(Ghaib Widodo, Syamsul Fatimah, Yanlinastuti)

## RECOVERY URANIUM DAN THORIUM DARI CAMPURAN
URANIUM THORIUM SECARA EKSTRAKSI-STRIPPING

## Ghaib Widodo, Syamsul Fatimah, Yanlinastuti
Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir – BATAN
Kawasan Puspiptek, Serpong, Tangerang Selatan 15314
E-mail: ghaibwidodo@yahoo.com
(Naskah diterima: 03 Oktober 2011, disetujui: 04 April 2012)

## 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-di stripping 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 o C 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 o C  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.

## PENDAHULUAN
Penelitian  pengembangan bahan bakar nuklir bentuk logam/ paduan  uranium, senantiasa  terus  dilakukan  sejalan  dengan harapan  Pusat  Teknologi  Bahan  Bakar Nuklir  (PTBN)  -    BATAN  Serpong,  menjadi satu-satunya satker (pusat kerja) yang mampu  memproduksi  bahan  bakar  nuklir. Upaya  ini  dilakukan  agar  diperoleh  bahan bakar  bentuk  logam  yang  mempunyai tingkat  muat  lebih  tinggi  dibanding  bahan bakar  sebelumnya  seperti  UAlx,  U 3 Si 2 dll [1] . Dari  beberapa  bahan  bakar  berbentuk paduan uranium yang sedang
dikembangkan  oleh  PTBN,    bahan  bakar UMo  dan  UZr  yang  mempunyai  keunggulan dan  sifat  karakteristik  yang  lebih  baik [2,3] . Sebenarnya  di  PTBN – BATAN  perjalanan bahan bakar paduan UZr penelitian pengembangannya bersamaan dengan bahan bakar paduan UMo.
Bahan  bakar  baik  berbentuk  serbuk maupun  logam  dan  berbasis  uranium, apabila  diiradiasi  dalam  teras  reaktor    akan menghasilkan  produk  fisi  salah  satunya adalah thorium. Diketahui bahwa produk fisi yang  berupa  thorium  merupakan  bahan bakar  yang  dapat  diumpankan  kembali sebagai  bahan  bakar  baru.  Namun  karena thorium bersama aktinida lain masih tercampur  dengan  uranium,  maka  perlu dilakukan pemurnian dan pemisahan menggunakan  proses  ekstraksi - stripping agar didapat hasil yang berupa uranium dan thorium  murni  yang  dapat  diumpankan kembali sebagai bahan bakar [4] .
Berharap proses ekstraksi  - stripping menggunakan  umpan  simulasi campuran uranium dengan thorium ini dapat dipersiapkan  secara  dini,  agar  kelak  dapat dimanfaatkan pada proses olah-ulang bahan
bakar  bekas  yang  telah  mengalami  proses iradiasi dalam teras reaktor.

## Teori
Pada  umumnya proses  olah-ulang bahan  bakar  basis  uranium  dilakukan menggunakan  teknologi  proses Purex (U- Pu).  Proses  olah  ulang  bahan  bakar campuran  U-Th  dikenal  dengan  nama proses Thorex . Thorex adalah  thorium recovery extraction , yaitu pemungutan thorium  dari  campuran  thorium  dengan uranium  ( co-extraction )  dari  produk  fisi. Prosesnya  adalah  memisahkan  thorium dengan uranium dan memurnikan keduanya thorium dan uranium (Gambar1) [5] , sehingga  Th  dan  U  bahan  fisil  tersebut dapat  difabrikasi  ulang  ( refabrication ),  yang dapat  diumpankan  kembali  sebagai  bahan bakar [4-5] .
Proses Purex dan  proses Thorex merupakan proses yang sejenis dan digunakan  untuk  memungut    bahan  bakar reaktor. Dalam proses tersebut, bahan yang diinginkan  (uranium, plutonium  dan  thorium) diikat  oleh  tributil  fosfat  dilarutkan  dalam pengencer  hidrokarbon  dan  dipisahkan  dari sebagian  besar  produk  fisi  yang  tetap berada dalam larutan asam nitrat.
Di dalam proses olah ulang (proses thorex )  dikenal  3  macam  proses thorex :  (1) proses thorex miskin  asam,  (2)  proses thorex asam  dan  (3)  proses thorex ganda atau kombinasi antara kedua proses tersebut.  Pro  aktinium  dapat  dikurangi  pada head-end  treatment sebelum  dilakukan ekstraksi  dengan  menambahkan  ion  posfat dalam  larutan scrub .  Cara  ini  dipromosikan untuk  dekontaminasi  pro  aktinium  dengan membentuk  kompleks  pro  aktinium  yang lebih sulit terekstrasi. Cara lain adalah pada
pengaturan  umpan,  dilakukan  ko-presipitasi pro aktinium dengan mangan dioksida, pada keasaman  1-4 N HNO 3 dan  suhu 60-70 o C. Dijesti/ pencernaan  menggunakan  mangan dioksida  1,5 g/liter,  kemudian  diendapkan dengan potassium  permanganat sehingga ada  kelebihan  mangan  nitrat.  Di  bawah kadar thorium 0,65 M tidak akan mengganggu proses [6] .
Reaksi  yang  terjadi  selama  proses ekstraksi  dan  stripping  campuran  uranium dan  thorium  diperlihatkan  pada  reaksi  (1), (2),  dan  (3).  Reaksi  ekstraksi,  sebagai berikut (1) [6-8] :
UO 2 (NO 3 ) 2  fa +  Th  (NO 3 ) 4  fa +  4TBP  UO 2 (NO 3 ) 2 .2TBP fo + Th(NO 3 ) 4 .2TBP fo (1)
Reaksi stripping dengan asam nitrat encer,  untuk  menghilangkan  impuritas  dan entrainment fasa  air  dalam  fasa  organik, tetapi  diharapkan  tidak  ada  perubahan senyawa/fasa, sedang reaksi stripping sebagai berikut (2-3) [6-8] :
U0 2 (N0 3 ) 2 2TBP fo +  Th(N0 3 ) 4 .2TBP fo + HN0 3 encer  U0 2 (N0 3 ) 2 . fa +  Th(N0 3 ) 4 . 2TBP fo + 2TBP.HN0 3 encer (2) U0 2 (N0 3 ) 2 . f +  Th(N0 3 ) 4 .2TBP fo + HN0 3 encer  U0 2 (N0 3 ) 2-fa +  Th(N0 3 ) 4fa +  2TBP.HN0 3 encer (3)
Dengan  berbagai  pertimbangan  di atas,  dipilih  proses thorex kombinasi  kedua proses  (proses thorex miskin  asam  dan proses thorex
asam), diteliti dan dikembangkan  proses thorex untuk  olah- ulang bahan bakar campuran bekas (U,Th)O 2 [6] .
Kesulitan  pertama  pada  pemisahan thorium-uranium  dengan  produk  fisi  adalah koefisien  distribusi  (K D )  thorium  yang  kecil, dan  selalu  timbul  krad  (lapis  ke  tiga  yang terbentuk  pada interface  fase organik  dan fase  air  (pada  alat  ekstraksi)  sehingga menyulitkan  perpindahan  massa)  pada proses  ekstraksi [5] .  Untuk  meningkatkan  K D thorium  (sekaligus  uranium)  menggunakan
larutan kurang stoikhiometri antara ion nitrat dan  ion  logam  atau  disebut  dengan  proses thorex  miskin  asam  ( acid  deficiency  thorex process ).
Gambar  1  memperlihatkan  bahwa koefisien    distribusi  (KD)  unsur  thorium sangat kecil dibandingkan koefisein distribusi  unsur  uranium.  Demikian  juga pengaruh keasaman terhadap unsur thorium dan  produk  fisi  terutama  zirkonium,  niobium dan rutenium. Tingkat oksidasi thorium yang paling  stabil  adalah  Th(IV)  yang  sifat-sifat kimiawi sangat mirip dengan zirkonium yang merupakan  produk  fisi  paling  menimbulkan permasalahan  dalam  pemisahan,  karena menimbulkan krad [9-11] .
Dengan
demikian pemilihan keasaman  sistem  dalam  proses  ekstraksi ura-nium-thorium  sangat  sensitif  kaitannya dengan pemisahan thorium-uranium dengan produk  fisi  dan  pembentukan  krad.  Apabila digunakan keasaman rendah maka unsur Zr dengan  mudah  akan  terpisah  pada  siklus pertama,  dan  pada  keasaman  rendah  krad berkurang.  Namun,  pada  keasaman  rendah pula  unsur  Nb  dan  Ru  akan  lebih  mudah masuk  ke  fase  organik  sehingga  faktor dekotarninasi menjadi kecil.
Diagram  alir  blok  pemisahan  dalam proses  ekstraksi stripping antara  uranium
dengan thorium diperlihatkan
pada Gambar 2 [9] .
Gambar 1. Koefisien distribusi thorium , uranium dan hasil fisi [5] .
K o e fi s ie n D is tr ib u s i, K D Unsur Produk Fisi

## TATA KERJA

## Bahan dan alat
Uranium, thorium, air bebas mineral, TBP,  kerosin ouderless (tidak  bau),  asam nitrat, segenap larutan yang dipakai sebagai pendukung  analisis.  Peralatan  gelas  (beker gelas, pipet takar, pipiet mata, corong gelas, labu  takar,  erlenmeyer),  kertas  saring, peranti  proteksi  radiasi,  peranti  analisis potensiometri.

## Cara kerja
1.  Dibuat  campuran  simulasi  uranium dengan  thorium  perbandingan  1  :  1, kemudian ditentukan konsentrasi
masing-masing dengan proses ekstraksi
- stripping .
2.  Dilakukan  pemisahan  antara  uranium dengan thorium secara ekstraksi menggunakan  TBP  yang  bervariasi masing-masing  20%,  25%,  30%,  35%,
40%  dan  45%.  Rafinat  berupa  thorium bersama impuritasnya. Proses berikutnya  men- stripping uranium  fasa organik menggunakan asam nitrat bervariasi masing-masing dari 0,4 hingga  0,65  N  dengan  air  panas  pada temperatur 60 - 70 o C.
3.  Proses  ekstraksi  thorium  menggunakan TBP  dilakukan dengan variasi ma-sing- masing 35%, 40%, 45%, 50%, 55%, dan 60%.  Rafinat  yang  terpisah  dari  thorium adalah impuritas yang ditampung sebagai  limbah  atau  efluen  proses. Langkah selanjutnya thorium fasa organik  di- stripping menggunakan  air panas  pada  temperatur  60  –  70 o C dengan  variasi  keasaman  (dimulai  dari 0,4  –  0,65  N)  kembali  ke  fasa  air menjadi thorium bebas dari impuritas.
4.  Analisis kandungan uranium dan
thorium masing-masing dilakukan dengan menggunakan metode potensiometri.
Gambar 2.  Proses ekstraksi – stripping uranium dan thorium [9] .

## HASIL DAN PEMBAHASAN

## Proses ekstraksi
Dari  Gambar  3  dan  Tabel  1    pada  lampiran terlihat pada proses ekstraksi mulai konsentrasi  ekstraktan  20%  hingga  30% terjadi  kenaikan  hasil  ekstraksi  uranium dengan  hasil  dari  78,9276%  naik  menjadi 93,6924%, selanjutnya pada kenaikan ekstraktan  hingga  lebih  tinggi  lagi  hingga 40%.  Kenaikan  uranium  yang  diperoleh hanya sedikit (kecil) yaitu sebesar 68,7859%.    Hal  ini  disebabkan  ektraktan mulai tidak mengikat uranium lagi.
Sedangkan  pada  proses  ekstraksi  thorium (Gambar  3  dan  Tabel  2  pada  lampiran) ekstraktan  dimulai  35%  hingga  55%  hasil thorium  yang  diperoleh  sebesar  75,4276% naik terus hingga menjadi 92,0754%. Hal ini berarti  ekstraktan  pada range antara  35% hingga  55%  tersebut,  cukup  baik  mengikat thorium.  Apabila  ekstraktan  dinaikan  di  atas 55%,  hasil  ekstraksi  thorium  cenderung turun.  Hal  itu  dimungkinkan  ekstraktan 60% sudah  mulai  tidak  mengikat  thorium  lagi, karena hasil thorium dari 92,0754% menurun menjdi 89,7559% .
Keadaan  proses  ekstraksi  antara uranium dengan thorium menurut pustaka [5- 6,10] dapat dijelaskan sebagai berikut: karena KD thorium kecil (Gambar 1) sehingga kadar thorium  yang  terekstrak  kecil  (dibandingkan antara  thorium  dengan  uranium),  maka diperlukan nisbah laju alir yang tinggi antara fase  organik  dan  fase  air  Fase  air
harus  pada  suhu  kamar  dan  konsentrasi umpan  dibatasi  1  mol/liter,  agar    thorium hilang  fase  ke  tiga  (krad)  dapat  dihindari. Karena  fase  ke  tiga  ini  terbentuk  juga dipengaruhi  keasaman,  maka  perlu  dibatasi konsentrasi  asam  nitrat  dan  larutan  umpan dan scrub .  Formulasi  umum  fase  larutan mengandung  1 mol/liter  HNO 3 dan scrub 0,01  hingga  0,1 mol/liter  HNO 3 ,  atau larutan umpan  tidak  mengandung  asam  nitrat sedang scrub mengandung 1 mol/liter HNO 3 [7] .  Namun,  keasaman  yang  rendah pada larutan umpan dan scrub akan
menyebabkan  kehilangan  thorium  melalui aliran  limbah  (rafinat)  terutama  karena kemampuan  ekstraksi  thorium  yang  kecil. Oleh karena itu konsentrasi HNO 3 ditambahkan  ke  aliran  fase  air  sebelum meninggalkan  alat  ekstraksi,  yang  akan menghasilkan  konsentrasi  asam  lebih  tinggi sehingga kehilangan thorium dapat dikurangi.
Selama melakukan proses ekstraksi uranium  –  thorium  dapat  diamati  adanya krad. Adapun krad adalah lapis ke tiga yang terbentuk  pada interface fase  organik  dan fase  air  (pada  alat  ekstraksi),  sehingga menyulitkan  perpindahan  massa.  Timbulnya krad  dipengaruhi  oleh  kadar  thorium  itu sendiri,  keasaman  larutan  dan  senyawa yang  ditimbulkan  oleh  proses  hidrolisis ekstraktan  TBP  berupa  senyawa  MBP (Mono  Butyl  phosfat)  dan  DBP  (Di  Butyl phosfat),  yang  disebabkan  oleh  radiasi maupun  keasaman.  Dengan  timbulnya  krad tersebut  proses  ekstraksi  tidak  dapat berjalan [4-6] .

## Proses stripping
Dari    Gambar  4  dan  Tabel  3  pada  lampiran memperlihatkan hasil stripping baik uranium ataupun  thorium  menggunakan stripper
asam  nitrat  dengan  air  bebas  mineral
(ABM) temperatur 60 – 70 o C. Pada keasaman stripper 0,40 - 0,45 N hasil
stripping uranium dan thorium semakin naik.
Apabila konsentrasi keasaman proses
Gambar 3. Korelasi ekstraksi antara U dan Th terhadap pelarut TBP.
stripping dinaikkan  lebih  tinggi  dari  0,45 hingga 0,65 N, hasil uranium yang diperoleh hampir sama dengan keasaman 0,45 N. Hal itu  dimungkinkan  semua  uranium  pada fasa organik untuk berubah menjadi uranium fasa air  telah  mengalami  kejenuhan  seperti ditunjukkan  pada  reaksi  2.  Sebaliknya proses stripping thorium  pada  kenaikan konsentrasi  asam  nitrat  pada  berbagai variasi  konsentrasi  dari  0,4  hingga  0,55  N hasil thorium yang diperoleh bertambah dari 75%  hingga  96%.  Apabila  konsentrasi keasaman  proses stripping dinaikan  hasil thorium cenderung menurun, ini berarti pada proses stripping thorium  fasa  organik  untuk berubah  menjadi  fasa  air  telah  kejenuhan (ditunjukkan pada reaksi 3).
Proses stripping thorium  dan uranium  telah  diperoleh  hasil stripping yang cukup  baik  yaitu  hasil  masing-masing  untuk thorium  sebesar  98,6392  %  dan  88,9452  % untuk  uranium,  seperti  ditunjukkan  dalam Tabel 3.
Gambar  4.  Korelasi  hasil stripping U,  Th terhadap suhu stripper.

## SIMPULAN
Hasil  percobaan  simulasi  uranium  dengan produk  fisi  simulan  berupa  thorium  dapat disimpulkan sebagai berikut :
Telah berhasil dilakukan proses
ekstraksi- stripping
campuran antara
uranium-thorium simulasi sebagai produk fisi
dalam  proses  ekstraksi- stripping sebagai solvent  TBP/kerosin  dan  sebagai stripper ABM asam nitrat dengan keasaman rendah .
Parameter  proses  ekstraksi- stripping uranium - thorium yang cukup baik diperoleh pada  proses  ekstraksi  30%  TBP/70% kerosin  untuk  uranium  hasilnya  sebesar 93,6924% dan 55%  TBP/45% kerosin untuk thorium hasilnya sebesar 92,0754%.
Proses stripping hasilnya  uranium  pada berkeasaman 0,5 N (HNO 3 ) sebesar
88,9452%  dan  thorium  pada  berkeasaman 0,6 N (HNO 3 ) sebesar 98,6392%.

## DAFTAR PUSTAKA
[1].  IEBE-PTBN. (2010). Panduan Kegiatan Tahun 2011. Kegiatan Pengembangan Teknologi Bahan
Bakar Reaktor Riset, G-1, Serpong.
[2].  Supardjo  dan  Widodo,G.  (2007). Kajian  Pengaruh  Bentuk  Butir  Serbuk UMo  Dalam  Fabrikasi  Bahan  Bakar Dispersi  UMo-Al  Tipe  Pelat.  Buletin Triwulan  Daur  Bahan  Bakar  Nuklir. URANIA. PTBN  - BATAN, Vol. 13 No. 4, hal. 147 - 154 Serpong, ISSN 0852
–  4777,  Akreditasi  No.  71/Akred – LIPI/P2MB/5/2007.
[3].  Masrukan,  Kadarjono,  A.  (2010).
Pengaruh Proses Quenching Terhadap  Laju  Korosi  Bahan  Bakar Paduan  Uzr.  Jurnal  Teknologi  Bahan
Bakar  Nuklir,  Vol.  6  No.  1,  PTBN  – BATAN,  ISSN  1907–2635,  82/Akred- LIPI/  P2MBI/  5/2007,  Serpong,  hal. 41-49.
[4]. Kumar,  P.,  Pal,  A.,  Saxena,  M.K., Ramakumar, M.K. (2007).
Supercritical  Fluid  Extraction    of Uranium    and    Thoium  From  Solid Matrices.  Radioanalytical  Chemistry Section,  Radiochemistry  and  Isotope Group,  Bhabha  Atomic  Research Centre,  Trombay,  Mumbai  400085, India, Desalination 232 (2008), 71–79.
(Ghaib Widodo, Syamsul Fatimah, Yanlinastuti)
[5].  Janúbiac.B.S. Amaral, Carlos A.
Morais.  (2010).  Thorium  and  Uranium Extraction from Rare Earth Element in Monazite Sulfuric Acid Liqour Through Solvent Extraction. Centro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear (CDTN/CNEN), Av. Presidente  Antônio  Carlos,  6627 Pampulha, 30.123-970 Belo
Horizonte, MG, Brazil.
[6].  Masduki,  B.,    R  Didiek,  R.  H., Sukarsono,R.  (2002):  Penyusunan Flow Sheet Olah-Ulang  Bahan  Bakar Campuran Bekas Reaktor Suhu
Tinggi,  (U,  Th)O 2 .  Prosiding  Seminar ke-7  Teknologi  don  Keselamalan PLTN  Serlo  Fasililas  Nuklir  Bandung,
ISSN: 0854 -2910.
[7].  Volk,  V.I.,  Yu,  A.,  Vakhrushin,  And Mamaev. (1998): Extraction of Uranium  and  Thorium  with  Tributyl Phosphate from Acid Solution Containing Flouride and Nitrate
Anions.  State  Scientific  Center  of  The Russian Federation, Moscow, Rusia.
[8].  Ritcey,  G.M.,  Lucas,  B.H.  (1974):  Co-
Extraction  and  Separate  Recovery  of
Uranium  and  Thorium  from  Acid solution. United State Patent
3.835.213,  Both  of  Ottawa,  Ontario,
Canada.
[9].  Masduki,  B.,  Mashudi,  Didiek  R.H. (2000):  Pembentukan  Krad  Ekstraksi U-Th  Dalam  Satu  "Stage"  Pesawat Pengaduk Penegenap. Prosiding Pertemuan  dan  Presentasi  Ilmiah, Peneletian Dasar dan Ilmu Pengetahuan    dan  Teknologi  Nuklir, P3TM-BATAN, Yogyakarta. [10].  Masduki,  B.,  Sukarsono  R.,  Susiantini E., Sucahyo D.H. (2001): Pembentukan  Krad  Pada  Proses Stripping Larutan Uranium dan
Torium.  Prosiding  Pertemuan  dan Presentasi  Ilrniah,  Peneletian  Dasar dari  lmu  Pengetahuan  dan  Teknologi Nuklir,  P3TM-BATAN,  Yogyakarta.

## Lampiran
Tabel 1.  Hasil analisis ekstraksi uranium.
No. Solvent Ekstraksi Uranuim Kadar Uranium,% TBP, % Kerosin, % 1 20 80 78,9276 2 25 75 91,8762 3 30 70 93,6924 4 35 65 93,4275 5 40 60 89,9086 6 45 55 68,7859
Tabel 2. Hasil analisis ekstraksi thorium.
No. Solvent Ekstraksi Thorium Kadar Thorium,% TBP, % Kerosin, % 1 35 65 75,4276 2 40 60 79,1462 3 45 55 83,6724 4 50 50 89,7575 5 55 45 92,0754 6 60 40 89,7559 Tabel 3. Hasil analisis stripping uranium. No. Stripping
Keasaman  HNO 3 , N ABM = 60 – 70 o C, Uranium, % Thorium, % 0,40 86,6405 75,9648 0,45 87,2348 96,6749 0,50 88,9873 98,4509 0,55 88,9052 97,5974 0,60 88,8959 98,6392 0,65 87,7283 97,9056