## PENGARUH PENAMBAHAN ION SULFAT

## TERHADAP REKOVERI PEMISAHAN URANIUM MENGGUNAKAN METODE KOLOM PENUKAR ANION
Boybul, Yanlinastuti, Dian Anggraini, Aslina Br. Ginting, Arif Nugroho, Rosika Kriswarini
Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir – BATAN Kawasan Puspiptek Serpong Gd.20, Tangerang Selatan, Banten 15314 e-mail : boybul@batan.go.id (Naskah diterima: 10 −10−2017, Naskah direvisi: 26−10−2017, Naskah Disetujui: 29−10−2017)

## ABSTRAK
PENGARUH  PENAMBAHAN  ION  SULFAT  TERHADAP  REKOVERI  PEMISAHAN  URANIUM MENGGUNAKAN  METODE  KOLOM  PENUKAR  ANION .  Pada  penelitian  sebelumnya  telah diperoleh rekoveri pemisahan uranium sebesar 68,2137 % dengan metode kolom penukar anion menggunakan pelarut HCl 12 N. Dalam usaha untuk meningkat rekoveri tersebut maka dilakukan optimasi  parameter  pemisahan  uranium  dengan  pelarut  campuran  HCl  dan  Na 2 SO4.  Larutan standar  uranyl  nitrat  sebanyak  500  µL  digunakan  sebagai  umpan  dengan  larutan  HCl  variasi konsentrasi  6  N;  9  N;  12  N  dan  larutan  Na 2 SO 4 variasi  konsentrasi  500  ;  1000  ;  1500  ;  2000  ; 2500  dan  3500  ppm  sebagai  larutan  pereaksi.  Dalam  proses  penukar  anion,  uranium  terikat dalam  resin  dalam  senyawa  kompleks  [UO 2 (SO 4 ) 3 ] 4- dan  [UO 2 (SO 4 ) 2 ] 2- ,  kemudian  dielusi menggunakan larutan HCl encer 0,15 N sebanyak 15 mL. Hasil elusi dipanaskan sampai hampir kisat  dan  ditambahkan  1  mL  larutan  HCl  pekat  untuk  dilakukan  proses  elektrodeposisi.  Planset stainless  steel yang  telah  terdeposisi  uranium  kemudian  dicacah  menggunakan  spektrometer alpha.  Hasil  pengukuran  isotop  uranium  diperoleh  kandungan 235 U  yang  paling  besar  pada penggunaan  pelarut  HCl  9  N  dan  Na 2 SO4  1500  ppm  dengan  rekoveri  pemisahan  sebesar 95,7124  %.  Optimasi  parameter  pelarut  HCl  9  N  dan  Na 2 SO 4 1500  ppm  selanjutnya  digunakan untuk  pemisahan  uranium  di  dalam  PEB  U 3 Si 2 /Al  pasca  iradiasi.  Supernatan  U 3 Si 2 /Al  potongan bagian  top,  middle ,  dan bottom dipipet  masing-masing  sebanyak  500  µL  sebagai  umpan, kemudian dimasukkan ke dalam kolom penukar anion yang telah diberi resin Dowex-Cl sebanyak 1 gram. Dari hasil pemisahaan diperoleh kandungan isotop 235 U pada PEB U 3 Si 2 /Al pascairadiasi potongan  bagian top,  middle ,  dan bottom masing-masing  sebesar  13265,7866  µg/gPEB; 6923,9248 µg/gPEB; dan 12332,4175 µg/gPEB. Penggunaan pelarut HCl 9 M dan Na 2 SO4 1500 ppm  dalam  metode  kolom  penukar  anion  dapat  meningkatkan  rekoveri  pemisahan  uranium  dari 68,2137 % menjadi 95,7124 %.
Kata kunci: pemisahan, uranium, rekoveri,  pelarut  HCl dan Na 2 SO 4

## ABSTRACT
EFFECT  OF  SULFATE  ION  ON  THE  RECOVERY  OF  URANIUM  SEPARATION  BY  ANION EXCHANGE COLUMN METHOD . In the previous research, it was observed that the recovery of uranium  separation  by  anion  exchange  column  method  with  HCl  12  N  solvent  was  68.2137  %. The  recovery  can  be  increased  by  optimizing  the  uranium  separation  parameters  by  the  use  of HCl and Na 2 SO 4 solvent mixture. A 500 μL uranyl nitrate standard solution was used as feed with varied HCl concentration of 6 N, 9 N, 12 N and varied Na 2 SO 4 concentration of 500, 1000, 1500, 2000,  2500  and  3500  ppm  as  reagent  solution.  In  the  anion  exchange  process,  uranium  was bound  by  the  resin  to  form  [UO 2 (SO 4 ) 3 ] 4- and  [UO 2 (SO 4 ) 2 ] 2 complex  compounds,  and  these complexes were eluted with 15 mL of 0.15 N HCl dilute solution. The eluate was heated to nearly dried condition  and 1  mL  of HCl concentrated solution was added  for electrodeposition process. The uranium deposited on stainless steel planset, as the result of electrodeposition process, was analyzed with alpha spectrometer. It was observed that the largest 235 U content was found in 9M of HCl  solvent and  1500  ppm  of  Na 2 SO 4 with  95.7124  %  recovery.  Therefore, the  concentration value  of  HCl  of  9  N  and  1500  ppm  of  Na 2 SO 4 were  subsequently  applied  to  the  uranium separation  of irradiated  U 3 Si 2 /Al fuel element plate. An amount of 500 μL supernatan of U 3 Si 2 /Al speciment  taken  from  the  top,  middle  and  bottom  position  of  fuel  element  plate  (FEP)  were  put into  an  anion  exchange  column  containing  1  g  of  Dowex-Cl  resin.  The  results  of  the  separation process  were 235 U  isotope  identified  according  to  their  position  in  the  irradiated  U 3 Si 2 /Al  fuel element plate i.e. top, middle, and bottom. It was found that the recovery values were 13265.7866 μg/gFEP; 6923.9248 μg/gFEP; and 12332.4175 μg/gFEP representing their position of top, middle and  bottom  respectively.  It  is  concluded  that  the  use  of  9M  of  HCl  solvent  and  1500  ppm  of Na 2 SO 4 by  anion  exchange  column  method  can  improve  uranium  separation  recovery  from 68.2137 % to 95.7124 %.
Keywords : separation, uranium, recovery, HCl and Na 2 SO 4 solvents
(Boybul, Yanlinastuti, Dian Anggraini, Aslina Br Ginting, Arif Nugroho, Rosika Kriswarini)

## PENDAHULUAN
Bahan  bakar  nuklir  yang  telah mengalami  reaksi  fisi  di  dalam  reaktor  akan menghasilkan  beberapa  komposisi  isotop hasil  fisil  dan  unsur  bermassa  berat. Kelimpahan  isotop  hasil  fisi  pada  bahan bakar  pasca  iradiasi  dapat  diketahui  dari rasio isotop yang berbeda seperti U, Pu, Nd, Cs, Eu, Sr,Ce, Zr , Kr, dan Xe[1]. Selain itu, dapat  juga  diketahui  dari  rasio  isotop sebagai  parameter burnup seperti  rasio
235 U/Uo  (dimana  Uo  adalah  rasio 235 U  awal) dan  rasio 239 Pu/ 235 U[2,3]. Komposisi  isotop U,  Pu,  Nd,  dan  Cs  sangat  mudah  diketahui dalam  bahan  bakar  dengan  menggunakan spektrometer  massa.  Namun  kendala  yang dihadapi  adalah  Instalasi  Radiometalurgi (IRM) belum memiliki alat tersebut, sehingga penentuan komposisi isotope U, Pu, Nd, dan Cs  dilakukan  dengan  proses  pemisahan terlebih  dahulu  untuk  selanjutnya  dapat diukur dan dianalisa menggunakan spektrometri  alfa  maupun  gamma.  Data isotop hasil
pengukuran
selanjutnya digunakan untuk perhitungan burn up .
Perhitungan burn  up bahan  bakar U 3 Si 2 /Al di IRM dilakukan dengan menggunakan rasio 235 U/Uo. Oleh karena itu diperlukan metode yang valid untuk melakukan  pemisahan  isotop 235 U  di  dalam pelat  elemen  bakar  (PEB)  U 3 Si 2 /Al  pasca iradiasi.  Pada  penelitian  sebelumnya  telah dilakukan  pemisahan 235 U  dalam  larutan standar  U 3 O 8 20%  dengan  metode  kolom penukar  anion  menggunakan  resin  Dowex dengan  pelarut  HCl  12  N  (tanpa  ion  sulfat). Hasil  pemisahan 235 U  dalam  sampel  U 3 O 8 20% dengan menggunakan parameter diatas  diperoleh  rekoveri sebesar  68,2137% pada  volume  umpan  optimum  sebesar  500 µL[4].  Prinsip  proses  penukar  anion  fokus kepada  sistim  fasa  padat  (fasa  diam)  dan fasa cair (fasa gerak) yaitu pertukaran anion dalam  suatu  bahan  padat  (resin  atau polimer)  dengan  anion  dalam  larutan. Reaksi  pertukaran  anion  yang  terjadi  antara isotop  uranium  dengan  resin  Dowex  1x8-Cl dalam media pelarut HCl mengikuti persamaan reaksi (1) dan (2).
Res-N + -(CH 3 ) 3 Cl - + UO 2 Cl 3 - Res-N + -(CH 3 ) 3 UO 2 Cl 3 - +  Cl - (1)
Res-N + -(CH 3 ) 3 UO 2 Cl 3 - + H 2 O UO 2 Cl 3 - + Res-N + -(CH 3 ) 3 Cl - + HCl    (2)
Pada  persamaan  reaksi  (1)  resin dan  uranium  dalam  senyawa  kompleks UO 2 (NO 3 ) 2 dikondisikan  dalam  media  HCl 12N  dalam  senyawa  kompleks  Res-N + - (CH 3 ) 3 UO 2 Cl 3 - .  Agar  diperoleh  senyawa uranium  yang  bebas  pengotor  maka  resin Res-N + -(CH 3 ) 3 UO 2 Cl 3 - dielusi dengan menggunakan air sehingga diperoleh senyawa  UO 2 Cl 3 - seperti  yang  ditunjukkan pada  persamaan  reaksi  (2).  Senyawa kompleks  UO 2 Cl 3 - dalam  efluen  uranium dikenakan proses elektrodeposisi dan diukur dengan spektrometer alfa untuk mengetahui kandungan isotop 235 U yang teradsorpsi.
Sebagai pengembangan dari penelitian  diatas  maka  pada  penelitian lanjutan telah dilakukan pembakuan metode
pemisahan 235 U  dengan  metode  kolom penukar  anion  menggunakan  resin  Dowex dengan  jenis  pelarut  adalah  campuran HNO 3 3 M dengan metanol 50 : 50 %volume pelarut. Hasil rekoveri dengan menggunakan  metode  diatas  diperoleh rekoveri  pemisahan  maksimum  sebesar 83,83  %.  Sementara  itu,  penggunaan pelarut HCl dengan metanol dengan perbandingan pada 10:90 %volume diperoleh rekoveri pemisahan uranium sebesar  90,68  %[5]. Dalam  usaha  untuk meningkatkkan rekoveri pemisahan 235 U dari bahan bakar maka akan dilakukan penelitian pemisahan 235 U dengan metode kolom penukar  anion  menggunakan  resin  Dowex dengan  jenis  pelarut  adalah  campuran  HCl
9N  dengan  Na 2 SO 4 .  Penambahan  ion  sulfat diduga  dapat  meningkatkan  penyerapan (adsorpsi)  resin  Dowex  erhadap  uranium[6]. Efluent  U  yang  keluar  dari  kolom  pertama dikisatkan  dengan  menggunakan  HCl    9  N dengan  Na 2 SO 4 sehingga  diperoleh  larutan kompleks  uranium  sulfat  sebagai  umpan pada kolom kedua. Resin Dowex yang telah
terkondisi  asam  klorida  akan  menyerap senyawa kompleks UO 2 [(SO 4 ) 3 ] 4 – dan melepas  anion  klorida  di  dalam  kolom. Proses  pengikatan  atau  adsorpsi  yang terjadi  antara  resin  Dowex  dan  uranium dalam  media  pelarut  HCl  9  N  dengan Na 2 SO 4 mengikuti  persamaan  reaksi  (3),  (4) dan (5).
Res-N + -(CH 3 ) 3 OH - + HCl Res-N + -(CH 3 ) 3 Cl - +H 2 O (3)
4Res-N + -(CH 3 ) 3 Cl - +(UO 2 ) 2+ +3(SO 4 ) 2 – [(Res-N) 4 ] + [UO 2 (SO 4 ) 3 ] 4- + 4Cl - (4)
[(Res-N) 4 ] + [UO 2 (SO 4 ) 3 ] 4- +HCl [UO 2 (SO 4 ) 3 ] 4- +  [(Res-N) 4 ] + Cl - + H + (5)
Penelitian yang sama pernah dilakukan oleh peneliti M.R.Kowsari, et.al [7].
Peneliti  tersebut melakukan  pemisahan uranium  dari  batuan  menggunakan  metode batch dengan  resin  IRA  910  dan  jenis pelarut  adalah  Na 2 SO 4 pada  konsentrasi 2655  mg/L.  Metode batch yang  digunakan terdiri  dari  beberapa  variasi  parameter antara  lain  besaran  pH  antara  1,5  hingga  8 dengan  waktu  kontak  antara  30  hingga  200 detik  pada  kondisi  tanpa  anion  (blank)  dan dengan  anion  pada  konsentrasi  (SO 4 ) -2 sebesar 2655 mg/L hingga 4000 mg/L. Hasil optimasi  parameter  kolom  penukar  anion menggunakan metode ini diperoleh pada pH >  2  dengan  konsentrasi  (SO 4 ) -2 sebesar 2655 mg/L dengan rekoveri pemisahan 235 U sebesar  98  %.  Berdasarkan  optimasi parameter diatas dengan hasil rekoveri yang sangat besar 98%, maka dilakukan pemungutan 235 U  dalam  standar  U 3 O 8 20  % dengan  metode  kolom  penukar  anion menggunakaan resin Dowex yang bertujuan untuk mengetahui rekoveri pemisah uranium dan  selanjutnya  akan  digunakan  untuk pemisahan 235 U  di  dalam  larutan  PEB U 3 Si 2 /Al pasca iradiasi.
Hasil penelitian ini diharapkan dapat meningkatkan  rekoveri  pemisahan 235 U  di dalam bahan bakar pasca iradiasi, sehingga data  untuk  perhitungan burn  up dapat diperoleh secara akurat.

## METODOLOGI
Rekoveri pemisahan
uranium
dilakukan  dengan  metode  kolom  penukar anion  menggunakan  resin  Dowex  1x8-Cl - . Larutan  uranil  nitrat  sebanyak  500  µL digunakan  sebagai  umpan  dengan  larutan HCl  variasi  konsentrasi  6  N;  9  N;  12  N  dan larutan  Na 2 SO 4 variasi  konsen  trasi  500  ; 1000  ;  1500  ;  2000  ;  2500  dan  3500  ppm sebagai larutan pereaksi. Penentuan rekoveri  dilakukan  melalui  2  tahap,  tahap pertama  dilakukan  optimasi  konsentrasi larutan  HCl  dan  Na 2 SO 4 dalam  larutan umpan.  Optimasi  konsentrasi  HCl  dilakukan dengan memipet larutan uranil nitrat sebanyak  500  µL  (triplo)  sebagai  larutan umpan  kolom,  kemudian  dipanaskan  pada suhu  100  °C  sampai    kisat.  Larutan  HCl dengan  variasi konsentrasi 6 N; 9 N dan 12 N  sebanyak  10  mL  ditambahkan  pada masing-  masing  larutan  umpan  yang  telah kisat. Pada setiap larutan umpan ditambahkan  Na 2 SO4  sebanyak  29,2  mg untuk  mendapatkan  konsentrasi  ion  sulfat sebesar  2500  ppm.  Masing-masing  larutan umpan dimasukkan ke dalam kolom penukar anion  yang  telah  berisi  resin  Dowex  1x8-Cl sebanyak 1 gram (sebelumnya telah dikondisikan  menggunakan  larutan  HCl  9  N sebanyak  20  mL).  Kecepatan  alir  diatur sebesar  0,5  mL  per  detik.  Setelah  proses penukar  anion  selesai,  uranium  yang  terikat dalam resin kemudian  dielusi menggunakan HCl  encer  0,15  N  sebanyak  15  mL[8].  Hasil
(Boybul, Yanlinastuti, Dian Anggraini, Aslina Br Ginting, Arif Nugroho, Rosika Kriswarini)
elusi  dipanaskan  sampai  hampir  kisat  dan ditambahkan  1  mL  larutan  HCl  pekat  untuk dilakukan  proses  elektrodeposisi.  Planset stainless  steel (SS)  yang  telah  terdeposisi uranium  kemudian  dicacah  menggunakan spektrometer  alpha  pada  energi  4,194 MeV( 238 U);  4,397MeV( 235 U);  4,494  MeV
( 236 U);  4,777  MeV( 234 U).  Besarnya  rekoveri pemisahan  uranium  dihitung  berdasarkan jumlah  cacah  sebelum  dan  sesudah  proses pemisahan uranium.
Sementara  itu,  pada  tahap  kedua dilakukan  optimum  konsentrasi  Na 2 SO 4 dengan  menambahkan  serbuk  Na 2 SO 4 sebanyak  7,4  mg;  14,8  mg;  22,2  mg;  29,6 mg  dan  51,8  mg  kedalam  larutan  umpan uranil  nitrat  (5  buah)  untuk  mendapatkan konsentrasi Na 2 SO 4 masing masing sebesar 500  ppm;  1000  ppm;  1500  ppm;  2000  ppm dan  3500  ppm.  Sebelum  penambahan Na 2 SO 4 larutan  umpan  terlebih  dahulu ditambah  pelarut  HCl  dengan  konsentrasi
optimum yang diperoleh pada tahap pertama. Langkah penentuan optimasi konsentrasi  Na 2 SO 4 dilakukan  sama  seperti langkah  pada  penentuan  konsentrasi  HCl optimum. Parameter optimum yang diperoleh  dari  tahap  pertama  dan  kedua kemudian digunakan untuk parameter pemisahan  uranium  dalam  supernatan  PEB U 3 Si 2 /Al densitas 2,96 gU/cm 3 pasca iradiasi pada  potongan  bagian bottom , middle dan top .

## HASIL DAN PEMBAHASAN
Hasil  pemisahan  uranium  dengan menggunakan  media  pelarut  campuran  HCl variasi  konsentrasi  6  N;  9  N;  12  N  dengan Na 2 SO 4 pada konsentrasi 2500 ppm diperoleh  kandungan  uranium  ( 238 U, 235 U; 236 U dan 234 U) seperti yang ditunjukkan pada
Tabel 1.
Tabel 1.Kandungan isotop uranium dalam standar uranil nitrat
Konsentrasi HCl (N) Kandungan isotop (µg) Rekoveri  pemisahan U (%) 238 U 235 U 236 U 234 U 6 18,5533 5,0285 0,0005 0,0289 49,4386 9 35,5755 9,7120 0,0009 0,0554 95,4843 12 34,0581 9,5467 0,0007 0,0532 93,8591
Tabel  1  menunjukkan  bahwa  hasil pengukuran dengan spektrometer alfa diperoleh kandungan uranium 238 U, 235 U; 236 U dan 234 U  dan  cacah  paling  besar  diperoreh pada  penggunaan  media  pelarut  HCl dengan  konsentrasi  9  N.  Pada  konsentrasi HCl    6  N  hingga  9  N  diperoleh  kandungan uranium meningkat hingga rekoveri pemisahan  sebesar  95,4843  %.  Sementara itu,  pada  penggunaan  konsentrasi  HCl hingga  12  N  terjadi  penurunan  cacah uranium  walaupun  tidak  secara  signifikan dengan  rekoveri  sebesar  93,8591  %. Besarnya  rekoveri  pemisahan  uranium diperoleh  dari  perhitungan  kandungan 235 U di dalam 500 µL sampel standar uranil nitrat sebesar  10,1713  µg  (sertifikat)  dibanding
kandungan 235 U  dari  hasil  pengukuran  pada Tabel  1.  Dari  Tabel  1  diketahui  bahwa penggunaan  HCl  dengan  konsentrasi  9  N hingga  12  N  dalam  pemisahan  uranium sudah  menunjukkan  hasil  baik  karena rekoveri  pemisahan  diperoleh  diatas  90  %. Fenomena ini jelas terlihat bahwa meningkatnya konsentrasi HCl sangat berpengaruh
terhadap
pembentukan senyawa
kompleks uranium. Pada konsentrasi  HCl  6  N  senyawa  kompleks uranium  yang  terbentuk  masih  bermuatan positip  atau  netral  sehingga  tidak  dapat bertukar  dengan  ion  Cl - pada  resin  Dowex- Cl.  Sementara  itu,  penggunaan  HCl  pada konsentrasi lebih besar dari 9 N hingga 12 N senyawa  kompleks  uranium  yang  terbentuk
adalah  anion  UCl 6 2- (bermuatan  negatif) seperti yang terlihat pada Tabel 2[9].
Tabel 2. Pengaruh konsentrasi HCl dalam pembentukan senyawa kompleks uranium[9]
Konsentrasi HCl (N) Senyawa kompleks uranium 0,5 – 2,0 U 4+ 2,0 – 6,0
UCl 3+ 6,0 – 9,0 UCl 2 2+ 9,0 – 12,0
UCl 6 2-
Tabel  2  menunjukkan  bahwa  pembentukan kompleks  uranium  (kation  U 4+ )  dimulai  pada konsentrasi  HCl  0,5  N.  Pada  konsentrasi HCl  2  N    hingga  6  N  terbentuk  kompleks uranium  bermuatan  posistip  dalam  bentuk kation  UCl 3+ sedangkan    pada  konsentrasi HCl  6  N  hingga  9  N  terbentuk  senyawa kompleks kation UCl 2 2+ . Peningkatan konsentrasi  HCl  dari  9  N  menjadi  12  N (keasaman berlebih) telah terbentuk senyawa  kompleks  uranium  dalam  bentuk anion UCl 6 2- . Dari uraian pada Tabel 2 dapat diketahui  bahwa  penggunaan  HCl  sebagai pelarut dalam pemisahan uranium menggunakan  resin  Dowex1x8-Cl  sangat baik  dilakukan  pada  konsentrasi  HCl  antara 9  hingga  12  N,  karena  senyawa  kompleks anion  yang  terbentuk  adalah  UCl 6 2- . Hal  ini karena resin Dowex 1x8-Cl merupakan resin penukar anion dengan tipe strong base resin atau    (gugus  basa  kuat)  yang  tersusun  dari styrene divinyl benzene (DVB) yang diaktifkan dengan gugus ammonium kuartener  dan  ditempel  oleh  ion  Cl - .  Strukur
ikatan kimia dari resin Dowex 1x8-Cl seperti yang telihat pada Gambar 1.
Gambar 1. Struktur kimia Dowex 1x8-Cl[10]
Resin penukar
anion (R-Cl)
berfungsi  untuk  menukar  anion –anion  yang terdapat  dalam  larutan  dengan  anion  Cl - di resin.  Secara  umum  dapat  dinyatakan bahwa resin tipe penukar anion hanya dapat menyerap anion (senyawa kompleks dengan muatan  negatif)  dan  tidak  dapat  menyerap senyawa  dalam  bentuk  kation  (senyawa komplek dengan muatan  positif) atau  netral. Terbentuknya  anion  UCl 6 2- di  dalam  larutan menyebabkan resin mampu mengikat uranium  melalui  proses  pertukaran  anion dengan ion Cl - yang terdapat di resin.
Konsentrasi  HCl  optimal  pada  9  N digunakan sebagai pelarut bersama Na 2 SO 4 dengan variasi konsentrasi  pada 500; 1000; 1500;  2000;  2500  dan  3000  ppm.  Efluen  U yang keluar dari kolom penukar anion diukur kandungan  isotop  U-nya  menggunakan spektrometer  alfa.  Hasil  pengukuran  efluent U  menggunakan  pelarut  HCl  9  N  dengan variasi Na 2 SO 4 ditunjukkan pada Tabel 3.
Tabel 3. Kandungan isotop U pada HCl 9M dengan variasi konsentrasi Na 2 SO 4
Berat Na 2 SO 4 (mg) Konsentrasi Na 2 SO 4 (ppm) Kandungan isotop (µg) Rekoveri pemisahan U (%) 238 U 235 U 236 U 234 U 7,4 500 329 440 149 8508 12,5450 14,8 1000 2729 3203 1118 68543 91,3216 22,2 1500 2854 3357 1530 74842 95,7124 29,6 2000 2652 3342 1522 71602 95,2847 40,7 2500 2579 3349 1129 69618 95,4843 51,8 3500 2629 3348 1479 70340 95,4557
(Boybul, Yanlinastuti, Dian Anggraini, Aslina Br Ginting, Arif Nugroho, Rosika Kriswarini)
Tabel 3 menunjukkan bahwa kandungan uranium yang terbesar diperoleh pada  HCl  9  N  dengan  konsentrasi  Na 2 SO 4 optimal  pada  1500  ppm.  Penggunaan Na 2 SO 4 dengan konsentrasi 500 ppm hingga 1500  ppm  terjadi  peningkatan  kandungan isotop uranium dan cenderung konstan pada konsentrasi  Na 2 SO 4 lebih  besar  dari  1500 ppm.  Hal  ini  disebabkan  proses  pertukaran anion  berlangsung  dengan  waktu  sampai mencapai kondisi jenuh, dalam hal ini terjadi pada konsentrasi 1500 ppm sampai dengan 3500  ppm  seperti  yang  ditunjukkan  pada Gambar  2.  Pada  keadaan  ini,  proses pertukaran  anion  tidak  terjadi  lagi  sehingga jumlah  uranium  yang  dirserap  oleh  resin tidak  meningkat  dengan  penambahan  ion sulfat. Selain itu, penambahan Na 2 SO 4 yang berlebih  kemungkinan  larutan  mengandung ion  SO 4 ,  U0 2 (SO4) 2- yang  ikut  berkompetitif dengan  uranium  dalam  penyerapan  oleh resin  sehingga  terjadi  penurunan  serapan uranium dalam resin.
Gambar 2 . Pengaruh  konsentrasi  ion  sulfat terhadap cacah isotop U
Penambahan  ion  sulfat  (Na 2 SO 4 ) dalam  larutan  mengakibatkan  terjadi  reaksi dengan uranium mengikuti persamaan reaksi (6),(7) dan (8) [11].
UO 2 2+ +SO 4 2- UO 2 SO 4 (K=5)       (6)
UO 2 2+ +2SO 4 2- [UO 2 (SO 4 ) 2 ] 2- (K=350)   (7)
UO 2 2+ +3SO 4 2- [UO 2 (SO 4 ) 3 ] 4- (K=3500) (8)
Persamaan reaksi (6), (7) dan (8) menunjukkan bahwa dengan penambahan 2 dan  3  ion  sulfat  akan  terbentuk  senyawa anion  komplek  uranium  sulfat  [UO 2 (SO 4 ) 2 ] 2-
dan  [UO 2 (SO 4 ) 3 ] 4- .  Pada  persamaan  reaksi
(8)  nilai  konstanta  kestabilan  (K)  paling besar sehingga reaksi berlangsung kekanan dan    senyawa  kompleks  [UO 2 (SO 4 ) 3 ] 4- yang terbentuk  semakin  stabil  dan  dapat  terikat dengan  kuat  oleh  resin.  Afinitas  atau selektivitas resin yang kuat terhadap kompleks  anion  uranium  sulfat  dapat dijelaskan  berdasarkan  hukum  Coulomb. Gaya  tarik-menarik  antara  muatan    yang berbeda  (positif  dan  negatif)  akan  semakin kuat  bila  ion  memiliki  valensi  tinggi  dan muatan  (q)  besar  seperti  yang  ditunjukkan pada persamaan 9[12].
dengan : k
= konstanta 9x10 9 (Nm 2 /C 2 ) F 1,2 = gaya tarik menarik 2 muatan ion q1,q2  = muatan ion r = jari-jari ion
Oleh karena itu, resin Dowex 1x8-Cl dengan gugus  fungsional  yang  bermuatan  positif (-CH2-N(CH 3 ) 3 + )  akan  mengikat  senyawa kompleks  [UO 2 (SO 4 ) 3 ] 4- lebih kuat dari pada ion Cl - atau ion UCl 6 2- . Dalam  proses  pertukaran  anion dengan resin Dowex 1x8-Cl terjadi pertukaran senyawa kompleks [UO 2 (SO 4 ) 3 ] 4- dengan  4  buah  ion  Cl - seperti  yang  terlihat Gambar  1,  sehingga  jumlah  uranium  yang terserap  oleh  resin  akan  lebih  banyak. Fenomena ini menyebabkan jumlah uranium yang  terserap  meningkat  dibanding  tanpa ada  ion  sulfat  dalam  larutan.  Hai  ini  di dukung  oleh  hasil  penelitian  sebelumnya yang  membandingkan  antara  besar  cacah isotop  uranium  dengan  penambahan  ion sulfat  dan  tanpa  penambahan  ion  sulfat seperti yang ditunjukkan pada Tabel 4.
Tabel 4.  Hasil  cacah  isotop  U  tanpa  dan dengan ion sulfat[4] Isotop U Net Area (cacah) tanpa ion sulfat dengan ion sulfat 238 U 1551 2469 235 U 2185 3272 236 U 812 949 234 U 40701 66799 .
Dari  Tabel  4  diketahui  bahwa  adanya penambahan ion sulfat dalam larutan umpan uranil nitrat dapat meningkatkan penyerapan (sorpsi)  uranium  ke  dalam  resin.  Hal  ini menunjukkan  bahwa  ion  sulfat  dapat membentuk senyawa kompleks anion
dengan uranium seperti yang telah diuraikan diatas.
Parameter optimal yang telah diperoleh yaitu pelarut campuran antara HCl 9 N dan Na 2 SO 4 pada konsentrasi 1500 ppm digunakan  untuk  pemisahan  uranium  di dalam  supernatan  PEB  U 3 Si 2 /Al  pasca iradiasi.  Hasil  pemisahan  uranium  dalam supernatan  PEB  U 3 Si 2 /Al  pada  bagian top, middle dan bottom menggunakan  metode kolom  penukar  anion  dengan  resin  Dowex dituangkan pada Tabel 5. Besarnya kandungan  masing-masing  isotop  pada Tabel  5  diperoleh  dari  hasil  evaluasi spektrum 238 U  ; 235 U  ; 234 U    dan 236 U  hasil pemisahan  menggunakan  pelarut  ion  sulfat seperti yang terlihat pada Gambar 3.
Tabel 5. Kandungan isotop uranium pada PEB U 3 Si 2 /Al pascairadiasi
Potongan PEB U 3 Si 2 /Al Kandungan isotop U (µg/g PEB) 238 U 235 U 234 U 236 U Top 84135,3000 13265,7866 8,6340 106,3730 Middle 60929,9151 6923,9248 10,6290 80,2873 Bottom 258590,3982 12332,4175 13,2176 144,8844
Gambar 3. Spektrum isotop 238 U ; 235 U ; 234 U  dan 236 U hasil pemisahan
(Boybul, Yanlinastuti, Dian Anggraini, Aslina Br Ginting, Arif Nugroho, Rosika Kriswarini)
Gambar  3  menunjukkan  bahwa spektrum masing masing  isotop  mempunyai resolusi  yang  baik  karena  dapat  terpisah dengan  jelas  (tidak  berimpit)[13,14].  Pada energi  4,194  MeV  terbentuk  spektrum 238 U; pada  energi  4,397  MeV  terbentuk  spektrum 235 U;  pada  energy    4,494  MeV  terbentuk
spektrum 236 U dan pada energy  4,777 MeV terbentuk  spectrum  isotope 234 U.  Hal  ini menunjukkan  bahwa  penggunaan  pelarut ion  sulfat  dapat  meningkakan  rekoveri pemisahan  uranium  dari  68,2137%  menjadi 95,7124%.

## SIMPULAN
Penggunaan pelarut campuran antara HCl dengan
Na 2 SO4 untuk pemisahan  uranium  dalam  metode  kolom penukar  anion  dengan  menggunakan  resin Dowex-Cl  sangat  baik  dilakukan  karena dapat  meningatkan  rekoveri  pemisahan. Parameter optimal untuk pemisahan uranium  baik  dilakukan  pada  HCl  dengan konsentrasi  9  N  dan  Na 2 SO4  pada konsentrasi  1500  ppm.  Penambahan  ion sulfat dapat meningkatkan rekoveri pemisahan  uranium  dari  68,2137  %  (hasil penelitian  sebelumnya)  menjadi  95,7124  %.
Hal  ini  menyebabkan  pemungutan 235 U  di dalam  PEB  U 3 Si 2 /Al  pasca  iradiasi  juga meningkat.  Kandungan  isotop 235 U  pada PEB  U 3 Si 2 /Al  pasca  iradiasi  potongan bagian  top,  middle dan bottom masing- masing diperoleh sebesar 13265,7866
µg/gPEB; 6923,9248 µg/gPEB; dan 12332,4175  µg/gPEB.  Data  isotop 235 U
dalam PEB U 3 Si 2 /Al pasca iradiasi selanjutnya  digunakan  untuk  perhitungan burn up .

## UCAPAN TERIMA KASIH
Terima  kasih  kami  ucapkan  kepada Ibu.  Aslina  Br.Ginting  sebagai  penanggung jawab  kegiatan  “Pengujian  Pra  Dan  Pasca iradiasi  Bahan  Bakar  Reaktor  Riset”  yang
dibiayai  oleh  DIPA  2017.  Selain  itu,  ucapan terima  kasih  juga  disampaikan  kepada  Ibu Iis  Haryati,  Ibu  Sutri  Indaryati  dan  Ibu Sayyidatun  Nisa  yang  telah  membantu pelaksanaan  penelitian  hingga  terwujud pembuatan makalah ini.

## DAFTAR PUSTAKA
[1] S.K.  Jung,  S.J.  Young,  D.P.  Soon, K.H.  Yeong,  S. Kyuseok,  “Analysis  of high burnup pressurized water reactor fuel using
Uranium, Plutonium, Neodymium,  and  Cesium  isotope correlations  with  burnup,” Nuclear
Engineering  Technology , vol.  47, pp. 924-933, 2015.
[2] A.B.  Ginting,  Boybul,  A.  Nugroho,  D. Anggraini,  R. Kriswarini,  “Analisis
Isotop 137 Cs dan 235 U untuk penentuan burn  up pelat  elemen bakar  U 3 Si 2 /Al  tingkat  muat  uranium 2,96  gU/cm 3 pasca  iradiasi, ” Jurnal Teknologi Bahan Nuklir , vol. 11, no. 2 hal.83-98, 2015.
[3] 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  of Nuclear Energy , vol. 85, pp. 613 –620, 2015.
[4] Boybul,  Yanlinastuti,  D.  Anggraini,  A. Nugroho,  R.  Kriswarini,  A.  B.  Ginting, “Analisis  kandungan  cesium  dan uranium  dalam  bahan  bakar  U 3 Si 2 /Al pasca  iradiasi ,” Jurnal  Ilmiah  Daur Bahan  Bakar  Nuklir  Urania, vol.23, no.2, hal. 108 – 122, 2017.
[5] D.  Anggraini,  Boybul,  Yanlinastuti,  A. Nugroho,  R.  Kriswarini,  A.  B.  Ginting, “Pengaruh  pelarut  organik  pada proses pertukaran anion dalam pemisahan uranium dari larutan U 3 Si 2 /Al  pasca  iradiasi,” Jurnal  Ilmiah Daur  Bahan  Bakar  Nuklir  Urania . vol.23, no.2, hal. 97 –106, 2017.
[6] A.C.Q.  Caderra  and  L.C.  Sicupira, “Application  of  ion  exchange  resin  to recover  uranium  from  acid  mine drainage, ” Proceeding  of  The  13th
International Conference of Enviromental Science and Technology , 2013.
[7] M.  R.  Kowsari,  H.  Sepehrian,  J. Fasihi,  M.  Arabieh,  M.  Mahani, “Adsorptive  behavior  of  an  amberlite anion  exchanger  resin  for  uranium (VI) sorption in the presence of sulfate anions,” International Journal of Engineering ,  vol.  29,  no.  2,  pp.  170- 175, 2016.
[8] A. Ahmadpour, M. Zabihia, M. Tahmasbi,  T.  R.  Bastami ,  “Effect  of adsorbents  and  chemical  treatments on  the  removal  of  strontium  from aqueous solutions ,” Journal of Hazardous  Materials, vol.  182,  pp. 552-556, 2010.
[9] M. Solgy, M. Taghizadeh, D. Ghoddocynejad, “Adsorption
of uranium  (VI)  from  sulphate  solutions using amberlite IRA-402 Resin: equilibrium, kinetics and Thermodynamics  Study ,” Annals  of
Nuclear Energy , vol, 75, pp. 132 –138, 2015.
[10]  S.  H.  Lee,  H.  Chung, “Ion  exchange characteristics of palladium and
rhodium  from  a  simulated  radioactive liquid  waste,” Journal  of  Nuclear Science  and  Technology ,  vol.  37,  no.
3, pp. 281-287, 2012.
[11]  J. S. Fritz, “Factor Affecting Selectivity on  Ion  Cromatography,” Journal  of Chromatography ,  vol.  1085,  pp.  8-17,
2005.
[12]   O. B. Acikara, ”Ion  exchange chromatography  on  the  application, ” Ankara University, Faculty of Pharmacy, Department of Pharmacognosy, Ankara, Turkey,
2013. DOI :10.5772/55744
[13]  J.  Veliscek-Carolan, “Separation  of
actinides  from  spent  nuclear  fuel  :  A review,”
Journal of Hazardous
Materials , vol.318, pp. 266-281, 2016.
DOI : 10.1016/j.jhazmat.2016.07.027
[14]  A.  Dyer,  R.  Harjula,  J.  Newton,  M.
P illinger, “Synthesis and
characterization  of  mesoporous  silica phases  containing  heteroatoms  and their  cation  exchange  process.  Part  5 :  Cation  exchange  isotherms,  and  the measurement of radioisotope distribution  coefficients  for  an  MCM- 22  phase  containing  aluminium,”
Journal of Microporous and Mesoporous Materials , vol. 135, no. 1- 3, pp. 21-29, 2010.