Sigit Sigit
Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir

Published : 2 Documents Claim Missing Document
Claim Missing Document
Check
Articles

Found 2 Documents
Search

PENGARUH KEASAMAN UMPAN, PENGADUKAN , WAKTU, DAN SUHU TERHADAP EFISIENSI PROSES EKSTRAKSI-STRIPPING URANIUM-MOLIBDENUM/ALUMINIUM Ghaib Widodo; Sigit Sigit; Kris Tri Basuki; Kasmudin Kasmudin; Antony S
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 19, No 3 (2013): Oktober 2013
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2013.19.3.1798

Abstract

ABSTRAK PENGARUH KEASAMAN UMPAN, PENGADUKAN, WAKTU, DAN SUHU TERHADAP  PROSES EKSTRAKSI-STRIPPING URANIUM-MOLIBDENUM. Uranium–molibdenum (UMo) meru-pakan kandidat bahan bakar reaktor riset yang telah dikembangkan di dunia. Dalam proses pem-buatannya dijumpai berbagai kegagalan produksi baik berupa serbuk UMo/Al maupun proses fabrikasi. Tujuan percobaan ini adalah memungut kembali UMo agar dapat digunakan kembali sebagai bahan bakar. Tahap awal yang dilakukan adalah melarutkan gagalan produksi berupa serbuk, inti elemen bakar dan pelat elemen bakar UMo/Al dalam NaOH sehingga diperoleh larutan NaAlO2 dan residu UMo yang berimpuritas. Residu UMo berimpuritas kemudian dilarutkan dengan asam nitrat pekat hingga diperoleh larutan campuran UO2(NO3)2 dan MoO2(NO3)2 berimpuritas. Ekstraksi-stripping merupakan metode yang tepat untuk digunakan dalam pemungutan dan pemurnian UMo. Sebagai pengekstrak digunakan TBP/-kerosin/dodekan. Pada proses ekstraksi ini uranium dan molibdenum akan masuk ke fasa organik TBP, sedangkan impuritasnya berada dalam fasa air (rafinat). Uranium dan molibdenum dalam fasa organik dilakukan proses stripping dengan air panas (sebagai parameter), sehingga diperoleh larutan campuran UO2(NO3)2 dan MoO2(NO3)2 murni. Parameter yang dipelajari pada proses ekstraksi adalah waktu, kecepatan pengadukan, dan keasaman umpan, sedangkan parameter untuk stripping adalah suhu. Kondisi proses ekstraksi diperoleh keasaman umpan 3  N, pengadukan 200 rpm, dan waktu 50 menit diperoleh efisiensi 66,48%. Sedangkan efisiensi proses stripping sebesar 37.08% pada suhu 60OC. Kata kunci: ekstraksi, stripping, gagalan produksi, bahan bakar UMo/Al, pemungutan.     ABSTRACT EFFECT OF FEED ACIDITY, STIRRING, TIME AND TEMPERATURE ON THE EXTRACTION-STRIPPING PROCESS OF URANIUM-MOLYBDENUM. Uranium-molybdenum (UMo) is a candidate of research reactor fuel that has been well developed in the world. The manufacturing process may encounter many failures, both failures in powder production of UMo/Al and fabrication process. The purpose of this experiment is to recover rejected UMo for reuse as fuel. The initial stage was dissolving the rejected products, i.e. the powder form, the core fuel element and fuel element plate of UMo/Al,  with NaOH in order to obtain a solution of NaAlO2 and residual UMo with impurities. The residual UMo with impurities was dissolved in concentrated nitric acid to obtain a solution of a mixture of UO2(NO3)2 and MoO2(NO3)2 with impurities. Extraction-stripping is considered as an appropriate method to collect and refine the UMo. As extractors, TBP, kerosene, dodecane were used. In the process of extraction, uranium and molybdenum enters the organic phase of TBP, while the impurities are in the water phase (rafinate). Uranium and molibdenum in the organic phase are stripped with hot water (as a parameter), resulting a solution of a mixture of refined UO2(NO3)2 and MoO2(NO3)2. The parameters studied in the extraction process are time, stirring speed, and the acidity of the feed, whereas the parameter for stripping is temperature. The optimum extraction condition obtained is acidity at 3N and stirring at 200 rpm for 50 minutes. In this condition, extracting process efficiency is 66.48%, while the stripping efficiency of 37.08% is reached at a temperature of 60 oC. Keywords: extraction, stripping, production rijected, UMo/Al fuel element, recovery
MODIFIKASI METODA ASTM UNTUK ANALISIS URANIUM DENGAN KONSENTRASI 1 gU/L MENGGUNAKAN TITROPROSESOR Sigit Sigit; Noor Yudhi; Rahma Yanda
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 19, No 3 (2013): Oktober 2013
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2013.19.3.1801

Abstract

ABSTRAK MODIFIKASI METODA ASTM UNTUK ANALISIS URANIUM DENGAN KONSENTRASI 1 gU/L MENGGUNAKAN TITROPROSESOR. Telah dilakukan penentuan uranium dalam larutan radioaktif secara titrasi potensiometrik menggunakan titroprosesor dengan memodifikasi metode ASTM C 799-83 yaitu pengurangan volume pereaksi menjadi 10, 15, 20 dan 30% dari masing-masing volume pereaksi yang digunakan dalam ASTM yaitu asam sulfamat, asam pospat, ferro sulfat, ammonium molibdat dan vanadium sulfat. Di samping itu juga dipelajari variasi keasaman 1, 2, 3 dan 4N serta konsentrasi uranium dalam umpan 1, 2, 3 dan 4 g/L. Tujuan penelitian adalah memperoleh kondisi relatif baik untuk analisis uranium dalam larutan yang mengandung uranium sekitar 1 g/L yang kemudian dapat diterapkan untuk analisis uranium dalam limbah cair radioaktif. Sampel dimasukan ke dalam gelas piala, lalu elektroda platina dimasukkan hingga tercelup dan titrasi potensiometrik dimulai dengan menjalankan titroprosesor. Hasil percobaan menunjukkan bahwa larutan yang mengandung uranium dengan konsentrasi 1 gU/L dapat dianalisis dengan modifikasi volume pereaksi 10% dari volume pereaksi pada ASTM dan memberikan presisi 3,02%, RSD 0,0302 dan akurasi 95,11%, sedangkan untuk variasi keasaman, diperoleh hasil relatif baik yaitu keasaman 4N yang ditunjukkan oleh presisi dan penyimpangan yang paling kecil dengan akurasi >95% dan dapat digunakan untuk analisis uranium pada konsentrasi 1-4 g/L dengan presisi 1,33 – 3,17 dan akurasi ≥99,99%. Pada analisis limbah efluen (LE) cair radioaktif dengan kode LE-15 dan LE-3 menggunakan modifikasi metode ASTM diperoleh konsentrasi uranium masing-masing 0,0558 g/L dan 0,6139 g/L. Kata kunci: modifikasi metode ASTM, penentuan uranium, limbah radioaktif cair,  titroprosesor.   ABSTRACT MODIFICATION OF ASTM METHOD FOR URANIUM ANALYSIS WITH CONCENTRATION 1 gU/L USING TITROPROCESSOR. Determination of uranium concentration in radioactive solution has been done by modified potentiometric method of ASTM C 799-83. The modification includes reagent volume reduction to 10%, 15%, 20% and 30% of reagent volume used in the ASTM, i.e. sulfamic acid, phosphate acid, ferrous sulfate, ammonium molybdate and vanadium sulfate. This research also studied variation in the acidity of 1, 2, 3, and 4N and uranium concentration in the feed of 1, 2, 3 and 4 g/L. The research objective is to determine the relatively good condition for the analysis of uranium solution containing approximately 1 g/L uranium. This modified method may be applied to the analysis of uranium in radioactive liquid waste. Samples were loaded into a glass cup with a platinum electrode immersed, and potentiometric titration began by running titroprosesor. The results show that a solution containing uranium with a concentration of 1 g/L can be analyzed with the modifified reagent volume to 10% of the reagent volume according to the ASTM with 3.02% precision, 0.0302 RSD and 95.11% accuracy. The variation of acidity gave good result at a relative acidity of 4N, which is shown by the precision and the smallest deviation with an accuracy of > 95%. This condition can be used for the analysis of uranium at a concentration of 1-4 gU/L with a precision of 1.33 to 3.17 and an accuracy of ≥ 99,99%. Analysis of radioactive liquid waste labeled with LE-15 and LE-3 by this modified ASTM method gives a value of uranium concentration of 0,0558 g/L and 0,6139 g/L respectively. Keywords: ASTM method modification, uranium determination, liquid radioactive waste,      titroprocessor.