Garuda - Garba Rujukan Digital

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

ANALISIS KANDUNGAN RADIONUKLIDA (Nd,Ce,Zr) DALAM PEB U3Si2/AlPASCA IRADIASI SEBAGAI MONITOR BURN UP Noviarty Noviarty; Erlina N Erlina N; Rosika K Rosika K; Sutri Indaryati Sutri Indaryati
PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir Vol 13, No 24 (2020): April 2020
Publisher : PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir

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

ANALISIS KANDUNGAN RADIONUKLIDA (Nd,Ce,Zr) DALAM PEB U3SI2/AlPASCA IRADIASI SEBAGAI MONITOR BURN UP, adalah kegiatan tahun ketigadari kegiatan komponen PEMBAKUAN METODE ANALISIS RADIONUKLIDA MONITOR BURN UP (Nd, Ce, Zr) DALAM PEB U3Si2/AlPasca Iradiasi dengan tahun pencapaian 2019. Kegiatan pembakuan metode pemisahan dan analisis Nd, Ce dan Zr menggunakan kolom penukar kation resin dowex 50W-X8 dan anion telah dilakukan tahun 2018. Dari hasil pemisahan tersebut ditunjukan bahwa Zr telah terpisah secara sempurna, sehingga penelitian ini dapat dilanjutkan dengan melakukan verivikasi metode uji, sedangkan d dan Cebelum dapat dipisahkan secara optimal, sehingga dilakukan kaji ulangdengan menggunakan larutan elusi campuran asam nitrat dan MeOH. Selain itu pemisahanjuga dilakukan dengan metode kolom penukar anion menggunakan resin dowex I-X4 [4;5]. Analisis Ce dan Nd setelah dipisahkan dilakukan dengan spektrometer X-ray fluoresen. Hasil pemisahan Nd dan Ce menggunakan metode kolom penukar dengan cara batch, memperoleh nilai faktor pisah (α=1.59) untuk konsentrasi keasaman eluen 0,25 M, sedangkan untuk konsentrasi keasaman 2 M memperoleh nilai faktor pisah 12,28. Hal ini menunjukan bahwa Nddan Ce dapat dipisahkan menggunakan resin penukar kation Dowex 50 W-X8, namun perlu dioptimasi lebih lanjut. Pemisahan Nd dan Ce menggunakan kolom penukar anion dengan resin dowex I-X4yang dilakukan dengan metode kolom, memperoleh recovery pemisahan yangcukup baik yaitu sekitar 93,15 % untuk Nd dan 83,27 % untuk unsur Ce. Metode pemisahanini perludiverivikasi lebih lanjut sehingga dapat diterapkan pada pemisahan Nd dan Ce yang terdapat dalam larutan PEB PascairadiasiKata kunci : pemisahan Nd, Ce dan Zr, Kolom penukar kation, resin dowexI-X4

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

OPTIMASI PARAMETER PEMISAHAN Zr DALAM PEB U3Si2/Al PRA IRADIASI MENGGUNAKAN METODE KROMATOGRAFI PENUKAR ANION Yanlinastuti Yanlinastuti; Noviarty Noviarty; Iis Haryati; Syamsul Fatimah; Boybul Boybul; 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.2019.25.2.5508

OPTIMASI PARAMETER PEMISAHAN Zr DALAM PEB U3Si2/Al PRA IRADIASI MENGGUNAKAN METODE KROMATOGRAFI PENUKAR ANION. Telah dilakukan optimasi parameter pemisahan zirconium dalam larutan PEB U3Si2/Al pra iradiasi menggunakan metode kromatografi penukar anion dan analisisnya menggunakan spektrofotometer UV-Vis. Zirconium merupakan salah satu isotop yang dapat digunakan untuk penentuan burn-updalam bahan bakar, untuk mendapatkan hasil zirconium yang optimal perlu dipelajari parameter-parameter yang mempengaruhi terhadap pengukuran. Tujuan penelitian ini adalah untuk mendapatkan parameter optimal pemisahan zirconium dalam bahan standar maupun larutan PEB U3Si2/Al pra iradiasi menggunakan metode kromatografi penukar anion. Optimasi parameter pemisahan Zr dengan metode kromatografi penukar anion dilakukan menggunakan resin Dowex 1x-8 dengan variasi berat 0,5; 1,0; 1,5; 2,0 dan 2,5 g, keasaman umpan H2SO41; 2; 3; 4;5 dan 6M, konsentrasi umpan standar Zr dengan 50; 100 ; 150, dan 200 ppm dan kecepatan alir bahan elusi H2SO4 3 M pada 0,1; 0,3; 0,5; 0,7 dan 0,9 mL/menit. Efluen Zr sebagai hasil pemisahan ditambahkan Arsenazo III 0,1% sebagai pengompleks dan dilakukan analisis menggunakan spektrofotometer UV-Vis pada panjang gelombang 665,3 nm. Hasil pengukuran diperoleh parameter optimal pemisahan Zr pada penggunaan resin seberat 1,5 g dengan recovery 70,79 %, keasaman H2SO4 3M dengan recovery 83,94%, konsentrasi umpan sebesar 150 ppm dengan recovery 87,64% pada kecepatan alir pada 0,5 mL/menit. Parameter optimal ini digunakan untuk pemisahan unsur Zr di dalam larutan PEB U3Si2/Al pra iradiasi dan diperoleh recovery pemisahan sebesar 96,23%. Optimasi parameter metode kromatografi penukar anion yang diperoleh dapat digunakan untuk pemisahan unsur Zr dalam larutan PEB U3Si2/Al pasca iradiasi.Kata kunci : Parameter pemisahan, zirconium, PEB U3Si2/Al, kromatografi, penukar anion.

THE KINETIC AND DIFUSSION ION EXCHANGE OF Cs ON ZEOLITE BAYAH, LAMPUNG, AND TASIKMALAYA Dian Anggraini; Noviarty Noviarty; Arif Nugroho
Jurnal Zeolit Indonesia Vol. 9 No. 2 (2010)
Publisher : Jurnal Zeolit Indonesia

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

The ion exchange of Cs on NH4-Zeolite which has been activated become a zeolite monocation has been conducted on natural zeolite from Bayah, Lampung, and Tasikmalaya. On these three types of zeolite, the process of ion exchange of Cs with ammonium ion was conducted at various time (from 1 hour up to 24 hours) and temperature (303 K and 323 K). Cation exchange kinetics and diffusion process on each type of zeolite was observed and calculated the parameters included diffusion coefficient and activation energy using Arrhenius formula. The study showed that diffusion coefficient from Cs-ions into zeolite of Bayah, Lampung, and Tasikmalaya almost same, which is about 2,3 10-13 , 2,3 10-13 and 2,1 10-13 m2.det.-1 at temperature 303 K, and 9,3 10-14, 9,6 10-14, and 9,6 10-14 m2.det.-1 at temperature 323 K. The parameter calculation result of ion exchange reaction is activation energy Ea (kJ/mol) on that types of zeolite are almost same value, which is 36.61, 36.61, and 31.09 for each zeolite of Bayah, Lampung, and Tasikmalaya. The study showed that Ea value was greater than the previous study by using artificial zeolite (zeolit-A with Ea = 9,96 kJ/mol), so it can be concluded that Cs-ions exchange into natural zeolite has a greater barrier because the composition of natural zeolite more complex which was might contain more than one types of zeolite structure.

ANALYSIS OF ISOTOPE Cs ON PROCESSING SEPARATION OF Cs AND ZEOLITE USING SPECTROMETRY-Î³ Arif Nugroho; Dian Anggraini; Noviarty Noviarty
Jurnal Zeolit Indonesia Vol. 9 No. 2 (2010)
Publisher : Jurnal Zeolit Indonesia

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

The analysis of Cs-isotope was conducted on separation process of Cs 137 isotope using a Lampung zeolite. Analysis of Cs based on modification of ASTM E320-79 method. Modification process including a Cs separation by extraction using a TBP/OK and by direct sedimentation as CsClO4, which was subsequently applied using a zeolite. Cs-isotope measurement was conducted using spectrometer Î³. The result of Cs 137 analysis through the direct sedimentation with zeolite obtained about 86,40% ± 0,1%, while the analysis of Cs-137 by extraction modification separated process which followed by catching zeolite obtained a recovery about 28,05% ± 5,28%, and by modification precipation process with ASM obtained a recovery about 52,55% ± 1,11%.

Cs ION EXCHANGE CAPACITY OF ZEOLITE BAYAH, LAMPUNG, AND TASIKMALAYA Noviarty Noviarty; Dian Anggraini; Arif Nugroho
Jurnal Zeolit Indonesia Vol. 8 No. 1 (2009)
Publisher : Jurnal Zeolit Indonesia

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

Cs ions exchange process has been conducted on natural zeolite (from Bayah, Lampung, and Tasikmalaya) which was activated with ammonium chloride. NH4-zeolite which was formed, is used to exchanger or absorber material of Cs ions. The duration of ions exchange process was optimized by varying the stirring time of 1 hours, 2 hours, 3 hours, 4 hours, 5 hours, and 24 hours. In all three zeolite types was obtained the optimization process time are the contact time of 1 hours. Cation exchange capacity (CEC) of natural zeolite was determined by standard methods. Attempts to obtain a monocation zeolite as a NH4-zeolite effectively acquired about 88% which used as a exchanger or absorber Cs ions. The effectiveness of Cs ions Cation exchange capacity with the ammonium was determined by batch-exchange for 1 hour. The calculation result o effectiveness CEC-Cs are 1.4269 Meq/gram ± 0.0397, RSD: 2.79% for Bayah zeolite, 1.4476 Meq/gram ± 0.0103, RSD: 0.71% for Lampung zeolite, 1.4044 Meq/gram ± 0.0050, RSD: 0.36% for Tasikmalaya zeolite. Stability of Cs-zeolte bond against heat treatment was tested at temperature of 25°, 300°, 600 °, 900°, and 1200 °C. The result showed that the relea se of Cs-ions is not significant from zeolite structure. The heating below 900°C, the release of Cs-ions jus t occurs on the surface (it was not change the initial of zeolite structure), whereas above that temperature was occurs the changed of zeolite structure, although there was not visible the release of Cs-ions on leaching process at the water. The conclusion is all three types of natural zeolite was potentially to be used as Cs-ions isolate which is especially useful to absorbing Cs-radioactive isotope as a result from fission of nuclear fuel element.

Title

Found 9 Documents
Search

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Title Search

Found 9 Documents Search

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Title

Found 9 Documents
Search