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

dokumen-dokumen yang mirip
PRODUKSI IODIUM-125 MENGGUNAKAN TARGET XENON ALAM

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

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

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

IRADIASI NEUTRON PADA BAHAN SS316 UNTUK PEMBUATAN ENDOVASCULAR STENT

PEMBUATAN NANOPARTIKEL EMAS RADIOAKTIF DENGAN AKTIVASI NEUTRON

PERHITUNGAN RADIOAKTIVITAS SESIUM-137 PADA PEMBUATAN IODIUM-125

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 TABUNG PENYIMPANAN TERMODIFIKASI

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

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

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

Penentuan Dosis Gamma Pada Fasilitas Iradiasi Reaktor Kartini Setelah Shut Down

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

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

ANALISIS IRADIASI TARGET TULIUM DI REAKTOR SERBA GUNA -GA SIWABESSY

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

DENGAN AKTIV ASI NEUTRON UNTUK PARTIKEL NANO RADIOAKTIF

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

SISTEM INFORMASI DATA NUKLIDA MENGGUNAKAN TURBO PASCAL WINDOWS

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

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

PEMBUATAN IODlUM-125 MENGGUNAKAN SASARAN XENON DIPERKA YA

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

RADIOKALORIMETRI. Rohadi Awaludin

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

Pujiyanto [1] ABSTRAK

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

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

PEMANFAATAN RADIOISOTOP UNTUK MENCEGAH RESTENOSIS PADA JANTUNG

PENGAWASAN PEMBUATAN DI PUSA T RADIOISOTOP DAN RADIOFARMAKA

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

STANDARDISASI 1251 DAN PENENTUAN WAKTU PARO SERTA RESPON KAMAR PENGION

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

CHAPTER III INTI ATOM DAN RADIOAKTIVITAS

BAB III PERSAMAAN PELURUHAN DAN PERTUMBUIIAN RADIOAKTIF

Pusat Pendidikan dan Pelatihan Badan Tenaga Nuklir Nasional

ANALISIS AKTIVITAS ISOTOP MO-99 DI REAKTOR RSG-GAS. Sri Kuntjoro Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir BATAN

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

CHAPTER iii INTI ATOM DAN RADIOAKTIVITAS

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

PREDIKSI SECARA TEORI AKTIVITAS 18F DARI HASIL REAKSI 18O(p,n)18F PADA BEBERAPA SIKLOTRON MEDIK

PRODUKSI RADIOISOTOP. NANIK DWI NURHAYATI,M.SI

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

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

ANALISIS PRODUKSI RADIOISOTOP 99 MO PADA AQUEOUS HOMOGENEOUS REACTOR 6 HARI BURN-UP DENGAN METODE KOMPUTASI

PEMISAHAN IODIUM (I) DARI TELURIUM (Te) UNTUK DIIMPLEMENTASIKAN PADA PEMBUATAN 123 I DENGAN SIKLOTRON

ANALISA FLUKS NEUTRON PADA BEAMPORT

ANALISIS AEROSOL RADIOAKTIF DI BALAI OPERASI RSG GAS

Oleh ADI GUNAWAN XII IPA 2 FISIKA INTI DAN RADIOAKTIVITAS

OPTIMASI PENGUKURAN KEAKTIVAN RADIOISOTOP Cs-137 MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA

UPAYA MINIMISASI LIMBAH RADIOAKTIF DENGAN CARA PENGAMBILAN KEMBALI RADIONUKLIDA

OPTIMASI SHIELDING NEUTRON PADA THERMALIZING COLUMN REAKTOR KARTINI

ANALISIS JUMLAH PRODUK MOLYBDENUM-99 ( 99 Mo) SEBAGAI FUNGSI WAKTU BURN-UP PADA NILAI KRITIKALITAS OPTIMUM PADA AQUEOUS HOMOGENEOUS REACTOR (AHR)

PENGUKURAN FLUKS NEUTRON DENGAN KAPSUL POLIETILENDAN AI-I050 DI FASILITAS RABBIT SYSTEM

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

BAB I PENDAHULUAN 1.1. Latar Belakang

BAB VI PENERAPAN RADIOKIMIA DI BIDANG ANALITIK

Kimia Inti dan Radiokimia

IDENTIFIKASI SOURCE-TERM REAKTOR SERBA GUNA-G.A. SIWABESSY UNTUK KESELAMATAN OPERASIONAL

RANCANGAN ALA T BANTU PENGIRIM KAPSUL PADA SISTEM PNEUMATIC RABBIT REAKTOR RSG-GAS. Suwoto dan Sutrisno

POTENSI PRODUKSI MOLYBDENUM-99 ( PADA REAKTOR SUBCRITICAL ASSEMBLY FOR MO-99 PRODUCTION (SAMOP)

STUDI TINGKA T RADIOAKTIVIT AS DAN PANAS PELURUHAN BAHAN BAKAR BEKAS REAKTOR AIR RINGAN SEBAGAI FUNGSI W AKTU

KARAKTERISTIK BAHAN BAKAR BEKAS BERBAGAI TIPE REAKTOR. Kuat Heriyanto, Nurokhim, Suryantoro Pusat Teknologi Limbah Radioaktif

Waste Acceptance Criteria (Per 26 Feb 2016)

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

EVALUASI PEMANFAATAN FASILITAS IRADIASI RSG-GAS PADA TAHUN 2006

BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang

LEMBAR SOAL ULANGAN AKHIR SEMESTER (UTAMA) Mata Pelajaran (Beban) : Fisika 4 ( 4 sks) Hari/Tanggal : Senin, 30 Nopember 2009

EV ALUASI KINERJA SISTEI\1 PENCACAH KERLIP CAIR

BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang 1.2 Runusan Masalah

KIMIA (2-1)

ANALISIS LEPASAN RADIOAKTIF DI RSG GAS

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

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

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

PEMBUATAN SEED BRAKITERAPI MENGGUNAKAN IODIUM -125 AKTIVASI NEUTRON

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

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

RENCANA PROGRAM KEGIATAN PEMBELAJARAN SEMESTER (RPKPS) RADIOFARMASI ( 2.0)

CROSS SECTION REAKSI INTI. Sulistyani, M.Si.

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

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

ANALISIS FISIKO KIMIA RADIOISOTOP PRASEODIMIUM-143 ( 143 Pr) UNTUK APLIKASI RADIOTERAPI

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

PENGARUH DENSITAS URANIUM TERHADAP UMUR DAN BURN UP BAHAN BAKAR NUKLIR DI DALAM REAKTOR RSG-GAS DITINJAU DARI ASPEK NEUTRONIK

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

PROSES PENYIMPANAN LIMBAH RADIOAKTIF

BAB IV HASIL DAN PEMBAHASAN Geometri Aqueous Homogeneous Reactor (AHR) Geometri AHR dibuat dengan menggunakan software Visual Editor (vised).

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

Kata kunci : Instalasi Pengolahan Air Limbah (IPAL), AAN, Reaktor Kartini PENDAHULUAN. Niati, Pratiwi Dwijananti, Widarto

RENCANA PERKULIAHAN FISIKA INTI Pertemuan Ke: 1

INTERKOMPARASI PENGUKURAN KAPSUL DALAM Ir-192 UNTUK UJI TAK MERUSAK

216 ISSN IDENTIFIKASI KALSIUM BATU GINJAL YANG TERLARUT OLEB EKSTRAK BENALU PETE DENGAN METODA ANALISA PENGAKTIFAN NEUTRON (APN) :

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

Peak to Total Ratio Pada Analisis Aktivasi Neutron dengan Metode ko

PROSPEK PENGEMBANGAN RADIONUKLIDA BERBASIS SIKLOTRON DI INDONESIA

PENGEMBANGAN DAN PENDA YAGUNAAN PRODUK RADIOISOTOP

Transkripsi:

24- ISSN 0216-3128 Awaludin PENGGUNAAN ULANG PRODUKSI IODIUM-125 SASARAN XENON PAD A Awaludin Pusat Radioisotop dan Radiofarmaka - BATAN ABSTRAK PENGGUNAAN ULANG SASARAN XENON PADA PRODUKSI JODIUM-125. Pada produksi lodium 125 digunakan sasaran gas xenon dengan kandungan isotop xenon-124 diperkaya. Karena sasaran tersebut sulit didapatkan, maka penggunaan kembali gas sasaran merupakan pilihan yang bermanfaat. Namlln, setelah gas tersebut diiradiasi, komposisi isotop di dalamnya berubah seiring dengan proses iradiasi neutron. Beberapa radioisotop dapat pula dihasilkan sebagai akibat dari iradiasi neutron. Pada studi ini dilakukan perhitungan perubahan jumlah isotop sasaran dan radioaktivitas radioisotop yang dihasilkan. Kajian secara teoritis ini dilakukan dengan waktu iradiasi selama I, 2, 3, 10, 50 dan /00 hari iradiasi. Dari hasil perhitungan diketahui bahwa jumlah mxe berkurang sebesar 0,033%, 0,066% dan 0,098% setelah iradiasi selama I, 2 dan 3 hari. Sedangkan setelah iradiasi selama /0, 50 dan /00 hari mxe berkurang sebesar 0,32%, 1,61% dan 3,19%. Iradiasi gas xenon menghasilkan radioisotop /J7Cs yang memiliki waktu paro 30 tahun dari sasaran 1J6Xe.Dari 100 hari iradiasi, /J7Csyang dihasilkan sebesar 1,0 LlCi. Hasil studi ini menunjukkan bahwa secara teoritis gas xenon memungkinkan digunakan selama 100 hari iradiasi. Kata kunci: lodium-125, produksi, xenon ABSTRACT REUSE OF XENON TARGET FOR JODINE-125PRODUCTJON. In the lodine-125 production, mxe_ enriched xenon target is used. Since the target is not easily available, it is very useful to reuse the target. However, the isotope composition in the target changes due to the neutron irradiation. Some radioisotopes will also be produced by the neutron irradiation. In this study, the changes of isotopes amount in the target and the produced radioisotopes are calculated. The calculation is carried out for I, 2, 3, /0,50 and 100 days of irradiation. Calculation results show that the amount of the mxe decreases 0.033, 0.066 and 0.098%for 1,2, and 3 days of irradiation. The mxe decreases 0.32, 1.61 and 3.19% after 10,50 and 100 days of irradiation. The irradiation results in /J7Cswith half life of 30 years from 1J6Xe.Radioisotope of /J7Cswith radioactivity 1.0 IICi is produced by 100 days of irradiation. It is concluded that the xenon gas theoretically can be usedfor 100 days of irradiation. Keywords: iodine-125, production, xenon PENDAHULUAN Pemanfaatan senantiasa menunjukkan radioisotop dipeningkatan. bidang kesehatan Salah satu diantaranya adalah pemanfaatan radioisotop lodium-i25. Radioisotop ini merupakan radioisotop pemancar gamma berenergi rendah (35,5 key) dan memiliki waktu paro 60 hari. lodium- I25 telah dikembangkan pemanfaatannya untuk tujuan diagnosis dalam radioimmunoassay, deteksi osteoporosis, penanganan kanker prostat dan sebagainya. Radioisotop ini dapat dihasilkan melalui reaksi aktivasi neutron dengan menembak sasaran isotop 124Xe dengan neutron termal. Penembakan ini menghasilkan radioisotop 12SXe yang selanjutnya akan meluruh menjadi 1251.[1,2] Xenon alam mengandung isotop 124Xe sebesar 0, I% dan bila xenon a1am ini digunakan sasaran, maka dalam proses produksi dihasilkan 125( dengan radioaktivitas yang kecil untuk tiap satuan sasaran. Selain itu, isotop isotop lain seperti 136Xe (kelimpahan 8,9%) dapat menghasilkan pengotor 137Csdengan waktu paro 30 tahun. Oleh karenanya, di dalam produksi 1251digunakan gas xenon dengan kandungan 124Xeyang telah diperkaya. Tantangan dalam pengunaan gas xenon diperkaya adalah pada penyediaannya. Fasilitas produksi 1251 telah dilengkapi dengan fasilitas untuk memanfaatkan kembali gas xenon sasaran untuk mengatasi kendala terse but. [3] Pemanfaatan kembali gas xenon perlu mempertimbangkan perubahan komposisi isotop di Prosidlng PPI - PDIPTN 2006

Awa/udin ISSN 0216-3128 25- dalam gas sasaran setelah diiradiasi di dalam reaktor. Seluruh isotop yang ada di dalamnya terkena paparan iradiasi 13UXe IJ2Xe 126Xe Il"Xe neutron dapat berubah 129Xe 1J1Xe 136Xe 1J4Xe menjadi isotop lain, sehingga Il4Xe isotoperubahan komposisi isotop yang ada di dalamnya perlu diketahui pada pemanfaatan kembali gas sasaran tersebut. Tujuan dari studi ini adalah mengetahui perubahan jumlah sasaran dan komposisi isotop di dalam gas sasaran sejalan dengan proses iradiasi. Hasil studi ini merupakan aeuan penting dalam pemanfaatan kembali sasaran gas xenon. Selain itlj, dari kajian ini diharapkan diperoleh gambaran akumulasi 137Cs yang terbentuk selama iradiasi. Jenis Tabel 1. Kandungan isotop tli dalam sasaran gas.----... -- diderk -- ---- Tampang atom Kandungan (% jumlah) Iintang reaksi 82.4125 4.545 0.70.4 0.30.4 3.6120 4.60,2 1.5 1.80,2 0.63.0 0,15 inti (b) TEORI Ketika sebuah unsur dikenai paparan neutron, maka scluruh isotop yang ada didalamnya.mengalami perubahan jumlah disebabkan oleh reaksi inti yang terjadi. Laju perubahan tersebut bergantung pada tampang lintang reaksi masing masing isotop dan besaran fluks neutron yang mengenainya. Seeara matematis, perubahan tersebut dapat dinyatakan sebagai berikut. Dimana, dna/dt NA cp () t Apabila persamaan 1 diselesaikan dan diberi batas awal bahwa ketika sebelum iradiasi jumlah isotop A sebesar NAO (NA = NAO saat t=0) maka diperoleh persamaan: TATAKERJA : Laju perubahan isotop A (atom/s) : Jumlah atom sasaran (atom) : Fluks neutron (ns'lem'2) (2) (1) :Tampang Iintang reaksi (barn = 1O'24em2) : waktu iradiasi (s) Dari persamaan 2 dapat diketahui jumlah atom A yang masih menyisa setelah diiradiasi dalam jangka waktu tertentu. Angka tersebut dipengaruhi oleh tampang Iintang reaksi, fluks neutron dan lama waktu iradiasi. [4] Pada studi ini dilakukan perhitungan perubahan jumlah atom sasaran gas xenon yang digunakan dalam studi produksi 1251 di PRR SATAN. Gas Xenon diperoleh dari Isotee Ine dengan komposisi awal seperti ditunjukkan pada Tabell. Sasaran xenon diperkaya mengandung isotop 124Xe yang rnerupakan isotop sasaran dalam produksi 1251 sebanyak 82,4%. Sedangkan isotop lain berupal26xe, 128Xe, 129Xe, 130Xe, 131Xe, 132Xedan 134Xe masing masing sebesar 0,6%, 0,3%, 4,5%, 0,7%, 3,6%, 4,6%, dan 1,8%. Isotop 136Xe yang merupakan penghasil 137Cs terkandung sebanyak 1,5%. Jumlah keseluruhan gas sasaran sebesar 22,3 mmol. Perhitungan dilakukan menggunakan persamaan 2 untuk seluruh isotop di dalam sasaran. Tarnpang lintang reaksi untuk masing masing isotop ditunjukkan pada Tabel I. Kamar iradiasi gas xenon terletak di dalam reflektor teras reaktor, sehingga jauh dari posisi bahan bakar. Oleh karenanya, patut diduga bahwa seluruh neutron telah termoderasi menjadi neutron termal. Dengan kondisi tersebut, diasumsikan bahwa seluruh neutron yang mengenai kamar iradiasi telah termoderasi menjadi neutron termal. Fluks neutron pada posisi ini sebesar 3 x 1013nem'2s'l. [5] Di dalam produksi 1251, iradiasi dilakukan selama 24 jam untuk satu kali produksi. Setelah itu dilakukan peluruhan dari 125Xemenjadi 1251selama 4-7 hari. Selama peluruhan tidak ada perubahan jumlah isotop 124Xe. [3] Oi dalam studi ini dilakukan perhitungan untuk iradiasi selama 1,2,3, 10, 50 dan 100 hari. Perubahan jumlah isotop yang terjadi dari iradiasi secara berkelanjutan sarna dengan perubahan yang terjadi ketika iradiasi dilakukan secara terpotong potong. Ini berarti bahwa perubahan jumlah isotop yang terjadi karena iradiasi selama 10 hari sarna dengan perubahan dari 10 kali 1 hari iradiasi. HASIL DAN PEMBAHASAN Perubahan jumlah atom-atom isotop xenon di dalam. sasaran seiring dengan lama iradiasi ditunjukkan oleh Tabel 2. Pada Tabel tersebu, 0

26- ISSN 0216-3128 Awaludil/ hari menunjukkan jumlah awal masing masing isotop. Untuk memperjelas perubahan jumlah atom 124Xe yang merupakan sasaran produksi 1251, perubahan jumlah atom isotop tersebut ditunjukkan oleh Gambar 1. Pada kondisi awal sebelum iradiasi, di dalam sasaran mengandung gas 124Xesebanyak 18,375 mmol. Dengan waktu iradiasi selama I hari (24 jam), jumlah atom 124Xeberubah dari 18,375 mmol menjadi 18,369 mmol. Jadi, hanya berkurang 0,006 mmol atau 0,033%. Setelah iradiasi selama 2 dan 3 hari, jumlah 124Xe berkurang 0,012 mmol (0,066%) dan 0,018 (0,099%). Jadi, dalam waktu beberapa hari, tidak ada perubahan jumlah yang berarti. Setelah diiradiasi selama 10 hari, jumlah atom 124Xemenjadi 18,316 mmol, atau berkurang 0,059 mmol. Jumlah ini setara dengan 0,32% dari jumlah semula. Jika iradiasi dilakukan selama 50 hari, jumlah 124Xe menjadi 18,080 mmol, atau berkurang 1,61% dari jumlah semula. Sedangkan iradiasi selama 100 hari menurunkan jumlah gas 124Xe menjadi 17,789 mmol. Ini berarti, jumlah atom 124Xeyang berubah sebesar 0,586 mmol, atau sebesar 3,19% dari jumlah gas sasaran semula. Dari hasil ini diketahui bahwa pengurangan atom sejalan dengan waktu iradiasi masih mendekati linear sampai dengan waktu iradiasi selama 100 hari. Lama (hari) Tabel 2. Kandungan isotop sasaran sebelum dan setelah iradiasi sampai dengan 100 hari 18.369 18.375 18.363 18.357 18.316 18.080 0.156 0.401 mmol 129Xe 0.067 128Xe 130Xe 13IXe 132Xe 134Xe Total 22.300 22.294 22.288 22.282 0.803 22.240 17.789 22.004 0.802 21.713 136Xe 0.335 mmol 0.334 1.004 1.003 1.026 0.134 126Xe 124Xe 18.5 18.4 18.3 _ 18.2 o E 18.1.s 18 "<t ~ 17.9 ~ 17.8 -:i; 17.7 117.6 17.5 o 20 40 60 80 lama iradiasi (hari) Gambar I. Peruballan jumlall aton Xenon-124 seiring dengan waktu iradiasi Dari Tabel 2 diketahui bahwa isotop isotop lain tidak menunjukkan perubahan yang berarti. Hal ini dikarenakan tampang lintang reaksi inti yang kecil. Hanya I3IXe (tampang lintang reaksi inti 120 barn) menunjukkan pengurangan jumlah seiring dengan iradiasi. Setelah iradiasi selama 100 hari,jumlah isotop I3IXe berkurang 0,001 mmol. Akibat dari radiasi neutron terjadi perubahan jumlah isotop dan perubahan jumlah atom secara keseluruhan. Hal ini menyebabkan perubahan persentase kandungan isotop setelah iradiasi. Perubahan kandungan isotop di dalam sasaran 100 sejalan dengan waktu iradiasi ditunjukkan oleh Tabel3. Dari Tabel 3 diketahui bahwa persentase kandungan 124Xe di dalam gas sasaran masih sebesar 81,020% meskipun gas sasaran telah diiradiasi selama 100 hari. Hasil ini menunjukkan bahwa dilihat dari sisi komposisi isotop di dalam gas xenon, isotop sasaran masih terkandung dalam jumlah besar meskipun telah diiradiasi selama 100 hari. Sisi lain yang perlu dikaji dalam penggunaan kembali sasaran gas xenon adalah akumulasi radioisotop 137Cs yang terbentuk. Radioisotop dengan waktu paruh 30 tahun ini terbentuk dari isotop 136Xe. Isotop 136Xeberubah menjadi I37Xe karena paparan neutron termal. Selanjutnya, 137Xe meluruh melalui peluruhan beta menjadi I37Cs. Radioisotop 137Xememiliki waktu paro 3,8 men it, sehingga hampir seluruh I37Xe yang terbentuk berubah menjadi 137Csdalam waktu singkat. Jumlah 137CSyang dihasilkan seiring dengan waktu iradiasi ditunjukkan oleh Gambar 2. Hasil perhitungan menggunakan persamaan umum iradiasi menunjukkan bahwa iradiasi 24 jam dengan jumlah sasaran 0,0223 mol dengan kandungan atom 136Xe 1,5% menghasilkan 137Cssebesar 1.01 x 10-2,uCi. Karena waktu paro yang panjang (30 tahun), Prosldlng PPI - PDIPTN 2006 Pustek Akselerator dan Proses Bahan BATAN

AwaJudin ISSN 0216-3128 27- radioaktivitas \37Cs yang dihasilkan meningkat hampir linear sejalan dengan waktu iradiasi sampai dengan 100 hari. Setelah iradiasi dilakukan selama 100 hari, \37Csyang dihasilkan sebesar 1,0,uCi. Lama 82.395 82.400 82.391 82.386 82.353 131Xe 4.500 4.600 4.501 4.601 4.502 3.602 0.308 4.619 4.724 4.512 4.612 4.559 3.647 4.662 4.504 4.604 128Xe 129Xe 130Xe 132Xe 134Xe 3.600 3.601 0.700 4.602 0.719 3.694 0.301 0.702 3.609 82.166 0.304 0.709 0.300 0.701 3.603 136Xe 1.500 1.541 1.504 1.520 1.501 1.800 81.929 1.849 1.824 1.801 1.805 126Xe 0.608 0.600 0.616 0.602 124Xe (hari) Tabel 3. Kandungan isosop xenon di dalam sasaran setelah iradiasi (%) (%) 0.8 1.2 ro U 'C~ :~ a 0.4 0.6 2- :;;: (f) 0.21 lama iradiasi (hari) Gambar 2. Perubahan radioaktivitas sejalan dengan waktu iradiasi 2. Jika iradiasi dilakukan selama 10, 50 dan 100 hari, jumlah isotop 124Xe berkurang sebesar 0,32%,1,61% dan 3,19 %. 3. Kandungan isotop 124Xe di dalam gas xenon masih sebesar 81,02% meskipun telah diiradiasi selama 100 hari. 4. Dari iradiasi selama 24 jam dihasilkan \37Cs sebanyak 1,0 I x 10.2,uCi. Sampai dengan iradiasi selama 100 hari, jumlah ini meningkat secara linear sejalan dengan waktu. 5. Jika dari iradiasi selama 24 jam dihasilkan 125( sebanyak 8 Ci, maka kandungan radioaktivitas \37Cs maksimum sebesar 0,0000125%, masih di bawah nilai batas maksimum yang sebesar 0,0001%. Kandungan radioaktivitas maksimum \37Cs di dalam 1251sebesar 0,000 I%.[6] Di dalam I kali iradiasi selama 24 jam dapat dihasilkan 125(lebih dari 8 Ci.[7] Dari iradiasi selama 100 hari diketahui bahwa \37Cs yang terakumulasi sebesar 1,0,uCi. Oleh karenanya, dari iradiasi selama waktu tersebut, kandungan \37Cs di dalam produk tidak akan lebih besar dari 0,0000125%, masih lebih rendah dari kandungan maksimum yang diperbolehkan. KESIMPULAN Dari studi pemanfaatan ulang gas xenon diperkaya dalam produksi 1251 diperoleh hasil sebagai berikut: 1. Jumlah isotop 124Xe berkurang sebesar 0,033%, 0,066% dan 0,098% setelah iradiasi selama 1,2 dan 3 hari. DAFT AR PUST AKA I. N. SAITOH DKK, Handbook of Radioisotope, Maruzen (1996). 2. JAPAN RADIOISOTOPE ASSOCIATION, Note Book of Radioisotope, Maruzen (1990). 3. MEDIPHYSICS, Manufacturing manual of ( 125, New York (1985) 4. THE CHEMICAL SOCIETY OF JAPAN, Jikken kagaku kouza, Maruzen (1992). 5. S. SOENARJO, S.R. TAMA T, I. SUPARMAN, B. PURWADI, RSG-GAS based radioisotopes and sharing program for regional back up supply, Jumal Radioisotop dan Radiofarmaka, Vol 6, No 2, 33-43 (2003). 6. NORDlON, Product Information, (2005) 7. ROHADI AWALUDlN, DKK, Studi Produksi lodium-125, (belum dipublikasikan)

28 ISSN 02]6-3128 Awa/utlill TANYA JAWAB M. Munawir - Apa produksi Xe-124 dan Cs-137 dan sebagainya ini produk ikatan yang tidak bisa dihilangkan dalam produksi 1-125? - Bagaimana cara mengurangi produksi ikatan tersebut? A waludin - Cs-137 merupakan produk ikutan yang tidak dapat dihilangkan se/ama di da/am sasaran mengandung X e-13 6. - Cs-137 dapat dikurangi pada proses pasca iradiasi. Agus Taftazani - Kami tertarik pad a radionuklida Xe-136 dalam proses radiasi akan menghasilkan radionuklida Cs-137 yang cukup besar/signifikan, mengapa Cs-137 tidak diperhatikan sebagai produk yang menguntungkan pada tujuan lain? Awaludin - Cs 13 7 dapat digunakan j ika dapat dipisahkan. namun sampai saat ini masih sufit dipisahkan dari 1-125. Pramudita Anggraita - Mengapa tidak dipakai target dengan Xe-131 yang diperkaya, yang tampang Iintangnya (] 20 b) juga cukup besar dibandingkan dengan Xe 124 yang diperkaya? ( 125 b) Awaludin - 1-125 dihasi/kan dari Xe-125. - Xe-131 menghasilkan Xe-132 yang merupakan isotop stabi/.