Synthesis and Characterization of Composite Zeolite-resin Polymethacrylate

Composite of Zeolite-resin polymethacrylate have been made with various compositions of zeolite on composite. The composite were made by homogenous mixture of zeolite powder with powder of tetrahidro furfuryl methacrylate, methacrylate polymerization which was conducted by pasta phases with mixing 1 ml mixture solution of tetrahidro furfuryl methacrylate and hydroxy propyl methacrylate. A big part of zeolite in product composite was in the polymer solution phase. The balance between supporting material and matrix material around the zeolite on composite of zeolite-resin polymethacrylate obtained on the fraction of zeolite in the composite between the 46.67% of weight up to 70% of weight. Strength and hardness of zeolite-resin polymethacrylate depends on balance between zeolite and resin polymethacrylate. The optimum hardness of this composite reaches value of 29,7 N/ım2, which obtained from composite that have a fraction zeolite 46,67% of weight

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

ABSTRAKPENGGUNAAN SINAR-X KARAKTERISTIK U-Ka2 DAN Th-Ka1 DALAM ANALISISKOMPOSISI ISOTOPIK URANIUM SECARA TIDAK MERUSAK. Uranium merupakan bahanradioaktif yang meluruh dengan memancarkan radiasi α dan Peluruhan uranium tersebutdiikuti dengan pemancaran sinar-X karakteristik sebagai hasil efek fotolistrik dari interaksi radiasiyang dipancarkan oleh radionuklida hasil proses peluruhan uranium. Intensitas sinar-Xkarakteristik yang dipancarkan oleh atom-atom uranium dan atom-atom dari hasil peluruhanuranium sesuai dengan kandungan atom tersebut dalam sampel, maka dilakukan pemanfaatanradiasi sinar-X tersebut sebagai indikator analisis isotop uranium. Analisis dilakukan dengan caratidak merusak, melalui pengamatan pola spektrum pada daerah antara 93 keV sampai 95 keVdan pengukuran intensitas (net area) sinar-X karakteristik yang merupakan puncak spektrumsinar-X dari uranium dan thorium. Berdasarkan pola spektrum tersebut dapat menunjukkanbahwa komposisi isotop 235U dalam sampel lebih besar atau lebih kecil dari 10 % berat.Kandungan isotop 235U ditentukan dengan cara relatif melalui indikator perbandingan intensitassinar-x karakteristik anak luruh uranium dan uranium. Pengukuran isotop dengan indikatortersebut mempunyai bias pengukuran lebih kecil dari 3% dengan relatif standar deviasi lebihkecil dari 2%.Kata kunci: Sinar-X karakteristik, isotop uranium.ABSTRACTTHE USE OF X-RAY CHARACTERISTICS OF U-Ka2 AND Th-Ka1 IN NON DESTRUCTIVEANALYSIS OF URANIUM ISOTOPIC COMPOSITION. Uranium is a radioactive material whichdecays by emitting radiation of α and The uranium decay is followed by characteristic X-raysemission as a result of the photoelectric effect. The intensity of characteristic X-rays emitted byuranium atoms and the uranium decay product atoms are used as indicators of uranium isotopecomposition analysis. The analysis was done undestructively through observation of spectralpatterns in the region between 93 keV to 95 keV and intensity measurement (net area) of thecharacteristic X-rays, i.e. the top X-ray spectrum of uranium and thorium. This spectrum patternmay indicate isotope composition 235U in a given sample whether it is bigger or smaller than 10 %weight. The isotope composition of 235U is determined by relative intensity ratio of characteristic X-rays from uranium and uranium decay product. In this experimet the measurement of relativeintensity has a bias less than 3% .Keywords: characteristic X-ray, isotope, uranium

PENENTUAN WAKTU SAMPLING UDARA UNTUK MENGUKUR KONTAMINAN RADIOAKTIF BETA DI UDARA DALAM LABORATORIUM AKTIVITAS SEDANG

ABSTRAK PENGUKURAN KONTAMINAN RADIOAKTIF BETA DI UDARA DALAM LABORATORIUM AKTIVITAS SEDANG.  Instalasi Radiometalurgi merupakan laboratorium uji pasca irradiasi bahan bakar nuklir.  Pengujian bahan tersebut secara radiokimia dilakukan di laboratorium aktivitas sedang. Dalam pengujian tersebut  memungkinkan terjadinya penyebaran bahan radioaktif. Untuk mengukur radioaktivitas dalam udara yang dihasilkan dari lepasan bahan uji dibutuhkan penetapan parameter pengambilan sampel dan parameter pengukuran hingga aktivitas radiokontaminan dari pengujian dapat diukur secara optimum dengan meminimumkan gangguan pengukuran radioaktivitas dari bahan radioaktif alam.  Pengukuran radioaktivitas kontaminan  b dalam udara akibat dari kegiatan pengujian dapat memberikan hasil pengukuran yang akurat  bila lama pengambilan sampel antara 20-30 menit dan tanpa penundaan (langsung). Kata kunci : Waktu sampling, udara, kontaminan, radioaktif beta. ABSTRACT MEASUREMENT OF BETA RADIOACTIVE CONTAMINANT IN THE AIR OF MEDIUM ACTIVITY LABORATORY. Radiometallurgy Installation is used for Post Irradiation Examination (PIE) of nuclear fuel. The examination of spent fuel radio-chemically is done at medium activity laboratory. In this examination, the radioactive contaminant may be distributed in the air of working area. To measure radioactivity contaminant in the air caused by PIE activity, air sampling time must be determined and sample counting must be decayed in order to eliminate the natural radioactivity. The measurement result shows that the optimum air sampling time is 20-30  minutes and no decay time of  air sample (directly). Kata kunci : Sampling time, air, contaminant, beta radioaktif

PENGGUNAAN PEREAKSI XYLENOL ORANGE DALAM ANALISIS MOLYBDENUM MENGGUNAKAN METODE SPEKTROPHOTOMETRI

ABSTRAK Penggunaan pereaksi xylenol orange  dalam analisis kandungan molybdenum   telah dipelajari dengan menggunakan metode spektropotometri. Tujuan kegiatan ini adalah untuk  mengetahui kemampuan xylenol orange  dalam membentuk senyawa komplek molybdenum-xylenol orange sehingga senyawa komplek  tersebut dapat    digunakan untuk menganalisis unsur Mo.  Pada penelitian ini dipelajari beberapa faktor yang mempengaruhi pembentukan senyawa komplek tersebut, antara lain adalah  pH, waktu, perbandingan mol xylenol orange  serta jumlah  kandungan molybdenum. Bahan yang digunakan adalah ammonium molybdat (NH4)6Mo7O24.4H2O, larutan xylenol orange dengan konsentrasi 0,5% dan larutan buffer dengan  pH  (1,5).  Hasil pengukuran menunjukkan bahwa kompleks xylenol orange molybdenum memberikan puncak spektrum absorbansi maksimum pada panjang gelombang 563,6 nm. Absorbansi maksimun tercapai pada perbandingan mol Mo dan xylenol orange 1:2.   Konsentrasi Mo yang mengikuti hukum Lambert Beer berada dalam kisaran mulai dari 2 ppm sampai dengan 4 ppm. Kestabilan senyawa komplek molybdenum – xylenol orange sangat  singkat  yaitu lebih kecil dari  5 menit. Data pengukuran ini selanjutnya dapat digunakan sebagai parameter kerja dalam penentuan unsur Mo dengan metode spectrophotometer UV-VIS.   Kata kunci: Analisis molybdenum, xylenol orange, metode spektropothometri. ABSTARCT The use of  xylenol orange  (XO) reagent in Molybdenum (Mo) analysis. The use of  xylenol orange (XO) reagent  in the analysis of Molybdenum (Mo) by spectrophotometry have been studied. The aim of this activity  is to study the ability of xylenol orange to form a compound of molybdenum-xylenol orange complex to be analyzed by spectrophotometry. Some factors influencing the forming of the complex compound, for instance pH, time, comparison of XO/MO and the amount of Mo, are also studied. The materials used in this research includes ammonium molybdat (NH4)6MO7O24.4H2O), 0,5% xylenol orange and buffer solution (pH 1,5). Measurement result indicates that molybdenum content can be determined by spectrophotometry  method at a wavelength of 563,6 nm. The maximum  absorbance reached at a ratio of Molybdenum/Xylenol orange 1:2. The concentration of Mo was determined by using law of Lambbert Beer, which stayed in the range of 2 ppm to 4 ppm. The stability of complex  compound of molybdenum  xylenol orange was shorter than 5 minutes. This measurement result can be used as a parameter in the determination of Mo element with UV-VIS spectrophotometer.   Keywords: molybdenum analysis, xylenol orange, spectrophotometry

Uji tidak merusak bahan bakar U3Si2-Al tingkat muat uranium 4,8 g/cm3 pasca irradiasi fraksi bakar 20% dan 40%

Abstrak Pengembangan  bahan bakar nuklir  reaktor riset uranium silisida/aluminium bertujuan untuk memperpanjang penggunaannya di reaktor dilakukan dengan meningkatkan tingkat muat uranium dari 2,9 gU/cm3 menjadi 4,8 gU/cm3 dalam bahan bakar tersebut.  Untuk mengetahui unjuk kerja bahan bakar ini dalam penggunaannya di reaktor perlu dilakukan pengujian pasca irradiasi, diantaranya uji tidak merusak penyapuan gamma, pengamatan visual, pengukuran ketebalan terhadap elemen bakar nuklir uranium silisida tingkat muat uranium 4,8 g/cm3 pasca irradiasi dengan fraksi bakar 20% dan 40%.  Hasil pengujian menunjukkan bahwa  distribusi fraksi bakar 235U dalam pelat ke dua elemen bakar mengikuti pola distribusi normal.  Bagian tengah elemen bakar dengan fraksi bakar 40%, mencapai fraksi bakar 53%, swelling pelat elemen bakar sangat kecil lebih kecil dari 1% dan tidak ditemukan  korosi yang  dapat berpotensi lepasnya  uranium dan hasil belah dari pelat elemen bakar. Elemen bakar uranium silisida tersebut mempunyai unjuk kerja  yang baik.   Kata kunci : Bahan bakar nuklir, uji tidak merusak, pasca irradiasi, fraksi bakar 20%-40%.   Abstract Development of nuclear fuel research reactor uranium silicide / aluminum with the aim to extend its use in the reactor is done by increasing the fuel density from 2.9 gU /cm3 to 4.8 gU /cm3. Performance of these fuels in the reactor is carried out by investigating the post  irradiation examination, including non destructive tests, such as: the gamma scanning, visual observation, measurement of the thickness of the uranium silicide/aluminium fuel element loading level of 4.8 gU / cm3 after irradiation with a burnup of 20% and 40%.  These experimental results show that the burn-up distribution of 235U in the fuel plates follow a normal distribution pattern. In case of fuel plate irradiated up to 40% burnup, the burnup in the middle part of the fuel reaches 53% with very small (less than 1%) and no corrosion that can potentially release of uranium. It is concluded that the uranium silicide fuel elements have good performance. Keywords: nuclear fuel, non destructive test, post-irradiation, 20% -40% burnup

DISTRIBUSI PERUBAHAN SERBUK URANIUM OKSIDA DALAM DRUM PENYIMPANAN

ABSTRAK DISTRIBUSI PERUBAHAN SERBUK URANIUM DIOKSIDA DALAM DERUM PENYIMPANAN. Serbuk uranium dioksida telah disimpan dalam drum selama beberapa kurun waktu. Serbuk ini mengalami pertambahan berat, pertambahan berat ini kemungkinan disebabkan terjadinya kontak antara serbuk dengan udara sekitar. Bilamana spesifikasi serbuk tersebut berubah maka parameter yang digunakan untuk pembuatan pelet akan berbeda. Guna memastikan kondisi tersebut maka dilakukan penelitian tentang pola kandungan uap air dan angka banding O/U dalam UO2 dari beberapa posisi kedalaman. Sampling serbuk uranium dilakukan secara radom pada kedalaman 10cm, 20cm, 30cm, 40cm dan 50cm. Kandungan uap air dalam serbuk dianalisis dengan metode grafimetri, sedangkan penentuan angka banding dilakukan dengan cara grafimetri dan fluoresensi sinar-X dengan memantau intensitas sinar-X    U-Ma. Makin sering serbuk dalam drum penyimpanan kontak dengan udara terjadi, maka kandungan molekul air dan angka banding O/U dalam serbuk yang bersangkutan akan meningkat. Dalam waktu penyimpanan sekitar 20 tahun perubahan spesifikasi tersebut terjadi sampai pada serbuk dengan kedalaman 30 cm dari permukaan serbuk dalam drum. Kata kunci: Serbuk UO2, atmosfer udara, molekul air, angka banding O/U   ABSTRACT DISTRIBUTION OF CHANGES IN URANIUM DIOXIDE POWDER IN CONTAINER STORAGE Distribution of changes In uranium dioxide powder in container storage has been done. Uranium dioxide powder was stored in drums for some period of time. The powder is put on more weight, weight gain is probably due to the contact between the powder with the air atmosphere. When the powder specification changes, the parameters used for the manufacture of pellets will be different. To ensure these conditions, conducted research on the pattern of moisture content and O/U ratio of the UO2 powder of some depth positions in the drum. Sampling were done by radom from uranium powder at a depth of 10cm, 20cm, 30cm, 40cm and 50 cm. Moisture content in the powder was analyzed by the grafimetry method, while the comparative figure determination is done by grafimetry and X-ray fluorescence to monitor the intensity of the X-ray U-Ma. The more often the powder in contact with air storage drum occurs, the content of water molecules and the O/U ratio in the corresponding powder will increase. Within about 20 years storage specification changes occurred until the powder to a depth of 30 cm from the surface of the powder in the drum. Keywords: UO2 powder, air atmosphere, water molecules, O / U ratio

PENGARUH APLIKASI METODA STANDAR INTERNAL PADA PENENTUAN UNSUR Cr DAN Ni DALAM ZIRKALOY 2 DENGAN METODA SPEKTROMETRI EMISI

ABSTRAK Pengaruh aplikasi metoda standar internal pada dalam penentuan unsur Cr dan Ni dalam Zirkaloy 2 telah dilakukan dengan metoda Spektrometer Emisi. Tujuan dari kegiatan ini adalah untuk mengetahui pengaruh penggunaan metoda internal standar terhadap akurasi hasil analisis. Kegiatan analisis  dilakukan dengan menggunakan alat Spektrometer Emisi PV 30  dan  untuk mendapatkan kurva kalibrasi digunakan bahan standar paduan Zirkonium CRM JAERI variasi konsentrasi. Hasil evaluasi kurva kalibrasi menunjukkan bahwa koefisien regresi unsur Cr dan Ni menggunakan metoda standar internal lebih tinggi  dibanding dengan metoda absolut. Nilai koefisien regresi unsur Cr  pada daerah kerja 0,041 - 0,15 % diperoleh sebesar 98,55 % dengan menggunakan metoda absolut dan menjadi 99,21%  pada penggunaan metoda standar internal. Untuk unsur Ni, pada rentang daerah kerja 0,021 - 0,094 % diperoleh nilai regresi sebesar  93,11 % menggunakan metoda absolute dan bila menggunakan metoda standar internal menjadi 98,55 %. Konsentrasi  Cr dalam bahan paduan Zirkaloy 2 menggunakan metoda absolut dan standar internal masing- masing diperoleh sebesar sebesar 0,1035 % dan 0,1081%. Berdasarkan uji t 0,5 kedua nilai tersebut menunjukkan perbedaan yang signifikan. Data ini membuktikan bahwa analisis menggunakan  metoda standar internal dapat menghasilkan data yang lebih akurat dari pada metoda absolut. Untuk unsur Ni, data yang diperoleh tidak dapat dievaluasi secara kuantitatif  karena intensitas pengukuran berada di luar daerah kerja pengukuran Ni.   Kata Kunci : Analisis Unsur (Cr,Ni),  zirkaloy 2, spektrometer emisi dan  Metoda Standar Internal     ABSTRACT The influence of application of standard internal method in the deter-mination of elements   Cr and Ni in ZirCaloy 2 has been done by  Emission Spectrometer technique. The objective of the analysis is to study the influence of internal standard method to the accuracy of the analytical result. This analysis has been done by using of emission spectrometer using Zirconium standard material CRM JAERI of various concentration to obtain calibration curves. the Evaluation of calibration curves indicate that the element regression coefficient of Cr and Ni by standard internal method is inclining in comparison to that by absolute method. The regression coefficient of Cr obtained at working area of 0.041 – 0.15% is 98.55% by using absolute method and 99.21% by standard internal method. The regression coefficient of Ni obtained at working area between 0.021 – 0.094% is 93.11% by absolute method and 98.55% by standard internal method. The concentration of Cr in Zirkaloy 2 obtained by standard internal and absolute method is similar in value, i.e. 0.1035% and 0.1081% respectively. Based on test t 0.5 however, both the concentration value for both methods has difference significantly. This fact proves that the analysis using standard internal method can yield more accurate data than that of absolute method. The data obtained for Ni cannot be evaluated quantitatively because the measurement intensity in the experiment was beyond the measurement working area of Ni.   Key Word : Elemental analysis Cr, Ni, zirkaloy 2 , emission spectrometer,   standard and Internal Method

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

ABSTRAK PEMANFAATAN GAMMA SPEKTROMETRI UNTUK PENGAMATAN DISTRIBUSI PEMBELAHAN DALAM ELEMEN BAKAR NUKLIR PASCA IRADIASI TELAH DILAKUKAN. Unjuk kerja pelat elemen bakar nuklir selama digunakan di reaktor dapat diketahui melalui pengujian pascairadiasi. Salah satu pengujian pasca iradiasi adalah mengamati distribusi hasil belah, yang digunakan untuk menentukan distribusi pembelahan dari bahan dapat belah dalam elemen bakar. Pengamatan ini umumnya dilakukan secara gamma scanning dengan mengamati paparan radiasi-g pada energi tertentu. Pada umumnya penetuan distribusi hasil belah bahan bakar nuklir dilakukan dengan menggunakan spektrometer gamma. Pengamatan yang dilakukan cara manual, yaitu mengkombinasikan antara gerak elemen bakar dan pencacahan aktifitas radionuklida pemancar radiasi-g. Distribusi hasil belah dalam pelat elemen bakar U3Si3-Al diperoleh dengan mencacah radiasi gamma yang dipancarkan oleh sampel, dengan waktu pencacahan 300 detik pada setiap jarak 5 mm. Hasil pencacahan diolah dengan program exel sehingga diperoleh pola distribusi radioaktivitas gamma dalam pelat elemen bakar. Pola distribusi radioaktivitas 137Cs dalam pelat elemen bakar yang diperoleh dari pengamatan ini sesuai dengan pengamatan menggunakan gamma scanning. Pola distribusi hasil belah pemancar-g lainnya di dalam elemen bakar dapat juga dilakukan dengan cara pengamatan ini. Kata kunci : gamma spektrometri, distribusi pembelahan, elemen bakar nuklir, pasca iradiasi. ABSTRACT EXPLOITING OF SPECTROMETRY GAMMA FOR PERCEPTION OF NUCLEAR FISSION DISTRIBUTION IN POST IRRADIATED NUCLEAR FUEL ELEMENT HAVE BEEN DONE. Product of plate of nuclear fuel development performance can be known by post irradiated examination. One of test of post irradiated examination is perceiving of fission product distribution, what is used to determine of fission distribution from fissil material in the fuel element. This perception is generally done by automatically perceivedly of g-radiation at certain energy. In this research the perception of fission product distribution in nuclear nuclear fuel element by used spectrometry of gamma method were done by manual, that is combine between motion of fuel element and count of radio activites of radionuclide of g-radiation transmitter. Distribution of fission product in Nuclear fuel element plate of U3Si3-Al were obtained with count of g-radiation in the count time are 300 second at each distance 5 mm. Datas of this measurements are processed with exel program. pattern of Distribution of count of radioactivity in plate of element burn as according to perception use gamma scanning. Distribution pattern of other fission product g-transmitter in plate of fuel element can be done by this perception. Keywords : gamma spectrometry, fission distribution, nuclear fuel element, post irradiated

PENENTUAN PARAMETER OPTIMUM PROSES PENGENDAPAN CsClO4 PADA PEMISAHAN ISOTOP 137CS DARI LARUTAN PEB U3Si2/Al PASCA IRADIASI

ABSTRAK PENENTUAN PARAMETER OPTIMUMPADA PROSES PENGENDAPAN CsClO4PADA PEMISAHAN ISOTOP137Cs DARI LARUTAN PEB U3Si2/AlPASCA IRADIASI. Metode pengendapan  telah dijadikan metode standar pada ASTM E 320-79 dalam bentuk garam CsClO4. Beberapa aspek metoda pengendapan tersebut diteliti dengan tujuan  untuk mengetahui efektifitas metode pengendapan dan mendapatkan radionuklida 137Cs murni nuklir. Aspek-aspek  yang diamati adalah pengaruh senyawa pembawa CsNO3 dengan sejumlah tertentu pereaksi HClO4 dan tetap dalam pengendapan radionuklida 137Cs serta pengaruh kepolaran bahan pencuci endapan CsClO4. Penelitian ini dilakukan dengan menggunakan larutan standar 137Cs (NIST) untuk menentukan efisiensi detektor, presisi dan akurasi pengukuran serta optimasi parameter proses pengendapan. Penentuan efisiensi detektor, presisi dan akurasi metode pengukurannya dilakukan dengan 5 sampai 7 kali pengulangan dengan waktu cacah 1500 detik dan nilai efisiensi detektor, presisi, bias akurasi masing-masing sebesar (5,31±0,066) x 10-2%,1,119% dan0,542%. Optimasi jumlah senyawa pembawa dilakukan dengan variasi mulai dari  100 sampai dengan 225 mg CsNO3 pada temperatur pengendapan pada 0oC selama 1 jam. Endapan CsClO4 yang terbentuk kemudian diukur kandungan137Cs pada energi 661,8 keV dan diperoleh rekoveri pengendapan maksimum 83,87% pada penambahan CsNO3 sebesar 225 mg. Optimasi bahan pencuci dilakukan pada endapan CsClO4 dari hasil proses pengendapan larutan PEB U3Si2/Al pasca iradiasi. Bahan pencuci untuk endapan CsClO4 yang digunakan adalah aseton dan campuran larutan (aseton dan etanol) dengan polaritas bervariasi, yang ditunjukkan dengan nilai konstanta dielektrik larutan (20 sampai dengan 22,4). Hasil pengukuran cacahan 137Cs dari endapan CsClO4 dan supernatan tidak menunjukkan perbedaan yang signifikan, sehingga perbedaan polaritas bahan pencuci pada kisaran nilai 20 sampai 22,4 tidak begitu berpengaruh terhadap kelarutan CsClO4. Proses pengendapan larutan PEB U3Si2/Al pasca iradiasi menggunakan parameter hasil optimasi tersebut mendapatkan kandungan 137Cs sebesar 0,011 µg/g sampel atau sebesar (4,415±0,035) x 102µg/g dalam potongan PEB U3Si2/Alpasca iradiasi 3x3x1,37mm3. Kata kunci: parameter optimum pengendapan CsClO4, 137Cs, larutan PEB U3Si2/Al pasca iradiasi. ABSTRACT DETERMINATION OF OPTIMUM PARAMETERS OF THE PRECIPITATION PROCESS OF CsClO4 IN THE SEPARATION OF 137Cs FROM IRRADIATED U3Si2/AL FUEL PLATE. In this research the precipitation method refers to the ASTM E 320-79 standard, where the precipitate is in the form of CsClO4 salt. Several aspects related to the precipitation process are studied in order to determine its effectiveness and to obtain relatively nuclear grade of 137Cs. The precipitation was done by using HClO4 at 0oC. The aspects under examination includes the influence of CsNO3 addition as a carrier and HClO4 as well as the polarity of the washing agents used. The experiment used 137Cs standard (NIST) for the determination of detektor efficiency, measurement precision and accuracy, and optimum condition during the precipitation process. Measurement for detektor efficiency, precision and accuracy was repeated at 5 to 7 times at counting time of 1500 seconds, by which values of (5.31±0.066) x 10-2%, 1.119% and 0.542% for detektor efficiency, precision bias and accuracy bias respectively was obtained. The optimum addition of the carrier was determined by varying carrier composition from 100 to 225 mg of CsNO3 at 0oC for 1 hour. The resulting CsClO4 was subsequently measured for its 137Cs content at 661.8keV. The result showed that the maximum recovery precipitation obtained was 83.87% at carrier addition of 225 mg. The optimum amount of two washing agents used during the process was also studied, where asetone and a mixture of asetone and ethanol were used. The polarity of the washing agents was indicated by their dielectric constant (from 20 to 22.4). Analysis results indicate that the counts of 137Cs in the CsClO4 after washing and the counts of the supernatant do not show significant difference. It is therefore concluded that polarity difference within those range have no significant effect on the solubility of CsClO4. The precipitation of the irradiated U3Si2/Al at optimum condition results in 137Cs concentration of 0.011 µg/g sample or (4.415±0.035) x 102µg/g for a 3x3x1.37mm3 irradiated U3Si2/Al sample. Keywords: optimum deposition parameters CsClO4, 137Cs, a solution of PEBU3Si2/Alpost-irradiatio