## ANALISIS  ISOTOP TRANSURANIUM DALAM BAHAN BAKAR
U 3 Si 2 -Al  PASCA IRADIASI MENGGUNAKAN ALPHA
SPEKTROMETER
Dian Anggraini (1) , Aslina B.Ginting (1) , Arif Nugroho (1)
1. Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir (PTBN)-BATAN
Kawasan Puspiptek, Serpong, Tangerang Selatan 15314
Email : ad_09@ymail.com
(Naskah diterima: 19-04-2011, disetujui: 16-05-2011)

## ABSTRAK
ANALISIS    ISOTOP    TRANSURANIUM    DALAM  BAHAN  BAKAR  U 3 Si 2 -Al    PASCA  IRADIASI MENGGUNAKAN  ALPHA  SPEKTROMETER. Telah  dilakukan  pemisahan  dan  analisis  isotop transuranium  (isotop  uranium  dan  plutonium)    dalam  pelat  elemen  bakar  (PEB)  U 3 Si 2 -Al  pasca irradiasi.  Analisis  di  mulai  dengan  penyiapan  sampel  meliputi    pemotongan  PEB  U 3 Si 2 -Al  pasca irradiasi,  pelarutan  ,  penyaringan,  pengenceran  yang  dilanjutkan  dengan  pemisahan  hasil  fisi  dari unsur-unsur bermassa berat (HE)  dan  analisis kandungan isotop TRU  (U,Pu) menggunakan  Alpha Spektrometer.  Pemisahan  TRU  (U,Pu)  dilakukan  dengan  2  (dua)  metode  yaitu  metode  langsung dan  metode  penukar  ion    dengan  zeolit.  Sebelum  menganalisis  sampel  U 3 Si 2 -Al  pasca  irradiasi terlebih  dahulu  dilakukan  pengukuran  isotop  TRU  (U,Pu)  di  dalam  standard  AMR  43  dan  standard U 3 O 8 dengan  tujuan  untuk  mengetahui  %  recovery  pemungutan  isotop 235 U  dan  penentuan efisiensi detektor. Hasil analisis % recovery isotop 235 U diperoleh sebesar 92,58% (memenuhi syarat validasi) dan efisiensi detektor diperoleh sebesar 0,314. Setelah diketahui efisiensi detektor  dan % recovery  kemudian  dilakukan  pemisahan  menggunakan  metode  langsung  dengan  cara  memipet larutan U 3 Si 2 -Al pasca iradiasi sebanyak 250 µL kemudian dilakukan proses elektrodeposisi  hingga terbentuk  endapan.  Isotop  TRU  (U,Pu)    pada  endapan  kemudian  di  analisis  menggunakan  Alpha Spektrometer, sedangkan pemisahan menggunakan dengan metode penukar ion dilakukan dengan memipet  larutan  U 3 Si 2 -Al  pasca  irradiasi  sebanyak  300  µL  dan  dimasukkan  ke  dalam  zeolit  0,5  g kemudian  dikocok  hingga  terpisah  fasa  air  dan  fasa  padat.  Fasa  air  yang  terbentuk  dikenakan proses  elektrodiposisi  kemudian  dianalisis  dengan  menggunakan  Alpha  Spektrometer.  Analisis isotop TRU (U,Pu) dengan kedua metode tersebut menunjukkan hasil yang berbeda. Untuk metode langsung diperoleh  Heavy Element (HE= 238 U, 236 U, 234 U, 239 Pu)= 0.0525 g/g dan isotop 235 U= 0.0076 g/g  sedangkan  dengan  menggunakan  metode  penukar  ion  dengan  penambahan  zeolit  diperoleh hasil sebesar HE = 0.0253 g/g dan  isotop 235 U = 0.0092 g/g.
Kata Kunci : PEB U 3 Si 2 -Al pasca irradiasi, isotop TRU (U.Pu) dan Alpha Spektrometer
Analisis Isotop Transuranium dalam Bahan Bakar U 3 Si 2 -Al Pasca Iradiasi Menggunakan Alpha Speltrometer

## ABSTRACT
ANALYSIS    OF  TRANSURANIC  ISOTOPES  IN  IRRADIATED  U 3 Si 2 -Al  FUEL  BY  ALPHA SPECTROMETRY .  Separation  and  analysis  of  transuranic  isotopes  (uranium  and  plutonium)  in irradiated U 3 Si 2 -Al plate has been done. The analysis experiment  includes sample  preparation (i.e. cutting,  dissolving,  filtering,  dissoluting),  fission  products  separation  from  heavy  elements,  and analysis  of  transuranic  isotopes  content  with  alpha  spectrometer.  The  separation  of  transuranic isotopes  (U,  Pu)  was  done  by  two  methods,  i.e.  direct  method  and  ion  exchanger  method  with zeolite.  Measurement  of  standard  transuranic  isotope  (AMR  43)  and  standard  U 3 O 8 was  done  in advance  in  order  to  determine  percentage  of 235 U  recovery  and    detector  effeciency.  Recovery  of 235 U isotope was obtained as much as 92,58%, which fulfills validation requirement, and the detector effeciency was 0.314. Based on the measured recovery and detector effeciency, the separation was done  by  direct  electrodeposition  method  of  250  µL  irradiated  U 3 Si 2 -Al  solution.  The  deposited sample  was  subsequently  analyzed  with  alpha  spectrometer.  The  separation  with  ion  exchanger was  done  by  mixing  and  shaking  of  300  µL  irradiated  U 3 Si 2 -Al  solution  and  0.5  gram  zeolite  to separate the liquid phase from the solid phase. The liquid phase was electrodeposited and analyzed with  aplha  spectrometer.    The  analysis  of  transuranic  isotopes  (U,Pu)  by  both  methods  shows different results. Heavy element (HE = 238 U, 236 U, 234 U, 239 Pu) content obtained by direct method was 0.0525 g/g and 235 U= 0.0076 g/g, while the separation using zeolite ion exchanger resulted in HE = 0.0253 g/g and 235 U = 0.0092 g/g.
Keyword: irradiated U 3 Si 2 -Al, transuranic isotopes TRU (U,Pu), alpha spectrometer

## PENDAHULUAN
Pengetahuan mengenai burn-up (fraksi  bakar)  bahan  bakar  pasca  iradiasi  itu menjadi  sangat  penting  untuk  mengetahui kualitas  bahan  bakar  dan  integritas  elemen bakar  nuklirnya  setelah  iradiasi.  Dalam aplikasi  elemen  bakar  nuklir,  terdapat  2 komponen bahan yaitu: bahan fisil dan bahan fertil.  Bahan  fisil  adalah  suatu  komponen yang  jika  berinteraksi  dengan  netron  termal dapat  mengadakan  reaksi  inti  dan  terpecah menjadi beberapa inti atom baru serta partikel radioaktif,  contoh  atom  fisil  a.l. 235 U, 233 U,
239 Pu, 241 Pu.  Adapun  bahan  fertil  yaitu  suatu komponen  yang  dapat    menjadi  bahan  fisil dengan  menyerap  netron,  contoh  atom  fertil misalnya 238 U, 232 Th, 238 Pu, 240 Pu
Umumnya  isotop  tersebut  pemancar radiasi α,β,γ  sehingga  untuk  menentukan komposisi  atom-atom  isotop  tersebut  dapat digunakan cara spektrometri. Pada penentuan  burn-up  yaitu  menentukan  jumlah atom fisil yang telah terbakar dapat
dinyatakan  sebagai  prosentasi  atau  fraksi atom  fisil 235 U  (juga 239 Pu)  yang  terbakar  (%) atau  dalam  satuan  energi  (MWD)  yang dihasilkan dari proses fisi yang ditimbulkannya,  walau  pada  kenyataannya bahwa di dalam reaktor itu tidak hanya terjadi reaksi  fisi  dari 235 U  saja,  namun  juga  dari reaksi fertil 238 U dari yang dapat menghasilkan 239 Pu  yang  mengalami  reaksi fisi. Salah satu contoh reaksi fisi adalah:
235 U + n  90 Kr  + 144 Ba  +  2n  +  Energi   (1)
90 Kr, 144 Ba  adalah isotop hasil fisi yang masih dapat  meluruh  dan  menghasilkan  isotop- isotop lain sebagai  hasil fisi  yang  lebih stabil, diantaranya adalah isotop radioaktif pemancar β/γ  dengan  waktu  paruh  panjang yaitu 90 Sr dan 137 Cs.
Contoh persamaan reaksi biak/fertile: 238 U  + n  239 U  239 Np + β,                   (2) 239 Np  239 Pu + β                                      (3) 239 Pu  + n  240 Pu (spontan fisi)                 (4) dan fragment-fragment hasil fisi lain diantaranya adalah 90 Sr dan 137 Cs.
   I A f C ff cal i * *   . . rel I A N   % 100 % x Uo U Uo BU  
Dari  jalur  bahan  fertil  thorium 232 Th dengan  absorbsi  netron  dapat  menghasilkan 233 Th  dan  meluruh  menjadi 233 Pa  akhirnya menjadi 233 U  yang  juga  merupakan  bahan fisil. Oleh karena itu, pada penentuan burn-up yang paling tepat adalah menentukan komposisi  isotop-isotop  bahan  bakar  yang tersisa setelah iradiasi dan isotop-isotop hasil fisinya, sehingga diperoleh kosentrasi menjadi  berat  (jumlah)  isotop  U  dalam  berat tertentu  sampel  bahan  bakar  nuklir    yang selanjutnya  dapat  di  hitung  besaran burn  up bahan bakar tersebut dengan rumusan sbb [1] :
(5)
(6)
dengan :
C i =  Jumlah  cacahan,    dihitung  dari net counts isotop (C – C bg ) f cal =  koreksi  peluruhan  dari  isotop  selama interval waktu (t 2 ) pengukuran cacahan I =  Fraksi  intensitas  α  atau  faktor yield intensitas  dari  isotop-i  (lihat  daftar  tabel isotop).
N  =  jumlah  isotop  U  dalam  berat  tertentu sampel bahan bakar nuklir A = keaktifan isotop U, dps atau Bq C = cacahan isotop U, cacahan/detik Є = effisiensi detektor
I rel = Intensitas relatif puncak isotop-U pada energi yang diukur λ = konstanta peluruhan atau (ln 2)/T 1/2 T 1/2 = waktu paruh dari isotop U, tahun (365 hari atau 31536000 detik)
untuk isotop 234 U = 2,45. 10 5 tahun, 235 U = 7,04. 10 8 tahun dan 238 U = 4,48. 10 9 tahun
U o adalah  jumlah  atom  U  awal,  U    adalah jumlah atom U yang  tersisa (tidak terbakar)
U    adalah  jumlah  atom  U  (atau  atom  berat yang terlibat reaksi fisi) yang tersisa.
Pelat  elemen  bakar  (PEB)  U 3 Si 2 -Al yang  telah  mengalami  radiasi  di  reaktor  akan menghasilkan  beberapa  hasil  fisi  diantaranya adalah transuranium khususnya isotop uranium  dan  plutonium  dan  hasil  fisi  lainnya Dalam  melakukan  analisis burn  up (fraksi bakar),  banyak  larutan  hasil  analisis  elemen bakar  nuklir  pasca-irradiasi  disimpan  dalam bilik-panas (hot  cell) dengan  keaktifan  yang sangat  tinggi  dan  belum  dapat  dilimbahkan karena  mengandung  unsur-unsur  berat  dari uranium  serta  transuranium,  sehingga  belum memenuhi  persyaratan  pengelolaan  atau pengolahan  limbah  yang  ada  di  BATAN. Namun  larutan  elemen  bakar  nuklir    tersebut masih  banyak  mengandung  isotop-isotop yang dapat dimanfaatkan dan juga membantu BATAN  dalam  rangka  pengendalian  limbah radioaktif    sekaligus  dapat  digunakan  untuk studi banding dalam rangka untuk memverifikasi, mengevaluasi dan
memvalidasi  unjuk  kerja  bahan  bakar  baik dari  sisi  pabrikasi  maupun  di  reaktor.  Untuk mendukung hal tersebut maka pada penelitian  ini  akan  dilakukan  pemisahan  dan analisis isotop TRU (U,Pu) dalam larutan PEB U 3 Si 2 -Al  yang  telah  diradiasi    di  reaktor G.A.Siwabessy Serpong. Pemisahan hasil fisi dilakukan  dengan  menggunakan    metode langsung  dan  metode  penukar  ion  dengan penambahan  zeolit  Lampung  dan  analisisnya dilakukan dengan menggunakan Alpha Spektrometer.

## METODOLOGI
Dalam  melakukan  pemisahan  dan analisis isotop TRU (U,Pu) dari larutan bahan bakar U 3 Si 2 -Al  pasca-irradiasi banyak aspek- aspek  pengerjaan  yang  secara  sistematis dapat  menyebabkan  penyimpangan  hasil perhitungan akhirnya. Beberapa aspek tersebut antara lain  adalah :
Analisis Isotop Transuranium dalam Bahan Bakar U 3 Si 2 -Al Pasca Iradiasi Menggunakan Alpha Speltrometer
(Dian Anggraini, Aslina B. Ginting, Arif Nugroho)
] [ ] [ log 059 , 0 0    n red M M n E E
1.  Aspek  pelarutan,  U 3 Si 2 dengan  berbagai pelarut  adalah  HNO3  6  M  dan  HCl  6  M dan  penyaringan  menggunakan  tabung membran,  kaca  masir  No.3  dengan suction-pump ,  atau  corong  gelas  dan kertas saring halus whatman No.41 [1] .
2.  Aspek pemisahan, dilakukan dengan cara a.l. secara langsung dan penukar ion.
3.  Proses  Elektrodiposisi,  Analisis  isotop-U dengan cara elektrodeposisi, pada
prinsipnya berdasarkan electro- gravimetric analysis. [2] Pada sistim tersebut sangat bergantung pada potensial  reduksi  dari  ion-ion  yang terdapat  dalam  larutan  campuran/media terhadap  potensial  reduksi  ion  logam yang akan dianalisisnya (uranium). Potensial  reduksi  tersebut  berbanding lurus  dengan  konsentrasi  ion  logam sesuai dengan persamaan Nerst, yaitu:
(7)

## dalam reaksi
(8)
dengan  E 0 adalah  potensial  reduksi  dari ion  logam  M n+ dan  E  adalah  potensial elektroda dengan keaktifan atau konsentrasi logam [M] red yang
berbilangan  oksidasi  n  serta  konsentrasi ion logam [M] n+ .
4.  Peralatan  yang  harus  disiapkan antara lain  timbangan  analitis,  peralatan  gelas  , pemanas  ( Hot  Plate )  dan  alat  analisis adalah Alpha Spektrometer  .
Secara  menyeluruh  metodologi  penyiapan sampel U 3 Si 2 -Al pasca irradiasi dan metodologi  pemisahan  isotop  ditunjukkan pada Gambar-1 dan 2.
Gambar 1. Alur penentuan isotop TRU(U, Pu) menggunakan metode langsung. [4]
M n+ +  ne - M setara  1.005 g setara 10.0987 g Larutan U 3 Si 2 Pasca Irradiasi 1 ml di R.135
Diencerkan menjadi 10 ml Dipipet 1ml Proses Elektrodiposisi
Analisis Isotop TRU(U,Pu)
Dengan α/Spektrometer
Hasil Analisis Isotop TRU (U,Pu)
Gambar 2. Pemisahan isotop TRU(U, Pu) menggunakan zeolit lampung [4,5]

## 1. Tata Kerja
Sebelum  melakukan  pemisahan  dan analisis isotop TRU (U,Pu) dalam larutan PEB U 3 Si 2 -Al  pasca  irradiasi,terlebih  dahulu  harus diketahui  parameter  optimum  pengukuran dengan  cara  melakukan  analisis  terhadap
sampel  standard  isotop  AMR-43  dan  sampel standard  U 3 O 8 20%.  Hasil  analisis  terhadap sampel  standard  isotop  AMR-43  digunakan untuk  kalibrasi  alat  dan  untuk  mengetahui efisiensi detektor Alpha spektometer, sedangkan  pemisahan  dan  analisis  terhadap
Larutan U 3 Si 2 Pasca Irradiasi 1 ml di R.135
Diencerkan menjadi 10 ml
Dipipet 1ml
Diencerkan menjadi 3 ml Ditambahkan ke Zeolit 0,5 gram Dikocok 1 jam Didiamkan 24 jam
Dipisahkan Fasa air 2.3 ml
Fasa organik / Endapan
Dipipet 300 µL
Proses ED Analisis isotop TRU dengan α/Spektrometer Hasil Analisis Isotop TRU (U,Pu) Analisis isotop Cs dengan γ/Spektrometer
Hasil Analisis Isotop Cs
Analisis Isotop Transuranium dalam Bahan Bakar U 3 Si 2 -Al Pasca Iradiasi Menggunakan Alpha Speltrometer
sampel  standard  U 3 O 8 20%  digunakan  untuk mengetahui  %  recovery  pemungutan  isotop 235 U dengan perhitungan konsentrasi U dalam larutan  berdasarkan  sertifikat  misalkan  untuk U 3 O 8 alam adalah: 0,84798 x W 0 /W (g/g), dari perhitungan  3*238/(3*238+8*16  (=0,84798).
Setelah diperoleh
parameter analisis terhadap sampel standard, kemudian dilanjutkan  dengan  analisis  isotop  TRU (U,Pu)  dalam  larutan  PEB  U 3 Si 2 -Al  pasca irradiasi.  Pelat  elemen  bahan  bakar  nuklir U 3 Si 2 -Al  pasca  irradiasi  dipotong  dengan dimensi  3x3x1,37  mm  kemudian  ditimbang seberat    0.036  g    atau  Wo  g,  selanjutnya dilarutkan  dengan  pelarut  HNO 3 6M  dan  HCl 6M  hingga  larut  (jika  perlu  dapat  sambil dipanaskan) [6] , lalu didinginkan dan dimasukkan  ke  dalam  labu  ukur  25  ml  yang sudah diketahui beratnya, kemudian dipenuhi volumenya dengan HNO 3 6M sampai dengan tanda  batas.  Tentukan  berat  total  larutan tersebut,  misalkan  W  g,  kemudian  dilakukan perhitungan  sehingga  diperoleh  kosentrasi  U dalam  larutan  dalam  U 3 Si 2 -Al.  Setelah  PEB U 3 Si 2 -Al terlarut kemudian dilakukan pemisahan isotop dan hasil fisi menggunakan metode  langsung  dan  metode  penukar  ion dengan  metodologi  seperti  pada  Gambar  1 dan  2.  Metode  langsung  dilakukan  dengan cara  memipet  larutan  U 3 Si 2 -Al  pasca  irradiasi sebanyak 250 µL kemudian dilakukan proses elektrodiposisi  menggunakan  media  buffer (NH 4 ) 2 SO 4 1M    yang  dapat  diendapkan  pada kondisi  kuat  arus  1,2  A  dengan  jarak elektroda  10  mm  selama  2  jam. [ 7,8,9] .
Endapan  yang  terjadi  kemudian  di  analisis isotop  TRU  (U,Pu)  menggunakan  Alpha
Spektrometer,  sedangkan  metode  penukar ion dikakukan dengan memipet larutan U 3 Si 2 - Al  pasca  irradiasi  sebanyak  300  µL  dan dimasukkan  ke  dalam  zeolit  0,5  g  kemudian dikocok  selama  1  jam  menggunakan shaker dengan  kecepatan  20  rpm  dan  di  diamkan selama 24 jam sehingga terpisah  antara fasa air  dan  fasa  padat [10] Fasa  air  yang  terbentuk dikenakan    proses  elektrodiposisi  kemudian dianalisis dengan menggunakan Alpha Spektrometer.

## HASIL DAN PEMBAHASAN
Metode yang digunakan untuk pemisahan  isotop  TRU  (U,Pu)  dalam  larutan PEB  U 3 Si 2 -Al  pasca  irradiasi  adalah  metode langsung  dan  metode  penukar  ion  yang dilanjutkan  dengan    analisis  isotop  TRU (U,Pu)  menggunakan  Alpha  spektometer. Sebelum melakukan analisis terhadap pemisahan  isotop  TRU  (U,Pu)  dalam  larutan PEB  U 3 Si 2 -Al  pasca  irradiasi  telebih  dahulu dilakukan  analisis  terhadap  sampel  standard AMR-43  yang  mengandung  isotop 241 Am, 243 Cm  dan 239 Pu.  Hasil  analisis  terhadap sampel  standard  isotop  AMR-43  digunakan untuk  kalibrasi  alat  dan  untuk  mengetahui efisiensi detektor Alpha spektrometer.
Perhitungan  besarnya  efisiensi  detektor  yang diperoleh  sebagai  fungsi  waktu  pengukuran (1500,  3000  dan  5000  detik)  dihitung  dengan program  Excel  seperti  yang    terlihat  pada Tabel  1  dan  spektrum  isotop  AMR  43  yang meliputi isotop 241 Am, 243 Cm dan 239 Pu seperti yang terlihat pada Gambar 3.
Tabel 1. Besaran efisiensi detektor sebagai fungsi waktu Waktu cacah (detik) Efisiensi detektor 1000 0.307 1500 0.309 3000 0.314 5000 0.314 Besaran efisiensi detektor yang diperoleh  sebesar  0,314  digunakan  untuk menghitung besarnya aktivitas atau kosentrasi  isotop  tertentu  didalam  larutan standard  U 3 O 8 20% maupun didalam   larutan
PEB  U 3 Si 2 -Al  pasca  irradiasi    serta  dapat digunakan    untuk  mengubah  cps  ( counts per second )  menjadi  kosentrasi  isotop 235 U  atau berat  (jumlah)  isotop  U  dalam  berat  tertentu sampel bahan bakar nuklir.
Gambar 3. Spektrum alpha isotop AMR-43 (isotop 239 Pu, 241 Am, dan 244 Cm) Hasil pemisahan dan analisis
kandungan  U-total  dan  isotop 235 U  didalam
sampel        1  ml  standard  U 3 O 8 20%      adalah seperti yang dituangkan dalam Tabel 2.
Tabel 2. Kandungan isotop 235 U dalam standard  U 3 O 8 20% dan % recovery
Kandungan Perhitungan (µg) Pengukuran (µg) % Recovery U-total 39,1783 33,4482 85,3745 235 U 9,7202 8.9992 92,5818
Dalam  larutan  standard  U 3 O 8 20  % diperoleh    kosentrasi  Utot.sebesar  =  39,1783
µg  (hasil  perhitungan),  sedangkan  dari  hasil pengukuran  dan  analisis  diperoleh  kosentrasi
Analisis Isotop Transuranium dalam Bahan Bakar U 3 Si 2 -Al Pasca Iradiasi Menggunakan Alpha Speltrometer
(Dian Anggraini, Aslina B. Ginting, Arif Nugroho)
Utot sebesar 33,4482 µg. Demikian juga hasil analisis  isotop 235 U  di dalam larutan standard U 3 O 8 20  %  diperoleh  sebesar  9,7202  µg
(perhitungan)  dan  kosentrasi  isotop 235 U  dari hasil  pengukuran  standard  U 3 O 8 20  % diperoleh  hasil  sebesar  8,9992  µg.  Tabel  2 menunjukkan  kosentrasi  U  hasil  perhitungan lebih  besar  dibanding  kosentrasi  U  hasil pengukuran.  Hal  ini  menunjukan  bahwa kandungan  Utotal  di  dalam  1  ml  sampel standard U 3 O 8 20%   sewaktu dikenai proses elektrodiposisi  tidak    membentuk  endapan
secara  sempurna,  namun  kandungan  isotop 235 U  menunjukkan  hasil  lebih  baik  karena prosedur  ASTM  E-219-1990  yang  digunakan memang  prosedur  untuk    penentuan  isotop 235 U. Hal lain yang menyebabkan kandungan  isotop 235 U    hasil  pengukuran lebih  kecil  dibanding  kandungan  isotop 235 U hasil  pengukuran  adalah  personil    di kelompok  Fisikokimia-BPR  belum    kualified dalam mengidentifikasi  puncak-puncak  isotop U  yang  kecil  dan    saling  berimpitan  serta energi yang berdekatan.
Gambar 4. Spektrum alpha isotop U ( 238 U, 235 U, 234 U dan total-U Pada Gambar 4, terlihat perbandingan  spektrum  isotop 235 U  dari  PEB U 3 Si 2 -Al  sebelum  radiasi  dengan  spektrum isotop 235 U  dari  standard  U 3 O 8 20%. Spektrum  isotop  U  tersebut  tidak  berbeda signifikan  pada  batas  keberterimaan  95%, demikian  pula  akurasinya  yang  menunjukkan rata-rata diatas 90%. Namun, ketika dilakukan  proses  pemisahan  isotop  U  dalam larutan PEB U 3 Si 2 -Al pasca irradiasi sebanyak 0,036  g    menggunakan    metode  langsung yang  dilanjutkan  dengan    proses  ED (mengikuti  metoda  ASTM  yaitu  kuat  arus  1,2 A,  menggunakan  larutan  buffer  (NH4) 2 SO4 selama  2  jam)  terhadap    yang  dilanjutkan dengan  pengukuran  isotop  menggunakan Alpha  spektrometer  diperoleh  4  (empat)
puncak  isotop-U  yaitu 238 U    (E =  4,039 MeV),
235 U  (E =4,679  MeV),  isotop 236 U  (E =  4,499
MeV)  dan 234 U  (E =  4,856  MeV),  sehingga jumlah  masing-masing  isotop-U  ( 234 U, 235 U, 236 U  dan 238 U)  dalam  sampel  dapat  diketahui dengan  menghitung  dari  cacahan  dan  luas puncaknya  masing-masing.  Selain  isotop  U diperoleh juga 2 (dua) puncak isotop Pu  yaitu 239 Pu  (E =  5,136MeV), 238 Pu  (E =  5,5251
MeV)  seperti  yang  ditunjukkan  pada  Gambar 5.  Dalam  hal  ini  yang  diutamakan  untuk mengetahui jumlah isotop 235 U sebagai bahan fisil pada reaktor termal. Dari hasil analisis ini diperoleh  kandungan  isotop 235 U  dan  unsur- unsur  bermassa  berat  (HE=  heavy  element) masing-masing  sebesar  0,0076  g/g  sampel dan 0,0525 g/g sampel yang dilakukan secara duplo.
Cacah an 1024 768 512 256 0 | | |
| | 2 4 6 8 10  E  , MeV Spektrum-  dari isotop-U:
Hasil deposisi  1ml PEB-U3Si2
Hasil deposisi 1 ml U 3 O 8 (3 puncak  a.l.isotop U8, U5 dan U4)
Gambar 5. Spektrum  alpha isotop U ( 238 U, 235 U, 236 U , 234 U) dan Pu ( 239 Pu, 238 Pu) dari larutan U 3 Si 2 pasca iradiasi
Bila  dibandingkan  spektrum  hasil  analisis isotop  U    dalam  standard    U 3 O 8 20  %    yang terdapat  pada  Gambar  4  dengan  spektrum isotop  U    yang  terdapat  didalam  larutan  PEB U 3 Si 2 -Al  pasca  irradiasi  pada    Gambar  5 menghasilkan spektrum yang berbeda resolusinya.  Hal  tersebut  diduga  karena adanya  unsur-unsur  logam  lain  dari  PEB  (Al dan  Mg)  yang  mungkin  dapat  berpengaruh pada pelapisan hasil elektrodadeposisi logam  U,  disamping  itu  masih  banyak  isotop dan  hasil  fisi  lain  yang  belum  terpisahkan secara sempurna. Pengaruh adanya unsur Al dari  matrik  bahan  elemen  bakar  dan konsentrasi  uranium  dalam  sistim  ED  yang tinggi  (aliqout  sebesar  1mg-  atau  konsentrasi U  sebesar  1mg/ml  larutan  sampel)  dapat mempengaruhi pengukuran radioaktifitas sinar-  dari isotop uranium.
Metode  lain  yang  digunakan  untuk melakukan  pemisahan  isotop 235 U,  hasil  fisi (transuranium)  dari  unsur  berat  lainnya  di dalam  larutan  PEB  U 3 Si 2 -Al  pasca  irradiasi adalah metode penukar ion dengan penambahan  zeolit  Lampung.  Pemilihan zeolit  Lampung  karena    berdasarkan  hasil penelitian  sebelumnya  telah  diperoleh  bahwa zeolit  Lampung  mempunyai  selektivitas  yang sangat tinggi terhadap isotop cesium.Sehingga isotop Cs akan terpisah dari isotop  U,Pu  dan  isotop  Cs  akan  terikat  pada zeolit.  Metode  penukar  ion  ini  dilakukan dengan  menambahkan  larutan  PEB  U 3 Si 2 -Al pasca  irradiasi  sebanyak 300  μL  kedalam zeolit  sebanyak  0,5  g  ,  sehingga  diharapkan zeolit akan mengikat isotop cesium dan isotop cesium  akan  terpisah  dengan  isotop  TRU (U,Pu).
Analisis Isotop Transuranium dalam Bahan Bakar U 3 Si 2 -Al Pasca Iradiasi Menggunakan Alpha Speltrometer
Gambar 6. Spektrum  alpha isotop U ( 238 U, 235 U, 236 U , 234 U) dan Pu ( 239 Pu, 238 Pu)  dari larutan U 3 Si 2 pasca iradiasi  dengan penambahan zeolit
Langkah  pemisahan  isotop  cesium dengan  isotop  TRU  digambarkan  pada rangkaian  proses  kerja  pada  Gambar  2.
Setelah  dikenakan  proses  ED  kemudian dilakukan  pengukuran hasil ED larutan  PEB U 3 Si 2 -Al  pasca  irradiasi  menggunakan  Alpha spektrometer  secara  duplo  Hasil  analisis menunjukkan  bahwa  diperoleh  4  (empat) isotop-U  masing-masing  ( 234 U, 235 U, 236 U  dan 238 U)    dan  2  (dua)  puncak  isotop  Pu  seperti yang ditunjukkan pada Gambar 6.
Setelah  dievaluasi  puncak  puncak tersebut  dengan  menghitung  cacahan  dan luas puncak masing-masing diperoleh kandungan isotop 235 U sebesar 0,092 μg  dan heavy  element  (HE)  sebesar  0,0253 μg
seperti yang ditunjukkan pada Tabel 3.
Tabel 3. Hasil Analisis HE dan 235 U dengan Metode Langsung Dan Zeolit.
Dalam  analisis  isotop  U  terhadap larutan PEB U 3 Si 2 -Al pasca irradiasi diperoleh hasil  yang  belum  konsisten  (terkadang keempat  puncak  spektrum  isotop-U    dengan energy  (MeV)  yang  berdekatan  tidak  terpisah dengan  baik.  Hal  ini    mungkin  disebabkan oleh  preparasi  sampel  yang  belum  sempurna atau  jenis  detektor  silicon  barier    yang digunakan tidak mampu memisahkan dengan baik isotop U dengan energy yang berdekatan.  Hal  ini  juga  perlu  diteliti  ulang dengan  lebih  memfokuskan  pengerjaannya pada  sumber-sumber  kesalahan  random  dan sistematikanya. Aspek pengukuran radioaktifitas (diantaranya LD, resolusi,
efisiensi detektor dan metode yang digunakan)  dalam  analisis  menggunakan spektrometri-  , masih harus terus dipelajari
Rerata HE 235 U Satuan Langsung 0.0525 0.0076 g/g Zeolit 0.0253 0.0092 g/g

## SIMPULAN
Pemisahan  isotop  U  dan  Pu  dengan menggunakan  metode  langsung  diperoleh kandungan  isotop 235 U  dan  unsur-unsur bermassa  berat  (HE=  heavy  element)  dalam larutan  PEB  U 3 Si 2 -Al  pasca  irradiasi  masing- masing  sebesar  0,0076  g/g  sampel  dan 0,0525  g/g  sampel.  Sedangkan  dengan menggunakan metode penukar ion  diperoleh kandungan  isotop 235 U  sebesar  0,092  g/g dan heavy element (HE) sebesar   0,0253 g/g sampel.

## SARAN

## Proses pemisahan dan analisis isotop
TRU  (U,Pu)  dalam  larutan  PEB  U 3 Si 2 -Al pasca  irradiasi  masih  harus  dilanjutkan karena  penguasaan metoda  analisisnya belum  menghasilkan  ketepatan  hasil  atau presisi yang dapat dipercaya pada keberterimaan  95%,  terutama  pada  masalah pemisahan  isotop  baik    menggunakan metode  langsung  maupun  metode  penukar ion  termasuk  proses  elektrodeposisi    serta melakukan  evaluasi  puncak-puncak    dengan cara yang tepat.

## PUSTAKA
[1].  A.I. VOGEL,(1978), ”Quantitative
Inorganic Analysis including
Elementary  Instrumental  Analysis  ”
3 rd -Edition  London, pp.590-595.
[2].  JOHN  EMSLEY,  1991,  The  Element, 2 nd -Edition, Clarendron Press, Oxforf.
[3].  AMERICAN STANDARD TEST
METHODS,  (1992),  Standard  Test Method for Radiochemical Determination  of Uranium Isotopes  in Soil by
alpha
Spectrometry, Designation:  C  1000-90.Vol.  12.01
page 521-524.
[4].  AMERICAN STANDARD TEST
METHODS,  ASTM-E  320-79,  (1990),
“Standard  Test  Methods  for  Cesium- 137  in  Nuclear  Fuel  Solutions  by Radiochemical  Analysis”,  Standard Test  Method  For  Nuclear  Material, USA, Vol. 12.1.
[5].  AMERICAN STANDARD TEST METHODS,    ASTM-E  692-00  (2000), “Standard Test Methods for Determining  the  content  of  cesium- 137 in irradiated nuclear fuels by high resolution gamma-ray spectral analysis”,  Standard  Test  Method  For Nuclear Material, USA, Vol. 12.1. [6].  AMERICAN STANDARD TEST METHODS,  (1992)    Standard  Test Methods  for  Determination  U  by Ferrous Sulfat Reduction in Phosphoric  Acid  and  Dichromate Titration Method, Designation: C 696, Vol. 12.01 page 51-53. [7].  YUSUF NAMPIRA, dkk,
(1 999),”Rancangan  metode  analisis derajat bakar mutlak uranium silisida”, Hasil-hasil  Penelitian  Elemen  Bakar NukJir, Pusat Pengembangan Teknologi  Bahan  Bakar  Nuklir  dan Daur  Ulang  (P2TBDU-BATAN),  ISSN 0854-556, Serpong. [8].  ELLISON, S.L.R.,ROOSLEIN,M., WILLIAMS,A.-(Eds), Eurachem/CITAC-Guide CG4, 2000.”Quantifying Uncertainty in A nalytical  Measurement”,  2 nd -Ed, UK,.
[9].  MYUNG  HO  LEE,  CHEOL  JU  KIM,
BONG HYUN BOO, (2000), “Electrodeposition  of  Alpha-emitting
Nuclides  from  Ammonium  Oxalate- Ammonium  Sulfate  Electrolyte”,  Bull. Korean Chem.Soc. Vol 21 No.2  page 175.
[10]. http://www.Hygroscopic,html : Crystal  in  Solid  State  Soluble  in Water and Alcohol, di akses
Desember, 2008.