44 ISSN Adang H.G.., dkk.
|
|
- Devi Indradjaja
- 6 tahun lalu
- Tontonan:
Transkripsi
1 44 ISSN Adang H.G.., dkk. UNJUK KERJA GENERATOR Mo-99/TC-99M BERBASIS PZC (POLY ZIRCINIUM COMPOUND) MENGGUNAKAN MO-99 HASIL AKTIVASI NEUTRON DARI Mo ALAM DENGAN AKTIVITAS Mo-99 > 5 CI Adang H.G., Abdul Mutalib, Hotman L., Rohadi A., Sriyono, Muhamad Subur, Yono S., Sulaiman, Herlina, Abidin, Hambali Pusat Radioisotop dan Radiofarmaka BATAN Kawasan Puspiptek Gd. 11 Serpong Tangerang Selatan adanghg56@yahoo.com ABSTRAK UNJUK KERJA GENERATOR Mo-99/Tc-99m BERBASIS PZC (POLY ZIRCINIUM COMPOUND) MENGGUNAKAN Mo-99 HASIL AKTIVASI NEUTRON DARI Mo ALAM DENGAN AKTIVITAS Mo- 99 > 5 Ci Pengembangan generator Mo-99/Tc-99m berbasis PZC (poly zirconium compound) sebagai pengadsorpsi dari Mo-99 hasil aktivasi neutron dari Mo alam telah berhasil dilakukan dengan aktivitas mci. Hasil pengembangan menunjukkan bahwa Tc-99m yang dihasilkan memenuhi persyaratan untuk digunakan di rumah sakit. Dari segi produksi, generator alternatif Mo-99/Tc-99m berbasis PZC ini memberikan beberapa keuntungan diantaranya tidak menggunakan uranium, tahapan produksi lebih pendek dan sederhana, rendemen hasil elusi cukup baik dan tidak menghasilkan limbah radioaktif berumur paro panjang. Meskipun demikian, sampai saat ini masih belum ada penelitian atau produksi generator Mo-99/Tc- 99m berbasis PZC yang menggunakan aktifitas Mo-99 > 1 Ci. Pada tahun 2009 melalui kerjasama antara PRR BATAN dan JAEA/Chiyoda telah dilakukan penelitian lanjutan mengenai generator Mo-99/Tc-99m berbasis PZC menggunakan Mo-99 dari hasil aktivasi neutron dari Mo alam dengan aktifitas > 5 Ci. Beberapa parameter yang berhubungan dengan kinerja generator Mo-99/Tc-99m seperti kapasitas serap, profil elusi, rendemen Tc-99m dan lolosan Mo-99 diamati dalam penelitian ini. Hasil penentuan kapasitas serap senyawa PZC terhadap Mo diperoleh dengan melihat aktivitas Mo-99 setelah pemanasan 3 jam campuran PZC dengan Mo dan diperoleh hasil ± 2.3 % atau g dari g MoO 3 yang direaksikan. Profil elusi dari eluat Tc-99m yang diperoleh dari sistem generator Mo-99/Tc-99m berbasis PZC yang diamati sampai dalam 10 hari elusi menunjukkan bahwa dengan volume elusi 150 ml diperoleh sekitar % aktivitas Tc-99m dari jumlah aktivitas total yang terelusi. Hasil penentuan rendemen eluat Tc-99m dari generator Mo-99/Tc-99m berbasis PZC diperoleh > 60 % (63 97 %). Lolosan Mo-99 yang masih terdapat dalam eluat Tc-99m dari sistem generator Mo-99/Tc-99m berbasis PZC menunjukkan bahwa sekitar 0,023 0,212 µci Mo-99/mCi Tc-99m masih terdeteksi dengan alat spektrometer gamma. Kata kunci : Tc-99m, Mo-99, PZC, profil elusi, lolosan Mo-99, rendemen Tc-99m. ABSTRACT Development of generator Mo-99/Tc-99m based on PZC (Poly Zirconium Compound) as an adsorbent from neutron irradiated Mo-99 has been done in mci Mo-99 activity. The results shown that Tc-99m is qualified to use in hospitals. From production viewpoint, this Mo-99/Tc-99m alternative generator based on PZC have several advantages, such as no need uranium target, shorter and simple production steps, yield high radioactive concentration of pertechnetate, and no radioactive waste of long-life radionuclides. However, up to now there is no research or production of Mo-99/Tc-99m generators based on PZC loaded with high activity of Mo-99 higher than 1 Ci. In 2009 through cooperation between PRR BATAN and JAEA/Chiyoda Japan further research on Mo-99/Tc-99m generator based on PZC have been done using Mo-99 with activity more than 5 Ci. Parameters related to Mo-99/Tc-99m generator performance of the such as adsorptive capacity, elution profile, Tc-99m yield and Mo-99 breakthrough were observed in this research. Adsorption capacity of PZC to molybdenum can be determined by observing Mo-99 activity after 3 hours heating a mixture of PZC and molybdenum at 90 o C and the result indicated that 96,63 ± 2,3 % (14.45 g) from of Mo was adsorbed on PZC. Elution profile of Tc-99m eluate obtained from PZC-based Mo- 99/Tc-99m generator system were observed up to 10 days showed that in 150 ml eluate contained % of Tc-99m activity from the total eluted activity. Yield percentage of Tc-99m eluate from PZC-based Mo- 99/Tc-99m generator obtained were %. Mo-99 breakthrough in Tc-99m eluate from PZC-based Mo- 99/Tc-99m generator system indicated that 0,023 to 0,212 µci Mo-99/mCi Tc-99m was detected with a gamma spectrometer. Keywords : Tc-99m, Mo-99, PZC, elution profile, Mo-99 breakthrough, Tc-99m yield
2 Adang H.G., dkk. ISSN PENDAHULUAN enerator Mo-99/Tc-99m, sebagai suatu produk Gmaupun ditinjau dari sistim produksinya, dapat dikategorikan sebagai suatu radiofarmaka dan berfungsi sebagai penghasil teknesium-99m. Untuk memenuhi kebutuhan rumah sakit di Indonesia, dewasa ini PT Batan Teknologi memproduksi secara komersial Generator Mo-99/Tc-99m berdasarkan lisensi Cintichem USA dengan menggunakan produk fisi Mo-99 yang diperoleh dari target uranium pengkayaan tinggi (High Enriched Uranium, HEU). Akhir tahun 2010 uranium pengkayaan tinggi (HEU) sebagai sumber bahan baku Mo-99 di PT Batan Teknologi akan habis dan sangat sulit diperoleh di pasaran dunia. Kelangkaan HEU ini terutama disebabkan amandemen Kongres Amerika Serikat yang membatasi sangat ketat penggunaan HEU, baik untuk bahan bakar reaktor riset maupun untuk keperluan produksi radioisotop Mo-99, dalam upaya mencegah penyalahgunaan pemakaiannya untuk senjata nuklir [1 3]. Meskipun dewasa ini Mo-99 hasil fisi paling umum dan sangat luas penggunaannya untuk produksi generator Mo-99/Tc-99m, terdapat tiga hal yang harus menjadi bahan pertimbangan terutama menyangkut nilai ekonomis bersifat jangka panjang dari suatu kegiatan produksi Mo-99 [3,4] yaitu : 1. Produksi Mo-99 dari hasil fisi akan menghasilkan limbah dengan keradioaktifan sangat tinggi. 2. Produksi Mo-99 hasil fisi memerlukan bahan target U-235 pengkayaan tinggi yang merupakan bahan spesifikasi senjata nuklir sehingga memerlukan pengawasan (safeguard) yang sangat ketat 3. Selama berlangsungnya proses kimia U-235 hasil iradiasi, ada potensi terjadinya kecelakaan kritikalitas bersifat katastrofik dari lepasan produk fisi aktifitas tinggi yang akan menimbulkan isu lingkungan serius. Molibdenum-99 juga dapat diperoleh dari reaksi aktivasi (n, γ) di reaktor dari target Mo-98 alam atau yang diperkaya, meskipun demikian, Mo-99 yang dihasilkan mempunyai aktivitas spesifik yang rendah dibanding dengan Mo-99 hasil fisi U-235. Permasalahan yang terjadi dalam pengembangan generator Mo-99/Tc-99m menggunakan Mo-99 hasil aktivasi neutron adalah terbatasnya daya serap alumina terhadap molibdenum (< 10 mg Mo/g alumina). Beberapa penelitian ke arah pengembangan generator Mo-99/Tc-99m yang menggunakan Mo-99 dengan aktivitas spesifik rendah dari hasil aktivasi neutron telah dilakukan diantaranya adalah dalam bentuk generator gel dari zirconium atau titanium molibdat dan hal ini dianggap sebagai salah satu alternatif untuk menghasilkan Tc-99m meskipun proses pembuatannya sulit dan memakan waktu lama. Pada tahun , kerjasama antara BATAN dengan Kaken Co. Jepang, telah dilakukan berbagai penelitian berkaitan dengan kemungkinan untuk pembuatan generator Tc-99m dari Mo hasil reaksi (n, γ) dengan PZC. Dari hasil penelitian selanjutnya, dengan pembuatan yang masih dilakukan secara manual telah dapat dihasilkan radionuklida Tc-99m dengan kualitas yang sama dengan Tc-99m yang diperoleh dari generator Mo-99/Tc-99m dari Mo-99 hasil fisi. Aktifitas Mo-99 yang digunakan dalam penelitian tersebut adalah sekitar mci per generator [5 11]. Ukuran suatu generator Mo-99/Tc-99m yang diperlukan oleh suatu rumah sakit sangat bervariasi didasarkan pada keperluannya dengan melihat jumlah pasen yang ditangani. Sampai saat ini generator Mo- 99/Tc-99m yang digunakan di rumah sakit di Indonesia adalah ukuran 208 dan 415 mci dengan menggunakan Mo-99 dari hasil fisi U-235 diperkaya (HEU). Dengan bertambahnya jumlah yang menggunakan generator Mo-99/Tc-99m dan juga untuk mengurangi bertumpuknya limbah fisik dari generator Mo-99/Tc-99m di rumah sakit (kontiner Pb, kontiner luar dan komponen pengiriman), perlu suatu cara untuk pemecahan hal tersebut [10 14]. Melalui kerjasama antara PRR BATAN dengan JAEA/Chiyoda, telah disepakati untuk mengembangkan generator Mo-99/Tc-99m berbasis PZC dari Mo-99 hasil aktifasi neutron dengan aktifitas > 5 Ci. Dasar pemikiran dari kerjasama ini adalah melihat dari keadaan saat ini bahwa di Jepang dalam 1 minggu diperlukan sekitar 150 buah generator Mo-99/Tc-99m yang bila dilihat dari limbah fisik yang ditimbulkannya per bulan atau per tahun pasti memerlukan tempat penyimpanan yang besar dan luas [15-17]. Dalam rangka pengurangan limbah fisik dan mengefektifkan pemakaian Tc-99m hasil elusi, telah direncanakan mengurangi jumlah generator yang dirakit dengan menaikkan aktifitas generator. Generator Mo-99/Tc-99m dengan aktifitas yang besar akan disimpan di suatu rumah sakit tertentu dan Tc-99m hasil elusi yang tentunya aktifitasnya tinggi dibagi-bagikan ke rumah sakit disekitarnya berdasarkan kebutuhannya. Aktifitas Mo-99 yang akan dimasukkan kedalam kolom generator Mo- 99/Tc-99m berbasis PZC dalam penelitian ini adalah > 5 Ci per generator (7 Ci, 10 Ci dan 11 Ci). Terhadap generator Mo-99/Tc-99m dilakukan pengamatan kinerjanya dengan melihat beberapa
3 46 ISSN Adang H.G.., dkk. parameter seperti kapasitas serap PZC terhadap Mo- 99, profil elusi, rendemen Tc-99m dan lolosan Mo-99 dalam eluat Tc-99m [18, 19]. BAHAN DAN METODE Bahan dan alat yang digunakan Bahan utama yang digunakan dalam penelitian ini adalah radionuklida Mo-99 yang diperoleh dari hasil irradiasi MoO 3 alam di reaktor RSG-GAS selama 5-10 hari pada fluks 1,2 x n.cm -2.dtk -1. PZC (poly zirconium compound) diperoleh dari JEAE/Chiyoda Inc.Japan. Peralatan gelas seperti kolom, beaker glas, erlenmeyer, gelas ukur dan pipet ukur menggunakan bahan dari gelas pyrex. Bahan kimia lainnya seperti HCl, NaOH, metanol, HNO 3, aseton ( semuanya buatan Merck). Single channel analyzer (Veenstra Instrument) digunakan sebagai pencacah radioaktifitas. Spektrometer gamma yang dilengkapi dengan perangkat lunak Genie 2000 digunakan untuk penentuan kemurnian radionuklida dan menghitung aktivitas lolosan Mo-99 dalam hasil elusi. Dose calibrator ( Victoreen ) digunakan sebagai pencacah larutan inti. Peralatan lain yang digunakan adalah ph meter, termometer dan pelat pemanas. Pembuatan generator Mo-99/Tc-99m Pembuatan generator Mo-99/Tc-99m berbasis PZC dapat dilakukan dengan tahapan seperti pada diagram alir di bawah ini. Gambar 1. Diagram alir perakitan sistem generator Mo-99/Tc-99m berbasis PZC. Pelarutan Mo-99 Hasil Iradiasi Iradiasi target seberat 34 g dilakukan di reaktor pada RSG GAS dengan fluks neutron 1,2 x n.cm -2.dtk -1 untuk waktu iradiasi 5-10 hari. Wadah ampul dari target teriradiasi dipotong dan isinya ( 99 Mo) dimasukkan ke dalam beaker gelas 500 ml. Molibdenum-99 dalam beaker gelas kemudian dilarutkan dalam NaOH 6 N. Setelah semua Mo-99 larut, kemudian ph larutan diatur sampai 7,0 dengan larutan HCl 4 N dan 1 N. Larutan Mo-99 kemudian diatur volumenya sampai 250 ml dengan penambahan akuabides dan diperoleh konsentrasi Mo dalam larutan adalah 53,4 mg/ml. Proses Penyerapan Mo-99 pada PZC dan Pengisian ke Kolom Generator Sebanyak 110 ml larutan Mo-99 dimasukkan ke dalam beaker gelas 500 ml, kemudian ditambahkan 140 ml larutan salin. Pada larutan tersebut ditambahkan perlahan-lahan 45 g senyawa PZC. Campuran direaksikan dengan pemanasan pada 90 o C selama 3 jam. Selama 3 jam tersebut, setiap 30 menit sekali campuran diaduk perlahan-lahan. Setelah pemanasan, campuran didinginkan dan kemudian didekantasi, dicuci dengan 200 ml larutan salin sampai tidak terjadi kekeruhan pada campuran. Setelah cairan dalam campuran berwarna jernih, dengan menggunakan pipet plastik komplek Mo-99 - PZC yang berbentuk padatan dimasukkan ke dalam kolom gelas ukuran 2,5 x 30 cm. Perakitan dan Pencucian Kolom Generator Setelah semua padatan dari komplek Mo-99 - PZC dimasukkan kedalam kolom gelas, ujung kolom diisi dengan glass wool. Kolom Mo-99-PZC kemudian dicuci dengan 150 ml larutan NaOCl 0,5 % dan setelah itu kolom dicuci dengan 200 ml larutan salin. Untuk meminimalkan lolosan Mo-99 dalam eluat pada sistem generator Mo-99/Tc-99m ini, dipasang kolom kedua alumina dengan berat alumina 3,0 gram [20,21]. Kapasitas serap dihitung dari hasil pengurangan aktivitas asal yang direaksikan dengan Limbah 1,2 dan 3. Pengelusian dan Penentuan Kinerja Generator Mo- 99/Tc-99m Berbasis PZC (kapasitas serap, profil elusi, profil rendemen dan lolosam Mo-99 dalam eluat Tc-99m) Setelah 24 jam, masing-masing generator Mo- 99/Tc-99m kemudian dielusi dengan menggunakan larutan salin sebanyak 8 x 50 ml. Aktivitas radionuklida Tc-99m hasil elusi diukur menggunakan alat Gamma Ionization Chamber (GIC). Penentuan kapasitas serap PZC terhadap Mo-99 dilakukan dilakukan dengan membandingkan aktivitas Mo-99 dalam kolom terhadap aktivitas Mo- 99 awal yang direaksikan (Gambar 1). Presentase dan berat Mo total yang terdapat dalam kolom dihitung dari berat total awal Mo yang direaksikan. Untuk menentukan profil elusi Tc-99m dari generator Mo-99/Tc-99m, setiap50 ml eluat yang keluar dari kolom ditampung dalam vial terpisah dan diukur radioaktifitasnya. Penentuan rendemen Tc-99m dalam eluat generator Mo-99/Tc-99m dengan membandingkan aktivitas total Tc-99m yang terelusi terhadap Tc-99m teoritis yang terdapat dalam kolom generator.
4 Adang H.G., dkk. ISSN Penentuan jumlah lolosan Mo-99 dalam eluat Tc-99m dilakukan dengan menggunakan alat spektrometer gamma. Sampel dicacah dengan spektrometer gamma dan kemudian dihitung aktivitasnya. Perbandingan aktivitas Mo-99 (µci) dalam eluat per mci Tc-99m adalah jumlah lolosan Mo-99 dalam eluat. HASIL DAN PEMBAHASAN Dalam pembuatan generator Mo-99/Tc-99m berbasis PZC (poly zirconium compound), peran alumina sebagai pengadsorpsi Mo-99 digantikan dengan senyawa PZC yaitu suatu polimer anorganik yang mempunyai daya serap tinggi terhadap logam Mo. Percobaan pembuatan Generator Mo-99/Tc- 99m telah dirintis bekerjasama antara Kaken Co. dan JAERI Jepang dengan beberapa negara Asia seperti Korea Selatan, Indonesia, Vietnam, Malaysia, Thailand, China dan Philipina. Penelitian Generator Mo-99/Tc-99m berbasis PZC dengan skala aktivitas produksi mci/generator dilakukan di PRR BATAN. Dari beberapa hasil yang telah dilaporkan menunjukkan kualitas yang setara dengan Generator Mo-99/Tc-99m yang menggunakan Mo-99 hasil fisi U-235. Dalam pengembangan lanjutan sistem generator Mo-99/Tc-99m berbasis PZC, sampai saat ini masih belum ada data mengenai pemakaian aktivitas > 1 Ci untuk pembuatan generator Mo-99/Tc-99m. Pada tahun 2009 melalui kerjasama penelitian antara PRR BATAN dengan JEAE/Chiyoda Co. telah disepakati untuk melakukan penelitian mengenai penggunaan PZC untuk generator Mo-99/Tc-99m dengan aktivitas Mo-99 > 5 Ci. Dalam penelitian yang telah dilakukan, aktivitas radionuklida Mo-99 yang dimuat kedalam kolom generator masing-masing adalah dari 5 Ci sampai dengan 12 Ci. Tahap pertama penelitian adalah mengamati unjuk kerja dari generator Mo- 99/Tc-99m berbasis PZC dan parameter yang diamati adalah seperti kapasitas penyerapan, rendemen, profil elusi dan lolosan Mo-99 dalam eluat Tc-99m. Untuk memperoleh aktivitas Mo-99 yang besar tersebut dilakukan dengan jumlah MoO 3 yang diiradiasi seberat 34 g untuk 2 buah generator dan jumlah PZC yang diperlukan untuk tiap generator adalah 45 g. Hasil penentuan kapasitas penyerapan PZC terhadap Mo dapat dilihat pada Tabel 1. Dari 6 buah generator Mo-99/Tc-99m yang dibuat terlihat bahwa kapasitas penyerapan PZC terhadap Mo adalah ± g MoO 3 /45 g PZC atau 9,6996 g Mo/45 g PZC (~ 216 mg Mo/g PZC). Hasil penyerapan PZC terhadap Mo yang diperoleh pada penelitian ini adalah sedikit lebih kecil dibanding penyerapan PZC awal [6] yaitu ~ 250 mg Mo/g PZC, hal ini disebabkan karena PZC yang digunakan dalam penelitian ini adalah yang telah disalut dengan TEOS (tetra etil orto silikat). Penyalutan ini menyebabkan penurunan terhadap kapasitas penyerapan [7, 8]. Hasil penentuan profil elusi dari generator Mo- 99/Tc-99m berbasis PZC dengan aktivitas Mo-99 > 5 Ci dapat dilihat pada Gambar 2 dan Gambar 3. Dari Gambar 2 terlihat bahwa aktivitas tertinggi eluat Tc- 99m dari sistem generator Mo-99/Tc-99m berbasis PZC adalah pada elusi pertama dan aktivitas eluat Tc-99m menurun terus pada elusi ke 2 sampai ke 8. Bila melihat aktivitas kumulatif elusi Tc-99m dari generator Mo-99/Tc-99m berbasis PZC dari Gambar 3, bahwa sampai dengan volume elusi 100 ml sekitar % aktivitas Tc-99m telah terelusi dari jumlah aktivitas total 400 ml dan pada volume elusi > 300 ml persentase Tc-99m yang terelusi > 95 % dari aktivitas total 400 ml. Dengan melihat profil elusi dari sistem generator Mo-99/Tc-99m berbasis PZC dengan aktivitas > 5 Ci dapat diprediksi berapa volume yang akan dielusi untuk memperoleh aktivitas sesuai dengan keperluan. Hasil penentuan rendemen eluat Tc-99m dari sistem generator Mo-99/Tc-99m berbasis PZC dengan aktivitas Mo-99 > 5 Ci dapat dilihat pada Gambar 4. Selama 10 kali elusi diperoleh bahwa rendemen elusi berkisar antara % dari aktivitas teoritis Tc-99m yang terdapat dalam kolom generator. Pada 2 kali elusi persentase rendemen masih menunjukkan > 90 % sedangkan dari elusi ke 3 dan seterusnya sampai elusi ke 10 rendemen hanya berkisar dari %. Turunnya rendemen setelah hari ke 3 elusi diduga disebabkan oleh terbentuknya elektron tersolvatasi akibat radiasi partikel beta tinggi dari Mo-99 yang mereduksi bilangan oksidasi Tc- 99m dari 7 ke bentuk lebih rendah yang tidak larut, TcO 2 dan terperangkap dalam kolom mengakibatkan rendahnya rendemen Tc-99m yang terelusi[12, 21]. Penambahan larutan NaOCl 0,5 % yang dilakukan pada awal pembuatan generator Mo-99/Tc-99m kelihatannya hanya efektif pada 2 kali elusi, sehingga untuk penelitian selanjutnya disarankan untuk menambahkan larutan NaOCl 0,5 % setiap 2 kali elusi. Tabel 1. Data hasil penentuan kapasitas penyerapan PZC terhadap Mo Nomor percobaan Mo-99 direaksikan (Ci) Kapasitas penyerapan (g MoO 3 /45 g PZC) Keterangan (97.75 %) Iradiasi : 10 hari 1B (98.73 %) 2A (97.26 %) Iradiasi : 5 hari 2B (97.34 %) 3A (97.36 %) Iradiasi : 10 hari
5 48 ISSN Adang H.G.., dkk. 3B (98.01 %) Rerata = ± Elusi-1 Elusi-2 Elusi Elusi-4 Elusi-5 Elusi-6 Elusi-7 Elusi-8 Elusi-9 Aktivitas Tc-99m, mci Elusi Nomor fraksi Gambar 2. Profil elusi Tc-99m dari generator Mo-99/Tc-99m berbasis PZC menggunakan Mo-99 hasil aktivasi neutron dari Mo alam. (Volume tiap fraksi elusi = 50 ml) Gambar 3. Profil elusi Tc-99m sampai dengan 400 ml dari generator Mo-99/Tc-99m berbasis PZC menggunakan Mo-99 hasil aktivasi neutron dari Mo alam. (Volume tiap fraksi elusi = 50 ml) R e n d e m e n (%) Elusi Gambar 4. Profil rendemen Tc-99m dari generator Mo-99/Tc-99m berbasis PZC menggunakan Mo-99 hasil aktivasi neutron dari Mo alam. (rendemen per elusi merupakan total volume elusi sebanyak 400 ml) Hasil penentuan besarnya lolosan Mo-99 yang terdapat pada eluat Tc-99m dari sistem generator Mo-99/Tc-99m berbasis PZC yang menggunakan Mo-99 aktivitas > 5 CI dapat dilihat pada Gambar 5. Berdasarkan dari Medi Physic Inc., persyaratan lolosan Mo-99 dari suatu generator Mo-99/Tc-99m adalah < 0,15 µci Mo-99/mCi Tc-99m [16]. Bila melihat dari seluruh hasil elusi terlihat bahwa secara umum lolosan Mo-99 dalam eluat Tc-99m masih memenuhi syarat, tetapi pada hari pertama elusi lolosan Mo-99 > 0,15 µci Mo-99/mCi Tc-99m. Kemungkinan yang menyebabkan terjadinya lolosan Mo-99 pada hari pertama elusi adalah putusnya sebagian ikatan komplek Mo-PZC yang disebabkan
6 Adang H.G., dkk. ISSN oleh radiolisis atau juga mungkin pencucian yang kurang sempurna sehingga masih terdapat Mo-99 bebas didalam kolom. Gambar 4. Profil lolosan Mo-99 dalam eluat Tc-99m dari generator Mo-99/Tc-99m berbasis PZC menggunakan Mo-99 hasil aktivasi neutron dari Mo alam. (Volume tiap fraksi elusi = 50 ml). KESIMPULAN DAN SARAN Dari hasil penelitian unjuk kerja generator Mo- 99/Tc-99m berbasis PZC dengan aktivitas Mo-99 > 5 Ci yang merupakan kerjasama antara PRR BATAN dengan JAEA/Chiyoda Jepang, dapat diambil beberapa kesimpulan sebagai berikut : 1. Kapasitas penyerapan PZC terhadap Mo untuk generator Mo-99/Tc-99m dengan aktivitas >5 Ci menunjukkan > 97 % Mo-99 yang direaksikan terserap pada kolom 2. Dari profil elusi, untuk mendapatkan rendemen aktivitas > 80 % [16] dari total hasil elusi adalah pada volume dari ml. 3. Profil rendemen sampai dengan 10 kali elusi menunjukkan antara % 4. Profil lolosan Mo-99 dari generatir Mo-99/Tc- 99m berbasis PZC dengan aktivitas Mo-99 > 5 Ci pada umumnya < 0,15 µci Mo-99/mCi Tc- 99m. Dalam rangka untuk meningkatkan unjuk kerja generator Mo-99/Tc-99m berbasis PZC dengan aktivitas Mo-99 > 5 Ci, beberapa saran yang perlu diperhatikan adalah: 1. Untuk meminimalkan terjadinya reduksi pada Tc- 99m dalam kolom, penambahan larutan NaOCl 0,5 % dilakukan 2 hari sekali. 2. Volume pencucian komplek Mo-PZC yang asalnya hanya menggunakan volume larutan salin 200 ml perlu dilakukan 2 sampai 3 x 200 ml. 3. Berat kolom alumina sebagai kolom kedua dinaikkan menjadi ~ 5 g. DAFTAR PUSTAKA 1. BENJAMIN, HARM D., Radioisotope Generator, US Patent No , JURIJ V., DRAGOLJUB L., Radionuclidic Generators for the Production of Technetium-99m and Rhenium-188, Physics, Chemistry and Technology Vol. 2, No. 4, 2002, pp HOTMAN L., A. MUTALIB, A.H. GUNAWAN, SRIYONO, EDI SUCIPTO, HAMBALI, Uji Produksi 99 Mo Hasil Fisi Dengan Bahan Sasaran Foil LEU Buatan 2TBDU-BATAN, Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka, Volume 8, Oktober ISSN LEE J.S., HAN H.S., PARK U.J., SHIN H.Y., HONG S.B., JANG D.J., LEE J.S., Adsorbents for Radioisotopes, Preparation Method Therefore, and Radioisotope Generators using th Same, US Patent US 2009/ A1, STEIGMAN J., Chemistry of the Alumina Column, J. Appl. Radiat. Isot., Vol 33 (1982), pp TANASE M., TATENUMA K., ISHIKAWA K., KUROSAWA K., NISHINO M., HASEGAWA Y., A 99m Tc Generator using a New Inorganic Polymer Adsorbent for (n, γ) 99 Mo (1997), Appl. Radiat. Isot. Vol. 48, No HASEGAWA Y., NISHINO M., ISHIKAWA K.,TATENUMA K., KUROSAWA K.,TANASE M.,YAMABAYASHI H., A new inorganic adsorbent of (n, γ) 99 Mo for the practical 99m Tc generator, Proceedings of the 1997 Workshop on the Utilization of Research
7 50 ISSN Adang H.G.., dkk. Reactors,JAERI-Conf , Japan Atomic Energy Research Institute, (n, γ) 99 Mo- 99m Tc Generator, JAERI-Conf , TATENUMA K., ISHIKAWA K., NISHINO M., HASEGAWA Y., KUROSAWA K., A Practical Generator Using (n, γ) Mo-99, Proceedings of 1999 Workshop on the Utilization of Research Reactors, JAERI-Conf (2000), pp KADARISMAN, ADANG H.G., HOTMAN L., Unjuk Kerja Radioisotop 99 Mo/ 99m Tc dengan Radioaktivitas 99 Mo 600 dan 800 mci Berbasis PZC, Prosiding Seminar Nasional Teknik Kimia Kejuangan Pengembangan Teknologi Kimia untuk Pengolahanj Sumber Daya Alam Indonesia, Yogyakarta, 26 Januari MUTALIB A., GUNAWAN A.H., LUBIS H., AWALUDIN R., HAMID, SULAIMAN, ISHIKAWA K., SUMIYA K., YOSHIDA K., AND TATENUMA K., Development of Practical (n, gamma) Mo-99/Tc-99m Generators, Proceedings of the 6 th Nuclear Energy Symposium, Serpong, Indonesia, MUTALIB A., GUNAWAN A.H., LUBIS H., AWALUDIN R., HAMID, SULAEMAN, ISHIKAWA K., SUMIYA K., HISHINUMA Y., YOSHIDA K., TATENUMA K., A Performance of (n, γ) 99 Mo/ 99m Tc Generators Produced by Using PZC Materials and Irradiated Natural Molybdenum, Proceedings of The 2001 Workshop on the Utilization of Research Reactors, Beijing China. 14. ELVIRA Z.S., ADELINA D.M.B., Performance Tests on New Chromatographic Materials for 99Mo-99mTc Generators, Proceeding on the FNCA 2002 Workshop on the Utilization of Research Reactors, Jakarta Indonesia, KTSUYOSHI T., KASUKE Y., YUKIO H., KOJI I., HITOSHI T., Performances and Present Situation of PZC for (n, γ) 99 Mo- 99m Tc Generator, Proceeding on the FNCA 2002 Workshop on the Utilization of Research Reactors, Jakarta Indonesia, o/nuc_med/radpharm/sect-flb.htm. Diunduh tanggal 24 April ANONIM, Quality Control Manual Mo-99 Fission Product, Medi Physics, USA. 8. TATENUMA K., YOSHIDA K., HISHINUMA Y., ISHIKAWA K., TERUNUMA H., Performances and present situation of PZC for 18. VUCINA J.L., Elution Efficiency of Mo-99/Tc- 99m Generators, Physics, Chemistry and Technology Vol. 2, No.3, 2001, pp VESELY P., CIFKA J., Some Chemical and Analytical Problems Connected with Technetium-99m Generators, Radiopharmaceuticals from Generator Produced Radionuclides, Proceeding of Panel, Vienna, IAEA, 1070, pp MUTALIB A., Validation Program on the Production of PZC based 99 Mo/ 99m Tc Generator, in Development of PZC-based Tc- 99m Generator (Editors : T. Genka and E. Sombrito), JAIF, Japan, 2007,p KNAPP Jr.F.F., BEETS A.L., MIRZADEH S., GUHLKE S., Use of a New Tandem Cation/Anion Exchange System with Clinical- Scale Generators Provides High Specific Volume Solutions of Technetium-99m and Rhenium 188, International Symposium on Modern Trends in Radiopharmaceuticals for Diagnosis and Therapy, Portugal, IAEA, ADANG H.G., MUTALIB A., HOTMAN L., AWALUDIN R., SULAEMAN, Pengaruh Pencucian Larutan NaOCl dan Penambahan Kolom Kedua Alumina Terhadap Yield dan Lolosan 99 Mo (mo Breakthrough) dari Generator 99 Mo/ 99m Tc Berbasis PZC (Poly Zirconium Compound), Prosiding Seminar Nasional SDM Teknologi Nuklir, Yogyakarta 5 November ISSN TANYA JAWAB Kadarisman - Apakah ada perbedaan unjuk kerja generator Mo-99/Tc-99m berbasis PZC KANKEN yang di loading Mo-99 dengan radioaktivitas tinggi (orde Ci) dengan yang di loading pada (orde mci)? Adang H.G Perbedaan yang kelihatan adalah dalam profil rendemen dimana pada hari ke 3 dst, di peroleh penurunan rendemen. Prof. Syarif - Apakah metode ini sudah di patenkan? - Apa ada Negara lain yang sudah berhasil seperti ini? Adang H.G Baru akan di ajukan tahun ini Belum ada
8 Adang H.G., dkk. ISSN
PENGARUH PENCUCIAN LARUTAN NaOCl DAN PENAMBAHAN KOLOM KEDUA ALUMINA TERHADAP YIELD DAN LOLOSAN 99 Mo DARI GENERATOR 99 Mo/ 99m Tc BERBASIS PZC
PENGARUH PENCUCIAN LARUTAN NaOCl DAN PENAMBAHAN KOLOM KEDUA ALUMINA TERHADAP YIELD DAN LOLOSAN 99 Mo DARI GENERATOR 99 Mo/ 99m Tc BERBASIS PZC Adang H.G., A. Mutalib, Hotman L, R. Awaludin, Sulaeman, Pusat
Lebih terperinciPENGARUH PENCUCIAN LARUTAN NaOCl DAN PENAMBAHAN KOLOM KEDUA ALUMINA TERHADAP YIELD DAN LOLOSAN BERBASIS PZC (POLY ZIRCONIUM COMPOUND)
YOGYAKARTA, 5 NOVEMBER 29 ISSN 1978-176 PENGARUH PENCUCIAN LARUTAN NaOCl DAN PENAMBAHAN KOLOM KEDUA ALUMINA TERHADAP YIELD DAN LOLOSAN 99 Mo (Mo BREAKTHROUGH) DARI GENERATOR 99 Mo/ 99m Tc BERBASIS PZC
Lebih terperinciPENGARUH PENCUCIAN LARUTAN NaOCl DAN PENAMBAHAN KOLOM KEDUA ALUMINA TERHADAP YIELD DAN LOLOSAN 99 Mo (Mo BREAKTHROUGH) DARI GENERATOR
PENGARUH PENCUCIAN LARUTAN NaOCl DAN PENAMBAHAN KOLOM KEDUA ALUMINA TERHADAP YIELD DAN LOLOSAN 99 Mo (Mo BREAKTHROUGH) DARI GENERATOR 99 Mo/ 99m Tc BERBASIS PZC (POLY ZIRCONIUM COMPOUND) ADANG H.G., A.
Lebih terperinciMODIFIKASI 99 Mo AUTOMATIC LOADING SYSTEM GENERATOR 99 Mo/ 99 mtc BERBASIS PZC
MODIFIKASI 99 Mo AUTOMATIC LOADING SYSTEM GENERATOR 99 Mo/ 99 mtc BERBASIS PZC ADANG H.G., YONO S., ARTADI H.W., WAYAN, A. MUTALIB Pusat Radioisotop dan Radiofarmaka-BATAN Kawasan Puspitek Serpong, Tangerang
Lebih terperinciMODIFIKASI,,99MO AUTOMATIC LOADING SYSTEM" GENERATOR 99MO/99MTC BERBASIS PZC
MODIFIKASI,,99MO AUTOMATIC LOADING SYSTEM" GENERATOR 99MO/99MTC BERBASIS PZC ADANGH.G., YONoS.,ARTADIH.W., WAYAN, A. MUTALIB Pusat Radioisotop dan Radiofarmaka - BATAN Kawasan Puspiptek Gd. 11Serpong Tangerang
Lebih terperinciUNJUK KERJA GENERATOR RADIOISOTOP 99 Mo/ 99m Tc DENGAN RADIOAKTIVITAS 99 Mo 600 DAN 800 mci BERBASIS PZC *
Urania Vol. 17 No. 1, Februari 2011 : 1-54 UNJUK KERJA GENERATOR RADIOISOTOP / 99m Tc DENGAN RADIOAKTIVITAS 600 DAN 800 mci BERBASIS PZC * Kadarisman dan Adang HG. Pusat Radioisotop dan Radiofarmaka (PRR),
Lebih terperinciUnjuk Kerja Generator Radioisotop Mo/ Tc dengan Radioaktivitas
Prosiding Seminar Nasional Teknik Kimia Kejuangan ISSN 1693 4393 Pengembangan Teknologi Kimia untuk Pengolahan Sumber Daya Alam Indonesia Yogyakarta, 26 Januari 2010 99 99m Unjuk Kerja Generator Radioisotop
Lebih terperinciKARAKTERISASI PZC SEBAGAI PENGISI KOLOM GENERATOR 99 MO/ 99M TC
78 ISSN 0216-3128 Kadarisman, dkk. KARAKTERISASI PZC SEBAGAI PENGISI KOLOM GENERATOR 99 MO/ 99M TC Kadarisman, Abdul Mutalib, Hotman Lubis, Herlina dan Yono Sugiharto Pusat Radioisotop dan Radiofarmaka,
Lebih terperinciKARAKTERISASI PZC SEBAGAI PENGISI KOLOM GENERATOR 99 Mo/ 99m Tc
KARAKTERISASI PZC SEBAGAI PENGISI KOLOM GENERATOR 99 Mo/ 99m Tc Kadarisman 1 dan Abdul Mutalib 1 1. Pusat Radioisotop dan Radiofarmaka, BATAN Kawasan Puspiptek, Gedung 11, Setu, Tangerang Selatan, 15314
Lebih terperinciPENGARUH REGENERASI KOLOM ALUMINA ASAM TERHADAP RECOVERY DAN KUALITAS 99m Tc HASIL EKSTRAKSI PELARUT MEK DARI 99 Mo HASIL AKTIVASI NEUTRON
p ISSN 0852 4777; e ISSN 2528-0473 PENGARUH REGENERASI KOLOM ALUMINA ASAM TERHADAP RECOVERY DAN KUALITAS 99m Tc HASIL EKSTRAKSI PELARUT MEK DARI 99 Mo HASIL AKTIVASI NEUTRON Adang H. G., Yono S, Widyastuti
Lebih terperinciJurnal Radioisotop dan Radiofarmaka ISSN Journal of Radioisotope and Radiopharmaceuticals Vol 9, Oktoberl 2006
Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka ISSN 14108542 PRODUKSI TEMBAGA64 MENGGUNAKAN SASARAN TEMBAGA FTALOSIANIN Rohadi Awaludin, Abidin, Sriyono dan Herlina Pusat Radioisotop dan Radiofarmaka (PRR), BATAN
Lebih terperinciPEMISAHAN 54 Mn DARI HASIL IRADIASI Fe 2 O 3 ALAM MENGGUNAKAN RESIN PENUKAR ANION
PEMISAHAN 54 Mn DARI HASIL IRADIASI Fe 2 O 3 ALAM MENGGUNAKAN RESIN PENUKAR ANION Anung Pujiyanto, Hambali, Dede K, Endang dan Mujinah Pusat Pengembamgan Radioisotop dan Radiofarmaka (P2RR), BATAN ABSTRAK
Lebih terperinciPRODUKSI IODIUM-125 MENGGUNAKAN TARGET XENON ALAM
PRODUKSI IODIUM-125 MENGGUNAKAN TARGET XENON ALAM Rohadi Awaludin Pusat Pengembangan Radioisotop dan Radiofarmaka (P2RR), BATAN ABSTRAK PRODUKSI IODIUM-125 MENGGUNAKAN TARGET XENON ALAM. Iodium- 125 merupakan
Lebih terperinciAPLIKASI PLC (PROGRAMMABLE LOGIC CONTROLLER) SEBAGAI SISTEM KONTROL PADA Modifikasi Automatic Loading Machine Generator 99 Mo/ 99m Tc berbasis PZC
APLIKASI PLC (PROGRAMMABLE LOGIC CONTROLLER) SEBAGAI SISTEM KONTROL PADA Modifikasi Automatic Loading Machine Generator 99 Mo/ 99m Tc berbasis PZC I WAYAN W., ARTADI H.W., ADANG H.G., YONO S., A. MUTALIB
Lebih terperinciGENERATOR 188W/188Re BERBASIS ALUMINA
Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka Journal of Radioisotopes and Radiopharmaceuticals Vol 16 No 1 April 01 ISSN 1410-854 PEMISAHAN RADIOISOTOP DARI RADIOISOTOP W MELALUI KOLOM GENERATOR W/ BERBASIS ALUMINA
Lebih terperinciUJI PRODUKSI 99 Mo HASIL FISI DENGAN BAHAN SASARAN FOIL LEU BUATAN P2TBDU-BATAN
UJI PRODUKSI 99 Mo HASIL FISI DENGAN BAHAN SASARAN FOIL LEU BUATAN P2TBDU-BATAN Hotman Lubis, A. Muthalib, A. H. Gunawan, Sriyono, Edi Sucipto dan Hambali Pusat Pengembangan Radioisotop dan Radiofarmaka
Lebih terperinciJurnal Radioisotop dan Radiofarmaka ISSN Journal of Radioisotope and Radiopharmaceuticals Vol 10, Oktober 2007
PERHITUNGAN PEMBUATAN KADMIUM-109 UNTUK SUMBER RADIASI XRF MENGGUNAKAN TARGET KADMIUM ALAM Rohadi Awaludin Pusat Radioisotop dan Radiofarmaka (PRR), BATAN Kawasan Puspiptek, Tangerang, Banten ABSTRAK PERHITUNGAN
Lebih terperinciMAKALAH PENDAMPING : PARALEL E. PELAPISAN MATERIAL BERBASIS ZIRKONIUM SEBAGAI PENYERAP MOLIBDENUM UNTUK PREPARASI GENERATOR 99 Mo/ 99m Tc
MAKALAH PENDAMPING : PARALEL E SEMINAR NASIONAL KIMIA DAN PENDIDIKAN KIMIA IV Peran Riset dan Pembelajaran Kimia dalam Peningkatan Kompetensi Profesional Program Studi Pendidikan Kimia Jurusan PMIPA FKIP
Lebih terperinciIRADIASI NEUTRON PADA BAHAN SS316 UNTUK PEMBUATAN ENDOVASCULAR STENT
86 IRADIASI NEUTRON PADA BAHAN SS316 UNTUK PEMBUATAN ENDOVASCULAR STENT Rohadi Awaludin, Abidin, dan Sriyono Pusat Radioisotop dan Radiofarmaka (PRR), Badan Tenaga Nuklir Nasional (BATAN), Kawasan Puspiptek
Lebih terperinciPENENTUAN WAKTU TUNDA PADA KONDISIONING LIMBAH HASIL PENGUJIAN BAHAN BAKAR PASCA IRADIASI DARI INSTALASI RADIOMETALURGI
PENENTUAN WAKTU TUNDA PADA KONDISIONING LIMBAH HASIL PENGUJIAN BAHAN BAKAR PASCA IRADIASI DARI INSTALASI RADIOMETALURGI Herlan Martono, Wati, Nurokhim Pusat Teknologi Limbah Radioaktif ABSTRAK PENENTUAN
Lebih terperinciRADIOKALORIMETRI. Rohadi Awaludin
RADIOKALORIMETRI Rohadi Awaludin Pusat Pengembangan Radioisotop dan Radiofarmaka (P2RR) Badan Tenaga Nuklir Nasional (BATAN) Kawasan Puspiptek Serpong, Tangerang 15314, Telp/fax (021) 7563141 1. PENDAHULUAN
Lebih terperinciPENGEMBANGAN MATERIAL BERBASIS ZIRKONIUM (MBZ) SEBAGAI ADSORBEN PADA GENERATOR 99MO /99MTC
SEMINAR NASIONAL PENGEMBANGAN MATERIAL BERBASIS ZIRKONIUM (MBZ) SEBAGAI ADSORBEN PADA GENERATOR 99MO /99MTC Indra Saptiama, Sriyono, Herlina, Endang Sarmini, Rohadi Awaludin Pusat Radioisotop dan Radiofarmaka
Lebih terperinciEKSTRAKSI TEKNESIUM-99m DARI LARUTAN MOLIBDENUM SKALA BESAR
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
Lebih terperinciMENGGUNAKAN SASARAN FOIL URANIUM PENGKAYA- AN RENDAH BUATAN BATAN SEBAGAI PENGGANTI SASARAN URANIUM PENGKAYAAN TINGGI
Sriyono, dkk. ISSN 0216-3128 83 PENGEMBANGAN PRODUKSI 99 MO HASIL BELAH 235 U MENGGUNAKAN SASARAN FOIL URANIUM PENGKAYA- AN RENDAH BUATAN BATAN SEBAGAI PENGGANTI SASARAN URANIUM PENGKAYAAN TINGGI Sriyono,
Lebih terperinciEVALUASI PEMBUATAN IODIUM-125 MENGGUNAKAN SASARAN GAS XENON-124 DIPERKAYA 99.98%
EVALUASI PEMBUATAN IODIUM-125 MENGGUNAKAN SASARAN GAS XENON-124 DIPERKAYA 99.98% Hotman Lubis, Daya Agung S., Sriyono, Abidin, Anung P., Hambali dan Hadirahman Pusat Radioisotop dan Radiofarmaka (PRR )
Lebih terperinciEVALUASI PEMBUATAN 99 Mo HASIL REAKSI (n, ) TERHADAP SASARAN MoO 3 ALAM DI PRR BATAN PERIODE TAHUN
EVALUASI PEMBUATAN 99 Mo HASIL REAKSI (n, ) TERHADAP SASARAN MoO 3 ALAM DI PRR BATAN PERIODE TAHUN 2006-2011 Sriyono, Hotman Lubis, Abidin, Herlina, dan Hambali Pusat Radioisotop dan Radiofarmaka BATAN
Lebih terperinciRADIOAKTIVITAS IODIUM-126 SEBAGAI RADIONUKLIDA PENGOTOR DI KAMAR IRADIASI PADA PRODUKSI IODIUM-125. Rohadi Awaludin
Perhitungan Radioaktivitas Iodium-126 Sebagai Radionuklida Pengotor di Kamar Iradiasi pada Produksi Iodium-125 (Rohadi Awaludin) ISSN 1411 3481 RADIOAKTIVITAS IODIUM-126 SEBAGAI RADIONUKLIDA PENGOTOR DI
Lebih terperinciPRODUKSI RADIOISOTOP. NANIK DWI NURHAYATI,M.SI
PRODUKSI RADIOISOTOP NANIK DWI NURHAYATI,M.SI nanikdn@uns.ac.id Suatu unsur disebut radioisotop atau isotop radioaktif jika unsur itu dapat memancarkan radiasi. Dikenal dengan istilah radionuklida. Tujuan
Lebih terperinciPROSES PEMISAHAN DAN PEMURNIAN 99m Tc DARI MENGGUNAKAN KROMATOGRAFI KOLOM ALUMINA
UIN SYARIF HIDAYATULLAH JAKARTA PROSES PEMISAHAN DAN PEMURNIAN 99m Tc DARI 99 Mo HASIL AKTIVASI NEUTRON DENGAN MENGGUNAKAN KROMATOGRAFI KOLOM ALUMINA SKRIPSI HANI HAIFA PUTRI 109102000005 FAKULTAS KEDOKTERAN
Lebih terperinciRADIOAKTIVITAS IODIUM-125 PADA UJI PRODUKSI MENGGUNAKAN TARGET XENON-124 DIPERKAYA
Radioaktivitas Iodium-125 Pada Uji Produksi Menggunakan Target Xenon-124 Diperkaya (Rohadi Awaludin) ISSN 1411 3481 RADIOAKTIVITAS IODIUM-125 PADA UJI PRODUKSI MENGGUNAKAN TARGET XENON-124 DIPERKAYA Rohadi
Lebih terperinciPROGRAM JAMINAN KUALITAS PADA PENGUKURAN. RADIONUKLIDA PEMANCAR GAMMA ENERGI RENDAH:RADIONUKLIDA Pb-210
ARTIKEL PROGRAM JAMINAN KUALITAS PADA PENGUKURAN RADIONUKLIDA PEMANCAR GAMMA ENERGI RENDAH:RADIONUKLIDA Pb-210 ABSTRAK Arief Goeritno Pusat Teknologi Limbah Radioaktif BATAN PROGRAM JAMINAN KUALITAS PADA
Lebih terperinciPENINGKATAN KEMURNIAN RADIOKIMIA IODIUM -125 PRODUKSI PRR DENGAN NATRIUM METABISULFIT DAN REDUKTOR JONES
12 ISSN 0216-3128, dkk. PENINGKATAN KEMURNIAN RADIOKIMIA IODIUM -125 PRODUKSI PRR DENGAN NATRIUM METABISULFIT DAN REDUKTOR JONES, Mujinah, Witarti, Dede K, Triani W., Trianto Pusat Radioisotop dan Radiofarmaka,
Lebih terperinciPRODUKSI IODIUM-125 MENGGUNAKAN TABUNG PENYIMPANAN TERMODIFIKASI
SEMINAR NASIONAL KIMIA DAN PENDIDIKAN KIMIA V Kontribusi Kimia dan Pendidikan Kimia dalam Pembangunan Bangsa yang Berkarakter Program Studi Pendidikan Kimia Jurusan PMIPA FKIP UNS Surakarta, 6 April 2013
Lebih terperinciSISTEM PERHITUNGAN PRODUKSI RADIOISOTOP Mo-99 DAN GENERATOR Mo-99/Tc-99M MENGGUNAKAN MICROSOFT ACCESS
SISTEM PERHITUNGAN PRODUKSI RADIOISOTOP Mo-99 DAN GENERATOR Mo-99/-99M MENGGUNAKAN MICROSOFT ACCESS Maskur, Adang.H.G.,Sriyono, dan Gatot S. Pusat Radioisotop dan Radiofarmaka BATAN Kawasan Puspiptek Serpong.
Lebih terperinciANALISIS LIMBAH RADIOAKTIF CAIR DAN SEMI CAIR. Mardini, Ayi Muziyawati, Darmawan Aji Pusat Teknologi Limbah Radioaktif
ANALISIS LIMBAH RADIOAKTIF CAIR DAN SEMI CAIR Mardini, Ayi Muziyawati, Darmawan Aji Pusat Teknologi Limbah Radioaktif ABSTRAK ANALISIS LIMBAH RADIOAKTIF CAIR DAN SEMI CAIR. Telah dilakukan analisis limbah
Lebih terperinciGANENDRA, Vol. V, No. 1 ISSN STUDI PRODUKSI RADIOISOTOP Mo-99 DENGAN BAHAN TARGET LARUTAN URANIL NITRAT PADA REAKTOR KARTINI ABSTRAK
GANENDRA, Vol. V, No. 1 ISSN 1410-6957 STUDI PRODUKSI RADIOISOTOP Mo-99 DENGAN BAHAN TARGET LARUTAN URANIL NITRAT PADA REAKTOR KARTINI Edi Trijono Budisantoso, Syarip Pusat Penelitian dan Pengembangan
Lebih terperinciPENGARUH PERLAKUAN TETRAETHYL ORTHOSILICATE TERHADAP KARAKTERISTIK MATERIAL BERBASIS ZIRKONIUM UNTUK GENERATOR RADIOISOTOP 99 Mo/ 99m Tc
Pengaruh Perlakuan dengan Tetraethyl Orthosilicate Terhadap Karakteristik Material Berbasis Zirkonium untuk Generator Radioisotop 99 Mo/ 99m Tc (Rohadi Awaludin) ISSN 1411-3481 PENGARUH PERLAKUAN TETRAETHYL
Lebih terperinciFAKTOR KOREKSI PENGUKURAN AKTIVITAS RADIOFARMAKA I-131 PADA WADAH VIAL GELAS TERHADAP AMPUL STANDAR PTKMR-BATAN MENGGUNAKAN DOSE CALIBRATOR
78 ISSN 0216-3128 Pujadi, dkk. FAKTOR KOREKSI PENGUKURAN AKTIVITAS RADIOFARMAKA I-131 PADA WADAH VIAL GELAS TERHADAP AMPUL STANDAR PTKMR-BATAN MENGGUNAKAN DOSE CALIBRATOR Pujadi 1, Gatot Wurdiyanto 1 dan
Lebih terperinciUPAYA MINIMISASI LIMBAH RADIOAKTIF DENGAN CARA PENGAMBILAN KEMBALI RADIONUKLIDA
UPAYA MINIMISASI LIMBAH RADIOAKTIF DENGAN CARA PENGAMBILAN KEMBALI RADIONUKLIDA Sahat M. Panggabean, Yohan, Mard!ni Pusat Pengembangan Pengelolaan Lirl1bah Radioaktif ABSTRAK, UPAYA MINIMISASI LIMBAH RADIOAKTIF
Lebih terperinciWaste Acceptance Criteria (Per 26 Feb 2016)
Waste Acceptance Criteria (Per 26 Feb 2016) No Jenis Karakteristik Pewadahan Keterangan 1. cair aktivitas total radionuklida pemancar gamma: 10-6 Ci/m 3 2.10-2 Ci/m 3 (3,7.10 4 Bq/m 3 7,14.10 8 Bq/m 3
Lebih terperinciUNJUK KERJA GENERA TOR 99Mol9mTcDENGAN RADIOAKTIVITAS
Vol 12, Oktober 2009 lssn 1410-8542 UNJUK KERJA GENERA TOR 99Mol9mTcDENGAN RADOAKTVTAS 99Mo 600 DAN 800 mci BERBASS PZC Kadarisman, Adang HG., Hotman Lubis, Herlina, Sriyono, Abidin, Yono Sugiharto, Moch.
Lebih terperinciPENENTUAN KOEFISIEN DISTRIBUSI RENIUM DAN WOLFRAM DENGAN METODE EKSTRAKSI MENGGU- NAKAN PELARUT METIL ETIL KETON
Riftanio Natapratama Hidayat, dkk. ISSN 0216-3128 161 PENENTUAN KOEFISIEN DISTRIBUSI RENIUM DAN WOLFRAM DENGAN METODE EKSTRAKSI MENGGU- NAKAN PELARUT METIL ETIL KETON Riftanio Natapratama Hidayat, Maria
Lebih terperinciPEMISAHAN MATRIKS 90 Sr/ 90 Y MENGGUNAKAN ELEKTROKROMATOGRAFI BERBASIS FASA DIAM CAMPURAN ALUMINA-SILIKA
PEMISAHAN MATRIKS Sr/ Y MENGGUNAKAN ELEKTROKROMATOGRAFI BERBASIS FASA DIAM CAMPURAN ALUMINA-SILIKA Sulaiman, Adang H.G., Artadi Heru W, Sri Aguswarini, Karyadi, Gatot S, Chairuman Pusat Radioisotop dan
Lebih terperinciDESAIN DAN PERFORMA PROTOTIPE GENERATOR 99 Mo/ 99m Tc DENGAN KOLOM MATERIAL BERBASIS ZIRKONIUM DAN KOLOM ALUMINA
DESAIN DAN PERFORMA PROTOTIPE GENERATOR DENGAN KOLOM MATERIAL BERBASIS ZIRKONIUM DAN KOLOM ALUMINA (DESIGN AND PERFORMANCE OF GENERATOR PROTOTIPE WITH ZIRCONIUM-BASED MATERIAL AND ALUMINA COLUMN) Marlina,
Lebih terperinciIDENTIFIKASI LOGAM-LOGAM BERAT Fe, Cr, Mn, Mg, Ca, DAN Na DALAM AIR TANGKI REAKTOR DENGAN METODE NYALA SPEKTROMETRI SERAPAN ATOM (SAA)
216, dkk. IDENTIFIKASI LOGAM-LOGAM BERAT,,,,, DAN DALAM AIR TANGKI REAKTOR DENGAN METODE NYALA SPEKTROMETRI SERAPAN ATOM (SAA), Kris Tri Basuki dan A. Purwanto P3TM BATAN ABSTRAK IDENTIFIKASI LOGAM-LOGAM
Lebih terperinciANALISIS KUALITAS DESTILAT, DOUBTFUL EFFLUENT DAN ACTIVE EFFLUENT UNTUK TINDAK LANJUT PELEPASAN PADA TAHUN 2012
Hasil Penelitian dan Kegiatan PTLR Tahun ISSN 0852-2979 ANALISIS KUALITAS DESTILAT, DOUBTFUL EFFLUENT DAN ACTIVE EFFLUENT UNTUK TINDAK LANJUT PELEPASAN PADA TAHUN Darmawan Aji Pusat Teknologi Limbah Radioaktif
Lebih terperinciPENETAPAN KONTAMINAN RADIONUKLIDA PEMANCAR GAMMA DALAM PRODUK 99 Mo HASIL FISI URANIUM PENGKAYAAN RENDAH
Urania Vol. 15 No. 2, April 2009 : 61-115 ISSN 0852-4777 PENETAPAN KONTAMINAN RADIONUKLIDA PEMANCAR GAMMA DALAM PRODUK 99 Mo HASIL FISI URANIUM PENGKAYAAN RENDAH Kadarisman Pusat Radioisotop dan Radiofarmaka
Lebih terperinciPEMANTAUAN LINGKUNGAN DI SEKITAR PUSAT PENELITIAN TENAGA NUKLIR SERPONG DALAM RADIUS 5 KM TAHUN 2005
PEMANTAUAN LINGKUNGAN DI SEKITAR PUSAT PENELITIAN TENAGA NUKLIR SERPONG DALAM RADIUS 5 KM TAHUN 005 Agus Gindo S., Syahrir, Sudiyati, Sri Susilah, T. Ginting, Budi Hari H., Ritayanti Pusat Teknologi Limbah
Lebih terperinciEVALUASI PROSES PRODUKSI RADIOISOTOP 153 Sm DAN SEDIAAN RADIOFARMAKA 153 Sm-EDTMP
Kadarisman, dkk. ISSN 0216-3128 69 EVALUASI PROSES PRODUKSI RADIOISOTOP 153 Sm DAN SEDIAAN RADIOFARMAKA Kadarisman, Sri Hastini, Yayan Tahyan, Abidin, Dadang Hafid dan Enny Lestari Pusat Pengembangan Radioisotop
Lebih terperinciOPTIMASI PENGUKURAN KEAKTIVAN RADIOISOTOP Cs-137 MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA
OPTIMASI PENGUKURAN KEAKTIVAN RADIOISOTOP Cs-137 MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA NOVIARTY, DIAN ANGGRAINI, ROSIKA, DARMA ADIANTORO Pranata Nuklir Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir-BATAN Abstrak OPTIMASI
Lebih terperinciSTUDI PEMISAHAN URANIUM DARI LARUTAN URANIL NITRAT DENGAN RESIN PENUKAR ANION
STUDI PEMISAHAN URANIUM DARI LARUTAN URANIL NITRAT DENGAN RESIN PENUKAR ANION Iis Haryati, dan Boybul Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir-BATAN, Kawasan Puspiptek Gd 20, Serpong, 15313 Email untuk korespondensi:
Lebih terperinciPEMISAHAN RADIOISOTOP 115m In MENGGUNAKAN KOLOM KROMATOGRAFI DENGAN RESIN AG 1X8 (Cl - )
Urania Vol. 18 No. 2, Juni 2012 : 59-119 ISSN 0852-4777 PEMISAHAN RADIOISOTOP MENGGUNAKAN KOLOM KROMATOGRAFI DENGAN RESIN AG 1X8 (Cl - ) Kadarisman, Ibon Suparman Pusat Radioisotop dan Radiofarmaka - BATAN
Lebih terperinciSuhaedi Muhammad, Rimin Sumantri PTKMR BATAN
PENGELOLAAN LIMBAH RADIOAKTIF YANG DIHASILKAN DARI PRODUK GENERATOR Tc 99m Suhaedi Muhammad, Rimin Sumantri PTKMR BATAN Rr. Djarwanti Rahayu Pipin Soedjarwo PRR BATAN ABSTRAK PENGELOLAAN LIMBAH RADIOAKTIF
Lebih terperinciPENGOLAHAN LOGAM BERAT DARI LIMBAH CAIR DENGAN TANNIN. Djarot S. Wisnubroto Pusat Pengembangan Pengelolaan Limbah Radioaktif
PENGOLAHAN LOGAM BERAT DARI LIMBAH CAIR DENGAN TANNIN Djarot S. Wisnubroto Pusat Pengembangan Pengelolaan Limbah Radioaktif ABSTRAK PENGOLAHAN LOGAM BERAT DARI LIMBAH CAIR DENGAN TANNIN. Telah dilakukan
Lebih terperinciPENENTUAN FRAKSI BAKAR PELAT ELEMEN BAKAR UJI DENGAN ORIGEN2. Kadarusmanto, Purwadi, Endang Susilowati
PENENTUAN FRAKSI BAKAR PELAT ELEMEN BAKAR UJI DENGAN ORIGEN2 Kadarusmanto, Purwadi, Endang Susilowati ABSTRAK PENENTUAN FRAKSI BAKAR PELAT ELEMEN BAKAR UJI DENGAN ORIGEN2. Elemen bakar merupakan salah
Lebih terperinciPENGARUH WAKTU PENGAMBILAN SAMPLING PADA ANALISIS UNSUR RADIOAKTIF DI UDARA DENGAN MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA
PENGARUH WAKTU PENGAMBILAN SAMPLING PADA ANALISIS UNSUR RADIOAKTIF DI UDARA DENGAN MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA Noviarty, Iis Haryati, Sudaryati, Susanto Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir-BATAN Kawasan
Lebih terperinciAzmairit Aziz. Pusat Teknologi Nuklir Bahan dan Radiometri, BATAN - Bandung
Karakterisasi Rodium-105 ( 105 RhCl 3 ) sebagai radioisotop untuk terapi (Azmairit Aziz) ISSN 1411-3481 -------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------
Lebih terperinciINTERKOMPARASI PENGUKURAN KAPSUL DALAM Ir-192 UNTUK UJI TAK MERUSAK
INTERKOMPARASI PENGUKURAN KAPSUL DALAM Ir-192 UNTUK UJI TAK MERUSAK Moeridun Pusat Radioisotop dan Radiofarmaka (PRR) BATAN Kawasan Puspiptek, Tangerang, Banten. ABSTRAK INTERKOMPARASI PENGUKURAN KAPSUL
Lebih terperinciBAB I PENDAHULUAN. I. 1. Latar Belakang
BAB I PENDAHULUAN I. 1. Latar Belakang I. 1. 1. Pengembangan TAHRMoPS Tc-99m merupakan salah satu radioisotop yang digunakan di aplikasi medis untuk keperluan teknik citra tomografi di kedokteran nuklir
Lebih terperinciEVALUASI PROSES PRODUKSI RADIOISOTOP 153 Sm DAN SEDIAAN RADIOFARMAKA 153 Sm-EDTMP
EVALUASI PROSES PRODUKSI RADIOISOTOP 153 Sm DAN SEDIAAN RADIOFARMAKA 153 Sm-EDTMP Kadarisman, Sri Hastini, Yayan Tahyan, Abidin, Dadang Hafid dan Enny Lestari Pusat Radioisotop dan Radiofarmaka (PRR),
Lebih terperinciMAKALAH PENDAMPING : PARALEL E
MAKALAH PENDAMPING : PARALEL E SEMINAR NASIONAL KIMIA DAN PENDIDIKAN KIMIA IV Peran Riset dan Pembelajaran Kimia dalam Peningkatan Kompetensi Profesional Program Studi Pendidikan Kimia Jurusan PMIPA FKIP
Lebih terperinciOptimasi Produksi Radioiod-131 dari Aktivasi Neutron Sasaran Telurium Dioksida Alam
Sriyono - Optimasi si Radioiod-131 dari Aktivasi Neutron Sasaran lurium Dioksida Alam 33 Optimasi si Radioiod-131 dari Aktivasi Neutron Sasaran lurium Dioksida Alam (masuk/received 28 Mei 2017, diterima/accepted
Lebih terperinciPENGOLAHAN LIMBAH URANIUM CAIR DENGAN ZEOLIT MURNI DAN H-ZEOLIT SERTA SOLIDIFIKASI DENGAN POLIMER EPOKSI
PENGOLAHAN LIMBAH URANIUM CAIR DENGAN ZEOLIT MURNI DAN H-ZEOLIT SERTA SOLIDIFIKASI DENGAN POLIMER EPOKSI ABSTRAK Yusuf Damar Jati*), Herlan Martono**), Junaidi**) Program Studi Teknik Lingkungan, Fakultas
Lebih terperinciVALIDASI METODA ANALISIS ISOTOP U-233 DALAM STANDAR CRM MENGGUNAKAN SPEKTROMETER ALFA
ISSN 1979-2409 Validasi Metoda Analisis Isotop U-233 Dalam Standar CRM Menggunakan Spektrometer Alfa ( Noviarty, Yanlinastuti ) VALIDASI METODA ANALISIS ISOTOP U-233 DALAM STANDAR CRM MENGGUNAKAN SPEKTROMETER
Lebih terperinciPENGARUH SENYAWA PENGOTOR Ca DAN Mg PADA EFISIENSI PENURUNAN KADAR U DALAM AIR LIMBAH
PENGARUH SENYAWA PENGOTOR Ca DAN Mg PADA EFISIENSI PENURUNAN KADAR U DALAM AIR LIMBAH Ign. Djoko Sardjono, Herry Poernomo Puslitbang Teknologi Maju BATAN, Yogyakarta ABSTRAK PENGARUH SENYAWA PENGOTOR Ca
Lebih terperinciPEMBUATAN RADIONUKLIDA 188 W MELALUI REAKSI AKTIVASI NEUTRON TERHADAP SASARAN LOGAM TUNGSTEN DIPERKAYA
Pusat Teknologi Aklerator dan Pros Bahan PEMBUATAN RADIONUKLIDA 188 MELALUI REAKSI AKTIVASI NEUTRON TERHADAP SASARAN LOGAM TUNGSTEN DIPERKAYA Sriyono, Endang Sarmini, Herlina, Hotman Lubis, Indra Saptiama,
Lebih terperinciBAB 1 PENDAHULUAN Latar Belakang
BAB 1 PENDAHULUAN 1.1. Latar Belakang Penggunaan batubara sebagai sumber energi pada unit tabung pembakaran (boiler) pada industri akhir-akhir ini menjadi pilihan yang paling diminati oleh para pengusaha
Lebih terperinciPeningkatan Kemurnian Radiokimia Iodium-125 Produksi PRR dengan Natrium Metabisulfit dan Reduktor Jones
Valensi Vol. 3 No. 1, Mei 2013 (65-70) ISSN : 1978-8193 Peningkatan Kemurnian Radiokimia Iodium-125 Produksi PRR dengan Natrium Metabisulfit dan Reduktor Jones Maiyesni, Mujinah, Witarti, Dede K, Triani
Lebih terperinciPEMISAHAN RADIONUKLIDA 137 CS DENGAN METODA PENGENDAPAN CSCLO 4
PEMISAHAN RADIONUKLIDA 137 CS DENGAN METODA PENGENDAPAN CSCLO 4 Arif Nugroho*, Rosika Kriswarini*, Boybul*, Erlina* *Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir - BATAN Kawasan Puspiptek Serpong, Tangerang, 15313,arif52@
Lebih terperinciBAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang
88 BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Kimia analitik memegang peranan penting dalam perkembangan ilmu pengetahuan dan teknologi. Sebagian besar negara memiliki laboratorium kimia analitik yang mapan
Lebih terperinciANALISIS UNSUR RADIOAKTIVITAS UDARA BUANG PADA CEROBONG IRM MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA
No.05 / Tahun III April 2010 ISSN 1979-2409 ANALISIS UNSUR RADIOAKTIVITAS UDARA BUANG PADA CEROBONG IRM MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA Noviarty, Sudaryati, Susanto Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir -
Lebih terperinciPENINGKATAN AKURASI DATA HRSANS DENGAN MODIFIKASI PERANGKAT LUNAK KENDALI PADA BAGIAN SAMPLE CHANGER
Prosiding Seminar Nasional Hamburan Neutron dan Sinar-X ke 8 Serpong, 4 Oktober 2011 ISSN : 1410-7686 PENINGKATAN AKURASI DATA HRSANS DENGAN MODIFIKASI PERANGKAT LUNAK KENDALI PADA BAGIAN SAMPLE CHANGER
Lebih terperinciEVALUASI FLUKS NEUTRON THERMAL DAN EPITHERMAL DI FASILITAS SISTEM RABBIT RSG GAS TERAS 89. Elisabeth Ratnawati, Jaka Iman, Hanapi Ali
Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir. Vol. 13 No. 1, April 2016 EVALUASI FLUKS NEUTRON THERMAL DAN EPITHERMAL DI FASILITAS SISTEM RABBIT RSG GAS TERAS 89 Elisabeth Ratnawati, Jaka Iman, Hanapi Ali ABSTRAK
Lebih terperinciPROSES PENYIMPANAN LIMBAH RADIOAKTIF
PROSES PENYIMPANAN LIMBAH RADIOAKTIF RINGKASAN Jenis dan tingkat radioaktivitas limbah radioaktif yang dihasilkan dari pengoperasian fasilitas nuklir bervariasi, oleh karena itu diperlukan proses penyimpanan
Lebih terperinciVALIDASI METODA PENGUKURAN ISOTOP 137 Cs MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA
VALIDASI METODA PENGUKURAN ISOTOP MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA Rosika Kriswarini(*), Dian Anggraini(*), Noviarty(**) (*) Fungsional Peneliti, Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir (PTBN), BATAN, Gedung
Lebih terperinciTeknologi Produksi Radioisotop 99 Mo/ 99m Tc dari Fisi 235 U vs Aktivasi Neutron: Studi Teknis dan Ekonomis
Teknologi Produksi Radioisotop 99 Mo/ 99m Tc dari Fisi 235 U vs Aktivasi Neutron: Studi Teknis dan Ekonomis Kadarisman 1 1) Pusat Teknologi Radioisotop dan Radiofarmaka BATAN Kawasan PUSPIPTEK, Gedung
Lebih terperinciPENENTUAN YIELD ELUATDANPROFIL ELUSI GENERATORTEKNESIUM- 99m.
Proceedings Seminar ReaRtor Nuklir dalam Penelitian Sains dun Tekrwlogi MenuJu Era Tinggal Landas Bandung, 8-10 Oktober 1991 PPTN-BATAN PENENTUAN YIELD ELUAT DAN PROFIL ELUSI GENERATOR TEKNESIUM-99m ABSTRAK
Lebih terperinciVALIDASI METODA PENENTUAN UNSUR RADIOAKTIF Pb-212, Cs-137, K-40 DENGAN SPEKTROMETER GAMMA
VALIDASI METODA PENENTUAN UNSUR RADIOAKTIF Pb-212, Cs-137, K-40 DENGAN SPEKTROMETER GAMMA Noviarty Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir-BATAN ABSTRAK VALIDASI METODA PENENTUAN UNSUR RADIOAKTIF Pb-212, Cs-137,
Lebih terperinciOPTIMASI PENGGUNAAN HCl SEBAGAI LARUTAN PENGELUSI ITRIUM-90 DALAM DOWEX 50WX8-200
ISSN 0852-4777 OPTIMASI PENGGUNAAN HCl SEBAGAI LARUTAN PENGELUSI ITRIUM- DALAM DOWEX 50WX8-200 Sulaiman, Sri Aguswarini, Karyadi, Chairuman, Gatot S., M. Subur, Adang H.G. Pusat Teknologi Radioisotop dan
Lebih terperinciSTUDI PERBANDINGAN METODE AKTIVASI NEUTRON DAN ELEKTRODEPOSISI PADA PENENTUAN URANIUM DAN THORIUM DALAM CONTOH URIN
STUDI PERBANDINGAN METODE AKTIVASI NEUTRON DAN ELEKTRODEPOSISI PADA PENENTUAN URANIUM DAN THORIUM DALAM CONTOH URIN Ruminta Ginting Pusat Pengembangan Pengelolaan Limbah Radioaktif ABSTRAK STUDI PERBANDINGAN
Lebih terperinciPEMBUATAN RADIOISOTOP FOSFOR-32 UNTUK SINTESA ATP BERTANDA 32 P [(Y 32 P)ATP]
PEMBUATAN RADIOISOTOP FOSFOR-32 UNTUK SINTESA ATP BERTANDA 32 P [(Y 32 P)ATP] Wira Y Rahman, Endang Sarmini, Herlina, Abidin, Triyanto, dan Hambali Pusat Radioisotop dan Radiofarmaka, BATAN wira@batan.go.id
Lebih terperinciPENGENALAN DAUR BAHAN BAKAR NUKLIR
PENGENALAN DAUR BAHAN BAKAR NUKLIR RINGKASAN Daur bahan bakar nuklir merupakan rangkaian proses yang terdiri dari penambangan bijih uranium, pemurnian, konversi, pengayaan uranium dan konversi ulang menjadi
Lebih terperinciPENGUKURAN AKTIVITAS ISOTOP 152 Eu DALAM SAMPEL UJI PROFISIENSI MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA
ISSN 1979-2409 Pengukuran Aktivitas Isotop 152 Eu Dalam Sampel Uji Profisiensi Menggunakan Spektrometer Gamma (Noviarty) PENGUKURAN AKTIVITAS ISOTOP 152 Eu DALAM SAMPEL UJI PROFISIENSI MENGGUNAKAN SPEKTROMETER
Lebih terperinciPEMISAHAN FRAKSI OSMIUM DAN IRIDIUM DALAM MATRIKS OSMIUM ALAM PASCA IRADIASI DENGAN TEKNIK EKSTRAKSI PELARUT
PEMISAHAN FRAKSI OSMIUM DAN IRIDIUM DALAM MATRIKS OSMIUM ALAM PASCA IRADIASI DENGAN TEKNIK EKSTRAKSI PELARUT Kadarisman, Hotman Lubis, Sriyono dan Abidin Pusat Radioisotop dan radiofarmaka (PRR) Badan
Lebih terperinciPEMBUATAN FOIL TARGET DENGAN TINGKAT PENGKAYAAN URANIUM RENDAH
ISSN 1979-2409 Pembuatan Foil Target Dengan Tingkat Pengkayaan Uranium Rendah (Purwanta, Suhardyo, Susworo, Guswardani) PEMBUATAN FOIL TARGET DENGAN TINGKAT PENGKAYAAN URANIUM RENDAH Purwanta, Suhardyo,
Lebih terperinciPENGELOLAAN LIMBAH RADIOAKTIF DAN B3 DI IRM. Sunardi
PENGELOLAAN LIMBAH RADIOAKTIF DAN B3 DI IRM Sunardi ABSTRAK PENGELOLAAN LlMBAH RAOIOAKTIF DAN B3 01 IRM. Telah dilakukan pengelolaan Limbah radioaktif dan B3 di Instalasi Radiometalurgi (IRM). Limbah radioaktif
Lebih terperinciPEMBUATAN NANOPARTIKEL EMAS RADIOAKTIF DENGAN AKTIVASI NEUTRON
MAKARA, TEKNOLOGI, VOL. 13, NO. 1, APRIL 2009: 4246 PEMBUATAN NANOPARTIKEL EMAS RADIOAKTIF DENGAN AKTIVASI NEUTRON Rohadi Awaludin Pusat Radioisotop dan Radiofarmaka (PRR), BATAN, Kawasan Puspiptek Serpong,
Lebih terperinciPENGARUH KUAT ARUS PADA ANALISIS LIMBAH CAIR URANIUM MENGGUNAKAN METODA ELEKTRODEPOSISI
ISSN 1979-2409 PENGARUH KUAT ARUS PADA ANALISIS LIMBAH CAIR URANIUM MENGGUNAKAN METODA ELEKTRODEPOSISI Noviarty, Darma Adiantoro, Endang Sukesi, Sudaryati Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir BATAN ABSTRAK
Lebih terperinciPENGARUH KANDUNGAN URANIUM DALAM UMPAN TERHADAP EFISIENSI PENGENDAPAN URANIUM
PENGARUH KANDUNGAN URANIUM DALAM UMPAN TERHADAP EFISIENSI PENGENDAPAN URANIUM Torowati Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir - BATAN Kawasan Puspiptek, Serpong, Tangerang ABSTRAK PENGARUH KANDUNGAN URANIUM
Lebih terperinciPROTOTIPE GENERATOR RADIOISOTOP TERAPI 188 W/ 188 Re BERBASIS ALUMINA. PROTOTYPE OF THERAPEUTIC RADIOISOTOPE 188 W/ 188 Re GENERATOR BASED ALUMINA
PROTOTIPE GENERATOR RADIOISOTOP TERAPI 188 W/ 188 Re BERBASIS ALUMINA PROTOTYPE OF THERAPEUTIC RADIOISOTOPE 188 W/ 188 Re GENERATOR BASED ALUMINA Sriyono, Endang Sarmini, Herlina, Indra Saptiama, Marlina,
Lebih terperinciOPTIMASI ALAT CACAH WBC ACCUSCAN-II UNTUK PENCACAHAN CONTOH URIN
ARTIKEL OPTIMASI ALAT CACAH WBC ACCUSCAN-II UNTUK PENCACAHAN CONTOH URIN R. Suminar Tedjasari, Ruminta G, Tri Bambang L, Yanni Andriani Pusat Teknologi Limbah Radioaktif-BATAN ABSTRAK OPTIMASI ALAT CACAH
Lebih terperinciKAJIAN DETEKTOR AKTIVASI NEUTRON CEPAT UNTUK PENGGUNAAN DETEKTOR NEUTRON
KAJIAN DETEKTOR AKTIVASI NEUTRON CEPAT UNTUK PENGGUNAAN DETEKTOR NEUTRON Sri Widayati, L.Kwin Pudjiastuti, Elfida Pusat Pengembangan Pengelolaan Limbah Radioaktif ABSTRAK KAJIAN DETEKTOR AKTIVASI NEUTRON
Lebih terperinciPENENTUAN KADAR URANIUM DALAM SAMPEL YELLOW CAKE MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA
ISSN 1979-2409 Penentuan Kadar Uranium Dalam Sampel Yellow Cake Menggunakan Spektrometer Gamma (Noviarty, Iis Haryati) PENENTUAN KADAR URANIUM DALAM SAMPEL YELLOW CAKE MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA Noviarty
Lebih terperinciProduk. Pemeriksaan pemeriksaan kalibrasi, g Spektroskopik. Kemurnian kimia kemurnian konsentrasi radionuklida (radioaktif) radioaktif
Produk Pemeriksaan pemeriksaan kalibrasi, g Spektroskopik g spektrometri Kemurnian kimia kemurnian konsentrasi radionuklida (radioaktif) radioaktif Pemeriksaan secara farmasi Pemeriksaan fisika Pemeriksaan
Lebih terperinciKAJIAN BESARNYA DOSIS YANG DITERIMA PEKERJA RADIASI PADA PROSES PRODUKSI RADIOISOTOP
KAJIAN BESARNYA DOSIS YANG DITERIMA PEKERJA RADIASI PADA PROSES PRODUKSI RADIOISOTOP Suhaedi Muhammad 1 dan Rr. Djarwanti,RPS 2 1 Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi, BATAN email: suhaedi.muhammad62@gmail.com
Lebih terperinciEVALUASI PEMBUATAN SENYAWA BERTANDA 131 I-HIPPURAN UNTUK DIAGNOSIS FUNGSI GINJAL
EVALUASI PEMBUATAN SENYAWA BERTANDA HIPPURAN UNTUK DIAGNOSIS FUNGSI GINJAL EVALUATION OF MAKING HIPPURAN LABELED COMPOUNDS FOR DIAGNOSIS RENAL FUNCTION Maskur, Purwoko, Chairuman, Yono Sugiharto, dan Sriyono
Lebih terperinciPEMANFAATAN RADIOISOTOP UNTUK MENCEGAH RESTENOSIS PADA JANTUNG
PEMANFAATAN RADIOISOTOP UNTUK MENCEGAH RESTENOSIS PADA JANTUNG Rohadi Awaludin Pusat Radioisotop dan Radiofarmaka BATAN Kawasan Puspitek PENDAHULUAN Jumlah penderita penyakit jantung terus meningkat dari
Lebih terperinciREAKTOR NUKLIR. Sulistyani, M.Si.
REAKTOR NUKLIR Sulistyani, M.Si. Email: sulistyani@uny.ac.id Reaktor Nuklir Reaktor Nuklir pertama kali dibuat oleh Fermi tahun 1942. Reaktor nuklir dikelompokkanmenjadi reaktor penelitian dan reaktor
Lebih terperinciPEMBUATAN RADIONUKLIDA MOLIBDENUM-99 ( 99 Mo) HASIL AKTIVASI NEUTRON DARI MOLIBDENUM ALAM UNTUK MEMPEROLEH TEKNESIUM-99m ( 99m Tc)
ISSN 0852 4777 PEMBUATAN RADIONUKLIDA MOLIBDENUM- ( ) HASIL AKTIVASI NEUTRON DARI MOLIBDENUM ALAM UNTUK MEMPEROLEH TEKNESIUM-m ( m Tc) I. Saptiama, Herlina, Sriyono, E. Sarmini, Abidin, Kadarisman Pusat
Lebih terperinciVALIDASI METODE ANALISIS AKTIVASI NEUTRON UNTUK UNSUR-UNSUR DI DALAM STANDARD REFERENCE MATERIAL. NIST 1577b BOVINE LIVER INDRIA KURNIATI PRATASIS
VALIDASI METODE ANALISIS AKTIVASI NEUTRON UNTUK UNSUR-UNSUR DI DALAM STANDARD REFERENCE MATERIAL. NIST 1577b BOVINE LIVER INDRIA KURNIATI PRATASIS DEPARTEMEN KIMIA FAKULTAS MATEMATIKA DAN ILMU PENGETAHUAN
Lebih terperinci