EKSTRAKSI TEKNESIUM-99m DARI LARUTAN MOLIBDENUM SKALA BESAR

Transkripsi

1 EKSTRAKSI TEKNESIUM-99m DARI LARUTAN MOLIBDENUM SKALA BESAR Rohadi Awaludin 1, Hotman Lubis 1, Sriyono 1, Abidin 1, Herlina 1, Adang Hardi Gunawan 1, Yono Sugiharto 1, Masakazu Tanase 2, Tsuguo Genka 3 1 Pusat Radioisotop dan Radiofarmaka (PRR) BATAN, Kawasan Puspiptek, Tangerang Selatan 2 Chiyoda Technology Co., Japan 3 Japan Atomic Energy Agency (JAEA) untuk korespondensi: rohadi_a@batan.go.id ABSTRAK EKSTRAKSI TEKNESIUM-99m DARI LARUTAN MOLIBDENUM SKALA BESAR. Teknesium- 99m merupakan radioisotop utama di bidang diagnosis kedokteran nuklir. Saat ini, Tc-99m dibuat dari Mo-99 hasil fisi menggunakan uranium diperkaya. Seiring dengan pembatasan penggunaan bahan nuklir, uranium diperkaya akan sulit diperoleh pada masa yang akan datang. Untuk memenuhi kebutuhan Tc-99m dalam jumlah besar, telah dilakukan pengembangan teknologi ekstraksi Tc-99m dari larutan Mo-99/Tc-99m dalam skala besar menggunakan MEK. Molibdenum (VI) oksida (MoO 3 ) 150 gram dilarutkan menggunakan NaOH 6N dalam dua wadah. Ke dalam larutan tersebut diberikan Mo-99 sebanyak 51 mci dan 1,1 Ci. Ke dalam larutan Mo selanjutnya ditambahkan MEK 75 ml. Proses ekstraksi dengan MEK dilakukan dengan pengadukan untuk mempermudah proses pelaksanaan di dalam hotcell. Hasil percobaan menunjukkan bahwa pengadukan selama 5 menit memberikan yield ekstraksi yang rendah, sebesar 37,7 dan 48,0%. Sedang pengadukan selama menit memberikan yield ekstraksi 78,1-89,1%. Hasil pengukuran menggunakan spektrometer gamma menunjukkan bahwa kandungan Mo-99 sebagian besar di bawah batas maksimum yang diijinkan. Kata kunci : teknesium-99m, ekstraksi pelarut, metil etil keton, molibdenum-99, yield ekstraksi ABSTRACT EXTRACTION OF TECHNETIUM-99m FROM LARGE-SCALE MOLYBDENUM SOLUTION. Technetium-99m is the widely-used diagnostic radionuclide in the field of nuclear medicine. At present, Tc-99m is made from Mo-99 fission product using enriched uranium. Along with restrictions on the use of fissile material, it will be difficult to obtain enriched uranium in the future. Some Tc-99m production technologies using natural irradiated Mo are modified to produce high radioactivity Tc-99m. Solvent extraction using large scale Mo solution by MEK has been carried out. Molybdenum (VI) oxide (MoO 3 ) 150 grams was dissolved using 6N NaOH in two vessels. Mo mci and 1.1 Ci was added to the solution. MEK 75 ml was then added to the solution. The extraction process was carried out by stirring the solution for 5 and minutes. The results showed that the yields of stirring for 5 min were low, 34.7 and 48.5%. Stirring for min resulted in high yields of extraction, in the range of 78.1 to 89.1%. The results of gamma spectrometer measurements showed that the content of Mo-99 mostly below the maximum permissible limit. Keywords : technetium-99m, solvent extraction, methyl ethyl ketone, molybdenum-99, extraction yield PENDAHULUAN Radionuklida teknesium-99m (Tc-99m) yang memiliki waktu paruh 6 jam telah digunakan secara luas untuk diagnosis. Dilaporkan bahwa lebih dari 80% diagnosis di kedokteran nuklir menggunakan radionuklida ini [IAEA, 2008]. Teknesium-99m merupakan pemancar gamma murni dengan energi 140,5 kev, tidak memancarkan radiasi partikel bermuatan, dapat diperoleh dalam bentuk bebas pengemban serta dapat berikatan dengan banyak senyawa [IAEA, 2009]. Radionuklida ini juga terus dikembangkan pemanfaatannya, diantaranya untuk deteksi kanker [Santini, 2009; Bacovsky, 2008, Yang, 20], diagnosis penyakit jantung [Petretta, 2008], brain imaging [Degirmenci, 2008] dan deteksi infeksi [Cattopadhyay, 2012]. Rohadi Awaludin, dkk 291 STTN-BATAN & PTAPB-BATAN

2 Saat ini, hampir seluruh radionuklida Tc-99m diperoleh dari radionuklida induk molibdenum-99 (Mo-99) dari hasil reaksi fisi nuklir uranium-235 menggunakan uranium diperkaya [Sedillo, 2012; IAEA, 2003; Jun, 20]. Dilaporkan bahwa permintaan Mo-99 di seluruh dunia mencapai 6000 Ci per minggu dan separuh dari volume tersebut adalah permintaan di Amerika Serikat[Sedillo, 2012]. Sedang Jepang memerlukan sekitar 00 Ci Mo-99 per minggu [Jun, 20]. Seiring dengan pembatasan penggunaan uranium diperkaya untuk mencegah penyalahgunaannya, proses pembuatan Mo-99 menggunakan uranium diperkaya ini dikhawatirkan kesinambungannya. Selain itu, proses pengolahan hasil fisi nuklir memerlukan fasilitas yang rumit dengan tingkat keselamatan yang tinggi karena adanya gas mulia radioaktif, radioiodium serta radionuklidaradionuklida dengan waktu paruh sangat panjang di dalam hasil fisi. Teknesium-99m sebenarnya dapat pula diperoleh dari Mo-99 hasil iradiasi terhadap Mo alam [IAEA, 2003]. Metode ini menawarkan kelebihan berupa mudahnya mendapatkan bahan baku, yaitu molibdenum alam bukan uranium diperkaya, serta fasilitas yang relatif sederhana karena tidak mengolah hasil fisi nuklir. Namun, Mo-99 dari Mo alam memiliki radioaktivitas jenis yang rendah sehingga proses produksi Tc-99m tidak dapat dilakukan menggunakan teknologi Mo-99 hasil fisi yang memiliki radioaktivitas jenis sangat tinggi. Salah satu teknologi produksi Tc-99m dari Mo alam teriradiasi adalah ekstraksi pelarut menggunakan methyl ethyl ketone (MEK) [Cattopadhyay, 20]. Namun proses ini masih menyisakan kekhawatiran tersisanya MEK dalam proses penguapan sehingga masih terkandung di dalam larutan Tc-99m yang dihasilkan. Proses ini pun diragukan kelayakannya untuk produksi Tc- 99m skala besar karena selama ini digunakan dalam skala kecil, kurang dari 1 Ci[Cattopadhyay, 20]. Kombinasi kolom alumina asam dan alumina basa dapat mengatasi kemungkinan tersisanya MEK dalam larutan Tc-99m[Adang, 2012; Tanase, 2012]. Tantangan selanjutnya adalah proses ekstraksi Tc-99m dari larutan Mo-99/Tc-99m dalam skala besar dengan konsentrasi yang tinggi karena untuk mendapatkan Tc-99m dengan radioaktivits tinggi diperlukan Mo alam teriradiasi dalam jumlah besar. Pada makalah ini akan disajikan hasil percobaan ekstraksi pelarut terhadap larutan Mo-99/Tc-99m dari MoO 3 sebanyak 150 gram. Percobaan ini merupakan model untuk proses ekstraksi 150 gram MoO 3 teriradiasi yang dapat mengandung Mo-99 lebih dari 50 Ci, sesuai dengan kebutuhan skala produksi Tc-99m di beberapa negara seperti Jepang dan Amerika Serikat. METODE Pada percobaan ini digunakan 2 buah larutan molibdenum. Molibdenum (VI) oksida (MoO 3 ) (Sigma-Aldrich) sebanyak 150 gram dilarutkan menggunakan NaOH 6 N sampai dengan larut sempurna. Ke dalam larutan ditambahkan Mo-99 sebanyak 51 mci dan 1,1 Ci hasil dari iradiasi MoO 3 di reaktor G.A. Siwabessy. Hasil pelarutan ini diperoleh larutan Mo dengan volume 440 ml dan 420 ml. Mo dalam bentuk Natrium Molibdate (Na 2 MoO 4 ) memiliki kelarutan maksimum sebesar 840 gram per liter, sehingga konsentrasi Na 2 MoO 4 yang dihasilkan sebesar 486 dan 509 gram per liter masih di bawah kelarutan maksimum, diharapkan tidak terjadi pengendapan selama proses ekstraksi. Perangkat ekstraksi yang digunakan ditunjukkan pada Gambar 1. Perangkat tersebut diletakkan di dalam hotcell sehingga memungkinkan digunakan untuk radioaktivitas tinggi. Larutan Mo yang telah disiapkan dimasukkan ke dalam wadah pengadukan. MEK (Merck) sebanyak 75 ml dimasukkan ke dalam wadah pengadukan. Cairan di dalam wadah tersebut diaduk selama waktu yang telah ditentukan. Campuran MEK dan larutan Mo dipindahkan ke corong pisah menggunakan pompa peristaltik. Larutan didiamkan selama menit. Selanjutnya fasa air dan fasa organic dipisahkan. Volume MEK yang telah mengandung Tc-99m diukur dan radioaktivitas Tc-99m yang terkandung di dalamnya diukur melalui cuplikan 1 ml. Pengukuran dilakukan menggunakan kamar ionisasi gamma AtomLab 0. Radioaktivitas total Tc-99m dihitung dari radioaktivitas cuplikan dikalikan volume. Yield ekstraksi dihitung dari Tc-99m di dalam MEK dibandingkan dengan radioaktivitas Tc-99m di dalam larutan Mo-99/Tc-99m yang dihitung dari radioaktivitas Mo-99. Larutan Tc-99m dicuplik untuk mengukur kandungan Mo-99 di dalam larutan tersebut menggunakan spektrometer gamma. Setelah ekstraksi, larutan Mo-99/Tc-99m dibiarkan sampai ekstraksi berikutnya selama lebih dari 23 jam untuk menumbuhkan Tc-99m. Ekstraksi dilakukan sebanyak 4 kali untuk masing masing larutan. Gambar 1. Perangkat Ekstraksi Yang Digunakan, Tersusun Dari Wadah Pengadukan, Motor Pengaduk, Corong Pisah Dan Pompa Peristaltik STTN-BATAN & PTAPB BATAN 292 Rohadi Awaludin, dkk

3 HASIL DAN PEMBAHASAN Hasil ekstraksi untuk larutan 1 ditunjukkan pada Tabel 1. Pada tabel tersebut ditunjukkan radioaktivitas Tc-99m dalam larutan awal sebelum ekstraksi, radioaktivitas Tc-99m yang berhasil diambil ke dalam MEK, yield ekstraksi serta radioaktivitas Mo-99 dibandingkan Tc-99m di dalam larutan MEK. Pada tabel tersebut ditunjukkan hasil ekstraksi dengan pengadukan selama 5 menit (no 1) dan hasil ekstraksi dengan pengadukan selama menit (no 2-4). Dari pengadukan selama 5 menit diperoleh Tc-99m sebesar 23,4 mci di dalam MEK dari 48,8 mci yang ada di dalam larutan. Jadi hanya 48,0% dari Tc-99m di dalam larutan Mo-99/Tc-99m yang berhasil diambil ke dalam MEK. Oleh sebab itu, pada percobaan hari selanjutnya, lama waktu pengadukan diperpanjang menjadi menit. Yield ekstraksi meningkat menjadi 78,1% dengan pengadukan selama menit tersebut. Ekstraksi berikutnya dilakukan dengan pengadukan menit dan diperoleh yield yang relatif tinggi yaitu 88,1 dan 84,6%. Radioaktivitas Mo-99 di dalam larutan Tc-99m ditunjukkan pula dalam Tabel 1. Radioaktivitas Mo-99 dinyatakan dalam satuan Ci Mo-99/mCi Tc-99m untuk mempermudah dalam membandingkan dengan batas maksimum kandungan Mo-99 dalam Tc-99m untuk kedokteran nuklir yaitu 0,15 Ci Mo-99/mCi Tc-99m [Jun, 20]. Hasil ekstraksi pertama, kedua dan keempat diperoleh kandungan Mo-99 sebesar 0,087; 0,047 dan 0,020 Ci/mCi Tc-99m. Untuk ekstraksi ketiga, kandungan Mo-99 tidak terdeteksi di dalam larutan Tc-99m. Nilai nilai kandungan Mo-99 tersebut telah lebih rendah dari kandungan maksimum yang diijinkan untuk kedokteran nuklir No No Lama pengadukan (menit) 5 Lama pengadukan (menit) 5 Tabel 1. Hasil Ekstraksi Larutan 1, MoO Gram Dalam Larutan 440 ml Dengan Radioaktivitas Awal Mo-99 Sebesar 51 mci. dalam larutan awal dalam MEK yield ekstraksi (%) Aktivitas Mo-99 dalam MEK ( Ci Mo-99/mCi Tc-99m) 48,8 23,4 48,0 0,087 33,3 26,0 78,1 0,047 26,8 23,6 88,1 Tidak terdeteksi 20,8 17,6 84,6 0,020 Tabel 2. Hasil Ekstraksi Larutan 2, MoO Gram Dalam Larutan 420 ml Dengan Radioaktivitas Awal Mo-99 Sebesar 1,1 Ci. dalam larutan awal dalam MEK yield ekstraksi (%) Aktivitas Mo-99 dalam MEK ( Ci Mo-99/mCi Tc-99m) 962,3 362,9 37,7 0, ,8 515,9 78,9 2,57 457,8 407,7 89,1 0, ,7 314,3 87,1 0,0075 Hasil ekstraksi untuk larutan 2 (menggunakan Mo-99 sebesar 1,1 Ci) ditunjukkan pada tabel 2. Pada ekstraksi pertama dengan pengadukan selama 5 menit diperoleh Tc-99m sebesar 362,9 mci di dalam MEK dari 962,3 mci Tc-99m di dalam larutan Mo-99/Tc-99m yang digunakan. Yield ekstraksi dengan pengadukan selama 5 menit tersebut hanya sebesar 37,7%. Pada ekstraksi selanjutnya dilakukan pengadukan selama menit. Dengan pengadukan selama menit tersebut, yield meningkat menjadi 78,9; 89,1 dan 87,1%. Hasil ini menunjukkan bahwa sama dengan larutan pertama, pengadukan selama 5 menit masih belum cukup untuk memindahkan Tc-99m dari fasa air ke MEK. Kandungan Mo-99 ditunjukkan pula pada Tabel 2. Pada tabel tersebut ditunjukkan bahwa kandungan Mo-99 di dalam larutan Tc-99m di dalam MEK sebesar 0,086; 2,57, 0,013 dan 0,0075 Ci Mo-99/mCi Tc-99m. Untuk ekstraksi kedua, kandungan Mo-99 cukup tinggi, melebihi batas maksimum yang diijinkan yaitu sebesar 0,15 Ci Mo-99/mCi Tc-99m. Sedang hasil ekstraksi yang lain telah lebih rendah dari nilai batas maksimum yang diijinkan tersebut. Dari hasil ini dapat diketahui bahwa sebagian besar kandungan Mo-99 telah di bawah batas maksimum kandungan, namun Rohadi Awaludin, dkk 293 STTN-BATAN & PTAPB-BATAN

4 masih ada kandungan Mo-99 melebihi batas maksimum yang diijinkan. Oleh sebab itu, larutan Tc-99m yang diperoleh perlu proses lebih lanjut untuk memastikan bahwa seluruh larutan Tc-99m telah memenuhi paersyaratan dari sisi kandungan Mo-99. Kandungan Mo-99 dapat diturunkan dengan menggunakan kolom alumina. Namun, dalam proses penurunan kandungan Mo-99 ini perlu diperhatikan bahwa Mo-99 yang digunakan adalah Mo-99 dari iradiasi Mo alam yang memiliki radioaktivitas jenis yang rendah. Oleh sebab itu, jumlah Mo total yang terkandung di dalam larutan Tc-99m perlu dihitung mengingat kapasitas serap alumina terhadap Mo tidak tinggi, pada kisaran 2 20 mg/g [Arino, 1975; Chattopadhyay, 2008]. Jika massa Mo telah melewati kapasitas serap alumina, maka sebagian Mo akan lolos dari kolom alumina yang digunakan. Pada ekstraksi Tc-99m dari larutan Mo dengan konsentrasi tinggi perlu diperhatikan kemungkinan terjadinya endapan selama proses berlangsung. Pada percobaan pendahuluan sebelumnya, meskipun konsentrasi larutan masih sedikit lebih rendah dari kelarutan Na 2 MoO 4 di dalam air, terjadi pengendapan pada saat didiamkan beberapa saat di corong pisah. Kondisi ini diduga disebabkan oleh adanya NaOH di dalam larutan sehingga menurunkan tingkat kelarutan Na 2 MoO 4. Endapan berada di bagian bawah larutan sehingga menyumbat lubang corong pisah. Endapan penyumbat ini sulit dilarutkan kembali. Oleh sebab itu, pada saat larutan diletakkan di dalam corong pisah, kondisinya perlu terus diamati. Jika terlihat tanda tanda terjadi pengendapan, perlu segera ditambahkan air sehingga proses pengendapan dapat dihentikan. Pada percobaan ini, dengan konsentrasi 486 dan 509 gram per liter, tidak terjadi endapan seperti ditunjukkan pada Gambar 2. Larutan tetap jernih, tidak terlihat endapan di dalamnya sehingga proses pemisahan fasa air dan fasa organik dapat dilakukan dengan baik. Gambar 2. Kondisi Campuran Pada Saat Pemisahan Di Dalam Corong Pisah. Larutan Tetap jernih, Tidak Terlihat Adanya Pengendapan Masalah lain yang perlu diperhatikan adalah kemungkinan terjadinya penyumbatan pada jalur jalur aliran larutan. Setelah selesai digunakan, jalur jalur kecil seperti pada corong pisah perlu dibersihkan karena berpotensi terjadi pengendapan dari sisa sisa larutan yang ada di dalam jalur tersebut. Konsentrasi Na 2 MoO 4 yang digunakan telah mendekati nilai maksimum kelarutannya sehingga larutan akan sangat mudah mengendap dan menjadi sumbatan jika ada larutan yang tersisa di jalur larutan. Jika telah mengendap dan menjadi sumbatan, proses pelarutan kembali untuk membuka jalur cairan memerlukan waktu yang tidak singkat. Kondisi ini dapat dihindari dengan membersihkan sisa larutan dari seluruh jalur aliran setelah digunakan. Dari hasil ekstraksi Tc-99m dari larutan Mo dalam jumlah 150 gram MoO 3, proses ini berpeluang untuk digunakan dalam proses produksi Tc-99m radioaktivitas tinggi. Di negara negara dengan kebutuhan Tc-99m yang besar, Tc-99m tidak diproduksi dengan generator dalam skala kecil kurang dari 1 Ci, tetapi dalam skala besar dengan radioaktivitas puluhan Currie. Beberapa fasilitas kedokteran nuklir yang berdekatan menerima dalam bentuk larutan Tc-99m, tidak melakukan elusi sendiri Tc-99m dari generator Mo-99/Tc-99m. Dari sasaran MoO 3 sebanyak 150 gram, dapat dihasilkan Mo-99 dengan radioaktivitas sekitar 50 Ci dari reaktor dengan fluks netron 1x 14 n.s -1.cm -2. Beberapa reaktor, termasuk reaktor G.A. Siwabessy BATAN, memiliki fluks netron lebih dari nilai tersebut, sehingga dapat dihasilkan Mo-99 lebih dari 50 Ci. Oleh sebab itu, proses ini berpeluang digunakan untuk proses pembuatan Tc-99m dari Mo alam teriradiasi dengan radioaktivitas Mo-99 lebih dari 50 Ci. KESIMPULAN Radionuklida Tc-99m dari MoO 3 sebanyak 150 gram dalam bentuk larutan Na 2 MoO 4 dengan konsentrasi 486 dan 509 gram per liter dapat diekstraksi dan tidak teramati adanya endapan selama proses ekstraksi. Hasil percobaan menunjukkan bahwa ekstraksi Tc-99m dengan pengadukan selama 5 menit memberikan yield ekstraksi yang rendah sebesar 37,7 dan 48,0%. Sedang ekstraksi dengan pengadukan selama menit memberikan yield ekstraksi yang tinggi sebesar 78,1-89,1%. Hasil ini memberikan harapan dapat dilakukannya ekstraksi Tc-99 dari Mo alam teriradiasi dengan radioaktivitas lebih dari 50 Ci. Hasil pengukuran menggunakan spektrometer gamma menunjukkan bahwa kandungan Mo-99m sebagian besar di bawah batas maksimum yang diijinkan. Namun larutan Tc-99m perlu proses lebih STTN-BATAN & PTAPB BATAN 294 Rohadi Awaludin, dkk

5 lanjut untuk memastikan bahwa seluruh larutan yang dihasilkan memenuhi persyaratan dari sisi kandungan Mo-99. DAFTAR PUSTAKA 1. IAEA, Technetium-99m Radiopharmaceuticals: Manufacture of Kits. IAEA-Technical Reports Series No IAEA, Viena, IAEA, Technetium-99m Radiopharmaceuticals: Status and Trends, IAEA, Viena, SANTINI M., The role of technetium-99m hexakis-2-methoxyisobutyl isonitrile in the detection of neoplastic lung lesions, European Journal of Cardio-Thoracic Surgery 35, 2009, BACOVSKY J. AND MYSLIVECEK M., Multiple Myeloma: Scintigraphy Using Technetium-99m-2-Methoxyisobutylisonitrile, Cancer Imaging, 12, 2008, YANG J., GUO H., MIAO Y. Technetium- 99m-labeled Arg-Gly-Asp-conjugated alphamelanocyte stimulating hormone hybrid peptides for human melanoma imaging. Nuclear Medicine and Biology, 37, 20, PETRETTA M., SORICELLI A., STORTO G., CUOCOLO A., Assessment of coronary flow reserve using single photon emission computed tomography with technetium 99m labeled tracers, Journal of Nuclear Cardiology 15, 2008, DEGIRMENCI B, MIRAL S, ARSLAN G, BAYKARA A, EVREN I AND DURAK H. Technetium-99m HMPAO brain SPECT in autistic children and their families, Neuroimaging, 162, 2008, CHATTOPADHYAY S., GHOSH M., SETT S., Preparation and evaluation of 99m Tccefuroxime, a potential infection specific imaging agent, Applied Radiation and Isotopes, 70, 2012, SEDILLO D., The Global Threat Reduction Initiative's Molybdenum-99 Program, United Stated Department of Energy, IAEA, Manual for Reactor Produced Radioisotope, IAEA-Technical Reports Series No. 1340, IAEA, Viena, JUN B.J., TANIMOTO M., KIMURA A., HORI N., IZUMO H. and TSUCHIYA K., Feasibility Study on Mass Production of (n,γ) 99 Mo, JAEA- Research , CHATTOPADHYAY S., DAS S. S., BARUA L., A simple and rapid technique for recovery of 99mTc from low specific activity (n,g)99mo based on solvent extraction and column chromatography, Applied Radiation and Isotopes, 68, 20, ADANG H.G., MUTALIB A., LUBIS H..,. AWALUDIN R, SRIYONO, SUBUR M., SULAIMAN, Alternatif Pemisahan Radionuklida 99mTc dari 99Mo Aktifitas Spesifik Rendah Menggunakan Kombinasi Metode Ekstraksi Metil Etil Keton dan Kolom Kromatografi Alumina, Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka, 15(1), 2012, TANASE M., private communication, ARINO H., KRAMER H.H., Fission product 99m Tc generator, Int. J. App. Rad. Isot. 26, 1975, CHATTOPADHYAY S, DAS M.K., A novel technique for the effective concentration of 99m Tc from a large alumina column loaded with low specific-activity (n,γ)-produced 99Mo, Applied Radiation and Isotopes, 66, 2008, TANYA JAWAB Pertanyaan 1. Fase organik apa? Te dalam bentuk apa? (Sahat Simbolon) 2. Bagaimana sistem ekstraksi Tc-99m dengan MIBK? (Triyono) 3. Mohon penjelasan apakah kecepatan pengadukan berpengaruh terhadap hasil ekstraksi dan berapa kecepatan optimum yang diperbolehkan untuk memperoleh hasil yang optimum. (Zaenal Abidin) 4. Kenapa waktunya hanya 5 dan? (Zaenal Abidin) 5. Tc-99 terikat dalam fase organik MEK, apakah Tc-99 bisa langsung digunakan untuk terapi kanker atau masih ada proses lanjut? (Boybul) Jawaban 1. Tc-99m pindah dari fase air ke MEK (organik). Tc-99 dalam bentuk ion TiO Pada ekstraksi dengan MEK, Mo-99 tetap dalam fasa air sedang Tc-99m dalam fasa organik (MEK) 3. Kecepatan pengadukan diduga berpengaruh pada percobaan ini diaduk dengan kecepatan 300 rpm, belum dicoba kecepatan lain. 4. Pada dasarnya semakin pendek semakin bagus sehingga memang diperlukan data antara 5- menit. menit telah mendekati nilai maksimum 5. Masih perlu proses lebih lanjut, mengubahnya dalam larutan salin sehingga dapat digunakan untuk penandaan radiofarmaka. Tc-99m adalah radioisotop diagnosis, bukan untuk terapi. Rohadi Awaludin, dkk 295 STTN-BATAN & PTAPB-BATAN