PENGARUH PARAMETER PROSES ELEKTRODEPOSISI TERHADAP PENENTUAN BERAT ISOTOP 235 U DALAM PEB U 3 Si 2 /Al PASCA IRADIASI
Yanlinastuti, Boybul, Aslina Br.Ginting, Dian Anggraini Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir −BATAN Kawasan Puspiptek, Serpong, Tangerang Selatan, 15314 e −mail: ellyhasta@yahoo.com (Naskah diterima : 21-04-2016, Naskah direvisi: 17-05 −2016, Naskah disetujui: 24-05−2016)

## ABSTRAK
PENGARUH  PARAMETER  PROSES  ELEKTRODEPOSISI  TERHADAP  PENENTUAN  BERAT ISOTOP 235 U  DALAM  PEB  U 3 Si 2 /Al  PASCA  IRADIASI .  Parameter  proses  elektrodiposisi  yang sangat  mempengaruhi  penentuan  berat 235 U  dalam  larutan  PEB  U 3 Si 2 /Al  pasca  iradiasi  adalah kuat  arus,  waktu  proses,  volume  umpan  dan  jenis  larutan  buffer  elektrolit  iradiasi . Tujuan penelitian  adalah  untuk  mendapatkan  parameter  proses  elektrodeposisi  yang  optimum  dalam menetukan berat isotop 235 U dalam PEB U 3 Si 2 /Al pasca iradiasi. Proses elektrodeposisi dilakukan dengan beberapa variasi parameter antara lain kuat arus 1; 1,2; dan1,4 ampere dengan waktu 1; 1,5; 2,0; 2,5 dan 3,0 jam, volume umpan standar U 3 O 8 % mulai dari 100; 300; 500; 700 µL dengan variasi  jenis  larutan  buffer  elektrolit  NH4Cl,  NH 4 OAc,NH 4 HSO 4 dan  (NH 4 ) 2 SO 4 .  Hasil  proses elektrodeposisi  menunjukkan  bahwa  kondisi  optimum  proses  elektrodeposisi  untuk  isotop 235 U diperoleh  pada  kuat  arus1,2  ampere  dengan  waktu  proses  selama  2  jam  serta  jumlah  volume umpan  sebesar  300  µL  dengan  buffer  elektrolit  NH 4 HSO 4 pada  pH  3,5.  Hasil  proses eletrodeposisi  diperoleh  berat  endapan  isotop 235 U  sebesar  2,314  µg  dengan recovery pengendapan  sebesar  99,91%.Parameter  optimum  yang  diperoleh  selanjutnya  digunakan  untuk proses  elektrodeposisi  untuk  menentukan  berat  isotop 235 U  yang  terkandung  di  dalam  larutan PEB  U 3 Si 2 /Al  pasca  iradiasi  dengan  volume  umpan  sebesar  300  µL.  Hasil  pengukuran  dan analisis  dengan menggunakan spektrometer alpha  diperoleh  berat  isotop 235 U sebesar  0,403 µg dengan recovery pengendapan  sebesar  91,80  %.  Dari  hasil  yang  diperoleh  dapat  dinayatakan bahwa  metoda  elektrodeposisi  cukup  baik  digunakan  untuk  menentukan  berat  isotop 235 U  di dalam larutan PEB U 3 Si 2 /Al pasca iradiasi.
Kata kunci: Elektrodeposisi, isotop 235 U, spektrometer alpha, PEB U 3 Si 2 /Al pasca iradiasi.

## ABSTRACT

## EELECTRODEPOSITION  PARAMETER  EFFECT  ON  THE  DETERMINATION  OF
235 U ISOTOPE  IN  U 3 Si 2 /Al  IRRADIATED  FUEL  ELEMENT.  Electrodeposition  process  for determination of 235 U isotope is effected by current, contact time, feed volume and type of buffer solution. The aim of this research is to obtain optimum parameter of electrodeposition process for 235 U  determinationin  U 3 Si 2 /Al irradiated  fuel  plate.  Electrodeposition  process  is  done  by  some variation of parameters, that are the current 1; 1.2; and 1.4 ampere with variation of time 1; 1.5; 2.0; 2.5 and 3.0 hours.The standard solution volume of 20% U 3 O 8 are 100; 300; 500; 700 µL with variation  of  electrolyte  buffer  solution  NH 4 Cl,  NH 4 OAc,NH 4 HSO 4 dan  (NH 4 ) 2 SO 4 .  The  result  of electrodeposition  process  showed  that  optimum  condition  electrodeposition  process  for 235 U isotope was obtained currents 1.2 ampere with process time during 2 hours, and 300 µL volume feed with electrolyte buffer NH 4 HSO 4 in pH 3,5 .The results of the electrodeposition process was obtained 2.314 µg deposition of the isotope 235 U with recovery of 99.91%. The condition optimum parameter  above  was  used  for  electrodeposition  process  in  determination  of 235 U  isotope  which contained  in  U 3 Si 2 /Al  irradiated  fuel  element.  The  spectrometer  alpha  analysis  was  obtained weight of 235 U isotope as 0.403 µg with recovery of 91.80%. The conclusion of this research, the electrodeposition  methods  is  good  enough  to  be  used  for  determining 235 U  isotope  in  U 3 Si 2 /Al irradiated fuel plate.
Keywords: Electrodeposition, 235 U isotope, alpha spectrometre, U 3 Si 2 /Al irradiated fuel plate.
Pengaruh Parameter Proses Elektrodeposisi Terhadap Penentuan Berat Isotop 235 U  Dalam PEB U 3 Si 2 /Al Pasca Iradiasi

## PENDAHULUAN
Bahan bakar U 3 Si 2 /Al dengan tingkat muat  uranium  (TMU)  2,98  gU/cm 3 yang telah  mengalami  proses  iradiasi  di  teras reaktor  G.A.Siwabessy  (RSG-GAS)  dengan burn  up tertentu  akan  dikirim  ke  Instalasi Radiometalurgi (IRM) untuk dilakukan pengujian  dan  analisis  PIE ( Post  Irradiation Examination ).  Kegiatan  PIE  yang  dilakukan di IRM antara lain adalah penentuan burn-up secara  radiokimia.  Dalam  penentuan burn up secara  radiokimia  harus  ditentukan besarnya  kandungan  hasil  fisi (fission product) maupun  unsur-unsur  bermassa berat (heavy  element) yang  terdapat  di dalam  bahan  bakar  U 3 Si 2 /Al  pasca  iradiasi khususnya kandungan isotop 235 U yang sisa
( 235 U tidak terbakar) [1] . Bahan bakar U 3 Si 2 /Al pasca  iradiasi  mengandung  beberapa  hasil fisi  seperti  isotop 137 Cs, 144 Ba,  dan 90 Sr  dan unsur  bermassa  berat  diantaranya  adalah isotop 238 U, 235 U , 234 U, 236 U, 239 Pu, dan 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 [2,3] .  Hasil  fisi  sebagai pemancar  radiasi  gamma  harus  dipisahkan dari  unsur-unsur  bermassa  berat  sebagai pemancar  radiasi  sinar  alpha.  Pemisahan bertujuan  untuk  mendapatkan  kandungan isotop  hasil  fisi  khususnya 137 Cs  maupun isotop 235 U yang akurat, sehingga pada saat perhitungan  diperoleh burn  up yang  benar. Pada penelitian sebelumnya telah dilakukan pemisahan  hasil  fisi  khususnya  isotop 137 Cs dengan  hasil  fisi  lainnya  menggunakan metode  penukar  kation  dengan  zeolit Lampung, sedangkan untuk pemisahan 235 U dengan  isotop  lainnya  sebagai  unsur bermassa  berat  dilakukan  dengan  kolom penukar  anion  menggunakan  resin  Dowex 1x8.Pengukuran dan analisis Isotop hasil fisi pemancar  gamma  dapat  dilakukan  dengan spektrometer gamma dan pengukuran unsur bermassa  berat  pemancar  radiasi  sinar alpha  dilakukan  dengan  menggunakan spektometer alpha [4,5] .
Spektrometer  alpha  merupakan  alat analisis yang  dapat digunakan untuk mengidentifikasi  radiasi  sinar  alpha  dari bahan  radioaktif  yang  diukur  pada  energi tertentu. Pengukuran dilakukan dengan cara mengamati  spektrum  karakteristik  yang ditimbulkan  oleh  interaksi  radiasi  dengan detektor.  Pengukuran  radiasi  alpha  harus dilakukan  melalui  proses  elektrodeposisi terlebih  dahulu  untuk  selanjutnya  dapat diukur  dengan  menggunakan  spektrometer alpha [5,6]. Hal  ini  disebabkan  karena  radiasi sinar  alpha  mempunyai  daya  tembus  yang sangat  kecil  sehingga  dibutuhkan  ketebalan sampel  yang  sangat  tipis  dan  merata  agar dapat dianalisis dengan spektrometer alpha.
Isotop 235 U merupakan unsur radioaktif  pemancar  a lpha  (α)  atau  unsur yang  mengandung  zarah  alpha  memiliki massa  dan  muatan  yang  relative  besar, sehingga  zarah  tersebut  dapat  berinteraksi dengan  materi  secara  efektif.  Akibatnya zarah  alpha  tersebut  mempunyai  jarak jangkau  pendek  (daya  tembus  rendah)  atau tidak  tembus  dengan  adanya  halangan materi walaupun sangat tipis.Isotop uranium yang  terdiri  dari 238 U, 235 U, 234 U  dan 236 U yang  mempunyai  energi  (MeV)  saling bertumpukan  antara  satu  dengan  yang lainnya.  Hal  ini  menyebabkan  sulit  dideteksi secara  keseluruhan  pada  saat  pengukuran dengan  spektrometer  alpha.  Isotop 235 U yang  terletak  di  bawah  akan  tertutupi  oleh 235 U  yang  berada  di  atasnya  sehingga  pada saat  pengukuran  dengan  spektrometer alpha  tidak  apat  dicacah  secara  sempurna. Hal  ini  disebabkan  karena  tenaga  zarah alpha  mudah  diserap  oleh  bahan  yang dilewatinya,  mengakibatkan  zarah  alpha yang dipancarkan dari bagian dalam terhalang oleh ketebalan sampelnya, sehingga  besar  cacahan  yang  dihasilkan tidak  menyatakan  besaran  aktivitas  (Bq) sampel  yang  sebenarnya.Untuk  mengatasi kendala tersebut, perlu dilakukan penyiapan cuplikan  dengan  pengendapan  uranium secara  tipis  dan  merata  menggunakan
metode  elektrodeposisi [7] .  Hasil  endapan isotop  uranium  pada  planset stainless  steel pada  katoda  dapat  dideteksi  oleh  detektor PIPS  secara  spektrometer  alpha.  Untuk mendapatkan  sampel  yang  tipis  dapat dilakukan  preparasi  sampel  dengan  metoda elektrodeposisi pada kondisi parameter yang optimum.  Beberapa  parameter  yang  sangat berpengaruh  pada  proses  elektrodeposisi adalah  kuat  arus  (ampere),  tegangan  (volt), waktu  (jam),  volume  umpan  dan  jenis larutan  buffer  elektrolit  yang  digunakan [8,9] . Tujuan penelitian ini adalah untuk mendapatkan  parameter  proses  elektro- deposisi  yang  optimum  dan  selanjutnya digunakan  untuk  menentukan  kandungan isotop 235 U  dalam  sampel  larutan  PEB U 3 Si 2 /Al pasca iradiasi.

## a. Proses Elektrodeposisi (ED)
Metode elektrodeposisi adalah suatu proses  elektrolisa,  sama  dengan  cara-cara pelapisan  elektrokimia  penyepuhan  maupun galvanisasi,  tetapi  dalam  metode  ini  dila- kukan  hingga  diperoleh  hasil  pelapisan  tipis dan  merata.  Proses  yang  terjadi  pada elektrodeposisi  adalah  proses  pelapisan katodik.  Bilamana  sejumlah  arus  tetap dialirkan  ke  dalam  larutan  (dalam  sistim elektrokimia) pada rapat  arus sekitar 0,01A/cm 2 ,  maka  akan  dihasilkan  potensial- lebih ( overvoltage ) dan menimbulkan gas O 2 atau  H 2 .  Kenaikan  potensial-lebih  dari katoda  dan  anoda  (Eo.c  +  Eo.a)  semakin tinggi  jika  temperatur  bertambah,  sehingga rapat  arus  akan  menurun  secara  kontinu selama  proses  reduksi-oksidasi  tersebut berlangsung.  Terjadi  perubahan  konsentrasi hingga  mencapai  kesetimbangan,  sampai ion  uranium  terendapkan  secara  sempurna pada  katoda.  Potensial  reduksi  tersebut berbanding  lurus  dengan  konsentrasi  ion uranium  sesuai  dengan  persamaan  Nerst. Reaksi kimia yang terjadi proses elektrodeposisi adalah reaksi reduksi dengan persamaan reaksi sebagai berikut:
] [ ] [ log 059 , 0 0    n red M M n E E dalam reaksi:
dengan  E 0 adalah  potensial  reduksi  dari  ion logam  M n+ dan  E  adalah  potensial  elektroda dengan  keaktifan  atau  konsentrasi  logam [M] red yang  berbilangan  oksidasi  n  serta konsentrasi ion logam [M] n+ .
b. Spektrometri Alpha dandetektor PIPS.
Spektrometri  alpha  adalah  suatu metode untuk pengukuran sumber radioaktif, baik  secara  kualitatif  maupun  kuantitatif dengan menganalisis spektrum energi radiasi yang dipancarkan oleh suatu sampel. Energi  sinar  alpha  yang  terukur  dipakai sebagai  dasar  analisis  kuantitatif.  Efek serapan  diri  ( self  absopsition )  merupakan kendala  yang  harus  dihilangkan  pada analisis  secara  spektrometer  alpha,  karena dapat  melemahkan  daya  tembus  zarah alpha  yang  diterima  oleh  detektor  PIPS ( Passivated Implanted Planar Silicon ).
Analisis  secara  kuantitatif  menggunakan spetrometer  alpha  dilakukan  perhitungan dengan  persamaan  peluruhan  radioaktivitas sebagai berikut [11] .
(2)
keterangan:
At = aktivitaspadasaat t (Bq atau dps) A 0 = aktivitas pada saat t=0 (dps) t = waktu saat t (detik) T = waktu paro (detik)

## METODOLOGI
Penentuan parameter proses elektrodeposisi  yang  optimum  dilakukan dengan  menggunakan  standar  U 3 O 8 dan standar  AMR  43.  Larutan  uranium  standar U 3 O 8 20%  yang  mengandung  isotop 235 U dengan  konsentrasi  1000  mg/L  dan  standar AMR  43  digunakan  untuk  kalibrasi  energi Spekrometer  alpha.  Untuk  mendapatkan
Pengaruh Parameter Proses Elektrodeposisi Terhadap Penentuan Berat Isotop 235 U  Dalam PEB U 3 Si 2 /Al Pasca Iradiasi
(Yanlinastuti, Boybul, Aslina Br. Ginting, Dian Anggraini)
parameter  proses  elektrodeposisi  yang optimal beberapa
parameter
yang divariasikan  antara  lain  adalah  kuat  arus (ampere),  waktu  (jam),  volume  umpan  dan pengaruh  penggunaan  variasi  media  buffer- elektroplating  dalam  proses  elektrodeposisi. Waktu  proses  elektrodeposisi  dilakukan dengan variasi 1,0; 1,5; 2,0; 2,5 dan 3,0 jam dengan  kuat  arus  1,2;  1,4  dan  2,0  A  serta volume  umpan  yang  digunakan  sebesar 100,  300;  500;  700  µL  dengan  variasi  jenis buffer  elektrolit  NaHSO 4 ,  (NH 4 )SO4  dan NH 4 Cl.  Planset stainless  steel (SS)  yang bersih  diletakkan  pada  dasar  sel  elektro- deposisi dan dipasang sel kaca seperti pada Gambar  1.  Larutan  umpan  dengan  volume 100  µL  ditambahkan  larutan  buffer  elektrolit amonium  sulfat,  (NH4) 2 SO4  1M  dengan  pH
3,5  hingga  mencapai  volume  20  mL, kemudian  dipasang  platina  sebagai  anoda pada  jarak  1  cm  di  atas  katoda.  Hidupkan power  suplay  elektrodeposisi  dengan  kuat arus  1,0  A  dan  waktu  proses  selama  1  jam seperti  pada  Gambar  2.  Setelah  itu ditambahkan 1mL larutan NH 3 pekat kemudian  planset  dibersihkan  dengan  NH 3 0,1M  dan  dibilas  menggunakan  alkohol, selanjutnya  planset  SS  dikeringkan  secara alami.  Hal  yang  sama  dilakukan  untuk variasi  waktu  elektrodeposisi  sebesar  1,5; 2,0;  2,5  dan  3,0  jam  dengan  variasi  kuat arus ;1,2; 1,4 dan 2,0 A serta volume umpan sebesar  300;  500;  700  µL.  Hasil  proses elektrodeposisi  diperoleh  endapan  sampel diatas  planset  SS  yang  mengandung  isotop 235 U. Planset SS kemudian diukur kandungan  isotop 235 U-nya  menggunakan spektrometer  alpha  dengan  waktu  cacah selama 20000 detik seperti yang ditunjukkan pada  Gambar  3.  Hasil  cacahan  selanjutnya dievaluasi  sehingga  diperoleh  kandungan isotop 235 U  dalam  larutan  PEB  U 3 Si 2 /Al pasca iradiasi.
Gambar . 1. Komponen-komponen sel
elektrodeposisi (ED)
Gambar . 2. Rangkaian sel elektrodeposisi dan power supply
Gambar 3. Peralatan Spektrometri Alpha

## HASIL DAN PEMBAHASAN
Hasil  kalibrasi  energi  menggunakan sampel  standar  AMR-43  diperoleh  berupa spektrum campuran isotop 239 Pu, 241 Am dan 243 Cm seperti yang terlihat pada Gambar 4.
Gambar 4. Spektrum isotop AMR-43 (isotop 239 Pu, 241 Am, dan 244 Cm)
Gambar  4  menunjukkan  bahwa  diperoleh isotop 239 Pu, 241 Am,  dan 244 Cm  dengan energi  spesifik  masing-masing.  Besaran energi  tersebut  selanjutnya  digunakan  untuk mengkalibrasi energi alat spektrometer alpha.
Hasil  proses  elektrodeposisi  meng- gunakan  standar  U 3 O 8 20%  dengan  variasi volume  sampel  menghasilkan  endapan isotop 235 U  yang  tipis  diatas  planset stainless  steel seperti  yang  terlihat  pada Gambar 5.
Gambar . 5. . Endapan 235 U  hasil  proses  ED variasi  volume  umpan  dalam standar U 3 O 8
Gambar  6.  Spektrum  isotop 238 U, 235 U, 236 U, 234 U dalam standar U 3 O 8 20%
Hasil  analisis  kandungan  berat isotop 235 U  di  dalam  larutan  standar  U 3 O 8 20%  variasi  waktu,arus  dan  volume  dapat dilihat pada Gambar 6. Gambar 6
menunjukkan  bahwa  standar  U 3 O 8 20% mengandung  berbagai  isotop  antara  lain adalah  isotop 238 U, 235 U, 236 U  dan 234 U  yang berada pada masing-masing energi
234 U=4,774 MeV, 235 U=4,397 MeV, 236 U=4,494 MeV, 238 U=  4,194  MeV.Luas  spektrum  isotop 235 U  yang  dihasilkan  sebagai  variasi  waktu proses  elektrodeposisi,  kemudian  dievaluasi sehingga  diperoleh  waktu  proses  elektro- deposisi yang optimum seperti yang ditunjukkan pada Gambar 7.
Gambar . 7. . Pengaruh  waktu  proses  elektro- deposisi terhadap berat 235 U
Gambar  7  menunjukkan  bahwa waktu  proses  elektrodeposisi  selama  1  dan 1,5  jam  diperoleh  berat 235 U  masih  relative kecil  yaitu  sebesar  0,154  µg  dan  0,507  µg atau  dengan recovery pengendapan  sekitar 6,65  %  dan  21,89  %.  Hal  ini  disebabkan karena dengan waktu yang digunakan untuk proses elektrodeposisi terlalu singkat, sehinga 235 U  belum  terendapkan  secara sempurna di atas planset SS. Waktu proses selama  2  jam  diperoleh  kondisi  optimum proses  elektrodeposisi  untuk  pengendapan isotop 235 U diperoleh berat sebesar 2,314 µg atau recovery 99,91%.  Penggunaan  waktu proses  elektrodeposisi  yang  lebih  besar yaitu pada 2,5 jam hingga 3 jam menghasilkan  berat 235 U  lebih  kecil  yaitu sebesar 1,748 µg dan 1,493 µg atau dengan recovery pengen-dapan masing-masing sebesar  75,47%  dan  64,46%.  Hal  ini  terjadi kerena  endapan 235 U  sebenarnya  terbentuk
Pengaruh Parameter Proses Elektrodeposisi Terhadap Penentuan Berat Isotop 235 U  Dalam PEB U 3 Si 2 /Al Pasca Iradiasi
lebih besar bila dibandingkan dengan  waktu elektrodeposisi  selama  2  jam,  namun  pada saat  pengukuran  dengan  spektrometer alpha terjadi  efek  serapan  diri (self absopsition) yang disebabkan karena lapisan  endapan 235 U  terlalu  tebal, sehingga tidak  dapat  dideteksi oleh detektor  PIPS pada saat pengukuran dengan spektrometer alpha.
Pengaruh  kuat  arus  terhadap  berat uranium  sebagai  hasil  proses  elektro- deposisi ditunjukkan pada Gambar 8.
Gambar . 8. . Pengaruh kuat arus proses elektrodeposisi  terhadap  berat
235 U
Gambar  7  dan  8  menunjukkan bahwa  kondisi  optimum  proses  elektro- deposisi  untuk  pengendapan  isotop 235 U berlangsung selama 2 jam dengan kuat arus sebesar  1,2  ampere.  Hasil  penelitian  ini menunjukkan  bahwa  perubahan waktu proses  elektrodeposisi  dan  kuat  arus  yang digunakan memegang peranan cukup penting.  Semakin  lama  waktu  proses elektrodeposisi  dan  semakin  tinggi  arus yang  digunakan  semakin  besar  endapan isotop 235 U  yang  diperoleh.  Namun  setelah waktu elektrodeposisi mencapai 2,5 jam dan kuat arus sebesar 1,4 ampere menyebabkan berat  isotop 235 U  yang  diperoleh  justru menurun.  Hal  ini  disebabkan  karena  isotop 235 U semakin besar yang terendapkan
mengakibatkan  isotop 235 U  pada  planset  SS semakin menjadi  tebal.  Pada saat  pengukuran dengan  spektrometer  alpha  akan  meng- ganggu  pencacahan  isotop 235 U  pada endapan.  Fenomena  ini  dikenal  dengan
efekserapan  diri (self  absopsition) .  Hal  ini dapat melemahkan daya tembus sinar alpha dan merupakan kendala yang harus dihilangkan pada pengukuran menggunakan spektrometer alpha.
Selain  waktu  dan  kuat  arus,  proses elektrodeposisi  untuk  isotop 235 U  sangat dipengaruhi  oleh  volume  umpan  seperti yang ditunjukkan pada Gambar 9. Gambar 9 menunjukkan  bahwa  semakin  besar  volume umpan  yang  digunakan  semakin  besar endapan 235 U  yang  diperoleh.  Namun  kete- balan  endapan  kadangkala  menye-babkan isotop 235 U  tidak  terukur  oleh  spektrometer alpha  secara  optimal.  Hal  ini  terjadi  karena isotop 235 U  merupakan  isotop  pemancar radiasi  alpha  mempunyai  sifat  daya  tembus kecil  dan  daya  ionisasi  tinggi.  Gambar  9 menujukkan bahwa volume umpan
sebanyak
100 µL diperoleh recovery pengendapan  isotop 235 U  sebesar  88,21  %,
demikian halnya dengan penggunaan volume  umpan  sebanyak  300  µL,  500  µL dan  700  µL  diperoleh recovery peng- endapan isotop 235 U masing masing sebesar 99,91  %;  97,38%  dan  96,16%.  Hasil evaluasi  volume  umpan  standar  U 3 O 8 yang optimal  diperoleh  pada  volume  umpan  300 µL  dengan recovery pengendapan  sebesar 99,911%.
Gambar 9. Pengaruh  volume umpan proses elektrodeposisi  terhadap  berat 235 U
Pengukuran dan analisis isotop 235 U yang  terdapat  di  dalam  standar  U 3 O 8 20% dilakukan  melalui  proses  elektrodeposisi dengan  4  jenis  media  larutan  elektrolit  yaitu
NH 4 -sulfat  (ASTM),  NH 4 Cl,  NH 4 NO 3 ,  dan NaHSO 4 . Hasil pengukuran dengan spektro- meter  alpha  diperoleh  hasil  bahwa  pada kondisi proses elektrodeposisi yang optimum  dalam  media  buffer  NaH-sulfat menunjukkan cacahan lebih tinggi dari pada cacahan  hasil  elektrodeposisi  dalam  media lainnya  seperti  yang  ditunjukkan  pada Gambar 10.
NH4Cl NH4OAc NaHSO4 (NH4)SO4 NH4Cl NH4OAc (NH4)SO4 0 200 400 600 800 C a c a h a n , c p s /g = U Gambar . 10. . Pengaruh penggunaan media buffer-elektrolit  terhadap  cacahan isotop 235 U
Hasil analisis kandungan isotop 235 U dalam  larutan  standar  U 3 O 8 dengan  metode elektrodeposisi  diperoleh  parameter  yang optimum  yang  sangat  berpengaruh  meliputi waktu,  kuat  arus,  volume  umpan  dan  jenis larutan  buffer  elektrolit.  Parameter  optimal ini  selanjutnya  digunakan  untuk  penentuan kandungan  isotop 235 U  dalam  larutan  PEB U 3 Si 2 /Al pasca iradiasi.
Hasil  dari  proses  elektrodeposisi terhadap  larutan  PEB  U 3 Si 2 /Al  pasca- iradiasi  dengan  variasi  volume  umpan diperoleh  endapan  isotop 235 U  pada  planset SS  seperti  yang  ditunjukkan  pada  Gambar 11.
Gambar . 11. . Endapan  isotop 235 U  variasi volume  umpan  larutan  PEB U 3 Si 2 /Al pasca iradiasi
Hasil  pengukuran  isotop 235 U  yang terkandung  di  dalam  larutan  PEB  U 3 Si 2 /Al pasca  iradiasi  menggunakan  spektrometer alpha  dengan  waktu  cacah  20000  detik ditunjukkan pada Gambar 12
Gambar . 12. . Spektrum  isotop 238 U, 235 U,
236 U, 234 U  dalam  larutan  PEB U 3 Si 2 /Al pasca iradiasi
Gambar  12  menunjukkan  bahwa spektrum  isotop 238 U, 235 U, 236 U, 234 U  sesuai dengan  besar  energi  masing-masing  sesuai dengan  energi  yang  terdapat  pada  Gambar 4  dan  6.  Hasil  evaluasi  diperoleh  bahwa hasil  proses  elektrodeposisi  isotop 235 U  dan pengukuran  isotop 235 U  dalam  larutan  PEB U 3 Si 2 /Al  pasca  iradiasi  variasi  volume umpan 200 µL sampai dengan 500 µL pada kuat  arus  1,2  A  dan  waktu  proses elektrodeposisi selama 2 jam menggunakan buffer NaHSO 4 ditunjukkan pada Gambar 13 dan 14.
Gambar  13  menunjukkan  bahwa semakin  besar  volume  umpan  larutan  PEB U 3 Si 2 /Al  pasca  iradiasi  yang  digunakan, semakin  besar  berat  endapan  isotop 235 U yang  diperoleh.  Hal  ini  sesuai  dengan persamaan  Nerst,  semakin  besar  volume umpan  akan  meningkatnya  energi  potensial ion  uranium  dalam  sampel  dan  menye- babkan kosentrasi ion uranium yang tereduksi  juga  semakin  besar.  Volume umpan  sebanyak  200  µL,  250  µL,  300  µL dan  500  µL  diperoleh  berat  isotop 235 U masing-masing  sebesar  0,24  µg  dengan recovery sebesar 81,91 %; 0,305 µg dengan recovery pengendapan  sebesar  83,33  %;
Pengaruh Parameter Proses Elektrodeposisi Terhadap Penentuan Berat Isotop 235 U  Dalam PEB U 3 Si 2 /Al Pasca Iradiasi
0,403 µg dengan recovery sebesar 91,80 %
dan 0,619 µg dengan recovery 84,56 %.
Gambar . 13. . Pengaruh
volume
umpan
larutan  PEB  U 3 Si 2 /Al  terhadap berat isotop 235 U
Volume  umpan  sebanyak  200  µL diperoleh  berat  isotop 235 U  sebesar  0,24  µg dengan recovery sebesar  81,91  %.  Pada saat  pengukuran  isotop 235 U  menggunakan spektrometer  alpha  diperoleh  kandungan isotop 235 U  sebagai  hasil  dari  proses elektrodeposisi yang maksimal pada volume umpan  sebanyak  300  µL  dengan  berat isotop 235 U  sebesar  0,403  µg  dengan recovery pengendapan sebesar 91,80 %.

## SIMPULAN
Parameter  proses  elektrodiposisi meliputi  kuat  arus,  waktu  proses,  volume umpan  dan  jenis  buffer  elektrolit  sangat mempengaruhi  penentuan  kandungan 235 U dalam  larutan  PEB  U 3 Si 2 /Al  pasca  iradiasi.
Parameter  proses  elektrodeposisi  yang optimum untuk penen-tuan berat isotop 235 U di dalam larutan PEB U 3 Si 2 /Al pasca iradiasi telah  diperoleh  pada  kuat  arus  1,2  amper, waktu  proses  selama  2  jam  dan  volume umpan  sebanyak  300  µL  dengan  larutan buffer elektrolit NaHSO 4 . Berat isotop 235 U di dalam  standar  U 3 O 8 20%  diperoleh  sebesar
2,314  µg  dengan recovery pengendapan sebesar  99,91%.  Berat  isotop 235 U  dalam volume  umpan  300  µL  larutan  PEB  U 3 Si 2 /Al diperoleh berat isotop 235 U sebesar 0,403 µg dengan recovery pengendapan  sebesar 91,80%.

## UCAPAN TERIMA KASIH
Penulis  mengucapkan  terimakasih kepada  Kepala  Bidang  Uji  Radiometalurgi dan teman-teman kelompok fisikokimia yang telah  membantu  pelaksanaan  penelitian  ini sehingga makalah ini dapat terwujud.

## DAFTAR PUSTAKA
[1]  A.B.  Ginting,  (2011),  Analisis  Isotop Transuranium Dalam Bahan Bakar PEB U 3 Si 2 -Al  Pasca  Iradiasi  Menggunakan Spektrometer  Alpha , URANIA,  Jurnal IlmiahDaur  Bahan  Bakar  Nuklir,Vol.  17 No.2,  Pusat  Teknologi  Bahan  Bakar Nuklir - BATAN,Juni 2011.
[2]  J. Real, F. Persin, C. Camarasa Cauret, (2012), Mechanisms  of  Desorption Cesium  and  Stronsium  Aerosols  Depo- sited  on  Urban  Surfaces ,  Journal  of Environmental  Radioactivity,  Volume 62, Issue 1.
[3]  H.  Simger,  F.  Arnold,  H.  Aufurhoff, R.Bauman,  F.  Kaether,  S.  Lindemann, L.Rauch,  (2014), Detection  of 133 Xe from  the  Fukusima  Nuclear  Power  Plant in  The  Upper  Troposphere  above Germany , Journal of Evironmental Radioactivity, Volume 132, June 2014.
[4]  J.Janda,  P.Sladek,  D.Sas,  (2010), Electrodeposition  of  Selected  Alpha- emitting  Radionuclides  from  oxalate- ammonium sulfate electrolyte and measured by means of solid-state alpha spectrometry, Journal Radioanal
Nuclear Chemistry 286:687 –69.
[5]  Aslina  .B.Ginting,  dkk,  (2014),  Pembu- atan  Isotop 137 Cs  Sebagai  Sumber Radiasi  Gamma  Untuk  Digunakan Dalam  Industri,  URANIA,  Jurnal  Ilmiah Daur  Bahan  Bakar  Nuklir,  Vol.3, Oktober 2014, hal 147-155, ISSN 0852- 4777.
[6]  Noviarty, Dian.A, Rosika. K, D.
Adiantoro,  (2009),  Optimasi  Pengu- kuran  Keaktifan  Radioisotop  Cs-137 Menggunakan  Spektrometer  Gamma,
Prosiding  Seminar  Nasional  V  SDM Teknologi  Nuklir  Yogyakarta,  ISSN 1978-0176,5 November 2009.
[7]  Muzakky,  B.Irianto,  (2013),  Korelasi Antara  Waktu  Tinggal,  Arus  Dan Randemen  Pada  PenentuanU-234,  U- 235  Dan  U-238  Dengan  Spektrometri
Alpha,  Prosiding  Seminar  Nasional Tahun  2013,  Yogyakarta  22Oktober 2013,  Pusat  Teknologi  Akselator  dan Proses Bahan –BATAN.
[8]  B.Irianto,  Muljono,  T.Rusmanto,(2011), Optimasi  Rendemen  Elektrodeposisi 232 Th  Dan  Anak  Luruhnya  Meng- gunakan  Elektrolit  NH 3 Pekat  Dan H 2 SO 4 2mL Untuk Spektrometri Alpha,(2011), Prosiding Seminar Penelitian  Dan  Pengelolaan  Perangkat
Nuklir, Pusat Teknologi Akselerator dan Proses Bahan-Yogyakarta,27 Juli 2011, ISSN 1410 – 8178, Buku II hal 194.
[9]  American Standar Test Methods,
Standar  Practice  for  The  Ion  Exchange Separation  of  Uranium  and  Plutonium
Prior to Isotopic Analysis: (1992), ASTM
No C-1411-01.Vol. 12.01.
[10]  Aslina  .B.Ginting,  Dian  .A,  Noviarty, Yanlinastuti, A.Nugroho, Boybul, R.Kriswarini, (2013), Pemu-ngutan
Isotop  Hasil  Fisi 137 Cs  Dan  Unsur Bermassa  Berat  Dari  Bahan  Bakar U 3 Si 2 -Al Pasca
Iradiasi, Seminar Nasional  IX  SDM  Teknologi  Nuklir Yogyakarta, ISSN 1978-017631, Oktober 2013.
[11]  K.Sawada, Y.Enokida,
M.Kamiya, T.Koyama, And K.Aoki, (2009),
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.
[12]  A.H.Orabi,.(2013). Determination of Uranium After Separation Using Solvent Extrction  from  Slightly  Nitric  Acid Solution and Spectrophotometric Detec- tion , Journal of Radiation Research and Applied  Sciences,  Volume  6,  Issue  2, page1-10.