Article Per Year (5 Year)
p-Index From 2021 - 2026
0
P-Index
This Author published in this journals
All Journal Jurnal Teknologi Bahan Nuklir Urania Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir
Ghaib Widodo
Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir – BATAN
Materials Science & Nanotechnology

Published : 3 Documents Claim Missing Document
Claim Missing Document
Check
Articles

Found 3 Documents
Search

 1 
PENGARUH pH LARUTAN UMPAN, WAKTU KONTAK, DAN KONSENTRASI ELUAN PADA PEMUNGUTAN URANIUM OLEH RESIN TERMODIFIKASI Ghaib Widodo; Kris Tri Basuki
Jurnal Teknologi Bahan Nuklir Vol 8, No 1 (2012): Januari 2012
Publisher : PTBN - BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (246.741 KB)

Abstract

ABSTRAK PENGARUH pH LARUTAN UMPAN, WAKTU KONTAK, DAN KONSENTRASI ELUAN PADA PEMUNGUTAN URANIUM OLEH RESIN TERMODIFIKASI. Efluen proses merupakan larutan yang dihasilkan dari suatu instalasi nuklir terutama yang memproses bahan yang berbentuk larutan, dan masih bernilai tinggi karena mengandung uranium. Mengingat aspek ekonomi, safeguards bahan nuklir, dan keselamatan lingkungan, maka efluen proses yang masih mengandung uranium tersebut harus dipungut kembali. Metoda yang digunakan untuk pemungutan uranium dari efluen proses adalah dengan menggunakan resin termodifikasi (chelating resin). Resin termodifikasi dibuat dari resin Dowex dan chelating agent TOPO. Efluen proses yang digunakan dalam penelitian ini adalah larutan yang diperoleh dari hasil analisis, dan kegiatan penelitian lainnya di Instalasi Elemen Bakar Eksperimental (IEBE). Pemungutan uranium dilaksanakan dengan mencampur resin termodifikasi dan TOPO lalu didiamkan selama waktu tertentu sehingga terjadi pengikatan uranium oleh resin termodifikasi. Uranium yang terikat oleh resin termodifikasi tersebut dielusi dengan larutan NaCl (eluan) sehingga dapat diketahui uranium yang terpungut. Parameter yang dipelajari adalah pH larutan umpan (efluen proses), waktu kontak dan konsentrasi eluan. Hasil percobaan menunjukkan bahwa kondisi operasi yang relatif baik adalah pH 4, waktu kontak 12 jam dan konsentrasi eluan 2%. Pada kondisi tersebut, uranium yang terpungut adalah 0,408 g/L atau 39,88% dari konsentrasi awal uranium dalam efluen proses. Kata kunci: Pemungutan uranium, efluen proses, resin termodifikasi, TOPO   ABSTRACT EFFECT pH OF FEED SOLUTION, CONTACT TIME, AND CONCENTRATION ON VOTING ELUAN URANIUM BY CHELATING RESIN. Solution process effluent is generated from a nuclear plant that processes mainly materials that form solution, and is still valuable because it contains uranium. Given the economy, safeguards of nuclear materials, and environmental safety, the effluent containing uranium process still has to be collected again. The methods used for collecting uranium from process effluent is to use the modified resin (chelating resin). Modified resin is made from resin and Dowex chelating agent TOPO. Effluent process used in this study is the solution obtained from the analysis, and other research activities at the Experimental Fuel Element Installation (IEBE). Harvesting is carried out by mixing uranium and TOPO-modified resin and allowed to stand for a certain time, causing the binding of uranium by modified resin. Uranium is bound by the modified resin was eluted with a solution of NaCl (eluan) so that it can be seen that terpungut uranium. The parameters studied were the pH of the feed solution (the effluent), contact time and concentration eluan. The experimental results show that a relatively good operating condition is pH 4, 12-hour contact time and concentration eluan 2%. In these conditions, uranium is terpungut is 0.408 g / L or 39.88% of the initial concen-tration of uranium in the effluent process. Keywords : Recovery of uranium, effluent process, chelating resin, TOPO
PENGARUH FORMALDEHIDA TERHADAP PENURUNAN KONSENTRASI ASAM NITRAT DAN KENAIKAN KADAR URANIUM DALAM EFLUEN PROSES DI IEBE Ghaib Widodo
Jurnal Teknologi Bahan Nuklir Vol 6, No 2 (2010): Juni 2010
Publisher : PTBN - BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (376.382 KB)

Abstract

ABSTRAK PENGARUH FORMALDEHIDA TERHADAP PENURUNAN KONSENTRASI ASAM NITRAT DAN KENAIKAN KADAR URANIUM DALAM EFLUEN PROSES DI IEBE. Telah dilakukan percobaan menurunkan konsentrasi asam nitrat dan menaikkan kadar uranium dalam efluen proses menggunakan formaldehida. Tujuan percobaan ini adalah untuk menurunkan konsentrasi asam nitrat dan menaikkan konsentrasi uranium dalam efluen proses di IEBE (Instalasi Elemen Bakar Eksperimental). Parameter yang digunakan adalah volume formaldehida mulai dari 4, 6, 8, 10, hingga 12 mL. Percobaan dilaksanakan dengan menambahkan tetesan formaldehida ke dalam efluen yang mengandung uranium berkeasaman tinggi pada suhu 98 °C, sedangkan gas NO2 yang terbentuk selama percobaan diserap oleh akuades dalam labu. Hasil percobaan menunjukkan bahwa hasil terbaik tercapai pada penggunaan formaldehida 4 mL, yang dapat menurunkan konsentrasi asam nitrat dari 4,35 M menjadi 3,54 M, dan menaikkan kadar uranium dari 1,446 g/L menjadi 1,768 g/L. KATA KUNCI: pemungutan, uranium, asam nitrat, formaldehida ABSTRACT The influence of formaldehyde on the decreasing concentration of nitric acid and the increasing uranium content in process efFluent at EFEI. Experiment has been performed to reduce nitric acid concentration and to increase uranium content in process effluent by using formaldehyde. The objective of the research is to reduce the nitric acid concentration and to increase the uranium content in the process effluent at EFEI (Experimental Fuel Element Installation). The parameter used is volume of formaldehyde from 4, 6, 8, 10 to 12 mL. The experiment was carried out by adding dropwise formaldehyde into the high acidic uranium at a temperature of 98 °C, whereas the NO2 gas that was formed was absorbed by demineralized water in the flask. The results of the experiment show that the best yield was attained at a volume of 4 mL, which was able to reduce the nitric acid concentration from 4.35 M to 3.54 M and increase the uranium content from 1.446 g/L to 1.768 g/L. FREE TERMS: recovery, uranium, nitric acid, formaldehyde
RECOVERY URANIUM DAN THORIUM DARI CAMPURAN URANIUM THORIUM SECARA EKSTRAKSI-STRIPPING Ghaib Widodo; Syamsul Fatimah; . Yanlinastuti
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 18, No 2 (2012): Juni 2012
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2012.18.2.639

Abstract

ABSTRAK RECOVERY URANIUM DAN THORIUM DARI CAMPURAN URANIUM-THORIUM SECARA EKSTRAKSI STRIPPING. Telah dilakukan percobaan ekstraksi-stripping untuk meng-recovery uranium dan thorium dari campuran uranium dengan thorium. Seperti diketahui bahwa thorium merupakan hasil fisi dari bahan bakar yang menggunakan bahan uranium sebagai meat-nya. Setelah bahan bakar yang mengandung uranium diiradiasi, maka sebagian uranium akan meluruh salah satu thorium hasil fisinya tadi. Percobaan ini bertujuan agar uranium maupun thorium yang diekstraksi-distripping dapat diumpan kembali sebagai bahan bakar. Dalam percobaan ekstraksi-stripping uranium-thorium ini dilakukan dengan memvariasi campuran simulasi antara uranium-thorium: 5% U, 10% U, 15% U, 20%U, dan 25%U. Berikutnya campuran pengekstrak TBP bervariasi 25%, 30%, 35%, 40%, 48%, 60% dan 70%, sementara kerosin dipakai sebagai pengencer dan persentasenya menyesuaikan jumlah TBP. Setelah percobaan ekstraksi selesai dilakukan stripping menggunakan air panas pada suhu 60-70 oC dengan variasi asam nitrat. Hasil percobaan diperoleh uranium dengan kadar 93,6924% dengan pengekstrak TBP/kerosin : 30%/ 70% dan thorium 92,0754% TBP/kesonin: 48%/52% dengan proses stripping menggunakan air panas 60-70 oC berkeasaman 0,6 N untuk thorium hasil stripping sebesar 98,6392 % dan untuk uranium hasil stripping sebesar 88,9873% pada keasaman 0,5 N. Kata kunci: recovery, uranium, thorium, ekstraksi-stripping. ABSTRACT RECOVERY OF URANIUM AND THORIUM FROM URANIUM-THORIUM MIXTURE BY EXTRACTION-STRIPPING. An experiment has been conducted for the recovery of uranium and thorium from uranium-thorium mixture by extraction-stripping method. Thorium is one of the fission products of irradiated uranium fuel. This experiment aims to recover both uranium and thorium to be feeded back as fuel. The samples for the extraction-stripping of uranium-thorium was made by varying mixtures of uranium-thorium for simulation, i.e. 5% U, 10% U, 15% U, 20% U, and 25% U, with a variation of extractant TBP of 25%, 30%, 35%, 40%, 48%, 60%, and 70%, while the amount/percentage of kerosene used as a diluent was in adjustment with the TBP percentage used. The stripping of the extracted product was done by using hot water at a temperature of 70 °C with variation of nitric acid. The experimental results shows that uranium content of 93.6924% was obtained by TBP/kerosene composition of 30%/70% and 92.0754% thorium was obtained for TBP/kerosene composition of 48%/52%. The stripping results show that 98.6392% of thorium was obtained for stripping using hot water at 60-70 °C with 0.6 N acidity, while 88.9873% of uranium was recovered for acidity of 0.5 N. Key words: recovery, uranium, thorium, extraction – stripping.
Co-Authors . Yanlinastuti Kris Tri Basuki Syamsul Fatimah