dengan hasil pengujian gamma scanning . Berdasarkan hasil pengujian tak merusak, secara keseluruhan PEB  U 3 Si 2 /Al  densitas  4,8 gU/cm 3 selama  iradiasi  di  teras  RSG-GAS  menunjukkan  kinerja  yang cukup baik.
Kata kunci : Uji pasca iradiasi, PEB U 3 Si 2 /Al, pengamatan visual, radiografi sinar-X, analisis citra.
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir (Vol. 28 No. 3 Tahun 2022) 135 – 142
Uji Pasca Iradiasi Pelat Elemen Bakar U 3 Si 2 /Al Densitas 4,8 gU/cm 3 Pada Burnup 60%: Pengamatan Visual, Radiografi Sinar-X dan Analisis Citra (Rohmad Sigit, Refa Artika, Helmi Fauzi Rahmatullah, Sri Ismarwanti, Aslina Br. Ginting, Supardjo)

## ABSTRACT
POST-IRRADIATION EXAMINATION OF U 3 Si 2 /Al FUEL WITH 4,8 gU/cm 3 DENSITY AND 60% BURNUP:  VISUAL  INSPECTION,  X-RAY  RADIOGRAPHY  AND  IMAGE  ANALYSIS.  The development of high density U 3 Si 2 /Al fuels has been carried out by increasing the fuel density from 2.96  gU/cm 3 to  4.8  gU/cm 3 . Increasing  the  density  of  uranium  has an  impact  on the mechanical integrity of the cladding and its geometric stability, so a post-irradiation examination is required. The post-irradiation  examination  carried  out  included  visual  inspection,  X-ray  radiographic  tests,  and image analysis . Visual inspection of the fuel surface was performed using a dedicated periscope in the operating area  of hot cell 102 and documented using a camera through the hot cell window. X-ray  radiographic  test  using  the  voltage  and  current  parameters  at  150  kV  and  1500  µA, respectively. The radiographic image is further analyzed using ImageJ software. Based on visual inspections, no blisters, swelling, excessive oxide layer , or other surface defects were found. The interpretation of X-ray radiographic images clearly shows a homogeneous fuel profile, no evidence of sub-surface defects, and a burn-up profile that matches the results of the gamma scanning test. Based on non-destructive post-irradiation examination, the overall performance of the PEB U 3 Si 2 /Al density of 4.8 gU/cm 3 during irradiation on the RSG-GAS core was excellent.
Keywords: Post-irradiation, U 3 Si 2 /Al fuel, visual inspection, x-ray radiography, image analysis. .
Uji Pasca Iradiasi Pelat Elemen Bakar U 3 Si 2 /Al Densitas 4,8 gU/cm 3 Pada Burnup 60%: Pengamatan Visual, Radiografi Sinar-X dan Analisis Citra
((Rohmad Sigit, Refa Artika, Helmi Fauzi Rahmatullah, Sri Ismarwanti, Aslina Br. Ginting, Supardjo)

## PENDAHULUAN
Organisasi Riset Tenaga Nuklir (ORTN)  Badan  Riset  dan  Inovasi  Nasional (BRIN)  melalui  Pusat  Riset  Teknologi  Nuklir dan  Limbah  Radioaktif  (PRTDBBNLR)  telah mengembangkan bahan bakar silisida U 3 Si 2 /Al  densitas  tinggi  yang  dijadikan kandidat  pengganti  bahan  bakar  nuklir  yang digunakan  di  Reaktor  Serba  Guna-G.A Siwabessy (RSG-GAS) saat ini. Peningkatan densitas bahan bakar nuklir dari 2,96 gU/cm 3 menjadi  4,8  gU/cm 3 salah  satunya  bertujuan untuk  peningkatan  efisiensi  manajemen bahan  bakar  melalui  penyesuaian  periode refuelling menjadi  lebih  lama.  Peningkatan densitas  uranium  juga  akan  berdampak terhadap  integritas  mekanik  kelongsong  dan stabilitas  geometri,  sehingga  diperlukan pengujian pasca iradiasi untuk mengevaluasi unjuk  kerja  selama  iradiasi  di  dalam  teras RSG-GAS[1]-[3].
Salah  satu  fasilitas  uji  pasca  iradiasi yang  dimiliki  oleh  PRTDBBNLR  adalah Instalasi  Radiometalurgi  (IRM)  yang  memiliki fasilitas  pengujian  tak  merusak  dan  uji merusak  beserta  rangkaian  peralatan  bantu lainnya  [4]-[6].  Pengujian  pasca  iradiasi  IRM telah  berperan  dalam  riset  pengembangan bahan  bakar  nuklir  baik  untuk  reaktor  riset maupun  reaktor  daya  beserta  komponen dukungnya. Pengujian tak merusak, metalografi  dan  pengujian  fisikokimia  telah dilakukan  untuk  elemen  bakar  uji  U 3 Si 2 /Al densitas  4,8  gU/cm 3 pasca  iradiasi burnup 40% dan short pin PWR fuel dummy [7]-[16]. Melanjutkan keberhasilan dalam pengujian pasca iradiasi bahan bakar U 3 Si 2 /Al densitas  4,8  gU/cm 3 pasca  iradiasi burnup 40%  yang  telah  dilakukan  sebelumnya, pengujian  pasca  iradiasi  terhadap  bahan bakar  U 3 Si 2 /Al  densitas  4,8  gU/cm 3 pasca iradiasi burnup 60% dilakukan untuk mendapatkan  data  unjuk  kerja  dan  perilaku bahan  bakar  selama  iradiasi.  Pengujian  tak merusak pada PEB U 3 Si 2 /Al densitas 4,8  gU/cm 3 pasca  iradiasi burnup 60%  yang dilakukan pada penelitian ini meliputi pengamatan  visual,  uji  radiografi  sinar-X  dan analisis  citra.  Data  yang  dihasilkan  melalui pengujian  pasca  iradiasi  tersebut  akan menjadi  bagian  dari  dokumen  persyaratan persiapan sertifikasi produk purwarupa bahan bakar  PEB  U 3 Si 2 /Al  densitas  4,8  gU/cm 3 . Selain  itu,  metode  uji  yang  digunakan  dapat diterapkan  dalam  evaluasi  kinerja  bahan bakar selama iradiasi di RSG-GAS.

## METODOLOGI
Pengujian  pasca  iradiasi  dilakukan setelah  sebelumnya  PEB  U 3 Si 2 /Al  densitas 4,8 gU/cm 3 diiradiasi di RSG-GAS dan dikirim ke hot  cell IRM  melalui  kanal  hubung.
Pengujian  yang  dilakukan  adalah  pengujian tak merusak yang meliputi pengamatan visual dan pengujian menggunakan radiografi sinar- X. Pengamatan visual sepanjang permukaan PEB  dilakukan  menggunakan  periskop  yang terdedikasi di operating area hot cell 102 dan didokumentasikan  dengan  bantuan  kamera DSLR Canon 7 melalui jendela hot cell . Langkah  selanjutnya,  PEB  ditransfer menuju hot cell 103 dengan bantuan transport trolley untuk  pengujian  radiografi  sinar-X digital menggunakan Diondo
X-Ray Inspection  System .  PEB  U 3 Si 2 /Al  diletakkan pada sample  holder dengan  tinggi  60  cm terhadap panel detektor. Pengujian dilakukan per segmen PEB pada tegangan 150 kV dan kuat  arus  1500  µA  hingga  didapatkan  citra permukaan  PEB  secara  utuh.  Citra  yang dihasilkan melalui pengujian radiografi sinar-X digital  dianalisis  lebih  lanjut  menggunakan software  ImageJ untuk  mendapatkan  data homogenitas  sebaran  meat  bahan  bakar, profil burnup arah  aksial  serta  dimensi  PEB pascairadiasi.

## HASIL DAN PEMBAHASAN a.  Pengamatan Visual
Pengamatan  visual  terhadap  PEB U 3 Si 2 /Al  densitas  4,8  gU/cm 3 pasca  iradiasi burnup 60%  dilakukan  di hot  cell 102  IRM menggunakan kamera digital dengan bantuan lensa makro untuk mendapatkan detail visual permukaan  PEB.  Hasil  pengamatan  visual secara  keseluruhan  dan  per  segmen  PEB ditunjukkan pada Gambar 1 dan 2.
Hasil pengamatan visual pada beberapa  bagian,  baik  yang  terlihat  pada Gambar  1  maupun  Gambar  2,  menunjukkan indikasi  perubahan  warna  yang  disebabkan oleh efek penanganan, baik selama pengambilan  sampel  dari  teras  RSG-GAS, transfer PEB dari RSG-GAS ke hot cell IRM, transfer  antar hot  cell di  IRM  maupun penanganan saat pengujian. Secara keseluruhan  tidak  ditemukan  indikasi  cacat permukaan,  lapisan  oksida  yang  berlebih, swelling,  blister ,  maupun  cacat  lainnya  di permukaan PEB.  Untuk mendapatkan data uji tak  merusak  secara  menyeluruh,  maka pengujian  dilanjutkan  dengan  menggunakan radiografi sinar-X digital.
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir (Vol. 28 No. 3 Tahun 2022) 135 – 142
Uji Pasca Iradiasi Pelat Elemen Bakar U 3 Si 2 /Al Densitas 4,8 gU/cm 3 Pada Burnup 60%: Pengamatan Visual, Radiografi Sinar-X dan Analisis Citra (Rohmad Sigit, Refa Artika, Helmi Fauzi Rahmatullah, Sri Ismarwanti, Aslina Br. Ginting, Supardjo)
Gambar 1. Penampakan permukaan PEB U 3 Si 2 /Al densitas 4,8 gU/cm 3 pasca iradiasi burn up 60%.
(a)
(b)
(c) Gambar 2. Detail visual PEB bagian top (a); middle (b) dan bottom (c).
b.  Radiografi Sinar-X Digital
Sebagai salah satu bentuk penegakan  kesimpulan  hasil  uji  visual, pengujian  menggunakan  radiografi  sinar-X digital  dilakukan  terhadap  PEB  U 3 Si 2 /Al densitas  4,8  gU/cm 3 pasca  iradiasi burnup 60% di hot cell 103. Selain untuk mengonfirmasi  bahwa  indikasi  perubahan warna  yang  terdapat  pada  permukaan  PEB adalah  dampak handling manipulator,  bukan
akibat proses iradiasi di RSG-GAS, pengujian radiografi sinar-X dilakukan untuk mengetahui kondisi sub-permukaan PEB sekaligus mengetahui ada atau tidaknya difusi meat ke dalam
kelongsong.
Komparasi titik pengamatan uji visual menggunakan radiografi  sinar-X  digital  pada  Gambar  3 menunjukkan bahwa perubahan warna permukaan  yang  tampak  pada  pengamatan visual bukan merupakan dampak iradiasi.
(a) (b)
(c)
Gambar 3. Citra radiografi sinar-X pada bagian top (a); middle (b) dan bottom (c) PEB
Uji Pasca Iradiasi Pelat Elemen Bakar U 3 Si 2 /Al Densitas 4,8 gU/cm 3 Pada Burnup 60%: Pengamatan Visual, Radiografi Sinar-X dan Analisis Citra
(Rohmad Sigit, Refa Artika, Helmi Fauzi Rahmatullah, Sri Ismarwanti, Aslina Br. Ginting, Supardjo)

## c.  Analisis Citra
Analisis  citra  hasil  radiografi  sinar-X umumnya  dilakukan  setelah  melalui  proses image  enhancement atau  perbaikan  kualitas citra.  Secara  umum,  analisis  citra  pada  PEB dilakukan terkait pemetaan distribusi burn-up melalui  nilai gray  value yang  dihasilkan sekaligus pemetaan kemungkinan keberadaan anomali yang diduga disebabkan oleh  pengaruh  iradiasi.  Pemetaan  tersebut dijadikan  dasar  untuk  pencuplikan  sampel tambahan  jika  diperlukan.  Karakteristik  yang harus  diamati  pada  PEB  U 3 Si 2 /Al  densitas 4,8  gU/cm 3 burnup 60%  pasca iradiasi  salah
satunya  adalah  homogenitas  sebaran meat bahan  bakar  dan  integritas  kelongsong. Homogenitas  dapat  ditentukan  berdasarkan pengolahan  citra  hasil  radiografi  sinar-X menggunakan software pengolah citra melalui analisis gray  value .  Profil  homogenitas  PEB berdasarkan nilai gray value ditunjukkan pada Gambar  4.  Berdasarkan  analisa gray  value yang  dilakukan,  baik  pada  arah  horisontal meat dan kelongsong menunjukkan hasil yang relatif homogen, sedangkan pada arah vertikal meat terdapat  indikasi  rentang gray  value yang  sedikit  lebih  lebar  akibat  adanya pengaruh perbedaan burnup bahan bakar.
(a) (b) (c)
Gambar 4. Analisa gray value pada arah horisontal meat bahan bakar (a); arah vertikal meat bahan bakar (b); dan arah horisontal kelongsong (c).
Selain menggunakan software pengolah  citra  yang  melekat  pada  sistem radiografi  sinar-X, image  enhancement juga dapat  dilakukan  menggunakan ImageJ yang merupakan  salah  satu software open  source yang umum digunakan untuk image enhancement [17].  Sebaran  nilai gray  value yang  cenderung lebih lebar  pada  arah aksial
PEB menunjukkan adanya pengaruh distribusi burnup bahan  bakar.  Pengamatan  distribusi burnup arah  aksial  didekati  melalui  analisa gray  value pada  arah  aksial  PEB  yang ditunjukkan  pada  Gambar  5.  Pengamatan dilakukan pada posisi top, middle dan bottom sesuai dengan titik sampling default untuk uji pasca iradiasi PEB.
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir (Vol. 28 No. 3 Tahun 2022) 135 – 142
Uji Pasca Iradiasi Pelat Elemen Bakar U 3 Si 2 /Al Densitas 4,8 gU/cm 3 Pada Burnup 60%: Pengamatan Visual, Radiografi Sinar-X dan Analisis Citra (Rohmad Sigit, Refa Artika, Helmi Fauzi Rahmatullah, Sri Ismarwanti, Aslina Br. Ginting, Supardjo)
(b) (c)
Gambar 5. Analisis gray value PEB pada posisi Top (a); Middle (b); dan Bottom (c).
Berdasarkan  analisis  terhadap  nilai gray value terhadap  citra  radiografi  sinar-X permukaan  PEB,  distribusi  densitas  relatif homogen  pada  arah  horizontal  PEB  (sisi lebar),  sedangkan  pada  arah  aksial  PEB, bagian middle menunjukkan  rerata gray value lebih  tinggi  jika  dibandingkan  dengan nilai gray value pada bagian top dan bottom . Hal  ini  selaras  dengan  data  pengujian menggunakan gamma scanning yang menunjukkan  bahwa  distribusi burnup arah aksial  menghasilkan  data burnup paling tinggi terdapat pada bagian middle [18]. Profil burnup yang  diukur  berdasarkan  aktivitas 134 Cs  dan 137 Cs  sepanjang  arah  aksial  PEB menggunakan gamma  scanning ditunjukkan pada Gambar 6.
Gambar 6.  Profil burnup pada PEB U 3 Si 2 /Al densitas 4,8 gU/cm 3 [17].
Sebagai
indikasi integritas kelongsong  bahan  bakar  nuklir,  maka konsistensi  dimensi  selama  proses  iradiasi harus  dipenuhi  oleh  PEB.  Konsistensi dimensi dianalisa menggunakan citra radiografi  sinar-X  yang  dihasilkan  dalam pengujian  tak  merusak.  Beberapa  titik  yang krusial  dalam  konsistensi  dimensi  telah dianalisa dan salah satunya ditunjukkan oleh Gambar  7.  Secara  lengkap,  pengukuran dimensi  PEB  U 3 Si 2 /Al  densitas  4,8  gU/cm 3 pasca iradiasi burnup 60% ditunjukkan pada Tabel 1.
Gambar 7.  Pengukuran  dimensi  lebar  PEB U 3 Si 2 /Al pasca iradiasi.
Uji Pasca Iradiasi Pelat Elemen Bakar U 3 Si 2 /Al Densitas 4,8 gU/cm 3 Pada Burnup 60%: Pengamatan Visual, Radiografi Sinar-X dan Analisis Citra
((Rohmad Sigit, Refa Artika, Helmi Fauzi Rahmatullah, Sri Ismarwanti, Aslina Br. Ginting, Supardjo)
Tabel 1.  Dimensi  PEB  U 3 Si 2 /Al  densitas 4,8  gU/cm 3 pasca  iradiasi burnup 60%. Parameter Dimensi (mm) Lebar PEB 70,2005 Lebar meat 62,7877 Jarak meat - cladding SD 15,1357 Jarak meat - cladding SJ 12,0662 Jarak meat - cladding kiri SJ 4,2546 Jarak meat - cladding kanan SJ 4,3941 Jarak meat - cladding kiri SD 4,4638 Jarak meat- cladding kanan SD 4,1151

## SIMPULAN
Hasil uji pasca iradiasi pelat elemen bakar U 3 Si 2 /Al  densitas  4,8  gU/cm 3 pada burn  up 60%  dapat  diamati  secara  visual, menggunakan  uji  radiografi  sinar-X,  dan analisis citra  dengan  hasil yang cukup baik. PEB U 3 Si 2 /Al densitas 4,8 gU/cm 3 pada burn up 60%  menunjukkan  kinerja  yang  cukup baik  selama  iradiasi  di  teras  RSG-GAS dengan  sebaran meat relatif  merata  dan integritas  kelongsong  masih  terjaga  dengan baik.  Berdasarkan  hasil  pengujian  tersebut, pencuplikan sampel untuk pengujian merusak  hanya  dilakukan  pada  tiga  posisi yaitu top, middle dan bottom .

## UCAPAN TERIMA KASIH
Penulis  mengucapkan  terima  kasih kepada  Kepala  PRTDBBNLR  dan  seluruh operator  dan  supervisor  IRM  yang  telah membantu  pelaksanaan  rangkaian  kegiatan pengujian  pasca  iradiasi  bahan  bakar  nuklir untuk reaktor riset.

## PERNYATAAN KONTRIBUTOR
Kontributor  utama  dalam  makalah  ini adalah  Rohmad  Sigit,  Refa  Artika,  Helmi Fauzi Rahmatullah dan Sri Ismarwanti.

## DAFTAR PUSTAKA
[1].  P. H. Liem, T. M. Sembiring , “Design of transition cores of RSG GAS (MPR-30) with higher loading silicide fuel ,” Nuclear Engineering  and  Design ,  vol.  240,  pp. 1433 –1442, 2010.
[2].  B. Briyatmoko, et al., “PIE technique for high density  U 3 Si 2 /Al fuel plate,” Hotlab Conference  Proceeding 2015,  Leuven, Belgium.
[3].  K. E. Metzger, T. W. Knight, E. Roberts, X. Huang, “Determination of mechanical behavior  of  U3Si2  nuclear  fuel  by
microindentation  method, ” Progress  in Nuclear  Energy ,  vol.  99,  pp.  147-154, 2017.
[4].  J. Setiawan, S. Ismarwanti, A. Paid, H. F.  Rahmatullah,  R.  Sigit,  M.  K. Ajiriyanto , “Capability of Indonesian hot cell towards pebble bed post irradiation examination ,” Journal of Physics: Conference  Series, 2048,  012015, 2021.
[5].  H. F. Rahmatullah, P. Prajitno,
Sungkono,  “Computer  vision  algorithm for    identifying  the  post-irradiated nuclear  fuel  in  a  hotcell,” AIP Conference
Proceedings , 2381,
020014, 2021.
[6].  H.  F.  Rahmatullah,  R.  Artika,  A.  G. Hutagaol , “Uji fungsi radiografi sinar-X di Instalasi Radiometalurgi”, Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir , Vol. 16 No. 2, hal. 24-31, 2019.
[7]. R. Artika, R. Sigit, H. F. Rahmatullah, A. B.  Ginting,  Supardjo,  “Uji  tak  merusak pelat  elemen  bakar  U 3 Si 2 /Al  densitas uranium  4,8  gU/cm 3 menggunakan radiografi  sinar-x  digital ,” Urania  Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir , vol. 26, no. 1, hal. 49-56, 2020
[8].  P.  H.  Liem,  S.  Amini,  A.  G.  Hutagaol, and  T.  M.  Sembiring,  “Nondestructive burnup  verification  by  gamma-ray spectroscopy of LEU silicide fuel plates irradiated in the RSG GAS multipurpose reactor,” Annals  Nuclear  Energy ,  vol.
56, pp. 57 –65, 2013.
[9].  A. B. Ginting and P. H. Liem, “Absolute burn-up  measurement  of  LEU  silicide fuel  plate  irradiated  in  the  RSG  GAS multipurpose  reactor  by  destructive radiochemical technique, ” Annals
Nuclear  Energy ,  vol.  85,  pp.  613 –620, 2015.
[10]. M. Fauzi, R. Himawan, H. F.
Rahmatullah,  S.  Permana,  A.  Gogo, “Analisis cacat blister pada kelongsong bahan  bakar  U 3 Si 2 /Al  menggunakan ultrasonic  test”, Urania  Jurnal  Ilmiah Daur  Bahan  Bakar  Nuklir ,  vol.  23, no. 3, hal. 153-164, 2017.
[11]. R. Sigit, R. Artika, M. K. Ajiriyanto, and T.  Yulianto,  “Uji  tak  merusak  short  pin PWR –  fuel  dummy  pasca  iradiasi,” Urania Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir , vol. 26, no. 2, pp. 83 –90, 2020.
[12]. M.  K.  Ajiriyanto,  A.  B.  Ginting,  and Junaedi,  “Analisis  Metalografi  Pelat
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir (Vol. 28 No. 3 Tahun 2022) 135 – 142
Uji Pasca Iradiasi Pelat Elemen Bakar U 3 Si 2 /Al Densitas 4,8 gU/cm 3 Pada Burnup 60%: Pengamatan Visual, Radiografi Sinar-X dan Analisis Citra (Rohmad Sigit, Refa Artika, Helmi Fauzi Rahmatullah, Sri Ismarwanti, Aslina Br. Ginting, Supardjo)
Elemen  Bakar  U 3 Si 2 /Al,” Urania  Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir , vol. 24, no. 1, hal. 39 –50, 2018
[13]. J. C. Sihotang, M. K. Ajiriyanto, A. S. D. Putri, E. Nurlaily, A. B. Ginting, “Study of fission gas bubbles and interaction layer on  irradiated  U 3 Si 2 -Al  density  of  4.8 gU/cm3,” Urania :  Jurnal  Ilmiah  Daur Bahan  Bakar  Nuklir ,  vol.  28,  no.  2,  pp. 69 –78, Jun. 2022.
[14]. A.  Nugroho,  D.  Anggraini,  Boybul,  S. Indaryati, I. Haryati, R. Kriswarini, A. B. Ginting ,  “ Pemisahan  cesium  dalam PEB  U 3 SI 2 /Al  pasca  iradiasi  dengan metode kolom penukar kation menggunakan  resin  dowex,” Jurnal
Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Urania , vol. 24, no. 2, hal. 73−134 , 2018.
[15]. A.  B.  Ginting,  Supardjo,  Yanlinastuti, S.Indaryati,  Boybul, “Perhitungan burn up PEB  U 3 Si 2 /Al  densitas  4,8  gU/cm 3 pasca iradiasi potongan bagian middle, ”
Urania Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir , vol. 25, no. 2, hal. 91 –106, 2020.
[16]. A.  B.  Ginting,  S.  Amini,  Noviarty, Yanlinastuti, A. Nugroho, Boybul,
“Natural  zeolite  as  a  replacement  for resin in the cation exchange process of cesium on post-irradiated nuclear fuel, ” Nukleonika ,  vol.  66,  no.1,  pp.11 − 19,
2021.
[17]. E.  Vandel,  T.  Vaasma,  S.  Sugita, “Application of image analysis technique for  measurement  of  sand  grains  in sediments, ” MethodsX , Volume 7, 100981, 2020.
[18]. Y.  Nampira,  S.  Ismarwanti,  H.  F. Rahmatullah,  and  K.  Mustopa,  “Non destructive  test  nuclear  fuel  U 3 Si 2 /Al 4,8  gU/cm 3 post  irradiation  with  60% burn  up  research  reactor,” Hotlab Conference Proceeding 2016, Karsruhe, Germany.