ABSTRAK Monasit, sebagai produk ikutan penambangan timah, mengandung unsur-unsur logam tanah jarang (LTJ) serta unsur radioaktif seperti uranium (U) dan torium (Th). Penelitian dan pengembangan pengolahan monasit di Pusat Teknologi Bahan Galian Nuklir-Badan Tenaga Nuklir Nasional (PTBGN-BATAN) telah berhasil memisahkan LTJ sebagai senyawa hidroksida dengan recovery 85%. Unsur radioaktif U dan Th masing-masing diperoleh sebagai produk dalam bentuk konsentrat senyawa ammonium diuranate (ADU)/(NH4)2U2O7 dan torium hidroksida (Th(OH)4). Pada penelitian sebelumnya, pemisahan U sebagai ADU pada monasit dilakukan dengan proses pengendapan menggunakan larutan NH4OH. Pada penelitian, U ini akan diendapkan sebagai ADU menggunakan reagen gas NH3 dengan tujuan memperoleh kondisi optimum pengendapan. Umpan pengendapan berupa larutan (U,Th,LTJ) sulfat diperoleh dari proses pengolahan monasit secara basa yaitu dekomposisi menggunakan NaOH, pelarutan parsial menggunakan HCl, dan pelarutan total menggunakan H2SO4. Parameter yang diteliti meliputi pengaruh laju alir gas NH3, temperatur proses, dan waktu kontak terhadap recovery U. Hasil penelitian menunjukkan bahwa pada kondisi statis pH-7, kondisi optimum pengendapan U menggunakan gas NH3 adalah pada laju alir gas NH3 150 ml/menit, temperatur proses 30oC, dan waktu kontak 15 menit dengan recovery pengendapan U 100%, Th 99,97%, dan LTJ 99,93%. Hasil tersebut menunjukkan bahwa unsur U sudah terambil seluruhnya akan tetapi masih bercampur dengan unsur lain yaitu Th dan LTJ, sehingga diperlukan penelitian berikutnya untuk memperoleh U dengan kemurnian yang tinggi pada kondisi pH optimum.ABSTRACT Monazite, as a by-product of tin mining, contains rare earth elements (REE) and radioactive elements like uranium (U) and thorium (Th). The monazite processing Research and Development at the Center for Nuclear Mineral Technology-National Nuclear Energy Agency (PTBGN-BATAN) has succeeded in separating REE as a hydroxide compound with an 85% recovery. The radioactive elements U and Th are each obtained as a product in the form of concentrated compounds of ammonium diuranate (ADU)/(NH4)2U2O7 and thorium hydroxide (Th(OH)4). In previous studies, the separation of U as ADU in monazite was carried out by the precipitation process using NH4OH solution. In this research, U will be precipitated as an ADU using NH3 gas reagents to obtain precipitation optimum conditions. Precipitation feed in the form of (U, Th, REE) sulfate solution derived from the monazite processing using the alkali or base method, which includes decomposition using NaOH, partial dissolution using HCl, and total dissolution using H2SO4. The parameters studied include the effect of NH3 gas flow rate, process temperature, and contact time on U recovery. The results showed that on the static pH-7 condition, the optimum state of U precipitation using NH3 gas is at NH3 gas flow rate of 150 ml/minutes, processing temperature of 30oC, and 15 minutes contact time with precipitation recovery of U 100%, Th 99.97%, and REE 99.93%. These results indicate that U has been taken entirely but still mixed with other elements, which are Th and REE, so that further research is needed to obtain U with high purity on optimum pH condition.

Abstract. The microsphere formulations of Chit/TPP/Sm/Fe3O4/Rn were prepared by an ionic gelation technique, where Chit = chitosan, TPP = tripolyphosphate, Sm = samarium and Rn = ranitidine. Optimum of microsphere formulation exhibit magnetic and fluorescent properties with adsorption efficiency of ~92% was obtained for Chit/TPP/Sm/Fe3O4/Rn with ratio 400:500:50:1:20. Fluorescence intensity of microsphere formulations increased with the cumulative amount release of ranitidine, so that the changing of fluorescence intensity at wavelength of 590 nm referring to the Sm 3+ ion could be used as indicator in DDS. With the demonstration of sustained release from microsphere formulation, it allows to investigate the applications to other drugs.

ABSTRAKSerangkaian percobaan ekstraksi pelarut untuk memisahkan thorium dari besi (Fe) dan logam tanah jarang (LTJ) menggunakan trioctylphosphine oxide (TOPO) dilakukan dengan variasi konsentrasi asam nitrat, waktu ekstraksi, nisbah ekstraktan terhadap diluen (g/mL), dan variasi nisbah volume larutan organik terhadap volume larutan aqueous (O/A) serta variasi konsentrasi asam pada proses stripping. Konsentrasi awal thorium, besi, dan LTJ dalam larutan umpan diukur masing-masing dengan Inductively Coupling Plasma (ICP), Atomic Absorption Spectroscopy (AAS), dan Ultraviolet Visible Spectroscopy (Spektro UV-VIS). Konsentrasi asam nitrat divariasikan pada 1M, 2M, 3M, 4M, dan 5M. Waktu ekstraksi divariasikan pada 2, 5, 10, 15, dan 20 menit, sementara nisbah ekstraktan terhadap diluen (g/mL) divariasikan pada 2:100, 3:100, 4:100, 5:100, dan 6:100 dengan variasi nisbah O/A yaitu 1:3, 1:2, 1:1, 2:1, dan 3:1. Pada tahap stripping dilakukan variasi konsentrasi asam nitrat pada 0,1 M; 0,2 M; 0,3 M; 0,4 M; dan 0,5 M. Hasil percobaan menunjukkan kondisi terbaik dicapai pada konsentrasi asam nitrat 3M, waktu ekstraksi 10 menit, nisbah ekstraktan terhadap diluen sebesar 5:100 (g/mL), dan nisbah O/A sebesar 1:1 sehingga didapatkan persen ekstraksi Th sebesar 97,26%, Fe sebesar 7,97%, dan LTJ sebesar 62,15% dengan nilai β Th-Fe dan β Th-LTJ masing-masing sebesar 273,62 dan 14,43. Pada percobaan stripping didapatkan persen stripping Th tertinggi sebesar 51,37% pada konsentrasi asam nitrat 0,3M dengan persen stripping Fe dan LTJ masing-masing sebesar 2,72% dan 2,55%.

No abstract

EKSTRAKSI DAN STRIPPING URANIUM HASIL DARI PELARUTAN TOTAL MONASIT BANGKA. Penelitian pengolahan monasit di PTBGN-BATAN telah berhasil memisahkan logam tanah jarang dari unsur radioaktif dengan kemurnian yang tinggi namun menghasilkan limbah berupa campuran logam tanah jarang, uranium, thorium, dan unsur lain yang tidak terambil. Proses pengolahan limbah dapat dilakukan dengan memisahkan uranium terlebih dahulu dengan metode ekstraksi menggunakan trioktil amin. Dalam penelitian ini dilakukan ekstraksi uranium dengan trioktil amin dan stripping uranium dengan H2SO4 untuk menentukan nilai koefisien distribusi (Kd) U, Th, LTJ2O3, dan PO4. Nilai Kd yang diperoleh digunakan untuk menentukan jumlah tingkat ekstraksi-stripping yang dibutuhkan untuk mengambil 95% uranium dari limbah umpan dengan ekstraksi dan stripping dari kondisi yang telah diperoleh. Nilai Kd dihitung berdasarkan persamaan Nernst, sedangkan jumlah stage ekstraksi stripping dihitung berdasarkan nilai Kd uranium dengan metode McCabe Thiele. Penelitian ini menghasilkan nilai Kd pada ekstraksi dengan komposisi ekstraktan TOA:Kerosen:isodekanol=5:92:3 adalah U=3,42; Th=0,02; LTJ2O3=0,07; dan PO4=0,10, Kd pada stripping uranium menggunakan H2SO4 3 M adalah U=0,13 dan Th=2,21. Berdasarkan nilai Kd ini, jumlah tingkat teoritis ekstraksi dan stripping untuk memperoleh uranium sebanyak 95% adalah 7 tingkat ekstraksi pada A/O=2 dan 6 stingkat stripping pada A/O=1/5.