PRODUKSI IODIUM-125 MENGGUNAKAN TARGET XENON ALAM

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

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

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

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

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

PEMBUATAN NANOPARTIKEL EMAS RADIOAKTIF DENGAN AKTIVASI NEUTRON

IRADIASI NEUTRON PADA BAHAN SS316 UNTUK PEMBUATAN ENDOVASCULAR STENT

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

PERHITUNGAN RADIOAKTIVITAS SESIUM-137 PADA PEMBUATAN IODIUM-125

PRODUKSI IODIUM-125 MENGGUNAKAN TABUNG PENYIMPANAN TERMODIFIKASI

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

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

RADIOKALORIMETRI. Rohadi Awaludin

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

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

Pujiyanto [1] ABSTRAK

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

CROSS SECTION REAKSI INTI. Sulistyani, M.Si.

BAB III PERSAMAAN PELURUHAN DAN PERTUMBUIIAN RADIOAKTIF

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

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

Radioaktivitas dan Reaksi Nuklir. Rida SNM

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

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

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

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

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

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

Pusat Pendidikan dan Pelatihan Badan Tenaga Nuklir Nasional

PENGAWASAN PEMBUATAN DI PUSA T RADIOISOTOP DAN RADIOFARMAKA

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

CHAPTER III INTI ATOM DAN RADIOAKTIVITAS

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

ANALISIS IRADIASI TARGET TULIUM DI REAKTOR SERBA GUNA -GA SIWABESSY

DENGAN AKTIV ASI NEUTRON UNTUK PARTIKEL NANO RADIOAKTIF

CHAPTER iii INTI ATOM DAN RADIOAKTIVITAS

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

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

PROSES PENYIMPANAN LIMBAH RADIOAKTIF

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

Penentuan Dosis Gamma Pada Fasilitas Iradiasi Reaktor Kartini Setelah Shut Down

PRODUKSI RADIOISOTOP. NANIK DWI NURHAYATI,M.SI

PEMBUATAN IODlUM-125 MENGGUNAKAN SASARAN XENON DIPERKA YA

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

PEMANFAATAN RADIOISOTOP UNTUK MENCEGAH RESTENOSIS PADA JANTUNG

EVALUASI PEMANFAATAN FASILITAS IRADIASI RSG-GAS PADA TAHUN 2006

FISIKA ATOM & RADIASI

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

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

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

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

PENENTUAN HASIL PRODUK RADIOISOTOP FLUOR-18 PADA FASILITAS SIKLOTRON DECY-13

ANALISIS AEROSOL RADIOAKTIF DI BALAI OPERASI RSG GAS

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

Unnes Physics Journal

5. Diagnosis dengan Radioisotop

ANALISIS WAKTU PELURUHAN TERHADAP PERSYARATAN DOSIS RADIOISOTOP UNTUK PEMERIKSAAN GONDOK

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

ANALISA FLUKS NEUTRON PADA BEAMPORT

J. Iptek Nuklir Ganendra Vol. 16 No. 1, Januari 2013 : ISSN

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

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

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

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

CATATAN KULIAH ATOM, INTI DAN RADIOAKTIF. Diah Ayu Suci Kinasih Departemen Fisika Universitas Diponegoro Semarang 2016

PENENTUAN UNSUR Hf PADA TENAGA KARAKTERISTIK DENGAN METODA ANALISIS AKTIVASI NEUTRON (AAN)

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

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

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

OPTIMASI PENGUKURAN KEAKTIVAN RADIOISOTOP Cs-137 MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMMA

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

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

EKSTRAKSI TEKNESIUM-99m DARI LARUTAN MOLIBDENUM SKALA BESAR

Oleh ADI GUNAWAN XII IPA 2 FISIKA INTI DAN RADIOAKTIVITAS

UNIVERSITAS NEGERI YOGYAKARTA F A K U L T A S M I P A

BAB II Besaran dan Satuan Radiasi

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

Sulistyani, M.Si.

PELURUHAN GAMMA ( ) dengan memancarkan foton (gelombang elektromagnetik) yang dikenal dengan sinar gamma ( ).

BAB I PENDAHULUAN 1.1. Latar Belakang

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

Waste Acceptance Criteria (Per 26 Feb 2016)

BAB 1 PENDAHULUAN Latar Belakang

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

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

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

GENERATOR 188W/188Re BERBASIS ALUMINA

PEMBUATAN RADIOISOTOP FOSFOR-32 UNTUK SINTESA ATP BERTANDA 32 P [(Y 32 P)ATP]

PRA RANCANGAN KONTAINER TEMPAT PENYIMPANAN LIMBAH RADIOAKTIF SUMBER TERBUNGKUS 192 Ir

Transkripsi:

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 radioisotop penting di bidang kedokteran nuklir. Iodium-125 dapat diproduksi melalui sasaran isotop Xe-124, baik menggunakan xenon diperkaya maupun xenon alam. Iodium- 125 dengan radioaktivitas yang tinggi dapat diperoleh menggunakan xenon diperkaya. Namun, karena alasan penyediaannya, beberapa peneliti mengembangkan teknologi produksi menggunakan xenon alam. Tujuan dari kajian ini adalah mendapatkan karakteristik Iodium-125 yang dapat diperoleh dari fasilitas produksi yang ada di BATAN. Perhitungan dilakukan menggunakan gas xenon alam sebanyak 0,0223 mol. Iradiasi dilakukan sampai dengan 96 jam dan peluruhan sampai dengan 240 hari jam. Dari perhitungan diperoleh I-125 sebesar 0,384; 0,529 dan 0,583 GBq masing masing untuk iradiasi selama 24, 48 dan 72 jam. Konsentrasi radioaktivitas yang dapat diperoleh sebesar 0,128; 0,176 dan 0,194 GBq/ml. Pengotor radionuklida yang turut dihasilkan adalah Cs-135 dan Cs-137. Radioisotop Cs-135 dihasilkan sebesar 0,098; 0,113 dan 0,116 Bq dari iradiasi selama 24, 48 dan 72 jam. Sedangkan radioisotop Cs-137 dihasilkan sebesar 236 Bq dari iradiasi lebih dari 24 jam. Kata kunci: iodium-125, produksi radioisotop, xenon alam ABSTRACT IODINE-125 PRODUCTION USING NATURAL XENON TARGET. Iodine-125 is an important radioisotope in the field of nuclear medicine. Iodine-125 can be produced from Xe-124 target using natural or enriched xenon. Iodine with high radioactivity can be produced using enriched target. However, because of the availibility of the enriched xenon gas, some research groups develop the iodine production using natural xenon gas. The objective of this study is to obtain the characteritics of Iodine-125 produced by BATAN facility. Natural xenon gas 0.0223 mol is used in the calculation. Irradiation time is 96 hours and decay time is 240 hours. The calculation results show Iodine-125 with radioactivity 0.384, 0.529 and 0.583 GBq is obtained from irradiation time as long as 24, 48 and 72 hours. The maximum radioactivity concentrations are 0,128; 0,176 and 0,194 GBq/ml. Radionuclidic impurities are Cs-135 and Cs-137. Radioisotope of Cs-135 as high as 0.098, 0.113 and 0.116 Bq is produced from 24, 48 and 72 hours of irradiation. Cs-137 as high as 236 Bq is produced by more than 24 hours of irradiation. Key words: iodine-125, radioisotope production, natural xenon. - 37 -

PENDAHULUAN Pemanfaatan radioisotop di bidang kesehatan senantiasa menunjukkan peningkatan. Salah satu diantaranya adalah pemanfaatan radioisotop Iodium-125. Radioisotop ini merupakan radioisotop pemancar gamma berenergi rendah (35,5 kev) dan memiliki waktu paro 60 hari. Iodium-125 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 124 Xe dengan neutron termal. Penembakan ini menghasilkan radioisotop 125 Xe yang selanjutnya akan meluruh menjadi 125 I [1,2]. Xenon alam mengandung isotop 124 Xe dengan kelimpahan yang kecil (0,1%). Oleh karenanya, untuk mendapatkan Iodium-125 dengan radioaktivitas yang tinggi, produksi Iodium-125 dilakukan menggunakan sasaran gas xenon diperkaya. Namun, beberapa kelompok peneliti mengembangkan produksi Iodium- 125 menggunakan sasaran xenon alam. Liu Yishu telah mengembangkan metode pemisahan I-125 dari gas xenon alam menggunakan platinum-coated copper granules [3]. Sementara P.V. Joshi telah melaporkan hasil penandaan kit RIA menggunakan Iodium-125 yang diperoleh dari iradiasi xenon alam [4]. Jika produksi I-125 dilakukan menggunakan sasaran xenon alam, dalam proses produksi dihasilkan 125 I dengan radioaktivitas yang kecil untuk tiap satuan sasaran karena kecilnya kelimpahan Xe-124 di dalam sasaran. Selain itu, radioisotop lain memungkinkan dihasilkan dari isotop isotop xenon lain yang terkandung di dalamnya. Pada studi ini dikaji tentang produksi Iodium-125 menggunakan sasaran gas xenon alam menggunakan fasilitas produksi yang ada di BATAN. Dari studi ini diharapkan diperoleh radioaktivitas yang dihasilkan dan pengotor pengotor radionuklida yang akan muncul dari isotop xenon lain yang terkandung di dalam xenon alam. TEORI Gas xenon alam tersusun dari 9 jenis isotop seperti ditunjukkan pada Tabel 1. Kesembilan isotop tersebut adalah xenon-124 (0,10%), xenon-126 (0,09%), xenon-128 (1,91%), xenon-129 (26,4%), xenon 130 (4,1%), xenon-131 (21,2), xenon-132 (26,9%), xenon-134 (10,4%) dan xenon-136 (8,9%). Dari isotop-isotop tersebut, radioisotop yang dihasilkan dari paparan neutron berupa xenon-125 (T½: 17,0 jam), xenon-127 (T½: 36,4 hari), xenon-135 (T½: 9,1 jam), xenon-133 (T½: 5,24 hari) dan xenon-137 (T½: 3,82 menit). - 38 -

Tabel 1. Kelimpahan isotop xenon alam dan reaksi penangkapan neutron yang terjadi dari sasaran isotop-isotop tersebut. isotop kelimpahan (%) Isotop yang terbentuk waktu paro tampang lintang reaksi (barn) xenon-124 0,10 xenon-125 17 jam 137 xenon-126 0,09 xenon-127 36,4hari 3,1 xenon-128 1,91 xenon-129 Stabil - xenon-129 26,4 xenon-130 Stabil - xenon-130 4,1 xenon-131 Stabil - xenon-131 21,2 xenon-132 Stabil - xenon-132 26,9 xenon-133 5,24 hari 0,40 xenon-134 10,4 xenon-135 9,1jam 0,27 xenon-136 8,9 xenon-137 3,82 menit 0,26 Radioaktivitas xenon-125 yang dihasilkan dari reaksi penangkapan neutron dari sasaran xenon-124 dapat dihitung menggunakan persamaan berikut: A Xe-125 = N Xe-124 σφ (1-e -λxe-125 t ) (1) Di mana, A Xe-125 : Radioaktivitas xenon-125 (Bq) N Xe-125 : Jumlah atom isotop 124 Xe (atom) σ : Tampang lintang reaksi 124 Xe(n,γ) 125 Xe (barn) φ : Fluks neutron (ns -1 cm -2 ) λ Xe-125 : Konstanta peluruhan 125 Xe (s -1 ) t : Waktu iradiasi (s) Pada produksi I-125 menggunakan fasilitas yang ada di P2RR saat ini, setelah gas xenon diiradiasi, gas xenon ditarik/dipindahkan menggunakan cryogenic system ke botol peluruhan. Botol peluruhan yang telah dikosongkan diisi dengan gas xenon iradiasi. Radioisotop gas xenon tersebut selanjutnya meluruh menjadi isotop anak masing masing. Untuk Xe-125 meluruh menjadi I-125 yang merupakan produk yang diharapkan. Kecepatan peluruhan mengikuti rumus peluruhan secara umum radioisotop A menjadi radioisotop B dan selanjutnya meluruh menjadi iosotop C. - 39 -

λ 1 λ 2 A B C Gambar 1. Skema peluruhan radioaktif dari radioisotop A menjadi radioisotop B dan selanjutnya menjadi C. Konstanta peluruhan masing masing sebesar λ 1 dan λ 2. Pada peluruhan seperti ditunjukkan pada gambar 1, perubahan jumlah radioisotop B dapat dtunjukkan dengan persamaan berikut dn B /dt = λ 1 N A λ 2 N B (2) Dimana dn B /dt : laju perubahan jumlah isotop B. λ 1 : konstanta peluruhan radioisotop A. λ 2 : konstanta peluruhan radioisotop B. Jika persamaan 1 diselesaikan dan diberi batas awal N B = 0 saat t = 0 yang berarti bahwa sebelumnya tidak ada radioisotop B, maka diperoleh persamaan berikut: N B = (λ 1 /(λ 2 -λ 1 ) N A0 (e λ1t e -λ2t ) (3) Radioaktivitas B dapat dinyatakan dengan N B λ 2, maka radioaktivitas B dapat dinyatakan dengan persamaan berikut: A B = (λ 2 /(λ 2 -λ 1 ) A A0 (e λ1t e -λ2t ) (4) TATA KERJA Pada studi ini, perhitungan hasil iradiasi di reaktor G.A. siwabessy menggunakan persamaann 1. Fluks reaktor di posisi S1 tempat kamar iradiasi (irradiation chamber) digunakan nilai 3 x 10 13 ns -1 cm -2 [5]. Lama iradiasi dihitung sampai dengan waktu 96 jam. Iradiasi selama 96 jam telah lebih dari 5 kali waktu paro Xe-125 sehingga radioaktivitas yang didapatkan telah mendekati radioaktivitas jenuhnya. Perhitungan untuk radioisotop lain digunakan pula persamaan tersebut dengan menggantikan jumlah sasaran, tampang lintang reaksi inti dan konstanta peluruhan radioisotop yang dihasilkan. Pada perhitungan ini digunakan angka angka yang telah ditunjukkan pada tabel 1. Sedangkan jumlah target digunakan gas xenon sebanyak 0,0223 mol. Angka ini didasarkan pada jumlah target yang digunakan pada perhitungan analisis keselamatan fasilitas. - 40 -

Perhitungan peluruhan Xe-125 menjadi I-125 digunakan persamaan 4. Waktu peluruhan dihitung sampai dengan 10 hari. Selama waktu tersebut hampir seluruh Xe-125 telah meluruh menjadi I-125 karena telah lebih dari 10 kali waktu paro. Xenon-125 yang tersisa tinggal kurang dari 0,1% dari jumlah semula. Peluruhan Xe-135 dan Xe-137 digunakan persamaan 4 pula dengan mengganti konstanta masing masing radioisotop yang sesuai. HASIL DAN PEMBAHASAN Hasil perhitungan xenon-124 setelah diiradiasi di posisi S1 reaktor G.A. Siwabessy ditunjukkan pada Gambar 2. Pada tahap awal sebelum 1 kali waktu paro Xe-125 (17 jam), radioaktivitas meningkat tajam sejalan dengan waktu iradiasi. Sejalan dengan waktu, peningkatan radioaktivitas mengalami perlambatan. Hal ini dikarenakan laju peluruhan meningkat seiring dengan peningkatan jumlah radiosotop Xe-125 yang telah terbentuk. Setelah 96 jam, peningkatan radioaktivitas telah mendekati garis mendatar. Ini menandakan bahwa laju pembentukan Xe-125 dari iradiasi telah hampir disamai oleh laju peluruhan Xe-125 menjadi I-125. radioaktivitas Xe-125 (GBq) 60 50 40 30 20 10 0 0 24 48 72 96 waktu iradiasi (jam) Gambar 2. Radioaktivitas Xe-125 sejalan dengan waktu iradiasi. Garis putus putus menunjukkan besarnya nilai radioaktivitas jenuh Xe-125. Setelah iradiasi selama 24, 48, 72 dan 48 jam diperoleh Xe-125 dengan radioaktivitas masing masing sebesar 34,4; 85,9; 94,7 dan 54,1 GBq. Radioaktivitas tersebut dibandingkan dengan radioaktivitas jenuhnya sebesar 62,4; 85,9; 94,7 dan 98,0%. - 41 -

Xenon-125 selanjutnya meluruh menjadi I-125. Perhitungan peluruhan dilakukan dari hasil iradiasi selama 24, 48 dan 72 jam. Radioaktivitas I-125 yang diperoleh seperti ditunjukkan pada Gambar 3. Kurva di dalam gambar tersebut berurutan dari bawah adalah I-125 dari iradiasi selama 24, 48 dan 72 jam. 0.7 radioaktivitas I-125 (GBq) 0.6 0.5 0.4 0.3 0.2 0.1 0 0 48 96 144 192 240 lama peluruhan Xe-125 (jam) Gambar 3. Radioaktivitas I-125 seiring dengan waktu peluruhan. Kurva dari atas ke bawah berturut turut untuk waktu iradiasi selama 72, 48 dan 24 jam. Hasil perhitungan menunjukkan bahwa radioaktivitas maksimum dicapai setelah peluruhan selama 110 jam. Setelah itu, radioaktivitas I-125 mengalami penurunan karena laju produksi I-125 lebih kecil dari laju peluruhan Xe-125. Setelah peluruhan selama 110 jam, radioaktivitas maksimum sebesar 0,384; 0,529 dan 0,583 GBq masing masing untuk iradiasi selama 24, 48 dan 72 jam iradiasi. Pada saat melarutkan I-125 dari botol produk, diperlukan larutan NaOH minimal 3 ml untuk membasahi seluruh permukaan botol peluruhan sehingga seluruh I-125 yang terbentuk dapat dilarutkan. Oleh karenanya, konsentrasi radioaktivitas maksimum yang dapat diperoleh adalah sebesar radioaktivitas tersebut dalam larutan NaOH sebanyak 3 ml. Radioaktivitas dan konsentrasi radioaktivitas yang dapat diperoleh disajikan pada Tabel 2. - 42 -

Tabel 2. Radioaktivitas dan konsentrasi radioaktivitas yang diperoleh dari produksi I-125 menggunakan xenon alam. Waktu iradiasi (jam) Radioaktivitas (GBq) 24 0,384 0,128 48 0,529 0,176 72 0,583 0,194 Konsentrasi radioaktivitas (GBq/ml) Pada saat gas hasil iradiasi dipindahkan dari kamar iradiasi ke botol peluruhan, seluruh gas xenon yang di dalamnya mengandung beberapa radioisotop bersama sama terpindahkan ke kamar iradiasi karena memiliki karakteristik fisis yang sama. Sedangkan anak luruh yang bukan berfasa gas tetap tertinggal di kamar iradiasi, termasuk I-125 yang terbentuk selama iradiasi. Jenis jenis radioisotop xenon yang terbawa ke kamar peluruhan ditunjukkan pada Tabel 3. Tabel 3. Radioisotop xenon yang terbawa ke botol peluruhan Radioisotop Radioaktivitas (GBq) 24 jam 48 jam 72 jam Xe-127 0,025 0,050 0,074 Xe-133 49,67 93,18 131,3 Xe-135 9,49 11,02 11,26 Xe-137 9,32 9,32 9,32 Dari Tabel 3 diketahui bahwa ada 3 jenis radioisotop xenon yang terbawa ke botol peluruhan dengan radioaktivitas berarti yaitu Xe-133, Xe-135 dan xenon-137. Xenon-133 meluruh melalui peluruhan beta menjadi isotop stabil Cs-133, sedangkan Xe-135 dan Xe-137 meluruh menjadi radioisotop Cs-135 (T½: 100 juta tahun) dan Cs-137 (T½: 30 tahun). Xe-135 sebesar 9,49; 11,02 dan 11,26 GBq meluruh menjadi Cs-135 dengan radioaktivitas 0,098; 0,113 dan 0,116 Bq. Radioaktivitas sekecil ini dapat diabaikan dibandingkan dengan radioaktivitas I- 125 yang terbentuk. Dari Tabel 3 diketahui bahwa radioaktivitas Xe-137 sudah mencapai radioaktivitas jenuh dan tidak berubah sebesar 9,32 GBq setelah iradiasi selama 24 jam. Hal ini dikarenakan waktu paronya yang sangat pendek (3,82 menit). Xe-137 meluruh menjadi Cs-137 dengan radioaktivitas 236 Bq. Oleh karenanya, untuk iradiasi selama 24, 48 dan 72 jam, radioaktivitas Cs-137 dibandingkan dengan I- 125 yang terbentuk sebesar 0,000061%, 0,000045% dan 0,000041%. - 43 -

KESIMPULAN Dari studi produksi Iodium-125 menggunakan sasaran xenon alam memanfaatkan fasilitas yang ada di BATAN diperoleh hasil sebagai berikut: Dari perhitungan diperoleh I-125 sebesar 0,384; 0,529 dan 0,583 GBq masing masing untuk iradiasi selama 24, 48 dan 72 jam iradiasi. Konsentrasi radioaktivitas yang dapat diperoleh sebesar 0,128; 0,176 dan 0,194 GBq/ml untuk iradiasi selama 24, 48 dan 72 jam. Pengotor radionuklida yang akan turut dihasilkan adalah Cs-135 dan Cs-137. Radioisotop Cs-135 dihasilkan sebesar 0,098; 0,113 dan 0,116 Bq dari iradiasi selama 24, 48 dan 72 jam. Radioisotop Cs-137 dihasilkan sebesar 236 Bq dari iradiasi selama lebih dari 24 jam, atau sebesar 0,000061%, 0,000045% dan 0,000041% dibandingkan radioaktivitas I-125 yang terbentuk dari iradiasi selama 24, 48 dan 72 jam. DAFTAR PUSTAKA 1. N. SAITOH, Handbook of Radioisotope, Maruzen (1996). 2. JAPAN RADIOISOTOPE ASSOCIATION, Note Book of Radioisotope, Maruzen (1990) 3. LIU YISHU, Preparation of I-125 from Reactor Irradiated Xenon Target, Proceeding of The IAEA Meeting on Irradiation Technology and Radioisotope Production, Jakarta (2004). 4. P.V. JOSHI, Production and Purification of I-125 from Reactor irradiated Xenon Taget, Proceeding of The IAEA Meeting on Irradiation Technology and Radioisotope Production, Jakarta (2004). 5. S. SOENARJO, S.R. TAMAT, I. SUPARMAN, B. PURWADI, RSG-GAS based radioisotopes and sharing program for regional back up supply, Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka, Vol 6, No 2, (2003). - 44 -