(Sigit, Noor  Yudhi, Rahma Yanda)
MODIFIKASI METODA ASTM UNTUK ANALISIS URANIUM DENGAN KONSENTRASI  1 gU/L MENGGUNAKAN

## TITROPROSESOR
Sigit 1 , Noor Yudhi 1 , Rahma Yanda 2

## 1.  Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir - BATAN
Kawasan Puspiptek, Serpong, Tangerang Selatan, 15314
2.  Fakultas MIPA, Universitas Andalas Padang
e-mail: sigit@batan.go.id
(Naskah diterima: 02-09-2013, disetujui: 25-09-2013)

## ABSTRAK
MODIFIKASI METODA ASTM UNTUK ANALISIS URANIUM DENGAN KONSENTRASI 1 gU/L MENGGUNAKAN  TITROPROSESOR. Telah  dilakukan  penentuan  uranium  dalam  larutan radioaktif secara  titrasi potensiometrik menggunakan titroprosesor dengan  memodifikasi metode ASTM  C  799-83  yaitu  pengurangan  volume  pereaksi  menjadi  10,  15,  20  dan  30%  dari  masing- masing  volume pereaksi yang digunakan dalam  ASTM yaitu  asam sulfamat, asam pospat, ferro sulfat, ammonium molibdat dan vanadium sulfat. Di samping itu juga dipelajari variasi keasaman 1,  2,  3  dan  4N  serta  konsentrasi  uranium  dalam  umpan  1,  2,  3  dan  4  g/L.  Tujuan  penelitian adalah  memperoleh  kondisi  relatif  baik  untuk  analisis  uranium  dalam  larutan  yang  mengandung uranium sekitar 1 g/L yang kemudian dapat diterapkan untuk analisis uranium dalam limbah cair radioaktif.  Sampel  dimasukan  ke  dalam  gelas  piala,  lalu  elektroda  platina  dimasukkan  hingga tercelup  dan  titrasi  potensiometrik  dimulai  dengan  menjalankan  titroprosesor.  Hasil  percobaan menunjukkan  bahwa  larutan  yang  mengandung  uranium  dengan  konsentrasi  1  gU/L  dapat dianalisis  dengan  modifikasi  volume  pereaksi  10%  dari  volume  pereaksi  pada  ASTM  dan memberikan  presisi  3,02%,  RSD  0,0302  dan  akurasi  95,11%,  sedangkan  untuk  variasi keasaman,  diperoleh  hasil  relatif  baik  yaitu  keasaman  4N  yang  ditunjukkan  oleh  presisi  dan penyimpangan  yang  paling  kecil  dengan  akurasi  >95%  dan  dapat  digunakan  untuk  analisis uranium pada konsentrasi 1-4 g/L dengan presisi 1,33 – 3,17 dan akurasi ≥99,99%. Pada analisis limbah efluen (LE) cair radioaktif dengan kode LE-15 dan LE-3 menggunakan modifikasi metode ASTM diperoleh konsentrasi uranium masing-masing 0,0558 g/L dan 0,6139 g/L.
Kata kunci: modifikasi metode ASTM, penentuan uranium, limbah radioaktif cair,  titroprosesor.

## ABSTRACT
MODIFICATION  OF  ASTM  METHOD  FOR  URANIUM  ANALYSIS  WITH  CONCENTRATION  1 gU/L USING TITROPROCESSOR. Determination of uranium concentration in radioactive solution has been done by modified potentiometric method of ASTM C 799-83. The modification includes reagent volume reduction to 10%, 15%, 20% and 30% of reagent volume used in the ASTM, i.e. sulfamic acid, phosphate acid, ferrous sulfate, ammonium molybdate and vanadium sulfate. This research also studied variation in the acidity of 1, 2, 3, and 4N and uranium concentration in the feed of 1, 2, 3 and 4 g/L. The research objective is to determine the relatively good condition for
the  analysis  of  uranium  solution  containing  approximately  1  g/L  uranium.  This  modified  method may be applied to the analysis of uranium in radioactive liquid waste. Samples were loaded into a glass  cup  with  a  platinum  electrode  immersed,  and  potentiometric  titration  began  by  running titroprosesor.  The  results  show  that  a  solution  containing  uranium  with  a  concentration  of  1  g/L can  be  analyzed  with  the  modifified  reagent  volume  to  10%  of  the  reagent  volume  according  to the ASTM with 3.02% precision, 0.0302 RSD and 95.11% accuracy. The variation of acidity gave good result at a relative acidity of 4N, which is shown by the precision and the smallest deviation with  an  accuracy  of  >  95%.  This  condition  can  be  used  for  the  analysis  of  uranium  at  a concentration of 1-4 gU/L with a precision of 1.33 to 3.17 and an accuracy of ≥ 99,99%. Analysis of  radioactive  liquid  waste  labeled  with  LE-15  and  LE-3  by  this  modified  ASTM  method  gives  a value of uranium concentration of 0,0558 g/L and 0,6139 g/L respectively.
Keywords: ASTM  method  modification,  uranium  determination,  liquid  radioactive  waste, titroprocessor.

## PENDAHULUAN
Siklus  bahan  bakar  nuklir  dapat dibagi  menjadi  dua  bagian  besar  yaitu front end dan back end . Bagian f ront end meliputi tahapan  operasi  mulai  dari  penambangan uranium, refining ,  konversi,  pengayaan, fabrikasi  bahan  bakar  sampai  pemakaian dalam reaktor, sedangkan back end meliputi pengolahan  bakar  nuklir  bekas  setelah iradiasi  di  dalam  reaktor  seperti  olah  ulang, penyimpanan limbah radioaktif, pemungutan dan  pemisahan  uranium-plutonium [1] .  Bahan bakar  nuklir  dapat  digunakan  di  reaktor pembangkit  listrik  tenaga  nuklir  (PLTN) sampai  5  tahun,  setelah  itu  pemakaiannya kurang  efisien  dan  perlu  untuk  diganti. Bahan  bakar  setelah  diiradiasi  di  reaktor disebut  dengan  bahan  bakar  nuklir  bekas yang  sangat  radioaktif.  Bahan  bakar  bekas tersebut dapat diolah kembali untuk memisahkan  sisa  uranium  dan  produk plutonium  dari  hasil  fisi,  kemudian  untuk memisahkan  uranium  dan  plutonium  dapat dikelola  dengan  proses  PUREX (Plutonium Uranium Extraction) [2] . Dalam proses extraksi  tersebut  digunakan  extraktan  Tri Butil  Phosphat  (TBP)  dengan  pengencer kerosin.  Penelitian  extraksi  uranium  dengan proses  dingin (non-irradiated) telah  banyak dilakukan.
Pengolahan uranium dalam instalasi nuklir  menghasilkan  limbah  radioaktif.  Jenis
limbah radioaktif dari segi tingkatan aktivitas dapat  dibagi  menjadi  limbah  radioaktif aktivitas  rendah,  sedang  dan  tinggi;  dari umur  radionuklida  dibagi  menjadi  limbah radioaktif umur pendek dan panjang dan dari bentuk  fisiknya  dibagi  menjadi  limbah radioaktif  padat,  cair  dan  gas [3] .  Dalam proses  daur  bahan  bakar  nuklir,  dijumpai banyak  limbah  radioaktif  yang  mengandung uranium.  Untuk  mengetahui  kandungan uranium,  dapat  dilakukan  analisis  dengan berbagai metoda seperti titrimetri, spektrofotometer UV-VIS, X-Ray Fluresence (XRF) , Atomic  Adsorption  Spectrophoto- meter (AAS) dan Analisis Aktivasi Neutron [4] ,
sedangkan metode Spektrofluorometri Luminesen
dapat digunakan untuk
menganalis  suatu  unsur  misalnya  boron yang  berada  dalam  lingkungan  larutan uranium nitrat [5] .
Di Instalasi Elemen Bakar Experimental  Pusat  Teknologi  Bahan  Bakar Nuklir (IEBE-PTBN) yang melakukan pengembangan  bahan  bakar  nuklir,  telah menghasilkan  limbah  radioaktif  baik  yang berbentuk  padat,  cair  maupun  gas.  Khusus limbah  radioaktif  cair  berasal  dari  larutan- larutan sisa proses seperti extraksi, pengendapan,  elektroplating  atau  bekas analisis  yang  berhubungan  dengan  bahan radioaktif [6,7,8] .  Kandungan  uranium  dalam limbah  radioaktif  cair  tersebut  perlu  untuk
(Sigit, Noor  Yudhi, Rahma Yanda)
diketahui  yaitu  dengan  cara  dianalisis menggunakan metode yang sesuai.
Banyak  metode  analisis  uranium yang  masing-masing  mempunyai  kelebihan maupun kekurangan. Metode gravimetri dan polarografi  memberikan  hasil  yang  cukup teliti  tetapi  kurang  cepat,  sedangkan  cara konduktometri cukup cepat namun ketelitiannya  kurang.    Adapun  metode potensiometrik memiliki ketelitian yang relatif tinggi, dapat dilaksanakan secara cepat dan preparasinya  sangat  sederhana,  biaya  yang diperlukan  juga  relatif  murah [9] .  Oleh  karena itu,  dalam  penelitian  penentuan  uranium  ini digunakan metode potensiometrik.
Prinsip  kerja  dari  alat  titroprosesor ini  didasarkan  adanya  perubahan  potensial elektrode yang dimasukkan ke dalam larutan yang dianalisis. Alat potensiometer digunakan  untuk  menentukan  unsur-unsur kimia  dalam  larutan  secara  kuantitatif. Potensiometer juga dilengkapi dengan potensiometer-titraliser yang berfungsi untuk mengetahui  perubahan  potensial  secara elektronik  hingga  terjadinya  titik  ekivalen secara akurat dapat ditentukan [10] . Elektroda yang  digunakan  dalam  potensiometer  ini adalah  elektroda  Platina  (Pt).  Setelah  titik ekivalen  dicapai  yang  ditandai  dengan terjadinya  perubahan  potensial  yang  cepat (400  mV  -  600  mV)  maka  titrasi  dihentikan dan  hasilnya  diperoleh  dari  pencatatan  alat dalam  gram/liter  Uranium.  Pada  penelitian ini  digunakan  fero  sulfat  sebagai  reduktor dalam medium asam fosfat, yang selanjutnya  dititrasi  dengan  kalium  bikromat sebagai oksidator dengan vanadium sebagai katalisator.  Metode  ini  dikenal  sebagai metode Davies-Gray [11] .
American  Society  for  Testing  and Materials (ASTM)  C  799-83  sebelumnya telah  menetapkan  metoda  baku  untuk menganalisis  kadar  U  dalam  limbah  cair melalui  penambahan  beberapa  reagen dengan  volume  tertentu  yaitu  asam  fosfat sebanyak 40 mL, asam sulfamat 5 mL, ferro sulfat 5 mL, ammonium molibdat 10 mL, dan
vanadil  sulfat  10  mL,  untuk  sampel  dengan konsentrasi 100-150 gU/L [12] . Dalam penelitian  ini  dilakukan  modifikasi  volume pereaksi  yang  digunakan  untuk  analisis  U dengan  beberapa  variasi  analisis  sampel yang konsentrasinya hanya 1 g/L. Modifikasi volume  yang  dilakukan  adalah  10%,  15%, 20%,  dan  30%,  dari  volume  sebenarnya seperti  yang  telah  ditetapkan  dalam  ASTM. Selain  itu,  dalam  penelitian  ini  juga  dicari dan  diuji  keasaman  yang  paling  cocok digunakan, dengan menggunakan modifikasi pereaksi  yang  memberikan  hasil  yang  baik, untuk  menganalisis  kandungan  uranium. Keasaman  yang  dipelajari  yaitu  1N,  2N,  3N dan 4N.
Dalam  ASTM  C  799-83  tersebut, untuk menganalisis kadar uranium digunakan  asam  perklorat  atau  asam  sulfat untuk menghilangkan impuritas dalam sampel  yang  akan  diuji.  Laboratorium kendali  kualitas  IEBE-PTBN  sebelumnya menerapkan  penggunaan  asam  perklorat sementara  penggunaan  asam  sulfat  selama ini  belum  pernah  dilakukan.  Oleh  karena  itu dalam  penelitian  ini  dipelajari  pengaruh penggunaan  asam  sulfat  dalam  penentuam uranium.  Potensiometri  adalah  salah  satu metoda  analisis  titrimetri  dimana  titik  akhir ditemukan  dengan  menentukan  volume yang  menyebabkan  perubahan  potensial relatif besar. Pada prosedur ASTM, digunakan  volume  pereaksi  yang  besar dalam penentuan uranium dengan konsentrasi yang dapat dianalisis 100 – 150 gU/L. Volume pereaksi yang digunakan yaitu asam  sulfamat  5  mL,  asam  pospat  40  mL, ferro  sulfat  5  mL,  ammonium  molibdat  10 mL,  vanadil  sulfat  10  mL [14] .  Volume  100  % ini  dicobakan  untuk  menentukan  uranium dalam  larutan  pembanding  (standar)  UNH ( Uranyl  Nitrate  Hexahydrate )  dengan  kadar 1 gU/L menggunakan Titroprosesor.
Modifikasi volume pereaksi dilakukan untuk mencari volume yang relatif baik  dalam  penentuan  uranium  dengan konsentrasi 1 gU/L. Modifikasi yang
dilakukan yaitu dengan mengurangi pemakaian volume pereaksi (asam sulfamat, asam  pospat,  ferro  sulfat,  ammonium molibdat, vanadil sulfat) dari yang seharusnya seperti yang tertera pada ASTM guna  untuk  menghemat  pereaksi  dan mempercepat  proses  analisis  yang  akan diterapkan  pada  limbah  radioaktif  cair. Uranyl Nitrate Hexahydrate berfungsi sebagai  standar  (pembanding)  dengan kadar U yang telah diketahui sebesar 1 g/L. Hal  ini  perlu  dilakukan  untuk  memperoleh metoda  analisis  U  yang  konsentrasinya sekitar 1 gU/L dengan  memodifikasi volume pereaksi.
Tujuan  penelitian  ini  adalah  dapat melakukan  analisis  uranium  dalam  jumlah kecil  dengan  mereduksi  volume  pereaksi seperti  dalam  ASTM  dengan  metoda potensiometri,  sehingga  dapat  menghemat bahan kimia yang digunakan untuk menganalisis  uranium,  namun  dengan  hasil yang  cukup  baik  dan  metode  ini  dapat diterapkan  untuk  analisis  uranium  dalam limbah efluen radioaktif cair. Dalam pengukuran potensial larutan sel, diperlukan potensial  elektroda  yang  tergantung  pada aktivitas  ionnya.  Dalam  analisis  secara potensiometri  laju  perubahan  potensial terlihat  semakin  besar  saat  mendekati  dan menjauhi titik ekivalen (TE) pada saat titrasi berlangsung.  Hubungan  antara  potensial elektroda dengan aktivitas dinyatakan dengan persamaan Nersnt yaitu [13] :
2,303 RT log Q                      (1) nF
Dengan  E  =  Potensial  sel,  volt,  E o = Potensial  elektroda  standar,  volt,  R    = Konstanta gas, J/mol K, T  = Temperatur, K, Q  =  Aktivitas  ion,  n  =  Jumlah  elektron  yang ditransfer  dalam  reaksi,  F  =  Konstanta Faraday, coulomb/mol.
Metode  Davies  Gray  merupakan pengembangan  analisis  potensiometri  untuk kadar  U  yang  didasarkan  atas  reaksi reduksi-oksidasi  (redoks).  Mula-mula  U(VI)
direduksi  menjadi  U(IV)  oleh  zat  pereduksi fero  sulfat  di  dalam  larutan  asam  fosfat pekat  yang  mengandung  asam  sulfamat. Kelebihan Fe(II) sulfat dioksidasi asam nitrat dengan  Mo(VI)  sebagai  katalisator.  Setelah larutan diencerkan dengan air dan ditambahkan vanadium (IV) sebagai katalisator, selanjutnya penentuan keseluruhan  U(IV)  dititrasi  dengan  standar kalium dikromat secara potensiometri menggunakan elektroda platina.
Reaksi yang terjadi seperti di bawah ini :
a.   Di dalam larutan asam fosfat pekat
UO 2 2+ + 2Fe 2+ + 4H + U 4+ + 2Fe 3+ + 2H 2 O 3Fe 2+ + NO 3 - + 4H + 3Fe 2+ + NO + 2H 2 O
Fe 2+ + NO 3 - + 2H + Fe 3+ + NO 2 + H 2 O b.   Di dalam asam fosfat encer :
U 4+ + 2Fe 3+ + 2H 2 O        UO 2 2+ + 2Fe 2+ + 4H + Fe 2+ + VO 2+ + 2H + Fe 3+ + V 3+ + H 2 O
Reaksi total :
U 4+ + 2VO 2+ UO 2 2+ + 2V 3+
c.   Reaksi  selama  titrasi  dengan  larutan kalium dikromat :
Cr 2 O 7 2- +6V 3+ +2H + 2C r 3+ +6VO 2+ +H 2 O d.   Kesetaraan  reaksi  antara  U 4+ dengan larutan dikromat :
Cr 2 O 7 2- +3U 4+ + 2H + 2Cr 3+ + 3UO 2 2+ + H 2 O
Kadar  uranium  dapat  diketahui langsung  dari  hasil  pencatatan  pada  alat tersebut  menggunakan  perhitungan  dengan rumus:
U = 119.V.N.f (2)
Vc.Fp
dengan U = Kadar uranium, g/L, V = Volume titran K 2 Cr 2 O 7 , mL, N = Normalitas K 2 Cr 2 O 7 , g/L,  f  =  Faktor  koreksi  alat,  Vc  =  Volume cuplikan, mL, Fp  = Faktor pemekatan 119 = Bobot Ekivalen dari Uranium, g/gek.
(Sigit, Noor  Yudhi, Rahma Yanda)

## TATA KERJA
Bahan yang digunakan dalam penelitian ini adalah uranil nitrat heksahidrat (UNH), asam nitrat, asam sulfat, ammonium heptamolibdat, kalium bikromat, asam amido sulfonat,  asam  pospat,  vanadil  sulfat,  ferro sulfat,  natrium  hidroksida,  Limbah  Efluen (LE)  dengan  kode  LE-15,    dan  Limbah Efluen  LE-3.  Alat  yang  digunakan  adalah satu unit Potensiometer terdiri dari Titroprocessor  Metrohm  672,  buret  dosimat Metrohm  655,  pengaduk  magnit  Metrohm 649, pH meter dan timbangan analitik.
Sebagai  tahap  pertama  dilakukan pembuatan
larutan
induk (larutan
pembanding/standar) UNH konsentrasi uranium  (U)  10  g/L,  larutan  pereaksi  kalium bikromat  0,025M,  asam  sulfamat  1,5  M, ferro  sulfat  1  M,  ammonium  heptamolybdat 0,4 %, vanadil sulfat 0,1 %, asam sulfat, dan asam  nitrat  dengan  keasaman  sesuai dengan keasaman limbah LE-15 dan limbah LE-3.  Keasaman  limbah  dilakukan  dengan cara  titrasi  menggunakan  larutan  NaOH. Larutan pembanding/standar UNH diencerkan  hingga  konsentrasi  U  menjadi 1 g/L. Larutan tersebut selanjutnya dianalisis dengan  prosedur  sesuai  dengan  standar ASTM,  kemudian  dengan  memodifikasi volume  pereaksi  10%,  15%,  20%,  30%  dari volume  pereaksi  menurut  standar  ASTM, juga dianalisis dengan memvariasikan keasaman  yaitu  1,  2,  3  dan  4N  dan  variasi konsentrasi  U  sebesar  1,  2,  3  dan  4  g/L. Masing-masing  analisis  dilakukan  sebanyak 7  kali.  Analisis  dengan  standar  ASTM digunakan  pereaksi  asam  sulfamat  5  mL, asam  pospat  40  mL,  ferro  sulfat  5  mL, ammonium  molibdat  10  mL  dan  vanadium sulfat  10  mL.  Yang  dimaksud  dengan modifikasi  volume  10%  adalah  penggunaan pereaksi  tersebut  masing-masing  10%-nya, demikian  juga  untuk  modifikasi  volume pereaksi 15, 20 dan 30%.
Pelaksanaan analisis dilakukan dengan  memipet  0,1  mL  larutan  induk  UNH lalu  dimasukkan  ke  dalam  gelas  piala,
ditambahkan  5  mL  asam  nitrat,  3  mL  asam sulfat  kemudian  dipanaskan,  setelah  dingin ditambahkan pereaksi asam sulfamat, asam pospat,  diaduk  hingga  larutan  berwarna putih  susu,  ditambahkan  ferro  sulfat  dan ammonium molibdat hingga larutan berubah warna  menjadi  coklat,  ditunggu  hingga larutan  menjadi  bening  lalu  ditambahkan vanadil sulfat hingga larutan  berubah warna menjadi  biru  bening,  terakhir  ditambahkan akuades  40  mL.  Proses  analisis  dilakukan dengan  mencelupkan  elektrode  platina  ke dalam  larutan  yang  akan  dititrasi.  Titrasi potensiometrik  dimulai  dengan  menjalankan titroprosessor  dan  titrasi  dihentikan  apabila titik  ekivalen  telah  dicapai  yaitu  dengan ditandai  perubahan  potensial  yang  sangat cepat dan hasilnya terbaca pada alat dalam g/L.  Dengan  cara  yang  sama  dilakukan analisis  dengan  variasi  keasaman  dan konsentrasi uranium dalam UNH, juga untuk limbah  LE-15  dan  LE-3  yang  dilakukan secara  duplo,  dengan  jumlah  sampel masing-masing sebanyak 5 mL.
Hasil  analisis  dibandingkan  dengan konsentrasi  awal  uranium  standar  sehingga diperoleh  besaran  penyimpangan  yaitu Standar  Deviasi/SD,  presisi  atau Relative Standard  Deviation (RSD),  tingkat  akurasi, serta  rekoveri  (Rc)  yaitu  konsentrasi  U terukur/konsentrasi U sebenarnya.
Konsentrasi uranium  sebenarnya  ditentukan dengan  memperhitungkan  Faktor  koreksi (Fk)  yaitu  konsentrasi  uranium  sebenarnya dibagi  dengan  konsentrasi  uranium  terukur rerata.

## HASIL DAN PEMBAHASAN
Penentuan  uranium  dalam  UNH  standar konsentrasi 1 gU/L sesuai standar ASTM
Pada penentuan konsentrasi uranium  dalam  uranil  nitrat  heksahidrat standar  sesuai  dengan  prosedur  ASTM diperoleh  hasil  yang  menunjukkan  bahwa volume  pereaksi  tersebut  tidak  dapat menentukan  uranium  konsentrasi  1  gU/L,
yang  dibuktikan  dengan  tidak  diresponnya (tak terdeteksi) kadar uranium pada potensial  400  mV  -  600  mV  dimana seharusnya  potensial  akan  menunjukkan peningkatan yang tajam pada 590 mV. Oleh karena  itu  dilakukan  modifikasi  volume pereaksi  yang  digunakan  yaitu  dengan mengurangi jumlah pereaksi yang dipakai.
Penentuan  uranium  dalam  UNH  standar konsentrasi  1  gU/L  dengan  memodifikasi volume pereaksi
Metode  yang  dikembangkan  ini  akan diterapkan  pada  analisis  limbah  efluen radioaktif  cair.  Oleh  karena  itu  keasaman UNH dibuat sama dengan keasaman limbah (LE-15)  dengan  cara  menambahan  HNO 3 pekat  sebagai  simulasi  untuk  melihat kemampuan  modifikasi  volume  pereaksi dalam  menganalisis  kadar  U  limbah  LE-15 yaitu  2,875N.    Tabel  1  menunjukkan besaran  penyimpangan,  presisi  dan  akurasi analisis kadar U dalam UNH standar (1 g/L) dengan  keasaman  yang  sama  dengan
limbah  (LE  15).  Gambar  1  menunjukkan hasil  analisis  kadar  U  dalam  UNH  1  gU/L melalui modifikasi volume pereaksi terhadap presisi atau RSD (Relative Standard Deviation) .  Pada  Tabel  1  terlihat  bahwa semakin  besar  volume  pereaksi  yang digunakan  maka  standar  deviasi  relatif  atau presisinya semakin besar. Hal ini disebabkan oleh kemampuan pereaksi yang meningkat  volumenya,  sedangkan  kadar uraniumnya tetap, sehingga ketepatan analisis  makin  berkurang  dan  faktor  koreksi analisisnya  menjadi  tidak  sama  dengan satu.  Dapat  dilihat  pula  bahwa  modifikasi volume  pereaksi  yang  digunakan  untuk menganalisis  uranium  standar  berpengaruh terhadap  kadar  U.  Hal  ini  terlihat  pada perbedaan  nilai  akurasi  dan  presisi  dari modifikasi  volume  pereaksi  10,  15,  20  dan 30  %.  Pada  modifikasi  volume  tersebut akurasinya dapat dikatakan 100 %,
sedangkan semakin besar persentase modifikasi  volume,  nilai  presisinya  semakin besar pula.
Gambar 1. Hubungan antara modifikasi volume pereaksi dengan RSD
(Sigit, Noor  Yudhi, Rahma Yanda)
Tabel 1. Hasil penentuan uranium dalam standar UNH konsentrasi 1 g/L dengan modifikasi volume pereaksi.
No Modifikasi volume pereaksi, % Kons. U hasil analisis, g/L Kadar U terukur  rerata (Rrt), g/L Kons. U terukur terkoreksi, g/L Keterangan 1 10
0,985
Rrt = 1,0489 Fk = 0,9534 0,9391 Rrt = 0,9999 ± 0,06 SD = 0,0302 Akurasi = 0,01 % Rc = 99,99 % Presisi = 3,02 % 1,073 1,0230 1,037 0,9886 1,072 1,0221 1,056 1,0068 1,074 1,0240 1,045 0,9963 2 15
1,027
Rrt = 1,0864 Fk = 0,9204 0,9452 Rrt = 1,0000 ± 0,07 SD = 0,0364 Akurasi = 0 % Rc = 100 % Presisi = 3,64 % 1,154 1,0621 1,071 0,9857 1,106 1,0180 1,084 0,9977 1,064 0,9794 1,099 1,0115 3 20
1,003
Rrt = 1,0470 Fk = 0,9551 0,9579 Rrt = 1,0000 ± 0,07 SD = 0,0353 Akurasi = 0 % Rc = 100 % Presisi = 3,53 % 1,035 0,9885 1,083 1,0344 1,074 1,0257 1,040 0,9933 1,002 0,9570 1,092 1,0429 4 30
1,137
Rrt = 0,9891 Fk = 1,0110 1,1495 Rrt = 1,0000 ± 0,15 SD = 0,0774 Akurasi = 0 % Rc = 100 % Presisi = 7,74 % 0,979 0,9897 0,946 0,9564 0,995 1,0059 0,900 0,9099 0,943 0,9533 1,024 1,0352 Nilai akurasi menunjukkan
kedekatan  nilai  hasil  pengukuran  dengan nilai  sebenarnya.  Dari  hasil  yang  diperoleh menunjukkan  bahwa  modifikasi  volume pereaksi 10 - 30 % memberikan nilai akurasi dan  rekoveri  (Rc)  yang  baik.  Presisi menunjukkan  tingkat reliability (keandalan) dari  data  yang  diperoleh,  dapat  dilihat  dari standar deviasi yang diperoleh dari pengukuran. Presisi yang baik akan memberikan  standar  deviasi  relatif  (RSD) kecil  yang  ditunjukkan  oleh  modifikasi volume  pereaksi  10  %  yaitu  3,02  %.  Untuk itu  modifikasi  yang  relatif  baik  dalam menganalisis  U  dengan  konsentrasi  1  gU/L dipilih  modifikasi  volume  10%,  karena  nilai penyimpangan  relatif  atau  presisinya  paling
kecil  serta  nilai  akurasi  yang  diperoleh sangat baik yaitu 0,01 % dan rekoveri 99,99 %. Di samping itu juga penggunaan pereaksi lebih sedikit.
Penentuan uranium dalam limbah radioaktif  LE-15  dengan  memodifikasi volume pereaksi
Selain penentuan uranium dari UNH standar,  dilakukan  pula  penentuan  uranium dalam  limbah  efluen  radioaktif  cair  (LE) dengan kode LE-15 yang merupakan cairan limbah  hasil  kegiatan  penelitian  yang dilakukan  di  laboratorium  kendali  kualitas IEBE.  Limbah  tersebut  digunakan  sebagai
sampel dengan keasaman dianalisis terlebih dahulu  untuk  menyamakan  kondisi  dengan UNH  standar.  Penentuan  uranium  dalam limbah LE-15 dilakukan dengan memodifikasi  volume  pereaksi  yang  sama dengan  UNH  standar  (pembanding).  Hasil analisi dapat dilihat pada Tabel 2.
Dari  Tabel  2  dapat  dilihat  bahwa semakin  besar  modifikasi  volume  pereaksi yang  digunakan,  maka  semakin  kecil uranium  yang  teranalisis.  Hal  ini  sesuai
dengan  analisis  yang  dilakukan  pada standar  yaitu  peningkatan  volume  pereaksi menyebabkan  ketepatan  analisis  menjadi berkurang.  Kondisi  yang  relatif  baik  adalah modifikasi volume pereaksi 10 % dilihat dari akurasi  dan  presisi  yang  sangat  kecil, namun tetap memberikan rekoveri mendekati  100  %.  Dengan  metode  yang dikembangkan ini maka konsentrasi uranium dalam  limbah  efluen  LE-15  adalah  55,8 ppm.
Tabel 2. Hasil penentuan uranium dalam limbah LE-15 dengan memodifikasi volume pereaksi.
No Modifikasi volume pereaksi, % Kons. U hasil analisis, g/L Faktor Koreksi, Fk Kons. U terkoreksi, g/L Kons. U rerata, g/L Kons. U, ppm 1 10 0,058 0,953 0,055 0,0558 55,8 0,059 0,056 2 15 0,068 0,920 0,062 0,0644 64,4 0,072 0,066 3 20 0,033 0,955 0,032 0,0339 33,9 0,038 0,036 4 30 0,031 1,011 0,031 0,0349 34,9 0,038 0,038
Penentuan  uranium  dalam  UNH  standar konsentrasi  1  gU/L  dengan  variasi keasaman
Variasi  keasaman  yaitu  1,  2,  3  dan 4N  dilakukan  untuk  mempelajari  pengaruh keasaman  untuk  penentuan  uranium  dalam larutan UNH standar menggunakan modifikasi  volume  pereaksi  10%.  Untuk mencari  keasaman  yang  realatif  baik, sejumlah  asam  nitrat  ditambahkan  dengan volume yang berbeda sesuai variasi keasaman  yang  akan  diteliti.  Pada  Tabel  3 dapat dilihat hasil pengaruh variasi keasaman  terhadap  konsentrasi  uranium dalam  UNH  standar  dan  pada  Gambar  2 ditunjukkan  hasil  penentuan  uranium  dalam UNH  1  gU/L  melalui  variasi  keasaman terhadap  RSD  dengan  modifikasi  volume pereaksi 10%.
Tampak  bahwa  keasaman  1,  2,  3 dan  4N  memberikan  nilai  akurasi  dan rekoveri  (Rc)  sangat  baik  masing-masing berkisar  antara 0  -  0,01  % dan  99,99 – 100 %,  sedangkan  nilai  presisi  yang  didapatkan masing-masing 6,47, 7,58, 6,12 dan 2,19 %.
Nilai akurasi
sangat kecil menandakan  bahwa  ketepatan  hasil  yang didapat dengan nilai sebenarnya baik, hal ini ditunjukkan  oleh  keasaman  3N.  Nilai  presisi menunjukkan kedapat-ulangan dalam menganalisis  sampel.  Presisi  yang  paling kecil ditunjukkan oleh keasaman 4N sebesar 2,19  %.  Jika  nilai  presisi  kecil,  berarti  RSD juga  kecil  dan  penyimpangan  yang  terjadi saat menganalisis juga kecil, maka keasaman  yang  baik  untuk  menganalisis  U dalam  standar  UNH  1  g/L  dengan  volume pereaksi  10  %  adalah  keasaman  4N.  Untuk
itu,  keasaman  4N  tetap  dipilih  sebagai keasaman  yang  cocok  dalam  analisis uranium dalam limbah efluen proses
mengingat  efluen  tersebut  mengandung pengotor campuran  asam atau ion-ion  serta logam-logam lain.
Tabel 3. Hasil penentuan uranium dalam standar UNH konsentrasi 1 g/L dengan variasi keasaman UNH .
No Keasaman, N Kons. U hasil analisis, g/L Kons. U rerata (Rrt) g/L Kons. U terkoreksi, g/L Keterangan 1 1
1,095
Rrt = 1,0664 Fk = 0,9377 1,0268 Rrt = 0,9999 ± 0,13 SD = 0,0647 Akurasi = 0,01 % Rc = 99,99 % Presisi = 6,47 % 1,132 1,0615 1,103 1,0343 1,124 1,0540 1,068 1,0015 0,991 0,9293 0,952 0,8927 2 2
1,103
Rrt = 1,1010 Fk =  0,9082 1,0018 Rrt = 0,9999 ± 0,15 SD = 0,0757 Akurasi = 0,01 % Rc = 99,99 % Presisi = 7,58 % 1,201 1,0908 1,139 1,0345 1,117 1,0145 0,938 0,8520 1,146 1,0409 1,063 0,9655 3 3
1,072 Rrt = 0,9696
Fk = 1,0314 1,1056 Rrt = 1,0000 ± 0,12 SD = 0,0612 Akurasi = 0 % Rc = 100 % Presisi = 6,12 % 0,903 0,9313 0,932 0,9612 0,959 0,9891 1,027 1,0592 0,961 0,9912 0,933 0,9623 4 4
1,005
Rrt = 1,0445 Fk = 0,9573 0,9621 Rrt = 1,0000 ± 0,04 SD = 0,0219 Akurasi = 0 % Rc = 100 % Presisi = 2,19 % 1,055 1,0100 1,080 1,0339 1,033 0,9882 1,052 1,0071 1,040 0,9956 1,047 1,0023
Penentuan uranium dalam limbah radioaktif LE-3 dengan modifikasi volume pereaksi 10% dan keasaman 4N
Modifikasi volume pereaksi 10% dan keasaman  4N  dipakai  untuk  penentuan uranium  dalam  limbah  LE-3  yang  sudah
dianalisis  sebelumnya  oleh  peneliti  lain, tetapi prosedur analisis yang dilakukan tidak sama  dengan  metoda  penelitian  ini,  yaitu menggunakan  HClO 4 ,  sedangkan  dalam penelitian  ini  digunakan  media  asam  yaitu H 2 SO 4 .
Gambar 2. Hubungan antara keasaman dengan RSD.
Hal ini dilakukan
untuk membandingkan  hasil  analisis  dari  cara yang berbeda. Limbah radioaktif LE-3 dipilih karena  keasaman  paling  mendekati  dengan keasaman  yang  diteliti  pada  penelitian  ini yaitu 4N. Untuk limbah LE-3 yang
mempunyai  keasaman  4,12  ±  0,0072  N,
diperoleh hasil konsentrasi uranium sebesar 0,655  ±  0,013  g/L [15] .  Pada  Tabel  4  dapat dilihat  hasil  analisis  limbah  LE-3  pada kondisi volume pereaksi 10 % dan keasaman 4N yang diperoleh dari penelitian ini.
Tabel 4. Hasil analisis kadar U dalam limbah LE-3 dengan  modifikasi volume pereaksi 10% dan keasaman 4N.
No Kons.U, g/L Faktor koreksi Kons. U terkoreksi, g/L Kons. U rerata, g/L 1 0,644 0,957 0,617 Rrt = 0,614 SD = 0,011
RSD = 0,018 2 0,628 0,601 3 0,626 0,599 4 0,641 0,614 5 0,657 0,628 6 0,654 0,626 7 0,639 0,612
Dari Tabel 4 tampak bahwa analisis yang  dilakukan  dengan  modifikasi  metoda ASTM,  yaitu  dengan  volume  pereaksi  10% dan  keasaman  4N    memberikan  hasil  yang baik  karena  kadar  U  yang  didapatkan hampir  sama  dengan  yang  dianalisis  oleh peneliti
sebelumnya {9} . Hasil
ini menunjukkan  bahwa  metoda  ASTM  yang dimodifikasi dan menggunakan H 2 SO 4 sebagai  pengganti  HClO 4 memberikan  nilai akurasi dan presisi cukup baik.

## Variasi  konsentrasi  uranium  dalam  UNH standar
Untuk  membuktikan  bahwa  volume pereaksi  10%  dengan  keasaman  4N  dapat menganalisis  U  dengan  hasil  yang  baik maka  dipelajari  pula  variasi  konsentrai  U dalam UNH standar masing-masing sebesar 1, 2, 3 dan 4 g/L. Hasil analisis dapat dilihat pada Tabel 5.
Pada  Tabel  5  ditunjukkan  bahwa dengan modifikasi volume pereaksi 10% dan keasaman  dibuat  4N,  didapatkan  nilai konsentrasi uranium teranalisis hampir sama dengan  U  awal.  Hal  ini  dapat  dilihat  dari
Gambar 3.
Tabel 5. Hasil analisis kadar U dalam UNH keasaman 4N dengan variasi konsentrasi U.
No Kons.U standar, g/L Kons. U hasil analisis, g/L Kons. U rerata (Rrt) g/L Kons. U terkoreksi, g/L Keterangan
1 1
1,005
Rrt = 1,0445 Fk = 0,9573 0,9621 Rrt = 1,0000 ± 0,04 SD = 0,0219 Akurasi = 0 % Rc = 100 % Presisi = 2,19 % 1,055 1,0010 1,080 1,0339 1,033 0,9889 1,052 1,0071 1,040 0,9956 1,047 1,0023 2 2 2,747
Rrt = 2,6567 Fk = 0,7528 2,0680 Rrt = 2,0000 ± 0,06 SD = 0,0634 Akurasi = 0 % Rc = 100 % Presisi = 3,17 % 2,712 2,0416 2,560 1,9272 2,545 1,9159 2,675 1,9686 2,615 2,0649 2,743 2,0138 3 3 3,852 Rrt = 3,8203
Fk  = 0,7853 3,0249 Rrt = 3,0000 ± 0,03 SD = 0,0498 Akurasi = 0 % Rc = 100 % Presisi = 1,66 % 3,795 2,9801 3,714 2,9165 3,919 3,0775 3,829 3,0068 3,791 2,9970 3,842 3,0171 4 4
5,222
Rrt = 5,1791 Fk = 0,7723 4,0331 Rrt = 3,9999 ± 0,03 SD = 0,0534 Akurasi = 0,0025 % Rc = 99,99 % Presisi = 1,33 % 5,292 4,0872 5,187 4,0061 5,075 3,9196 5,192 4,0099 5,158 3,9837 5,128 3,9605
Gambar 3. Perbandingan variasi kadar U dalam UNH dengan U yang teranalisis
Dari Gambar 3 terlihat bahwa kadar U yang teranalisis sesuai konsentrasi U awal dalam  larutan  UNH.  Hubungan  antara  hasil pengukuran dan konsentrasi standar memberikan hubungan linier dengan derajat linieritas 1 yang dituangkan dalam persamaan garis Y = 1 X + 2.10 -6 dengan R 2 =  1.  Data  ini  menunjukkan  bahwa  dengan modifikasi  volume  pereaksi  10%  dan keasaman  4N  dapat  digunakan  untuk analisis  uranium dengan konsentrasi  1, 2, 3 dan 4 g/L dengan hasil baik dan akurat.

## Perbandingan penggunaan asam sulfat
Pada  ASTM  C  799-83,  untuk menganalisis  uranium  digunakan  asam perklorat  atau  asam  sulfat  yang  berfungsi untuk  menghilangkan  pengotor-pengotor yang  terdapat  dalam  limbah  efluen  proses radioaktif cair.
Penelitian  ini  menggunakan  asam sulfat  yang  dilakukan  dengan  cara  yang sama  pada  untuk  asam  perklorat.  Untuk media  perklorat,  pada  saat  pemanasan berlangsung  menimbulkan  asap  putih  tebal yang  dimaksudkan  untuk  menghilangkan unsur  pengotor  (seperti  :  Cr,  Na,  Ca,  NH 4+ , F,  C10 4 - dan  SO 4 2- )  dan  juga  mempercepat reaksi  oksidasi  uranium  yang  ada  di  dalam
sampel  menjadi  U(VI),  sehingga  uranium yang teranalisis lebih akurat.
Untuk  asam  sulfat  pada  saat pemanasan  juga  menimbulkan  asap  putih dan  dimaksudkan  untuk  menghilangkan pengotor  seperti  pada  asam  perklorat. Kemampuan  asam  sulfat  dan  perklorat dalam  menghilangkan  pengotor  tidak  jauh berbeda.  Jadi  asam  sulfat  juga  dapat digunakan  seandainya  asam  perklorat  tidak ada apalagi harganya lebih murah.

## SIMPULAN
Dari penelitian tentang aplikasi dan modifikasi  metoda  ASTM  untuk  analisis uranium  dalam  limbah  efluen  radioaktif  cair dapat disimpulkan bahwa:
1. Modifikasi  metoda  ASTM  C799-83 untuk  analisis  uranium  dalam  larutan yaitu  mereduksi  volume  pereaksi  dapat dilakukan untuk menentukan
kandungan  uranium  dengan  hasil  baik ditinjau  dari  akurasi  maupun  presisi. Semakin  besar  prosentase  volume pereaksi yang digunakan untuk menganalisis U sekitar 1 g/L
penyimpangannya  semakin  besar  baik untuk sampel UNH maupun limbah LE- 15.
2. Modifikasi  volume  pereaksi  yang  relatif baik untuk menganalisis uranium dalam larutan UNH konsentrasi 1 gU/L adalah 10  %  dengan  akurasi  =  0,01  %, rekoveri (Rc) =  99,99  %,  presisi =  3,02 %.  Untuk  variasi  keasaman,  diperoleh hasil  relatif  baik  yaitu  keasaman  4N yang ditunjukkan oleh presisi 1,33 %.
3. Pada variasi konsentrasi uranium dalam  UNH  diperoleh  hasil  bahwa modifikasi  volume  pereaksi  10%  dan keasaman  4N  dapat  digunakan  pada penentuan uranium dengan konsentrasi 1-4 gU/L, akurasi 0,0025 % dan presisi
1,33 %.
4. Penerapan  modifikasi  volume  pereaksi 10% pada metoda ASTM untuk penentuan uranium dalam limbah efluen radioaktif cair LE-15 memberikan hasil yaitu konsentrasi uranium sebesar 0,0558  g/L  dan  dalam  limbah  efluen radioaktif cair LE-3 sebesar 0,6139 g/L
5. Metoda  ASTM  yang  dimodifikasi  dan menggunakan
H 2 SO 4
sebagai pengganti  HClO 4 memberikan  nilai akurasi dan presisi cukup baik, sehingga kedua pereaksi dapat digunakan  dalam  analisis  uranium dalam larutan

## UCAPAN TERIMA KASIH
Penulis  mengucapkan  terima  kasih kepada para pembantu peneliti dan supervisor  di  kelompok  Kendali  Kualitas Bidang  Bahan  Bakar  Nuklir –  PTBN,  serta semua  pihak  yang  telah  membantu  hingga terlaksana dan selesainya penelitian ini.

## DAFTAR PUSTAKA
[1].  http://www.wnti.co.uk/nuclear-transport- facts-/what-is-transported-and-how/ back-end  aspx,  diakses  1  November 2012.
[2].  R.  Didiek  Herhady  dan  Sigit.  (2000). Proses  Pengolahan  Limbah  Nuklir Bekas,  URANIA  No.  23-24,  hal.  17-24, Serpong
[3].  http://id.wikipedia.org/wiki/Limbah_radio aktif, diakses 31 Oktober 2012.
[4].  Gunandjar.  (2008).  Analisis  Uranium Dan  Thorium  Dalam  Limbah  Radioaktif Dari  Proses  Daur  Bahan  Bakar  Nuklir. Prosiding  Seminar  Nasional  Teknologi Pengolahan  Limbah  VI,  hal  25-34,
PTLR  BATAN  dan  PP  Iptek  RISTEK, ISSN 1410-6086, Jakarta.
[5].  Giyatmi,  Noviarty  dan  Sigit.  (2012). Pengaruh  Pengotor  Pada  Penentuan Boron  Dalam  U 3 O 8 Menggunakan Spektrofluorometri  Luminesen.  J.  Tek. Bhn.  Nukl.  Vol.  8  No.  1,  hal.  49-64, Serpong.
[6].  Torowati, Asminar, Rahmiati dan Ngatijo.  (2006).  Pemungutan  Uranium Dalam Limbah Radioaktif Cair
Menggunakan Ekstraktan Tri Oktil Amin (TOA). Hasil-hasil Penelitian EBN ISSN 0854 – 5561, Serpong.
[7].  Torowati,  Proses  Stripping  Uranium Dari  Larutan  Fase  Organik  Hasil Ekstraksi Limbah Radioaktif Cair Dengan  Tri  Oktil  Amin.  (2007).  Hasil- Hasil Penelitian EBN Tahun 2007, ISSN
0854 – 5561, Serpong.
[8].  Noor Yudhi. (2007). Pemungutan
Uranium Di Dalam Efluen Proses Kimia Dengan Electroplatting . Hasil-hasil Penelitian EBN Tahun 2007, ISSN 0854
– 5561, Serpong
[9].  Noor Yudhi, Ketelitian Titrasi Potensiometrik  Uranium  Termodifikasi Untuk Alikot 1-20 mg Dengan
Menggunakan  Besi(II)  Sulfat  Sebagai Reduktor, http://www.scribd. com / doc/ 7752497/Iso-1,  diakses  5  Nopember 2012.
[10]. Boybul, Yanlinastuti, Sutri Indaryati, dan Syamsul  Fatimah.  (2005).  Kualifikasi Alat  Potensiometer  METROHM  682 untuk  Penentuan  Kadar  Uraniu.  Hasil- hasil  Penelitian  EBN  Tahun  2005, Serpong
[11]. W.  Davies  and  W.  Gray,  A  Rapid  And Specific  Titrimetric  Method  For  The
Precise  Determination  Of  Uranium Using  Iron(II)  Sulphate  As  Reductant, diakses dari http://www.science direct.com/science /article/pii/ 0039914064801715, diakses 6
November 2012.
[12]. http://www.doceng.com/product.php?pr oductid=2000700,    ASTM  C  799- 83#2000700,  Standard  Methods  for
Chemical, Mass Spectrometric,
Spectrochemical, Nuclear-Grade Uranyl Nitrate Solutions, diakses 6 Nov 2012.
[13]. http://chemwiki.ucdavis.edu/ Analytical_ Chemistry/Electrochemistry/Nernst_ Equ-ation , diakses 23 Nopember 2012.
[14]. Aigner,  Helmuth,  Steven  Balsley,  Josef Berger,  Norbert  Doubek,  and  Alfred
Zoigner,  Validation  of  the  Automated Davies/Gray  Procedure  Results  and Conclusions. IAEA Safeguards
Analytical Laboratory (SAL).
[15]. Ngatijo, Pranjono, B.S. Galuh dan M.M. Lilis  Windaryati.  (2006).  Analisis  Kadar Uranium  dan  Keasaman  dalam  Limbah Cair  Untuk  Keperluan  Akunting  Bahan
Nuklir. Hasil-hasil Penelitian EBN
Tahun  2006,  ISSN  0854 –  5561,
Serpong.