PIN Pengelolaan Instalasi Nuklir
Not a member yet
170 research outputs found
Sort by
PEMBUATAN GEL CERIA STABILIZED ZIRCONIA METODE GELASI EKSTERNAL
Full text linkABSTRAK –Telah dilakukan pembuatan gel ceria stabilized zirconia (CSZ) dengan metoda gelasi eksternal. Sebagai bahan dasar umpan gelasi menggunakan Ce(NO3)3.6H2O dan ZrO(NO3)2.2H2O dengan perbandingan mol Zr/Ce = 8. Pembuatan umpan gelasi kedua bahan pokok dicampur dilarutkan dalam Air Bebas Mineral (ABM) ditambah zat aditif Polyvinyl Alcohol (PVA) sebagai pengatur viskositas dan Tetra Hydro Furfuryl Alcohol (THFA). Untuk memperoleh gel yang baik, maka parameter kunci yang harus dipenuhi antara lain adalah pH sol, viskositas umpan, frekuensi, amplitude dan flow rate aliran umpan. Proses setelah gelasi eksternal meliputi perendaman, pencucian dan pengeringan serta kalsinasi. Pada proses pencucian, konduktivitas air cucian terakhir dikondisikan pada ≤ 20 µS/cm setara dengan 0,001 % berat kandungan NH4OH, dianggap gel sudah cukup baik untuk dilanjutkan ke proses selanjutnya. Proses pengeringan dilakukan pada kondisi vakum pada 80 oC dan kondisi temperature kamar sedangkan kalsinasi pada suhu 300 oC dan 500 oC dengan laju pemanasan < 2oC pada suasana atmosfer. Gel CSZ hasil pengeringan diukur diameternya dan kondisi fisiknya menggunakan mikroskop digital. Dari hasil pengukuran diameter gel CSZ basah, diameter gel hasil pengeringan adalah 1,0058 mm dan diameter hasil kalsinasi pada suhu 300 oC adalah 0,663 mm serta 500 oC diameternya 0,635 mm. Kondisi fisik gel CSZ hasil pengeringan dan kalsinasi adalah utuh, bulat dan tidak pecah. Kata kunci: sol gel, gelasi ekternal, ceria stabilized zirconia ABSTRACT –The ceria stabilized zirconia (CSZ) gel was prepared with an external gelation method. As starting material Ce (NO3) 3.6H2O and ZrO (NO 3) 2.2H2O with mol ratio Zr to Ce 8. Was Used the broth solution of the two starting materials is mixed dissolved in demineral Water plus additives Polivinyl Alcohol (PVA) it is resulted not not viscosity control and Tetra Hydro Furfural Alcohol (THFA). To obtain a good gel, the key parameters such as pH sol, feed viscosity, frequency, amplitude and flowrate of the feed gelation. After the external gelation aging, washing and drying (AWD), as well as calcination were conducted In the washing process, the last wash in water conductivity is conditioned at ≤20μS / cm equivalent to 0.001% by weight of NH4OH content, which is considered to be sufficiently good to proceed to the next process. The drying process is carried out under vacuum at 80 ° C and room temperature conditions while calcination at 300 ° C and 500 ° C with a heating rate <2 ° C/min in atmospheric. The CSZ gel diameter measured and the physical condition was observed by digital microscope. The result of measurement of wet CSZ gel diameter, the drying gel atdiameter is 1.0058 mm and the diameter of the calcined product at 300oC is 0.663 mm and 500oC is 0.635 mm. The physical condition of CSZ gel after dryingprocess and calcination shows intact, round and not cracked . Keywords: sol gel, external gelation, ceria stabilized zirconi
KOMPARASI PENGGUNAAN OKSIDAN UDARA DAN N2O PADA ANALISIS BESI DALAM URANIUM OKSIDA MENGGUNAKAN SPEKTROFOTOMETER SERAPAN ATOM – FLAME
Full text linkABSTRAK – Telah dilakukan komparasi penggunaan oksidan udara dan N2O pada analisis besi dalam uranium oksida menggunakan spektrofotometer serapan atom – flame. Besi (Fe) merupakan unsur logam transisi yang dibatasi kandungannya dalam material bahan bakar nuklir karena menurunkan efisiensi dan mempengaruhi rasio bahan bakar nuklir. Spektrofotometer serapan atom metode yang paling banyak digunakan untuk analisis unsur runutan. Jenis oksidan yang dapat digunakan adalah udara dan dinitrogen oksida (N2O) dengan bahan bakar asetilen, sehingga perlu ditentukan oksidan yang tepat untuk menghasilkan data analisis yang akurat. Penelitian ini bertujuan untuk menentukan akurasi analisis Fe pada uranium oksida menggunakan oksidan udara dan N2O dengan SSA. Analisis dilakukan terhadap larutan standar dan larutan uranium dari CRM uranium oksida kemudian ditentukan akurasinya. Diperoleh hasil akurasi standar untuk oksidan udara ± 6,1116 dan ± 16,236 %, diluar rentang kesalahan yang diizinkan sedangkan menggunakan oksidan N2O diperoleh ± 3,296 dan ± 4,728 % masuk kedalam rentang kesalahan yang diizinkan. Konsentrasi Fe pada U3O 8 CRM 124 - 2 menggunakan oksidan udara yang diperoleh adalah 94,10544 ± 1,6301 µg/g dan 94,28347 ± 0,3481 µg/g, angka ini diluar kisaran keberterimaan , sedangkan konsentrasi Fe dalam U3O8 CRM 124 – 2 menggunakaan N2O sebagai oksidan diperoleh 100,7778 ± 0,2684 dan 98,3076 ± 0,2677 µg/g, dan masuk kisaran keberterimaan yaitu 110 ± 13 µg/g (sertifikat CRM 124-2). Dari hasil penelitian ini dapat disimpulkan bahwa oksidan yang terbaik untuk pengujian Fe dalam standar dan dalam U3O8 CRM 124 – 2 adalah N2O karena menghasilkan nilai akurasi terkecil dan hasil analisis CRM masuk ke dalam kisaran keberterimaan. Oksidan N2O menghasilkan suhu nyala yang lebih tinggi daripada udara sehingga mampu menghilangkan interferensi yang ada. Kata Kunci : Besi, SSA-flame, Uranium Oksida, Impuritas ABSTRACT – The comparison between air and nitrous oxide as an oxidant for iron (Fe) analysis in uranium oxide by using flame - atomic absorption spectrophotometer (flame - AAS). Iron (Fe) is a metal in the first transition series that the amount of it is limited in nuclear fuel because it can reduces the efficiency and influences the nuclear fuel ratio. AAS is the most commonly method to analyze micro element. Air and nitrous oxide are oxidants which can be utilized with acetylene as a fuel gas to support combustion in flame – AAS. The aim of this research is to determine the accuracy of Fe analysis in uranium oxide with compared air and nitrous oxide as oxidant by using flame AAS. The analysis of Fe was conducted by using standard solution and uranium solution from uranium oxide certified reference material then determined its accuracy. The measurement results by using air as an oxidant are ± 6.1116 and ± 16.236 %, are not close to the true value, and for the nitrous oxide are ± 3.296 and ± 4.728 %, are close to the true value. The accuracy of Fe analysis in uranium oxide with air oxidant are 94.10544 ± 1,6301 µg/g and 94.28347 ± 0.3481 µg/g, this value are out of acceptance criteria, but with nitrous oxide are 100.7778 ± 0.2684 and 98.3076 ± 0.2677 µg/g, and agree of acceptance criteria 110 ± 13 µg/g (CRM 124-2 certificate). The conclusion of this experiment is nitrous oxide is selected oxidant for Fe analysis in uranium oxide because of giving smaller accuracy and result of the CRM analysis is in acceptance criteria. N2O oxidant have temperature flame higher than air, it can remove all interferences. Keywords: Iron, Flame - AAS, Uranium Oxide, Impuritie
ANALISA PROSES PENGOPERASIAN ALAT PENGHANCURAN DAN PENGAYAKAN YELLOW CAKE PADA SEKSI 100 DI INSTALASI PEMURNIAN DAN KONVERSI (PCP)
No full textABSTRAKInstalasi Pemurnian dan Konversi (Pilot Convertion Plant / PCP) adalah instalasi proses pembuatan yellow cake menjadi serbuk UO2. Pada awal proses instalasi pemurnian dan konversi, bahan baku yellow cake yang digunakan masih berupa batuan padat yang berasal dari hasil tambang. Untuk dapat di proses menjadi serbuk UO2, maka batuan yellow cake harus dihancurkan (crushing) dan diayak (sieving) sampai halus hingga terbentuk serbuk yellow cake dengan ukuran ≤ 5 mm. Penghancuran dan pengayakan batuan yellow cake ini di proses di seksi 100 pada Instalasi Pemurnian dan Konversi (PCP). Proses yang dilakukan semuanya berada didalam Glove Box (GB-101) agar tidak terjadi kontaminasi di ruang kerja. Didalam Glove Box 101 telah diatur tekanannya sesuai batas kondisi operasi (BKO) sebesar -5 mmH2O sampai dengan -15 mmH2O menggunakan pressure switch pneumatic. Penghancuran (crushing) yellow cake pada seksi 100 menggunakan Jaw Crusher (FC-101) dan pengayakan (sieving) menggunakan Vibrosieve (V-101). Hasil dari proses ini adalah sebuk yelow cake berukuran ≤ 5 mm sehingga siap dikirim seksi 300 untuk dilakukan pelarutan menggunakan asam nitrat pekat. Dari analisa proses pengoperasian alat penghancuran dan pengayakan yellow cake, bahwa ada beberapa faktor yang mempengaruhi jumlah produk yang dihasilkan, salah satunya adalah pelannya putaran rotary valve yang menyebabkan pengumpanan yellow cake menjadi sedikit.Kata kunci : crushing, sieving, yellow cakeAbstrackThe Pilot Conversion Plant (PCP) is the installation productions of UO2 powder from yellow cake powder. At the beginning of the process of the refinery and conversion installation of yellow cake, raw material used is still a solid rock that comes from the mine. To be processed until can produce UO2 powder, so yellow cake rock needs to go through crushing and sieving until its powder particle has a size ≤ 5 mm .This yellow cake will be crushing and sieving in section 100 on refinery Installation and conversion (PCP). The all process is done in the Glove box (GB-101) to prevent areal contamination. The pressure inside the glove box is maintained at the level of between -5 mmH2O to -15 mmH2O of used pressure switch pneumatic to fulfil safety requirement suitable at limit of operating conditions (BKO). The crushing of yellow cake at section 100 uses Jaw Crusher (FC-101) and sieving uses vibrosieve (V-101). The resulting fine this process is yellow cake powder with size until ≤ 5 mm and ready to be dissolved with concentrated nitric acid in section 300. An observation on the operation process of yellow cake crushing and sieving tools, that there are several factors that influence the amount of product produced, one of which is the rotary valve rotation too slow that causes yellow cake feeding to be less. Keywords: crushing, sieving, yellow cak
KESELAMATAN RADIASI PENANGANAN LIMBAH RADIOAKTIF RADIASI TINGGI DARI HOTCELL IRM
Full text linkABSTRAKKESELAMATAN RADIASI PENANGANAN LIMBAH RADIOAKTIF RADIASI TINGGI DARI HOTCELL IRM. Suatu kegiatan keselamatan radiasi dalam penanganan limbah radioaktif radiasi tinggi dari hotcell IRM secara tidak biasa telah dilakukan untuk melindungi personil dari bahaya radiasi. Penanganan limbah yang berdasarkan prosedur normal dilakukan secara remote menggunakan waste lift drum, kali ini dilakukan secara manual melalui hotcell service area sehingga berpotensi terhadap bahaya radiasi dan kontaminasi pada personil dan daerah kerja. Untuk tujuan perlindungan personil, maka aturan dan metoda penanganan limbah dilaksanakan secara ketat dengan menerapkan prinsip-prinsip proteksi radiasi berdasarkan pada kondisi daerah kerja, potensi bahaya yang ada dan teknik penanganan limbah. Dari kegiatan ini telah berhasil ditangani 10 item limbah radioaktif, yaitu 7 item berbentuk kemasan drum limbah dan 3 item limbah radioaktif kemasan kontainer Pb dengan tingkat paparan radiasi permukaan 0,050 – 4,500 mSv/jam. Dosis radiasi harian tertinggi yang diterima personil saat penanganan limbah sebesar 38,52 6 menit. Tidak ada personil yang terkontaminasi eksterna maupun interna, tetapi kontaminasi pada lantai green house sekitar area penanganan limbah mencapai 86,50 Bq/cm2 yang melampaui batas keselamatan 37 Bq/cm2 untuk radiasi-alas lantai plastik green house. Dengan demikian dapat disimpulkan bahwa penanganan limbah radiasi tinggi dari hotcell yang berisiko tinggi dapat terlaksana dengan sukses tanpa ada risiko bahaya radiasi pada personil dan daerah kerja.Kata kunci: keselamatan radiasi, limbah radiasi tinggi, hotcell
STUDI PENAMBAHAN PERISAI RADIASI DI KANAL HUBUNG S-5 UNTUK MENGURANGI PAPARAN LINGKUNGAN
Full text linkABSTRAK ─ Telah dilakukan studi rencana penambahan perisai radiasi di atap kanal hubung S-5 dengan menggunakan bahan utama air. Tujuan penambahan perisai radiasi untuk mengurangi paparan pada atap kanal hubung S-5 agar pekerja radiasi tidak berpotensi menerima dosis radiasi melebihi Nilai Batas Dosis (NBD) yang diijinkan oleh BAPETEN, yaitu 20 mSv/tahun. Studi penambahan perisai radiasi dilakukan dengan membuat sebuah kolam pengukuran yang berukuran 8000(p)X2400(l)X300(t) mm3. Di dalam kolam ditentukan 9 titik pengukuran yang berjarak 1 meter. Pengukuran paparan radiasi, baik neutron maupun sinar-g, pada titik pengukuran dilakukan pada saat reactor beroperasi normal (15 MW), main shutter dan lithium shutter terbuka, dalam kondisi kolam belum diisi air, diisi air sedalam 15 cm dan 30 cm. Hasil pengukuran menunjukkan bahwa pada kedalaman air 30 cm paparan radiasi pada titik terdekat dengan sumber menurun dari 101,57 ɥSv/jam menjadi 1,09 ɥSv/jam untuk neutron dan 13.7 ɥSv/jam menjadi 3,95 ɥSv/jam untuk sinar γ. Paparan rad ini sudah tidak berpotensi menyebabkan pekerja radiasi mempunyai dosis melebihi NBD yang diijinkan oleh BAPETEN. Dari data pengukuran juga diperoleh data bahwa air sangat efektif untuk meredam radiasi neutron, tetapi kurang efektif untuk meredam radiasi sinar-g. Dari hasil studi rencana ini, akan dibuat perencanaan pembuatan perisai radiasi di atap kanal hubung S-5. Kata kunci: perisai radiasi kanal hubung S-5, laju dosis S-5, paparan radiasi atap kanal hubung S-5 ABSTRACT ─ A study has been conducted for the addition of radiation shield on the roof of the S-5 canal using the main water material. The purpose of the adding a radiation shield is to reduce exposure to the S-5 canal roof so that radiation workers do not potentially receive radiation doses exceeding the Dose Limit (NBD) permitted by BAPETEN, ie 20 mSv/year. The study of the radiation shields additions was made by making a measuring pool with dimension 8000 X 2400 X 300 mm. Inside the pool is determined nine measurement point within 1 meter. Measurements of radiation exposure, both neutrons and g-rays, at the point of measurement are performed when the reactor operates normally (15 MW), the main shutter and open lithium shutter, in the condition the pool is not filled with water, filled with water as deep as 15 cm and 30 cm. The measurements showed that at a water depth of 30 cm the radiation exposure at the nearest point with the source decreased from 101.57 ɥSv/h to 1.09 ɥSv / h for neutrons and 13.7 ɥSv / hr to 3.95 ɥSv / h for γ rays. This radiation exposure has no potential to cause radiation workers to have a dose exceeding the NBD permitted by BAPETEN. From the measurement data also obtained data that water is very effective to reduce the radiation of neutrons, but less effective to reduce g-ray radiation. From the results of this study, will be made planning of radiation shielding on the roof of the S-5 canal. Keywords: radiation shield S-5 canal, S-5 dose rate, radiation exposure of S-5 canal roo
PENENTUAN LAJU KOROSI PADA AlMg2 SEBAGAI KELONGSONG BAHAN BAKAR NUKLIR MENGGUNAKAN AUTOCLAVE
Full text linkABSTRAKPaduan AlMg2 sebagai bahan struktur cladding berfungsi untuk pengungkung bahan bakar nuklir. Telah dilakukan penentuan laju korosi paduan AlMg2 dalam medium air demineralisasi pendingin primer Reaktor Serba Guna GA Siwabessy (RSG-GAS) dengan parameter uji variasi suhu dan waktu pemanasan dalam air demineralisasi berasal dari reaktor Serba guna BATAN Serpong Tangerang Selatan menggunakan Autoclave. Percobaan ini dilakukan pada suhu 100 dan 150oC yang dipanaskan secara terus menerus masing-masing selama 10, 15, 20 dan 30 hari. Tujuan percobaan ini untuk mengetahui laju korosi paduan AlMg2 dengan variasi suhu dan waktu pemanasan pada medium air demineralisasi pendingin primer Reaktor. Data hasil pengukuran dilakukan dengan cara penimbangan. Dari hasil penelitian menunjukkan bahwa paduan AlMg2 segar tanpa perlakuan rol (fresh) pada suhu pemanasan 100 oC selama 10, 15, 20 dan 30 hari dihasilkan laju korosi berturut-turut 0,9298; 1,2917; 1,7982; 2,7937 mpy dan pada suhu 150 oC dengan laju korosi adalah 0,9155; 1,3480; 1,7808; 2,7442 mpy sedangkan untuk AlMg2 rol yang dipanaskan pada suhu 100 oC selama 10, 15, 20 dan 30 hari dengan laju korosi masing-masing 0,4054; 0,5052, 0,7049 dan 1,1498 mpy serta untuk AlMg2 rol pada suhu pemanasan 150 oC menghasilkan laju korosi berturut-turut yaitu 0,2966; 0,5126; 0,6857; 1,0966 mpy, dengan demikian bahwa paduan AlMg2 rol mempunyai laju korosi yang lebih kecil dibandingkan dengan AlMg2 fresh pada pemanasan 100 maupun 150 oC. Laju korosi yang dihasilkan dari bahan AlMg2 dengan kategori ringan yaitu mempunyai laju korosi dibawah 20 mpy, sehingga paduan AlMg2 relatif lebih tahan sebagai kelongsong bahan bakar nuklir di lingkungan air reaktor. Kata kunci : korosi, AlMg2, kelongsong bahan bakar nuklir, autoclave ABSTRACT AlMg2Alloy as a cladding material serves to contain nuclear fuel. Corrosion rate of AlMg2 alloy in medium water demineralization of primary coolant GA Siwabessy Multipurpose Reactor (RSG-GAS) with parameters of test variation of temperature and heating time in water demineralized came from reactor of Serba guna BATAN Serpong Tangerang Selatan using Autoclave. The experiments were carried out at 100 and 150 °C temperatures heated continuously for 10, 15, 20 and 30 days respectively. The purpose of this experiment was to find out AlMg2 alloy corrosion rate with variation of temperature and heating time on medium water demineralization of primary coolant reactor. The measurement data is done by weighing. The results showed that fresh AlMg2alloys without fresh roll treatment at 100° C for 10, 15, 20 and 30 days were produced at 0.9298 corrosion rate; 1.2917; 1.7982; 2.7937 mpy and at a temperature of 150oC with a corrosion rate of 0.9155; 1.3480; 1.7808; 2.7442 mpy whereas for AlMg2 rolls heated at 100°C for 10, 15, 20 and 30 days with a corrosion rate of 0.4054 respectively; 0,5052, 0,7049 and 1,1498 mpy and for AlMg2 roller at heating temperature 150oC yields corrosion rate respectively that is 0,2966; 0.5126; 0.6857; 1.0966 mpy, So that the AlMg2 alloy roll has a smaller corrosion rate compared to fresh AlMg2 at 100 or 150oC heating. The corrosion rate generated from AlMg2 material with the light category has a corrosion rate below 20 mpy, so the AlMg2alloy is relatively more resistant as a nuclear fuel cladding in the environment of the water reactor. Keywords: corrosion, AlMg2, nuclear fuel cladding, autoclav
STUDI PENGGUNAAN EPMA UNTUK MATERIAL TERIRADIASI DI INSTALASI RADIOMETALURGI
Full text linkAbstrak─Telah dilakukan studi penggunaan EPMA untuk material teriradiasi di Instalasi Radiometalurgi. Studi ini diharapkan dapat membantu pihak manajemen pengelola IRM dalam merencanakan program peningkatan kemampuan uji fasilitas IRM. Pemilihan EPMA dengan pertimbangan bahwa EPMA sudah banyak digunakan untuk karakterisasi material teriradiasi dan juga kemampuan untuk analisis sampel yang lebih kecil sehingga dapat mengurangi risiko paparan radiasi. Studi ini merupakan perpaduan studi literatur, pengalaman penulis serta komunikasi langsung dengan pihak pembuat. Studi dilakukan terhadap peralatan EPMA yang memang sudah didesain khusus untuk analisis material pasca iradiasi, berupa penempatan perisai radiasi di sekitar x-ray counter, spektrometer dan anjungan sampel. Peralatan dukung utama berupa wadah pengungkung EPMA berupa kotak perisai radiasi dengan ukuran tertentu sehingga operator aman dari paparan radiasi γ. Pengurangan biaya pembuatan kotak perisai radiasi dilakukan dengan penempatan pada sudut ruangan sehingga hanya dua sisi dinding dengan perisai radiasi. Alternatif terbaik penempatan EPMA di ruang 142 IRM. Sputtering coater untuk sampel non konduktif dapat ditempatkan di dalam kotak perisai radiasi EPMA. Kata Kunci – EPMA, sampel material teriradiasi, Instalasi Radiometalurgi
ANALISIS UNJUK KERJA ALAT HELIUM LEAK DETECTOR
Full text linkABSTRAKTelah dilakukan analisis uji unjuk kerja alat Helium Leak Detector berdasarkan hasil analisis pengujian Standar Leak Tes TL8. Pelaksanaan dilakukan dengan mengumpulkan data hasil uji pengujian dengan standar laju uji kebocoran 2,80 x 10-8 mbar l/s. Pengujian dilakukan dengan 7 kali pengulangan. Dari hasil tersebut diperoleh rata-rata perhitungan sebesar 2,76 x 10-8 mbar l/s dengan standar deviasi sebesar 9,00 x 10-11 mbar l/s. Rata rata hasil pengujian masih dalam keberterimaan standar kebocoran antara 2,38 x 10-8 mbar l/s sampai batas atas 3,22 x 10-8 mbar l/s.. Presisi hasil pengujian memenuhi kriteria acceptance limit yaitu data berada pada rentang rata-rata ± 1 σ atau berada diantara 2,75 x 10-8 mbar l/s dan 2,77 x 10-8 mbar l/s. Kata kunci : Helium Leak Detector, Calibrator Leak TL8, Presisi, Akurasi. ABSTRACAn analysis of performance of leakage detector machine had been done based on Leak detector TL8 standard. The analysis is conducted using accumulated data from leakage detector using leakage rate of 2.80 x 10-8 mbar l/s. The detector is replicated seven times, which resulted an average of 2.76 x 10-8 and deviation standard of 9,00 x 10-11 mbar l/s. The result average is within acceptable standard of leakage, ranging from 2.38 x 10-8 mbar l/s to 3.22 x 10-8 mbar l/s. The precision of leakage detector result fulfilled criteria of acceptance limit, which stated the data should be in the range of average ± 1 σ, or between 2,75 x 10-8 mbar l/s and 2,77 x 10-8 mbar l/s. Key words : Helium Leak Detector, Calibrator Leak TL8, Precission, Accurac
PENENTUAN RECOVERY DAN LIMIT DETEKSI UNSUR KADMIUM, KOBALT, TEMBAGA, MANGAN, NIKEL, MOLIBDENUM DAN TIMBAL PADA URANIUM OKSIDA MENGGUNAKAN SPEKTROFOTOMETER SERAPAN ATOM
Full text linkABSTRAK– Telah dilakukan Penentuan Recovery dan Limit Deteksi Unsur Kadmium, Kobalt, Tembaga, Mangan, Nikel, Molibdenum dan Timbal pada Uranium Oksida Menggunakan Spektrofotometer Serapan Atom - flame yang didahului dengan proses ekstraksi menggunakan TBP, TBP + CCL4 20 % dan CCL4. Validasi metode dilakukan untuk menentukan unjuk kerja suatu metode pengujian yang dikembangkan diantaranya perolehan kembali (recovery) dan limit deteksi. Penelitian ini bertujuan menentukan perolehan kembali (recovery) dan limit deteksi unsur Cd, Co, Cu, Mn, Ni, Mo dan Pb dalam Uranium Oksida (U3O8) menggunakan alat spektrofotometer serapan atom - flame yang didahului dengan proses ekstraksi menggunakan TBP, TBP + CCL4 20 % dan CCL4. Pada penelitian ini Uranium Oksida dilarutkan dengan HNO3, dilakukan ekstraksi menggunakan TBP, TBP + CCl4 20 % dan CCL4, selanjutnya fase air dalam asam encer dianalisis menggunakan SSA – flame, recovery ditentukan dengan metode adisi (spike). Diperoleh persentase recovery antara 81,84 % hingga 113 %, penurunan persentase recovery menunjukkan adanya kehilangan analit selama berlangsungnya proses preparasi, kenaikan persentase recovery menandakan adanya penambahan analit yang berasal dari pelarut atau ekstraktan selama proses preparasi. Limit deteksi pengujian yang diperoleh adalah antara 0,0021 mg/L dan 0,8998 mg/L, lebih tinggi dibanding limit deteksi instrumen. Kata kunci– Spektrofotometer Serapan Atom – Flame (SSA - flame), Uranium Oksida, Impuritas, Bahan bakar nuklir, ekstraksi, TBP, TBP + CCl4, CCl4, perolehan kembali (recovery), limit deteksi ABSTRACT- Studies on the determination recovery and detection limit of Cadmium, Cobalt, Copper, Manganese, Nickel, Molybdenum and Lead in Uranium Oxide using Atomic Absorption Spectrophotometer - Flame are described. A method developed should be validated to verify its performance parameter. The studies aim to determine the recovery and detection limit of Cadmium, Cobalt, Copper, Manganese, Nickel, Molybdenum and Lead in Uranium Oxide using Atomic Absorption Spectrophotometer – Flame. In this study, the bulk of the matrix is dissolved with nitric acid and separated by batch extraction using TBP, TBP +CCl4 20 % and CCL4. The final aqueous phase containing the metallic impurities is fed to AAS – flame, the recovery is determined by spike method. It is found that the recovery for various elements is in range 81,84 % - 113 % while the limit of detection for various elements is in range 0.0021 mg/L – 0.8998 mg/L.Keywords – Atomic absorption Spectrophotometry – Flame (AAS – flame), Uranium oxide, Impurities, nuclear fuel extraction, TBP, TBP + CCl4, CCl4, Recovery, Detection limit