e-Repository BATAN

Advanced Search

PENGARUH SUHU HYDRIDING TERHADAP LAJU KOROSI MATERIAL STRUKTUR REAKTOR NUKLIR BERBASIS PADUAN ZIRCONIUM DAN BAJA TAHAN KARAT

Fajar Al Afghani, Fajar Al Afghani and Yanlinastuti, Yanlinastuti and Anditania Sari Dwi Putri, Anditania Sari Dwi Putri and Yatno Dwi Agus S., Yatno Dwi Agus S. and Agus Sartono D.S., Agus Sartono D.S and Rohmad Sigit Budi E.P, Rohmad Sigit Budi E.P (2019) PENGARUH SUHU HYDRIDING TERHADAP LAJU KOROSI MATERIAL STRUKTUR REAKTOR NUKLIR BERBASIS PADUAN ZIRCONIUM DAN BAJA TAHAN KARAT. PIN, 12 (23). pp. 61-70. ISSN 1979-2409

[img] Text
6014

Download (20kB)

Abstract

ABSTRAK . Pengaruh Suhu Hydriding Terhadap Laju Korosi Material Struktur Reaktor Nuklir Berbasis Paduan Zirconium dan Baja Tahan Karat. Material struktur reaktor nuklir akan berada dalam lingkungan yang dipengaruhi oleh paparan radiasi dan temperatur tinggi sehingga harus dipastikan integritas mekaniknya. Tujuan dari penelitian ini adalah untuk mempelajari pengaruh hydriding terhadap laju korosi material kelongsong bahan bakar dan material struktur lainnya berbasis paduan zirconium dan baja tahan karat dalam larutan air demin. Uji korosi elektrokimia dilakukan pada suhu kamar untuk menghilangkan pengaruh suhu tinggi dan tekanan pada proses elektrokimia. Pada penelitian ini dilakukan pengamatan laju korosi material zircaloy-2 yang telah di hidriding pada suhu 150 °C dan 500 °C. Hasil pengamatan didapatkan bahwa zircaloy-2 lebih mudah bereaksi korosi dibandingkan dengan SS 304 dan 316. Suhu hydriding 500 °C dapat menurunkan energi potensial korosi pada material SS 304 dan SS 316, hal yang sama juga terjadi pada zircaloy-2. Dapat disimpulkan bahwa Perlakuan hydriding berpengaruh terhadap karakteristik korosi material cladding zircaloy-2, SS 304 dan SS 316 dalam air demin yaitu laju korosi yang terjadi pada zircaloy-2, SS 304 dan SS 316 akan semakin meningkat seiring dengan kenaikan suhu hydriding. Kata kunci: hydriding, laju korosi, zircaloy, baja tahan karat ABSTRACT ─ The Effect of Hydriding Temperature on the Corrosion Rate of Nuclear Reactor Structure Material Based on Zirconium Alloy and Stainless Steel. The material structure of a nuclear reactor will depend on the environment raised by radiation and high temperatures must be ensured its mechanical integrity. The purpose of this study was to study the effect of hydriding on the corrosion rate of fuel cladding and other structural materials based on zirconium alloys and stainless steels in demineral water solutions. Electrochemical corrosion tests are carried out at room temperature to eliminate high temperatures and stresses in the electrochemical process. In this research, the corrosion rate of zircaloy-2 which was hydriding at 150 ° C and 500 ° C was tested. The results showed that zircaloy-2 was easier to see corrosion compared to SS 304 and 316. Hydriding temperature of 500 ° C can reduce energy corrosion potential in materials SS 304 and SS 316, the same thing also happened with zircaloy-2. It is undeniable that hydriding treatment plays a role in the corrosion characteristics of zircaloy-2, SS 304 and SS 316 cladding in demineral water, i.e the corrosion rate that occurs in zircaloy-2, SS 304 and SS 316 will increase with increasing hydriding temperature. Keywords: hydriding, corrosion rate, zircaloy, stainless steel

Item Type: Article
Subjects: Daur Bahan Bakar Nuklir dan Bahan Maju > Bahan Bakar Nuklir > Teknik Karakterisasi Bahan Bakar Nuklir
Divisions: Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir
Depositing User: USER PTBBN BATAN
Date Deposited: 09 Sep 2020 06:15
Last Modified: 09 Sep 2020 06:15
URI: http://repo-nkm.batan.go.id/id/eprint/10019

Actions (login required)

View Item View Item