Sriyono, dkk.
ISSN 0216 - 3128
83
PENGEMBANGAN PRODUKSI 99MO HASIL BELAH 235U MENGGUNAKAN SASARAN FOIL URANIUM PENGKAYAAN RENDAH BUATAN BATAN SEBAGAI PENGGANTI SASARAN URANIUM PENGKAYAAN TINGGI Sriyono,1) A.H. Gunawan,1) H. Lubis,1) A. Mutalib,1) Abidin,1) Hambali,1) Budi Briyatmoko2) dan Boybul2) 1)
Pusat Radioisotop dan Radiofarmaka, E-mail :
[email protected] Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir, BATAN, Serpong
2)
ABSTRAK PENGEMBANGAN PRODUKSI 99Mo HASIL BELAH 235U MENGGUNAKAN SASARAN FOIL URANIUM PENGKAYAAN RENDAH BUATAN BATAN SEBAGAI PENGGANTI SASARAN URANIUM PENGKAYAAN TINGGI. Pasokan dunia terhadap kebutuhan radionuklida Molibdenum-99 (99Mo) sebagian besar diproduksi dari hasil belah Uranium-235 (235U) pengkayaan tinggi (HEU = High Enriched Uranium ± 93% 235U). Di Indonesia pemasok 99Mo untuk kebutuhan rumah sakit PT. Batan Teknologi juga menggunakan bahan sasaran uranium pengkayaan tinggi (HEU). Dewasa ini penggunaan HEU untuk bahan bakar reaktor riset dan produksi 99Mo sangat dibatasi. Di Amerika Serikat Program Pengurangan Pengkayaan uranium untuk Penelitian dan Reaktor Uji (RERTR = Reduced Enrichment for Research and Test Reactor) telah bekerja untuk mengurangi penggunaan uranium pengkayaan tinggi dengan mengganti bahan bakar dan bahan sasaran dengan uranium pengkayaan rendah (LEU = Low Enriched Uranium < 20% 235U). Mengganti HEU dengan LEU akan memerlukan perubahan desain target dan proses kimianya. PRR dan PTBN bekerjasama dengan P.T. Batan Teknologi telah melakukan pembuatan 99Mo dari hasil belah uranium pengkayaan rendah, < 20% 235U dengan memodifikasi proses Cintichem dari U.S., Department of Energy yang menggunakan uranium pengkayaan tinggi. Dari pengembangan teknologi produksi diperoleh sasaran LEU foil dan metode penanganan sasaran pasca iradiasi. Dari empat kali iradiasi sasaran LEU foil dengan berat 235 U masing-masing 1,5 gram (1 buah) dan 3,0 gram (3 buah) diperoleh 99Mo dengan aktivitas masingmasing sebesar 51,02 Ci, 111,84 Ci, 101,94 Ci dan 78,17 Ci yang memenuhi persyaratan Medy Physic. Kata Kunci : Uranium Pengkayaan Rendah, Uranium Pengkayaan Tinggi, 99Mo Hasil Belah.
ABSTRACT DEVELOPMENT OF PRODUCTION 99Mo FISSION PRODUCT OF 235U USING A BATAN MADE LOW ENRICHED URANIUM FOIL TARGET AS A SUBTITUTE FOR A HIGH ENRICHED URANIUM TARGET. Most of the 99Mo world supplies are fission products which are produced from high enriched uranium (HEU ~ 93%) targets. In Indonesia, 99Mo which is produced by PT. Batan Teknologi and then supplied to hospitals in form of 99Mo/99mTc generator is also using HEU as its target material. However, in recent year the supply of HEU for research reactor and 99Mo production has been very limited. Therefore, the United State Reduced Enrichment for Research and Test Reactor (RERTR) Program in the last couple of years has been working in converting the use of HEU to low enriched uranium (LEU, < 20% 235U) in production of 99Mo. Substituting LEU for HEU will require changes in both target design and chemical processing. In this project, the Centre of Radioisotopes and Radiopharmaceuticals (CRR) and Centre of Nuclear Fuel Technology (CNFT) in cooperation with PT. Batan Teknologi have developed the production of 99Mo by using a LEU, < 20% 235U. The chemical processing used in this project was a modified form of the Cintichem – U.S., Department of Energy process that is used for production of 99Mo using HEU. This studies had been carried out by irradiating four targets weighted a 1.5 grams 235U (1 target) and a 3.0 grams (3 targets) and each target after chemical processing produced 51.02, 111.84, 101.94 and 78.17 Ci of 99Mo respectively. All 99Mo produced were found to meet with the Medy Physic requirements. Key word : Low Enriched Uranium, High Enriched Uranium, Fission Product 99Mo. 99
PENDAHULUAN echnesium-99m (99mTc) adalah radionuklida yang paling banyak digunakan untuk diagnosa di bidang kedokteran nuklir. Radionuklida 99mTc tersebut merupakan anak luruh dari radionuklida
T
Mo yang diserapkan dalam kolom alumina melalui sistem generator 99Mo/99mTc. Sebagai radionuklida induk, secara mudah 99Mo bisa diproduksi dari bahan sasaran MoO3 alam melalui reaksi nuklir 98Mo (n,γ) 99Mo. Tetapi 99Mo yang diperoleh mempunyai aktivitas jenis yang rendah
Prosiding PPI - PDIPTN 2010 Pustek Akselerator dan Proses Bahan - BATAN Yogyakarta, 20 Juli 2010
84
ISSN 0216 - 3128
dan secara kimiawi tidak memungkinkan untuk memisahkan 99Mo dari Mo non aktif sebagai bahan sasarannya. Untuk mendapatkan 99Mo yang bebas pengemban dan mempunyai aktivitas jenis yang tinggi pada umumnya digunakan bahan sasaran uranium pengkayaan tinggi hingga 93% 235U melalui reaksi pembelahan inti 235U dengan neutron termal di dalam teras reaktor :
Sriyono, dkk.
PRR dan PTBN bekerjasama dengan PT. Batan Teknologi melakukan pengembangan pembuatan radionuklida 99Mo dari bahan sasaran LEU untuk mengantisipasi kelangkaan 99Mo apabila stok HEU yang dimiliki PT. Batan Teknologi habis. Dalam makalah ini akan dilaporkan sasaran LEU foil, penanganan sasaran LEU foil pasca iradiasi dan produk 99Mo dari empat kali iradiasi yang telah dilakukan pada tahun 2009.
METODOLOGI Bahan Dan Peralatan Yang Digunakan
Namun demikian, sejak 10 tahun terakhir penggunaan HEU untuk bahan bakar reaktor riset dan keperluan produksi radionuklida 99Mo sangat dibatasi berdasarkan Kongres Amerika Serikat dalam upaya mencegah penyalahgunaan pemakaian untuk senjata nuklir.[1,2,3] Tujuan dari penelitian ini adalah mengganti bahan sasaran untuk pembuatan 99Mo dari HEU ke LEU dimana kandungan 235U dalam LEU hanya 20% sedangkan dalam HEU mencapai 93% sehingga akan berpengaruh pada berat target uranium yang akan diiradiasi. Produksi radionuklida 99Mo selama ini dilakukan oleh PT. Batan Teknologi dengan menggunakan bahan sasaran dari HEU berdasarkan lisensi Cintichem – U.S., Department of Energy. Berhubung stok bahan sasaran HEU yang dimiliki oleh PT. Batan Teknologi diperkirakan akan habis dipertengahan tahun 2010 dan untuk mendapatkan HEU yang baru sangat sulit, maka produksi Generator 99 Mo/99mTc terhenti sehingga berpengaruh terhadap pasokan Generator 99Mo/99mTc ke beberapa rumah sakit yang menyebabkan pelayanan pasien terganggu. Untuk mengatasi kesulitan pengadaan uranium pengkayaan tinggi sebagai bahan baku pembuatan 99Mo dari hasil belah, maka sejak 10 tahun terakhir BATAN dan ANL (Argon National Laboratory) - Amerika Serikat telah melakukan kerjasama penelitian dan telah berhasil mengganti uranium pengkayaan tinggi (HEU) dengan uranium pengkayaan rendah (LEU = Low Enriched Uranium, < 20% 235U) untuk produksi 99Mo. Dan sejak 4 tahun terakhir ini, melalui kerja sama ANL dengan melibatkan International Atomic Energy Agency (IAEA), BATAN telah berhasil mengembangkan pembuatan LEU foil sebagai target untuk produksi 99Mo. Dengan demikian produksi Generator 99Mo/99mTc akan berkesinambungan sehingga pelayanan kesehatan di rumah sakit diharapakan akan semakin meningkat.
Sasaran uranium pengkayaan rendah (LEU = Low Enriched Uranium, < 20% 235U) dalam bentuk kemasan sasaran LEU foil fabrikan dari Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir (PTBN) BATAN dengan berat 235U masing-masing 1,5 gram 1 buah dan 3,0 gram sebanyak 3 buah yang telah diiradiasi di reaktor selama 4 hari untuk bahan baku pembuatan radionuklida Molibdenum-99 (99Mo). Semua bahan kimia yang digunakan adalah pro analisis yang dipasok dari E Merck dan Fluka sedangkan bahan resin dipasok dari Fisher. Tabung pelarutan (Dissolver) dari bahan baja tahan karat tipe SS 304 dan rangkaian T-section dari bahan yang sama yang dipasok dari Swagelok adalah untuk proses pelarutan sasaran LEU foil. Sedangkan Iodine trap dan cold finger untuk menangkap iodium dan gas mulia diperoleh dari dalam negeri, sedangkan peralatan gelas yang digunakan diperoleh dari bahan lokal. Fasilitas hotcells radioisotop yang dilengkapi dengan master slave manipulator milik PT. Batan Teknologi adalah tempat untuk melakukan proses pemisahan 99 Mo. Untuk pengukuran radioaktivitas 99Mo digunakan Gamma Ionization Chamber (GIC) sedangkan untuk pengukuran kemurnian radionuklida digunakan spectrometer gamma yang dilengkapi dengan analisator saluran ganda model Canberra 1000 dan detector Germanium kemurnian tinggi (HPGe) dari Canberra Industries Inc., serta perangkat lunak MCA Genie 2000 VDM. Sistem spektrometer sinar γ dikalibrasi menggunakan standar sumber tertutup 133Ba (302,85 keV, 356,01 keV), 137Cs (661,64 keV) dan 60Co (1173,23 keV dan 1332,51 keV) dari Du Pont. Untuk pengukuran pengotor alfa digunakan Alpha-Beta Counter.
Prosedur Kerja Kemasan foil sasaran uranium pengkayaan rendah (LEU foil) dengan berat 1,5 atau 3,0 gram diiradiasi di central irradiation position (CIP) dalam teras reaktor G.A. Siwabessy PRSGBATAN, Serpong selama 4 hari pada daya 15 MW.
Prosiding PPI - PDIPTN 2010 Pustek Akselerator dan Proses Bahan - BATAN Yogyakarta, 20 Juli 2010
Sriyono, dkk.
ISSN 0216 - 3128
Pasca iradiasi, kemasan sasaran LEU foil dibawa ke hotcells radioisotop melalui transfer canal yang menghubungkan kolam reaktor dengan hotcells radioisotop. Di dalam hotcells, kemasan sasaran LEU foil di bongkar untuk dikeluarkan LEU foilnya dan dimasukkan ke dalam dissolver lalu ditutup dengan tutup dissolver yang dilengkapi dengan rangkaian T-section. Ke dalam dissolver diinjeksikan 40 ml larutan HNO3 yang konsentrasinya tergantung dari berat sasaran LEU foil yang akan dilarutkan melalui karet septa yang terdapat pada rangkaian T-section menggunakan syringe 60 ml, kemudian dipanaskan pada temperatur ± 93oC selama 30 menit sambil diputar menggunakan rotator jig. Selama pemanasan dilakukan pengamatan terhadap tekanan yang terjadi di dalam dissolver melalui pengukur tekanan yang ada pada rangkaian T-section. (Tekanan yang terjadi mencapai 200 Psi). Selanjutnya dissolver disambungkan dengan Iodine Trap dan cold finger yang telah divakum melalui rangkaian T-section untuk memindahkan iodium dan gas mulia yang terbentuk selama proses iradiasi dan pelarutan sasaran LEU foil. Selanjutnya cold finger yang tersambung dengan dissolver direndam ke dalam dewar yang berisi nitrogen cair kemudian proses fase gas dimulai dengan membuka kran antara T-section dan cold finger lalu dibiarkan selama 30 menit supaya perpindahan gas berjalan dengan sempurna dan dissolver menjadi vakum. Kran ditutup kembali dan sambungan iodine trap dan cold finger dengan dissolver dicabut kemudian larutan hasil belah uranium-235 di dalam dissolver dikeluarkan dan ditampung ke dalam botol 250 ml mulut dua yang dilapisi dengan plastik yang bertanda RF. Selanjutnya dissolver dibilas dengan 25 ml larutan HNO3 1M dan larutan bilasan dikeluarkan disatukan dengan larutan hasil belah dalam botol RF. Radionuklida 99Mo yang terkandung dalam larutan hasil belah dalam botol RF diendapkan dengan menambahkan berturut-turut 4 ml larutan pembawa NaI (1 mg NaI/ml), 0,5 ml larutan AgNO3 10%, 0,5 ml larutan pembawa Mo (10 mg Mo/ml), kira-kira 25 ml larutan KMnO4 2,5% secara perlahan-lahan sampai larutan dalam botol RF berubah warna menjadi merah jambu dan kemudian ditambahkan lagi 1,5 ml larutan pembawa Rhodium (8 mg Rh/ml), 2 ml larutan pembawa Rutenium (5 mg Ru/ml) dan 20 ml larutan Alpha Benzoim Oxime 2% dikocok dan biarkan kira-kira 1 menit sampai endapan Mo terbentuk. Endapan disaring melalui kolom fritted 51 mm yang berisi butiran-butiran kaca dan filtratnya ditampung dalam botol 250 ml mulut satu berlapis
85
plastik yang bertanda RFW sebagai larutan limbah fisi. Botol RF dibilas dengan 20 ml larutan HNO3 0,1M sebanyak tiga kali, bilasan pertama disatukan dengan larutan limbah fisi dalam botol RFW sedangkan bilasan kedua dan ketiga ditampung dalam botol 250 ml mulut satu berlapis plastik yang bertanda AW sebagai limbah asam. Kolom fritted 51 ml yang berisi endapan Mo dicuci dengan 10 ml larutan HNO3 0,1M sebanyak 5 kali menggunakan syringe 10 cc melalui bagian bawah kolom fritted dan bilasannya ditampung ke dalam botol AW. Endapan Mo dalam kolom fritted dilarutkan dengan menginjeksikan 10 ml larutan X1 (campuran dari 99,5 ml NaOH 0,4M dan 0,5 ml H2O2 30%) kemudian dipasang kolom ventilasi lalu dipanaskan sampai mendidih dan dibiarkan dingin selama 5 menit kemudian larutan 99Mo dikeluarkan dari kolom fritted 51 mm ditampung dalam botol 250 ml mulut dua berlapis plastik yang bertanda 1A. Seperti perlakuan di atas, endapan 99Mo dilarutkan sekali lagi dengan menginjeksikan 10 ml larutan X-2 (campuran dari 99,5 ml NaOH 0,2M dengan 0,5 ml larutan H2O2 30%) dan larutan 99Mo disatukan dalam botol 1-A, kemudian kolom fritted 51 mm dibilas dengan 10 ml larutan NaOH 0,2M dan bilasannya disatukan lagi dengan larutan 99Mo dalam botol 1-A. Larutan 99Mo dalam botol 1-A dilakukan proses pemurnian dengan mengelusikannya melalui kolom fritted 13x260 mm yang berisi resin HZO dan AgC dengan metode gravitasi dengan kecepatan alir diatur 1 – 3 ml/menit dan eluatnya ditampung dalam botol mulut dua 250 ml lapis platik yang bertanda 2-A. Setelah larutan dalam botol 1-A terelusi semua, botol 1-A dibilas dengan 10 ml larutan NaOH 0,2M kemudian dielusikan lagi melalui kolom fritted tersebut dan eluatnya disatukan dengan larutan dalam botol 2-A. Larutan dalam botol 2-A ditambah 4 ml larutan pembawa NaI (1 mg/ml NaI) dan 0,5 ml larutan AgNO3 10% dikocok dan dibiarkan selama ∼5 menit untuk mengendapkan pengotor iodium hasil fisi yang kemungkinan masih terkandung dalam larutan 99Mo. Kemudian larutan 99Mo dalam botol 2-A dielusikan melalui kolom fritted 13x260 mm yang berisi resin AgC/HZO/Charcoal dengan metode grafitasi dengan kecepatan alir 1 – 3 ml/menit dan eluatnya ditampung dalam botol 250 ml mulut satu yang dilapis dengan plastik yang bertanda Produk - 99Mo, No. Batch dan Tanggal. Botol 2-A dibilas dengan 10 ml larutan NaOH 0,2M dan dielusikan lagi melalui kolom yang sama dan eluatnya disatukan dengan larutan dalam botol Produk - 99Mo sehingga didapat volume total larutan produk 99Mo kira-kira 55 ml. Larutan 99Mo yang diperoleh dicuplik sebanyak 100 µl dan diukur konsentrasi radio-
Prosiding PPI - PDIPTN 2010 Pustek Akselerator dan Proses Bahan - BATAN Yogyakarta, 20 Juli 2010
ISSN 0216 - 3128
86
Sriyono, dkk.
aktivitasnya menggunakan Gamma Ionization Chamber (GIC) pada dial khusus untuk pengukuran 99 Mo dan dicacah dengan alat spektrometer gamma untuk menentukan kemurnian radionuklidanya serta dicacah dengan alat pencacah alpha (AlphaBeta counter) untuk menentukan kandungan pengotor alpha dalam larutan 99Mo.
HASIL DAN PEMBAHASAN Penggantian bahan sasaran dari HEU ke LEU mempengaruhi berat total sasaran yang akan diiradiasi sehingga diperlukan beberapa perubahan atau modifikasi proses. Pada Tabel 1 dapat dilihat bahwa untuk memperoleh yield 99Mo yang ekivalen dengan yield 99Mo dari sasaran HEU diperlukan jumlah kandungan uranium dalam sasaran LEU harus 5 kali lebih banyak dari pada sasaran HEU dan tentunya akan menyebabkan meningkatnya 30 kali pengotor alfa sebagai radionuklida 239Pu.[1,5] Tabel 1. Perbandingan Sasaran HEU dengan LEU.[1,5] HEU
LEU
UO2
Logam U
16
94
93
19,8
15
18,5
532
545
30
720
U, (µCi)
1280
840
Total pengotor alpha, (µCi)
1310
1560
Komposisi kimia Berat uranium total, (gr) Pengkayaan Berat
235
235
U, (%)
U, (gr)
Yield 99Mo, (Ci) 239
Pu, (µCi)
(234, 235, 238)
PTBN-BATAN melalui kerja sama dengan ANL dan melibatkan IAEA telah berhasil mengembangkan penyiapan sasaran uranium dalam bentuk LEU foil sebagaimana pada Gambar 1. Sasaran HEU, uraniumnya dilapiskan dengan cara elektroplating ke dinding bagian dalam dari tabung stainless steel tipe SS 304 ukuran panjang 480 mm, diameter luar 29 mm dan diameter dalam 28 mm. Sedangkan untuk sasaran LEU, uraniumnya dibentuk foil dahulu kemudian dilapisi dengan foil nikel lalu diselipkan di tengah-tengah antara dua kelongsong pipa aluminium dengan ukuran diameter luar dan diameter dalam kelongsong pipa dalam adalah 27,99 mm dan 26,21 mm sedangkan diameter luar dan diameter dalam kelongsong pipa luar adalah 30 mm dan 28,2 mm sehingga kelongsong pipa dalam bisa masuk ke dalam kelongsong pipa luar dan panjang dari kedua kelongsong pipa tersebut adalah 126 mm.[4]
Gambar 1. Perbedaan desain antar sasaran HEU dengan LEU. Pada saat proses iradiasi sasaran HEU dan LEU di dalam teras reaktor juga berbeda, dimana kalau kapsul sasaran HEU langsung dimasukkan tegak lurus ke dalam stringer yang terdapat di dalam teras reaktor sedangkan untuk sasaran LEU harus menggunakan rig (penahan) yang terbuat dari bahan aluminium nuclear grade untuk menahan sasaran LEU supaya tegak lurus kemudian baru dimasukkan ke dalam stringer, seperti pada Gambar 2.
Gambar 2. Posisi iradiasi sasaran HEU dan LEU dalam stringer di teras reaktor. Selain perbedaan yang telah disebutkan di atas, juga ada perbedaan yang lain yaitu pada saat penanganan sasaran pasca iradiasi, dimana untuk
Prosiding PPI - PDIPTN 2010 Pustek Akselerator dan Proses Bahan - BATAN Yogyakarta, 20 Juli 2010
Sriyono, dkk.
ISSN 0216 - 3128
87
menggunakan larutan H2SO4 0,1N pada HEU diganti dengan larutan HNO3 0,1M pada LEU.
sasaran HEU cukup membuka tutup kapsul sasaran kemudian diganti dengan rangkaian T-section seperti yang ditunjukkan pada Gambar 3.a dan selanjutnya dilakukan proses pelarutan uranium yang menempel pada dinding bagian dalam kapsul sasaran dengan menginjeksikan 86 ml larutan ”cocktail” (campuran dari 95 ml H2SO4 2N dengan 5 ml HNO3 65%). Sedangkan penanganan untuk sasaran LEU harus dilakukan proses pembongkaran kemasan sasaran LEU foil dahulu baru dilakukan proses pelarutan. Proses pembongkaran kemasan sasaran LEU foil melalui tahapan sebagai berikut : 1. Pemotongan kedua ujung kemasan sasaran LEU foil dengan alat pemotong pipa. 2. Pembelahan pipa bagian luar kemasan sasaran LEU foil menggunakan gergaji besi. 3. Pengeluaran sasaran LEU foil yang terselip diantara kelongsong pipa dalam dan kelongsong pipa luar dari kemasan sasaran LEU foil. Sasaran LEU foil yang telah dikeluarkan dari kemasannya selanjutnya dimasukkan ke dalam dissolver dan ditutup dengan penutup dissolver yang dilengkapi rangkaian T-section seperti yang ditunjukkan pada Gambar 3.b, kemudian dilakukan proses pelarutan LEU foil dengan menginjeksikan 40 ml larutan HNO3 6M untuk berat sasaran 1,5 gram 235U dan/atau HNO3 9M untuk berat sasaran 3,0 gram 235U. Untuk proses fase gas dan proses pemisahan kimiawi serta proses pemurnian radionuklida 99 Mo dari bahan sasaran HEU maupun LEU persis sama hanya pada saat pencucian endapan Mo
Gambar 3. Penanganan sasaran HEU dan LEU pasca iradiasi. Dari 4 kali proses pemisahan 99Mo dengan menggunakan sasaran LEU foil diperoleh aktivitas yang cukup tinggi dan kemurnian radionuklida-nya juga memenuhi persyaratan Medi Physic baik untuk pengotor Iodium, Rhodium, Rutenium dan pengotor pemancar γ lainnya serta pengotor alfa juga masih lebih kecil dari 10-6 µCi alfa/mCi 99Mo seperti yang terlihat pada Tabel 2 dan 3.
Tabel 2. Hasil Analisis Produk 99Mo hasil belah 235U dari sasaran LEU foil. Pemeriksaan
Hasil 1,5
Berat 235U, (g)
3,0
(April 2009)
Aktivitas jenis, (Ci/g Mo)
1,02 x 10
Konsentrasi radioaktivitas saat kalibrasi, (mCi/ml)
4
103
Ru : ttd
103
Sr : ttd
89
Sr : ttd
90
(µCi/mCi Mo)
3,0
(Agust. 2009)
4
2,03 x 10
1396 131
90
99
2,24 x 10
131
89
Kemurnian radionuklida,
(Juni 2009)
528 I : 0,039
3,0
I : 0,033 Ru : ttd
4
(Okt. 2009) 1,56 x 104
1600 131 103
I : 0,075
Ru : 0,01
Sr : ttd
89
Sr : ttd
90
1097 131
I : 0,015
103
Ru : 0,015
Sr : ttd
89
Sr : ttd
Sr : ttd
90
Sr : ttd
Pengotor γ lain : Pengotor γ lain : Pengotor γ lain : Pengotor γ lain : Kontaminasi alfa*, (µCi/mCi 99Mo) *
0,013
0,07
0,07
0,004
1,2 x 10-7
1,7 x 10-7
1,7 x 10-7
4,8 x 10-8
(Detektor ZNS, β counter)
Prosiding PPI - PDIPTN 2010 Pustek Akselerator dan Proses Bahan - BATAN Yogyakarta, 20 Juli 2010
Sriyono, dkk.
ISSN 0216 - 3128
88
Tabel 3. Spesifikasi 99Mo dari Medi Physic menggunakan target HEU. Pemeriksaan
Spesifikasi Medi Physic
99
> 1,0 x 104
Aktivitas jenis, (Ci Mo/g Mo) Konsentrasi radioaktivitas, (mCi 99Mo/ml)
> 100 (pada saat kalibrasi) 131 103
Ru < 0,05 µCi/mCi 99Mo
89
Kemurnian radionuklida.
I < 0,05 µCi/mCi 99Mo
90
Sr < 0,6 nCi/mCi 99Mo
Sr < 0,06 nCi/mCi 99Mo
Pengotor γ lain < 0,1 µCi/mCi 99 Mo Kontaminasi alfa, (µCi alfa/mCi 99Mo)
KESIMPULAN Dari hasil pengembangan produksi 99Mo dari hasil belah 235U menggunakan bahan sasaran uranium pengkayaan rendah (LEU) dapat diambil kesimpulan : 1. Sasaran LEU foil telah dapat dibuat oleh PTBNBATAN dan diiradiasi di reaktor G.A. Siwabessy PRSG – BATAN. 2. Dari empat kali iradiasi sasaran LEU foil, produk 99Mo yang dihasilkan memenuhi persyaratan kemurnian radionuklida (Medy Physic) sehingga bisa digunakan untuk bahan baku pembuatan generator 99Mo/99mTc. 3. Konsentrasi radioaktivitas 99Mo yang diperoleh dari sasaran LEU rata-rata per gram 235U adalah sebesar ± 597 mCi/ml sedangkan yang diperoleh dari sasaran HEU rata-rata per gram 235 U adalah sebesar ± 491,22 mCi/ml. 4. Pengotor radionuklida pemancar γ dan pemancar α telah memenuhi persyaratan yang ditetapkan (Medy Physic).
UCAPAN TERIMAKASIH Terimakasih yang sebesar-besarnya kepada Drs. Bambang Purwadi dkk. di PT. Batan Teknologi yang memberikan ijin penggunaan fasilitas hotcel beserta kelengkapannya dan kepada Kementerian Negara Riset dan Teknologi yang mendanai kegiatan ini melalui Program Insentif No. 025/KP/D.PSIPTN/ Insentif/I/2009 Tahun 2009.
DAFTAR PUSTAKA 1. G.F. VANDEGRIFT, at. al., Converting Targets and Processes for Fission Product
< 1,0 x 10-6
99 Mo From High– To Low–Enriched Uranium, Chapter for IAEA TECHDOC, August 1997.
2. MUTALIB, at. al., Full-Scale Demonstration of the Cintichem Process for the Production of Mo-99 using a Low Enriched Target, Presented at the 1998 International Meeting on Reduced Enrichment for Research and Test Reactors October 18-23, 1998, São Paulo, Brazil. 3. C. CONNER, at. al., Production of Mo-99 From LEU Targets-Acid Side Processing, Presented at the 2000 Meeting on Reduced Enrichment for Research and Test Reactors, Oktober 1 – 6, 2000, Las Vegas, Nevada. 4. BOYBUL, SUSWORO, DADANG, PURWANTA, GUSWARDANI, SETIA PERMANA, SUHARDYO, BASIRAN, USMAN SUJADI, Pengembangan Teknologi Pembuatan Target LEU Foil, Hasil-hasil Penelitian EBN Tahun 2007, ISSN : 0854 – 5561. 5. ABDUL MUTALIB, Modifikasi Teknologi Produksi Generator Mo-99/Tc-99m dengan menggunakan Kolom sistem kering berbasis Molibdenum-99 dari Target Foil Logam Uranium Pengkayaan Rendah, Laporan Kemajuan Program Insentif Tahun Ke-1, No. 025/KP/D.PSIPTN/Insentif/I/2009. 6. ZAHIRUDDIN A., et.al., ”Produksi 99Mo dari LEU yang diiradiasi netron : Kajian Penggunaan Proses Cintichem yang Dimodifikasi”, Hasil Penelitian Pusat Produksi Radioisotop, No. 1, (1995) 15 – 28. 7. MEDY PHYSYC, ”Fission Product Manufacturing”, (1985).
Prosiding PPI - PDIPTN 2010 Pustek Akselerator dan Proses Bahan - BATAN Yogyakarta, 20 Juli 2010
99
Mo,
Sriyono, dkk.
ISSN 0216 - 3128
8. HOTMAN LUBIS, A. MUTALIB, ZAHIRUDDIN A., M. PANCOKO, ”Pengembangan Pelarutan Target LEU Dengan Asam Nitrat”, Hasil Penelitian Pusat Produksi Radioisotop, No. 2, (1995) 99 – 106. 9. Z. ALILUDDIN, et. al, ”Processing of LEU Targets for 99Mo Production Dissolution of Modified Cintichem Process”, Proceeding of
89
the International Meeting on Reduced Enrichment for Research and Test Reactor (RERTR), (1995). 10. H.I. KOMALA, ADANG H. GUNAWAN, IBON SUPARMAN, ”Pengujian Kualitas pada Produk 99Mo Hasil Belah 235U”, Hasil Penelitian Pusat Produksi Radioisotop, No. 1, (1994) 61 – 73.
Prosiding PPI - PDIPTN 2010 Pustek Akselerator dan Proses Bahan - BATAN Yogyakarta, 20 Juli 2010
