Garuda - Garba Rujukan Digital

METODE ANALISIS FISIKOKIMIA PADA BAHAN BAKAR U3SI2-AL DENSITAS 4,8 GU/CM3 PASCA IRADIASI ARIF NUGROHO; BOYBUL BOYBUL; DIAN ANGGRAINI; ASLINA BR. GINTING
Jurnal Forum Nuklir JFN Vol 9 No 1 Mei 2015
Publisher : BATAN

METODE ANALISIS FISIKOKIMIA PADA BAHAN BAKAR U3Si2-Al DENSITAS 4,8 gU/cm3 PASCA IRADIASI. Untuk melakukan uji PIE (Post Irradiation Examination) khususnya analisis fisikokimia terhadap PEB U3Si2-Al dengan densitas 4,8 gU/cm3 pasca iradiasi telah dilakukan beberapa pembakuan metode. Pembakuan metode yang dilakukan antara lain metode penentuan distribusi hasil fisi, pemotongan, pelarutan PEB, sedangkan untuk pemisahan dan analisis isotop hasil fisi khususnya 134Cs/137Cs, serta heavy element isotop U dan Pu masih perlu dilakukan pengkajian. Tujuan penelitian ini adalah untuk mendapatkan parameter distribusi isotop hasil fisi, pemisahan dan analisis isotop hasil belah Cs dari isotop U dan Pu di dalam PEB U3Si2-Al densitas 4,8 gU/cm3 pasca iradiasi dengan burn up. Pembakuan metode dilakukan berdasarkan metode ASTM dan hasil penelitian terhadap PEB U3Si2-Al dengan densitas 2,96 gU/cm3 pasca iradiasi. Analisis fisikokimia yang dilakukan terhadap PEB U3Si2-Al dengan densitas 2,96 gU/cm3 diperoleh kandungan isotop 137Cs sebesar 0,000753 g/g sampel, isotop 235U sebesar 0,032839 g/g sampel dan 239Pu 0,0000109 g/g sampel. Kandungan isotop di dalam PEB U3Si2-Al densitas 2,96 gU/cm3 digunakan untuk perhitungan burn up. Metode yang diperoleh siap digunakan untuk analisis fisikokimia terhadap PEB U3Si2-Al densitas 4,8 gU/cm3 pasca iradiasi setelah pelaksanaan uji non destructive test, NDT selesai dilakukan di reaktor.

PEMUNGUTAN ISOTOP HASIL FISI I37CS DAN UNSUR BERMASSA BERAT DARI BAHAN BAKAR U3SI2-AL PASCA IRADIASI Aslina B Ginting; Dian A.; Noviarty Noviarty; Yanlinastuti Yanlinastuti; Arif N.; Boybul Boybul; Rosika K
Jurnal Forum Nuklir JFN Vol 8 No 1 Mei 2014
Publisher : BATAN

PEMUNGUTAN ISOTOP HASIL FISI I37Cs DAN UNSUR BERMASSA BERAT DARI BAHAN BAKAR U3Si2-Al PASCA IRADIASI. Telah dilakukan pemungutan dan analisis isotop I37Cs dengan unsur bermassa berat yang terkandung di dalam pelat elemen bakar (PEB) U3Si2-Al pasca iradiasi. Tujuan dilakukannya pemungutan adalah untuk mendapatkan kandungan isotop I37Cs,235U dan 239Pu di dalam PEB U3Si2-Al pasca iradiasi dan selanjutnya akan digunakan untuk perhitungan burn up. Pemungutan dilakukan dengan metode penukar kation menggunakan zeolit Lampung. Larutan U3Si2-Al pasca iradiasi dipipet sebanyak 150 µL dan dimasukkan ke dalam vial 4 (empat) buah. Ke dalam masing-masing vial tersebut ditambahkan zeolit Lampung dengan variasi berat 300, 400, 500 dan 600 mg. Selanjutnya dilakukan proses penukar kation dengan pengocokan selama 1 jam menggunakan shaker dengan kecepatan 20 rpm dan didiamkan selama 24 jam. Hasil proses penukar kation menunjukkan terpisahnya paduan I37Cs zeolit sebagai fasa padat dengan isotop U, Pu sebagai unsur bermassa berat (heavy element, HE) dalam fasa cair . Padatan I37Cs -zeolit kemudian ditimbang dan dianalisis dengan spektrometer-g sehingga diperoleh kandungan isotop I37Cs di dalam 150 µL PEB U3Si2-Al pasca iradiasi. Untuk mengetahui kandungan isotop U dan Pu sebagai HE di dalam fasa cair dilakukan pemipetan supernatan sebanyak 250 µL dan dikenakan proses elektrodeposisi menggunakan media burfer (NH4)2SO4 1M pada kondisi kuat arus 1,2 A dengan jarak elektroda 10 mm selama 2 jam. Selanjutnya dilakukan pengukuran dan analisis isotop U, Pu dengan spektrometer-α. Hasil pengukuran menunjukkan bahwa zeolit Lampung dengan berat 500 mg adalah berat optimum dan digunakan untuk memungut isotop hasil fisi (I37Cs) dari HE di dalam 150 µL PEB U3Si2-Al pasca iradiasi. Kandungan isotop I37Cs diperoleh sebesar 0,0 118 µg , isotop 235U sebesar 0,3110 µg dan unsur HE sebesar 1,5611 µg. Hasil ini lebih besar bila dibandingkan dengan kandungan isotop I37Cs sebesar 0,0106 µg, isotop 235U sebesar 0,2795 µg dan unsur HE sebesar 1,1313 µg dengan cara pengukuran langsung

PEMISAHAN ZIRKONIUM DALAM LARUTAN PEB U3Si2/Al DENSITAS 2,96 gU/cm3PASCA IRADIASI MENGGUNAKAN METODE KOLOM PENUKAR ANION Yanlinastuti Yanlinastuti; Boybul Boybul; Noviarty Noviarty; Iis Haryati Iis Haryati; AriyantiSaputri AriyantiSaputri; S. Fatimah S. Fatimah; Aslina Br. Ginting Aslina Br. Ginting
PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir Vol 13, No 25 (2020): Oktober 2020
Publisher : PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar

PEMISAHAN ZIRKONIUM DALAM LARUTAN PEB U3Si2/Al DENSITAS 2,96 gU/cm3PASCA IRADIASI MENGGUNAKAN METODE KOLOM PENUKAR ANION.Isotop 95Zrmerupakan isotopmempunyai waktu paruh pendek dan sangat stabil digunakan untuk perhitungan burn updalam bahan bakar pasca iradiasi. Pemilihan isotop ini bertujuan untuk mengetahui kandungan hasil fisi dengan waktu paruh pendek dalam bahan bakar pasca iradiasi, sedangkan isotop 137Cs digunakan untuk perhitungan burn upyang mempunyai waktu paruh panjang.Dalam usaha untuk mengetahui burn upmenggunakan waktu paruh pendek dilakukan penelitian dengan menggunakan isotop 95Zr.Dalam bahan bakar pasca iradiasi terkandung hasil-hasil fisi yang mengandung isotop-isotop, untuk itu perlu dilakukan pemisahan. Pemisahan dan pengukuran isotop 95Zr dalam larutan PEB U3Si2/Al pasca iradiasi dengan metode kolom penukar anion menggunakan resin Dowex 1x-8berukuran100-200 mesh dan pengukurannya menggunakan spektrometer gamma. Dalam penelitian ini digunakan kolom kromatografi dengantinggi 10cm, diameter 0,9cm, fasa diam resin Dowex-1x8, berat resin 1,5 g, dalam suasana H2SO42M dengan kecepatan alir 0,5 mL/menit, sebagai larutan elusi H2SO43M.Penelitianini bertujuanuntuk mengetahui kandunganisotop 95Zr dalam larutan PEB U3Si2/Al densitas 2,96gU/cm3pasca iradiasi.Larutan PEB U3Si2/Al densitas 2,96 gU/cm3pasca iradiasi dipipet sebanyak 150μL kemudian dimasukkan ke dalam kolom yang diberi resin Dowex1x-8 sebanyak 1,5 g sambil dialirkan dengan kecepatan 0,5 mL/menit.Larutan efluen yang mengandung hasil fisi lainnya maupun pengotorditampung,sedangkan 95Zr yang tertahan didalam resin di elusi menggunakan larutan H2SO43M.Efluen hasilelusi diukurdengan spektrometer gamma selama 60000 detik.Diperoleh kandungan isotop 95Zrsetelah pemisahan dalam larutan efluen hasil elusi pada energi 724,2dan 756,7 keV berturut-turut diperoleh untuk kode T-2 =5,557E-09 μg/g; 1,370E-09 μg/g; M-3=2,062E-08 μg/g; 3,866E-08 μg/g dan B-1= 1,694E-08 μg/g; 3,676E-08 μg/g dan dalam efluen pada energi 724,2dan 756,7 keV masing-masing diperoleh untuk kode T-2 =2,685E-09 μg/g; 7,175E-09 μg/g; M-3=1,326E-08 μg/g; 2,610E-08 μg/g dan B-1= 1,198E-08 μg/g; 1,958E-08 μg/g. Kandungan isotop 95Zryang diperoleh selanjutnya dapat digunakan sebagai masukan untuk perhitungan burn up.Kata kunci : pemisahan,kolompenukar anion,isotop 95Zr,PEB U3Si2/Alpasca iradiasi,spektrometer gamma

PENENTUAN UMUR YELLOW CAKE SECARA RADIOKRONOMETRI Erlina Noerpitasari; Syamsul Fatimah; Iis Haryati; Yanlinastuti Yanlinastuti; Jan Setiawan; Boybul Boybul; Arif Nugroho
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 26, No 2 (2020): Juni 2020
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2020.26.2.6057

PENENTUAN UMUR YELLOW CAKE SECARA RADIOKRONOMETRI. Penentuan umur yellow cake secara radiokronometri telah dilakukan. Penelitian ini bertujuan mendapatkan data umur yellow cake pada penyusunan basis data perpustakaan forensik nuklir. Radiokronometer yang digunakan yaitu 228Th/232Th. 232Th merupakan thorium yang secara alami terdapat dalam yellow cake dan telah mencapai kesetimbangan peluruhan menjadi 228Th, namun pada proses produksi yellow cake kesetimbangannya terganggu sehingga waktu dinolkan kembali. Sampel uji yaitu yellow cake Cogema, hasil tambang PTBGN di Kalan dan hasil samping produk pabrik Petrokimia Gresik. Tahapan yang dilakukan yaitu pelarutan sampel, pemisahan thorium dari uranium dengan metode kromatografi pertukaran kation menggunakan resin dowex 50W-X8, elektrodeposisi thorium dan analisis isotop menggunakan spektrometer alfa. Penentuan umur dilakukan dengan perhitungan rasio aktivitas 228Th/232Th dan iterasi rumus peluruhan. Berdasarkan hasil analisis isotop 228Th dan 232Th menggunakan spektrometer alfa dan hasil perhitungan umur, yellow cake Cogema tidak dapat ditentukan umurnya karena tidak mengandung 232Th. Diperoleh nilai umur yellow cake Petrokimia Gresik yaitu 9,90 tahun dengan bias 20,35 tahun dan nilai umur yellow cake PTBGN yaitu 12,85 tahun dengan bias >20,15 tahun dibandingkan dengan perkiraan waktu produksi yang diketahui. Bias yang diperoleh lebih tinggi jika dibandingkan dengan hasil penentuan umur yellow cake menggunakan radiokronometer 228Th/232Th oleh peneliti sebelumnya yaitu dengan bias kurang dari 10 tahun.Kata kunci: Yellow Cake, Thorium, Radiokronometri.

OPTIMASI PARAMETER METODE PEMISAHAN RADIONUKLIDA 95Zr DALAM LARUTAN PELAT ELEMEN BAKAR U3Si2/Al TERIRADIASI Yanlinastuti Yanlinastuti; Noviarty Noviarty; Iis Haryati; Ariyanti Saputri; Boybul Boybul; Supardjo Supardjo; Erlina Noerpitasari; Aslina Br. Ginting
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 27, No 3 (2021): Oktober, 2021
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2021.27.3.6535

OPTIMASI PARAMETER METODE PEMISAHAN RADIONUKLIDA 95Zr DALAM LARUTAN PELAT ELEMEN BAKAR U3Si2/Al TERIRADIASI. Radionuklida 95Zr adalah salah satu radionuklida hasil belah pemancar radiasi-γ dan berumur paruh pendek sehingga dapat digunakan sebagai indikator burn up. Dalam pelat elemen bakar U3Si2/Al teriradiasi terdapat beberapa radionuklida hasil belah yang memancarkan radiasi α, β dan γ sehingga pada saat pengukuran menggunakan spektrometri-γ, radionuklida ini saling mengganggu mengakibatkan hasil pengukuran tidak akurat. Oleh sebab itu, perlu dilakukan pemisahan 95Zr sehingga pada saat pengukuran dengan spektrometer-γ diperoleh hasil yang akurat. Tujuan penelitian ini untuk mendapatkan parameter yang optimum terhadap pemisahan 95Zr dalam larutan pelat elemen bakar U3Si2/Al densitas 4,8 gU/cm3 teriradiasi dengan metode kolom penukar ion menggunakan resin Dowex 1x-8Cl- diameter 100-200 mesh. Parameter optimum yang diperoleh selanjutnya digunakan untuk pemisahan 95Zr dalam larutan pelat elemen bakar U3Si2/Al densitas 4,8 gU/cm3 teriradiasi. Dari hasil penelitian diperoleh parameter optimum keasaman H2SO4 pada umpan dengan konsentrasi 0,5 M, keasaman H2SO4 untuk elusi konsentrasi 1,0 M dengan recovery 98,20%. Berat resin untuk mengikat radionuklida 95Zr sebanyak 2,0 g dengan recovery 78,76%; volum umpan yang dibutuhkan sebanyak 50 µL dengan recovery 96,90% dan kecepatan alir sebesar 0,1 mL/menit dengan recovery 96,72%. Parameter optimum tersebut digunakan untuk pemisahan larutan pelat elemen bakar U3Si2/Al densitas 4,8 gU/cm3 teriradiasi dengan kode Bottom (B), Middle (M) dan Top (T). Hasil pengukuran didapat rerata recovery pemisahan 95Zr masing-masing untuk kode B-1= 75,078%; B-2= 81,401%; M1=76,850%; M-2=83,806%; T-1=84,433%; dan T-2=81,728% dengan keberterimaan nilai CV repeatability lebih kecil dibandingkan dengan nilai CV Horwitz. Kata kunci: kolom penukar ion, U3Si2/Al teriradiasi, radionuklida 95Zr, spektrometer-γ, uji Horwitz.

PEMBUATAN STANDAR CESIUM DARI LARUTAN PEB U3Si2/Al PASCA IRADIASI DENSITAS 2,96 gU/cm3 DENGAN METODE PENGENDAPAN CsClO4 Aslina Br. Ginting; Boybul Boybul; Arif Nugroho; Yanlinastuti Yanlinastuti; Noviarty Noviarty; Gatot Wurdiyanto; Hermawan Chandra
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 25, No 2 (2019): Juni, 2019
Publisher : website

PEMBUATAN STANDAR CESIUM DARI LARUTAN PEB U3Si2/Al PASCA IRADIASI DENSITAS 2,96 gU/cm3 DENGAN METODE PENGENDAPAN CsClO4. Larutan bahan bakar U3Si2/Al pasca iradiasi sebagai hasil analisis burn up banyak dihasilkan di dalam hot cell Instalasi Radiometalurgi (IRM). Larutan tersebut belum dapat dilimbahkan karena masih mengandung isotop 137Cs dan hasil fisi lainnya yang mempunyai waktu paruh panjang, tetapi larutan tersebut dapat digunakan sebagai sumber standar sekunder isotop 137Cs untuk keperluan analisis. Dalam melakukan analisis bahan bakar pasca iradiasi selalu menggunakan metode spektrometer- γ yang valid dan terkalibrasi. Standar yang digunakan untuk mengkalibrasi energi spektrometer-γ adalah isotop 137Cs. Permasalahannya adalah kalibrasi spektrometer-γ tidak dapat dilakukan secara rutin karena tidak tersedianya sumber standar. Kebutuhan standar isotop 137Cs untuk litbang masih tergantung dari luar negeri. Oleh karena itu, pada penelitian ini, PTBBN dan PTKMR bertujuan untuk membuat sumber standar sekunder isotop 137Cs dengan aktivitas 10330 ± 411 Bq. Standar diperoleh dari larutan hasil pemisahan hasil fisi 137Cs dengan uranium dalam PEB U3Si2/Al pasca iradiasi. Pemisahan 137Cs dengan uranium dilakukan dengan metode pengendapan menggunakan serbuk CsNO3 dan HClO4 sebagai carier. Hasil pemisahan diperoleh endapan 137CsClO4, kemudian dikeringkan dan ditimbang, untuk selanjutnya diukur besar aktivitasnya menggunakan spektrometer-γ. Endapan 137CsClO4 keringkemudian dilakukan pengkemasan menjadi sumber standar tertutup (shield source) dan disertifikasi oleh PTKMR sehingga diperoleh standar sekunder isotop 137Cs yang siap digunakan untuk mengkalibrasi energi spektrometer-γ.Kata kunci : Larutan PEB U3Si2/Al, cesium, kalibrasi, standar sekunder, spektrometer-γ

Pengaruh Pelarut Organik Pada Proses Pertukaran Anion Dalam Pemisahan Uranium Dari Larutan PEB U3Si2/Al Pasca Iradiasi Dian Anggraini; Boybul Boybul; Yanlinastuti Yanlinastuti; Arif Nugroho; Rosika Kriswarini; Aslina Br. Ginting
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 23, No 2 (2017): Juni 2017
Publisher : website

Telah dilakukan pengembangan metode pemisahan uranium untuk meningkatkan rekoveri pemisahan uranium dalam bahan bakar nuklir pasca iradiasi. Tujuan penelitian ini adalah untuk mengetahui pengaruh pelarut organik pada proses penukar anion terhadap rekoveri uranium dari larutan bahan bakar U3Si2/Al pasca iradiasi potongan bagian atas. Larutan organik dalam dalam hal ini metanol terdapat dalam larutan umpan pada kolom penukar anion diharapkan dapat meningkatkan daya sorpsi resin Dowex terhadap uranium. Bahan yang digunakan sebagai umpan adalah larutan standar uranil nitrat dan supernatan larutan bahan bakar U3Si2/Al pasca iradiasi. Metode pemisahan uranium dilakukan dengan menggunakan kolom penukar anion dengan 2 (dua) tahapan. Kolom pertama menggunakan resin Dowex 1x8–NO3 dan kolom kedua dengan resin Dowex 1x8-Cl. Pada kolom pertama parameter yang divariasikan adalah konsentrasi HNO3 mulai dari 1M; 2M; 3M dan 4M, sedangkan variasi parameter pada kolom kedua adalah perbandingan volume antara HCl/metanol yaitu 50:50 %, 30:70 %, 20:80 % dan 10:90 %. Hasil penelitian diperoleh rekoveri uranium maksimum sebesar 90,68% dengan komposisi media pelarut pada kolom pertama adalah HNO3 3M dan metanol sebanyak 50 % volume sedangkan pada kolom kedua digunakam media pelarut HCl 6M dan metanol dalam perbandingan 10%:90% volume. Pada kondisi optimal diperoleh kandungan uranium dalam PEB U3Si2/Al TMU 2,96 g/cm3 potongan bagian atas sebesar 0,4725 μg.Kata kunci: rekoveri U, penukar anion, metanol, resin Dowex 1x8, PEB U3Si2/Al pasca iradiasi.

PERHITUNGAN BURN UP PEB U3Si2/Al DENSITAS 4,8 gU/cm3 PASCA IRADIASI POTONGAN BAGIAN MIDDLE Aslina Br. Ginting; Supardjo Supardjo; Yanlinastuti Yanlinastuti; Sutri Indaryati; Boybul Boybul
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 26, No 2 (2020): Juni 2020
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2020.26.2.5864

PERHITUNGAN BURN UP PEB U3Si2/Al DENSITAS 4,8 gU/cm3 PASCA IRADIASI POTONGAN BAGIAN MIDDLE. Upaya untuk mengetahui unjuk kerja bahan bakar selama dirradiasi di Reaktor Serba Guna G.A.Siwabessy (RSG-GAS) adalah melakukan uji pasca iradiasi baik secara tak merusak maupun merusak. Salah satu parameter uji pasca iradiasi secara merusak adalah penentuan burn up. Penentuan burn up bertujuan untuk mengetahui kandungan 235U yang terbakar selama digunakan di dalam pengoperasian RSG-GAS, sekaligus untuk membuktikan kesesuaian besar burn up yang diperoleh secara merusak dengan burn up yang dihitung menggunakan Origen Code oleh RSG-GAS. Oleh karena itu, pada penelitian ini dilakukan perhitungan burn up PEB U3Si2/Al densitas 4,8 gU/cm3 secara merusak melalui analisis fisikokimia. Analisis fisikokimia bertujuan untuk mengetahui kandungan isotop 235U sisa dalam PEB U3Si2/Al serta 134Cs dan 137Cs yang terbentuk akibat reaksi fisi selama digunakan dalam reaktor. PEB U3Si2/Al dipotong pada bagian tengah (middle) secara duplo dengan berat masing-masing M-1=0,056 gPEB dan M-2= 0,075 gPEB. PEB U3Si2/Al dengan berat tersebut kemudian dilarutkan menggunakan HCl 6 N dan HNO3 6N. Hasil pelarutan diperoleh uranil nitrat UO2(NO3)2 yang mengandung uranium dan isotop hasil fisi seperti cesium, dan plutonium. Larutan UO2(NO3)2 dipipet 1mL kemudian ditransfer dari hotcell ke R.135 (diluar hot cell) untuk dilakukan pemisahan 134Csdan137Cs dari 235U dengan metode penukar kation menggunakan zeolit Lampung. Larutan UO2(NO3)2dipipet 100 µL ke dalam vial secara duplo kemudian ditambahkan zeolit Lampung 1000 mg dan dilakukan proses penukar kation dengan pengadukan selama 1 jam.Hasil pemisahan diperoleh isotope 134Cs dan 137Cs dalam fasa padat, sedangkan isotop uranium (238U, 235U, 234U) dan plutonium (239Pu, 238Pu) serta isotope lainnya dalam fasa cair. Pemisahan uranium, plutonium dari isotope lainnya dilakukan dengan metode kolom penukar anion menggunakan resin Dowex 1200 mg. Besarnya kandungan isotop 235U,134Cs,137Cs, 239Pu dan 238Pu selanjutnya diukur menggunakan spektrometer-α/g dan digunakan untuk perhitungan burn up. Hasil perhitungan burn up PEB U3Si2/Al densitas 4,8 gU/cm3 pasca iradiasi potongan bagian middle diperoleh sebesar 41,6560 ± 1,6870%. Besar burn up ini tidak jauh berbeda dengan burn up yang diperoleh dari perhitungan menggunakan Origen Code sebesar 40%.Kata kunci: U3Si2/Al densitas 4,8 gU/cm3, cesium, uranium, pemisahan, burn up.

PEMISAHAN CESIUM DALAM PEB U3Si2/Al PASCA IRADIASI DENGAN METODE KOLOM PENUKAR KATION MENGGUNAKAN RESIN DOWEX Arif Nugroho; Dian Anggraini; Boybul Boybul; Sutri Indaryati; Iis Haryati; Rosika Kriswarini; Aslina Br. Ginting
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 24, No 2 (2018): Juni, 2018
Publisher : website

PEMISAHAN CESIUM DALAM PEB U3Si2/Al PASCA IRADIASI DENGAN METODE KOLOM PENUKAR KATION MENGGUNAKAN RESIN DOWEX. Perhitungan burn up bahan bakar nuklir secara merusak dapat ditentukan dari kandungan hasil fisi isotop 137Cs. Oleh karena itu perlu dilakukan pemisahan isotop 137Cs dengan uranium yang terdapat di dalam pelat elemen bakar (PEB) U3Si2/Al pasca iradiasi. Pemisahan 137Cs dilakukan dengan metode kolom penukar kation menggunakan resin Dowex dengan variasi berat 1; 2; 3; 4; 5 dan 6 g. Penelitian ini bertujuan untuk mengetahui kandungan isotop 137Cs di dalam PEB U3Si2/Al pasca iradiasi dan dibandingkan dengan kandungan 137Cs yang dipisahkan dengan metode penukar kation menggunakan zeolite Lampung dan metode pengendapan CsClO4. PEB U3Si2/Al densitas 2,96 gU/cm3 bagian tengah kode RI-SIE2 pelat sisi 20 IDA 0045 dengan berat 0,1103 g dilarutkan dengan HCl 6N dan HNO3 6N sehingga diperoleh larutan uranil nitrat. Larutan U3Si2/Al pasca iradiasi dipipet sebanyak 150 μLdan ditambah 2 mL aquadest kemudian ditambahkan Cs carrier sebanyak 20 μL dan 1 mL HCl 12 M. Campuran larutan tersebut digunakan sebagai umpan dimasukkan ke dalam kolom penukar anion (kolom pertama) yang berisi resin R-Cl- variasi berat 1; 2; 3; 4; 5 dan 6 g. Efluen yang keluar dari kolom penukar anion dimasukkan ke dalam kolom penukar kation (kolom kedua) yang telah berisi resin R-NH4+ dengan variasi berat 1; 2; 3; 4; 5 dan 6 g. Isotop 137Cs yang terikat dengan resin R-NH4+di dalam kolom kemudian dielusi menggunakan HCI 1 M sebanyak 15 mL. Efluen kemudian dikisatkan sampai diperoleh volume ± 2 mL. Besarnya kandungan isotop 137Cs dalam efluen diukur dengan menggunakan spektrometer gamma dengan waktu cacah 500 detik. Hasil pengukuran diperoleh kandungan isotop137Cs di dalam sampel PEB U3Si2/Al densitas 2,96 gU/cm3 pasca iradiasi sebesar 0,000445 g/gPEB g dan parameter optimal pemisahan 137Cs dengan metode kolom penukar kation menggunakan resin Dowex seberat 2 g dengan recovery sebesar 98,67%. Hasil pemisahan 137Cs dengan metode kolom penukar kation tidak jauh berbeda dengan hasil pemisahan137Cs dengan metode penukar kation maupun metode pengendapan CsClO4. Kandungan 137Cs yang diperoleh selanjutnya dapat digunakan untuk perhitungan burn up.Kata kunci :U3Si2/Al, isotop137Cs, kolom penukar kation resin Dowex, burn up

PEMISAHAN DAN ANALISIS CESIUM DALAM PEB U3Si2/Al TMU 2,96 gU/cm3 PASCA IRADIASI DENGAN METODE PENGENDAPAN CHLOROPLATINATE Arif Nugroho; Boybul Boybul; Sutri Indaryati; Iis Haryati; Rosika Kiswarini; Aslina Br. Ginting
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 25, No 2 (2019): Juni, 2019
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2019.25.2.5466

PEMISAHAN CESIUM DALAM PEB U3Si2/Al DENSITAS 2,96 gU/cm3 PASCA IRADIASI DENGAN METODE PENGENDAPAN CHLOROPLATINATE. Burn up bahan bakar merupakan hal sangat penting untuk mengetahui kualitas dan integritas elemen bakar nuklirnya setelah iradiasi. Salah satu parameter penting dalam melakukan perhitungan burn up adalah proses pemisahan dan analisis kandungan isotop 137Cs di dalam pelat elemen bakar nuklir (PEB) pasca iradiasi. Pada penelitian ini telah dilakukan pemisahan dan analisis isotop 137Cs yang terkandung di dalam PEB U3Si2/Al pasca iradiasi dengan metode pengendapan chloroplatinate. Langkah awal yang harus dilakukan sebelum metode ini digunakan adalah bahwa sampel harus bebas dari unsur-unsur yang akan mengganggu dalam pengendapan, kemudian dilakukan pemisahan dengan cara mengendapkan isotop 137Cs dalam bentuk Cs2PtCl6. Proses pengendapan dilakukan dengan penambahan CsNO3 variasi berat 0,0263; 0,0501; 0,0754; 0,1036 ; 0,2064; 0,3020 dan 0,4017 g yang berguna sebagai bahan carrier non aktif. Serbuk CsNO3 carrier digunakan untuk menambah jumlah isotop Cs yang terendapkan dalam bentuk Cs2PtCl6 dikarenakan CsNO3 mempunyai sifat kimia yang sama dengan isotop 137Cs di dalam larutan uranil nitrat. Isotop 137Cs terikat dalam endapan Cs2PtCl6 dan untuk mengetahui kandungan isotop 137Cs dalam endapan Cs2PtCl6 dilakukan pengukuran menggunakan spektrometer-γ. Hasil pemisahan 137Cs menunjukkan bahwa penambahan CsNO3 dengan berat 0,1036 g dapat memungut isotop 137Cs sebesar 0,000328 g/gPEB dari 0,000465 g/gPEB dalam larutan U3Si2/Al pasca iradiasi atau dengan recovery pemisahan sebesar 70,4753%. Besarnya recovery pemisahan dengan metode ini masih lebih kecil bila dibandingkan metode pemisahan 137Cs lainnya, hal ini disebabkan karena langkah proses pemisahan yang digunakan terlalu panjang sehingga menimbulkan banyak kesalahan dalam proses preparasi sampel.Kata kunci : U3Si2/Al, analisis isotop 137Cs, pengendapan Cs2PtCl6

Title

Found 15 Documents
Search

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Title Search

Found 15 Documents Search

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Title

Found 15 Documents
Search