## ANALISIS KANDUNGAN CESIUM DAN URANIUM DALAM BAHAN
BAKAR U 3 Si 2 /Al PASCA IRADIASI
Boybul, Yanlinastuti, Dian Anggraini, Arif Nugroho, Rosika Kriswarini, Aslina Br Ginting Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir – BATAN Kawasan Puspiptek, Serpong, Tangerang Selatan, 15314 e-mail : boybul@batan.go.id
(Naskah diterima: 15-06-2017, Naskah direvisi: 22-06-2017, Naskah disetujui: 03-07-2017)

## ABSTRAK
ANALISIS  KANDUNGAN  CESIUM  DAN  URANIUM DALAM  BAHAN  BAKAR  U 3 Si 2 /Al  PASCA IRADIASI .  Telah  dilakukan  pemisahan  hasil  fisi  isotop 137 Cs  dan 235 U  dengan  tujuan untuk mengetahui  kandungan  isotop 137 Cs  maupun 235 U  dalam  PEB  U 3 Si 2 /Al  dengan  densitas 2,96 gU/cm 3 pasca  iradiasi.  Langkah  awal  yang  dilakukan  untuk  menentukan  kandungan  isotop 137 Cs dan 235 U adalah pemotongan PEB U 3 Si 2 /Al. Posisi pemotongan dilakukan pada bagian atas, tengah  dan  bawah  dengan  berat masing masing  0,095  g;  0,1103  g  dan  0,1441g.  Potongan  PEB U 3 Si 2 /Al  dilarutkan  dalam  25  mL  HNO 3 6N  dan  HCl  6N  sehingga  diperoleh  larutan  PEB  U 3 Si 2 /Al. Pemisahan 137 Cs dilakukan dengan metode penukar kation dan metode pengendapan. Pemisahan 137 Cs menggunakan metode penukar kation dilakukan dengan memipet 150 µL larutan PEB U 3 Si 2 /Al pasca  iradiasi  kemudian  ditambahkan  zeolit  Lampung  1000  mg.  Sementara  itu,  pemisahaan dengan  metode  pengendapan  dilakukan  dengan  menambahkan  serbuk  CsNO 3 sebagai  carrier seberat  700  mg  dan  HClO 4. Isotop 137 Cs  terikat  dengan  zeolit  berada  pada  fasa  padat  dalam bentuk 137 Cs-zeolit  dan  isotop  U  berada  pada  fasa  cair  atau  supernatan.  Proses  pengendapan dilakukan  di  dalam  ice  batch  dengan  temperatur –4 o C  hingga  terbentuk  endapan 137 CsClO 4 . Besarnya  kandungan  isotop 137 Cs  dalam  padatan 137 Cs-zeolit  maupun  endapan 137 CsClO 4 diukur dengan  menggunakan  spektrometer-  .  Pemisahan 235 U  dalam  supernatan  dilakukan  dengan metode kolom penukar anion menggunakan resin Dowex 1x5-NO 3 . Supernatan sebanyak 500 µL dari  masing-masing  potongan  bagian  atas,  tengah  dan  bawah  sebagai  umpan  dimasukkan  ke dalam kolom dan ditambahkan resin Dowex 1x8-NO 3 seberat 1,2 g. Efluen U dielusi dengan HNO 3 8N dan efluen Pu dielusi dengan HCl 0,1N+HF0,036N. Efluen U yang keluar dari kolom dikenakan proses elektrodeposisi untuk selanjutnya diukur kandungan 235 U dengan spektrometer- α. Kandungan 137 Cs  menggunakan  metode  penukar  kation  diperoleh  sebesar  401,0335  µg/gPEB;  451,1094 µg/gPEB  dan  343,9651  µg/g  PEB  masing-masing  untuk  potongan  bagian  atas,  tengah  dan  bawah dengan  recovery  sebesar  99%,  sedangkan  dengan  metode  pengendapan  diperoleh 137 Cs  masing masing  sebesar  393,4581  µg/g  PEB;  452,0525  µg/gPEB  dan  330,7839  µg/gPEB  dengan  recovery sebesar  98%.  Kandungan 235 U  diperoleh  sebesar  45208  µg/gPEB;  50896  µg/gPEB  dan 44336 µg/gPEB untuk potongan bagian atas, tengah dan bawah dengan recovery sebesar 68 %.
Kata kunci : isotop 137 Cs, 235 U, PEB U 3 Si 2 /Al densitas uranium 2,96 gU/cm 3 .

## ABSTRACT
ANALYSIS  OF  CESIUM  AND  URANIUM  CONTENT  IN  IRRADIATED  U 3 Si 2 /Al  FUEL . Separation  of  fission  product  isotopes  of 137 Cs  and 235 U  has  been  done  to  determine  content  of 137 Cs  and 235 U  in  irradiated  U 3 Si 2 /Al  fuel  plate  of  2.96  gU/cm 3 density.  The  initial  step  in  the determination  of 137 Cs  and 235 U  content  is  sample  cutting  proces.  The  cutting  position  was determined  at  the  top  middle  and  bottom  part  of  the  plate  by  an  ammount  of  0.095  g;  0.1103  g and 0.1441g for each respective position. Each sample was dissolved in  25 mL of HNO 3 6N dan HCl 6N to obtain irradiated  U 3 Si 2 /Al solution. Separation was carried out by cation exchange  and precipitation  methods.  The  separation  of 137 Cs  was  done  by  pipeting  150  µL  of  the  irradiated U 3 Si 2 /Al  sample  solution  and  adding  it  to  1000  mg  of  Lampung  zeolite,  while  the  separation  by precipitation  methode  was  done  by  adding  700  mg  of  CsNO 3 powder  as  carrier  and  HClO 4 to  the U 3 Si 2 /Al  sample  solution. In the cation exchange method, 137 Cs  would  be  bound  by  zeolite  in  the solid phase in the form of 137 Cs-zeolite and uranium would stay in the liquid phase or supernatan. The  precipitation  was  done  in  an  ice  bath  at  -4 o C  to  obtain 137 CsClO 4 precipitate.  The  efluent leaving the column was subjected to electrodeposition process for 235 U content measurement with α-spectrometer.  The 137 Cs  content  obtained  by  cation  exchange  was  401.0335  µg/g  FP  (FP  = irradiated  fuel  plate)  ;  451.1094  µg/g  FP  and  343.9651  µg/g  FP  for  each  respective  sample position by 99 % recovery, while the 137 Cs content obtained by precipitation method was 393.4581 µg/g FP; 452.0525  µg/g FP and 330.7839  µg/g FP for each respective sample position by 98  % recovery. The 235 U content was found to be 45208 µg/g FP; 50896 µg/g FP and 44336 µg/g FP for each respective sample position by 68 % recovery.
Keywords : 137 Cs, 235 U, U 3 Si 2 /Al fuel plate, 2,96 gU/cm 3 uranium density.
Analisis Kandungan Cesium Dan Uranium Dalam Bahan Bakar U 3 Si 2 /Al Pasca Iradiasi
(Boybul, Yanlinastuti, Dian Anggraini, Arif Nugroho, Rosika Kriswarini, Aslina Br Ginting)

## PENDAHULUAN
Peningkatan  distribusi  temperatur  di dalam  bahan  bakar  PEB  U 3 Si 2 /Al  rata-rata sebesar  120 o C  menjadi  170 o C,  kadangkala hal ini menyebabkan terjadinya hot spot pada posisi  tertentu  di  dalam  bahan  bakar[1]. Peningkatan distribusi temperatur disebabkan oleh radiasi yang terkorelasi dengan lamanya bahan bakar di dalam reaktor dengan burn up tertentu,  sehingga  menyebabkan  kandungan hasil fisi dan unsur bermassa berat meningkat.  Hasil  reaksi  fisi  utama  dari 235 U dengan  neutron  adalah 90 Sr  dan 137 Cs[2,3] , sedangkan  melalui  reaksi  aktivasi 238 U dengan  menangkap  neutron  termal  (energi neutron  termal  0,025  eV)  akan  mengalami reaksi fertile menjadi 239 Np, 238 dan 239 Pu.
PEB U 3 Si 2 /Al dengan densitas uranium
2,96 gU/cm 3 pasca iradiasi mengandung  beberapa  hasil  fisi  seperti isotop 137 Cs, 144 Ba,  dan 90 Sr dan  unsur bermassa berat diantaranya adalah isotop U ( 238 U, 235 U, 234 U, 236 U)  dan  Pu  ( 239 Pu, 238 Pu).
Isotop 144 Ba  adalah  isotop  hasil  fisi  yang masih  dapat  meluruh  dan  menghasilkan isotop lain sebagai hasil fisi yang lebih stabil yaitu 90 Sr  dan 137 Cs[4]. Hasil  fisi  yang digunakan dalam menghitung burn-up adalah  jumlah  isotop 235 U  yang  terbakar menjadi  isotop 137 Cs  serta 235 U  sisa  yang akan  dibandingkan  dengan  jumlah 235 U awal[5,6].  Hal  ini  sesuai  dengan  yang pernah  dilakukan  terhadap  penentuan burn up oleh beberapa peneliti sebelumnya[7].
Penentuan isotop 235 U yang terbakar dapat  diketahui  dari  reaksi  fisi 235 U  dengan neutron maupun reaksi fertil dari 238 U. Untuk menentukan  kandungan  isotop  hasil  fisi 137 Cs dan 235 U harus dilakukan pemotongan PEB U 3 Si 2 /Al densitas  uranium  2,96 gU/cm 3 pasca  iradiasi.  Pemotongan  PEB  U 3 Si 2 /Al didasarkan  kepada  proses  terjadinya  reaksi fisi  antara 235 U  dengan  neutron  di  dalam reaktor  dengan fission  yield tertentu[8,9]. Posisi  pemotongan  didukung  oleh  hasil pengukuran distribusi hasil
fisi
menggunakan Gamma  Scaning pada  3
(tiga)  posisi  yaitu  bawah,  tengah  dan  atas PEB  U 3 Si 2 /Al.  Pemotongan  PEB  U 3 Si 2 /Al dengan  dimensi  10x10x1,37  mm  dilakukan di  HC  103,  kemudian  dikirim  ke  HC  104 untuk  dipotong  kembali  menjadi  dimensi 3x3x1,37 mm menggunakan diamond cutting .
Potongan  PEB  U 3 Si 2 /Al  dengan dimensi  3x3x1,37  mm masing-masing  pada 3  (tiga)  posisi  bawah,  tengah  dan  atas, kemudian  dilarutkan  menggunakan  HNO 3 6 N  dan  HCl  6  N[10],  untuk  selanjutnya dipisahkan  isotop  hasil  fisi  dengan  unsur- unsur  bermassa  berat.  Penentuan  isotop hasil  fisi  dan  unsur  bermassa  berat dapat dilakukan secara mudah dengan menggunakan  spektrometer  massa,  namun karena  PTBBN-BATAN  belum  memiliki  alat tersebut, maka untuk menentukan komposisi isotop  hasil  reaksi  fisil  maupun  unsur bermassa berat sebagai pemancar radiasi α dan  harus  dilakukan  pemisahan  terlebih dahulu  secara  radiokimia,  untuk  selanjutnya dapat  dianalisis  dengan  menggunakan  alat spektometer- α ataupun spektometer-  [9,11].
Tujuan  peneltian  ini  adalah  untuk mengetahui kandungan isotop hasil fisi 137 Cs dan 235 U  dalam  PEB  U 3 Si 2 /Al  pasca  iradiasi. Kandungan  isotop 137 Cs  maupun 235 U selanjutnya  digunakan  untuk  perhitungan burn  up dan  akan  dibandingkan  dengan burn  up yang  telah  dihitung  menggunakan program Origen oleh  RSG-GAS.  Hasil perhitungan burn  up secara  merusak digunakan  untuk mempelajari  unjuk  kerja bahan  bakar  selama  diradiasi  di  dalam reaktor  dan  sekaligus  bertujuan  untuk membuktikan apakah  besar burn  up yang dihitung  dengan software Origen  sama dengan burn up dengan cara merusak.

## METODOLOGI
PEB U 3 Si 2 /Al dengan densitas uranium 2,96 gU/cm 3 pasca iradiasi dipotong sisi  atas,  tengah  dan  bawah  (kode  T-1,  M-1 dan  B-1)  dengan  berat  masing  masing 0,095 g;  0,1103  g  dan  0,1441g,  kemudian
dilarutkan  di  dalam  5  mL  HCl  dengan konsentrasi  6 N  dan  5  mL  HNO 3 6 N[11]. Pemisahan 137 Cs  menggunakan  metode penukar  kation  dilakukan  dengan  memipet 150  µL  larutan  PEB  U 3 Si 2 /Al  pasca  iradiasi kemudian  ditambahkan  zeolit  Lampung 1000 mg[12]. Proses penukar kation dilakukan dengan pengocokan selama 1 jam hingga  terpisah  antara  fasa  padat  dengan fasa  cair.  Isotop 137 Cs  terikat  dengan  zeolit berada pada fasa padat dalam bentuk 137 Cs- zeolit dan isotop 235 U dan 239 Pu berada pada fasa  cair  atau  supernatan.  Sementara  itu, pemisahan 137 Cs  menggunakan  metode pengendapan dilakukan dengan menambahkan serbuk CsNO 3 sebagai senyawa  pembawa  ( carier )  seberat  700  mg dan HClO 4 [11]. Proses pengendapan dilakukan  di  dalam ice  batch dengan temperatur –  4 o C  hingga  terbentuk  endapan 137 CsClO 4 .  Besarnya  kandungan  isotop 137 Cs dalam padatan 137 Cs-zeolit maupun endapan 137 CsClO 4 diukur  dengan  menggunakan spektrometer-  .  Pemisahan 235 U  dari  isotop Pu  dan  pengotor  lainnya  dalam  supernatan dilakukan  dengan  metode  kolom  penukar anion  menggunakan  resin  Dowex1x8-NO 3 . Supernatan sebanyak
500 µL dalam suasana
HNO 3 8 N sebagai umpan dimasukkan  ke  dalam  kolom  yang  telah diberi  resin  Dowex1x8-NO 3 seberat  1,2  g.
Isotop  Pu  terikat  oleh  resin  sedangkan efluen  yang  mengandung  isotop  U  dan pengotor  lainnya  keluar  kolom.  Efluen  yang berisi  isotop  U  dan  pengotor  diuapkan sampai  kering  dan  dilarutkan  lagi  dalam suasana HCl 12 M sebagai umpan dimasukkan  ke  dalam  kolom  yang  telah diberi resin Dowex1x8 - Cl seberat 1,2 g untuk memisahkan isotop U dari pengotor lainnya. Isotop  U  terikat  resin  sedangkan  pengotor keluar  dari  kolom.  Kolom  kemudian  dielusi menggunakan  HCl  0,1 M,  isotop  U  keluar dari  kolom  sebagai  efluen  U[12].  Efluent  U dikenakan proses elektrodeposisi [13,14] , kemudian  diukur  aktivitasnya  menggunakan spektrometer- α dengan waktu cacah 20000 detik.  Hasil  pengukuran  diperoleh
berupa  cacahan  per  detik  (cps)  yang selanjutnya  diestimasi  menjadi  besaran berat 235 U.
Kandungan  isotop  di  dalam  150  µL larutan bahan bakar PEB U 3 Si 2 /Al kemudian dikonversikan  terhadap  berat  PEB  U 3 Si 2 /Al dengan kode T-1, M-1 dan B-1 di dalam 25 mL,  sehingga  diperoleh  berat  isotop 137 Cs maupun 235 U  dalam  sampel  PEB  U 3 Si 2 /Al pasca iradiasi[5,6].

## HASIL DAN PEMBAHASAN
Hasil  pemotongan  PEB  U 3 Si 2 /Al dengan  densitas  uranium  2,96  gU/cm 3 pasca  iradiasi  posisi  pada  bagian  bawah, tengah  dan  atas  dengan  berat  masing- masing potongan ditunjukkan pada Tabel 1.
Tabel  1.  Berat  PEB  U 3 Si 2 /Al  pasca  iradiasi pada  bagian bawah,  tengah  dan atas
PEB U 3 Si 2 /Al Berat bagian atas (g) Berat bagian tengah (g) Berat bagian bawah (g) Potongan-1 0,095 0,1103 0,1441 Potongan-2 0,081 0,1396 - Potongan-3 0,087 0,0972 -
a. Pelarutan  PEB  U 3 Si 2 /Al  densitas uranium 2,96 gU/cm 3 pasca iradiasi
Hasil pelarutan potongan PEB U 3 Si 2 /Al pada posisi bawah, tengah dan atas diperoleh  larutan  uranium  nitrat  yang mengandung  isotop  hasil  fisi  dan  unsur- unsur  bermassa  berat.  Larutan  uranium nitrat  tersebut  siap  dipisahkan  kandungan isotop-nya  antara  lain 137 Cs  menggunakan metode penukar kation dan metode pengendapan  serta 235 U  menggunakan metode  kolom  penukar  anoin  dengan  resin Dowex 1x8 –NO 3 .
b. Penentuan
efisiensi detektor Spektrometer- α/ 
Efisiensi detektor ditentukan terhadap  sampel  standar  berupa  larutan maupun  sampel  padatan.  Hal  ini  dilakukan
Analisis Kandungan Cesium Dan Uranium Dalam Bahan Bakar U 3 Si 2 /Al Pasca Iradiasi
(Boybul, Yanlinastuti, Dian Anggraini, Arif Nugroho, Rosika Kriswarini, Aslina Br Ginting)
untuk  menentukan  kandungan  isotop  dalam fasa  padat  maupun  fasa  cair  PEB  U 3 Si 2 /Al pasca  iradiasi.  Hasil  pengukuran  standar 137 Cs  dan 235 U  dengan  7  (tujuh)  kali
pengulangan diperoleh cacahan yang menunjukkan  besarnya  efesiensi  detektor, akurasi dan presisi pengukuran seperti yang tercantum pada Tabel 2.
Tabel 2. Data perhitungan efisiensi detektor spektrometer- α /  [5] Alat Uji Standar Eff.detektor (%) Akurasi (%) Presisi (%) Spektrometer-  Larutan 137 Cs 0,2898 0,376 1,875 Padatan 137 Cs-zeolit 0,2983 0,452 2,023 Endapan 137 CsClO 4 0,2988 0,452 2,023 Spektrometer-  Planset 235 U 0,3782 0,552 3,123
Tabel  2  menunjukkan  bahwa  efisiensi detektor  spektrometer- α/  tidak  mempunyai perbedaan yang signifikan. Demikian halnya dengan  besaran  akurasi  dan  presisi  yang diperoleh  lebih  kecil  5 %  pada  derajat kepercayaan  95 %.  Hasil  ini  menunjukkan bahwa  tidak  ada  perbedaan  antara  besar aktifitas  (Bq/g)  hasil  pengukuran  sampel standar dengan sertifikat.
c. Pemisahan 137 Cs  dalam  larutan  PEB
U 3 Si 2 /Al pasca iradiasi
Hasil pemisahan 137 Cs  dengan metode penukar kation menunjukkan bahwa zeolite Lampung terikat dengan 137 Cs dalam bentuk 137 Cs-zeolit.  Sementara  itu,  dengan menggunakan metode pengendapan CsNO 3 dan  HClO 4 ,  isotop 137 Cs  terendapkan  dalam garam  CsClO 4 .  Hasil  pengukuran  isotop 137 Cs  dalam  endapan 137 Cs-zeolit  maupun CsClO 4 menggunakan  spektrometer  gamma ditunjukkan pada Gambar 1.
Gambar  1  menunjukkan  bahwa pada  energi 661,45 keV terbentuk spektrum isotop 137 Cs  yang  terdapat  di  dalam  PEB U 3 Si 2 /Al  pasca  iradiasi.  Pengukuran  dengan waktu  cacah  1500  detik,  hanya  diperoleh spektrum  isotop 137 Cs  dan  tidak  terlihat adanya  spektrum  isotop  pemancar  sinar-  selain isotop 137 Cs. Fenomena ini menunjukkan  bahwa  zeolit  Lampung  yang digunakan dalam proses penukar kation dan CsNO 3 serta  HClO 4 yang  digunakan  dalam
metode pengendapan sangat selektif terhadap 137 Cs  dan  mampu  memisahkan isotop 137 Cs dari isotop lainnya secara baik.
Gambar  1.  Spektrum 137 Cs  dalam 137 Cs- zeolit maupun endapan CsClO 4
Luasan  spektrum  yang  terbentuk menunjukkan  besarnya  kandungan 137 Cs yang terdapat dalam PEB U 3 Si 2 /Al. Kandungan  isotop 137 Cs  yang  terdapat  di dalam PEB U 3 Si 2 /Al pasca iradiasi potongan bagian  bawah,  tengah  dan  atas kode sampel T-1, M-1 dan B-1 dengan 3 (tiga) kali pengulangan  dituangkan  pada  Tabel  3  dan 4.
Recovery pemisahan 137 Cs  dengan menggunakan metode penukar kation maupun  metode  pengendapan  diperoleh cukup  besar  dengan  rerata  masing  masing sebesar  99%  dan  98  %.  Hal  ini  berarti bahwa  kedua  metode  pemisahan  tersebut sangat selektif terhadap ion cesium.
Tabel 3. Kandungan isotop 137 Cs dalam PEB U 3 Si 2 /Al dengan metode penukar kation Kode Sampel Berat sampel (150 µL) (µg) Kandungan 137 Cs sebelum zeolit (µg) Kandungan 137 Cs setelah zeolit (µg) Berat PEB (g) Kandungan 137 Cs (µg/g PEB) Recovery pemisahan (%) T-1 1 0,1539 0,0287 0,0275 0,0950 490,1255 98,8741 T-1 2 0,1538 0,0162 0,0161 0,0810 319,5443 99,1274 T-1 3 0,1584 0,0180 0,0177 0,0870 393,4306 99,0668 M-1 1 0,1547 0,0398 0,0392 0,1103 465,5873 99,0845 M-1 2 0,1546 0,0447 0,0450 0,1396 451,5207 99,5141 M-1 3 0,1522 0,0293 0,0296 0,0972 436,2203 99,4945 B-1 1 0,1557 0,0343 0,0341 0,1441 343,9651 99,3607
Tabel 4. Kandungan isotop 137 Cs dalam PEB U 3 Si 2 /Al dengan metode pengendapan Kode Sampel Berat Sampel (150 µL) Kandungan 137 Cs sebelum CsNO 3 (µg) Kandungan 137 Cs setelah CsNO 3 (µg) Berat PEB (g) Kand. 137 Cs (µg/g PEB) Recovery pemisahan (%) T-1 1 0,1554 0,0284 0,02780 0,095 495,7989 98,1428 T-1 2 0,1567 0,0162 0,01598 0,081 313,0409 98,5157 T-1 3 0,1575 0,01897 0,01794 0,087 380,5347 98,2456 M-1 1 0,1544 0,0374 0,03670 0,1103 464,3187 98,3501 M-1 2 0,1540 0,0302 0,03070 0,1396 472,9457 98,4482 M-1 3 0,0981 0,01874 0,01895 0,0972 418,8931 98,9123 B-1 1 0,1540 0,0341 0,0335 0,1441 330,7838 98,0122 Gambar  2.  Spektrum 137 Cs  dalam  larutan supernatan
Besar recovery pemisahan 137 Cs baik  menggunakan  metoda  penukar  kation maupun  metode  pengendapan  diperoleh diatas  98  %,  hal  ini  didukung  oleh  masih diperolehnya  isotop 137 Cs  walaupun  dalam jumlah  sedikit  di  dalam  supernatan  seperti yang ditunjukkan pada Gambar 2.
Gambar  2  menunjukkan  bahwa  di dalam  supernatan  masih  diperoleh  isotop 137 Cs.  Hal  ini  terjadi  karena  pada  saat pemisahan fasa cair dari fasa padat dengan cara  pemipetan,  kemungkinan  fasa  padat ada  yang  terpipet  dan  terikut  bersama  fasa cair.
d. Pemisahan  uranium  dalam  larutan PEB U 3 Si 2 /Al pasca iradiasi
Dalam  menentukan  kandungan  U dalam  supernatan  sebelum  dan sesudah pemisahan  menggunakan  kolom  penukar anion
harus dikenakan proses
elektrodiposisi terlebih dahulu. Proses elektrodeposisi  bertujuan  untuk  mendapat- kan volume umpan yang optimum. Pengukuran  uranium  sebagai  pemancar radiasi sinar alpha mempunyai daya tembus yang  sangat  kecil  sehingga  dibutuhkan
Analisis Kandungan Cesium Dan Uranium Dalam Bahan Bakar U 3 Si 2 /Al Pasca Iradiasi
(Boybul, Yanlinastuti, Dian Anggraini, Arif Nugroho, Rosika Kriswarini, Aslina Br Ginting)
ketebalan  sampel  yang  sangat  tipis  dan merata  agar dapat  dianalisis dengan menggunakan  spektrometer- α.  Oleh  karena itu perlu diketahui volume umpan elektrodeposisi yang optimum untuk mendapatkan  ketebalan  sampel  (endapan uranium)  yang  optimum.  Pada  penelitian  ini volume  umpan  yang  digunakan  adalah sebesar  500 µL  dan  merupakan  volume optimal  yang  diperoleh  pada  penelitian sebelumnya[14,15] .
Selain  volume  umpan,  hal  penting yang harus diketahui adalah besar
kandungan 235 U sebelum pemisahan (pengukuran  secara  langsung)  dan  r ecovery pemisahan 235 U dengan menggunakan larutan  standar  U 3 O 8 . Besar recovery pemisahan 235 U  dengan  metode  kolom penukar  anion  menggunakan  resin  Dowex 1x5-NO 3 ditunjukkan pada Tabel 5.
Tabel 5. R ecovery pemisahan 235 U menggunakan standar U 3 O 8 [4,13] Sampel Kandungan 235 U sertifikat (µg) Kandungan 235 U pengukuran (µg) Recovery ( % ) Standar 235 U 3,9888 2,7207 68,21 Tabel 5 menunjukkan
bahwa recovery pemisahan 235 U  menggunakan standar  larutan  U 3 O 8 20  %  dengan  metode penukar  anion  diperoleh  sebesar  68,21  % pada  kondisi  volume  umpan  yang  optimum sebesar 500 µL.
e. Pengukuran dan
analisis
235 U
sebelum pemisahan
Hasil pengukuran isotop 235 U sebelum  mengalami  pemisahan  (sebelum ditambah  resin  Dowex  1x8  menggunakan spektroketer- α diperoleh 4 (empat) spektrum isotop-U  yaitu 238 U  pada  energi  E  = 4,194 MeV, 235 U  (E  =  4,397  MeV),  isotop 236 U  (E  =  4,494 MeV)  dan  isotop 234 U  pada energi  E  =  4,777 MeV  seperti  yang ditunjukkan pada Gambar 3.
Gambar  3.  Spektrum  isotop-U  sebelum pemisahan.
Besarnya kandungan isotop-U ( 234 U, 235 U, 236 U  dan 238 U)  dalam  sampel  dapat diketahui  dengan  cara  menghitung  cacahan dari luas spektrumnya masing-masing ditunjukkan pada Tabel 6.
Tabel 6. Kandungan 235 U di dalam supernatan PEB U 3 Si 2 /Al sebelum pemisahan Kode Sampel Berat Sampel (150 µL) (g) Berat PEB (g) Kand. 235 U (µg/g PEB) Kand. 239 Pu (µg/g PEB) T-1 0,1553 0,0950 66400 2,3854 M-1 0,1549 0,1103 95665 2,3854 B-1 0,1556 0,1441 65128 2,4734
Selain  isotop  U  diperoleh  juga  2  (dua) spektrum  isotop  Pu  yaitu 239 Pu  pada  energi E  = 5,155 MeV dan 238 Pu pada energi E  =
5,486  MeV  seperti  yang  terlihat  pada Gambar 3.
f. Pengukuran dan analisis 235 U setelah pemisahan
Pengukuran dan analisis 235 U setelah  dilakukan  pemisahan  menggunakan resin  Dowex  1x8-NO 3 ditunjukkan  pada Gambar 4.
Gambar 4. Spektrum efluen isotop-U setelah pemisahan
Efluen U keluar dari kolom, sedangkan  efluen  isotop  lainnya  terikat bersama  resin  Dowex  1x8-NO 3 di  dalam kolom.  Efluen  isotope  lainnya  selanjutnya dielusi  menggunakan  HCl  0,1 N  dan  HF 0,036 N  sehingga  isotop  lainnya  keluar  dari kolom[16]. Efluen U sebagai hasil
pemisahan 235 U  dalam  PEB  U 3 Si 2 /Al  bagian potongan  sampel  T-1,  M-1  dan  B-1  setelah dikenakan proses elektrodeposisi, selanjutnya dilakukan analisis menggunakan spektrometer- α. Hasil pengukuran isotop 235 U sesudah dilakukan pemisahan dengan resin Dowex 1x8 ditunjukkan pada Gambar 4.
Besarnya  kandungan  isotop 235 U dalam potongan bagian T, M dan B dari PEB U 3 Si 2 /Al  sesudah  penambahan  resin  Dowex ditunjukkan pada Tabel 7.
Tabel 7. Kandungan 235 U di dalam supernatan PEB U 3 Si 2 /Al setelah pemisahan Kode Sampel Berat Sampel (150 µL) (g) Berat PEB (g) Kand. 235 U (µg/g PEB) T-1 0,1553 0,0950 45208 M-1 0,1549 0,1103 50896 B-1 0,1556 0,1441 44336
Gambar  3  dan  4  menunjukkan bahwa  hasil  pemisahan  isotop  U  di  dalam supernatan  PEB  U 3 Si 2 -Al  pasca  iradiasi masih  belum  sempurna,  karena  pada pemungutan  isotop  U  masih  terkandung isotop  Pu  demikian  juga  sebaliknya.  Hal  ini menunjukkan  bahwa  parameter  metode yang  digunakan  untuk  pemisahan  isotop  U belum  optimal,  sehingga  masih  diperlukan metode  yang  valid  untuk  pemisahan  untuk kedua  isotop  tersebut.  Oleh  karena  itu, selanjutnya akan dilakukan evaluasi parameter yang meliputi jumlah resin, waktu tinggal  di  dalam  kolom,  kecepatan  alir, volume eluent. Data kandungan isotop 137 Cs dan 235 U,  selanjutnya  digunakan  sebagai dasar  dalam  perhitungan burn  up PEB U 3 Si 2 /Al dengan densitas uranium
2,96 gU/cm 3 pasca iradiasi.

## SIMPULAN
Telah  diperoleh  kandungan  isotop 137 Cs  dan 235 U di dalam  PEB  U 3 Si 2 /Al  pasca iradiasi.  Kandungan  isotop 137 Cs  pada potongan  bagian  atas,  tengah  dan  bawah menggunakan metode penukar kation diperoleh  masing  masing  sebesar  401,0335 µg/gPEB;  451,1094  µg/gPEB  dan  343,9651 µg/g  PEB  dengan recovery sebesar  99%, sedangkan  dengan  menggunakan  metode pengendapan diperoleh masing-masing 393,4581 µg/g  PEB;  452,0525 µg/gPEB  dan 330,7839 µg/g PEB dengan recovery sebesar 98 %.  Kandungan 235 U  diperoleh  dengan metode kolom penukar anion untuk potongan bagian  atas,  tengah  dan  bawah diperoleh sebesar  45208 µg/gPEB;  50896  µg/gPEB dan 44336 µg/gPEB dengan recovery sebesar  68%.  Untuk  meningkatkan recovery
Analisis Kandungan Cesium Dan Uranium Dalam Bahan Bakar U 3 Si 2 /Al Pasca Iradiasi
(Boybul, Yanlinastuti, Dian Anggraini, Arif Nugroho, Rosika Kriswarini, Aslina Br Ginting)
pemisahan uranium perlu  dilakukan  evaluasi parameter  metode  meliputi  jumlah  resin, waktu  tinggal  di  dalam  kolom,  kecepatan alir, serta pemilihan jenis pereaksi atau elusi yang tepat.

## UCAPAN TERIMA KASIH
Ucapan  terima  kasih  disampaikan kepada  Bapak  Sungkono,  selaku  Kepala Bidang  Uji  Radiometalurgi  beserta  seluruh rekan-rekan  Kelompok  Fisiko  Kimia  yang telah  bersama-sama  melakukan  penelitian ini sehingga makalah ini dapat terwujud.

## DAFTAR PUSTAKA
[1] I.  P.  Hastuti,  T.  M.  Sembiring, Supardjo, Suwardi ,  “LAK  Insersi
Elemen  Bakar  Uji  Silisida  3  pelat Tingkat  Muat  2,96  dan  5,8  gU/cm 3 di
Teras RSG-GAS ”,  PRSG-BATAN,
2010.
[2] J.  Real,  F.  Persin,  C.  Cauret, ”Mechanisms  of  Desorption  Cesium and Stronsium Aerosols Deposited on
Urban Surfaces ” , Journal
of
Environmental  Radioactivity ,  vol.  62 no. 1, 2012.
[3] H.  Simger,  F.Arnold,  H.  Aufurhoff, R.Bauman, F. Kaether, S. Lindemann, L.Rauch, ”Detection  of 133 Xe  from  the Fukusima  Nuclear  Power  Plant  in  The Upper  Troposphere  above  Germany ” , Journal  of  Evironmental  Radioactivity , vol.132, 2014.
[4] A.B. Ginting, D. Anggraini, A. Nugroho, “ Pengaruh  Penambahan
Zeolit  Terhadap  Pemisahan  Isotop 137 Cs  Dalam  Pelat  Elemen  Bakar U 3 Si 2 -Al Pasca Iradiasi ”, Jurnal Teknologi  Bahan  Buklir, vol.7  no.2, 2011.
[5] A.  B.  Ginting,  H.  P. Liem,  “Absolute Burn Up Measurement of LEU Silicide Fuel Plate Irradiated  in the RSG GAS Multipurpose  Reactor  by  Destructive Radiochemical  Technique ”, Journal
Annals of Nuclear Energy , 2015.
[6] A.  B.  Ginting,  Boybul,  A.  Nugroho,  D. Anggraini,  R.  Kriswarini, ”Pemisahan dan  analisis 137 Cs  dan 235 U  dalam PEB  U 3 Si 2 -Al  pasca  iradiasi  untuk penentuan  burn  up, ” Jurnal  Teknologi Bahan  Nuklir ,  vol.  11  no.2,  2015.
[6] American  Standar  Test  Methods, “ Standar practice for the ion exchange separation  of  uranium  and  plutonium prior  to  isotopic  analysis ” ,  ASTM  No
C-1411-01, vol. 12 No.1, 2000.
[7] A. B. Ginting ,  “ Analisis isotop transuranium dalam bahan bakar PEB U 3 Si 2 -Al  pasca  iradiasi  menggunakan spektrometer  alpha ”, Jurnal  Ilmiah Daur  Bahan  Bakar  Nuklir  Urania, vol. 17 no. 2, 2011.
[8] S. Indaryati,  “Pemilihan  beberapa jenis  pelarut  untuk  PEB  U 3 Si 2 -Al pasca i radiasi”, Prosiding Hasil Penelitian,  Pusat  Teknologi  Bahan Bakar Nuklir-BATAN, Serpong, 2009.
[9] A.  B.  Ginting,  D.  Anggraini, ”Metode pengendapan  dan  metode  penukar kation pada proses pemisahan cesium  di  dalam  bahan  bakar  U 3 Si 2 - Al ”,  Jurnal  Ilmiah  Daur  Bahan  Bakar Nuklir Urania , vol. 22 no. 2, 2016.
[10]  Boybul,  Yanlinastuti,  S.  Indaryati,  I. Haryati,  A.  Nugroho ,  “Penentuan kandungan  isotop 235 U  dalam  PEB U 3 Si 2 -Al densitas uranium 2,96 gU/cm 3 untuk perhitungan  burn up ”, Jurnal  Ilmiah  Daur  Bahan  Bakar Nuklir Urania , vol. 21 no. 3, 2015.
[11]  O. A. Dumitru, R. C. Begy, D. C. Nita, L.  D.  Bob os,  C.  Cosma,  “Uranium electrodeposition
for alpha spectrometric  source  preparation ” ,
Journal of Radioanalytical and
Nuclear  Chemistry, vol.  298  no.2,  pp. 1335 –1339, 2013.
[12]  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.
[13]  Muzakky,  B.  Irianto, “Korelasi  antara waktu  tinggal  arus  dan  randemen pada  penentuan  U-234,  U-235  dan
U-238  dengan  spektrometri  a lpha”,
Prosiding Seminar Nasional, Yogyakarta  22  Oktober  2013,  Pusat Teknologi Akselator dan Proses Bahan –BATAN.
[14]  K.Sawada,  Y.  Enokida,  M.  Kamiya, T.Koyama, K. Aoki,  “Distribution
coefficients of U(VI), nitric acid and FP Elements in
extraction from
concentrated  aqueous  solutions  of nitrates  by  30%  tri-n-butylphosphate solution ” , Journal  of  Nuclear  Science
and Technology , vol. 46 no.1, 2009.