PEMISAHAN CESIUM DALAM PEB U3SI2/AL PASCA IRADIASI DENGAN METODE KOLOM PENUKAR KATION MENGGUNAKAN RESIN DOWEX

ABSTRAK
PEMISAHAN CESIUM DALAM PEB U3Si2/Al PASCA IRADIASI DENGAN METODE KOLOM
PENUKAR KATION MENGGUNAKAN RESIN DOWEX. Perhitungan burn up bahan bakar nuklir
secara merusak dapat ditentukan dari kandungan hasil fisi isotop 137Cs. Oleh karena itu perlu
dilakukan pemisahan isotop 137Cs dengan uranium yang terdapat di dalam pelat elemen bakar
(PEB) U3Si2/Al pasca iradiasi. Pemisahan 137Cs dilakukan dengan metode kolom penukar kation
menggunakan resin Dowex dengan variasi berat 1; 2; 3; 4; 5 dan 6 g. Penelitian ini bertujuan
untuk mengetahui kandungan isotop 137Cs di dalam PEB U3Si2/Al pasca iradiasi dan
dibandingkan dengan kandungan 137Cs yang dipisahkan dengan metode penukar kation
menggunakan zeolite Lampung dan metode pengendapan CsClO4. PEB U3Si2/Al densitas
2,96 gU/cm3
bagian tengah kode RI-SIE2 pelat sisi 20 IDA 0045 dengan berat 0,1103 g dilarutkan
dengan HCl 6N dan HNO3 6N sehingga diperoleh larutan uranil nitrat. Larutan U3Si2/Al pasca
iradiasi dipipet sebanyak 150 μLdan ditambah 2 mL aquadest kemudian ditambahkan Cs carrier
sebanyak 20 μL dan 1 mL HCl 12 M. Campuran larutan tersebut digunakan sebagai umpan
dimasukkan ke dalam kolom penukar anion (kolom pertama) yang berisi resin R-Clvariasi
berat
1; 2; 3; 4; 5 dan 6 g. Efluen yang keluar dari kolom penukar anion dimasukkan ke dalam kolom
penukar kation (kolom kedua) yang telah berisi resin R-NH4
+
dengan variasi berat 1; 2; 3; 4; 5 dan
6 g. Isotop 137Cs yang terikat dengan resin R-NH4
+
di dalam kolom kemudian dielusi menggunakan
HCI 1 M sebanyak 15 mL. Efluen kemudian dikisatkan sampai diperoleh volume ± 2 mL.
Besarnya kandungan isotop 137Cs dalam efluen diukur dengan menggunakan spektrometer
gamma dengan waktu cacah 500 detik. Hasil pengukuran diperoleh kandungan isotop137Cs di
dalam sampel PEB U3Si2/Al densitas 2,96 gU/cm3 pasca iradiasi sebesar 0,000445 g/gPEB g dan
parameter optimal pemisahan 137Cs dengan metode kolom penukar kation menggunakan resin
Dowex seberat 2 g dengan recovery sebesar 98,67%. Hasil pemisahan 137Cs dengan metode
kolom penukar kation tidak jauh berbeda dengan hasil pemisahan137Cs dengan metode penukar
kation maupun metode pengendapan CsClO4. Kandungan 137Cs yang diperoleh selanjutnya
dapat digunakan untuk perhitungan burn up.
Kata kunci :U3Si2/Al, isotop137Cs, kolom penukar kation resin Dowex, burn up

ABSTRACT
THE SEPARATION OF CESIUM IN IRRADIATED FUEL ELEMENT PLATES of U3Si2 / Al WITH
CATION EXCHANGE COLUMN METHOD USING DOWEX RESIN. The burn up calculations of
nuclear fuel by destruction method can be determined from the analysis of 137Cs isotope, as
fission product. For this reason, the separation of 137Cs isotopes from uranium in irradiated fuel
element plates of U3Si2/Al (PEB) needs to be done. The separation of 137Cs was done by using
cation exchange column method with Dowex resin with weight variation of 1; 2; 3; 4; 5 and 6 g.
This study aims to determine the content of 137Cs in irradiated fuel element plates of U3Si2/Al
(PEB) using the cation exchange column method with Dowex resin to be compared with the result
of 137Cs separation by cation exchange column method using Lampung zeolite and CsClO4
precipitation method. The irradiated fuel element plates of U3Si2/Al (PEB) PEB U3Si2/Al with a
density of 2.96 gU/cm3 from the middle part of RI-SIE2 code and side plate 20 IDA 0045 was
taken with weight 0.1103 g and dissolved with HCl 6N and HNO3 6N to obtain uranil nitrate
solution. The U3Si2/Al post irradiated solution was 150 μL was added with 2 mL aquadest and
added with Cs carrier 20 μL and 1 mL HCl 12 M. The solution mixture was used as feed into the
anion exchange column (first column) containing the R-Cl resin –with the wight variation about 1;
2; 3; 4; 5 and 6 g. The effluent from the anion exchange column was introduced into the cation
exchange column (second column) which contained R-NH4+
resin with weight variation of 1; 2; 3;
4; 5 and 6 g. The bounded 137Cs isotope in R-NH4+
resin in the column was being eluted using 1
M HCl of 15 mL and being vaporized until the volume reach ± 2 mL. The quantity of the 137Cs
isotope in the effluent was measured by using a gamma spectrometer with a counting time of
500 s. The 137Cs isotope content in irradiated fuel element plates of U3Si2/Al (PEB) with the
density 2.96 gU/cm3
is 0.000445 g/gPEB g and the parameter of separation 137Cs with cation
exchange column method using Dowex resin weighing 2 g with recovery is 98.67%. The result of
separation of 137Cs by cation exchange column method is not much different from the result of
separation 137Cs by cation exchange method and CsClO4 precipitation method. The 137Cs
obtained can then be used for burn up calculations.
Keywords: U3Si2/Al, isotope137Cs, Dowex resin cation exchange column, burn up.