PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir
Not a member yet
170 research outputs found
Sort by
PENGOLAHAN DATA PEMANTAUAN DI DAERAH RADIASI DAN KONTAMINASI IRM TAHUN 2018 BERBASIS KOMPUTER
Full text linkKegiatan Pengolahan data pemantauan di daerah radiasi dan kontaminasi IRM tahun 2018 berbasis komputer TELAH dilakukan untuk memberikan informasi dan cara pengolahan data keselamatan yang lebih cepat, efisien dan efektif tentang besaran paparan, radioaktivitas alpha dan beta untuk daerah kerja kepada pekerja radiasi. Metoda yang dilakukan antara lain: pengambilan samplE di tempat yang sudah ditentukan sesuai SOP Pemantauan Daerah Kerja dan LAK, pencacahan sampeL serta pengolahan data menggunakan perangkat lunak yang ada di antarmuka pada perangkat Alpha-beta Model 3030. Data pemantauan radiasi dan kontaminasi yang ditransfer ke dalam rekaman Lembar Bantu (LB), Lembar Pemantauan (LP) dan juga data ini bisa ditampilkan pada layar monitor sebelum pintu akses masuk ke dalam Laboratorium IRM. Setiap pekerja radiasi yang akan masuk dan bekerja di dalam laboratorium IRM, hendaknya melihat data hasil pemantuan ini sebagai peringatan dan informasi awal, apakah daerah kerja aman atau tidak. Jika terdapat paparan radiasi tinggi atau radiokatifitas alpha beta yang tinggi/melebihi MPC, maka pekerja radiasi dapat meminta bantuan petugas keselamatan dan PPR utuk memastikan tentang keselamatan radiasi dan kontaminasi di dalam laboratorium. Rekaman LP selanjutnya diverifikasi oleh PPR, kemudian disetujui oleh Kepala Sub Bidang Keselamatan Kerja dan Proteksi Radiasi. Rekaman LP tersebut diserahkan kepada Kepala BKKABN untuk digunakan sebagai bahan laporan pengoperasian IRM dan kebutuhan inspeksi BAPETEN dalam rangka perizinan IRM. Radioaktivitas udara tertinggi alpha beta berada di zona III ruang 143 (service area) dengan nilai tertinggi untuk alpha sebesar 10,224Bq/m3 untuk beta sebesar 32,769 Bq/m3. Nilai ini masih di bawah nilai batas yang diijinkan yaitu≤ 20 Bq/m3 untuk alpha dan ≤ 200 Bq/m3untuk beta. Radioaktivitas alpha permukaan lantai tertinggi berada di zona II R 135 sebesar 0,022. Radioaktivitas permukaan lantai tertinggi beta berada di zona III ruang 143 (service area) sebesar 1,752 Bq/cm2. Walau begitu nilai ini jugamasih jauh di bawah nilai batas yang diijinkan yaitu 0,37 - 3,7 Bq/cm2 untuk alpha dan 3,7 - 37Bq/cm2 untuk beta. Hasil kegiatan pengolahan data pemantauan radioaktif tahun 2018 berbasis komputer disimpulkan bahwa nilai paparan dan radioaktivitas permukaan serta udara diLaboratorium IRM masih berada di bawah Nilai Batas yang diijinkan dan memenuhi BatasanKondisi Operasi IRM yang tercantum dalam LAK Kata kunci : sampling, pengolahan data, radioaktif, radiasi, kontaminasi ABSTRACTComputer based Monitoring data processing activities in the radiation and contamination area of IRM at 2018 have been carried out to provide information and manner of safety data processing can be faster, more efficient and effective on the amount of exposure, work area radiation of alpha and beta radioactivity to radiation workers. The methods carried out include: sampling the sample at a designated location according to the SOP for Monitoring the Work Area and LAK, sample counting and data processing using software available at the interface on the Alpha-beta Model 3030 device. Radiation and contamination monitoring data transferre
PROSES PENGERINGAN LARUTAN AMONIUM DIURANAT (ADU) MENGGUNAKAN SPRAY DRYER DR-1100
No full textABSTRAK ─ Proses pengeringan amonium diuranat (ADU) di laboratorium Pilot Conversion Plant (PCP) dilakukan menggunakan Spray Dryer DR-1100. Proses ini bertujuan untuk memperoleh serbuk ADU kering yang dapat diproses lebih lanjut menjadi serbuk U3O8 dan UO2. Untuk memperoleh parameter operasi yang optimal maka perlu dipahami karakter peralatan spray dryer DR-1100 melalui beberapa kali running proses pengeringan. ADU sebagai umpan proses diperoleh dari hasil pengendapan larutan uranil nitrat dengan ammonium hidroksida yang kemudian dipisahkan dengan sentrifuge dan dikeringkan dengan spray dryer setelah dicuci menggunakan air bebas mineral. Pengeringan dilakukan pada suhu 220°C dengan kecepatan putar atomizer 15.000 - 20.000 rpm, hasil yang diperoleh ditentukan oleh konsentrasi padatan umpan dan kecepatan pengumpanan. Perbedaan temperatur udara masuk dan keluar dapat digunakan sebagai acuan untuk mengetahui seberapa besar air yang dapat teruapkan sehingga diperoleh serbuk ADU kering. Hasil yang diperoleh dari proses yang dilakukan menunjukan bahwa perbedaan temperatur antara input dan output pada kisaran 100°C dan putaran atomizer 20.000 rpm menghasilkan serbuk ADU kering yang diharapkan untuk diproses ke tahapan berikutnya. Kata Kunci – Spray dryer, proses pengeringan, amonium diuranat. ABSTRACT ─ The drying process of ammonium diuranate (ADU) in the Pilot Conversion Plant (PCP) laboratory was carried out using the Spray Dryer DR-1100. This process aims to obtain dry ADU powder which can be further processed into U3O8 and UO2 powders. To obtain optimal operating parameters, it is necessary to understand the character of the spray dryer DR-1100 through several times running the drying process. ADU as process feed was obtained from the deposition of uranyl nitrate solution with ammonium hydroxide which was then separated by centrifuge and dried with a spray dryer after washing using mineral-free water. Drying is carried out at a temperature of 200-250°C with an atomizer rotating speed of 15,000 - 20,000 rpm, the results obtained are determined by solid concentration and feed speed. The difference in the temperature of the air in and out can be used as a reference to find out how much water can be evaporated so that the ADU powder is dried. The results obtained from the process carried out indicate that the temperature difference between the input and output is around 100°C and the atomizer rotation of 20,000 rpm produces expected dry ADU powder to be processed to the next stage. Keywords – Spray dryer, drying process, ammonium diuranate
PENGELOLAAN LlMBAH RADIOAKTIF PADAT PAPARAN TINGGI TIDAK DAPAT BAKAR DI INSTALASI RADIOMETALURGI (IRM)
Full text linkABSTRAK–Pengelolaan limbah radioaktif padat radiasi tinggi katagori tidak dapat bakar di Instalasi Radiometalurgi (IRM) telah dilakukan. Lira radiasi tinggi merupakan limbah yang memiliki tingkat aktivitas diatas sedang, sehingga memerlukan penanganan yang tepat dari pemilahan hingga pengangkutannya. Lira padat radiasi tinggi di IRM dihasillkan dari kegiatan penelitian dan pengembangan bahan bakar nuklir di dalam hotcelll 102 dan 103. Bentuk limbah berupa serbuk logam, kawat, potongan logam, kaleng dan peralatan di hotcelll yang sudah tidak terpakai lagi. Metode pengelolaan dilakukan dengan cara: pemantauan, pengumpulan, pengemasan, pelabelan, penyimpanan dan pengiriman ke Pusat Teknologi Limbah Radioaktif (PTLR). Tujuan dari pengelolaan adalah untuk meminimalilsasi bahaya radiasi dan kontaminasi limbah radioaktif padat radiasi tinggi yang diterima oleh pekerja, daerah kerja dan lingkungan. Pengelolaan lira padat radiasi tinggi dari tahun 2013 hingga tahun 2016 sebesar 1.790 liter. Dari jumlah tersebut limbah yang telah dikirim ke PTLR sebesar 1.190 liter (66,480 %) yang dibungkus kedalam 13 kemasan dengan paparan tertinggi 4.600,000 μSv/h, sementara yang belum dikirim sebesar 600 liter terbungkus ke dalam 6 kemasan dengan paparan permukaan tertinggi adalah 4,500 μSv/h. Pada saat ini limbah tersebut masih disimpan di R 013 gudang limbah radioaktif padat di IRM. Kata kunci : Limbah, pengelolaan, paparan tinggi ABSTRAK–High-density radioactive waste management of non combustible categories in Radiometalurgi Installation (IRM) has been done. High radiation radioactive waste is a waste that has a level of activity above the medium, so it required proper handling for the sorting until transport. High density radioactive waste in IRM is derived from nuclear fuel research and development activities in hotcelll 102 and 103. Ther form of waste are metal powders, wires, scrap metal, cans and equipment in hotcelll which is no longer in use. Management methods are carried out by: monitoring, collecting, packaging, labeling, storing and shipping to the Center for Radioactive Waste Technology (PTLR). The purpose of management is to minimize radiation hazards and contamination of radioactive high-density waste received by workers, work areas and the environment. The management of high-density radiation of radioactive waste from 2013 to 2016 is 1,790 liters. The total waste that has been sent to the PTLR is 1,190 liters (66,480%) wrapped into 13 packs with the highest exposure of 4,600,000 μSv / h, while unloaded 600 liters are encased in 6 packs with the highest surface exposure being 4,500 μSv / h. At this time the waste is still stored in room 013 solid radioactive waste warehouse in IRM. Keywords: Waste, management, high exposur
ANALISIS RADIONUKLIDA DALAM BATUAN MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA
Full text linkABSTRAK–Telah dilakukan analisis radionuklida dalam sampel batuan menggunakan spektrometer gamma. Analisis radionuklida dilakukan dengan tujuan untuk mengetahui jenis dan jumlah radionuklida yang terdapat dalam sampel batuan, sehingga asal dari radionuklida tersebut juga dapat diketahui. Analisis radionuklida dapat dilakukan dengan pencacahan sampel menggunakan spektrometer gamma genny. Pencacahan sampel dilakukan terhadap sampel batuan dengan waktu pencacahan selama 80000 detik. Dari hasil pencacahan diperoleh 5 jenis radionuklida yang tercacah yaitu radionuklida Pb-212 dengan kandungan 5,14E-11 μg/g aktivitas 0,11 Bq/g; radionuklida Ac-228 3,41E-11 μg/g, dengan aktivitas 0,13 Bq/g; radionuklida U-235 0,15 μg/g, dengan aktivitas 0,013 Bq/g; radionuklida Pb-214 9,77E-14 μg/g dengan aktivitas 0,12 Bq/g; dan radionuklida Bi-214 5,71E-13 μg/g dengan aktivitas 0,98 Bq/g. Selanjutnya untuk melihat keberterimaan hasil analisis aktivitas radionuklida dalam sampel batuan tersebut dilakukan perhitungan akurasi dari standar uranium bersertifikat dari CRM. Pada penentuan nilai akurasi tersebut diperoleh nilai akurasi rerata pengukuran radionuklida uranium (U-235) yang terdapat dalam standar uranium bersertifikat dari CRM yaitu 3,45%, nilai akurasi yang diperoleh cukup baik yaitu lebih kecil dari 5%. Kata kunci : radionuklida, Spektrometer-γ ABSTRACT–Radionuclide analysis was performed in rock samples using a gamma spectrometer. Radionuclide analysis was conducted in order to know the type and amount of radionuclides contained in rock samples, so that the origin of the radionuclides is also known. Radionuclide analysis can be performed by sample enumeration using a gamma genny spectrometer. The sample enumeration was performed on rock samples with enumeration time of 80000 seconds. From the enumeration results obtained 5 types of radionuclides are chopped ie radionuclides Pb-212 with a content of 5.14E-11 μg/g of activity 0.11 Bq/g; radionuclides Ac-228 3.41E-11 μg /g, with an activity of 0.13 Bq / g; radionuclides U-235 0.15 μg / g, with an activity of 0.013 Bq/g; radionuclides Pb-214 9.77E-14 μg/g with an activity of 0.12 Bq/g; and Bi-214 radionuclides 5.71E-13 μg/g with an activity of 0.98 Bq/g. Furthermore, to see the acceptability of the results of analysis of radionuclide activity in the rock samples is done the calculation of the accuracy of certified uranium standards from CRM. In determining the accuracy value, the average accuracy value of uranium radionuclide (U-235) measured in the certified uranium standard from CRM is 3.45%, the value of accuracy obtained is good enough that is smaller than 5%. Keywords: radionuclide, Spectrometer-
UJI FUNGSI ALAT ONH-2000 ELTRA PENGANALISIS KADAR OKSIGEN, NITROGEN DAN HIDROGEN DALAM PADATAN ANORGANIK
Full text linkABSTRAKTelah dilakukan uji fungsi alat ONH-2000 Eltra untuk menentukan kadar oksigen, nitrogen dan hidrogen (ONH) dalam padatan anorganik, bertujuan untuk memastikan bahwa alat ONH-2000 Eltra yang baru dimiliki berfungsi dengan baik dan siap untuk analisis. Uji fungsi alat ONH-2000 Eltra, meliputi : uji fungsi perangkat lunak pengendali kerja peralatan ONH-2000 Eltra, uji fungsi sistemik analisis jalur mode ON & jalur mode OH dan uji kehandalan alat. Uji fungsi perangkat lunak pengendali kerja peralatan ONH-2000 Eltra dilakukan dengan cara menjalankan aplikasi Uni untuk masuk ke dalam jendela kerja ONH-2000 Eltra kemudian mengamati respon instrumen maupun sub sistem saat dikontrol oleh perangkat lunak. Uji fungsi sistemik analisis jalur mode ON & jalur OH dilakukan dengan melakukan analisis terhadap spesimen stainless steel untuk memastikan bahwa perangkat lunak dan sistem peralatan ONH-2000 Eltra terintegrasi dengan baik mulai dari awal hingga diperoleh data analisis kadar oksigen-nitrogen dan oksigen-hidrogen. Uji kehandalan alat dilakukan dengan cara menganalisis bahan standar ON in steel dan H in steel, O = (208±6)ppm, N = (257±5)ppm menghasilkan data sebagai berikut : O = (204,4; 211,6; 205,9)ppm dan N= (255,3; 260,1; 258,4)ppm, rerata kadar analit dalam bahan standar adalah: O = (207,3±3,7)ppm, N = (257,9±2,4)ppm. Analisis standar H in steel, H = (5,8±0,3)ppm, menghasilkan data sebagai berikut: H = (6,1; 5,9; 6,1)ppm, rerata kadar analit H = (6,0±0,1)ppm. Hasil analisis bahan standar menunjukkan bahwa rerata data-data tersebut masuk dalam spesifikasi keberterimaan, sehingga dapat disimpulkan bahwa alat ONH-2000 Eltra sudah berfungsi dengan baik dan siap untuk analisis kadar oksigen, nitrogen dan hidrogen dalam padatan anorganik.Kata Kunci : analisis ONH, anorganik, konduktivitas panas,kendali kualitas.ABSTRACTFunctional testing of Eltra ONH-2000 oxygen, nitrogen and hydrogen analyzer in an inorganic solid had been performed to verify its analytical functions against standard materials. The testing consisted of: (1) functional testing of controller software, (2) functional testing of ON and OH mode channels, and (3) reliability testing. The functional testing of controller software was done by running Uni application for Eltra ONH-2000. Responses of the instrument and its subsystems were recorded. The functional testing of ON and OH mode channels was done by performing an analysis on a stainless steel specimen. Data of oxygen-nitrogen and oxygen-hydrogen contents of the specimen were obtained to show that the mode channels were integrated with the instrument. The reliability testing was conducted twice. The first one was against a standard material of “ON in steel” with O = (208±6)ppm and N = (257±5)ppm. The second one was against a standard material of “H in steel” with H = (5.8±0,3)ppm. The testing produced results as follows: O = (204.4; 211.6; 205.9) ppm, N= (255.3; 260.1; 258.4)ppm, and H = (6.1; 5.9; 6.1) ppm. Those results were within the acceptance criteria, so that if can be concluded that the Eltra ONH-2000 was functioning well and ready to be used to analyze oxygen, nitrogen, and hydrogen contents in an inorganic solid.Keyword : ONH Analysis, Anorganic, Heat Conductivity, Quality Contro
ANALISIS KADAR URANIUM DAN KEASAMAN UNTUK MENENTUKAN KEBUTUHAN SODIUM HIDROKSIDA PADA PENETRALAN LIMBAH URANIUM CAIR DI LABORATORIUM KIMIA INSTALASI ELEMEN BAKAR EKSPERIMENTAL
Full text linkABSTRAK─Telah dilakukan analisis kadar uranium dan keasaman untuk menentukan kebutuhan sodium hidroksida pada penetralan limbah uranium cair di laboratorium kimia IEBE. Analisis kadar uranium dilakukan untuk mengetahui kandungan uranium dalam limbah sehingga jumlah dan keberadaan bahan nuklir dapat diketahui dalam rangka menjamin pelaksanaan pertanggungjawaban dan pengendalian bahan nuklir. Sedangkan analisis keasaman dilakukan untuk mengetahui tingkat keasaman limbah sehingga dalam pengolahan lebih lanjut dapat dilakukan secara efisien dan aman bagi lingkungan. Disamping itu juga analisis keasaman dimaksudkan untuk menentukan kebutuhan sodium hidroksida yang digunakan dalam penetralan limbah sehingga penggunaan sodium hidroksida lebih efisien dan efektif. Analisis kadar uranium dilakukan dengan metode potensiometri dan analisis keasaman menggunakan metode alkalimetri. Dari hasil analisis diketahui bahwa untuk limbah drum nomor 1 kadar U sebesar 0,8665 g/L dengan keasaman 2,0790 mol/L, drum nomor 2 kadar U sebesar 0,6939 g/L dengan keasaman 1,9076 mol/L, drum nomor 3 kadar U sebesar 2,8901 g/L dan keasaman 8,1309 mol/L. Penetralan limbah uranium cair dilakukan sampai pH 7. Berdasarkan hasil analisis kadar U dan keasaman serta volume limbah uranium cair maka untuk menetralkan limbah uranium cair tersebut diperlukan sodium hidroksida masing-masing untuk drum nomor 1 sebanyak 12.474,44 g, drum nomor 2 sebanyak 11.445,95 g dan drum nomor 3 sebanyak 22.767,98 g. Total kebutuhan sodium hidroksida untuk menetralkan limbah uranium cair sebanyak 46.687,61 g (50 kg). Kata kunci : analisis, uranium, keasaman, penetralan, limbah cair ABSTRACT─ An uranium and acidity analysis was performed to determine the need for sodium hydroxide in neutralization of uranium liquid waste in the IEBE chemical laboratory. The uranium content analysis is performed to determine the uranium content in the waste so that the amount and the presence of nuclear material can be known in order to ensure the implementation of nuclear material responsibility and control. While the acidity analysis is done to determine the level of acidity of waste so that further processing can be done efficiently and safely for the environment. Besides, acidity analysis is also intended to determine the need for sodium hydroxide used in waste neutralization so that the use of sodium hydroxide is more efficient and effective. Analysis of uranium content was done by potentiometric method and acidity analysis using alkalimetric method. From the analysis results it is known that for drum waste number 1 U content of 0.8665 g /L with acidity 2.0790 mol/L, drum number 2 U content of 0.6939 g /L with acidity 1,9076 mol/L, drum number 3 U content of 2.8901 g/L and acidity of 8.1309 mol/L. The neutralization of liquid uranium wastes is done up to pH 7. Based on the results of U-level analysis and the acidity and volume of liquid uranium waste to neutralize the liquid uranium waste is required sodium hydroxide respectively for drum number 1 as much 12,474.44 g, drum number 2 as much 11,445, 95 g and drum number 3 as much 22,767.98 g. Total requirement of sodium hydroxide to neutralize uranium liquid waste as much 46,687,61 g (50 kg). Keywords: analysis, uranium, acidity, neutralization, liquid wast
TINJAUAN UJI PASCA IRADIASI BAHAN BAKAR JENIS PEBBLE BED DI INSTALASI RADIOMETALURGI
Full text linkABSTRAKDalam rangka menyongsong program pembangunan dan pengembangan pabrikasi bahan bakarReaktor Daya Eksperimental RDE (HTGR) maka dipandang perlu melakukan tinjauan terkait ujipasca iradiasinya di Instalasi Radiometalurgi (IRM). Hasil tinjauan ini diharapkan dapat menjadimasukan untuk kesiapan IRM melakukan uji pasca iradiasi terhadap bahan bakar RDE jenisPebble Bed. Fasilitas uji pasca iradiasi di IRM memungkinkan untuk penyediaan data unjuk kerjabahan bakar RDE, dengan beberapa hal yang menjadi perhatian, yaitu: penetapan desain kapsuluji untuk fuel compacts dan pembongkarannya di hot cell, penanganan coated fuel particles di hotcell dengan sistem vakum, penggunaan kamera dengan pendukungnya yang didesain khususuntuk coated fuel particles agar pengaruh radiasi gamma seminimal mungkin serta dilengkapimekanisme penempatan sampel, gamma spektrometer dengan mekanisme penempatan khususcoated fuel particles di depan kolimator. Terkait lisensi, alat uji ketahanan fuel compacts (simulasikecelakaan) seperti CCCTF atau KÜFA memerlukan hot cell khusus yang dapat dibangun dibasement gedung IRM. Observasi terhadap distribusi produk fisi pada penampang lintang coatedfuel particles dapat dilakukan dengan SEM dan EPMA, yang dirancang khusus untuk materialteriradiasi. Energi dispersif spektroskopi sinar-x atau panjang gelombang dispersif spektroskopisinar-x untuk analisis unsur.Kata kunci: RDE, bahan bakar nuklir pebble bed, uji pasca iradiasi, Instalasi Radiometalurgi.ABSTRACTIn order to meet the development program of the Experimental Power Reactor (RDE-HTGR) fuelfabrication, it is deemed necessary to conduct a review of the post irradiation examination atRadiometalurgy Installation (RMI). The results of this review are expected to be a suggention formanagement of RMI in preparation for the post-irradiation examination of RDE fuels Pebble Bed.The post-irradiation examination facility enable for the provision of RDE fuel performance data,with several points of concern: determine of the design of test capsule for fuel compacts anddisassembly in hot cells, handling of coated fuel particles in a hot cell with a vacuum system, useof the camera with its supporters specially designed for coated fuel particles to minimize theeffect of gamma radiation as well as equipped with sample placement mechanism, gammaspectrometer with special placement mechanism of coated fuel particles in front of collimator.Related to the licenses, fuel compacts durability testing devices such as CCCTF or KÜFArequired specic hot cells that can be built in the basement of the IRM building. Observations onthe distribution of fission products at cross sectional coated fuel particles can be done with SEMand EPMA, specifically designed for irradiated materials. X-ray dispersive energy spectroscopy orwavelength dispersive x-ray spectroscopy for elemental analysis.Keywords: Experimental Power Reactor, pebble bed fuel, post irradiatioan examination,Radiometallurgy Installatio
KONTROL PARAMETER PADA PROSES PEMEKATAN SEKSI 600 DI INSTALASI PEMURNIAN DAN KONVERSI (PCP)
Full text linkABSTRAKProses pemekatan larutan uranil nitrat telah dilakukan dalam evaporator E-601 di seksi 600. Proses Pemekatan dilakukan dengan cara memanaskan larutan Uranil Nitrat (UN) menggunakan uap panas (steam) sampai densitasnya tercapai 1,27 Kg/l, setara dengan kadar uranium sebesar 200 gU/l. Selama proses berlangsung ada beberapa parameter yang harus dijaga agar hasil yang diinginkan dapat tercapai. Parameter tersebut antara lain suhu uap panas (steam) masuk untuk memanaskan evaporator E-601, suhu dalam evaporator E-601 untuk menguapkan larutan Uranil Nitrat (UN) ,volume larutan Uranil Nitrat (UN) dalam evaporator E-601 sebagai tempat terjadinya proses pemekatan, dan juga densitas larutan Uranil Nitrat (UN) hasil proses pemekatan. Selama 480 menit berjalannya proses, Uranil Nitrat (UN) umpan yang dipekatkan sebanyak 316,3 liter dan didapatkan larutan Uranil Nitrat (UN) hasil proses pemekatan sebanyak 48,6 liter. Dengan pengontrolan parameter - parameter tersebut selama proses, didapatkan larutan Uranil Nitrat (UN) pekat dengan kadar uranium mencapai ±188 gU/l. Kadar uranium tersebut telah memenuhi kriteria yang dibutuhkan pada proses pengendapan seksi 900.Kata kunci : operasi, pemekatan, uranil nitrat, uap panas (steam), densitas, evaporatorABSTRACK This concentration process of Uranyl Nitrate solusion is performed in the evaporator E-601 in section 600. The concentration process is done by heating the Uranil Nitrate (UN) solution using steam until the density is reached 1.27 Kg / l so that the uranium level can reach 200 gU / l. During the process there are several parameters that must be maintained so that the desired results can be achieved. These parameters include the temperature of the feed of steam to heat the evaporator E-601, the temperature internal in the evaporator E-601 to evaporate the Uranil Nitrate (UN) solution, the volume of Uranil Nitrate (UN) solution in the evaporator E-601 as the room of the concentration process, and also density the Uranil Nitrate (UN) solution the results of the concentration process. During the 480 minute process, the feed of Uranil Nitrate (UN) was concentrated as much as 316.3 liters and obtained 48.6 liters of Uranil Nitrate (UN) solution from the concentration process. With controlling the parameters during the process, obtained also concentrated Uranil Nitrate (UN) solution with uranium level reaching ± 188 gU / l. The uranium level has fullfilled the criteria required of the precipitation process in section 900.Keywords: operation, concentration, uranil nitrat, steam, density, evaporato
ANALISIS KADAR THORIUM SECARA TITRIMETRI MENGGUNAKAN TITRAN HEDTA DAN INDIKATOR SPADNS
Full text linkABSTRAKTelah dilakukan analisis kadar thorium dengan metoda titrimetri menggunakan titran HEDTA dan indikator SPADNS dengan tujuan untuk mengetahui nilai presisi dan akurasi hasil analisis thorium dalam konsentrasi rendah (mg/L). Larutan analit yang digunakan adalah larutan standar thorium dengan konsentrasi 1000 mg/L. Analisis dilakukan dengan mengatur pH larutan analit antara 2,0 – 3,0 dengan menambahkan larutan NaOH 1 M dan indikator Dihydroxy-2-(4-sulfophenylazo)-naphthalene-3,6-disulfonic acid trisodium salt (SPADNS). Selanjutnya dilakukan titrasi menggunakan larutan N-(2-hydroxyethyl) ethylenediamine-N,N’,N’-triacetic acid (HEDTA) 0,01 M sampai titik akhir yang ditandai dengan perubahan warna larutan dari violet menjadi scarlet. Dari hasil analisis larutan standar thorium 1000 mg/L dengan volume analit 25 mL (25 mg Th) konsentrasi thorium terukur sebesar 955,177 mg/L dengan deviasi standar (SD) sebesar 20,124 mg/L, RSD sebesar 2,107% serta akurasi sebesar 4,482%. Sedangkan hasil analisis dengan volume analit 10 mL (10 mg Th) konsentrasi thorium terukur sebesar 976,720 mg/L, SD sebesar 7,458 mg/L, RSD sebesar 0,764% dan akurasi sebesar 2,286%. Hasil analisis thorium secara titrimetri dengan analit mengandung 10 mg Th lebih presisi dan mempunyai akurasi yang lebih tinggi dibandingkan dengan analit mengandung 25 mg Th.Kata Kunci : Kadar Thorium, titrimetri, presisi, akurasiABSTRACTThorium content was analyzed by titrimetric method using HEDTA as titrant and SPADNS indicator to know precision value and accuracy of thorium analysis result in low concentration (mg/L). Analytical solution used is thorium standard solution 1000 mg/L. The analysis was performed by adjusting the pH of the analytical solution between 2.0 - 3.0 by adding 1 M NaOH solution and the Dihydroxy-2- (4-sulfophenylazo) -naphthalene-3,6-disulfonic acid trisodium salt (SPADNS) indicator. The titration was then carried out using 0.01 M ethylenediamine-N, N ', N'-triacetic acid (HEDTA) solution until the end point marked by the color change of the solution from violet to scarlet. From the analysis of standard thorium solution 1000 mg/L with the analytical solution volume of 25 mL (25 mg Th) measured thorium concentration of 955.177 mg/L with standard deviation (SD) of 20.124 mg/L, RSD of 2.107% and accuracy of 4.482%. While the result of analysis with 10 mL analytical solution volume (10 mg Th) thorium concentration measured equal to 976,720 mg/L, SD equal to 7,458 mg/L, RSD equal to 0,764% and accuracy equal to 2,286%. Thorium analysis results with titrimetric with analytical solution containing 10 mg Th more precision and has a higher accuracy than analytical containing 25 mg Th.Keywords: Thorium content, titrimetric, precision, accurac