Perpustakaan Digital ITB

Energi nuklir dikenal sebagai sumber energi ramah lingkungan dengan emisi yang lebih rendah dibandingkan sumber energi lainnya. Salah satu inovasi terbaru dalam teknologi nuklir adalah Lead-Cooled Fast Reactor (LFR), yang menggunakan timbal (Pb) sebagai pendingin utama. Timbal menawarkan keunggulan seperti konduktivitas termal yang tinggi dan stabilitas kimia pada temperatur tinggi. Namun, tantangan utama yang dihadapi adalah korosi pada material, yang dapat mengurangi umur pakai dan keamanan reaktor. Untuk mengatasi tantangan ini, material berbasis Oxide Dispersion Strengthened (ODS) steel muncul sebagai kandidat yang menjanjikan karena memiliki ketahanan yang unggul terhadap temperatur tinggi, korosi, dan oksidasi. Penelitian ini bertujuan untuk mengkaji pengaruh penambahan zirkonium (Zr) pada material Fe-9Cr-5Al-1W-0,3Ti-xZr0,35Y?O? terhadap morfologi, fasa, distribusi elemen, dan ketahanan korosi di lingkungan Pb. Material disintesis menggunakan metode mechanical alloying dengan planetary ball milling (PBM) selama 8 jam. Setelah proses milling, serbuk di-press dan disinter pada temperatur 1200°C selama 2 jam untuk membentuk material solid. Karakterisasi dilakukan pada sampel dalam bentuk serbuk dan solid. SEM-EDS digunakan untuk menganalisis morfologi dan distribusi elemen, sementara XRD digunakan untuk mengidentifikasi fasa yang terbentuk. Analisis menunjukkan bahwa material serbuk memiliki morfologi yang tidak beraturan dengan kecenderungan aglomerasi. Ukuran rata-rata partikel serbuk bervariasi antar sampel, yaitu 8,468 µm untuk Sampel 1 (0% Zr), 8,049 µm untuk Sampel 2 (0,5% Zr), 10,103 µm untuk Sampel 3 (1% Zr), dan 9,133 µm untuk Sampel 4 (1,5% Zr). Distribusi elemen yang homogen pada material solid dikonfirmasi melalui SEM-EDS, menunjukkan bahwa proses sintering berlangsung secara efektif. Fasa awal yang terdeteksi meliputi alfa-ferit dan martensit, yang berkontribusi pada kekuatan mekanik tinggi serta ketahanan terhadap korosi. Uji korosi dilakukan dalam dua kondisi lingkungan: tertutup (kekurangan oksigen) dan terbuka (oksigen jenuh). Pada lingkungan tertutup, Sampel 1 (0% Zr) dan Sampel 2 (0,5% Zr) tidak membentuk lapisan oksida pelindung, sehingga Pb menembus hingga kedalaman masing-masing 5,741 µm dan 11,917 µm. Sebaliknya, pada Sampel 3 (1% Zr) dan Sampel 4 (1,5% Zr), terbentuk lapisan oksida Fe dengan ketebalan masing-masing 24,119 µm dan 31,806 µm, yang efektif mencegah penetrasi Pb. Pada Sampel 4, ditemukan tambahan lapisan spinel Fe-Cr dengan ketebalan 9,133 µm yang berfungsi sebagai lapisan protektif tambahan. Pada lingkungan oksigen jenuh, pengaruh Zr semakin terlihat signifikan. Sampel dengan kandungan Zr rendah (0% dan 0,5%) menunjukkan lapisan oksida yang lebih tipis. Sebaliknya, sampel dengan kandungan Zr lebih tinggi (1% dan 1,5%) menghasilkan lapisan oksida yang lebih tebal. Sampel 3 (1% Zr) menunjukkan ketebalan oksida yang optimal dengan diffusion zone yang luas sebesar 46,368 µm. Namun, pada Sampel 4 (1,5% Zr), meskipun lapisan oksida lebih tebal, diffusion zone lebih sempit (26,373 µm) akibat saturasi Zr, yang menghambat mekanisme difusi. Saturasi ini juga menyebabkan segregasi Zr pada batas butir, sehingga membatasi migrasi elemen Fe dan Cr menuju permukaan material. Secara keseluruhan, penelitian ini menunjukkan bahwa penambahan Zr secara signifikan memengaruhi mikrostruktur dan ketahanan korosi material ODS. Konsentrasi Zr sebesar 1% menghasilkan kondisi optimal dengan lapisan spinel Fe-Cr yang stabil, diffusion zone luas, dan ketahanan terbaik terhadap penetrasi Pb. Pada konsentrasi Zr sebesar 1,5%, ditemukan penurunan ketebalan lapisan oksida Fe dan diffusion zone, yang berpotensi memengaruhi ketahanan material dalam jangka panjang, seperti yang terlihat dari penetrasi hingga kedalaman 37,230 µm. Penelitian ini diharapkan memberikan kontribusi penting dalam pemahaman tentang pengaruh Zr terhadap ketahanan korosi material ODS di lingkungan Pb, serta menjadi dasar bagi pengembangan material tahan korosi untuk aplikasi pada reaktor nuklir generasi IV, khususnya Lead-Cooled Fast Reactor (LFR).