IRADIASI NEUTRON PADA BAHAN SS316 UNTUK PEMBUATAN ENDOVASCULAR STENT

dokumen-dokumen yang mirip
Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka ISSN Journal of Radioisotope and Radiopharmaceuticals Vol 10, Oktober 2007

Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka ISSN Journal of Radioisotope and Radiopharmaceuticals Vol 9, Oktoberl 2006

PRODUKSI IODIUM-125 MENGGUNAKAN TARGET XENON ALAM

PEMBUATAN NANOPARTIKEL EMAS RADIOAKTIF DENGAN AKTIVASI NEUTRON

PEMANFAATAN RADIOISOTOP UNTUK MENCEGAH RESTENOSIS PADA JANTUNG

RADIOAKTIVITAS IODIUM-126 SEBAGAI RADIONUKLIDA PENGOTOR DI KAMAR IRADIASI PADA PRODUKSI IODIUM-125. Rohadi Awaludin

KAJIAN PEMBUATAN Eft(DOVASCULAR STENTRADIOAKTIF DENGAN AKTIV ASI NEUTRON. Rdhadi Awaludin

RADIOKALORIMETRI. Rohadi Awaludin

PEMISAHAN 54 Mn DARI HASIL IRADIASI Fe 2 O 3 ALAM MENGGUNAKAN RESIN PENUKAR ANION

PERHITUNGAN RADIOAKTIVITAS SESIUM-137 PADA PEMBUATAN IODIUM-125

EVALUASI FLUKS NEUTRON THERMAL DAN EPITHERMAL DI FASILITAS SISTEM RABBIT RSG GAS TERAS 89. Elisabeth Ratnawati, Jaka Iman, Hanapi Ali

SASARAN XENON PAD A PRODUKSI IODIUM-125 PENDAHULUAN ABSTRAK ABSTRACT. 24- ISSN Rohadi Awaludin

RADIOAKTIVITAS IODIUM-125 PADA UJI PRODUKSI MENGGUNAKAN TARGET XENON-124 DIPERKAYA

EVALUASI PEMBUATAN IODIUM-125 MENGGUNAKAN SASARAN GAS XENON-124 DIPERKAYA 99.98%

PRODUKSI IODIUM-125 MENGGUNAKAN TABUNG PENYIMPANAN TERMODIFIKASI

ANALISIS IRADIASI TARGET KALIUM BROMIDA DI REAKTOR SERBA GUNA-GA SIWABESSY

PENGUKURAN FLUKS NEUTRON SALURAN BEAMPORT TIDAK TEMBUS RADIAL SEBAGAI PENGEMBANGAN SUBCRITICAL ASSEMBLY FOR MOLYBDENUM (SAMOP) REAKTOR KARTINI

Pusat Pendidikan dan Pelatihan Badan Tenaga Nuklir Nasional

GANENDRA, Vol. V, No. 1 ISSN ANALISIS DAN PENENTUAN DISTRIBUSI FLUKS NEUTRON SALURAN TEMBUS RADIAL UNTUK PENDAYAGUNAAN REAKTOR KARTINI

OPTIMASI ALAT CACAH WBC ACCUSCAN-II UNTUK PENCACAHAN CONTOH URIN

PENGARUH IRADIASI BATU TOPAS TERHADAP KUALITAS AIR PENDINGIN PRIMER DAN KESELAMATAN RSG-GAS

KAJIAN DETEKTOR AKTIVASI NEUTRON CEPAT UNTUK PENGGUNAAN DETEKTOR NEUTRON

Unnes Physics Journal

PENGARUH IRRADIASI BATU TOPAZ TERHADAP KUALITAS AIR PENDINGIN REAKTOR G.A.SIWABESSY. Elisabeth Ratnawati, Kawkab Mustofa, Arif Hidayat

Pujiyanto [1] ABSTRAK

Jumlah Proton = Z Jumlah Neutron = A Z Jumlah elektron = Z ( untuk atom netral)

KAJIAN PEMBUATAN SUMBER RADIASI IRIDIUM-192 UNTUK RADIOTERAPI LAJU DOSIS TINGGI

ANALISIS PERHITUNGAN IRADIASI TARGET PRASEODIMIUM DI REAKTOR SERBA GUNA -GA SIWABESSY

LEMBAR KERJA PESERTA DIDIK (LKPD 01) FISIKA INTI

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

DEPARTEMEN KIMIA FAKULTAS MATEMATIKA DAN ILMU PENGETAHUAN ALAM UNIVERSITAS SUMATERA UTARA MEDAN

BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang

DENGAN AKTIV ASI NEUTRON UNTUK PARTIKEL NANO RADIOAKTIF

ANALISIS AEROSOL RADIOAKTIF DI BALAI OPERASI RSG GAS

RADIOAKTIVITAS JENIS DAN KEMURNIAN RADIONUKLIDA LUTESIUM-177 DIPRODUKSI MENGGUNAKAN REAKTOR G.A. SIWABESSV

CHAPTER III INTI ATOM DAN RADIOAKTIVITAS

PERBANDINGAN METODA OTOMATIS DAN MANUAL DALAM PENENTUAN ISOTOP Cs-137 MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA

PENGARUH PENCUCIAN LARUTAN NaOCl DAN PENAMBAHAN KOLOM KEDUA ALUMINA TERHADAP YIELD DAN LOLOSAN 99 Mo DARI GENERATOR 99 Mo/ 99m Tc BERBASIS PZC

VALIDASI METODA PENGUKURAN ISOTOP 137 Cs MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA

PENENTUAN KANDUNGAN UNSUR ALUMINIUM, MANGAN, DAN SILIKON DALAM AIR SUNGAI CODE TERHADAP WAKTU SAMPLING DENGAN METODE AANC

ANALISIS IRADIASI TARGET TULIUM DI REAKTOR SERBA GUNA -GA SIWABESSY

PERHITUNGAN PEMBUATAN IRIDIUM-192 UNTUK RADIOGRAFI MENGGUNAKAN REAKTOR G.A. SIW ABESSY

Penentuan Kadar Besi dalam Pasir Bekas Penambangan di Kecamatan Cempaka dengan Metode Analisis Aktivasi Neutron (AAN)

DETERMINATION OF LIMIT DETECTION OF THE ELEMENTS N, P, K, Si, Al, Fe, Cu, Cd, WITH FAST NEUTRON ACTIVATION USING NEUTRON GENERATOR

BAB 1 PENDAHULUAN Latar Belakang

PENGARUH 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 BERBASIS PZC (POLY ZIRCONIUM COMPOUND)

CHAPTER iii INTI ATOM DAN RADIOAKTIVITAS

Radioaktivitas dan Reaksi Nuklir. Rida SNM

OPTIMASI PENGUKURAN KEAKTIVAN RADIOISOTOP Cs-137 MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA

PEMBUA T AN RADIOISOTOP GADOLINIUM-153 DENGAN SASARAN GdZ03 MELALUI REAKSI AKTIV ASI NEUTRON. Hotman Lubis, Herlina, Sriyono dan Abidin PRR-BATAN

GANENDRA, Vol. V, No. 1 ISSN Syarip ABSTRAK ABSTRACT

Jurnal Pendidikan Fisika Indonesia 6 (2010) 30-34

5. Diagnosis dengan Radioisotop

PENENTUAN UNSUR-UNSUR PADA ENDAPAN CORROSSION COUPON SISTEM PENDINGIN SEKUNDER RSG-GAS DENGAN METODE ANALISIS AKTIVASI NEUTRON

PENGUNGKUNGAN SUMBER 85 Kr, 133 Xe, 198 Au, DAN 24 Na PASCA IRADIASI

ANALISIS KONSENTRASI I-131 LEPASAN UDARA CEROBONG DI REAKTOR SERBA GUNA GA. SIWABESSY

SISTEM PERHITUNGAN PRODUKSI RADIOISOTOP Mo-99 DAN GENERATOR Mo-99/Tc-99M MENGGUNAKAN MICROSOFT ACCESS

BAB II Besaran dan Satuan Radiasi

PENENTUAN FRAKSI BAKAR PELAT ELEMEN BAKAR UJI DENGAN ORIGEN2. Kadarusmanto, Purwadi, Endang Susilowati

RENCANA PERKULIAHAN FISIKA INTI Pertemuan Ke: 1

Identifikasi Unsur dan Kadar Logam Berat pada Limbah Pewarna Batik dengan Metode Analisis Pengaktifan Neutron

EVALUASI PEMBUATAN IODIUM-125 MENGGUNAKAN SASARAN GAS XENON-124 DIPERKAYA

KIMIA (2-1)

SISTEM INFORMASI DATA NUKLIDA MENGGUNAKAN TURBO PASCAL WINDOWS

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

RADIOKIMIA Tipe peluruhan inti

GANENDRA, Vol. V, No. 1 ISSN STUDI PRODUKSI RADIOISOTOP Mo-99 DENGAN BAHAN TARGET LARUTAN URANIL NITRAT PADA REAKTOR KARTINI ABSTRAK

PROGRAM JAMINAN KUALITAS PADA PENGUKURAN. RADIONUKLIDA PEMANCAR GAMMA ENERGI RENDAH:RADIONUKLIDA Pb-210

PENENTUAN WAKTU TUNDA PADA KONDISIONING LIMBAH HASIL PENGUJIAN BAHAN BAKAR PASCA IRADIASI DARI INSTALASI RADIOMETALURGI

EVALUASI PEMBUATAN 99 Mo HASIL REAKSI (n, ) TERHADAP SASARAN MoO 3 ALAM DI PRR BATAN PERIODE TAHUN

KONTROL KUALITAS HASIL ANALISIS Mn, Mg, Al, V DAN Na MENGGUNAKAN METODE k 0 -AANI

CROSS SECTION REAKSI INTI. Sulistyani, M.Si.

U Th He 2

APPLICATION OF NEUTRON ACTIVATION ANALYSIS IN CHARACTERIZATION OF ENVIRONMENTAL SRM SAMPLES

EVALUASI KINERJA SPEKTROMETER GAMMA YANG MENGGUNAKAN NITROGEN CAIR SEBAGAI PENDINGIN DETEKTOR

PENENTUAN AKTIVITAS 60 CO DAN 137 CS PADA SAMPEL UNKNOWN DENGAN MENGGUNAKAN DETEKTOR HPGe

Pengukuran Fluks Neutron dan Penentuan Cadmium Ratio pada Difraktometer Neutron Empat Lingkaran / Difraktometer Tekstur (DN2)

Spesifikasi Teknis Teras Reaktor Nuklir Kartini dan Eksperimental Setup Fasilitas Uji In-vitro dan In-vivo Metode BNCT

BAB I PENDAHULUAN I.1. Latar Belakang

Oleh ADI GUNAWAN XII IPA 2 FISIKA INTI DAN RADIOAKTIVITAS

KIMIA INTI DAN RADIOKIMIA. Stabilitas Nuklir dan Peluruhan Radioaktif

PENENTUAN KANDUNGAN UNSUR KROM DALAM LIMBAH TEKSTIL DENGAN METODE ANALISIS PENGAKTIFAN NEUTRON

ANALISIS LEPASAN RADIOAKTIF DI RSG GAS

PELURUHAN RADIOAKTIF

PENGARUH WAKTU PENGAMBILAN SAMPLING PADA ANALISIS UNSUR RADIOAKTIF DI UDARA DENGAN MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA

PENGGUNAAN COMPUTER CODE ORIGEN 2 UNTUK ESTIMASI PERHITUNGAN RADIONUKLIDA PADA KOMPONEN REAKTOR RISET TRIGA MARK II *)

Kimia Inti dan Radiokimia

IDENTIFIKASI KADAR UNSUR YANG TERKANDUNG DALAM HEWAN DI SUNGAI GAJAHWONG YOGYAKARTA DENGAN METODE AANC (ANALISIS AKTIVASI NEUTRON CEPAT)

KARAKTERISASI LIMBAH RADIOAKTIF CAIR DENGAN SPEKTROMETER GAMMA PORTABEL DAN TEKNIK MONTE CARLO

FISIKA ATOM & RADIASI

INTERAKSI RADIASI DENGAN MATERI NANIK DWI NURHAYATI,S.SI,M.SI

ANALISIS LIMBAH RESIN DI REAKTOR SERBA GUNA GA. SIWABESSY TAHUN 2008

ANALISA FLUKS NEUTRON PADA BEAMPORT

BAB 1 PENDAHULUAN Latar Belakang

2. Dari reaksi : akan dihasilkan netron dan unsur dengan nomor massa... A. 6

PEMANTAUAN LINGKUNGAN DI SEKITAR PUSAT PENELITIAN TENAGA NUKLIR SERPONG DALAM RADIUS 5 KM TAHUN 2005

SPEKTROSKOPI-γ (GAMMA)

STANDARDISASI F-18 MENGGUNAKAN METODE SPEKTROMETRI GAMMA

PRA RANCANGAN KONTAINER TEMPAT PENYIMPANAN LIMBAH RADIOAKTIF SUMBER TERBUNGKUS 192 Ir

Transkripsi:

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 Serpong, Tangerang 15314, Indonesia E-mail: rohadia@yahoo.com Abstrak Telah dilaporkan bahwa endovascular stent radioaktif terbukti efektif untuk mencegah restenosis. Untuk mendapatkan endovascular stent radioaktif melalui aktivasi neutron, bahan penyusunnya berupa SS316 telah diiradiasi dengan neutron selama 5 menit di posisi pneumatic rabbit system (PRS) reaktor G.A. Siwabessy. Hasil iradiasi tersebut diukur menggunakan spektrometer gamma setelah diluruhkan selama 10 hari. Dari hasil pengukuran diketahui bahwa di dalam hasil iradiasi terkandung radioisotop 51 Cr, 59 Fe dan 60 Co dengan radioaktivitas masing masing sebesar 5990 Bq/mg 107 dan 109 Bq/mg. Dari perhitungan secara teoritis diperoleh hasil bahwa radioisotop yang terkandung di dalam endovascular stent dengan waktu paruh relatif panjang (lebih dari 7 hari) adalah 51 Cr, 59 Fe dan 55 Fe dengan radioaktivitas sebesar 6051, 70 dan 110 Bq/mg pada saat akhir iradiasi. Pada hasil pengukuran menggunakan spektrometer gamma tidak ditemukan adanya radioisotop 55 Fe karena radioisotop tersebut hanya memancarkan radiasi dengan energi rendah (5,9 kev). Radioisotop 60 Co yang ditemukan di dalam hasil iradiasi diduga berasal dari pengotor kobal di dalam SS316. Abstract Neutron Irradiation on SS316 Material for Radioactive Endovascular Stent Production. It was reported that restenosis could be prevented by radioactive endovascular stent. SS316 material of endovascular stent has been irradiated at pneumatic rabbit system of G.A. Siwabessy reactor for 5 minutes for producing radioactive stent by neutron activation. After 10 days of decay, the irradiated SS316 was measured by gamma spectrometer. The radioisotopes of 51 Cr, 59 Fe and 60 Co were detected in the irradiated SS316 with radioactivity of 5990, 107 and 109 Bq/mg respectively. The Calculation results showed that radioisotopes of 51 Cr, 59 Fe and 55 Fe were produced by neutron activation. The radioactivity of 51 Cr, 59 Fe and 55 Fe were 6051, 70 and 110 Bq/mg respectively. In the irradiated materials, the 55 Fe was not detected because the radioisotope emitted radiation with very low energy (5.9 kev). It is considered that radioisotope of 60 Co was produced from cobalt impurity in the SS316. Keywords: radioactive endovascular stent, neutron activation, SS316 1. Pendahuluan Bentuk penggunaan radioisotop untuk terapi semakin luas dari hari ke hari. Salah satu diantaranya adalah pemanfaatan radioisotop untuk pencegahan restenosis pada pembuluh darah jantung. Penyempitan pada pembuluh darah jantung dapat ditangani dengan metode angioplasty dan menanamkan endovascular stent agar tidak terjadi penyempitan kembali (restenosis). Namun, kira-kira 30% dari penderita dengan penanganan ini dilaporkan masih mengalami penyempitan kembali disebabkan oleh pertumbuhan sel secara tidak normal di sekitar daerah penanaman [1,2]. Radiasi yang dipancarkan oleh radioisotop telah terbukti dapat menekan terjadinya pertumbuhan sel. Oleh karenanya, radioisotop menjanjikan solusi dalam mencegah terjadinya restenosis [3-5]. Ada beberapa metode dalam pembuatan endovascular stent radioaktif. Selama ini, pembuatan endovascular stent dibuat melalui implantasi ion radioisotop. Watanabe dkk telah berhasil mengembangkan metode implantasi ion radioisotop 133 Xe ke dalam endovascular stent.. Radioisotop 133 Xe sebesar 98 kbq telah berhasil diimplantasi ke dalam endovascular stent dan telah digunakan untuk percobaan pada binatang [6]. Albiero 86

87 dkk mengembangkan endovascular stent radioaktif menggunakan radioisotop 32 P. Radioisotop 32 P dengan radioaktivitas antara 110 440 kbq berhasil mengurangi terjadinya restenosis menjadi kurang dari 4% selama 6 bulan setelah pemasangan [7]. Pembuatan endovascular stent radioaktif dengan implantasi ion menghasilkan endovascular stent radioaktif dengan satu jenis radioisotop, namun menghadapi kendala berupa mahalnya proses produksi dan sedikitnya jumlah endovascular stent yang dapat diproduksi. Metode lain yang memungkinkan digunakan untuk mendapatkan endovascular stent radioaktif adalah metode aktivasi neutron. Pada metode ini neutron ditembakkan ke dalam unsur penyusun endovascular stent sehingga diperoleh radioisotop dari unsur penyusunnya. Dengan metode ini, endovascular stent radioaktif dalam jumlah besar dapat diproduksi dalam waktu singkat. Pada metode ini seluruh unsur penyusun endovascular stent teraktivasi oleh paparan neutron sehingga terbentuk beberapa jenis radioisotop. Pada kegiatan ini dilakukan penelitian jenis jenis radioisotop yang terbentuk dari iradiasi terhadap endovascular stent yang terbuat dari bahan SS316. Tujuan dari penelitian ini adalah mendapatkan jenis radioisotop dan besarnya radioaktivitas yang terbentuk di dalam endovascular stent dari aktivasi neutron. 2. Metode Penelitian Bahan penyusun endovascular stent berupa SS316 sebanyak 104 mg diiradiasi di posisi pneumatic rabbit system (PRS) reaktor G.A. Siwabessy dalam waktu singkat (5 menit). Iradiasi hanya dilakukan dalam waktu singkat karena radioaktivitas yang dikehendaki pun juga kecil. Bahan SS316 dimasukkan ke dalam kapsul terbuat dari polietilena dan selanjutnya diiradiasi di posisi PRS reaktor G.A. Siwabessy. Hasil iradiasi diukur menggunakan spektrometer gamma untuk menentukan jenis jenis radioisotop yang terbentuk dan besarnya radioaktivitas. Pengukuran dilakukan setelah 10 hari peluruhan agar radioisotop berumur pendek telah meluruh dan tidak mengganggu pengukuran. Hasil pengukuran dihitung balik ke saat akhir iradiasi (end of irradiation, EOI). Sebelum digunakan, spektrometer gamma dikalibrasi menggunakan radioisotop standar 133 Ba, 137 Cs dan 60 Co untuk kalibrasi energi dan kalibrasi kurva efisiensi. Pada penelitian ini dilakukan pula perhitungan secara teoritis jenis radioisotop yang terbentuk dan besarnya radioaktivitas ketika bahan SS316 diiradiasi di posisi PRS GA Siwabessy selama 5 menit. Perhitungan dilakukan menggunakan umum aktivasi neutron [8,10]. A= Nφσ (1-e -λt ).............. (1) Dimana, A : Radioaktivitas radioisotop yang dihasilkan (Bq) N : Jumlah atom isotop sasaran (atom) φ : Fluks neutron (ns -1 cm -2 ) σ : Tampang lintang reaksi (barn = 10-24 cm 2 ) λ : Konstanta peluruhan radioisotop (s -1 ) Fluks neutron di posisi PRS digunakan nilai 4 x 10 13 ns - 1 cm -2 [11]. Besaran besaran lain yang digunakan pada perhitungan disajikan pada Tabel 1. Isotop-isotop yang tidak menghasilkan radioisotop dari aktivasi neutron tidak dicantumkan di dalam tabel tersebut. Tabel 1. Kelimpahan isotop sasaran di alam, radioisotop yang terbentuk serta tampang lintang reaksi intinya [8,9]. Unsur (kandungan dalam stent SS316) Besi (66,5%) Krom (17,4%) Nikel (12,1%) Molibdenum (2,23%) Mangan (0,94%) Silikon (0,68%) Fosfor (0,032%) Karbon (0,017 %) Sulfur (0,009%) Isotop di alam dan kelimpahannya Tampang lintang reaksi (n,γ) 54 Fe (5,8%) 2,16 barn 58 Fe (0,3%) 1,3 barn 50 Cr (4,35%) 15,9 barn 54 Cr (2,36%) 58 Ni (68,3%) 4,5 barn 62 Ni (3,6%) 14,2 barn 64 Ni (0,9%) 1,8 barn 92 Mo (14,8%) 0,002 barn 98 Mo (24,13%) 0,13 barn 100 Mo (9,63%) 0,199 55 Mn (100%) 13,4 barn 30 Si (3,1%) 0,108 barn 31 P (100%) 0,166 barn 13 C (1,1%) 1,37 barn 34 S (4,2%) 0,29 barn 36 S (0,1%) 0,15 barn Radioisotop yang terbentuk Waktu paruh 55 Fe 2,73 tahun 59 Fe 44,5 hari 51 Cr 27,7 hari 55 Cr 3,50 menit 59 Ni 70 000 tahun 63 Ni 100 tahun 65 Ni 2,52 tahun 93 Mo 4000 tahun 99 Mo 66,02 jam 101 Mo 14,6 menit 56 Mn 2,58 jam 31 Si 2,62 jam 32 P 14,26 hari 14 C 5730 tahun 35 S 87,51 hari 37 S 5,05 menit

88 3. Hasil dan Pembahasan Hasil pengukuran terhadap SS316 setelah diiradiasi selama 5 menit di posisi PRS reaktor G.A. Siwabessy menggunakan spektrometer gamma ditunjukkan pada Gambar 1. Dari Gambar 1 diketahui ada puncak energi pada posisi 320, 1099, 1173, 1292 dan 1333 kev. Radiasi γ dengan energi tersebut merupakan radiasi dari radioisotop 51 Cr, 59 Fe dan 60 Co seperti ditunjukkan pada Tabel 2. Di dalam tabel tersebut disajikan radiasi gamma yang dipancarkan oleh radioisotop radioisotop tersebut beserta intensitas untuk masing masing radiasi gamma. Di dalam tabel tersebut disajikan pula waktu paruh untuk masing masing radioisotope. Dari luas area untuk masing-masing puncak energi, intensitas radiasi gamma dan nilai efisiensi penyerapan radiasi gamma oleh detektor pada energi tersebut selanjutnya dihitung besarnya radioaktivitas untuk masing masing radioisotop. Radioaktivitas yang didapatkan dibagi dengan berat material dan diperoleh radioaktivitas 51 Cr, 59 Fe dan 60 Co untuk tiap satuan berat. Radioisotop 51 Cr memiliki radioaktivitas sebesar 5990 Bq/mg, 59 Fe sebesar 107 Bq/mg dan 60 Co sebesar 109 Bq/mg. Dari radioaktivitas ini selanjutnya dihitung radioaktivitas sejak akhir iradiasi (EOI) sampai dengan 12 bulan setelah iradiasi menggunakan persamaan umum peluruhan radioaktif [8,10]. Dari hasil perhitungan diperoleh radioaktivitas 51 Cr, 59 Fe dan 60 Co masing masing sebesar 7542, 123 dan 109 Bq/mg pada saat akhir iradiasi. Perubahan radioaktivitas ketiga radioisotop selama 12 bulan setelah iradiasi ditujukkan pada Gambar 2. Dari Gambar 2 diketahui bahwa radioaktivitas 51 Cr merupakan radioisotop dengan radioaktivitas terbesar sampai dengan bulan ke-5 setelah iradiasi. Setelah bulan ke-6 radioaktivitas 51 Cr sudah berkurang dan lebih rendah dari 60 Co. Ketika itu, radioaktivitas keduanya hanya sekitar 100 Bq/mg. Setelah 1 tahun, radioaktivitas 51 Cr kurang dari 1 Bq/mg. Demikian juta dengan radioaktivitas 59 Fe sudah berkurang menjadi di bawah 1 Bq/mg setelah peluruhan selama 1 tahun. Sedangkan radioaktivitas 60 Co hampir tidak berubah dalam waktu 1 tahun karena waktu paruhnya panjang (5,27 tahun). Ketiga radioisotop ini merupakan radioisotop yang perlu diperhitungkan dampaknya pada sel tubuh pada pembuatan stent radioaktif melalui aktivasi neutron. Di dalam penelitian ini telah dilakukan perhitungan jenis radioisotop yang terbentuk beserta radioaktivitasnya. Radioisotop yang dihasilkan dari iradiasi selama 5 menit dengan fluks neutron 4 x 10 13 ns -1 cm -2 pada saat akhir iradiasi (EOI) ditunjukkan pada Tabel 3. Radioisotop dengan waktu paruh yang pendek kurang dari 1 jam tidak ditunjukkan karena radioisotop tersebut akan segera habis meluruh dalam waktu singkat. Dari Tabel 3 diketahui bahwa 56 Mn merupakan radioisotop dengan radioaktivitas terbesar 12162 Bq/mg. Namun, karena waktu paruh yang pendek sebesar 2,58 jam, radioaktivitasnya telah mengecil menjadi kurang dari 1 Bq/mg setelah 40 jam. Demikian pula dengan 31 Si yang dihasilkan sebesar 6703 Bq/mg pada saat akhir iradiasi. Setelah 40 jam, radioaktivitasnya kurang dari 1 Bq/mg. Radioisotop 99 Mo dihasilkan sebesar 192 Bq/mg. Radioisotop ini pun segera meluruh dengan cepat karena waktu paruhnya sebesar 66 jam. Radioaktivitas 99 Mo tinggal 15,5 Bq/mg setelah 10 hari dan 1,2 Bq/mg setelah 20 hari. Jadi tinggal 3 radioisotop yang tersisa di dalam SS316 dalam jangka panjang yaitu 51 Cr, 55 Fe dan 59 Fe. Perubahan radioaktivitas 51 Cr, 55 Fe dan 59 Fe dalam waktu satu tahun seperti ditunjukkan pada Gambar 3. Setelah 1 tahun diketahui bahwa radioisotop 51 Cr dan 59 Fe telah meluruh menjadi kurang dari 1 Bq/mg, sedangkan radioaktivitas 55 Fe sebesar 85 Bq/mg. jumlah cacahan 800 600 400 200 320 kev (Cr-51) 1099 kev (Fe-59) 1173 kev (Co-60) 1292 kev (Fe-59) 1333 kev (Co-60) 0 200 400 600 800 1200 1400 Energi (kev) Gambar 1. Hasil pengukuran menggunakan spektrometer gamma. Angka menunjukkan energi-energi puncak yang diperoleh.

89 Tabel 2. Jenis radioisotop, waktu paruh dan intensitas radiasi gamma yang dipancarkan SS316 setelah diiradiasi Radioisotop Waktu paruh Energi γ (kev) dan intensitasnya (%) 51 Cr 27,7 hari 320 (10%) 59 Fe 44,5 hari 1099 (57%) 1292 (43%) 60 Co 5,27 tahun 1173 (100%) 1333 (100%) radioaktivitas (Bq/mg) 0 100 10 1 Cr-51 Fe-59 Co-60 0 2 4 6 8 10 12 waktu (bulan) Gambar 2. Radioaktivitas radioisotop 51 Cr, 60 Co dan 59 Fe sejalan dengan waktu peluruhan sampai dengan 12 bulan dihitung berdasarkan radioaktivitas hasil pengukuran spektrometer gamma Tabel 3. Radioaktivitas hasil perhitungan pada saat akhir iradiasi setelah iradiasi selama 5 menit dengan fluk neutron 4 x 10 13 ns -1 cm -2 Jenis Radioaktivitas (Bq/mg) Waktu paruh Jenis peluruhan Isotop hasil peluruhan 56 Mn 12162 2,58 jam β - 56 Fe (stabil) 31 Si 6703 2,62 jam β - 31 P (stabil) 51 Cr 6051 27,7 hari EC 51 V (stabil) 99 Mo 192 66 jam β - 99m Tc (radioisotop) 55 Fe 110 2,73 tahun EC 55 Mn (stabil) 59 Fe 70 44,5 hari β - 59 Co (stabil) radioaktivitas (Bq/mg) 0 100 10 Cr-51 Fe-59 Fe-55 1 0 2 4 6 8 10 12 waktu (bulan) Gambar 3. Radioaktivitas 51 Cr, 59 Fe dan 55 Fe selama 12 bulan setelah iradiasi dari hasil perhitungan

90 Dari hasil iradiasi, radioaktivitas 55 Fe tidak terdeteksi pada pengukuran menggunakan spektrometer gamma sedangkan secara teoritis radioisotop tersebut dihasilkan di dalam SS316. Hal ini dikarenakan radioisotop ini meluruh dengan peluruhan electron capture dan hanya memancarkan radiasi dengan energi yang kecil (5,9 kev) [8]. Oleh karenanya, meskipun dari hasil pengukuran tidak terdeteksi adanya 55 Fe, namun layak diduga bahwa sesungguhnya radioisotop 55 Fe juga terbentuk di dalam SS316 hasil iradiasi. Sedangkan di dalam hasil iradiasi diperoleh 60 Co, namun tidak diperoleh dari hasil perhitungan. Hal ini diduga bahwa sesungguhnya di dalam stent mengandung unsur kobal dalam kandungan yang kecil sekali sebagai pengotor material SS316. Unsur kobal dalam jumlah yang kecil pun dapat menghasilkan 60 Co dalam jumlah yang berarti karena 100% kobal alam tersusun dari 59 Co. Selain itu, tampang lintang reaksi pembentukan 60 Co dari isotop 59 Co pun relatif besar (37,2 barn) [8]. Dari hasil iradiasi dan perhitungan secara teoritis diketahui bahwa endovascular stent radioaktif memungkinkan dibuat dari endovascular stent berbahan SS316. Radioisotop yang terkandung di dalamnya adalah 51 Cr, 59 Fe dan 55 Fe. Namun perlu diperhatikan bahwa jika SS316 penyusun endovascular stent mengandung unsur kobal, di dalam endovascular stent akan dihasilkan radioisotop 60 Co yang merupakan radioisotop pemancar gamma berenergi tinggi dan memiliki waktu paruh panjang (5,27 tahun). 4. Kesimpulan Dari iradiasi SS316 bahan penyusun endovascular stent selama 5 menit di posisi PRS reaktor G.A. Siwabessy dihasilkan 3 radioisotop yaitu 51 Cr, 59 Fe dan 60 Co. Radioisotop 51 Cr, 59 Fe dan 60 Co masing masing memiliki radioaktivitas 5990, 107 dan 109 Bq/mg setelah peluruhan selama 10 hari. Jika dihitung ke saat EOI, ketiganya memiliki radioaktivitas 7542, 123, dan 109 Bq/mg. Setelah masa peluruhan selama 1 tahun, radioaktivitas 51 Cr dan 59 Fe tinggal kurang dari 1 Bq/mg, sedangkan radioaktivitas 60 Co hampir tidak berubah karena waktu paruhnya panjang (5,27 tahun). Dari perhitungan secara teoritis diketahui bahwa ada 6 jenis radioisotop yang dihasilkan dari iradiasi SS316, yaitu 56 Mn, 31 Si, 51 Cr, 99 Mo, 55 Fe dan 59 Fe dengan radioaktivitas sebesar 12162, 6703, 6051, 192, 110 dan 70 Bq/mg pada saat akhir iradiasi. Setelah peluruhan selama 10 hari, radioisotop yang masih tersisa dengan radioaktivitas lebih dari 10 Bq/mg adalah 51 Cr, 59 Fe dan 55 Fe. Setelah peluruhan selama 1 tahun, radioisotop 51 Cr dan 59 Fe meluruh menjadi sekitar 1 Bq/mg, sedangkan radioaktivitas 55 Fe hampir tidak berubah karena waktu paruhnya panjang (2,7 tahun). Pada hasil pengukuran menggunakan spektrometer gamma tidak terdeteksi 55 Fe karena radioisotop tersebut memancarkan radiasi dengan energi rendah (5,9 kev). Sedangkan radioisotop 60 Co yang terdeteksi dari hasil pengukuran diduga dihasilkan dari pengotor unsur kobal di dalam SS316. Endovascular stent radioaktif memungkinkan dibuat dari endovascular stent berbahan SS316. Radioisotop yang terkandung di dalamnya adalah 51 Cr, 59 Fe dan 55 Fe. Namun jika SS316 penyusun endovascular stent mengandung unsur kobal, di dalam endovascular stent akan dihasilkan pula radioisotop 60 Co. Daftar Acuan [1] Watanabe S., Research Activities, Japan Atomic Energy Research Institute. 1999. [2] Teirtein P.S., et al, Catheter-based Radiotherapy to Inhibit Restenosis after Coronary Stenting, Washington Hospital Center. 1997. [3] Editorials, European Heart Journal. 22 (2001) 1245-1247. [4] Hehrlein C., Kovacs A., Wolf G.K., European Heart Journal. 21(2000) 2056-2062. [5] Fiscell T.A., Hehrlein C., J. Invas Cardiol. 12 (2000) 162-167. [6] Watanabe S., et al, Appl. Radiat. Isot. 50 (1999). [7] Albiero R., Colombo A., Columbus C.C., J. Invas Cardiol. 12 (2000) 416-421. [8] Saitoh N. et al, Handbook of Radioisotope, Maruzen, 1996. [9] Genka T., Komunikasi Pribadi, 2001. [10] Helus F, Colombetti L.G., Radionuclides Production, CRC Press, 1984. [11] Soenarjo S., Tamat S.R., Suparman I., Purwadi B, Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka. 6 (2003) 33-43.