PRODUKSI IODIUM-125 MENGGUNAKAN TABUNG PENYIMPANAN TERMODIFIKASI

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

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

PRODUKSI IODIUM-125 MENGGUNAKAN TARGET XENON ALAM

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

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

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

Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka ISSN Journal of Radioisotope and Radiopharmaceuticals Vol 10, Oktober 2007

IRADIASI NEUTRON PADA BAHAN SS316 UNTUK PEMBUATAN ENDOVASCULAR STENT

PERHITUNGAN RADIOAKTIVITAS SESIUM-137 PADA PEMBUATAN IODIUM-125

EVALUASI PROSES PRODUKSI RADIOISOTOP 153 Sm DAN SEDIAAN RADIOFARMAKA 153 Sm-EDTMP

PEMBUATAN NANOPARTIKEL EMAS RADIOAKTIF DENGAN AKTIVASI NEUTRON

PENINGKATAN KEMURNIAN RADIOKIMIA IODIUM -125 PRODUKSI PRR DENGAN NATRIUM METABISULFIT DAN REDUKTOR JONES

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

EVALUASI PROSES PRODUKSI RADIOISOTOP 153 Sm DAN SEDIAAN RADIOFARMAKA 153 Sm-EDTMP

Peningkatan Kemurnian Radiokimia Iodium-125 Produksi PRR dengan Natrium Metabisulfit dan Reduktor Jones

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

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

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

RADIOKALORIMETRI. Rohadi Awaludin

UJI PRODUKSI 99 Mo HASIL FISI DENGAN BAHAN SASARAN FOIL LEU BUATAN P2TBDU-BATAN

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

FAKTOR KOREKSI PENGUKURAN AKTIVITAS RADIOFARMAKA I-131 PADA WADAH VIAL GELAS TERHADAP AMPUL STANDAR PTKMR-BATAN MENGGUNAKAN DOSE CALIBRATOR

SIMULASI PEMISAHAN RADIOISOTOP I-123 DARI TARGET TELURIUM MENGGUNAKAN TRACER I-131

PENGAWASAN PEMBUATAN DI PUSA T RADIOISOTOP DAN RADIOFARMAKA

BAB 1 PENDAHULUAN Latar Belakang

KIMIA INTI DAN RADIOKIMIA. Stabilitas Nuklir dan Peluruhan Radioaktif

GENERATOR 188W/188Re BERBASIS ALUMINA

Pujiyanto [1] ABSTRAK

MAKALAH PENDAMPING : PARALEL E PEMBUATAN SUMBER RADIOSIOTOP SEED BRAKITERAPI I- 125 UNTUK PENGOBATAN KANKER

EVALUASI PEMANFAATAN FASILITAS IRADIASI RSG-GAS PADA TAHUN 2006

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

MENGGUNAKAN SASARAN FOIL URANIUM PENGKAYA- AN RENDAH BUATAN BATAN SEBAGAI PENGGANTI SASARAN URANIUM PENGKAYAAN TINGGI

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

SYNOPSIS REAKTOR NUKLIR DAN APLIKASINYA

Oleh ADI GUNAWAN XII IPA 2 FISIKA INTI DAN RADIOAKTIVITAS

ANALISIS UNSUR RADIOAKTIVITAS UDARA BUANG PADA CEROBONG IRM MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA

PEMBUATAN SAMPEL INTI ELEMEN BAKAR U 3 Si 2 -Al

UJI INTEGRITAS KELONGSONG ELEMEN BAKAR REAKTOR TRIGA 2000 DENGAN METODE UJI CICIP PANAS

EVALUASI PEMBUATAN SENYAWA BERTANDA 131 I-HIPPURAN UNTUK DIAGNOSIS FUNGSI GINJAL

BAB 1 PENDAHULUAN Latar Belakang

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

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

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

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

kanker yang berkembang dari sel-sel yang berada pada kelenjar payudara. Dalam

Penentuan Dosis Gamma Pada Fasilitas Iradiasi Reaktor Kartini Setelah Shut Down

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

CHAPTER III INTI ATOM DAN RADIOAKTIVITAS

METODE KALIBRASI MONITOR GAS MULIA MENGGUNAKAN SISTEM SUMBER GAS KRIPTON-85 STATIS

EVALUASI KENDALI MUTU SENYAWA BERTANDA 153 SAMARIUM-EDTMP (ETHYLENE DIAMINE TETRA METHYLEN PHOSPHONATE )

PEMISAHAN FRAKSI OSMIUM DAN IRIDIUM DALAM MATRIKS OSMIUM ALAM PASCA IRADIASI DENGAN TEKNIK EKSTRAKSI PELARUT

ANALISIS AEROSOL RADIOAKTIF DI BALAI OPERASI RSG GAS

BAB I PENDAHULUAN di Bandung dan Reaktor Kartini yang berada di Yogyakarta. Ketiga reaktor

EVALUASI KEGIATAN PROTEKSI RADIASI DALAM PROSES PEMINDAHAN BAHAN PASCA IRADIASI

OPTIMASI PENGUKURAN KEAKTIVAN RADIOISOTOP Cs-137 MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA

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

PENGARUH PENCUCIAN LARUTAN NaOCl DAN PENAMBAHAN KOLOM KEDUA ALUMINA TERHADAP YIELD DAN LOLOSAN 99 Mo (Mo BREAKTHROUGH) DARI GENERATOR

FISIKA ATOM & RADIASI

Optimasi Produksi Radioiod-131 dari Aktivasi Neutron Sasaran Telurium Dioksida Alam

PENGARUH PENCUCIAN LARUTAN NaOCl DAN PENAMBAHAN KOLOM KEDUA ALUMINA TERHADAP YIELD DAN LOLOSAN BERBASIS PZC (POLY ZIRCONIUM COMPOUND)

PENGUKURAN AKTIVITAS ISOTOP 152 Eu DALAM SAMPEL UJI PROFISIENSI MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA

UJI BANDING SISTEM SPEKTROMETER GAMMA DENGAN METODA ANALISIS SUMBER Eu-152. Nugraha Luhur, Kadarusmanto, Subiharto

Kimia Inti dan Radiokimia

BAB III METODE PENELITIAN

REFUNGSIONALISASI SISTEM PEMANTAU RADIASI BETA AEROSOL DAN ALPHA-BETA AEROSOL RSG-GA

CHAPTER iii INTI ATOM DAN RADIOAKTIVITAS

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

A ALISIS LIMBAH RESI PE UKAR IO SISTEM PEMUR IA AIR PE DI GI PRIMER RSG-GAS*

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

PEMISAHAN RADIOISOTOP 115m In MENGGUNAKAN KOLOM KROMATOGRAFI DENGAN RESIN AG 1X8 (Cl - )

PENENTUAN KADAR URANIUM DALAM SAMPEL YELLOW CAKE MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA

Waste Acceptance Criteria (Per 26 Feb 2016)

ANALISIS IRADIASI TARGET TULIUM DI REAKTOR SERBA GUNA -GA SIWABESSY

ANALISIS LEPASAN RADIOAKTIF DI RSG GAS

MAKALAH PENDAMPING : PARALEL E

MAKALAH PENDAMPING : PARALEL E

PEMBUATAN IODlUM-125 MENGGUNAKAN SASARAN XENON DIPERKA YA

PENGENALAN DAUR BAHAN BAKAR NUKLIR

PEMBUATAN RADIONUKLIDA 188 W MELALUI REAKSI AKTIVASI NEUTRON TERHADAP SASARAN LOGAM TUNGSTEN DIPERKAYA

DETEKTOR RADIASI INTI. Sulistyani, M.Si.

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

EVALUASI KINERJA SPEKTROMETER GAMMA YANG MENGGUNAKAN NITROGEN CAIR SEBAGAI PENDINGIN DETEKTOR

PENGELOLAAN LIMBAH RADIOAKTIF DAN B3 DI IRM. Sunardi

PENGUKURAN DAN EVALUASI RADIOAKTIVITAS AIR TANGKI REAKTOR (ATR) DI PTAPB-BATAN YOGYAKARTA

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

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

BAB I PENDAHULUAN 1.1. Latar Belakang

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

PRO SIDING SEMINAR PENELITIAN DAN PENGELOLAAN PERANGKAT NUKLIR Pusat Teknologi Akselerator dan Proses Bahan Yogyakarta, Rabu, 11 September 2013

METODE STANDARDISASI SUMBER 60 Co BENTUK TITIK DAN VOLUME MENGGUNAKAN METODE ABSOLUT PUNCAK JUMLAH

Udara ambien Bagian 1: Cara uji kadar amoniak (NH 3 ) dengan metoda indofenol menggunakan spektrofotometer

PENGARUH REGENERASI KOLOM ALUMINA ASAM TERHADAP RECOVERY DAN KUALITAS 99m Tc HASIL EKSTRAKSI PELARUT MEK DARI 99 Mo HASIL AKTIVASI NEUTRON

BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang 1.2 Runusan Masalah

UJI FUNGSI FASILITAS IRADIASI SISTEM RABBIT PNUMATIK REAKTOR RSG GAS MENGGUNAKAN BAHAN ACUAN STANDAR

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

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

Triani Widyaningrum, Triyanto, Endang Sarmini, Umi Nur Sholikhah, Sunarhadijoso Soenarjo.

PENENTUAN PROFIL ELUSI 125 I SEBAGAI PERUNUT UNTUK TUJUAN RADIOIMMUNOASSAY (RIA) Maiyesni, Mujinah, Dede Kurniasih, Witarti, Triyanto, Herlan S.

III. METODOLOGI PENELITIAN

Gambar 11 Sistem kalibrasi dengan satu sensor.

Transkripsi:

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 MAKALAH PENDAMPING PENDIDIKAN KIMIA (Kode : E-01) ISBN : 979363167-8 PRODUKSI IODIUM-125 MENGGUNAKAN TABUNG PENYIMPANAN TERMODIFIKASI Daya Agung Sarwono*, Sriyono, Abidin, Hambali dan Hadirahman Pusat Radioisotop dan Radiofarmaka (PRR ) BATAN *Keperluan korespondensi, email : sarwono@batan.go.id ABSTRAK Salah satu fasilitas untuk produksi radioisotop I-125 adalah xenon loop dan iodine manifold yang terletak di fasilitas S1 RSG GA Siwabessy. Tabung penyimpanan merupakan salah satu komponen yang penting pada bagian iodine manifold yang berfungsi untuk menyimpan target gas xenon-124. Telah dilakukan modifikasi volume tabung penyimpanan pada fasilitas produksi Iodium-125 dari volume 50 ml menjadi 420 ml. Tujuan dari modifikasi ini adalah untuk menurunkan tekanan gas xenon-124 didalam tabung penyimpanan agar aman dan tidak terjadi kebocoran. Pada kegiatan ini dipakai sasaran gas xenon-124 diperkaya 99,98 %, dengan jumlah target 0,01625 mol. Dari hasil uji produksi sebanyak 8 kali dengan menggunakan tabung penyimpanan gas xenon-124 volume 420 ml diperoleh radioisotop iodium-125 dengan radioaktivitas sebesar 8.367 mci, 9.738 mci, 6825, 6013, 6432, 5908, 5437, dan 4985 mci, pengotor radionuklida iodium-126 sebesar 0,047 %, 0,12 %, 0,58 %, 0,60%,, 1,05 %, 1,37 %, 1,97 %, dan 2,84% pada saat pelarutan (7 hari setelah iradiasi). Kata kunci: Tabung penyimpanan termodifikasi, iodium-125, xenon-124 diperkaya. PENDAHULUAN Iodium-125 adalah radioisotop pemancar gamma berenergi rendah 35,5 KeV dengan intensitas 6,7% dan mempunyai waktu paro (t ½ ) 60,1 hari. Radioisotop tersebut meluruh melalui electron capture (EC) menjadi isotop stabil telurium-125[1]. Selain memancarkan energi gamma 35,5 KeV iodium-125 juga Seminar Nasional Kimia dan Pendidikan Kimia V 389

memancarkan sinar X pada energi 27 dan 31 KeV serta 21 elektron Auger pada energi 50 500 ev yang dimanfaatkan untuk radioterapi[2]. Iodium-125 dihasilkan dari peluruhan xenon-125 yang memiliki waktu paro 16,8 jam dan peluruhan xenon- 125 meta stabil dengan waktu paro 57 detik[3]. Xenon-125 dan xenon-125 meta stabil dapat dihasilkan dari aktivasi netron sasaran xenon-124 melalui reaksi nuklir : 124 Xe (n,γ) 125 Xe(t ½ 16,8 jam) 125 I 124 Xe(n,γ) 125m Xe(t ½ 57detik) 125 Xe 125 I Radioisotop Iodium-125 telah dipakai di PRR untuk beberapa penelitian dan pengembangan diantaranya penandaan dan biodistribusi radiofarmaka terapi kanker otak dalam bentuk 125 I- Nimotuzumab, pembuatan seed brakitarapi I-125 untuk pengobatan kanker dengan cara implan, selain itu I-125 dimanfaatkan sebagai immunoradiometricassay ( IRMA ) sebagai perunut untuk deteksi dan pemantauan tumor marker (pertanda tumor) dalam serum darah[4]. Untuk pembuatan radioisotop I- 125, PRR telah memiliki fasilitas produksi I- 125 yang diletakkan di RSG-GAS. Fasilitas produksi I-125 terdiri dari dua bagian yaitu xenon loop dan iodine manifold yang ditempatkan di experimentation hall [5]. Xenon loop terdiri atas kamar iradiasi dan coaxial pipe. Kamar iradiasi dengan volume 1000 ml berfungsi sebagai wadah sasaran gas xenon selama iradiasi berlangsung. Coaxial pipe terdiri dari dua pipa yaitu pipa primer dan pipa sekunder dengan diameter luar masing-masing 0,63 cm dan 0,95 cm serta tebal pipa masing-masing 0,9 mm dan 0,7 mm serta panjang 2184 mm. Pipa primer berfungsi sebagai jalur masuk dan keluarnya gas xenon ke kamar iradiasi. Pipa sekunder dihubungkan dengan silinder yang membungkus kamar iradiasi yang berisi gas helium sebagai media deteksi kebocoran kamar iradiasi dan sebagai pendingin selama berlangsungnya proses iradiasi. Iodine manifold terdiri atas pipa gas,tabung produk, tabung penyimpanan target, cold finger, cold trap, vacuum gauge, pompa vakum dsb. Iodine manifold tersebut dikungkung didalam glove box yang dibuat dari bahan fibre glass, aluminium, lead brick dan lead sheet. Glove box tersebut ditempatkan di experimentation hall RSG- GA. Siwabessy dan sistem ventilasinya dihubungkan langsung dengan sistem ventilasi reaktor KLA-70, sehingga tekanan udara di dalam glove box lebih kecil dari tekanan experimentation hall. Sebelum tahun 2009 gas xenon- 124 sebanyak 0,0223 mol disimpan dalam tabung dengan volume 50 ml dan tekanan gas yang terukur mencapai 10,7 atm. Penyimpanan gas dengan tekanan tinggi dalam waktu lama mimiliki kerawanan terjadi kebocoran. Pada tahun 2009 PRR melakukan modifikasi volume tabung penyimpanan target gas xenon pada fasilitas produksi iodium-125 dari volume 50 ml menjadi 420 ml. Tujuan dari modifikasi volume tabung penyimpanan ini adalah untuk menurunkan tekanan gas Seminar Nasional Kimia dan Pendidikan Kimia V 390

xenon-124 selama penyimpanan sehingga aman dan tidak terjadi kebocoran. Proses pembuatan Iodium-125 merupakan suatu rangkaian proses yang rumit karena reaksi yang terjadi adalah reaksi bertahap menggunakan sasaran berbentuk gas yang punya potensi untuk lepas ke lingkungan selain itu harga dari gas xenon-124 diperkaya relatif mahal. Telah dilaporkan oleh Awaludin R, dkk. tentang pembuatan iodium-125 dari sasaran xenon-124 diperkaya 82,4 % dengan jumlah target 0,0223 mol dengan menggunakan tabung penyimpanan dengan volume sebesar 50 ml. Pembuatan iodium-125 dilakukan pada fasilitas xenon loop di fasilitas iradiasi S1 reaktor G.A Siwabessy dengan lama iradiasi selama 24 jam. Hasil Iodium-125 pada uji ke-1 sampai ke-8 diperoleh radioaktivitas masingmasing sebesar 9541 mci, 9801 mci, 11.239 mci, 9458 mci, 3293 mci, 3735 mci, 4693 mci dan 2744 mci. Radioaktivitas rerata diperoleh sebesar 6813 mci. Sampai uji ke-6 tidak ditemukan pengotor radionuklida Iodium-126. Pada uji pembuatan ke-7 dan ke-8 ditemukan pengotor I-126 sebesar 0,088 dan 0,20 % dari radioaktivitas I-125[6]. Pada kegiatan ini dipakai sasaran gas xenon-124 diperkaya 99,98 %, dengan jumlah target sebanyak 0,01625 mol. Tujuan dari kegiatan ini adalah untuk mengevaluasi kinerja tabung penyimpanan baru dengan volume 420 ml dari hasil pembuatan Iodium-125. Evalusi hasil meliputi konsentrasi radioaktivitas dalam produk terhadap batasan spesifikasi yang ditetapkan. METODE PENELITIAN Bahan dan peralatan Peralatan gelas yang digunakan berspesifikasi pyrex. Bahan kimia sebagai pereaksi yang digunakan adalah pro analisis dari Merck. Bahan sasaran adalah gas xenon-124 diperkaya 99,98 % dari Chemgas-Prancis sebanyak 400 ml (pada P dan T standar). Fasilitas produksi Iodium 125 menggunakan Xe- loop yang berada di fasilitas iradiasi S1 di reaktor G.A. Siwabessy. Pengukuran radioaktivitas menggunakan GIC (Gamma Ionization Chamber) Dose Calibrator ATOMLAB 100 plus dan pemeriksaan radionuklida menggunakan spektrometer sinar gamma dengan perangkat analisator saluran ganda yang dilengkapi dengan Detektor Canberra HPGE, Detector model GC 1520. Pre amp Model 2002 CSl, Bias voltage (+) 3000 V, Power Supply Model 1000 Canberra dan Amplifier Canberra Model 2026. B. Produksi iodium 125 menggunakan fasilitas produksi Xeloop Fasilitas produksi Xe-loop dilengkapi beberapa komponen utama yaitu kamar iradiasi (irradiation chamber), tabung penyimpanan target (product cylinder 1), tabung produk (product cylinder 2), filter iodium (iodine filter), pompa vakum (vacuum pump) dan beberapa valve. Dilengkapi 2 buah indikator tekanan bourdon gauge (BG) dan 3 buah indikator Seminar Nasional Kimia dan Pendidikan Kimia V 391

kevakuman tachometer (TC). Indikator tekanan berfungsi untuk memantau tekanan gas xenon dalam sistem, indikator kevakuman untuk memastikan ada dan tidaknya kebocoran sistem. Filter Iodium (iodine filter) berfungsi untuk menangkap atau menyerap iodium hasil iradiasi Xe-124 sewaktu penarikan gas pasca iradiasi ke tabung produk.untuk pemindahan gas xenon baik untuk pengiriman ke kamar iradiasi atau penarikan kembali ke tabung produk digunakan nitrogen cair (cryogenic system). Sebelum kegiatan produksi dilakukan terlebih dahulu dilakukan pengecekan kevakuman sistem untuk memastikan bahwa sistem tersebut tidak bocor yang bisa dipantau melalui indikator kevakuman tachometer (TC) terbaca 50 militorr. Selanjutnya dilakukan pevakuman atau flashing dengan tujuan untuk menarik sisa gas yang masih berada di kamar iradiasi atau di jalur pipa-pipa dengan tujuan untuk menekan jumlah pengotor radionuklida yang akan mempengaruhi produk akhir. Gas xenon dengan pengkayaan 99,98% sebagai bahan sasaran yang tersimpan dalam tabung penyimpanan (product cylinder 1) di kirim ke kamar iradiasi (irradiation chamber) yang berada di dalam fasilitas iradiasi S1 teras reaktor GA. Siwabessy. Iradiasi gas xenon dilakukan selama 24 jam pada daya 15 MW menghasilkan fluks neutron sebesar 3,4 x 10 13 ns -1 cm -2. Setelah iradiasi gas xenon ditarik ke tabung produk (product cylinder 2) dengan bantuan nitrogen cair (cryogenic system) dan selanjutnya dilakukan peluruhan selama 7 hari. Skema fasilitas proses produksi I- 125 ditunjukkan pada gambar 1. C. Gambar 1. Skema fasilitas produksi radioisotop I-125 D. Pelarutan iodium 125 dari tabung produk Setelah peluruhan selama 7 hari gas xenon yang tidak teraktivasi dipindahkan dari tabung produk ke tabung penyimpan. Tabung produk yang berisi iodium-125 dari hasil peluruhan Xe-125 dikeluarkan dari fasilitas Xe-loop dibawa ke gedung PRR untuk dilakukan pelarutan. Iodium-125 dalam tabung produk dilarutkan dengan NaOH 0,005 N dengan volume yang telah ditentukan (pelarutan dilakukan dilakukan tiga kali). Hasil dari tiga kali pelarutan disebut fraksi I, II dan III. Pengukuran Radioaktivitas Untuk mengetahui aktivitas yang diperoleh dari hasil pelarutan iodium-125 dari masing-masing fraksi maka dilakukan pengukuran radioaktivitas. Dilakukan pencuplikan sampel dengan menggunakan pipet mikro sebesar 20 L. Selanjutnya sampel ditotolkan pada kertas whatman dan dimasukkan dalam plastik untuk diukur radioaktivitasnya dengan Seminar Nasional Kimia dan Pendidikan Kimia V 392

menggunakan GIC (Gamma Ionization Chamber). Aktivitas yang diperoleh dapat dihitung dengan mengalikan hasil pengukuran dengan volume yang diperoleh dari masing-masing fraksi sehingga didapat aktivitas total keseluruhan dari hasil pelarutan. Pemeriksaan kemurnian radionuklida Kemurnian radionuklida dilakukan dengan mengambil sebanyak 5 l larutan Na 125 I dengan bantuan pipet mikro kemudian ditotolkan pada ujung kertas whatman no 1 dan dikeringkan. Terhadap cuplikan dilakukan pengukuran pengotor radionuklida dengan menggunakan spektrometer gamma. Puncak yang muncul diamati dan dicatat selanjutnya dilakukan perhitungan untuk menentukan konsentrasi pengotor radionuklida. E. HASIL DAN PEMBAHASAN Dalam percobaan ini dipakai gas Xe-124 diperkaya dengan pengkayaan 99,98 % dengan volume gas sebesar 400 ml dan tekanan sebesar 1 atm pada suhu kamar. Dari target ini didapat kandungan gas Xe-124 diperkaya sebesar 0,01625 mol. Selanjutnya gas Xe-124 tersebut dipindahkan ke dalam tabung penyimpanan (product cylinder 1) dalam sistem xenon loop dimana volume tabung penyimpanan dalam sistem sebesar 420 ml. Sebelum modifikasi dilakukan dipakai tabung penyimpanan sebesar 50 ml dimanan tabung penyimpanan 50 ml memiliki resiko kebocoran karena bila dipakai untuk penyimpanan target tersebut memberikan tekanan sebesar 8 atm. Sedangkan bila disimpan dengan tabung penyimpanan sebesar 420 ml maka tekanan gas yang terukur didalam sistem sebesar 0.952381 atm. Tekanan sebesar ini memberikan potensi kebocoran yang lebih kecil bila dibanding dengan tabung penyimpanan lama dimana tekanan yang ditimbulkan sebesar 8 atm. Selanjutnya gas xenon-124 dengan pengkayaan 99,98% sebagai bahan sasaran yang tersimpan dalam tabung penyimpanan (product cylinder 1) di kirim ke kamar iradiasi (irradiation chamber) yang berada di dalam fasilitas iradiasi S1 teras reaktor GA. Siwabessy. Iradiasi gas xenon-124 dilakukan selama 24 jam pada daya 15 MW menghasilkan fluks neutron sebesar 3,4 x 10 13 ns -1 cm -2. Setelah iradiasi gas xenon ditarik ke tabung produk (product cylinder 2) dengan bantuan nitrogen cair (cryogenic system) dan selanjutnya dilakukan peluruhan selama 7 hari. Dari proses pelarutan I-125 dari botol produk diperoleh larutan 1, 2 dan 3 masing-masing disebut fraksi. Volume NaOH dengan konsentrasi 0,005 N yang dipakai sebesar 5 ml. Dari hasil pelarutan didapat radioaktivitas I-125. Radioaktivitas I-125 yang diperoleh tersebut dijumlah dan diperoleh radioaktivitas total hasil uji produksi. Radioaktivitas total tersebut adalah radioaktivitas pada saat pelarutan atau 7 hari dari peluruhan gas Xe-125 pasca iradiasi. Radioaktivitas I-125 yang dihasilkan selama 8 kali iradiasi gas Xe- 124 dengan pengkayaan 99,98% dengan Seminar Nasional Kimia dan Pendidikan Kimia V 393

jumlah target sebanyak 0,01625 mol diperoleh radioaktivitas seperti yang terlihat pada tabel 1. Tabel 1. Hasil pembuatan I-125 dari sasaran gas xenon-124 diperkaya 99,98% No Batc h Radioaktivita s I-125 7 hari pasca EOI (mci) RI-01 8367 0,047 % RI-02 9738 0,12 % RI-03 6825 0,58 % RI-04 6013 0,60 % RI-05 6432 1,05 % RI-06 5908 1,37 % RI-07 5437 1,97 % RI-08 4985 2,84 % Persentase radionuklida I-126 dalam produk Pada tabel 1 ditunjukkan bahwa selama 8 kali pembuatan I-125 diperoleh radioaktivitas masing-masing sebesar 8.367 mci, 9.738 mci, 6825, 6013, 6432, 5908, 5437, dan 4985 mci. Dari hasil tersebut diperoleh radioaktivitas I-125 rerata sebesar 6.532,38 radioaktivitas yang diperoleh dari mci. Besarnya hasil pembuatan I-125 sebanyak 8 kali tersebut menunjukkan bahwa tabung penyimpanan gas xenon-124 volume 420 ml berfungsi dengan baik dan aman. Dari tabel 1 ditunjukkan diperoleh radioaktivitas yang lebih tinggi dari pada perhitungan secara teoritis yaitu pada produk ke-1 dan ke-2 sebesar 8367 dan 9738 mci. Dimana dari perhitungan secara teoritis diperoleh I-125 sebesar 7063 mci. Hasil persentase perolehan I-125 dalam produk ke-1 dan ke-2 lebih besar dari 100% yaitu sebesar 118,4 % dan 137,8 %. Perolehan radioaktivitas lebih besar dari 100% diduga disebabkan karena besar fluks neutron yang digunakan dalam perhitungan radioaktivitas lebih kecil dari harga sesungguhnya di kamar iradiasi. Diduga pula pelurunan xenon-125 meta stabil (Xe-125m) ikut berperan terhadap perolehan radioaktivitas I-125. Selanjutnya mulai uji pembuatan ke-3 sampai dengan ke-8 menghasilkan I-125 sebesar 6825, 6013, 6432, 5908, 5437, dan 4985 mci atau sebesar 96,63 %, 85,13 %, 91,067 %, 83,65 %, 76,79 %, dan 70,58 % bila dibanding dari perhitungan secara teoritis. Dari uji pembuatan ke-1 sampai dengan ke-8 menunjukan kecenderungan penurunan radioaktivitas I-125 yang diperoleh. Hal ini disebabkan karena adanya jumlah penurunan gas xenon-124 selama proses pembuatan I-125. Penurunan gas xenon-124 disebabkan karena sebagian gas xenon-124 teraktivasi dengan netron menghasilkan Xe-125 selanjutnya meluruh menjadi I-125. Penurunan gas xenon-124 disebabkan pula karena proses penarikan gas xenon-124 pasca iradiasi ke botol produk tidak berlangsung secara sempurna sehingga sebagian gas xenon-124 masih tertinggal di kamar iradiasi dan di jalur pipa-pipa xenon loop. Gas xenon-124 yang masing tertinggal di kamar iradiasi dan di jalur pipa-pipa xenon loop tersebut selanjutnya dapat keluar pada saat uji kevakuman atau pada saat flashing dilakukan. Hasil pengukuran radionuklida dengan spektrometer gamma disajikan pada gambar 2. Dari gambar 2 diperoleh Seminar Nasional Kimia dan Pendidikan Kimia V 394

beberapa puncak pada energi 35,5 KeV, 389 KeV dan 666 KeV. Puncak energi 35,5 KeV adalah puncak energi I-125 sedang puncak energi 389 KeV dan 666 KeV merupakan puncak energi I-126 sebagai radionuklida pengotor. Dari puncak energi dan luas area dihitung konsentrasi pengotor I-126 dengan program komputer Microsoft Visual Basic for Windows yang dibuat Ibon Suparman[7]. Hasil perhitungan diperoleh konsentrasi I-126 dalam produk sebesar 0,047 %, 0,12 %, 0,58 %, 0,60%, 1,05 %, 1,37 %, 1,97 %, dan 2,84%. Gambar 2. Hasil pengukuran produk Iodium-125 dengan spektrometer gamma Ditemuinya radionulikda pengotor I- 126 dalam produk disebabkan karena radionuklida I-126 terbentuk di dalam kamar iradiasi melalui peluruhan Xe-125 menjadi I-125. Radionuklida I-125 tersebut terpapar oleh neutron sehingga membentuk I-126. Pada saat dilakukan penarikan gas xenon pasca iradiasi, I-126 ikut terpindahkan dari kamar iradiasi dan lolos kedalam tabung produk. Reaksi pembentukan I-126 di kamar iradiasi ditunjukkan pada gambar 3. Seharusnya pada saat penarikan ke tabung produk, Iodium yang terbentuk dari kamar radiasi tertahan di filter iodium. Karena daya serap filter iodium sudah tidak maksimal lagi maka I-126 lolos ke tabung produk. Gambar 3. Skema pembentukan pengotor I-126 dalam produk Bila hasil pembuatan I-125 dari xenon-124 diperkaya 99,98 % dibanding dengan xenon-124 diperkaya 82,4 % diperoleh perbandingan sebagai berikut. Dari hasil pembuatan Iodium-125 yang telah dilakukan 8 kali dari Xenon-124 diperkaya 99,98 % dengan jumlah target sebesar 0,01625 mol memberikan rerata radioaktivitas sebesar 6.532 mci. Dari hasil pembuatan Iodium-125 yang telah dilakukan 8 kali dengan xenon-124 diperkaya 82,4% dengan jumlah target 0,0223 mol memberikan rerata radioaktivitas sebesar 6.813 mci [6]. Besarnya radioaktivitas yang diperoleh sebanding dengan jumlah mol gas xe-124. KESIMPULAN Dari hasil pembuatan I-125 yang dilakukan sebanyak 8 kali diperoleh radioaktivitas sebesar 8.367 mci, 9.738 mci, 6.825 mci, 5908 mci, 6013 mci, 5437 mci, 6432 mci dan 4985 mci. Dari hasil ini dapat disimpulkan bahwa modifikasi tabung penyimpanan baru dengan volume sebesar 420 ml dapat menyimpanan gas xenon-124 di dalam sistem xenon loop dengan baik dan aman. F. DAFTAR RUJUKAN 1. SAITOH,N., Hand Book of Radioisotope, Maruzen, Tokyo (1996). Seminar Nasional Kimia dan Pendidikan Kimia V 395

2. ANONYMOUS, 2011, Iodine-125, Available : http://en.wikipedia.org/ wiki/iodine-125, diakses 13-10-2011. 3. IAEA,Manual for reactor produce radioisotopes,tecdoc-1340, (2003) 4. WAYAN REDIATNING S., SUKIYATI Dj. Immunoradiometric Assay (IRMA) Dalam Deteksi Dan Pemantauan Kanker, Journal Radioisotop dan Radiofarmaka, Vol. 3, No. 1, Januari, (2000) 55-70. 5. ANONYMOUS, Laporan Analisis Keselamata Produksi Iodium-125 PPTRR-BATAN, 2003. 6. AWALUDDIN R., Pembuatan Iodium-125 Menggunakan sasaran Xenon-124 diperkaya, Persentasi Ilmiah Peneliti Madya Bidang Radiokimia, September 2010. 7. SUPARMAN IBON, Komputerisasi Sistem Pemrosesan Data dan Dokumentasi Produk Radioisotop I- 125, Kolokium Radioisotop dan Radiofarmaka Nop. 2009. TANYA JAWAB PARALEL : E NAMA PEMAKALAH : Daya Agung Sarwono NAMA PENANYA : Iman Rahayu PERTANYAAN : Apakah radioisotope I-125 telah diproduksi telah digunakan sebagai radiofarmaka? JAWABAN : Sudah dimanfaatkan di RSHS Bandung. Seminar Nasional Kimia dan Pendidikan Kimia V 396