PENGARUH PELARUT  ORGANIK PADA PROSES PERTUKARAN ANION DALAM PEMISAHAN URANIUM DARI LARUTAN PEB U 3 Si 2 /Al PASCA IRADIASI
Dian Anggraini, Boybul, Yanlinastuti, Yusuf Nampira, Arif Nugroho, Rosika Kriswarini, Aslina Br Ginting
Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir – BATAN Kawasan Puspiptek, Serpong, Tangerang Selatan, 15314 e-mail : ad_09@ymail.com
(Naskah diterima: 21-06-2017, Naskah direvisi: 06-07-2017, Naskah disetujui: 07-07-2017)

## ABSTRAK
PENGARUH  PELARUT  ORGANIK  PADA  PROSES  PERTUKARAN  ANION  DALAM PEMISAHAN  URANIUM  DARI  LARUTAN  PEB  U 3 Si 2 /Al  PASCA  IRADIASI. Telah  dilakukan pengembangan  metode  pemisahan  uranium  untuk  meningkatkan  rekoveri  pemisahan  uranium dalam bahan bakar nuklir pasca iradiasi. Tujuan penelitian ini adalah untuk mengetahui pengaruh pelarut  organik  pada  proses  penukar  anion  terhadap  rekoveri  uranium  dari  larutan  bahan  bakar U 3 Si 2 /Al  pasca  iradiasi  potongan  bagian  atas.  Larutan  organik  dalam  dalam  hal  ini  metanol terdapat dalam  larutan  umpan  pada  kolom  penukar  anion  diharapkan  dapat meningkatkan  daya sorpsi  resin  Dowex  terhadap  uranium.  Bahan  yang  digunakan  sebagai  umpan  adalah  larutan standar  uranil  nitrat  dan  supernatan  larutan  bahan  bakar  U 3 Si 2 /Al  pasca  iradiasi.  Metode pemisahan  uranium  dilakukan  dengan  menggunakan  kolom  penukar  anion  dengan  2  (dua) tahapan.  Kolom  pertama  menggunakan  resin  Dowex  1x8 –NO 3 dan  kolom  kedua  dengan  resin Dowex 1x8-Cl. Pada kolom pertama parameter yang divariasikan adalah konsentrasi HNO 3 mulai dari  1M;2M;3M  dan  4M,  sedangkan  variasi  parameter  pada  kolom  kedua  adalah  perbandingan volume  antara  HCl/metanol  yaitu  50:50  %;  30:70 %,  20:80 %  dan  10:90 %.  Hasil  penelitian diperoleh  rekoveri  uranium  maksimum  sebesar  90,68%  dengan  komposisi  media  pelarut  pada kolom  pertama  adalah  HNO 3 3M  dan  metanol  sebanyak  50 %  volume  sedangkan  pada  kolom kedua  digunakam  media  pelarut  HCl  6M  dan  metanol  dalam  perbandingan  10 %:90 %  volume. Pada  kondisi  optimal  diperoleh  kandungan  uranium  dalam  PEB  U 3 Si 2 /Al  TMU  2,96  g/cm 3 potongan bagian atas sebesar 0,4725 μg.
Kata kunci : rekoveri U, penukar anion, metanol, resin Dowex 1x8, PEB U 3 Si 2 /Al pasca iradiasi.

## ABSTRACT
EFFECT  ORGANIC  SOLVENT  ON  THE  ANION  EXCHANGE  PROCESS  IN  URANIUM SEPARATION FROM SOLUTION OF U 3 Si 2 /Al IRRADIATED FUEL PLATE. Separation method of  uranium  from  nuclear  fuel  solusions  was  developed  to  improve  the  quality  of  uranium-based analysis  of  post-irradiation  nuclear  fuel.  The  aim  of  this  study  was  to  determine  the  effect  of organic  solvent  on  the  anion  exchange  process  on  the  recovery  of U  from  U 3 Si 2 /Al  fuel  solution post-irradiated.  The  organic  solvent,  in  this  case  methanol,  contained  in  solvent  medium  in  the anion  exchange  column  may  be  possible  to  increase  the  resin  sorption  of  the  uranium.  The materials  used  are  standard  solution  of  uranil  nitrat  and  supernatant  solution  of  Cs  separation process from the fuel solution. The uranium separation method from U 3 Si 2 /Al post irradiated fuel solution  uses  two  colomns  of  anion  exchanger  with  two  stages  .  The  first  colomn  uses  Dowex 1x8-Cl Dowex resin. Parameters varied in the first colomn are HNO 3 concentraions ranging from 1M; 2M; 3M and 4M. The parameters variation in the second column is the ratio of HCl/methanol volume of 30:70 %; 20:80 % and 10:90 %. The result obtained a maximum U recovery of 90,68 % with  feed  solution  composition  in  the  first  column  containing  3 %  HNO 3 and  methanol  by  50 % volume, while in the second column with 6M HCl composition with methanol ini 10 %:90 % ratio. In  these  conditions  obtained  uranium  content  in  a  solution  of  the  middle  PEB  U 3 Si 2 /Al  TMU 2.96 g/cm 3 piece of 0,4725 μg.
Keywords : U recovery, anion exchange, methanol, Dowex 1x8, U 3 Si 2 /Al post-irradiation.
Pengaruh Pelarut Organik Pada Proses Pertukaran Anion Dalam Pemisahan Uranium Dari Larutan PEB U 3 Si 2 /Al Pasca Iradiasi
(Dian Anggraini, Boybul, Yanlinastuti, Arif Nugroho, Rosika Kriswarini, Aslina Br Ginting)

## PENDAHULUAN
Burn  up atau  derajat  bakar  sangat tergantung  kepada  spesifikasi  dan  jenis bahan  bakar  serta  kondisi  proses  iradiasi selama  di  reaktor.  Perbedaan  parameter  ini akan  berpengaruh  kepada  komposisi  kimia isotop  fisil  ( 235 U)  dari  bahan  bakar  pasca iradiasi.  Data  kuantitatif  parameter  diatas berguna  untuk  mengetahui  kinerja  reaktor seperti  efektifitas  penggunaan  bahan  bakar nuklir,  optimasi  managemen  bahan  bakar serta  perhitungan  akuntabilitas safeguard dari bahan nuklir[1]. Beberapa metode telah dikembangkan  untuk  menentukan burn  up baik  secara  uji  tidak  merusak  maupun  uji merusak.  Metode  uji  merusak  secara radiokimia  dilakukan  untuk  menentukan isotop  spesifik  sebagai  monitor burn  up seperti  isotop  U,  Pu  dan  Nd  serta  Cs.  Jenis isotop  tersebut  telah  digunakan  sebagai acuan  untuk  perhitungan burn  up bahan bakar pasca iradiasi[2].
Penentuan kandungan uranium secara radiokimia untuk perhitungan burn up
meliputi  beberapa  tahapan  proses  yaitu proses pelarutan, pemisahan dan pengukuran  isotop  dengan  spektrometer alpha  dan  gamma.  Pemisahan  uranium dalam  larutan  bahan  bakar  pasca  iradiasi dapat  dilakukan  dengan  metode  evaporasi, pengendapan, solvent  extraction dan  kolom penukar  ion.  Metode  penukar  ion  lebih sering  digunakan  oleh  para  penelliti  untuk melakukan  pemisahan  uranium  baik  dalam larutan  bahan  bakar  maupun  dari  matrik lainnya  seperti  sampel  geologi,  limbah  dan sampel lingkungan[3,4,5]. Hal ini disebabkan karena metode penukar ion memiliki beberapa  keunggulan  dari  metode  lainnya diantaranya lebih sedehana, mampu memisahkan  unsur  dengan  konsentrasi rendah  ( trace  element )  serta  limbah  yang dihasilkan  dalam  jumlah  sedikit[5].  Dalam pemisahan  uranium  dari  larutan  bahan bakar  nuklir  pasca  iradiasi,  metode  penukar anion  telah  digunakan  sebagai  metode
standar seperti yang tercantum dalam ASTM C1411-01[6].
Metode ASTM C1411-01 telah digunakan  oleh  peneliti  sebelumnya  untuk pemisahan  uranium  dari  larutan  pelat elemen  bakar  (PEB)  U 3 Si 2 /Al  dengan densitas  uranium  sebesar  2,96  gU/cm 3 [7,8]. Metode ini menggunakan dua kolom penukar  anion  yaitu  kolom  penukar  anion dengan  resin  Dowex  1x8-NO 3 dan  kolom penukar  anion  kedua  menggunakan  resin Dowex  1x8-Cl.  Kolom  penukar  anion pertama  digunakan  untuk  memisahkan uranium  dari  unsur  bermassa  berat  lainnya seperti  Pu  dan  pada  kolom  kedua  untuk memisahkan  uranium  dari  unsur –  unsur yang  dihasilkan  dari  hasil  reaksi  fisi  isotop 235 U  dalam  reaktor.  Rekoveri  pemisahan uranium  yang  telah  diperoleh  dengan menggunakan  metode  ini  hanya  sebesar 68,2 %[8]. Besaran rekoveri tersebut dipandang  masih  rendah  bila  dibandingkan dengan  rekoveri  pemisahan  cesium  dalam bahan  bakar  pasca  iradiasi  yang  telah diperoleh pada penelitian sebelumnya sebesar 99,4 %[8].
Dalam  usaha  untuk  meningkatkan rekoveri tersebut, diperlukan upaya pengembangan  metode  analisis  dalam rangka  meningkatkan  mutu  hasil  analisis. Salah  satu  cara  yang  dilakukan  adalah meningkatan  daya  adsorpsi  resin  Dowex terhadap ion kompleks metal. Daya adsorpsi resin  Dowex  pada  proses  kolom  penukar anion  sangat  dipengaruhi  oleh  beberapa faktor  diantaranya  adalah  komposisi  media pelarut  atau  jenis  larutan  umpan.  Penelilti sebelumya telah mempelajari pertukaran ion kompleks  dalam  kolom  penukar  anion  dan mendapatkan  bahwa  keberadaan  pelarut organik  dalam  kolom  dapat  meningkatkan daya  adsorpsi  resin.  Hal  ini  telah  dibuktikan oleh peneliti sebelumnya yang menggunakan larutan metanol 50 % volume sebagai  pelarut  dalam  pemisahan  uranium dan  thorium[3].  Pemisahan  uranium  dalam batuan juga telah dilakukan dengan
menggunakan  larutan  campuran  organik dan  diperoleh  kandungan  uranium  lebih besar. Pada pemisahan unsur –unsur lantanida  dengan  menggunakan  metanol sebagai  pelarut  organik,  telah  dibuktikan adanya  peningkatan  daya  adsorpsi  ion lantanida  ke  dalam  resin[9].  Fenomena  ini disebabkan  sifat  fisik  dari  pelarut  oganik seperti  viskositas,  polaritas  dan  konstanta dieletrik  dapat  mengakibatkan  perubahan sifat pada larutan umpan kolom[10]. Perubahan  sifat  tersebut  mengakibatkan interaksi  ion  metal  dengan  ligan  resin semakin  meningkat.  Hal  ini  menjadikan dasar  atau  latar  belakang  untuk  melakukan penelitian agar dapat meningkatkan rekoveri pemisahan  uranium  dalambahan  bakar U 3 Si 2 /Al  pasca  iradiasi,  sehingga  data perhitungan burn up dapat lebih akurat.

## METODOLOGI
Bahan  penelitian  adalah  larutan standar  U 3 O 8 yang  telah  dilarutkan  menjadi uranil  nitrat  dan  larutansupernatan  PEB U 3 Si 2 /Al  pasca  iradiasi.  Proses  pemisaan uranium  dilakukan  dengan  2  tahap.  Tahap pertama  dilakukan  menggunakan  kolom penukar anion dengan resin Dowex 1x8-NO 3 dan  pada  tahap  kedua  dilakukan  pada kolom  penukar  anion  dengan  resin  Dowex 1x8-Cl.  Jumlah  resin  Dowex  1x8  yang digunakan  pada  kolom  pertama  dan  kolom kedua masing- masing sebanyak 1,2 gram.
Peralatan  yang  digunakan  adalah satu  unit  kolom  penukar  anion  dibuat  dari bahan gelas dengan diameter = 0,9 cm dan tinggi 10 cm, sel elektrodeposisi dan planset stainless  steel (SS)  dengan  diameter  1cm. Poses elektrodeposisi dilakukan untuk preparasi  sampel  sumber  alpha  berupa deposit  uranium  pada  permukaan  planset SS.  Untuk  mengetahui  kandungan  isotop uranium,  planset  SS  selanjutnya  dianalisa menggunakan  spekrtrometer  alpha  yang telah dikalibrasi menggunakan standar AMR 43  dari  NIST (National  Institute  of  Standars
Technology) . Hasil kalibrasi digunakan untuk mengetahui efisiensi detektor serta kesesuaian  antara  nomor  kanal  dengan energi  isotop  pemancar  alpha.  Efisiensi detektor digunakan untuk perhitungan uranium secara kuantitatif.
Rekoveri pemisahan uranium dilakukan  dengan  pemanasan  larutan  uranil nitrat  sebanyak  500  uL  sampai  kisat. Larutan  tersebut  dikenakan  proses  oksidasi dan  reduksi  menggunakan  larutan  HNO 3 sebanyak  3  mL  dan  FeSO 4 0,1M.  Larutan diaduk  dan  ditambah  larutan  HNO 3 pekat sehingga  menjadi  larutan  standar  dalam HNO 3 8 M. Sementara itu, untuk mendapatkan larutan standar dengan variasi konsentrasi  HNO 3 1M;  2M;  3M  dan  4M dilakukan pengenceran menggunakan ABM. Larutan  standar  dengan  variasi  konsentrasi HNO 3 ,  kemudian  ditambah  metanol  dengan perbandingan  volume  50  %:  50  %.  Larutan standar  yang  telah  bercampur  dengan metanol  digunakan  sebagai  umpan  pada kolom  pertama.  Sebelum  larutan  standar dimasukkan ke dalam kolom terlebih dahulu resin Dowex dikondisikan dengan menggunakan  20  mL  larutan  campuran (HNO 3 +metanol)  dengan  variasi  konsentrasi nitrat sesuai dengan kondisi larutan standar. Efluent  uranium  yang  diperoleh  dari  kolom pertama kemudian  dipanaskan  sampai kisat dan  ditambahkan  larutan  campuran  (HCl  + metanol) dengan perbandingan HCl/metanol sebesar  20/80 %.  Proses  pada  kolom kedua,  uranium  akan  terikat  dengan  resin, kemudian  uranium  dielusi  dengan  larutan HNO 3 0,35 M  sebanyak  15 mL.  Hasil  elusi uranium (efluen U) kemudian dikisatkan dan dikenakan  proses  elektrodeposisi[11]  untuk selanjutnya dapat dianalisis kuantitatif menggunakan spektrometer alpha. Rekoveri pemisahan  uranium  dihitung  dengan  cara membandingkan  kandungan  uranium  mula mula  dengan  kandungan  uranium  setelah melalui proses kolom pertukaran anion.
Konsentrasi  HNO 3 optimum  pada kolom pertama, selanjutnya digunakan untuk
Pengaruh Pelarut Organik Pada Proses Pertukaran Anion Dalam Pemisahan Uranium Dari Larutan PEB U 3 Si 2 /Al Pasca Iradiasi
(Dian Anggraini, Boybul, Yanlinastuti, Arif Nugroho, Rosika Kriswarini, Aslina Br Ginting)
pemisahan uranium dengan
variasi perbandingan volume HCl dan metanol pada kolom kedua sebesar 20:80 %; 30:70 % dan 10:90 %. Langkah kerja yang sama dilakukan untuk penentuan rekoveri uranium variasi konsentrasi nitrat, sehingga diperoleh perbandingan volume HCl dan metanol yang optimal  untuk  digunakan  sebagai  pelarut organik pada kolom kedua.
Parameter  optimal  yang  diperoleh pada kolom pertama dan kedua, selanjutnya digunakan untuk proses pemisahan uranium dalam  supernatan  PEB  U 3 Si 2 /Al  pasca iradiasi.  Supernatan  PEB  U 3 Si 2 /Al  sebanyak 500  µL  diuapkan  sampai  kisat,  kemudian ditambah  larutan  HNO 3 8N  sebanyak  5  mL dan  dikisatkan  kembali.  Larutan  yang  telah
kisat  selanjutnya  dikenakan  proses  penukar anion  dengan  resin  Dowex  1x8-NO 3 dan resin Dowex 1x8-Cl
menggunakan parameter  optimum  yang  telah  diperoleh sebelumnya.  Kandungan  uranium  dalam supernatan PEB U 3 Si 2 /Al selanjutnya dianalisis dengan spektrometer alpha.

## HASIL DAN PEMBAHASAN

## a. Penentuan optimasi parameter
Hasil  pengukuran  efluen  U  yang diperoleh  dari  kolom  pertama  dengan umpan  campuran  larutan  standar  uranil nitrat dan metanol dengan variasi konsentrasi  HNO 3 1M;  2M;  3M  dan  4M tercantum pada Tabel 1.
Tabel 1. Data kandungan isotop U pada kolom pertama
KonsentrasiHNO 3 (M) Kandungan isotop U (μg) Ratio isotop 234 U/ 238 U 238 U 235 U 236 U 234 U 1 31,986 8,504 0,084 0,049 0,0015 2 19,925 6,986 0,117 0,033 0,0016 3 31,880 9,686 0,096 0,051 0,0016 4 28,572 8,171 0,076 0,040 0,0016 Tabel 1 menunjukkan bahwa
parameter optimal untuk pemisahan  U pada kolom  pertama  terjadi  pada  penggunaan HNO 3 dengan  konsentrasi  3 M.  Hal  ini ditunjukkan  oleh  kandungan 235 U; 236 U  dan 234 U diperoleh paling
besar
pada penggunaan  HNO 3 dengan  konsentrasi  3  M yaitu sebesar 9,686 μg; 0,096 μg; 0,051 μg.
Pemilihan parameter optimal penggunaan  HNO3  pada  konsentrasi  3 M dalam pemisahan U didukung oleh perhitungan ratio isotop 234 U/ 238 U. Kandungan uranium  yang  paling  besar  dalam  larutan uranil  nitrat  maupun  dalam  bahan  bakar pasca  iradiasi  adalah  isotop 234 U  dan 238 U dan  dalam  kondisi  stabil  seperti  yang ditunjukkan pada Gambar 1.
Gambar 1. Spektrum isotop U ( 238 U; 235 U; 236 U dan 234 U) dalam larutan standar uranil nitrat
Gambar  1  menunjukkan  bahwa dalam  standar  uranil  nitrat  kandungan 234 U dan 238 U  diperoleh  lebih  besar  dari  pada kandungan 235 U dan 236 U, sehingga umumnya  ratio 234 U/ 238 U  digunakan  sebagai indikator  keberhasilan  pemisahan  maupun penyimpangan  pemisahan  uranium  secara radiokimia.  Tabel  1  menunjukkan  bahwa ratio  isotop 234 U/ 238 U  untuk  HNO 3 dengan
konsentrasi  1M  diperoleh  sebesar  0,0015 dan  ratio  isotop 234 U/ 238 U  pada  konsentrasi HNO 3 2 M;  3 M  dan  4 M  masing-masing sebesar  0,0016.  Ratio 234 U/ 238 U  pada konsentrasi HNO 3 1 M
mempunyai perbedaan sekitar 7% dengan ratio 234 U/ 238 U pada  konsentrasi  HNO 3 2 M;  3 M  dan  4 M. Data ini menunjukkan bahwa penyimpangan metode  pemisahah  U  pada  kolom  pertama
diperoleh  sebesar  7  %.  Secara  statistik, penyimpangan  sebesar  7  %  dapat  diterima karena  besar  penyimpangan  lebih  kecil  dari 10 % (persyaratan).
Selain parameter penggunaan pelarut  HNO 3 yang  optimal,  ditentukan  juga parameter optimal rekoveri pemisahan uranium  dalam  larutan  uranil  nitrat  seperti yang terlihat pada Tabel 2.
Tabel 2. Rekoveri uranium pada konsentrasi HNO 3 dan metanol 50 % volume
Konsentrasi HNO 3 , (M) Kandungan uranium (µg) Rekoveri pemisahan U (%) Sebelum pemisahan Setelah pemisahan 1 50 24,832 49,66 2 50 16,237 32,47 3 50 41,715 83,83 4 50 36,867 73,73
Tabel  2  menunjukkan  bahwa  nilai rekoveri uranium yang diperoleh dari larutan umpan  pada  kolom  penukar  anion  dengan resin  Dowex-NO 3 mencapai  maksimum 83,83 %  pada  konsentrasi  HNO 3 3 M  dan metanol  50 %  volume.  Besaran  rekoveri  ini mengalami  peningkatan  dari  68,21 %  pada penelitian sebelumnya (hanya meng- gunakan  pelarut  HNO 3 dengan  konsentrasi 8  M)  menjadi  rekoveri  sebesar    83,83 % dengan  menggunakan  pelarut  HNO 3 dan methanol pada perbandingan volume
50 : 50 %. Fenomena ini menunjukkan bahwa  penggunaan  pelarut  yang  berbeda (pelarut  organik)  dapat  meningkatkan  daya adsorpsi  resin  terhadap  kompleks  ion uranium.
Efluen  uranium  yang  keluar  dari kolom  pertama,  digunakan  sebagai  umpan pada  kolom  kedua.  Pemisahan  uranium pada kolom kedua dilakukan  dengan variasi perbandingan  HCl  6 M  dengan  metanol  dan nilai rekoveri yang diperoleh tercantum pada Tabel 2.
Tabel 2. Data rekoveri U dengan pelarutan campuran (HCl dan metanol)
Perbandingan HCl : metanol (% volume) Kandungan U (μg) Rekoveri pemisahan U (%) Sebelum pemisahan Sesudah pemisahan 30 : 70 50 20,17 40,35 20 : 80 50 44,36 88,71 10 : 90 50 45,34 90,68 Tabel 2 menunjukkan bahwa
rekoveri  pemisahan  U  meningkat  dengan naiknya  jumlah  metanol  dalam  media pelarut.  Pemisahan  uranium  pada  Tabel  2 menunjukkan bahwa kondisi atau parameter optimum  tercapai  pada  perbandingan  HCl dengan  metanol  pada  10:90  %  volume dengan rekoveri sebesar 90,68 %.
Metanol  merupakan  pelarut  organik yang  banyak  digunakan  dalam  proses penukar ion untuk menaikkan daya adsorpsi resin  terhadap  kompleks  ion  logam.  Pada pustaka  menyatakan  bahwa  keberadaan metanol  dalam  media  pelarut menyebabkan beberapa  sifat  fisis  media  pelarut  berubah seperti polaritas, kontanta dielektrik,
Pengaruh Pelarut Organik Pada Proses Pertukaran Anion Dalam Pemisahan Uranium Dari Larutan PEB U 3 Si 2 /Al Pasca Iradiasi
(Dian Anggraini, Boybul, Yanlinastuti, Arif Nugroho, Rosika Kriswarini, Aslina Br Ginting)
viskositas  dan  titik  didih[11].  Hal  ini disebabkan  karena  adanya  perbedaan  sifat fisik  pelarut  (air)  dan  metanol  seperti  yang dapat dilihat pada Tabel 3.
Tabel 3 .Sifat fisis air dan metanol Sifat fisik Air Metanol Polaritas 74 34 Konstanta dielektrik 78,36 32,6 Viskositas(mPas) 0,895 0,55 Titik didih (0 o C) 100 64,80 Densitas (g/cm 3 ) 0,997 0,79
Polaritas  pelarut  merupakan  faktor yang  berpengaruh  pada  pengembangan resin  ( swelling  resin), semakin  polar  media pelarut mengakibatkan swelling resin semakin  besar.  Pada  kondisi  ini  resin  akan mengandung  air  berlebih  sehingga  resin akan  mudah  rusak.  Adanya  metanol  dalam media  pelarut  menurunkan  polaritas  pelarut sehingga swelling resin  akan  lebih  rendah jika dibanding dengan pelarut tanpa metanol. Penurunan
swelling resin mengakibatkan  daya  adsorpsi  semakin meningkat.  Fenomena  ini  sesuai  dengan pernyataan  yang  terdapat  dalam  pustaka yang  menyatakan  bahwa  berkurangnya swelling resin  sama  seperti  peningkatan crosslinkage
resin[12]. Bertambahnya crosslinkage dalam  resin  mengakibatkan porositas menurun sehingga hidrasi berkurang.  Hal  ini  menyebabkab  interaksi ion  uranium  kompleks  dengan  ligan  resin menjadi  meningkat.  Jumlah  pertambahan crosslikage atau  penurunan swelling resin mempunyai batasan maksimum. Bila melebihi  batasan  maksimum  jumlah  pori semakin  sedikit  sehingga  kapasitas  tukar anion menjadi berkurang. Dari hasil penelitian  ini  diperoleh  parameter  optimum tercapai  pada  perbandingan  HCl  dengan metanol pada10:90 % volume.
Tabel 3 menunjukkan bahwa konstanta dielektrik menurun dengan adanya  metanol  dalam  media  pelarut. Beberapa peneliti sebelumnya mendapatkan
bahwa  penurunan  konstanta  media  pelarut dapat  meningkatkan  daya  adsorpsi  resin terhadap  U.  Hal  ini  terjadi  dimungkinkan karena  media  pelarut  dengan  konstanta dielektrik  rendah  akan  menekan  proses disosiasi senyawa kompleks (UO 2 Cl 2 ) sehingga UO 2 Cl 2 yang tidak terurai langsung diserap  oleh  resin  dan  menghasilkan senyawa  dengan  struktur  (Rs  UO 2 )(UO 2 Cl)
[12]  Menurunnya  nilai  polaritas  larutan menyebabkan  konstanta  dieletrik  larutan juga  menjadi  menurun.  Fenomena  ini didukung  oleh  hasil  penelitian  mengenai efek  konstanta  dielektrik  dalam  sistem  yang berkaitan  dengan  data  ekstraksi  uranium. Parameter  penelitian  dilakukan  pada  99 % alkohol  dan  1 %  HCl  6M  dengan  variasi konsentrasi  alkohol  dan  diperoleh  koefisien distribusi  (Kd)  dari  0  pada  media  pelarut dengan  konstanta  dieletrik  sebesar  88 dalam  media  air  menjadi  1.10 5 pada  media pelarut  dengan  konstanta  dielektrik  sebesar 3 dalam media dioxane[12,13].
Sifat  fisis  lain  yang  berubah  dengan adanya  metanol  adalah  viskositas  dan  titik didih. Perubahan kedua sifat ini berpengaruh pada kecepatan proses pemisahan  dan  kemudahan  dalam  proses preparasi pembuatan sumber alpha U dalam dalam  planset.  Viskositas  media  pelarut menjadi  lebih  rendah  mengakibatkan  waktu tinggal  akan  lebih  lama  sehingga  proses dapat  lebih  cepat  dengan  menaikkan kecepatan  alir  media  pelarut.  Pada  proses pembuatan  sumber  alpha  U  diperlukan proses  penguapan  dari  larutan  elusi  U.  Titik didih media pelarut  yang lebih rendah dapat memprcepat proses penguapan dan menghasilkan residu minimum.
Pemisahan  U  dalam  supernatan  PEB U 3 Si 2 /Al
Pengukuran kandungan uranium dalam  supernatan  PEB  U 3 Si 2 /Al  dilakukan sebelum dan sesudah
pemisahan
menggunakan
spektrometer alpha. Spektrum isotop supernatan sebelum
dilakukan proses pemisahan uranium ditunjukkan pada Gambar 2.
Gambar  2.  Spektrum  isotop  U  sebelum proses pemisahan
Gambar  2  menunjukkan  bahwa spektrum isotop U ( 238 U; 235 U; U 236 dan 234 U) terlihat  sangat  kecil  dan  menyatu  satu dengan lainnya, sedangkan spektrum isotop Pu  ( 238 Pu  dan 239 Pu)  terlihat  sangat  tinggi dan  jelas  terpisah.  Hal  ini  yang  menjadikan pertimbangan  untuk  melakukan  proses pemisahan  U  dan  Pu  dalam  larutan supernatan  agar  spektrum  U  terlihat  lebih jelas dan dapat ditentukan secara kuantitatif dengan akurat.
Pemisahan
uranium dalam supernatan  PEB  U 3 Si 2 /Al  dilakukan  dengan menggunakan parameter optimum (diperoleh  dari  hasil  analisis  terhadap standar  uranil  nitrat).  Pada  kolom  pertama digunakan  media  pelarut  HNO 3 dengan konsentrasi  3M  dan  metanol  50 %  volume, sedangkan  pada  kolom  kedua  digunakan media  pelarut  adalah  HCl  6M  dan  metanol dengan  perbandingan  10:90 %  volume. Hasil pemisahan diperoleh kandungan uranium  seperti  yang  tercantum  pada  Tabel 4.
Tabel 4. Kandungan isotop uranium dalam supernatant PEB U 3 Si 2 /Al Isotop U Berat (μg) 238 U 0,3852 235 U 0,0804 236 U 0,0061 234 U 0,0008
Berdasarkan Tabel 4 diketahui
jumlah  kandungan  uranium  masing  masing untuk isotop 238 U; 235 U; 236 U dan 234 U. Besar kandungan  uranium  dalam  supernatan  PEB U 3 Si 2 /Al  diperoleh  dari  luasan  spektrum isotop uranium
hasil
pengukuran
menggunakan  spektrometer  alpha  seperti yang ditunjukkan pada Gambar 3.
Gambar  3.  Spektrum  isotop  U  setelah proses pemisahan
Gambar  3  menunjukkan  bahwa setelah  dilakukan  pemisahan  diperoleh spektrum  dari  masing-masing  isotop  U maupun  Pu  telah  terpisah  dengan  baik, sehingga  setiap  isotop  dapat  dievaluasi  dan dianalisis  secara  kuantitatif  dengan  mudah. Bila dibandingkan spektrum U pada Gambar 2  dengan  spektrum  U  yang  ada  pada Gambar  3,  maka  proses  pemisahan  U dengan  metode  kolom  penukar  anion menggunakan  metanol  sebagai  pelarut organik  telah  menghasilkan  spektrum  U dengan resolusi lebih baik.

## SIMPULAN
Penggunaan  media  pelarut  organik sangat  berpengaruh  dalam  pemisahan uranium. Pemisahan uranium dalam supernatan  PEB  U 3 Si 2 /Al  pasca  iradiasi menggunakan  Dowex  1x8 –NO 3 dengan media pelarut HNO 3 3 M dan metanol  50 % volume pada kolom pertama dan penggunaan  resin  Dowex  1x8-Cl  dengan perbandingan HCl 6 M dan metanol sebesar 10 % : 90 %  pada  kolom  kedua  dapat meningkatkan  rekoveri  pemisahan  uranium.
Pengaruh Pelarut Organik Pada Proses Pertukaran Anion Dalam Pemisahan Uranium Dari Larutan PEB U 3 Si 2 /Al Pasca Iradiasi
(Dian Anggraini, Boybul, Yanlinastuti, Arif Nugroho, Rosika Kriswarini, Aslina Br Ginting)
Rekoveri pemisahan  uranium menggunakan resin  Dowex  1x8  tanpa  methanol  telah diperoleh sebesar 68,21 % (penelitian sebelumnya).  Sementara  itu,  penggunaan methanol  sebagai  media  organik  dapat meningkatkan  rekoveri  pemisahan  uranium menjadi  90,68  %.  Pada  kondisi  parameter optimal diatas diperoleh kandungan uranium total  dalam  PEB  U 3 Si 2 /Al  TMU  2,96 g/cm 3 pasca iradiasi potongan bagian atas sebesar dengan berat 0,4275 μg.

## UCAPAN TERIMAKASIH
Terimakasih  disampaikan  kepada Ka.  PTBBN  dan  Ka.  BUR  yang  telah meyediakan  dana  DIPA,  rekan  rekan kelompok  Fisikokimia  dan  kepada  semua pihak  yang  telah  membantu  pelaksanaan penelitian  ini,  sehingga  penulisan  makalah ini dapat terwujud penulisan.

## DAFTAR PUSTAKA
[1] J.  S.  Kim,  Y.  S.  Jeon,  S.  D.  Park,  S. H. Han, J. G. Kim, “Burnup Determination  of  high  burnup  and  dry processed  fuels  based  on  isotope dilution
mass
spectrometric
measurements ”, Journal  of  Nuclear Science  and  Technology ,  vol.  44,  no. 7, pp. 1015 –1023, 2007.
[2] R.  R.  Heinrich,  R.  J.  Popek,  D.  L, Bower, ”Uranium  and  Plutonium Determinations  for  Evaluation  of  High Burnup  Fuel  Ferformance ”,  Analytical Chemistry Laboratory,1985.
[3] F.  Monroy-Guzman, ”Isolation  of
Uranium By Anionic Exchange Resin ”,
Journal Chemical
Engineering , vol.10,pp. 90-95, 2016.
[4] S.K.  Jung,  S.J.  Young,  D.P.  Soon, K.H.  Yeong,  S. Kyuseok,  “Analysis  of high burnup pressurized water reactor fuel using uranium, plutonium, neodymium,  and  cesium  isotope correlations  with  burnup,” Nuclear
Engineering  Technology , vol.  47, pp.
924-933, 2015.
[5] M.  A.  Rahman,  M.  O.  Raruk, Shanfiqul, “ Application of anion exchange  resin  for  the  separation  of metal  in  Tert-butyl-Alcohol  water- formic  acid  medium ”, Journal Science vol. 60 no.1, pp. 15-20, 2012.
[6] American  Standard  Test  Methods, ”Standard  test  methods  for  the  ion exchange  separation  of  uranium  and plutonium  prior  to  isotopic  analysis, ” ASTM C1411-01 vol. 12 no.1, 2000.
[7] A.  B.  Ginting,  D.  Anggraini, ”Metode pengendapan  dan  penukar  kation untuk pemisahan cesium dalam bahan  bakar  U 3 Si 2 -Al ”, Jurnal  Ilmiah Daur  Bahan  Bakar  Nuklir  Urania ,  vol.
22 no. 2, hal. 65-132, 2016.
[8] Boybul,  Yanlinastuti,  S.  Indaryati,  I. Haryati,  A. Nugroho,  “Penentuan
Kandungan  Isotop 235 U  Dalam  PEB U 3 Si 2 -Al  T M U 2 ,96  gU /cm 3 Untuk Perhitungan  Burn  Up ”,  Jurnal  Ilmiah Daur  Bahan  Bakar  Nuklir  Urania ,  vol.
21 no. 3, hal. 141-150, 2015.
[9] A.  Bharadwaj  and  S.  D.  Bharadwaj, “Anion  exchange  separation  of  some lanthanida  ions  with  uranium  (VI) using  nitrate  complexing  media ”, International  Journal  of  Chemical Sciences , vol.1 no.1, pp. 67-72,2003.
[10]  V.Koprda,  M.  Fojtik,  M.  Szilaurova, “Anion  exchange  in  mixed  solvent system,  study  of  the  equilibrium distribution “,  Research  Institute  of
Industrial  Hygiene  and  Occupational Diseases, 1972.
[11]  Yanlinastuti,  Boybul,  A.  B.  Ginting,  D. Anggraini, “Pengaruh parameter proses elektrodeposisi terhadap penentuan  berat  isotop 235 U  dalam PEB  U 3 Si 2 /Al  pasca  iradiasi ”, Jurnal Ilmiah  Daur  Bahan  Bakar  Nuklir Urania , vol. 22 no. 2, 2016.
[12]  S.  Usuda, “Studies  on  rapid  ion
exchange
separation
of
transplutonium  elements  with  mineral acid-metanol mixed media ”, Technical Report, JAERI 1315,1989.
[13]  K. Sawada, Y. Enokida, M. Kamiya, T. Koyama, K. Aoki , “ Distribution
coefficient of U(VI), nitric acid and FP
elements in extraction from concentrated aqeous solution of
nitrates  by  30%  Tri-n  Butylphosphate solution ”, Journal  of  Nuclear  Science and  Technology ,  vol  46  no  1,  2009.