## PERHITUNGAN BURN UP PEB U
3 Si 2 /Al DENSITAS 4,8 gU/cm 3

## PASCA IRADIASI POTONGAN BAGIAN MIDDLE
Aslina Br. Ginting, Supardjo, Yanlinastuti, Sutri Indaryati, Boybul Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir - BATAN
Kawasan PUSPIPTEK Serpong Gd.20 Tangerang Selatan, Banten 15314 e-mail: aslina@batan.go.id
(Naskah diterima: 28–4–2020, Naskah direvisi: 14–5–2020, Naskah disetujui: 31–5–2020)

## ABSTRAK
PERHITUNGAN BURN UP PEB U 3 Si 2 /Al DENSITAS 4,8 gU/cm 3 PASCA IRADIASI POTONGAN BAGIAN MIDDLE . Upaya untuk mengetahui unjuk kerja bahan bakar selama dirradiasi di Reaktor Serba  Guna  G.A.Siwabessy  (RSG-GAS)  adalah  melakukan  uji  pasca  iradiasi  baik  secara  tak merusak  maupun  merusak.  Salah  satu  parameter  uji  pasca  iradiasi  secara  merusak  adalah penentuan burn up . Penentuan burn up bertujuan untuk mengetahui kandungan 235 U yang terbakar selama digunakan di dalam pengoperasian RSG-GAS, sekaligus untuk membuktikan kesesuaian besar burn up yang diperoleh secara merusak dengan burn up yang dihitung menggunakan Origen Code oleh  RSG-GAS.  Oleh  karena  itu,  pada  penelitian  ini  dilakukan  perhitungan burn  up PEB U 3 Si 2 /Al  densitas  4,8  gU/cm 3 secara  merusak  melalui  analisis fisikokimia.  Analisis  fisikokimia bertujuan untuk mengetahui kandungan isotop 235 U sisa dalam PEB U 3 Si 2 /Al serta 134 Cs dan 137 Cs yang  terbentuk  akibat  reaksi  fisi  selama  digunakan  dalam  reaktor.  PEB  U 3 Si 2 /Al  dipotong  pada bagian  tengah (middle) secara  duplo  dengan  berat  masing-masing  M-1=0,056  gPEB  dan  M-2= 0,075 gPEB. PEB U 3 Si 2 /Al dengan berat tersebut kemudian dilarutkan menggunakan HCl 6 N dan HNO 3 6N. Hasil pelarutan diperoleh uranil nitrat UO 2 (NO 3 ) 2 yang mengandung uranium dan isotop hasil fisi seperti cesium, dan plutonium. Larutan UO 2 (NO 3 ) 2 dipipet 1mL kemudian ditransfer dari hotcell ke  R.135  (diluar hot  cell )  untuk  dilakukan  pemisahan 134 Cs dan 137 Cs  dari 235 U  dengan metode penukar kation menggunakan zeolit Lampung. Larutan UO 2 (NO 3 ) 2 dipipet 100 µL ke dalam vial secara duplo kemudian ditambahkan zeolit Lampung 1000 mg dan dilakukan proses penukar kation dengan pengadukan selama 1 jam. Hasil pemisahan diperoleh isotope 134 Cs dan 137 Cs dalam fasa padat, sedangkan isotop uranium ( 238 U, 235 U, 234 U) dan plutonium ( 239 Pu, 238 Pu) serta isotope lainnya  dalam  fasa  cair.  Pemisahan  uranium,  plutonium  dari  isotope  lainnya  dilakukan  dengan metode kolom penukar anion menggunakan resin Dowex 1200 mg.  Besarnya kandungan  isotop 235 U, 134 Cs, 137 Cs, 239 Pu  dan 238 Pu  selanjutnya  diukur  menggunakan  spektrometer- α/  dan digunakan untuk perhitungan burn up . Hasil perhitungan burn up PEB U 3 Si 2 /Al densitas 4,8 gU/cm 3 pasca iradiasi potongan bagian middle diperoleh sebesar 41,6560 ± 1,6870%. Besar burn up ini tidak jauh berbeda dengan burn up yang diperoleh dari perhitungan menggunakan Origen Code sebesar 40%.
Kata kunci :    U 3 Si 2 /Al densitas 4,8 gU/cm 3 , cesium, uranium, pemisahan, burn up .

## ABSTRACT
BURN UP CALCULATION OF THE MIDDLE PART OF IRRADIATED U 3 Si 2 /Al FUEL PLATE WITH 4.8 gU/cm 3 DENSITY.    Post-irradiation examination with non-destructive and destructive methods is  required  to  study  the  performance  of  U 3 Si 2 /Al  fuel  during  irradiation  at  the  G. A.  Siwabessy Multipurpose Reactor (RSG-GAS) . The purpose of the burn-up calculation is to discover the 235 U content that burned in a fuel plate of U 3 Si 2 /Al during use in RSG-GAS and to prove the burn-up obtained  using  destructive  method  by  calculation  using  Origen  Code. Therefore,  this  research performed  a  burn-up  calculation  of  U 3 Si 2 /Al  fuel  plate  (with  a  density  of  4.8  gU/cm 3 )  using destructive method through physicochemical analysis. The physicochemical analysis was aimed to determine the isotope content of 235 U, 134 Cs, and 137 Cs in the irradiated U 3 Si 2 /Al fuel plate. The fuel plate was cut at the middle using a diamond cutting machine in a hot cell to obtain a sample cut with a weight of M-1 = 0.056 g, and a duplicate cut was also prepared with    a weight of M-2 = 0.075 g. The sample was then dissolved using HCl 6 N and HNO 3 6N. The results of dissolution was UO 2 (NO 3 ) 2 solution  containing  isotopic  fission  such  as  cesium  and  uranium.  The  solution  of UO 2 (NO 3 ) 2 was pipetted at 1 mL and then transferred from the hot cell to R.135 (outside the hot cell)  to  separate 134 Cs  and 137 Cs  from 235 U  by  a  cation  exchange  method  using  zeolite  from Lampung. The solution of UO 2 (NO 3 ) 2 was pipetted at 100 µL into a vial in duplicates and then 1000 mg zeolite was added.    The cation exchange process was then carried out by stirring for 1 h. The separation process resulted in 134 Cs and 137 Cs isotopes in the solid phase, while uranium isotopes ( 238 U, 235 U, 234 U), plutonium ( 239 Pu, 238 Pu) and other isotopes were in the liquid phase. Separation of uranium from other isotopes was done by anion exchange column method using 1200 mg of Dowex resin. The isotope content of 235 U, 134 Cs, 137 Cs, 239 Pu, and 238 Pu was then measured using α/  - spectrometer, the values of which were subsequently used for burn-up calculation. The result of the burn up calculation is 41.6565 ± 1.687%. The value of burn-up is not significantly different from the burn-up obtained from the calculation using Origen Code, which is 40%.
Keywords : U 3 Si 2 /Al density 4,8 gU/cm 3 , cesium, uranium, separation, burn up.
Perhitungan Burn Up PEB U 3 Si 2 /Al Densitas 4,8 gU/cm 3 Pasca Iradiasi Potongan Bagian Middle
(Aslina Br.Ginting, Supardjo, Yanlinastuti, Sutri Indaryati, Boybul)

## PENDAHULUAN
Pengalihan  pengkayaan  uranium  dari >90% 235 U  menjadi  <20% 235 U  yang  digagas oleh Department  of  Energy ( DOE )-USA berdampak  pada  penurunan  jumlah 235 U  di dalam  bahan  bakar  sehingga  kinerja  reaktor juga menurun[1]. Upaya untuk mempertahankan  kinerja  reaktor  (minimal sama) seperti pada penggunaan bahan bakar dengan  uranium  pengkayaan  tinggi  (>90% 235 U),  salah  satu  alternatif  yang  dilakukan adalah menggunakan bahan bakar baru yang memiliki  densitas  uraium  tinggi  sehingga jumlah 235 U  dapat  ditingkatkan  dalam  bahan bakar tanpa merubah desain maupun dimensi bahan bakar tersebut[1,2]. Peningkatan densitas uranium dari 2,96 gU/cm 3 menjadi 4,8 gU/cm 3 menyebabkan  kandungan 235 U  di dalam  bahan  bakar  menjadi  lebih  besar sehingga dapat memperpanjang siklus operasi reaktor  karena  waktu  tinggal (life  time) bahan bakar  di  dalam  reaktor  lebih  lama.  Hal  ini mengurangi penggantian bahan bakar (refuelling) sehingga
effisiensi
dan ekonomisasi daur bahan bakar meningkat[2,3].
Pusat  Teknologi  Bahan  Bakar  Nuklir (PTBBN)  telah  mendesign  dan  membuat elemen  bakar  uji  (EBU)  U 3 Si 2 /Al  dengan densitas  4,8  gU/cm 3 untuk  penelitian  dan
pengembangan  (litbang)  bahan  bakar  reaktor riset  densitas  uranium  tinggi.  Bahan  bakar  ini diharapkan  sebagai  pengganti  pelat  elemen bakar  (PEB)  U 3 Si 2 /Al  densitas  uranium  2,96 gU/cm 3 yang  digunakan  oleh  Reaktor  Serba Guna-G.A.Siwabessy  (RSG-GAS). Desain EBU U 3 Si 2 /Al densitas 4,8 gU/cm 3 terdiri dari 3 (tiga)  PEB  seperti  yang  ditunjukkan  pada Gambar  1,  sedangkan  morfologi  irisan  terdiri dari meat U 3 Si 2 /Al  yang  terdistribusi  merata disepanjang  PEB  dan  kelongsong  AlMg2 dengan dimensi PEB, panjang (P) 634 ±0,2 mm, lebar (L) 70,75 ±0,15 mm dan tebal (t) 1,3 ±0,07 mm ditunjukkan pada Gambar 2[4].
Gambar 1. Elemen Bakar Uji U 3 Si 2 /Al densitas 4,8 gU/cm 3 [4]
Gambar 2. Morfologi irisan PEB U 3 Si 2 /Al densitas 4,8 gU/cm 3 [4]
Pada  tahun  2010,  EBU  U 3 Si 2 /Al densitas  4,8  gU/cm 3 telah  diirradiasi  di  RSG- GAS dengan variasi burn up 20 %, 40 %, dan hingga  60  %.  Besar burn  up bahan  bakar ditentukan  melalui  perhitungan  menggunakan Origen  Code .  Oleh karena itu, untuk mengetahui  unjuk  kerja  EBU  tersebut  selama
diradiasi  di  RSG-GAS  dengan burn  up 20  %, 40  %,  dan  60  %,  perlu  dilakukan  pembuktian besar burn  up yang  diperoleh  melalui  Origen code dengan cara membandingkan besar burn up yang diperoleh secara fisikokimia (merusak). Elemen bakar uji U 3 Si 2 /Al densitas 4,8  gU/cm 3 burn  up 20  %,  40  %,  dan  60  %,
dikirim  ke hot  cell Instalasi  Radiometalurgi (IRM)-PTBBN  untuk  pengujian  pasca  iradiasi atau Post  Irradiation  Examination (PIE). Uji pasca  iradiasi  yang  dilakukan  meliputi pengujian  tak  merusak  dan  merusak  untuk analisis burn up . Pada penelitian sebelumnya telah dilakukan uji tak merusak menggunakan radiografi  sinar-X.  Hasil  uji  tak  merusak diperoleh citra radiografi dengan resolusi baik yang menunjukkan bahwa tidak ada perubahan  warna,  cacat, swelling maupun kerusakan  yang  signifikan  (anomali)  pada kelongsong maupun PEB U 3 Si 2 /Al densitas 4,8 gU/cm 3 akibat  iradiasi[5,6].  Selain  itu  telah dilakukan  uji  tak  merusak  lainnya,  yaitu distribusi  isotop  hasil  fisi 134 Cs/ 137 Cs  ratio bahan bakar PEB U 3 Si 2 /Al densitas 4,8 gU/cm 3 menggunakan  spektrometer  gamma[7].  Hasil uji tersebut menunjukkan bahwa PEB U 3 Si 2 /Al densitas 4,8 gU/cm 3 mempunyai distribusi hasil fisi  khususnya  isotop 134 Cs/ 137 Cs  ratio  yang baik  seperti  yang  ditunjukkan  pada  Gambar 3[7,8].
Gambar 3.  Distribusi  isotop 134 Cs/ 137 Cs  PEB U 3 Si 2 /Al  densitas  4,8  gU/cm 3 dengan burn up 40% [7]
Gambar  3  menunjukkan  bahwa distribusi  isotope  hasil  fisi 134 Cs/ 137 Cs  bahan bakar PEB U 3 Si 2 /Al densitas 4,8 gU/cm 3 terjadi paling  besar  pada  posisi  bagian  tengah (middle) pada  panjang  P=  300  mm[7].  Hal  ini disebabkan karena pada saat reaktor beroperasi,  posisi bahan bakar bagian middle dikelilingi  oleh  reflektor  sebagai  pengendali neutron.  Neutron  terbentuk  secara  terus menerus  dan  terrefleksi  ke  bagian middle bahan bakar sehingga menyebabkan reaksi fisi terjadi  paling  besar  pada  bagian middle .
Fenomena  ini  yang  menyebabkan burn  up
bahan  bakar terjadi paling  besar pada  bagian middle [9,10].  Data  uji  tak  merusak  yang diperoleh  dengan  metode  radiografi  sinar-X dan  distribusi  hasil  fisi 134 Cs/ 137 Cs  dengan spectrometer  gamma  selanjutnya  digunakan sebagai  data awal untuk menentukan titik-titik sampling  yang  harus  dipotong  pada  PEB U 3 Si 2 /Al  untuk  pengujian  dan  analisis burn  up secara merusak.
Hasil  uji  cara  tak  merusak  seperti perubahan  warna,  data  dimensi, swelling , cacat dan data secara merusak seperti burn up digunakan  untuk  mengetahui  unjuk  kerja (performance) , dan kehandalan untuk menjamin  keselamatan  bahan  bakar  PEB U 3 Si 2 /Al densitas 4,8 gU/cm 3 selama digunakan  sebagai  bahan  bakar  dalam  RSG- GAS.  Kehandalan  dan  kesalamatan  bahan bakar  diindikasikan  dengan  tidak  adanya anomali  seperti  perubahan  warna,  perubahan dimensi, terjadinya swelling , cacat dari hasil uji tak  merusak  serta  data burn  up dari  hasil  uji merusak  mempunyai  kesesuian  dengan  data burn  up yang  dihitung  menggunakan Origen Code [8,18].
Upaya  untuk  melengkapi  data  uji pasca  iradiasi  PEB  U 3 Si 2 /Al  densitas  4,8 gU/cm 3 tersebut,  maka  pada  penelitian  ini dilakukan  uji  merusak  melalui  analisis fisikokimia  untuk  penentuan burn  up .  Analisis fisikokimia  bertujuan  untuk  mengetahui kandungan isotop 235 U sisa dan hasil fisi isotop 134 Cs, 137 Cs  maupun  isotope  lainnya  yang disebabkan  oleh  reaksi  fisi  selama  di  dalam reaktor  dengan  cara  pemisahan  [11].  Metode yang dapat digunakan  untuk pemisahan  hasil fisi  isotop 134 Cs, 137 Cs  dari 235 U  dalam  bahan bakar nuklir diantara adalah metode pengendapan CsClO 4 , penukar kation menggunakan resin Dowex (resin sintetis) dan metode  penukar  kation  menggunakan  zeolite Lampung [12,13].
Hasil  validasi  metode  menggunakan standar 137 Cs SRM  4233E  dari National Institute of Standards Technology (NIST) telah diperoleh recovery pemisahan  isotop 137 Cs menggunakan  metode  pengendapan  sebesar
98,01%,  metode  penukar kation dengan resin Dowex  sebesar  93,15%  dan  metode  penukar kation menggunakan zeolite Lampung sebesar 99,03%[12,13].  Dari  hasil  validasi  metode tersebut,  maka  p emisahan  cesium  dengan uranium  dalam  PEB  U 3 Si 2 /Al  densitas  4,8 gU/cm 3 dilakukan  dengan  metode  penukar kation  menggunakan  zeolit  Lampung.  Ada beberapa pertimbangan terkait dengan penggunaan  ketiga  metode  tersebut.  Metode pengendapan  CsClO 4 mempunyai  kelarutan rendah pada temperatur 0 o C, sehingga proses pengendapan
isotop 137 Cs
dengan penambahan larutan HClO 4 harus dilakukan di dalam  pengangas  es (ice  bath) pada temperatur  -4 o C  agar  terbentuk  endapan 137 CsClO 4 secara  sempurna.  Hal  ini  menjadi hambatan  karena  harus  menjaga  endapan 137 CsClO 4 berada  pada  temperatur  di  bawah 0 o C.  Sementara  itu,  metode  penukar  kation menggunakan resin Dowex tidak ada kendala dalam  proses  pemisahan,  namun  harga  resin sintetis  sangat  mahal  dan  perlu  pengadaan
dari  luar  negeri.  Oleh  karena  itu,  dalam penelitian  ini,  pemisahan 134 Cs  dan 137 Cs dilakukan  dengan  metode  penukar  kation menggunakan  zeolit  alam  dari  Lampung [12,13].  Ke  depan  diharapkan  zeolit  alam Lampung  dapat  menggantikan  fungsi  resin sintesis  untuk  pemisahan 134 Cs  dan 137 Cs dalam  bahan  bakar  nuklir  pasca-iradiasi karena harga zeolit alam sangat murah.
Selain validasi metode, untuk mendapatkan  validitas  hasil  uji  yang  akurat dilakukan  juga penentuan  efisiensi  detektor spektrometer-  menggunakan sampel standar larutan 137 Cs SRM 4233E (Cs13704.2015) dan padatan  (Cs13703.2015),  sedangkan  untuk efisiensi detektor spektrometer-α menggunakan standar U 3 O 8
yang mengandung isotop 235 U sebesar 20% dengan 7(tujuh) kali pengulangan[14]. Hasil perhitungan  efisiensi  detektor  spektrometer- α/  diperoleh akurasi dan presisi rerata seperti ditunjukkan pada Tabel 1.
Tabel 1. Data perhitungan efisiensi detektor, akurasi dan presisi[12,13,14]
Alat Uji Standar Eff.detektor (%) Akurasi (%) Presisi (%) Spektrometer-  Larutan 137 Cs 0,1859 0,456 1,875 Padatan 137 Cs-zeolit 0,1887 0,632 2,023 Spektrometer- α Deposit 235 U 38, 85 0,752 3,123 Tabel 1 menunjukkan bahwa nilai akurasi dan
presisi yang diperoleh sesuai dengan persyaratan  analisis  kimia  sebesar  5%  dalam batas  ±  2  SD  dengan  derajat  kepercayaan 95%.  Hal  ini  menunjukkan  nilai  efisiensi detektor  dapat  digunakan  untuk  perhitungan aktivitas  isotop  dari  cacah  menjadi  Bequerel (Bq/g) dalam sampel uji pasca iradiasi dengan menggunakan persamaan (1) dan (2)[15,16].

## 𝐸𝑓𝑓 =
𝐶𝑖 𝐴𝑘𝑡 𝑥 𝑌𝑖𝑒𝑙𝑑 (1) 𝑁 = 𝐴𝑘𝑡 𝐸𝑓𝑓 𝑥 𝐼𝑟𝑒𝑙 𝑥  𝜆 (2)
dengan:
Eff  :  Efisiensi detektor C i :  Jumlah  cacahan,  dihitung  dari net counts isotop (C – C bg )
Yield :  Faktor intensitas dari isotop (Tabel) Akt  :  Keaktifan isotop , dps atau Bq
N :  Jumlah  isotop  dalam  berat  tertentu dalam sampel bahan bakar nuklir
I rel :  Intensitas  relatif  puncak  isotop  pada energi yang diukur (Tabel)
λ :  Konstanta peluruhan (ln 2/T 1/2 )
Kandungan isotop 134 Cs, 137 Cs dan 235 U dalam bahan bakar bagian middle selanjutnya digunakan untuk perhitungan burn up. Perhitungan burn  up dapat  dilakukan  dengan
menggunakan  perbandingan  kandungan 235 U terbakar  dengan 235 U  mula-mula  ( 235 Ui/ 235 U o ) rasio  seperti  yang  terihat  pada  persamaan (3)[15,16].
% 𝐵𝑈  = 𝑈𝑜 − 𝑈𝑖 𝑈𝑜 𝑥 100%                           (3)
dengan,
BU : Burn up (%) U o :  Jumlah atom 235 U awal (data fabrikasi) U i :  Jumlah atom 235 U yang sisa U o -U i :  Jumlah atom 235 U yang terbakar
Selain  melalui  perbandingan  kandungan 235 U terbakar  dengan 235 U  mula-mula,  perhitungan burn  up total  juga  dapat  ditentukan  melalui kandungan  isotop  cesium  dengan  uranium maupun  plutonium  seperti  pada  persamaan (4)[16,17]. %𝐵𝑈 = [𝑁 𝐶𝑠/𝑌𝑖𝑒𝑙𝑑 𝐶𝑠] 137 137
[𝐻𝐸(𝑈𝑖, 𝑃𝑢)] + [𝑁 𝐶𝑠/𝑌𝑖𝑒𝑙𝑑 ] 137 𝑥100%                                                              (4) dengan, BU
:  Fraksi bakar (%)
N 137 Cs  :  Jumlah atom isotop 137 Cs Y :  Faktor intensitas dari masing masing isotop (Tabel) HE : Heavy element (unsur bermassa berat seperti U dan Pu)
Ui :  Jumlah isotop 235 U yang sisa
Beberapa  jenis  isotop  yang  dapat  dijadikan sebagai  indikator burn  up diantaranya  yang paling  populer  adalah  ratio 235 U  terbakar  (Ui) dengan 235 U mula mula (Uo) atau yang umum ditulis  dalam  bentuk  ratio  (Ui/Uo).  Isotop 235 U mula  mula  (Uo)  adalah  kandungan 235 U  yang terdapat  dalam  bahan  bakar  pada  saat difabrikasi. Selain ratio (Ui/Uo), ratio 134 Cs/ 137 Cs  juga  sering  digunakan  sebagai indikator burn  up [8].  Dasar  pemilihan  ratio 134 Cs/ 137 Cs  sebagai  indikator burn  up karena isotop 134 Cs dan 137 Cs merupakan isotop yang berada  pada  daerah  mayoritas  intensitas gamma (I  )  yang  besar  dalam  reaksi  fisi (pembelahan) 235 U,  mempunyai  tampang serapan  neutron  (  kecil  dan  umur  paro
panjang  seperti  yang  ditunjukkan  pada  Tabel 2[17,18].  Selain  itu, 137 Cs  merupakan  isotop stabil  seperti  yang  ditunjukkan  pada  deret peluruhan 137 Cs dan 134 Cs  seperti  ditunjukkan pada Gambar 4. Dari Tabel 2 diketahui bahwa isotop 134 Cs  mempunyai  beberapa  energi dengan  intensitas  gamma  bervariasi,  namun dalam  perhitungan burn  up yang  digunakan adalah  isotope  yang  mempunyai  intensitas gamma yang terbesar yaitu isotop 134 Cs pada energi  604,8  keV  yang  mempunyai  intensitas gamma I  = 97,6 %[19].
Gambar 4. Deret pembentukan dan peluruhan hasil fisi 137 Cs dan 134 Cs[18,19]
Tabel 2. Spesifikasi isotope 134 Cs dan 137 Cs[19] Isotope Energi E  (keV) Umur paro T 1/2 (tahun) Tampang lintang  (barn) Intenstas gamma I  (%) 134 Cs 604,8 2,1 24,3 0,976 134 Cs 795,8 2,1 24,3 0,854 137 Cs 661,8 30,1 0,05 0,851
Perhitungan Burn Up PEB U 3 Si 2 /Al Densitas 4,8 gU/cm 3 Pasca Iradiasi Potongan Bagian Middle
(Aslina Br.Ginting, Supardjo, Yanlinastuti, Sutri Indaryati, Boybul)
Jung  Suk  Kim,e.t.,[16]  mengatakan bahwa  selain  isotop 235 U  dan 137 Cs,  isotop 148 Nd sangat baik digunakan untuk perhitungan burn up, karena 148 Nd merupakan isotop hasil fisi  yang  stabil  dan  tidak  mudah  menguap, sehingga  tidak  bermigrasi  di  dalam  bahan bakar.  Unsur  Nd  bukan  bahan  radioaktif sehingga  tidak  memerlukan  koreksi  waktu peluruhan , mempunyai  luas  tampang  lintang serapan neutron yang kecil. Pengukuran isotop Nd  harus  menggunakan  peralatan Thermal Ionization  Mass  Spektrometer karena  isobar dengan Ce. Isotop 144 Ce mengganggu pengukuran 144 Nd,  hal  ini  penting  dilakukan untuk  mengoreksi  adanya  kontaminasi  Nd alam yang dapat mempengaruhi hasil perhitungan burn up [8]. Namun hingga saat ini, PTBBN belum memiliki alat Mass Spektrometer sehingga  perhitungan burn  up dilakukan  melalui  pemisahan 235 U, 137 Cs  dan 239 Pu  di  dalam  bahan  bakar  U 3 Si 2 /Al  densitas
4,8  gU/cm 3 dan pengukuran  menggunakan spektrometer- α/  .  Terdapat  beberapa  kendala penentuan  komposisi  isotop  hasil  fisi  secara kuantitatif menggunakan spektrometer- α/  antara lain menangani sampel uji dengan berat yang  kecil  dan  paparan  radiasi  tinggi,  sesuai dengan  Batas  Keselamatan  Operasi  (BKO) yang ditetapkan oleh Badan Pegawas Tenaga Nuklir (BAPETEN). Kendala berikutnya adalah harus memisahkan  isotop  pemancar radiasi- α
(uranium) dengan pemancar radiasi-  (cesium) dan  beberapa  isotop  yang  tidak  dapat dianalisis menggunakan spektrometer- α/  seperti  Nd  dan  Ce  (isobar).  Metode  dan langkah  pemisahan  isotop  sangat  panjang sehingga  berpotensi  menghasilkan  data  yang kurang  akurat.  Oleh  karena  itu,  proses pemisahan  isotop  harus  dilakukan  secara berulang  (7x  pengulangan).  Sementara  itu, penentuan  komposisi  isotop  hasil  fisi  secara kuantitatif menggunakan spektrometer massa, pengukurannya dilakukan  berdasarkan nomor massa,  tidak  perlu  melakukan  pemisahan isotop pemancar-  dengan pemancar-  lainnya,  cepat  dan  akurat  serta  selektif terhadap isotop stabil seperti Ce dan Nd.
Pemisahan cesium dari uranium dalam larutan PEB U 3 Si 2 /Al digunakan zeolit Lampung  sebagai  bahan  penukar  kation. Kemampuan  pertukaran  kation  dari  zeolit merupakan parameter utama dalam menentukan  kualitas  zeolite,  yang  biasanya dikenal  sebagai  kemampuan  tukar  kation (KTK). Nilai KTK adalah jumlah meq ion logam yang  dapat  dipertukarkan  maksimum  oleh  1 gram  zeolit  dalam  kondisi  kesetimbangan [22,23].  Oleh  karena  itu,  sebelum  zeolit Lampung  digunakan  sebagai  bahan  penukar kation  untuk  cesium  terlebih  dahulu  zeolit diaktifasi  dengan  NH 4 Cl  agar  terbentuk monokationik zeolit (NH 4 Z) [20,23,24].
Sementara  itu,  isotop 134 Cs  dan 137 Cs  dalam bahan  bakar  nuklir  akan  terikat  dengan  zeolit dalam  bentuk  padatan  Cs-zeolit  [25,26]. Pertukaran  kation (cation  exchange) antara NH 4 -zeolite dengan cesium baik dalam bentuk isotope  ( 134 Cs  dan 137 Cs)  maupun dalam  ion (Cs + )  adalah  sama  karena  mempunyai  sifat kimia yang sama. Perbedaannya adalah pada saat  pengukuran  menggunakan  spektrometer gamma  yang  terdeteksi  adalah  hanya  isotop cesium  sebagai  pemancar  radiasi  gamma sedangkan  ion  Cs + dan  zeolite  tidak  terukur (bukan pemancar radiasi gamma). Kation NH 4 + dalam senyawa NH 4 -zeolit mempunyai jari-jari ion  sebesar  331  pm , sedangkan  Cs + mempunyai jari-jari ion sebesar 329 pm. Hal ini menyebabkan  Cs + lebih  mudah  bertukar dengan NH 4 + dalam kerangka zeolit dibandingkan dengan isotop U 6+ maupun Pu 6+ yang  mempunyai  jari-jari  ion  masing-masing 97  pm  dan  81  pm  [27].  Proses  pemisahan dengan  metode  penukar  kation,  isotop 137 Cs terikat di dalam zeolit dalam bentuk 137 Cs-zeolit sebagai fasa padat sedangkan isotop  U 6+ dan Pu 6+ tidak  terikat  di  dalam  zeolit,  tetapi  lolos sebagai  supernatan  di  dalam  fasa  cair[27]. Fenomena inilah yang terjadi di dalam  proses penukar kation untuk memisahkan isotop 137 Cs dari 235 U  dalam  PEB  U 3 Si 2 /Al  densitas
4,8 gU/cm 3 pasca iradiasi.
Pada  penelitian  ini  perhitungan burn up dilakukan dengan persamaan (4)
mengunakan data kandungan isotop 235 U mula mula (fabrikasi), 235 U sisa, 137 Cs, 134 Cs, 239 Pu , dan 238 Pu.  Data burn  up yang  diperoleh digunakan sebagai umpan balik kepada RSG- GAS  dan  fabrikator  bahan  bakar  untuk mengetahui  unjuk  kerja  bahan  bakar  U 3 Si 2 /Al densitas  4,8  gU/cm 3 dan  sebagai  bahan evaluasi terhadap parameter fabrikasi.

## METODOLOGI
PEB  U 3 Si 2 /Al  densitas  4,8  gU/cm 3 pasca iradiasi dengan burn up 40 % dipotong pada  bagian  tengah (middle) dengan  dimensi 3x3x1,37  mm  secara  duplo  dengan  berat masing-masing 0,056 gPEB dan 0,075 gPEB. Berat  PEB  U 3 Si 2 /Al  hasil  pemotongan  harus memenuhi nilai BKO yang dipersyaratkan oleh BAPETEN  untuk  pengoperasian hotcell 109 yaitu sebesar  ≤  1  g  untuk  bahan  bakar  tipe pelat.  PEB  U 3 Si 2 /Al  dengan  berat  tersebut ditransfer  ke hot  cell 109  untuk  pelarutan menggunakan  HCl  6  N  dan  HNO 3 6N[13]. Pelarutan  dilakukan  dalam  2  (dua)  tahap, tahap  pertama  PEB  U 3 Si 2 /Al  dengan  berat 0,056  g  dan  0,075g  dimasukkan  ke  dalam masing-masing erlemeyer (kode M-1 dan M-2), kemudian  ditambahkan  5  mL  larutan  HCl  6  N dan  ditunggu  selama  1  (satu)  hari  agar kelongsong  AlMg2  maupun  matriks  Al  larut sempurna.  Tahap  ke  dua,  setelah  AlMg2  dan matriks  Al  larut  kemudian  ditambahkan  5  mL larutan  HNO 3 6  N  ke  dalam  erlemeyer  untuk melarutkan U 3 Si 2 dan dibiarkan selama 3 (tiga) hari  agar  larut  sempurna.  Pelarutan  PEB U 3 Si 2 /Al  menghasilkan  larutan  uranil  nitrat UO 2 (NO 3 ) 2 yang  mengandung  isotop  hasil  fisi seperti 134 Cs, 137 Cs, 235 U  dan  isotop 239 Pu. Larutan  UO 2 (NO 3 ) 2 dipipet  1mL  ditransfer  dari hotcell 109  ke  R.135 ( luar hot  cell) kemudian diencerkan hingga 25  mL . Larutan UO 2 (NO 3 ) 2 dipipet  masing-masing  100  µL  ke  dalam  vial secara  duplo  kemudian  diukur  langsung menggunakan  spektrometer-  dengan  waktu pencacahan 10000 detik. Pengukuran langsung menggunakan spektrometer-  bertujuan untuk mengetahui jenis radionuklida yang terdapat dalam larutan bahan bakar serta
untuk mengetahui kandungan 134 Cs dan 137 Cs sebelum  pemisahan.  Pengananan  sampel  uji untuk  penentuan burn  up harus  memenuhi persyaratan BAPETEN sesuai dengan BKO di luar hotcell yaitu  paparan  radiasi ≤  150 µSv/jam. Oleh karena itu volume sampel harus sekecil sehingga volume limbah radioaktif yang dihasilkan  juga  sekecil  mungkin.  Selain  itu, untuk  mendapatkan  hasil  pemotongan  dan pemipetan yang akurat (karena menggunakan tangan  manipulator)  maka  dimensi  potongan PEB  (mm)  dan  volume  larutan  (mL)  harus ditimbang dan dikonversi ke satuan berat. Data pemotongan, penimbangan, pelarutan, pengenceran  dan  pencuplikan  larutan  seperti ditunjukkan  pada  Tabel  3.  Setelah  dilakukan pengukuran  langsung,  ke  dalam  masing masing  vial  ditambahkan  zeolit  Lampung seberat  1000  mg  dan  dilakukan  proses penukar kation dengan pengadukan selama 1 jam menggunakan sheaker dengan kecepatan 1000  rpm,  dan  dibiarkan  selama  24  jam sehingga terpisah fasa padat dengan fasa cair. Hasil  proses  penukar  kation  diperoleh  isotop cesium terikat dengan zeolit dalam bentuk Cs- zeolit  sebagai  fasa  padat  sedangkan  isotop 235 U dan 239 Pu  berada  dalam  fasa  air (supernatan).  Pemisahan  uranium  dengan isotop  lainnya  dalam  supernatan  (SPIrr) U 3 Si 2 /Al dengan metode kolom penukar anion menggunakan resin Dowex dengan berat 1200 mg  [28].  Efluen  uranium  keluar  dari  kolom, sedangkan isotop lainnya terikat dengan resin di dalam kolom.  Efluen  uranium sebagai hasil pemisahan  dikenakan  proses  elektrodeposisi sehingga  diperoleh  deposit  isotop  uranium ( 238 U, 235 U, 236 U, 234 ) dan plutonium
( 239 Pu, 238 Pu)  pada  planset stanless  steel (SS)[29].  Besarnya  kandungan  isotope 134 Cs,
137 Cs dalam fasa padat  dan 235 U, 239 Pu , 238 Pu dalam  deposit  SS  diukur  menggunakan spektrometer- α/  selama  10000  detik  dengan 7(tujuh)  kali  pengukuran.  Validitas  data  hasil pemisahan  ditunjukkan  dengan  jumlah  isotop 134 Cs  dan 137 Cs  dalam  fasa  padat  besar sedangkan dalam supernatan diperoleh dalam jumlah  yang  kecil.  Kandungan  isotop 134 Cs,
137 Cs, 235 U  dan 239 Pu  selanjutnya  digunakan untuk  perhitungan burn  up [30].  Parameter preparasi  sampel  dan  pemisahan  dengan metode  penukar  kation  seperti  penggunaan jenis  pelarut,  konsentrasi  pelarut,  berat
sampel,  berat  zeolit  Lampung,  KTK,  waktu pengadukan, dan berat resin Dowex
merupakan  hasil  optimasi  parameter  yang telah
dilakukan pada penelitian sebelumnya[9,12,13,14].
Tabel 3. Berat PEB U 3 Si 2 /Al pasca iradiasi pada bagian middle
Kode sampel Berat PEB U 3 Si 2 /Al (g) Pelarutan dalam 10 mL (g lar) Pencuplikan 1mL (g lar) Pengenceran dalam 25 mL (g lar) Pencuplikan 100 µL (g lar) M1-1 0,056 11,565 1,117 25,2315 0,0905 M1-2 0,056 11,565 1,117 25,2315 0,0927 M2-1 0,075 11,733 1,075 25,1549 0,0972 M2-2 0,075 11,733 1,075 25,1549 0,0976

## HASIL DAN PEMBAHASAN
Hasil  pengukuran  secara  langsung (tanpa pemisahan)
menggunakan spektrometer  gamma  terhadap  larutan  PEB U 3 Si 2 /Al sebanyak 100 µL diperoleh beberapa spektrum jenis radionuklida seperti 96 Nb, 124 Sb dan 95 Zr  pada  masing  masing  energi  570,5
keV,  723,8  keV  dan  756,8  keV  dalam  jumlah yang kecil, isotope 134 Cs diperoleh pada energi 604,8  keV  dan  795,8  keV  serta  isotop 137 Cs pada energi 661,8 keV seperti yang ditunjukkan pada Gambar 5[19]. Hasil evaluasi dari luas spektrum tersebut diperoleh cacahan rerata  isotope 134 Cs  dan 137 Cs  seperti ditunjukkan pada Tabel 4.
Gambar 5. Spektrum 134 Cs dan 137 Cs dalam 100 µL larutan PEB U 3 Si 2 /Al
Tabel 4. Hasil pengukuran langsung isotop cesium dalam 100 µL larutan U 3 Si 2 /Al Jenis isotop Energi (keV) Yield (%) Cacah per detik (cps) M1-1 M1-2 M2-1 M2-2 134 Cs 604.8 97,60 1,6710 1,7030 2,4590 2,2330 137 Cs 661,8 85,12 80,3180 81,5270 106,9830 107,2610 134 Cs 795,8 85,45 0,6684 0,6812 0,9835 0,8932
Perhitungan Burn Up PEB U 3 Si 2 /Al Densitas 4,8 gU/cm 3 Pasca Iradiasi Potongan Bagian Middle
(Aslina Br.Ginting, Supardjo, Yanlinastuti, Sutri Indaryati, Boybul)
Tabel 4 menunjukkan bahwa cacahan per detik (cps) rerata dari isotope 134 Cs dan 137 Cs pada sampel kode M-1 ( M1-1 dan M1-2) lebih kecil dibandingkan  dengan  M-2  (M2-1  dan  M2-2). Hal  ini  sesuai  dengan  berat  potongan  PEB U 3 Si 2 /Al  densitas  4,8  gU/cm 3 masing  masing 0,056 g PEB untuk M-1 dan 0,075 g PEB untuk M-2.  Pemisahan 137 Cs  dan 134 Cs  dengan
metode  penukar  kation  menunjukkan  bahwa isotop 137 Cs  dan 134 Cs  terikat  dengan  zeolit dalam  fasa  padat,  sedangkan  isotop  uranium dan  lainnya  berada  dalam  fasa  cair  sebagai supernatan. Hasil pengukuran isotop 137 Cs dan 134 Cs dalam fasa padat menggunakan spektrometer gamma ditunjukkan pada
Gambar 6.
Gambar 6. Spektrum isotop 137 Cs dan 134 Cs dalam padatan Cs-zeolit
Gambar  6  menunjukkan  bahwa  penambahan zeolit dengan berat 1000 mg mampu menyerap isotop 137 Cs  dan 134 Cs  yang  terikat  dalam padatan  Cs-zeolit.  Hal  ini  ditunjukkan  oleh spektrum  isotop 134 Cs  pada  energi  604,8  keV dan 137 Cs pada energi 661,8 keV dan tidak ada sepektrum  isotop  lainnya.  Pada  pengukuran langsung  diperoleh  isotop 134 Cs  pada  energi 795,8  keV  dengan  cacahan  (cps)  yang  kecil, namun pada hasil pengukuran dalam padatan Cs-zeolit,  isotop 134 Cs  tidak  terdeteksi.  Hal  ini disebabkan  karena  intensitas  gamma  (I  ) isotop 134 Cs  pada  795,8  keV  (85,4%),  lebih kecil dibanding intensitas gamma pada energi 604,8  keV  sebesar  97,60  %[19],  sehingga pada  saat  proses  pertukaran  kation,  yang mempunyai kemampuan bertukar kation dengan  NH 4 + adalah  kation  cesium  yang mempunyai konsentrasi lebih besar.
Pemisahan 134 Cs dan 137 Cs
menggunakan metoda penukar kation menunjukkan  bahwa  zeolit  Lampung  yang telah  diaktivasi  dengan  NH 4 + sangat  selektif terhadap  cesium.  Hal  ini  disebabkan  karena jari jari ion hidrasi NH 4 + (331 pm) dengan Cs +
(329 pm) hampir sama sehingga lebih mudah bertukar[27].  Selain  itu,  berdasarkan  hasil penelitian sebelumnya, zeolit Lampung mempunyai KTK sebesar 1,4476 meq/g zeolit yang artinya secara perhitungan, setiap 1 gram zeolit  Lampung  dapat  mengikat  kation 137 Cs sebesar  1,4476  meq  atau  1,4476E-03  g [9,22,23]. Hal ini dibuktikan dengan
diperolehnya  isotop 134 Cs  pada  energi  604,7 keV  serta 137 Cs    pada  energi  661,7  keV  di dalam  supernatan  dalam  jumlah  sangat  kecil dan  tidak  terlihat  adanya  spektrum  isotop pemancar sinar-  lainnya seperti yang ditunjukkan pada Gambar 7, Tabel 5 dan 6.
Perhitungan Burn Up PEB U 3 Si 2 /Al Densitas 4,8 gU/cm 3 Pasca Iradiasi Potongan Bagian Middle
(Aslina Br.Ginting, Supardjo, Yanlinastuti, Sutri Indaryati, Boybul)
Gambar 7. Spektrum isotop 137 Cs dan 134 Cs dalam supernatan
Tabel  5  menunjukkan  bahwa  penggunaan zeolite  Lampung  sebagai  bahan  penyerap isotope  cesium  cukup  baik,  karena  diperoleh kandungan 134 Cs  dan 137 Cs  di  dalam supernatan relatif kecil. Hal ini sesuai dengan kemampuan  tukar  kation  (nilai  KTK)  NH 4 -
zeolite Lampung terhadap kation Cs + sebesar 1,4476E-03  g/g  zeolite.  Nilai  KTK  NH 4 -zeolite lebih  besar  dari  kandungan  Cs  dalam  0,056 gPEB  maupun 0,075 gPEB, sehingga isotope Cs  dalam  potongan  PEB  U 3 Si 2 /Al  dapat dipertukarkan dengan NH 4 -zeolite secara baik.
Tabel 5. Kandungan 137 Cs dan 134 Cs dalam padatan 137 Cs-zeolit dan supernatan per 0,056 g PEB.
Kode sampel 137 Cs dalam padatan zeolit (g/0,056g PEB) 134 Cs dalam padatan zeolit (g/0,056g PEB) 137 Cs dalam supernatan (g/0,056g PEB) 134 Cs dalam supernatan (g/0,056g PEB) M1-1 4,5546E-05 5,3445E-08 5,0000E-09 7,6296E-11 M1-2 4,5553E-05 5,7764E-08 6,0000E-09 5,7354E-11 Rerata M-1 4,5549E-05 5,5604E-08 5,5000 E-09 6,6825E-11
Tabel 6. Kandungan 137 Cs dan 134 Cs dalam padatan 137 Cs-zeolit dan supernatan per 0,075 g PEB.
Kode sample 137 Cs dalam padatan zeolit (g/0,075g PEB) 134 Cs dalam padatan zeolit (g/0,075g PEB) 137 Cs dalam supernatan (g/0,075g PEB) 134 Cs dalam supernatan (g/0,075g PEB) M2-1 5,9721E-05 8,0073E-08 7,0000E-09 1,1221E-10 M2-2 5,9632E-05 3,9986E-08 7,0000E-09 8,9624E-11 Rerata M-2 5,9677E-05 6,00297E-08 7,0000E-09 1,0091E-10
Sementara  itu,  hasil  pengukuran deposit  uranium  pada  planset  SS  setelah dilakukan  pemisahan  dengan  metode  kolom
penukar  anion  diperoleh  spektrum  isotope uranium  dan  plutonium  dalam  SPIrr  U 3 Si 2 /Al seperti yang terlihat pada Gambar 8.
Perhitungan Burn Up PEB U 3 Si 2 /Al Densitas 4,8 gU/cm 3 Pasca Iradiasi Potongan Bagian Middle
(Aslina Br.Ginting, Supardjo, Yanlinastuti, Sutri Indaryati, Boybul)
Gambar 8 Spektrum isotop uranium 238 U, 235 U, 234 U , 239 Pu dan 238 Pu
Gambar  8  menunjukkan  bahwa  pemisahan uranium menggunakan resin Dowex diperoleh spektrum  isotop  uranium  dan  plutonium  telah terpisah  dengan  baik  pada  energi  masing- masing. Spektrum isotope uranium 238 U berda pada  energi  4,1502  MeV, 235 U  (4,3409  MeV),
234 U  (4,7135  MeV), 239 Pu  (5,1209  MeV)  dan
238 Pu  (5,4849  MeV)[19].  Besar  cacahan isotope 238 U, 235 U, 234 U, 239 Pu dan 238 Pu dalam supernatan  SPIrr  U 3 Si 2 /Al  pasca  iradiasi kemudian dievaluasi sehingga diperoleh kandungan  isotope  uranium  dan  plutonium seperti ditunjukkan pada Tabel 7.
Tabel 7. Kandungan U dan Pu dalam M-1 (g/0,056 g PEB) dan M-2 (g/0,075 gPEB)
Kode Sampel Kandungan rerata isotope U dan Pu 238 U 235 U 234 U 239 Pu 239 Pu SPIrr (M-1) 1,1337 E-03 2,579 E-03 4,0000E-07 1,4903E-05 1,4080E-07 SPIrr (M-2) 1,0842E-03 3,1646E-03 3,9000E-07 2,0297E-05 2,0367E-07
Kandungan isotop 134 Cs dan 137 Cs pada Tabel 5  dan  6  (baik  dalam  fasa  padat  dan supernatan)  serta  kandungan 235 U, 239 Pu  dan 238 Pu  pada  Tabel  7,  digunakan  untuk perhitungan burn  up PEB  U 3 Si 2 /Al  potongan bagian Middle dengan  kode  M-1  dan  M-2.
Kandungan  isotop 134 Cs  dan 137 Cs  dalam supernatan  sangat  kecil  sehingga  tidak berpengaruh  dalam  perhitungan burn  up , namun  yang  paling  berpengaruh  adalah kandungan 235 U.  Hasil  perhitungan burn  up rerata untuk PEB U 3 Si 2 /Al densitas 4,8gU/cm 3 untuk  kode  M-1  dengan  berat  =  0,056  gPEB
dan M-2 = 0,075 gPEB ditunjukkan pada Tabel 8. Dari Tabel 8 diketahui bahwa besar burn up rerata PEB U 3 Si 2 /Al densitas 4,8gU/cm 3 untuk kode M-1 dan M-2 diperoleh sebesar 41,6560 ± 1,6870 %. Besar burn up ini tidak mempunyai perbedaan  yang  signifikan  dengan burn  up yang dihitung menggunakan Origen Code oleh RSG-GAS  sebesar  40%.  Namun  perhitungan burn  up PEB  U 3 Si 2 /Al  densitas  4,8  gU/cm 3 bagian middle ini harus dilengkapi dengan burn up bagian top dan bottom sehingga diperoleh burn up rerata dari bahan bakar tersebut.
Tabel 8. Perhitungan burn up untuk potongan bagian Middle kode M-1 dan M-2.
Isotop Kandungan isotop (g/0,056gPEB) Kandungan isotop (atom) Kandungan isotop (g/0,075gPEB) Kandungan isotop (atom) 235 U awal (Uo) (data fabrikasi) 0,00432 1,1083E+19 0,00576 1,4775E+19 137 Cs 4,5549E-05 2,0025E+17 5,9677E-05 2,6236E+17 134 Cs 5,5604E-08 2,4992E+14 6,0030E-08 2,4993E+14 239 Pu 1,4903E-05 3,7556E+16 2,0297E-05 5,1151E+16 238 Pu 1,4081E-07 3,5633E+14 2,0367E-07 5,1542E+14 235 U sisa 2,5796E-03 6,6115E+18 3,1646E-03 8,1109E+18 Ui 6,8499E+18 8,4252E+18 Uo-Ui 4,2313E+18 6,3498E+18 Burn Up 40,3360 % 42,9770 % Burn Up rerata 41,6560 % SIMPULAN Dari analisis fisikokimia telah diperoleh kandungan isotope 134 Cs, 137 Cs 235 U, 239 Pu, dan 238 Pu dalam PEB U 3 Si 2 /Al densitas 4,8  gU/cm 3 pasca  iradiasi  potongan  bagian middle dan telah digunakan untuk perhitungan burn  up .  Hasil  perhitungan burn  up PEB U 3 Si 2 /Al  densitas  4,8  gU/cm 3 pasca  iradiasi potongan  bagian middle diperoleh  sebesar 41,6560 ± 1,6870 %. Besar burn up dari hasil analisis  fissikokimia  (merusak)  tidak  jauh berbeda  dengan burn  up yang  dihitung menggunakan Origen  Code sebesar  40%
(tidak merusak).

## UCAPAN TERIMA KASIH
Penelitian  ini  terlaksana  dengan dukungan  dana  DIPA  PTBBN-BATAN  Tahun 2019. Terima kasih disampaikan kepada Ibu Iis Haryati  dan  Ariyanti  Saputri  yang  telah membantu melaksanakan penelitian sehingga pembuatan makalah dapat terlaksana dengan baik.

## DAFTAR PUSTAKA
[1]  S. V. D. Berghe, A. Leenaers, E. Koonen and L. Sannen, “From high to low enriched uranium  fuel  in  research  Reactors ”,
Advances in Science and Technology , vol. 73, pp. 78-90, 2010.
[2] S.  H.  Kim, et  al., “A  Feasibility  study  on fast reactor with low-enriched uranium fuel at  Kyoto  University  critical  assembly,” Progress in Nuclear Energy , Vol. 100, pp.
60-70, 2010.
[3]  P. H. Liem, and T. M. Sembiring. “Design of transition cores of RSG GAS (MPR-30) with  higher  loading  silicide  fuel, ” Nuclear Engineering  and  Design ,  vol.  240,  pp.
1433 –1442, 2010.
[4]  Supardjo,  T.    Surbakti,  E.  P.  Hastuti,  A. Hamzah  and  A.B.  Ginting, “Teknik pembuatan  dan  pengujian  bahan  bakar dispersi U 3 Si 2 /Al densitas uranium tinggi, ” Jakarta: Batan Press, 2019, pp. 64-70.
[5] R.  Artika,  R.  Sigit,  H.  F.  Rahmatullah, Supardjo  dan  A.B.  Ginting, “ Uji  tak merusak  pelat  elemen  bakar  U 3 Si 2 /Al densitas uranium 4,8 gU/cm 3 menggunakan  radiografi  sinar-x  digital, ” URANIA , Vol. 26, No.1, hal.49 – 56, 2020.
[6]  Y. J. Kim, B. O. Yoo, H. M. Kim, S. B. Ahn, “Development  of  X-ray  system  for irradiated fuel in hotcell ,”  Hotlab Conference  Proceeding 2016,  Karsruhe,
Germany.
[7]  Y.  Nampira,  S.  Ismarwanti,  H.  F. Rahmatullah,  and  K.  Mustopa, “Non destructive  test  nuclear  fuel  U 3 Si 2 /Al  4,8 gU/cm 3 post irradiation with 60% burn up research  reactor, ”  Hotlab  Conference
Proceeding    2016, Karsruhe, Germany.
[8]  P. H. Liem, S. Amini, A. G. Hutagaol, and T.  M.  Sembiring, “Nondestructive burnup verification  by  gamma-ray  spectroscopy of LEU silicide fuel plates irradiated in the RSG  GAS  multipurpose  reactor, ” Annals Nuclear Energy , vol. 56, pp. 57 –65, 2013.
[9]  A.  K.  Dewi,  Sukarsono,  Supardjo, Masrukan, dan A.B. Ginting, Penguasaan Teknologi  Pembuatan  Bahan  Bakar Reaktor  Suhu  Tinggi  Dan  Reaktor  Riset ,
Buku  Bunga  Rampai.  Jakarta:  Batan Press, Oktober 2018.
[10]  F.  Muhammad. “Reactivity  feedback coefficients  of  a  low  enriched  uranium fuelled  material,  test  research  reactor  at end-of-life, ” Annals  of  Nuclear  Energy , Vol. 38, pp. 2836 –2839, 2011.
[11]  P. H.  Patricia, “Radiochemistry Webinars Actinide Chemistry Series. National Analytical Management Program
(NAMP), ”  U.S.  Department  of  Energy, Carlsbad  Field  Office,  Idaho  National Laboratory, 2014.
[12]  A.  B.  Ginting  dan  D.  Aggraini. “Metode pengendapan  dan  penukar  kation  untuk pemisahan  cesium  dalam  bahan  bakar U 3 Si 2 /Al. ” URANIA , Vol. 22, No.2. pp. 65 – 132, 2016.
[13]  A.  Nugroho,  Boybul,  S.  Indaryati,  I. Haryati,  R.  Kriswarini,  dan  A.B.  Ginting, “Pemisahan  cesium  dalam  PEB  U 3 Si 2 /Al densitas  2,96  gU/cm 3 pasca  iradiasi dengan metode pengendapan
chloroplatinate. ” URANIA ,  vol.  25,  no.  2, hal. 103 – 114, 2019.
[14] D. Anggraini, A. Nugroho, A.B. Ginting, Y.
Nampira, dan Boybul. “Penentuan Parameter Optimum Proses Pengendapan  CsClO4  Pada  Pemisahan Isotop 137 Cs  Dari  Larutan  PEB  U 3 Si 2 /Al
Pasca Iradiasi.” URANIA , Vol 19, No.2, pp. 63 – 74, 2013.
[15]  R.  I.  Dobrin,  T.  Craciunescu,  and  M. Pavelescu. “CANDU  And  TRIGA  Fuel burn-up  determination  using  axial  and tomographic gammascanning, ” Romanian
Reports  in  Physics,  vol.  63,  no.  4,  pp.
1009 –1017, 2011.
[16]  S. K. Jung, S. J. Young, D. P. Soon, K. H. Yeong, and S. Kyuseok. “Analysis of high burnup  pressurized  water  reactor  fuel using  uranium,  plutonium,  neodymium, and cesium isotope correlations with burn- up. ” Nuclear Engineering Technology , vol.
471, pp. 924-933, 2015.
[17]  H.  U.  Zwicky, et  al. . “Nuclide  analysis  in high  burn-up  fuel  samples  irradiated  in Vandellós 2. ” Journal of Nuclear Materials , vol. 402, pp.60 – 73, 2010.
[18]  A.  B.  Ginting  and  P.  H.  Liem, “Absolute burnup measurement of LEU silicide fuel plate  irradiated  in  the  RSG  GAS multipurpose reactor by destructive radiochemical technique, ” Annals Nuclear
Energy , vol. 85, pp. 613 –620, 2015.
[19]  Table  of  Radionuclides,  Monographic BIPM-5, Available:
https://www.bipm.org/utils/common/pdf/m onographieRI/Monographie_BIPM- 5_Tables_Vol5.pdf.
[20]  M. M. Febri, and P. Ardian, “Pemanfaatan batu  apung  sebagai  sumber  silika  dalam pembuatan  zeolit  sintetis. ” Jurnal  Fisika
UNAND , vol. 2, no. 4, hal. 262-268, 2013.
[21]  P. Francesco, G. Bruno, A. Paolo, and C. Domenico, “Natural  zeolites  for  heavy metals  removal  from  aqueous  solutions: modeling  of  the  fixed  bed  Ba 2+ /Na + ion- exchange process using a mixed phillipsite/chabazite-rich  tuff. ” Chemical Engineering Journal , vol. 219, pp. 37- 42,
2013.
[22] A.  Sukur,  A.  Azira  and,  H.  A.  Husni, “determination of cation exchange capacity  of  natural  zeolite,” Malaysian Journal  of  Soil  Science ,  vol.  21,  pp.102- 112, 2017.
[23] B. Wiyantoko, N. Rahmah, “Measurement of  cation  exchange  capacity  (CEC)  on natural zeolite by percolation methode.” in AIP  Conference  Proceedings 1911, 020012,  2017.  Published  On  line  05 December 2017.
[24] A.  K.  Vipin,  S.  Ling,  B.  Fugetsu, “Microporous  and  mesoporous  materials removal of Cs + and Sr 2+ from water using MWCNT  reinforced  zeolite-A  beads,” Microporous Mesoporous Mater. , vol. 224, pp. 84–88, 2016.
[25]  R.  C.  Martínez,  M.  T.  Olguín,  and  M. Soache-Ríos. “Cesium  sorption  by clinoptilolite-rich  tuffs  in  batch  and  fixed- bed Systems, “ Desalination , 258, pp.164 – 170, 2010.
[26]  E. H. Borai, R. Harjula, M. Leena, and P. Airi, “Efficient removal of cesium from low- level radioactive liquid waste using natural and impregnated zeolite minerals. ”
Journal of Hazardous Materials , vol. 172, pp. 416 –422, 2009.
[27] A.  G.  Volkov  and  S.  Paula,  “Radii  of unhydrated  (first  value)  and  hydrated (second value)
ions, taken in
Bioelectrochem.” Bioenergetics vol.  42, pp.153-160, 1997.
[28]  Yanlinastuti, Boybul, A. B. Ginting, dan D. Anggraini. “Pengaruh  parameter  proses elektrodeposisi terhadap penentuan berat isotop 235 U  dalam  PEB  U 3 Si 2 /Al  pasca iradiasi, ” URANIA, vol. 22, no. 2, hal. 65 – 132, 2016.
[29]  Boybul,  Yanlinastuti,  D.  Anggraini,  A. Nugroho, R. Kriswarini, and A. B. Ginting, “Analisis kandungan cesium dan uranium dalam  bahan  bakar  U 3 Si 2 /Al  pasca iradiasi. ” URANIA , vol. 23,  no. 2,  hal.108 – 122, 2017.
[30]  Boybul,  Yanlinastuti,  S.  Indaryati,  I. Haryati,  dan  A.  Nugroho, “Penentuan kandungan  isotop 235 U  dalam  PEB U 3 Si 2 -Al  densitas  2,96  gU/cm 3 untuk perhitungan burn  up . ” URANIA ,  vol.  21, no.3, hal.141-149, 2015.