cover
Article Per Year (5 Year)
All
Home Page
OAI Link
Editorial Team
Contact
Reviewer
Google Scholar
Contact Name
-
Contact Email
-
Phone
-
Journal Mail Official
-
Editorial Address
-
Location
Kota adm. jakarta selatan,
Dki jakarta
INDONESIA
PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir
Published by Badan Tenaga Nuklir Nasional
ISSN : -     EISSN : -     DOI : -
Core Subject : Science,
Energy Materials Science & Nanotechnology
Majalah Ilmiah Pengelolaan Instalasi Nuklir "PIN" yang diterbitkan oleh Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir (PTBN) - BATAN, menerima dan mempublikasikan naskah berupa hasil penelitian, kajian dan tinjauan ilmiah yang berhubungan dengan kegiatan pengelolaan instalasi nuklir
Arjuna Subject : -
Articles 169 Documents
 13   14   15   16   17 
PEMISAHAN UMo PADA PEB UMo/Al SECARA ELEKTROLISIS Heri Hardiyanti Hardiyanti; Banawa Sri Galuh; Lilis Windaryati; Anne Ariyanita Ariyanita
PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir Vol 12, No 22 (2019): April 2019
Publisher : PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (396.364 KB)

Abstract

PEMISAHAN UMo  PADA  PEB  UMo/Al SECARA ELEKTROLISIS. Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir (PTBBN) Batan Serpong sedang melakukan penelitian dan pengembangan  salah satunya bahan bakar UMo/Al.   Adapun produk dari penelitian   yang tidak sesuai spesifikasi harus diolah ulang. Olah karenanya dalam penelitian ini dilakukan pemisahan   UMo dengan metoda   elektrolisis. Pemisahan   serbuk UMo/Al telah dilakukan secara elektrolisis dengan elektroda platina (Pt) sebagai anoda, dan gagalan pelat elemen bakar (PEB) sebagai katoda. Sampel yang digunakan merupakan potongan dari  PEB UMo/AL dengan ukuran 1x7 cm. Parameter yang dipelajari dalam percobaan ini adalah dengan variabel konsentrasi elektrolit HNO3 dan arus listrik. Setelah elektrolisis selesai, hasil serbuk UMo yang terendap pada larutan elektrolit dan berat akhir elektroda Pt ditimbang. Hasil percobaan menunjukkan bahwa kondisi elektrolisis terbaik dicapai pada elektrolit HNO3  0,5 N dengan hasil endapan serbuk UMo0,1632g serta arus listrik 3,5 ampere (A). Kata Kunci – Elektrolisis , Serbuk UMo 2, UMo/Al , Plat Elemen Bakar  ABSTRACTEXTRACTION  OF  UMo  IN  UMo/AL  FUEL  PLATE  BY  ELECTROLYSIS.  Center  for  FuelTechnology is  conducting    research and  development of  nuclear  material extraction from rejected fuel product UMo/Al fuel plate.   The purpose of the research is to minimize waste containing  nuclear  material  from  fuel  fabrication.  Minimizing  the  waste  can  be  done  by extracting the nuclear material using electrolisys. Extraction of UMo/Al powder has been done by electrolisys method using platinum electrode as anoda and sample sizing 1x7 cm of rejected fuel plate as cathode.     The parameters studied are concentration of HNO3  electrolyte and electric current. Weight of presipitated UMo powder and the rest of platinum electrode are recorded. The experiment results presipitated powder UMo 0,1632 g under optimum condition at Concentration of HNO3 0,5 N and electric current 3,5 A. Kata Kunci – Electrolysis, Serbuk UMo powder, UMo/Al , Fuel Plate
PENENTUAN KADAR URANIUM DALAM SAMPEL YELLOW CAKE MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA Noviarty . .; Iis Haryati . .
PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir Vol 9, No 16 (2016): April 2016
Publisher : PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (659.959 KB)

Abstract

ABSTRAK–Telah dilakukan pengukuran isotop uranium dalam sampel yellow cake menggunakan spektrometer gamma. Pengukuran isotop dilakukan dengan tujuan untuk menentukan kadar uranium yang terdapat dalam yellow cake. Dengan diketahui kadar uranium dalam yellow cake tersebut maka kebutuhan HNO3 untuk pelarutan yellow cake dalam proses konversi yellow cake menjadi UO2 atau U3O8. dapat diketahui. Penentuan kadar uranium dalam yellow cake tersebut dapat ditentukan dengan mengetahui pencacahan isotop uranium menggunakan spektrometer gamma genny. Pencacahan isotop Uranium dalam yellow cake diawali dengan menimbang sampel yellow cake sebesar ± 1 gram dalam vial kaca, kemudian melakukan pencacahan selama 20000 detik. Dari pencacahan tersebut dihitung besar aktivitas dan kandungan dari masing masing isotop, sehingga kadar uranium dapat diketehui. Dari kegiatan tersebut diperoleh total kandungan isotop uranium sebesar dalam sampel uji yellow cake-1 yaitu 0.5887 gram (69.22%), 0.5611gram (65.51%) untuk kode sampel yellow cake-2 dan 0.5248 gram (60.97%) untuk sampel dengan kode yellow cake-3. Selanjutnya untuk melihat apakah penentuan kandungan isotop yang dilakukan memberikan hasil mendekati nilai benar, maka dilakukan penentuan nilai akurasi terhadap sampel standar uranium serbuk bersertifikat dari CRM. Pada penentuan nilai akurasi tersebut diperoleh nilai akurasi masing-masing isotop uranium yang terdapat dalam standar uranium bersertifikat dari CRM yaitu 1.005 - 4.552%, nilai akurasi yang diperoleh cukup baik kecil dari 5%, sehingga hasil pengukuran tersebut dapat diterima dengan tingkat kepercayaan 95%. Kata kunci–Yellow  Cake,  radioaktivitas, Spektrometer-γ
PENGARUH ZIRKONUM DAN NIOBIUM DALAM ANALISIS URANIUM DENGAN METODE POTENSIOMETRI Torowati Torowati Torowati; Ngatijo Ngatijo; Deni Mustika Mustika
PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir Vol 11, No 21 (2018): Oktober 2018
Publisher : PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (10733.152 KB)

Abstract

ABSTRAKPENGARUH ZIRKONUM DAN NIOBIUM DALAM ANALISIS URANIUM DENGAN METODE  POTENSIOMETRI.  Telah dilakukan  analisis pengaruh zirkonium (Zr) dan niobium (Nb) dalam  uranium. Alat yang digunakan untuk analisis adalah   potensiometri T-90 merk Tolendo. Analisis  dilakukan   di laboratorium kendali kualitas  Bidang Bahan Bakar Nuklir (B3N), Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir (PTBBN).  Tujuan dari analisis  uranium ini adalah untuk mengetahui  pengaruh unsur  Zr dan Nb yang berada bersama-sama dalam larutan uranium berupa uranil nitrat (UN) dengan konsentrasi Zr dan Nb bervariasi.  Harapan dari  analisis  ini adalah mengetahui penyimpangan dari analisis uranium karena adanya Zr dam Nb.  Prinsip dari analisis ini berdasarkan reaksi redoks  (reduksi-oksidasi). Bahan reduktor digunakan ferro sulfat dan sebagai oksidator adalah kalium bikromat. Dalam analisis ini kandungan uranium  dianalisis kurang lebih 10 g/L sedangkan variasi konsentrasi Zr 1% sampai 8%  dengan interval 1% dan Nb 0,1% sampai 1%.  Adanya unsur Zr dan Nb berpengaruh terhadap hasil analisis uranium. Hasil analisis terlihat bahwa semakin besar konsentrasi Zr dalam larutan UN  hasil analisis  uranium  akan semakin kecil sehingga  penyimpangan hasil  analisis kandungan uranium akan semakin besar, demikian juga  adanya penambahan Nb dalam larutan UN yang telah mengandung 1% Zr, semakin besar jumlah Nb yang ditambahkan  penyimpangan juga semakin besar. Hasil analisis uranium larutan UN dengan  adanya unsur Zr 1% penyimpangan analisis sebesa 4,54% dan hasil analisis larutan UN dengan penambahan secara bersamaan Zr 1% dan Nb 1% penyimpangan hasil analisis uranium uranium sebesar 9,08% Kata kunci :   uranium, zirkonium, niobium, potensiometer, redoks.     ABSTRACT THE INFLUENCE OF ZIRCONIUM AND NIOBIUM IN URANIUM ANALYSIS BY POTENTIOMETRY. Analysis on the influence of zirconium (Zr) and niobium (Zr) in uranium by potentiometry has been done at the laboratory of Quality Control of Nuclear Fuel Division, the Center for Nuclear Fuel Technology. The device used for the analysis was T-90 Tolendo potentiometry. The aim of the analysis is to study the influence of Zr and Nb presence in uranium solution of uranyl nitrate with varied concentration of Zr and Nb. The results are expected to contribute to the study of deviation in uranium analysis due to the presence of Zr and Nb. The principle of the analysis is based on the redox reaction (reduction-oxidation), The reduction material used was ferro sulfate while the oxidator was calium bichromate. The uranium samples were of about 10 gram/L with varied concentration were 1 to 8% for Zr and 0.1 to 1% for Nb. The results show that higher concentration of Zr in uranyl nitrate (UN) solution resulted in lower value of uranium content measurement result, and higher Nb concentration present in mixture of 1% Zr and uranyl nitrate caused greater value of measurement deviation. The analysis of uranyl nitrate solution with 1% Zr caused a measurement deviation of 4.54%, while the analysis of a mixture of 1% Zr and 1% Nb in uranyl nitrate sample resulted in a deviation value of 9.08%. Keywords: uranium, zirconium, niobium, potentiometer, redox
VALIDASI METODA ANALISIS ISOTOP U-233 DALAM STANDAR CRM MENGGUNAKAN SPEKTROMETER ALFA Noviarty .; Yanlinastuti .
PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir Vol 7, No 14 (2014): Oktober 2014
Publisher : PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (1143.815 KB)

Abstract

ABSTRAK VALIDASI METODA ANALISIS ISOTOP U-233 DALAM STANDAR CRM MENGGUNAKAN SPEKTROMETER ALFA. Validasi metoda dilakukan dengan tujuan untuk memastikan bahwa metoda analisis yang digunakan memberikan hasil yang dipercaya,  karena isotop 233U adalah salah satu isotop yang akan digunakan sebagai bahan tracer untuk analisis isotop uranium yang terdapat dalam sampel.  Validasi metoda dilakukan dalam dua langkah, yaitu melalui proses elektrodeposisi dan proses pengukuran dengan alpha spektrometer. Hasil validasi metode analisis diperoleh kandungan isotop 233U dan diperoleh kandungan isotop  rerata sebesar 0,00105μg dengan persen recovery 73,96% serta standar deviasi 0,0000356. Pada penentuan presisi yang digambarkan dengan standar deviasi, hasil pengukuran dapat diterima karena  harga koefisien variansi (CV) pengukuran isotop 233U adalah 3.96% lebih kecil dibandingkan dengan harga koefisien variansi (CV) Horwitz-nya yaitu 5.61%. Dari hasil analisis ini dapat disimpulkan bahwa metoda analisis yang digunakan cukup valid dengan keberterimaan 95%. Kata kunci: validasi, elektrodeposisi, spektrometri alfa, Standar U3O8
PENGELOLAAN LIMBAH RADIOAKTIF BENTUK PADAT BERAKTIVITAS RENDAH DI INSTALASI RADIOMETALURGI TAHUN 2007 Sunardi .
PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir Vol 1, No 01 (2008): April 2008
Publisher : PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (77.347 KB)

Abstract

ABSTRAKPENGELOLAAN LIMBAH RADIOAKTIF BENTUK PADAT BERAKTIVITAS RENDAH DI INSTALASI RADIOMETALURGI TAHUN 2007. Telah dilakukan pengelolaan Limbah radioaktif bentuk padat beraktivitas rendah di Instalasi Radiometalurgi (IRM). Limbah tersebut salah satunya ditimbulkan dari kegiatan penelitian di bidang nuklir yang dilakukan di instalasi radiometalurgi. Pengelolaan limbah radioaktif bentuk padat dilakukan melalui empat tahap: pengumpulan, pengelompokan, pengepakan dan pengangkutan. Pengelolaan limbah radioaktif tersebut dilakukan untuk dapat mencegah terjadinya penyebaran radiasi dan kontaminasi, baik dilingkungan kerja maupun masyarakat. Dari pengelolaan limbah radioaktif beraktivitas rendah bentuk padat yang dilakukan pada tahun 2007, diperoleh hasil paparan radiasi rata-rata tertinggi adalah limbah yang berasal dari kegiatan pencacahan sampel kontaminan di R-121 sebesar 190 nSv/jam. Selama tahun 2007 dilakukan pengiriman limbah padat dari IRM ke instalasi pengolahan limbah radioaktif sebanyak 64,2 kg (4 drum) dengan paparan tertinggi sebesar 6,5 nSv/jam. Kata kunci : Pengelolaan limbah radioaktif, aktivitas limbah, paparan radiasi
STUDI PENAMBAHAN PERISAI RADIASI DI KANAL HUBUNG S-5 UNTUK MENGURANGI PAPARAN LINGKUNGAN Herry Mugirahardjo - Mugirahardjo; Sairun - -
PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir Vol 10, No 19 (2017): Oktober 2017
Publisher : PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (449.921 KB)

Abstract

ABSTRAK ─ Telah dilakukan studi rencana penambahan perisai radiasi di atap kanal hubung S-5 dengan menggunakan bahan utama air. Tujuan penambahan perisai radiasi untuk mengurangi paparan pada atap kanal hubung S-5 agar pekerja radiasi tidak berpotensi menerima dosis radiasi melebihi Nilai Batas Dosis (NBD) yang diijinkan oleh BAPETEN, yaitu 20 mSv/tahun. Studi penambahan perisai radiasi dilakukan dengan membuat sebuah kolam pengukuran yang berukuran 8000(p)X2400(l)X300(t) mm3. Di dalam kolam ditentukan 9 titik pengukuran yang berjarak 1 meter. Pengukuran paparan radiasi, baik neutron maupun sinar-g, pada titik pengukuran dilakukan pada saat reactor beroperasi normal (15 MW), main shutter dan lithium shutter terbuka, dalam kondisi kolam belum diisi air, diisi air sedalam 15 cm dan 30 cm. Hasil pengukuran menunjukkan bahwa pada kedalaman air 30 cm paparan radiasi pada titik terdekat dengan sumber menurun dari 101,57 ɥSv/jam menjadi 1,09 ɥSv/jam untuk neutron dan 13.7 ɥSv/jam menjadi 3,95 ɥSv/jam untuk sinar γ. Paparan rad ini sudah tidak berpotensi menyebabkan pekerja radiasi mempunyai dosis melebihi NBD yang diijinkan oleh BAPETEN. Dari data pengukuran juga diperoleh data bahwa air sangat efektif untuk meredam radiasi neutron, tetapi kurang efektif untuk meredam radiasi sinar-g. Dari hasil studi rencana ini, akan dibuat perencanaan pembuatan perisai radiasi di atap kanal hubung S-5.  Kata kunci: perisai radiasi kanal hubung S-5, laju dosis S-5, paparan radiasi atap kanal hubung S-5 ABSTRACT ─ A study has been conducted for the addition of radiation shield on the roof of the S-5 canal using the main water material. The purpose of the adding a radiation shield is to reduce exposure to the S-5 canal roof so that radiation workers do not potentially receive radiation doses exceeding the Dose Limit (NBD) permitted by BAPETEN, ie 20 mSv/year. The study of the radiation shields additions was made by making a measuring pool with dimension 8000 X 2400 X 300 mm. Inside the pool is determined nine measurement point within 1 meter. Measurements of radiation exposure, both neutrons and g-rays, at the point of measurement are performed when the reactor operates normally (15 MW), the main shutter and open lithium shutter, in the condition the pool is not filled with water, filled with water as deep as 15 cm and 30 cm. The measurements showed that at a water depth of 30 cm the radiation exposure at the nearest point with the source decreased from 101.57 ɥSv/h to 1.09 ɥSv / h for neutrons and 13.7 ɥSv / hr to 3.95 ɥSv / h for γ rays. This radiation exposure has no potential to cause radiation workers to have a dose exceeding the NBD permitted by BAPETEN. From the measurement data also obtained data that water is very effective to reduce the radiation of neutrons, but less effective to reduce g-ray radiation. From the results of this study, will be made planning of radiation shielding on the roof of the S-5 canal. Keywords: radiation shield S-5 canal, S-5 dose rate, radiation exposure of S-5 canal roof
PEMANTAUAN DOSIS INTERNA PEKERJA RADIASI DI PUSAT TEKNOLOGI BAHAN BAKAR NUKLIR TAHUN 2009 Sudaryati .; Sri Wahyuningsih; Arca Datam Sugiarto
PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir Vol 3, No 06 (2010): Oktober 2010
Publisher : PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (145.532 KB)

Abstract

ABSTRAK PEMANTAUAN DOSIS INTERNA PEKERJA RADIASI DI PUSAT TEKNOLOGI BAHAN BAKAR NUKLIR TAHUN 2009. Pemantauan dosis interna pekerja radiasi  di Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir (PTBN) tahun 2009, telah dilakukan. Tujuan dari pemantauan ini untuk mengetahui seberapa besar dosis interna yang diterima pekerja radiasi di PTBN pada tahun 2009. Pemantauan radiasi interna pekerja radiasi dilakukan dengan metoda pengukuran langsung aktivitas radionuklida di dalam tubuh pekerja radiasi dengan cara Whole Body Counter (WBC) dan pemeriksaan urine pekerja tersebut. Pelaksanaannya dilakukan dengan cara in-vitro melalui pemeriksaan urine dan  in-vivo WBC. Hasil pemantauan dosis interna menunjukkan secara umum pekerja radiasi tak terdedeksi terkena kontaminasi interna dari zat radioaktif, kecuali seorang pekerja radiasi berinisial S pada triwulan II terdeteksi dari hasil pemeriksaan urinenya sebesar 0,09 Becquerel (Bq) untuk aktivitas U-total dengan dosis terikat efektif (HE) sebesar 0,07 mSv. Namun pada triwulan III dilakukan kembali pemeriksaan terhadap pekerja tersebut dengan hasil pantauan  tak terdeteksi (ttd). Secara keseluruhan nilai dosis ekivalent seluruh tubuh (DEST) pekerja radiasi S diakhir tahun 2009 tidak melebihi dari 50 mSv/tahun untuk dosis eksterna dan interna. Dari hasil ini dapat disimpulkan selama kegiatan di laboratorium PTBN periode tahun 2009, seluruh pekerja radiasi PTBN aman dari bahaya radiasi interna. Katakunci : dosis interna,  pemeriksaan urine, pemeriksaan WBC (Whole Body Counter).
PEMBUATAN FOIL TARGET DENGAN TINGKAT PENGKAYAAN URANIUM RENDAH Purwanta Purwanta; Suhardyo Suhardyo; Susworo Susworo; Guswardani Guswardani
PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir No 7 (2011): April 2011
Publisher : PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir

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

Abstract

PEMBUATAN FOIL TARGET DENGAN TINGKAT PENGKAYAAN URANIUM RENDAH. Telah dilakukan pembuatan foil target uranium dengan pengkayaan uranium rendah < 20 % U – 235. Dalam pembuatan  satu target diperlukan beberapa komponen yaitu kelongsong pipa Al 3001  dan foil uranium, kelongsong pipa Al terdiri dari kelongsong pipa dalam dan luar  yang  berfungsi untuk mengungkung foil uranium dengan  ketebalan rerata 0,126 mm. Foil uranium dibungkus foil nikel kemudian dimasukkan diantara kelongsong pipa luar dan dalam menjadi foil target. Tujuan pembuatan foil target untuk memperoleh rakitan foil target yang memenuhi spesifikasi yaitu  ukuran dimensi dan tidak bocor sehingga siap untuk diiradiasi. Foil target yang dihasilkan dilakukan pengujian dimensi dan kebocoran. Hasil uji dimensi diperoleh ukuran panjang 162,1 mm diameter luar 30,1 mm dan diameter dalam 26,2 mm. Hasil uji kebocoran rakitan foil target dengan cara buble test menunjukkan tidak ada kebocoran. Hasil uji kebocoran foil target dengan cara He leak test adalah 0,2x10-8cm3/S, hasil ini memenuhi spesifikasi karena spesifikasi untuk He leak test harus lebih kecil dari 5x10-7cm3/S.(2).   Kata kunci : foil uranium, kelongsong, target.
EVALUASI PENGARUH POLA ALIR UDARA TERHADAP TINGKAT RADIOAKTIVITAS DI DAERAH KERJA IRM Endang Sukesi I; Suliyanto Suliyanto
PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir No 12 (2013): Oktober 2013
Publisher : PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir

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

Abstract

EVALUASI PENGARUH POLA ALIR UDARA TERHADAP TINGKAT RADIOAKTIVITAS DI DAERAH KERJA IRM. Evaluasi pengaruh pola alir udara terhadap tingkat radioaktivitas di daerah kerja Instalasi Radiometalurgi (IRM) telah dilakukan. Tujuan dari evaluasi ini untuk mengetahui pola alir udara selama 5 tahun terakhir berdasarkan data tingkat radioaktivitas udara di daerah kerja IRM. Metoda yang digunakan adalah mengumpulkan data pantau radioaktivitas α dan β rata-rata tahun 2008 sampai 2012, kemudian mengevaluasi kecenderungan tingkat radioaktivitas udara di ruang-ruang yang dipantau tersebut. Radioaktivitas di ruang-ruang dengan kecenderung rata-rata tinggi, selanjutnya dicuplik udaranya dan dicacah secara total (gross counting) pada umur cuplikan 0 jam; 1 jam; 2 jam 3 jam dan 4 jam. Radioaktivitas α rata-rata tertinggi di udara ruang 143 pada tahun 2012, sebesar 3,18 Bq/m3 atau 15,90 % dari batas yang diizinkan (20 Bq/m3). Sedangkan radioaktivitas β rata-rata tertinggi di udara ruang ruang 135 pada tahun 2011, sebesar 7,57 Bq/m3 atau 3,79 % dari batas yang diizinkan (200 Bq/m3). Secara keseluruhan radioaktivitas α maupun β selama tahun 2008 – 2012, masih berada di bawah batas yang diijinkan. Tingkat radioaktivitasnya pada tahun 2008 dan 2012, sesuai dengan desain pola alir udara IRM yaitu udara mengalir dari zona II ke zona III. Sedangkan pada tahun 2009, 2010 dan 2011 terjadi anomali tingkat radioaktivitas α maupun β, terutama pada ruang 135 dan 140. Dari hasil penundaan pencacahan diketahui bahwa radioaktivitas α di udara ruang 135 dan 140 cenderung turun mendekati cacah latar, demikian halnya terhadap radioaktivitas β di udara ruang 135 dan 140. Radioaktivitas di udara ruang 135 dan ruang 140 tersebut, kemungkinan berasal dari zat radioaktif alamiah berumur pendek. Dapat disimpulkan bahwa selama tahun 2009, 2010 dan 2011, sistem ventilasi (VAC) yang tidak berjalan normal sesuai dengan pola alir udara di daerah kerja IRM.Kata kunci : evaluasi, radioaktivitas, udara,
PROSES STRIPPING UNTUK PEMISAHAN URANIUM DARI SOLVEN TBP-HEKSANA Ngatijo Ngatijo; Banawa Sri Galuh Galuh; Rahmiati Rahmiati; Torowati Torowati
PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir Vol 12, No 23 (2019): Oktober 2019
Publisher : PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir

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

Abstract

ABSTRAK Telah  dilakukan proses  stripping untuk  pemisahan  uranium dari  solven  TBP- heksana hasil ekstraksi uranium pada preparasi analisis unsur pengotor dalam uranium oksida. Proses stripping pada pemisahan uranium dari fasa organik ke fasa air, bertujuan agar uranium dapat diendapkan dan dikonversi kembali menjadi uranium oksida. Kegiatan ini dilakukan untuk mendapatkan larutan yang efektif untuk proses stripping,  sehingga dapat digunakan sebagai acuan  dalam  pengolahan  limbah  organik  yang  ditimbulkan  dari  preparasi  analisis  unsur pengotor dalam uranium oksida menggunakan alat AAS. Proses stripping dilakukan menggunakan larutan HNO3  0,01M, air panas 60 oC dan H2SO4  0,1M; 0,3M; 0,5M, perbandingan fasa organik dan fasa air (1:2), kecepatan pengadukan 500 rpm selama 30 menit, stripping   dilakukan   sampai   4   tingkat.   Proses   stripping   menggunakan   HNO3     0,01M menghasilkan  efisiensi  total  sebesar  38,66%  dan  menggunakan  air  panas  60oC  sebesar47,21%. Stripping menggunakan H2SO4 0,1M, 0,3M dan 0,5M diperoleh efisiensi total masing- masing sebesar 84,08%, 96,13% dan  99,08%. Larutan paling efektif untuk stripping uranium dari solven TBP-heksana adalah H2SO4 dengan konsentrasi 0,5M. Kata kunci - stripping, uranium, limbah organik TBP-heksana, H2SO4  ABSTRACT Stripping process to separate uranium from the TBP-hexane solvents results of uranium extraction  has been carried out in the preparation of impurities analysis in uranium oxide. Stripping process in the separation of uranium from organic solvent to aqueous phase has aim to precipitate and convert it to uranium oxide. The objective of this work is to obtain the effective stripper solution for stripping process, that it can be used as a reference for treatment of organic waste from preparation of impurities analysis in uranium oxide by AAS. Stripping process was conducted using HNO3  solution at 0.01M, hot water at 60oC and H2SO4 solution with concentration at 0.1M, 0.3M, 0.5M, the ratio of organic phase and aqueous phase was (1:2), stirring speed of 500 rpm for 30 minutes, and the stripping was carried out up to 4 stages. Stripping process with 0.01M HNO3 solution gave results total efficiency at 38.66% and with hot water 60oC result in 47.21% of total efficiency. The total efficiency of stripping with H2SO4 solution at 0.1M, 0.3M and 0.5M are 84.08%, 96.13% and 99.08% respectively. The most effective stripper solution for uranium stripping from TBP-hexane solvents is H2SO4 solution with a concentration of 0.5M. Keywords - stripping, uranium, TBP-hexane organic waste, H2SO4

Page 15 of 17 | Total Record : 169

 13   14   15   16   17 

Filter by Year

2008 2020


Reset
Filter By Issues
All Issue Vol 13, No 25 (2020): Oktober 2020 Vol 13, No 24 (2020): April 2020 Vol 12, No 23 (2019): Oktober 2019 Vol 12, No 22 (2019): April 2019 Vol 11, No 21 (2018): Oktober 2018 Vol 11, No 20 (2018): April 2018 Vol 10, No 19 (2017): Oktober 2017 Vol 10, No 18 (2017): April 2017 Vol 9, No 17 (2016): Oktober 2016 Vol 9, No 16 (2016): April 2016 Vol 8, No 15 (2015): April 2015 Vol 7, No 14 (2014): Oktober 2014 No 13 (2014): April 2014 No 12 (2013): Oktober 2013 No 11 (2013): April 2013 No 9-10 (2012): April-Oktober 2012 No 8 (2011): Oktober 2011 No 7 (2011): April 2011 Vol 3, No 06 (2010): Oktober 2010 Vol 3, No 5 (2010): April 2010 Vol 2, No 03 (2009): April 2009 Vol 2, No 4 (2009): Oktober 2009 Vol 1, No 02 (2008): Oktober 2008 Vol 1, No 01 (2008): April 2008 More Issue