PENENTUAN KADAR URANIUM DALAM SAMPEL YELLOW CAKE MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA

dokumen-dokumen yang mirip
PENGUKURAN AKTIVITAS ISOTOP 152 Eu DALAM SAMPEL UJI PROFISIENSI MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA

PENGARUH WAKTU PENGAMBILAN SAMPLING PADA ANALISIS UNSUR RADIOAKTIF DI UDARA DENGAN MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA

ANALISIS UNSUR RADIOAKTIVITAS UDARA BUANG PADA CEROBONG IRM MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA

OPTIMASI PENGUKURAN KEAKTIVAN RADIOISOTOP Cs-137 MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA

VALIDASI METODA PENENTUAN UNSUR RADIOAKTIF Pb-212, Cs-137, K-40 DENGAN SPEKTROMETER GAMMA

VALIDASI METODA ANALISIS ISOTOP U-233 DALAM STANDAR CRM MENGGUNAKAN SPEKTROMETER ALFA

VALIDASI METODA PENGUKURAN ISOTOP 137 Cs MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA

PERBANDINGAN METODA OTOMATIS DAN MANUAL DALAM PENENTUAN ISOTOP Cs-137 MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA

ANALISIS NEODIMIUM MENGGUNAKAN METODA SPEKTROFOTOMETRI UV-VIS

EVALUASI FLUKS NEUTRON THERMAL DAN EPITHERMAL DI FASILITAS SISTEM RABBIT RSG GAS TERAS 89. Elisabeth Ratnawati, Jaka Iman, Hanapi Ali

KETIDAKPASTIAN PENGUKURAN ISOTOP CS-137 DALAM BAHAN BAKAR U3Sh PASCA IRRADIASI

PENGARUH EFEK GEOMETRI PADA KALIBRASI EFISIENSI DETEKTOR SEMIKONDUKTOR HPGe MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA

OPTIMASI ALAT CACAH WBC ACCUSCAN-II UNTUK PENCACAHAN CONTOH URIN

EVALUASI KINERJA SPEKTROMETER GAMMA YANG MENGGUNAKAN NITROGEN CAIR SEBAGAI PENDINGIN DETEKTOR

PENGARUH KUAT ARUS PADA ANALISIS LIMBAH CAIR URANIUM MENGGUNAKAN METODA ELEKTRODEPOSISI

Penentuan Kadar Besi dalam Pasir Bekas Penambangan di Kecamatan Cempaka dengan Metode Analisis Aktivasi Neutron (AAN)

ANALISIS KONSENTRASI I-131 LEPASAN UDARA CEROBONG DI REAKTOR SERBA GUNA GA. SIWABESSY

VALIDASI METODA XRF (X-RAY FLUORESCENCE) SECARA TUNGGAL DAN SIMULTAN. UNTUK ANALISIS UNSUR Mg, Mn DAN Fe DALAM PADUAN ALUMINUM

KAJIAN KADAR UNSUR KROM DALAM LIMBAH TEKSTIL DENGAN METODE AAN

UJI BANDING SISTEM SPEKTROMETER GAMMA DENGAN METODA ANALISIS SUMBER Eu-152. Nugraha Luhur, Kadarusmanto, Subiharto

PENGGUNAAN SINAR-X KARAKTERISTIK U-Ka2 DAN Th-Ka1 PADA ANALISIS KOMPOSISI ISOTOPIK URANIUM SECARA TIDAK MERUSAK

PENENTUAN AKTIVITAS SUMBER RADIOAKTIF PEMANCAR GAMMA Eu-152 DI LABORATORIUM PTNBR

Penentuan karakteristik cacahan pada counter dengan menggunakan sumber standar 152 Eu, 60 Co dan 137 Cs

ANALISIS RADIONUKLIDA 137 CS DALAM PELAT ELEMEN BAKAR (PEB) U 3 SI 2 -AL DENSITAS 2,96 G/CM 3 PASCA IRADIASI

PENENTUAN EFISIENSI EKSTRAKSI URANIUM PADA PROSES EKSTRAKSI URANIUM DALAM YELLOW CAKE MENGGUNAKAN TBP-KEROSIN

PROSES RE-EKSTRAKSI URANIUM HASIL EKSTRAKSI YELLOW CAKE MENGGUNAKAN AIR HANGAT DAN ASAM NITRAT

EVALUASI ASPEK KESELAMATAN KEGIATAN METALOGRAFI DI INSTALASI ELEMEN BAKAR EKSPERIMENTAL

PENENTUAN AKTIVITAS 60 CO DAN 137 CS PADA SAMPEL UNKNOWN DENGAN MENGGUNAKAN DETEKTOR HPGe

SEMINAR PENGELOLAAN PERANGKAT NUKLIR TAHUN 2013

PENGARUH KONSENTRASI URANIUM DALAM PROSES ELEKTRODEPOSISI HASIL EKSTRAKSI DENGAN TBPjOK

PENENTUAN NILAI LIMIT DETEKSI DAN KUANTISASI ALAT TITRASI POTENSIOMETER UNTUK ANALISIS URANIUM

ANALISIS UNSUR Pb, Ni DAN Cu DALAM LARUTAN URANIUM HASIL STRIPPING EFLUEN URANIUM BIDANG BAHAN BAKAR NUKLIR

PENGARUH PENAMBAHAN ZEOLIT TERHADAP PEMISAHAN ISOTOP 137 Cs DALAM PELAT ELEMEN BAKAR U 3 Si 2 -Al PASCA IRADIASI

ANALISIS UNSUR PENGOTOR Fe, Cr, DAN Ni DALAM LARUTAN URANIL NITRAT MENGGUNAKAN SPEKTROFOTOMETER SERAPAN ATOM

METODE STANDARDISASI SUMBER 60 Co BENTUK TITIK DAN VOLUME MENGGUNAKAN METODE ABSOLUT PUNCAK JUMLAH

ANALISIS KADAR URANIUM DALAM YELLOW CAKE DENGAN TITRASI SECARA POTENSIOMETRI

DEPARTEMEN KIMIA FAKULTAS MATEMATIKA DAN ILMU PENGETAHUAN ALAM UNIVERSITAS SUMATERA UTARA MEDAN

PENENTUAN PARAMETER OPTIMUM PROSES PENGENDAPAN CsClO 4 PADA PEMISAHAN ISOTOP 137 CS DARI LARUTAN PEB U 3 Si 2 /Al PASCA IRADIASI

PROGRAM JAMINAN KUALITAS PADA PENGUKURAN. RADIONUKLIDA PEMANCAR GAMMA ENERGI RENDAH:RADIONUKLIDA Pb-210

PEMISAHAN RADIONUKLIDA 137 CS DENGAN METODA PENGENDAPAN CSCLO 4

DEKONTAMINASI MESIN BUSUR LISTRIK CENTORR FURNACES DI HR-16 IEBE PTBN

Kata kunci : Instalasi Pengolahan Air Limbah (IPAL), AAN, Reaktor Kartini PENDAHULUAN. Niati, Pratiwi Dwijananti, Widarto

METODA PENENTUAN DAYA SERAP PERISAI RADIASI UNTUK GONAD DARI KOMPOSIT LATEKS CAIR TIMBAL OKSIDA

BAB 3 METODE PENELITIAN. -Beaker Marinelli

BAB 1 PENDAHULUAN Latar Belakang

PENGUKURAN KONSENTRASI LURUHAN THORON DENGAN SPEKTROMETER GAMMA HP-Ge

SIMULASI KURVA EFISIENSI DETEKTOR GERMANIUM UNTUK SINAR GAMMA ENERGI RENDAH DENGAN METODE MONTE CARLO MCNP5

ANALISIS KANDVNGAN PENGOTOR DALAM PELET VOz SINTER

METODE ANALISIS UNTUK PENENTUAN UNSUR AS DAN SB MENGGUNAKAN ICP AES PLASMA 40

PENENTUAN KANDUNGAN PENGOTOR DALAM SERBUK UO2 HASIL KONVERSI YELLOW CAKE PETRO KIMIA GRESIK DENGAN AAS

Sistem Pencacah dan Spektroskopi

BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang

EVALUASI PENGUKURAN RADIOAKTIVITAS ALPHA DAN BETA DI PERMUKAAN LANTAI INSTALASI RADIOMETALURGI TAHUN 2009

PENGARUH KEVAKUMAN TERHADAP ANALISIS UNSUR TI DAN SI DALAM AlMg 2 MENGGUNAKAN XRF (X-RAY FLUORESCENCE)

PENGARUH IRADIASI BATU TOPAS TERHADAP KUALITAS AIR PENDINGIN PRIMER DAN KESELAMATAN RSG-GAS

KONTROL KURVA KALIBRASI SPEKTROMETER EMISI DENGAN STANDAR ALUMINIUM CERTIFIED REFERENCE MATERIALS (CRM)

PENENTUAN ISOTOP 137 Cs DAN UNSUR Cs DALAM LARUTAN AKTIF CsNO 3

PENGUJIAN KEMAMPUAN XRF UNTUK ANALISIS KOMPOSISI UNSUR PADUAN Zr-Sn-Cr-Fe-Ni

BAB 1 PENDAHULUAN Latar Belakang

RADIOKALORIMETRI. Rohadi Awaludin

PROSES PEMURNIAN YELLOW CAKE DARI LIMBAH PABRIK PUPUK

Pengukuran Fluks Neutron dan Penentuan Cadmium Ratio pada Difraktometer Neutron Empat Lingkaran / Difraktometer Tekstur (DN2)

ANALISIS RADIOAKTIVITAS GROSS α, β DAN IDENTI- FIKASI RADIONUKLIDA PEMANCAR γ DARI AIR DAN SEDIMEN SUNGAI CODE YOGYAKARTA

PEMANFAATAN GAMMA SPEKTROMETRI UNTUK PENGAMATAN DISTRIBUSI PEMBELAHAN DALAM PELAT ELEMEN BAKAR NUKLIR

SIMULASI EFISIENSI DETEKTOR GERMANIUM DI LABORATORIUM AAN PTNBR DENGAN METODE MONTE CARLO MCNP5

SIMULASI PENGUKURAN EFFISIENSI DETEKTOR HPGe DAN NaI (Tl) MENGGUNAKAN METODE MONTE CARLO MCNP5

ANALISIS UNSUR-UNSUR PENGOTOR DALAM YELLOW CAKE DARI LIMBAH PUPUK FOSFAT SECARA SPEKTROMETRI SERAPAN ATOM

METODE KALIBRASI MONITOR GAS MULIA MENGGUNAKAN SISTEM SUMBER GAS KRIPTON-85 STATIS

ANALISIS KANDUNGAN BROM (Br) PADA AIR SUMUR GALI DI DESA KLAMPOK KABUPATEN BREBES JAWA TENGAH DENGAN METODE ANALISIS PENGAKTIFAN NEUTRON

STANDARDISASI SUMBER PEMANCAR GAMMA DALAM MATRIKS TANAH YANG DITEMPATKAN DALAM WADAH VIAL

KONTROL KINERJA SPEKTROMETER GAMMA MENGGUNAKAN METODE QUALITY CONTROL CHART

PENENTUAN AKTIVITAS TRITIUM DAN KARBON-14 DENGAN METODA PENGUKURAN DUAL LABEL ABSTRACT

Pusat Pendidikan dan Pelatihan Badan Tenaga Nuklir Nasional

PEMANTAUAN RADIOAKTIVITAS ALPHA PADA BAK PENAMPUNG AIR PENDINGIN ACCUTOM PASCA PEMOTONGAN LOGAM U-Zr

Laporan Praktikum Fisika Eksperimental Lanjut Laboratorium Radiasi. PERCOBAAN R2 EKSPERIMEN RADIASI β DAN γ Dosen Pembina : Drs. R. Arif Wibowo, M.

PENENTUAN KEMURNIAN PERAK SEBAGAI BAHAN INDUSTRI KERAJINAN PERAK DENGAN METODE AKTIV ASI NEUTRON

Metode Penentuan Nilai Kemampuan Ukur Terbaik (KUT) pada Perangkat Spektrometer Gamma

PENENTUAN UNSUR PEMADU DALAM BAHAN ZIRCALOY-2 DENGAN METODE SPEKTROMETRI EMISI DAN XRF

Penentuan Spektrum Energi dan Energi Resolusi β dan γ Menggunakan MCA (Multi Channel Analizer)

Unnes Physics Journal

ANALISIS KERUSAKAN X-RAY FLUORESENCE (XRF)

KARAKTERISASI LIMBAH RADIOAKTIF CAIR DENGAN SPEKTROMETER GAMMA PORTABEL DAN TEKNIK MONTE CARLO

Pengukuran Konsentrasi Uranium dari Industri Fosfat Menggunakan Spektrometer Gamma

SIMULASI KALIBRASI EFISIENSI PADA DETEKTOR HPGe DENGAN METODE MONTE CARLO MCNP5

PELURUHAN RADIOAKTIF. NANIK DWI NURHAYATI,S.Si,M.Si nanikdn.staff.uns.ac.id

PENGARUH KONSENTRASI PELARUT UNTUK MENENTUKAN KADAR ZIRKONIUM DALAM PADUAN U-Zr DENGAN MENGGUNAKAN METODE SPEKTROFOTOMETRI UV-VIS

KALIBRASI DETEKTOR NaI(Tl) UNTUK PEMANTAUAN KONTAMINASI BAHAN RADIOAKTIF DI TANAH SECARA IN-SITU

PENCEMBANCAN METODE ANALISIS MENCCUNAKAN" ALAT ICP AES PLASMA 40 UNTUK PENENTUAN UNSUR AS DAN Sb

UJI BANDING ANTAR LABORATORIUM DALAM PENGUKURAN RADIOAKTIVITAS MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMA

GANENDRA, Vol. V, No. 1 ISSN Syarip ABSTRAK ABSTRACT

DETERMINATION OF LIMIT DETECTION OF THE ELEMENTS N, P, K, Si, Al, Fe, Cu, Cd, WITH FAST NEUTRON ACTIVATION USING NEUTRON GENERATOR

Peak to Total Ratio Pada Analisis Aktivasi Neutron dengan Metode ko

VALIDASI METODA SPEKTROMETRI PENDAR SINAR-X

PENGARUH IRRADIASI BATU TOPAZ TERHADAP KUALITAS AIR PENDINGIN REAKTOR G.A.SIWABESSY. Elisabeth Ratnawati, Kawkab Mustofa, Arif Hidayat

Jurnal Pendidikan Fisika Indonesia 6 (2010) 30-34

KOMPARASI UNJUK KERJA SPEKTROMETRI GAMMA DETEKTOR BICRON 2M2 DENGAN LUDLUM 44-62

KIMIA INTI DAN RADIOKIMIA. Stabilitas Nuklir dan Peluruhan Radioaktif

KOMPUTASI KALIBRASI EFISIENSI, CONTROL CHART DAN PENGUKURAN RADIONUKLIDA PADA SPEKTROMETRI GAMA

PEMISAHAN DAN ANALISIS 137 Cs DARI LARUTAN PELAT ELEMEN BAKAR U-7%Mo/Al

PEMANTAUAN RADIOAKTIVITAS UDARA BUANG IEBE TAHUN 2009

Transkripsi:

ISSN 1979-2409 Penentuan Kadar Uranium Dalam Sampel Yellow Cake Menggunakan Spektrometer Gamma (Noviarty, Iis Haryati) PENENTUAN KADAR URANIUM DALAM SAMPEL YELLOW CAKE MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA Noviarty 1, Iis Haryati 1 1 Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir Badan Tenaga Nuklir Nasional, Serpong, Banten, Indonesia, 15313 ABSTRAK Telah dilakukan pengukuran isotop uranium dalam sampel yellow cake menggunakan spektrometer gamma. Pengukuran isotop dilakukan dengan tujuan untuk menentukan kadar uranium yang terdapat dalam yellow cake. Dengan diketahui kadar uranium dalam yellow cake tersebut maka kebutuhan HNO 3 untuk pelarutan yellow cake dalam proses konversi yellow cake menjadi UO 2 atau U 3 O 8. dapat diketahui. Penentuan kadar uranium dalam yellow cake tersebut dapat ditentukan dengan mengetahui pencacahan isotop uranium menggunakan spektrometer gamma genny. Pencacahan isotop Uranium dalam yellow cake diawali dengan menimbang sampel yellow cake sebesar ± 1 gram dalam vial kaca, kemudian melakukan pencacahan selama 20000 detik. Dari pencacahan tersebut dihitung besar aktivitas dan kandungan dari masing masing isotop, sehingga kadar uranium dapat diketehui. Dari kegiatan tersebut diperoleh total kandungan isotop uranium sebesar dalam sampel uji yellow cake-1 yaitu 0.5887 gram (69.22%), 0.5611gram (65.51%) untuk kode sampel yellow cake-2 dan 0.5248 gram (60.97%) untuk sampel dengan kode yellow cake-3. Selanjutnya untuk melihat apakah penentuan kandungan isotop yang dilakukan memberikan hasil mendekati nilai benar, maka dilakukan penentuan nilai akurasi terhadap sampel standar uranium serbuk bersertifikat dari CRM. Pada penentuan nilai akurasi tersebut diperoleh nilai akurasi masingmasing isotop uranium yang terdapat dalam standar uranium bersertifikat dari CRM yaitu 1.005-4.552%, nilai akurasi yang diperoleh cukup baik kecil dari 5%, sehingga hasil pengukuran tersebut dapat diterima dengan tingkat kepercayaan 95%. Kata kunci Yellow Cake, radioaktivitas, Spektrometer-γ I. PENDAHULUAN Yellow cake sering disebut dengan konsentrat Uranium karena mengandung uranium dengan kadar yang cukup tinggi dan merupakan hasil pengolahan bijih Uranium. Yellow cake dapat diproses menjadi bahan bakar nuklir Uranium (U) baik yang berupa UO 2 maupun U 3 O 8. Proses pengolahan yellow cake tersebut diawali dari proses pelarutan yellow cake, proses pemurnian, reekstraksi dan pengendapan. Selanjutnya hasil endapan dikalsinasi-reduksi untuk mendapatkan U 3 O 8 atau UO 2. Namun sebelum dilakukan proses pembuatan bahan bakar uranium dioksida (U 3 O 8 atau UO 2) tersebut, terlebih dahulu dilakukan analisis uranium untuk menentukan kadar uranium yang terdapat dalam yellow cake tersebut. Dengan diketahui kadar uranium dalam yellow cake tersebut maka kebutuhan HNO 3 untuk pelarutan yellow cake dalam proses konversi yellow cake menjadi UO 2 atau U 3 O 8 dapat diketahui [1]. Penentuan kadar uranium dalam yellow cake tersebut dapat dilakukan dengan menentukan aktivitas isotop uranium menggunakan spektrometer gamma genny. 29

No. 16/Tahun IX. April 2016 ISSN 1979-2409 II. TEORI Spektrometer gamma merupakan alat analisis yang digunakan untuk identifikasi radionuklida pemancar sinar gamma. Analisis dilakukan dengan cara mengamati karakteristik spektrum yang ditimbulkan oleh interaksi radiasi dengan materi detektor. Pada spektrometer gamma ini detektor yang digunakan adalah detektor HPGe [2]. Sebelum alat spektrometer gamma digunakan untuk pengukuran isotop uranium terlebih dahulu dilakukan kalibrasi energi alat menggunakan sumber standar energi gamma isotop europium ( 152 Eu) pada puncak energi 100 kev- 1500 kev. Kalibrasi energi perlu dilakukan untuk menentukan hubungan antara nomor salur (channnel) dan energi gamma(kev), karena setiap isotop mempunyai energi yang berbeda dan merupakan karakteristik dari suatu isotop, sehingga hal ini digunakan sebagai dasar dalam analisis kualitatif dan kuantitatif [2]. Analisis kuantitatif pada pengukuran keradioaktifan isotop uranium diawali dengan pencacahan sampel standar uranium bersertifikat dari CRM sehingga nilai efisiensi detektor dapat diketahui. Nilai efisiensi yang diperoleh digunakan untuk menghitung aktivitas sampel secara absolut menggunakan rumus [3] : At(dps) = Aoe -0,693t/t½ (1) (2) (3) dimana : Ao = Aktivitas awal Bq (sertifikat) At = Aktivitas pada saat pengukuran (dps) T = waktu Ao ke waktu At (th) t½ = waktu paro(th) (E) = Efisiensi Y(E)= yield (tabel) Cps = cacah per detik (dari pencacahan) Dan untuk menghitung kandungan isotop dalam sampel digunakan rumus: W = (At.t½.BA)/(Na.0.693) (4) dimana : At = Aktivitas pada saat pengukuran (dps) BA = Berat atom 30

ISSN 1979-2409 Penentuan Kadar Uranium Dalam Sampel Yellow Cake Menggunakan Spektrometer Gamma (Noviarty, Iis Haryati) t½ = waktu paro(th) Na = 6.02E23 III. TATA KERJA A. Bahan Sumber standar 152 Eu untuk kalibrasi energi, bahan Standar uranium bersertifikat dari NIST digunakan sebagai bahan standar untuk penentuan nilai Efisiensi detektor dan sampel uji yellow cake. B. Peralatan Spektrometer Gamma Canberra Genny 2000 digunakan sebagai alat ukur energi gamma. Peralatan APD (sarung tangan, masker, dan peralatan survey meter) digunakan untuk keselamatan kerja dengan sumber radiasi. C. Prosedur Percobaan 1. Penyiapan kondisi operasi Sebelum pengoperasian peralatan, dilakukan pengkondisian lingkungan dengan kondisi ruangan temperatur 21 o C dan humiditas maks. 63 %. Sedangkan pada kesiapan alat, dewar detektor telah terisi nitrogen cair paling lambat 7 jam sebelum beroperasi [3]. 2. Pengoperasian Pengoperasian alat spektrometer gamma dilakukan pertama dengan memutar secara perlahan hingga mencapai 4,3 KeV tombol HV yang terletak pada panel MCA( Multi Chanel Analyser ) untuk menaikkan tegangan. Selanjutnya dilakukan kalibrasi energi alat menggunakan sumber standar isotop europium ( 152 Eu) dengan lama pencacahan 1500 detik. Pada kalibrasi energi dimasukkan nilai energi dari isotop europium ( 152 Eu) mulai dari energi rendah sampai energi tinggi ( 100 kev- 1500 kev). Setelah energi alat terkalibrasi, dilakukan pengukuran aktivitas isotop uranium bersertifikat dari NIST, pada jarak 25 cm dari detektor dengan waktu cacah 20000 detik, dan dilanjutkan dengan pencacahan sampel uji yellow cake. Hasil pengukuran berupa spektrum dianalisis pada masing-masing energi yang terbentuk. IV. HASIL DAN PEMBAHASAN Dari hasil pengamatan spektrum energi gamma menggunakan sumber standar isotop europium ( 152 Eu) terhadap puncak puncak energi mulai dari energi rendah sampai energi tinggi ( 100 kev- 1500 kev), diperoleh data spektrum. Dari data spektrum 31

No. 16/Tahun IX. April 2016 ISSN 1979-2409 tersebut selanjutnya di hitung besar nilai efisien menggunakan persamaan (3) sehingga diperoleh nilai efisiensi seperti ditunjukkan dalam Tabel 1. Tabel 1. Data pengukuran standar Isotop Europium ( 152 Eu) Eu-152 LT = 1500 dt Energi (kev) count cps yield eff log eff log Energi 244.70 39345 7.869 7.50 0.0128-1.8922 2.3886 344.28 105308 21.069 26.50 0.0097-2.0128 2.5369 778.91 24195 4.839 12.96 0.0046-2.3409 2.8915 964.13 22464 4.493 14.50 0.0038-2.4219 2.9841 1112.12 18916 3.783 13.56 0.0034-2.4674 3.0462 1408.01 23436 4.687 20.85 0.0027-2.5612 3.1486 Data Tabel 1 dibuat kurva kalibrasi energi yaitu hubungan antara log energi dengan log efisiensi seperti ditunjukkan dalam gambar 1. Gambar 1. Kurva kalibrasi energi menggunakan standar 152 Eu Pada Gambar 1 terlihat hubungan yang linier antara log energi dan log efisiensi dengan persamaan garis linieritas y = -0,887x + 0,231 dengan koefisien regresi sebesar 0,999. Nilai koefisien regresi yang diperoleh lebih besar dari 0,98, hal ini menunjukkan ketepatan terhadap data ukur yang mendekati nilai benar, karena hasil linieritas yang baik ditunjukkan dengan nilai koefisien regresi mendekati angka 1. Dengan demikian kalibrasi energi yang dilakukan dapat diterima [4]. 32

ISSN 1979-2409 Penentuan Kadar Uranium Dalam Sampel Yellow Cake Menggunakan Spektrometer Gamma (Noviarty, Iis Haryati) Selanjutnya dilakukan pengukuran aktivitas isotop uranium dalam sampel serbuk standar uranium dari NIST dan sampel uji, dengan waktu cacah 20000 detik. Pengukuran aktivitas isotop uranium dilakukan pada energi 120.7 KeV untuk isotop U-234, Isotop U- 235 pada energi 184.9 KeV dan Isotop U-238 pada energi 739.9 KeV, seperti terlihat dalam spektrum gambar 2. Energi spektrum dalam gambar-2 tersebut merupakan energi turunan dari isotop-isotop uranium tersebut [5]. Dari pengukuran isotop uranium pada energi tersebut diperoleh hasil seperti ditunjukkan dalam Tabel 2. Tabel 2 Data Hasil Pengukuran Aktivitas isotop Uranium Energi Area± Kode Sampel Berat (g) Isotop (KeV) Area % Cps Cps/gr U-234 120.7 2023 11.09 0.1012 0.1070 0.9457 U-235 184.9 224335 0.23 11.2168 11.8608 Standar NIST U-238 743.4 3069 3.4 0.1535 0.1623 yellow cake-1 U-234 120.7 1688 11.21 0.0844 0.0842 1.0029 U-235 184.9 191187 0.24 9.5594 9.5317 U-238 739.9 2389 3.64 0.1195 0.1191 yellow cake-2 U-234 120.9 2267 9.6 0.1134 0.1122 1.01 U-235 184.5 225439 0.22 11.2720 11.1603 U-238 743.5 2271 3.56 0.1136 0.1124 yellow cake-3 U-234 120.9 2272 9.69 0.1136 0.1119 1.0153 U-235 184.5 226876 0.22 11.3438 11.1729 U-238 743.5 2997 3.38 0.1499 0.1059 (a) 33

No. 16/Tahun IX. April 2016 ISSN 1979-2409 (b) (c) Gambar 2. (a); (b); (c); Spekrum isotop Uranium Kemudian dilakukan perhitungan aktivitas dan kandungan masing-masing isotop menggunakan persamaan (2), (3) dan (4). Hasil perhitungan aktivitas dan kandungan masing-masing isotop serta persentase uranium dalam sampel uji yellow cake ditunjukkan dalam Tabel 3 Pada Tabel 3 terlihat hasil perhitungan kandungan isotop uranium masing-masing dalam sampel uji yellow cake yaitu 0.5887 gram (69.22%) untuk sampel dengan kode sampel-1 (yellow cake-1), 0.5611gram (65.51%) untuk kode sampel-2 (yellow cake -2) dan 0.5248 gram (60.97%) untuk sampel dengan kode sampel-3 (yellow cake -3). Hasil 34

ISSN 1979-2409 Penentuan Kadar Uranium Dalam Sampel Yellow Cake Menggunakan Spektrometer Gamma (Noviarty, Iis Haryati) pengukuran uranium dalam sampel yellow cake yang diperoleh sesuai dengan pengukuran sebelumnya [6]. Dengan fraksi isotop uranium total 99.97-100%. Tabel 3 Data Pengukuran Aktivitas Isotop Uranium dan Sampel Uji Yellow cake Kode Sampel Isotop Berat Sampel uji (gr) Aktivitas Isotop (Bq) Berat isotop (gr) Persentase Kadar Uranium dalam sampel (%) yellow cake-1 yellow cake--2 yellow cake-3 U-234 7.54E+03 3.28E-05 U-235 3.66E+02 0.0046 U-238 1.003 7.26E+03 0.5841 Berat Total Isotop 0.5887 U-234 1.01E+04 4.38E-05 U-235 4.29E+02 0.0054 U-238 1.010 6.85E+03 0.5514 Berat Total Isotop 0.5611 U-234 1.00E+04 4.37E-05 U-235 1.015 4.29E+02 0.0054 U-238 6.46E+03 0.5194 Berat Total Isotop 0.5248 69.22 65.51 60.97 Untuk keberterimaan hasil analisis kandungan isotop dalam sampel yellow cake, kemudian dilakukan perhitungan akurasi dari standar isotop uranium berdasarkan sertifikat dari CRM. Perhitungan nilai akurasi dihitung dengan membandingkan kandungan isotop hasil pengukuran dengan kandungan isotop secara teoritis dari sertifikat. Nilai akurasi pengukuran yang diperoleh ditunjukkan dalam Tabel 4. Tabel 4. Data Hasil Perhitungan Akurasi isotop Uranium dalam standar Sampel Berat (g) Isotop Berat isotop (gr) Akurasi Teoritis Terukur (%) U-234 4.17E-05 3.984E-05 4.552 Stdr Uranium 0.9457 U-235 0.005706 5.586E-03 2.103 dari CRM U-238 0.79579 7.878E-01 1.005 Pada Tabel 4 terlihat nilai akurasi masing-masing isotop uranium yang terdapat dalam standar uranium bersertifikat dari CRM yaitu 1.005-4.552%, nilai akurasi yang diperoleh cukup baik kecil dari 5%, sehingga hasil pengukuran tersebut dapat diterima dengan tingkat kepercayaan 95% [5]. V. KESIMPULAN Pada kegiatan penentuan kadar uranium dalam sampel yellow cake menggunakan spektrometer gamma. diperoleh total kandungan isotop uranium sebesar 0.5887 gram 35

No. 16/Tahun IX. April 2016 ISSN 1979-2409 dengan kadar 69.22% untuk sampel dengan kode yellow cake-1, 0.5611gram (65.51%) untuk kode sampel yellow cake-2 dan 0.5248 gram (60.97%) untuk sampel dengan kode yellow cake-3. Hasil pengukuran isotop dapat diterima karena pada penentuan nilai akurasi terhadap sampel standar uranium serbuk bersertifikat dari CRM, diperoleh nilai akurasi masing-masing isotop uranium 1.005-4.552%, nilai akurasi yang diperoleh cukup baik kecil dari 5%, sehingga hasil pengukuran tersebut dapat diterima dengan tingkat kepercayaan 95% [5]. UCAPAN TERIMAKASIH Terima kasih kami ucapkan pada Ibu. Ir Dian Angraini dan Bpk. Boybul, Dip.Kim, serta Ka.Bid Uji Radiometalurgi yang telah membantu kami dalam pelaksanaan kegiatan ini. DAFTAR PUSTAKA [1] TOROWATI, dkk, Analisis Kadar Uranium Dalam Yellow Cake Dengan Titrasi Secara Potensiometri, Majalah Ilmiah PIN No. 03/ Tahun II. April 2009. [2] WISNU SUSETYO Spektrometri Gamma Gajah Mada University Press, Yogyakarta, 1988. [3] CANBERRA GENNY 2000, Operator s Manual Spectrometer Gamma GC 3018, 2002. [4] HARMITA, Petunjuk Pelaksanaan Validasi Metode dan cara Perhitungannya Majalah Ilmu Kefarmasian, ISSN : 1693-9883 Vol.1, No.3 Desember 2004. [5] ROBERT L. ANDERSON, Practical statistics for Analytical chemists, Van Nostrand Reinhold Company, New York, 1987. [6] NGATIJO, Proses Konversi Yellow Cake Dari Petro Kimia Gresik Menjadi Serbuk UO2 Prosiding Seminar Pengelolaan Perangkat Nuklir Tahun 2013, ISSN 1978-9858. 36