gambaran \ulang, otaK, thyroid, paru-paru, hati clan ginial ...

$Page 1: gambaran \ulang, otaK, thyroid, paru-paru, hati clan ginial ...$
Prosiding Seminar Teknologi Pengelolaan Limbah VPusat Teknologi Limbah Radioaktif - BATAN

ISSN 1410-6086

PENGELOLAAN LlMBAH RADIOAKTIF HASIL SAM PING PRODUKSI RADIOISOTOPMOLlBDENUM-99

Aisyah, Herlan MartonoPusat Teknologi Limbah Radioaktif - BATAN

ABSTRAKPENGELOLAAN LlMBAH RADIOAKTIF HASIL SAMPING PRODUKSI RADIOISOTOP

MOLlBDENUM-99. Radioisotop 99Mo diproduksi terutama sebagai radionuklida induk untukmemperoleh radioisotop 99mTcyang dalam kedokteran nuklir dipakai sebagai bahan radiodiagnostikbeberapa penyakit. Indonesia memproduksi 99Mo menggunakan target dengan uranium diperkayatinggi yang diiradiasi dalam reaktor. Pada proses produksi 99Mo akan ditimbulkan limbah radioaktifsebagai hasil samping dengan karakteristik yang tergantung antara lain dari pengkayaan uraniumdalam target dan lama iradiasinya. Karakteristik limbah dapat ditentukan secara langsung dari hasil

analisis laboratorium maupun dengan program komputer ORIGEN 2. Pada peng~unaan target denganuranium diperkaya tinggi akan dihasilkan limbah dengan kandungan 235U sisa, 38 U dan hasil belah,sedangkan pada penggunaan target dengan uranium diperkaya rendah akan dihasilkan aktinida 239pUyang cukup besar. Plutonium-239 adalah aktinida berumur paro panjang yang memerlukan pemisahan

dari hasil belah karena orientasi pengelolaan yang berbeda. Hasil belah setelah men~alami peluruhandapat dikategorikan sebagai limbah aktivitas rendah atau sedang, sedangkan aktinida 9pU dan lainnyadigolongkan sebagai limbah transuranium. Penyimpanan lestari limbah aktivitas rendah dan sedangdilakukan pada penyimpanan dekat permukaan sedangkan untuk limbah transuranium penyimpananlestari dilakukan pada formasi geologi.

ABSTRACTTREATMENT OF RADIOAKTIF WASTE GENERATED FROM THE PRODUCTION OF

MOLlBDENUM-99 RADIOISOTOPE. The 99Mo is produced as the parent radionuclide for 99mTcradioisotope which is used as medical radiodiagnostic for certain disease. In Indonesia 99Mo isproduced by irradiating target of high enriched U in the reactor. The characteristics of radioactive wastefrom the production of 99Mo depend on the U enrichment of the target and the irradiation time. Thecharacteristic of the radioactive waste can be directly determined by laboratory analysis or by ORIGEN2 code. Producing 99Mo from high enriched uranium target will produce radioactive waste containing 235U, 238U and fission product, while from low enriched uranium target will produce radioactive wastecontaining large amount of 239pU . Plutonium-239 is a long half life actinide that need to be separatedfrom the fission product due to a different treatment is required. The fission product, after it is allowed todecay then needs to be categorized as low or medium level waste, while 239pU are categorized astransuranic waste. The disposal of low and medium level waste are stored in near surface disposal,while the disposal of transuranic waste is stored in a geologic formation.

PENDAHULUAN

Radioisotop Molibdenum-99 (99Mo)dan anak luruhnya Tecnisium-99m (~9mT)

merupakan radioisotop penting dala~lkedokteran nukhr. Radioisotop 99mT d' k'h . 8 a' C Ipa al

amplr 0 Va dan seluruh diagnostik dalamkedokteran nukhr, seperti untuk mendapatkan

gambaran \ulang, otaK, thyroid, paru-paru, hati

clan ginial. Radioisotop 99Mo diproduksiterutama sebagai radioisotop induk untuK

memperoleh radioisotop 99mTc[1].Molibdenum-99 dengan waKtu paro

66,02 jam meluruh dengan memancarkan sinar

W dan menghasilkan 99mTcdengan prababilitas87,5% dan 99Tc sebesar 12,5%, sedangkan99mTc meluruh secara transisi isomer (TI)menjadi 9~C dan dengan probalitas yang kecilmaka 99mTcakan meluruh menjadi rutenium-

26

~9 (99Ru) seperti yang disajikan pada Gambard' MoIJbdenu~-99 dan 99Tc tergolong isotopengan radlotoksisitas yang sedang

sedangk~n 99mTc tergolong isotop den a~radlotokslsltas rendah. Waktu paro efektif 9~M

yang didasark~n pad a seluruh anggota tUbU~

adalah 1,8 hart denqan organ kritis adalah hatiSd \, 99ml1d9 .

e ~ngl\an. c, Ie waKtu para efektifnyamasmg-maslng adalah 0,2 dan 1 hari un\ukseluruh anggota tubuh (1,2).

Ada beberapa metode yang dapat

digunakan dalam memproduksi radioisotoP99Mo yaitu melalui iradiasi dalam reaktorterhadap target dengan pengkayaan uraniumtinggi maupun rendah, iradiasi target 98Mo(aktivasi 98Mo) dan reaksi aktivasimenggunakan partikel bermuatan misalnyamenggunakan akselerator (3,4J. Produksi 99Mo

----------


melalui proses reaksi pembelahan 235U baikmenggunakan target dengan pengkayaanuranium tinggi maupun rendah memerlukanfasilitas yang sangat khusus untuk produksiskala besar. Untuk produksi skala kecil dapat

menggunakan ~roses alternatif yaitu melaluiproses aktivasi BMo. Proses ini menggunakanbahan target yang mengandung 9BMo atau Moalam atau bahan yang diperkaya dengan9BMo

~ang kemudian diiradiasi dalam reaktor. Hasil~9Mo yang diperoleh mempunyai aktivitasspesifik yang lebih rendah jika dibandingkandengan hasil produksi 99Mo melalui reaksipembelahan 235U. Oalam skala penelitian dan

pengembangan sedang dipelajari ~enggunaanakselerator untuk memproduksi 9 Mo melalui

woses reaksi ,ooMo(p,2n) 99Mo danooMo(p,pn) 99Mo. Namun demikian untuk skala

industri di beberapa negara maju termasukIndonesia, secara ekonomis produksi 99Modilakukan dengan proses iradiasi targeturanium dengan pengkayaan tinggi.

Tentu saja adanya beberapa metodeproses pembuatan 99Mo, akan ditimbulkanlimbah radioaktif sebagai hasil sampingdengan karakteristik yang berbeda.Penggunaan target dengan pengkayaan 235Utinggi akan menghasilkan limbah yang masihbanyak mengandung sisa 235U yang tidakterbakar, dimana 235Usisa ini jumlahnya masihcukup ekonomis sehingga memerlukan prosesuntuk pengambilan kembali 235Usisa tersebut..Sedangkan pada penggunaan target denganpengkayaan 235U rendah akan dihasilkanlimbah yang mengandung aktinida seperti239pU yang berumur paro panjang, sehinggamemerlukan pengelolaan limbah yang lebihkompleks.

Oalam makalah Inl akan

dikemukakan beberapa metode produksi 99Modari beberapa negara maju termasuk produksi99Mo dari Indonesia serta karakteristik limbah

yang ditimbulkan guna menentukan metodepengelolaan limbah radioaktif tersebut.Karakteristik limbah ditentukan berdasarkancomputer code ORIGEN 2

Produksi 99Mo di Chalk River Laboratories

(CRL) Canada [5].Canada melakukan produksi 99Mo

menggunakan bahan target yang mengandung93% uranium metal diperkaya yang dipadukandengan aluminium dan diiradiasi dalam reaktor

Nasional Research Universal (NRU) den~anfluks netron termal 3x10' n.cm' s",

Pengambilan radioisotop 99Mo dilakukan

melalui proses seperti ~ang disajikan pad aGambar 2. Gas xenon C3 Xe) yang timbul dariproses pelarutan dapat diproses ataupun tidak

27

ISSN 1410·6086

sesuai dengan kebutuhan, Larutan yangmengandung uranium dan hasil belah dialirkanmelalui kolom alumina (AI203) dimanamolibdenum akan tertahan. Kolom dicuciuntuk menghilangkan hasil belah dan uranium.Molibdenum dielusi dari kolom denganmenggunakan amonium hidroksida .. Limbahyang timbul dari proses pemurnian 99Mo inimengandung campuran dari 235U, 23BUsisadan hasil belah.

Produksi 99Mo di Institut National des

Radioelements (IRE), Be~ia [6]Proses produksi Mo yang dilakukan

di Belgia mirip dengan proses yang dilakukandi Canada, yaitu menggunakan target dengan89 - 93% uranium metal diperkaya yangdipadukan dengan aluminium dan diiradiasidalam reaktor dengan fluks netron termal1,5x1 0'4 n.cm'2s" selama 120 jam. Namun diBelgia proses ini dimanfaatkan untukImemproduksi 3 jenis isotop sekaligus yaitu99Mo, 131,,dan 133Xedengan skema prosesseperti yang disajikan pada Gambar 3. Targetyang telah diiradiasi dilarutkan dalam 3MNaOH dan 4M NaN03, gas 133Xeyang keluardari target selama pelarutan diproses untukdijual. Uranium dan sebagian hasil belahdiendapkan sebagai hidroksida, sedangkanyodin dan molibdenum tetap berada dalambentuk ion sebagai r dan Mool', Yodin danmolibdenum dipisahkan dari uranium dan hasilbelah lainnya. Oalam proses ini akandihasilkan 99Mo dengan kemurnian 85 - 90%.Limbah yang timbul dari proses pemurnian99Mo ini mengandung campuran dari 235Usisa, 23BUdan hasil belah.

F;'roduksi 99Mo di Institute of Physics andPower Engineering (IPPE), Rusia [6].

_Oi Rusia terdapat 2 pabrik yangmemproduksi 99Mo yaitu di Institute of Physicsand Power Engineering (IPPE) dan di MoscowPhysico Chemical Research Karpov Institutedimana ke duanya memggunakan proses yangmirip satu dengan lain seperti skema prosesyang disajikan pada Gambar 4. Target yangdigunakan mengandung uranium dioksida(U02) yang dipadu dengan magnesium oksida(MgO) dengan pengkayaan uranium sampaidengan 90%, Sedangkan kelongsong targetdibuat dari baja tahan karat. Target diiradiasidalam reaktor riset dengan fluks netron termal3x1014 n.cm'2s·1. Setelah pendinginan, targetdilarutkan dalam asam nitrat. Gas 133Xe•isotop-isotop lain dan isotop dari yodin C31r,1~21dan 1331) diproses dan dimurnikan untukdijual. Larutan asam dan hasil belahdiekstraksi sehingga terpisah antara 99Mo dan

Prosiding Seminar Teknologi Pengelolaan LimbahVPusat Teknologi Limbah Radioaktif - SATAN

sedikit hasil belah dalam fase organik dansebagian besar hasil belah akan tertinggaldalam fase air. Reekstraksi dilakukan untukmemperoleh larutan utama 99Mo danpemurnian lebih lanjut dilakukan untukmemperoleh 99Mo dengan karakteristik yangsesuai dengan yang dikehendaki. Limbah yangtimbul dari proses pemurnian 99Mo inimengandung campuran dari 235U sisa, 238Udan hasil belah.

Produksi 99Mo di Batan Teknologi (PT.

BA TEK), Indonesia [7st-Oi Indonesia Mo diproduksi oleh PT.

Batan Teknologi (PT. BATEK) yang berlokasidi Kawasan Badan Tenaga Nuklir NasionalSerpong. Proses produksi 99Mo ini miripdengan yang dilakukan di Canada denganskema proses seperti yang disajikan padaGambar 5. Target U30e digunakan dalambentuk serbuk yang dilarutkan dalam HN03pekat dengan pengkayaan uranium 92,3%yang diiradiasi dalam reaktor GA Siwabessyselama 96 jam pada daya reaktor 15 MW.P~oses pengambilan 99~110 dilakukan setelahtarget dikeluarkan dari reaktor dan didinginkanselama 6 jam. Penangkapan gas Xe dilakukansebelum pelarutan target dalam larutan asamnitrat dan asam sulfa!. Larutan 99Mo diperolehsetelah pemurnian larutan 99Mo melal0ikarbon aktif. Oalam keadaan normal produksi99Mo dilakukan 1 kali dalam seminggu. Limbahyang timbul dari produksi 99Mo muncul daritahap pengendapan 99Mo. Limbah inimengandung campuran 235U sisa, 2~8Udanhasil belah.

KARAKTERISTIK LlMBAH RADIOAKTIFHASIL SAM PING PRODUKSI 99Mo

Produksi 99Mo melalui reaksi

pembelahan 235U baik untuk target denganpengkayaan uranium tinggi maupun rendahyang telah dipakai oleh beberapa negaradalam skala industri, akan menimbulkan hasilsamping limbah radioaktif dengan kandungannuklida yang kompleks yang terbentuk selamareaksi pembelahan 235U.

Komposisi kandungan limbah yangterbentuk dari hasil sam ping produksi 99Mo inidapat ditentukan dengan cara analisis secaralangsung limbah tersebut, ataupun dapatdiprediksi berdasarkan program komputerORIGEN 2. Sebagai contoh adalah

perhitungan den~an ORIGEN 2 yang dilakukandalam produksi 9Mo di Canada. Perhitunganini didasarkan pada proses produksi nyata

~ang terdiri dari 9 target dengan jumlah total35U 35,4 gram, diiradiasi pada fluks netron

1,54x1014 n cm'2s'\ waktu iradiasi selama

28

ISSN 1410-6086

103,5 jam dengan komposisi awal targetseperti yang disajikan pada Tabel 1. Oariperhitungan ini dapat diketahui komposisilimbah yang terdiri dari 235U,radionuklida hasilbelah dan aktinida. Sedangkan hasil aktivasiakan terikut dalam kelongsong target. Padakenyataannya limbah ini akan bercampurmenjadi satu, namun hasH perhitungan denganORIGEN 2 dapat disajikan terpisah antarakomposisi hasil belah dan aktinida yangterkandung dalam Iimbah.[5,8].

Komposisi hasil belah dalam limbahPad a saat target keluar dari reaktor,

maka akan timbul hasil belah dalam jumlah879 jenis nuklida dengan total aktivitas 4x1 010

MBq. Setelah 1 tahun peluruhan, maka totalaktivitas menurun menjadi 7,1x106 MBq dansetelah 2 tahun peluruhan aktivitasnya menjadi2,6x106 MBq. Jika radionuklida setelahpeluruhan 1 tahun aktivitasnya kurang dari 1MBq diabaikan, maka akan terdapat 33 jenisradionuklida dengan aktivitas antara 1 MBqdan 1,9x1 06 MBq seperti yang disajikan padaTabel 2.

Komposisi aktinida dalam limbahAktinida akan timbul jika

menggunakan target dengan pengkayaanuranium rendah dan waktu iradiasi yang cukuplama, karena dari 238U itulah akan dihasilkanaktinida. Oalam perhitungan ORIGEN 2didasarkan pada produksi 99Mo yangmenggunakan target dengan pengkayaanuranium tinggi dan waktu iradiasi yangtergolong pendek yaitu 103,5 jam, makaaktinida yang timbul aktivitasnya sangat kecilsehingga diabaikan. Jika kandungan aktinidadalam limbah lebih kecil dari 5 IlCi/g makalimbah dikategorikan limbah non transuranium,karena kandungan aktinida yang sangat keciltidak berpotensi menimbulkan dampakradiologis.

Komposisi hasil aktivasi dalam limbah

Berdasarkan ~erhitungan ORIGEN 2maka dalam produksi 9Mo akan ditimbulkanhasil samping berupa hasil aktivasi yangberasal dari bahan kelongsong targe!. Padasaat target keluar dari reaktor maka akanterbentuk 688 hasil aktivasi termasuk hasil

peluruhannya dengan total aktivitas sekitar2x108 MBq dengan 157 diantaranya adalahradioaktif lemah dan hasil aktivasi ini tetapberada dalam kelongsong target. Kelongsongakan dilepaskan dari target terlebih dahulusebelum proses pengambilan hasil 99Mo. Halini berarti hasil aktivasi akan terikut di dalam

kelongsong dan tidak terikut dalam proses

Prosiding Seminar Teknologi Pengelolaan Limbah VPusal Teknologi Limbah Radioaklif - BATAN

pengambilan 99Mo, sehingga di dalam limbahradioaktif tidak terikut hasH aktivasi.

BAHASAN PENGELOLAAN LfMBAH RADIOAKTIF HASIL SAM PING PRODUKSI 99Mo

Berdasarkan pada perhitunganORIGEN 2 dan keadaan nyata proses produksi99Mo yang menggunakan target denganpengkayaan uranium yang tinggi, maka limbahyang timbul sebagai hasil samping mempunyaikomposisi yang didominasi dengan 235U sisayang tidak terbakar, 238Udan radionuklida hasilbelah. Limbah ini mempunyai paparan radiasiyang eukup besar karena kandunganradionuklida hasil belah yang eukup tinggi.Untuk mengelola limbah radioaktif ini makaterlebih dahulu dilakukan proses pemisahanantara 235Usisa, 238U dan hasil belah dengan

proses pengelolaannya sep,erti :J;ang disajikanpada Gambar 6. Sisa 23 U, 2 U dan hasilbelah dalam limbah awal dipisahkan seearaekstraksi menggunakan pelarut diethyl hexylphosphoric acid. Pada ekstraksi ini akanterpisah antara limbah yang mengandung 235U,238Udan limbah yang mengandung hasil belah.Uranium-235 yang diperoleh masih eukupbesar karena dalam kenyataannya U235 yangterbakar hanya sekitar 7% berarti masih tersisa93% 235Udan ini masih eukup ekonomis untukdigunakan lagi. Limbah yang hanyamengandung hasil belah ini mempunyaipaparan radiasi yang eukup tinggi sehinggamemerlukan penyimpanan sementara untukmenurunkan paparannya. Untuk itu limbahdisimpan dalam drum baja tahan karat 60 liter,kemudian disimpan di tempat PenyimpananSementara Limbah Aktivitas Tinggi (PSLA T).Setelah penyimpanan 1-2 tahun di dalamPSLAT maka limbah dapat dikategorikansebagai limbah eair aktivitas rendah/sedang,karena tidak mengandung aktinida berumurpanjang, sehingga dapat diimobilisasi dengansemen. Selanjutnya limbah hasil olahandisimpan di tempat penyimpanan sementaralimbah aktivitas rendah dan sedang.Penyimpanan lestari limbah olahan inidilakukan pada sistem penyimpanan dekatpermukaan.

Pusat Teknologi Limbah Radioaktifmemiliki Tempat Penyimpanan SementaraLimbah Aktivitas Tinggi (PSLA T) yang berupasumur-sumur untuk menyimpan drum bajatahan karat 60 liter yang berisi limbah hasilproduksi radioisotop .. Sumur fasilitas PSLATmempunyai diameter 60 em, tinggi 6 m dantebal10 em. Kapasitas penyimpanan PSLAT diPTLR adalah 200 drum dengan aktivitas60.000 Ci seperti yang disajikan pada Gambar7 [9]. Serain memiliki PSLAT, PTLR juga

29

ISSN 1410-6086

memiliki tempat penyimpanan sementaralimbah aktivitas rendah dan sedang. Tempatpenyimpanan ini diperuntukkan bagi limbahhasil olahan yang berupa shell beton 950 liter,350 liter maupun shell drum 200 liter sepertiyang disajikan pada Gambar 8 dengankapasitas penyimpanan 500 buah shell 950liter maupun 350 liter dan 500 buah shell drum200 liter.[9]

Produksi 99Mo yang menggunakanlarget dengan pengkayaan uranium rendahjuga telah dilakukan di ANSTO Australia,Kaslsruhe Jerman dan ANL Amerika. Saat ini

Indonesia bekerja sama dengan ArgonneNational Laboratory (ANL) melakukan litbangmenggunakan target dengan pengkayaanuranium rendah untuk memproduksi 99Mo [10].Tentu saja proses ini akan menimbulkanlimbah sebagai hasil samping dengan

komposisi ~ang berbeda dengan limbah hasilproduksi 9Mo yang menggunakan targeturanium dengan pengkayaan tinggi. Produksi99Mo yang menggunakan target uraniumdengan pengkayaan rendah akan

menimbulkan limbah aktinida ¥,ang cukuptinggi, salah satunya seperti 23 Pu denganjumlah lebih dari 25 kali lebih banyakdibandingkan dengan menggunakan target

dengan ~engkayaan uranium tinggi [11].Aktinida 2 9pU dan aktinida yang lainnya yangterkandung dalam limbah ini mempunyai waktupara yang panjang sehingga menjadikanlimbah memerlukan pengelolaan yang lebih~umit. Gambar 9 menyajikan skema prosespcngelolaan limbah jenis ini yang rnengandungearnpuran 235U sisa, 23RU, hasil belah danaktinida. Pertarna kali limbah diekstraksi

menggunakan pelarut diethyl hexyl phosphoricacid. Pada ekstraksi ini akan terpisah antaralimbah yang rnengandung 235U, 238U danlimbah yang mengandung hasil belah danaktinida. Ekstraksi ke dua dilakukanmenggunakan pelarut Tri Buthyl Phosphat(TBP) dan dodekan. Pada ekstraksi ke duaakan terpisahkan antara limbah yangmengandung hasil belah dan limbah yangmengandung aktinida. Limbah yang hanyamengandung hasil belah mempunyai paparanradiasi yang cukup tinggi sehinggamemerlukan penyimpanan sementara untukmenurunkan paparannya. Proses selanjutnyasama dengan pengolahan limbah dari targetdengan pengkayaan uranium tinggi yaitusetelah penyimpanan selama 1-2 tahun dalamPSLAT maka limbah dapat dikategorikanscbagai limbah aktivitas rendah atau sedangdan diimobilisasi dengan semen. Sedangkanlimbah yang mengandung banyak aktinidadiimobilisasi dengan polimer. Limbah jenis ini

LlMBAHAnalisis

Serpong

Prosiding Seminar Teknologi Pengelolaan limhah VPusat Teknologi limbah Radioaktif - BATAN

mengandung radionuklida dengan umur paroyang panjang sehingga tidak bisa diimobilisasidengan semen. Oleh karena itu untukkeamanan manusia dan lingkungan makapenyimpanan lestari limbah ini dilakukan padaformasi geologi pad a kedalaman 500 - 1000meter di bawah permukaan tanah.

KESIMPULAN

Limbah yang timbul sebagai hasilsamping produksi 99Mo mempunyaikarakteristik yang berbeda tergantung antaralain dari jenis target yang digunakan apakahmenggunakan target dengan pengkayaanuranium tinggi maupun rendah. Padapenggunaan target dengan pengkayaan

uranium ting~5 akan dihasilkan limbah dengankandungan U sisa, 238U dan hasil belah.Proses ekstraksi dilakukan untuk memisahkan

235U sisa, 238U dan hasil belah. Limbah yahgmengandung hasil belah ini disimpansementara untuk menurunkan paparannya,sehingga dapat dikategorikan sebagai limbahaktivitas rendah yang kemudian diimobilisasidengdn sem2n. Limbah hasil imobilisasikemudian disimpan sementara di tempatpenyimpanan sementara yang selanjutnyadisimpan lestari pad a penyimpanan dekat

permukaan. Limbah yang timbul d~ripenggunaan target dengan penj!kayaanuranium rendah akan mengandung 2 U sisa,238U, hasil belah dan aktinida termasuk 239pUdengan jumlah sampai 25 kali lebih besardaripada penggunaan target denganpengkayaan uranium tinggi. Proses ekstraksidilakukan untuk memisahkan 235U sisa, 238Uhasil belah dan aktinida. Limbah hasil belah

setelah mengalami peluruhan dikategorikansebagai limbah aktivitas rendah dandiimobilisasi dengan semen, dilakukanpenyimpanan sementara di tempatpenyimpanan sementara dan selanjutnyadisimpan lestari pada penyimpanan dekatpermukaan. Sedangkan limbah yanginengandung aktinida diimobilisasi denganpolimer. Limbah hasil imobilisasi setelahdisimpan sementara kemudian disimpan lestaripada formasi geologi agar aman bagi manusiadan lingkungan baik untuk generasi saat inimaupun generasi yang akan datang.

DAFT AR PUST AKAI. MALAYSIAN INSTITUTE FOR NUC

LEAR TECHNOLOGY RESEARCH,

30

ISSN 1410-6086

Post Graduate Educational Course in

Radiation Protection And The Safety ofRadiation Sources, MIN, Malaysia(2005)

2. BENEDICT, M., et. aI., NuclearChemical Engineering, 2nd ed., Mc.Graw-Hill Book Company, USA (1981)

3. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGYAGENCY, Fission MOLlBDENUM forMedical Use, IAEA-TECDOC 515,Vienna (1989).

4. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY

AGENCY, Alternative Technologies for99mTc Generator, IAEA-TECDOC 852,Vienna (1995).

5. TREVENA, I., Production and Supply ofRadioisotopes with Reactors in NorthAmerica and Europe: Current Statusand Future Prospects, Proc. 21stConference for The Radiation andRadioisotopes, Sect, Japan (1994).

6. DE VILLIERS, W. VAN ZYL., TheProduction of Fission 99Mo and

Management of The Resultant Waste,!AE.A,- Rrc on Management of LowLevei Radioactive Waste from Hospitaland Other Nuclear Applications,Pretoria, South Africa, 27 June-13 July1995.

7. HERBANU DARU A., ProduksiRadioisotop Mo-99 Hasil Fisi U-235,Laporan Kerja Praktek di PT. BATEK,Serpong, 2004

1\. A.G.CROFF, Origen 2: A VersatileComputer Code for Calculating theNuclide Compositions andCharacteristics of Nuclear Materials,Nuclear Technology, 62, 335-351,ORNL, Tennessee (1983)

9. PUSAT TEKNOLOGI

RADIOAKTIF, LaporanKeselamatan rev. 5, PTLR,(2006).

10. MUTALlB, A., et., aI., Full ScaleDemonstration of The CintichemProcess for The Production of 99Mo

Using A Low Enrich Target, University ofChicago, USA (1999).

11. VANDEGRIFT, G., Reduced Enrichmentfor Research and Test Reactor

Program, ANL, USA (2000)


OO"'Tc

6,02 jam

TI

OOMo

66,02 Jam

""Te2,14)(10' tahun

Gambar 1. Skema Peluruhan 99Mo [2]

Target yang telah diiradlasl

00 RuStat,1i

ISSN 1410-6086

Pengolahan gas buang Pelepasan kelongsong

Pelarulan larget dalarn HNO)

Penyer apan

Gambar 2. Skema proses produksi 99Mo di CRL, Canada [5]

31


Penangkapan Xe Pemurnian Xe

ISSN 1410-6086

Limbah: 2)5U, ~,)3Udan hasil belah

WMo, 131/

pengaturankeasaman dengan

HN03 pekat

Larutan ~'Mo. HN03

Penangkapan IJIj Pemurnian 13111311

Kolom Alumina -4 Pencucian

L---, ,4 Elusi't'

Resin Dowex -4 Pencucian

4 Elusi

Karbon aktif

t

pengaturankeasarnan dengan

H~SOI pekat

-4 Pencucian

4 Elusi

I

~"'Mo I

Gambar 3, Skema proses produksi 99Mo d,i Belgia [6]

32

Prosiding Seminar Teknologi Pengelolaan Limbah VPus at Teknologi Limbah Radioaktif - BATAN

ISSN 1410-6086

Pemotongan target Penan gkapa n gas kriog en

Pelarutan target dengan HN03 Pekat

D2EHPA 25% d alam dodecane

l<elonQso nQ

Fase airEkstraksi

Fase organik

Fase olg anik

23~ U, 238 U dan hasil bela h (I40Ba/I40La.103+106Ru, 137Cs)

Gambar 4. Skema proses produksi 99Mo di Rusia [6]

33


Pemeriksaan kapsul setelah iradiasi

Pendinginan kapsul dengan nitrogen cair

Penambahan larutan coctaif

Pemanasan kapsul dengan rotator yang dilengkapi heat gun

pemasangan trap lodium dan cold finger

Proses pemisahan gas 1-131 dan Xe-133

Mengalirkan larutan dari kapsul ke dalam botol

ISSN 1410-6086

Larutan pernh,{o/·/aI, Ag,Mo, larutan HCI! N

Pemurnian Ilarutan 'i':'lv10

Pemurnian " larutan ~('Mo

Produk ":'Mo

Larutan KMnOl, larutanpembawa Rh, Ru. larutan

a-benzoin oxime 2%

Limbah :y';Usisa, ::~Udan hasil belah.

Larutan pembawa I, Ag

Kontrol kualitas

Gambar 5. Skema proses produksi 99Mo di Indonesia [7J

34

Prosiding Seminar Teknologi Pengelolaan Limbah VPusat Teknologi Limbah Radioakt,f - SATAN

Lilllbah: Sisa wlI. wlI Ilan hasH belah

Ekstraksi dengan pelarul d.i?ttWIhex'll phosp:)fic acd

HasH belah

Imobilisasi dengan s:emen

Penyimpanan sernentara limijal', t',asil irnol)lli':;asi

Penvirnpanan les;tari dekat permukaan tanal",

ISSN 1410-6086

Larulan ~~SUO:~·U

Gambar 6, Skema pengelolaan limbah radioaktif hasil sam ping produksi 99Mo

dari target dengan pengkayaan uranium tinggi

Gambar 7. Tempat penyimpanan limbah aktivitas tinggi (PSLAT)di PTLR -BA TAN [9]

35

Presiding Seminar Teknelogi Pengelolaan Limbah VPusat Teknologi Limbah Radioaktif - BATAN

ISSN 1410-6086

Gamb8r 8. Tempat penyimpanan sementara limbah aktivitas rendah dan sedangdi PTLR-f3.L\ TAN [9J

Ha·oil belah dan aktinid.'1 : Ekstrak,o! Pelarut TBP + Dodekan

H.1Sil helall

Penyimpanan sementaradi PSlJI.T

Limbah ahtivitas rendah

Imobllisasi dengan semen

Penyimp~1nan sementara11n1bat1t1asilimobilisasi

Penyimpanan lestaridekat permuf:aan taml)

Aklilli<l,l

Imobllisasi dengan pol/mer

Penyimpanan sementaralimbal1 hasil imobilisasi

Perwimpanan lestaripa,ja fmmasi geologl

Gambar 9. Skema pengelolaan limbah radlOaktif hasil samping produksi 99Mo

dari target dengan pengkayaan uranium rendah

36


Tabel 1. Komposisi Target Sebelum Irradiasi [5,8]

KomposisiGram%(U)

234U

4,3E-011,15

235U3,54E+0193,20

236U7,60E-030,02

238U2,15E+005,65

U total

3,80E+01

Komposisi

Gram% total

Ag

7,60E-051,92E-05

AI

3,19E+028,05E+01

S

3,23E-028,15E-04

C

5,17E-031,30E-03

Ca

3,23E-048,14E-05

Cd

2,17E-035,47E-04

Co

7,60E-051,92E-05

Cr

6,13E-031,55E-03

Cu

8,36E-032,11E-03

ISSN 1410-6086

KomposisiGram% total

Fe

7,52E-011,90E-01

Li

3,23E-038,15E-04

Mn

1,44E-023,63E-03

Mg

7,77E-031,96E-03

Mo

3,45E-038,71E-04

Ni

1,33E-033,35E-04

P

4,94E-041,25E-04

Pb

3,61 E-049,10E-05

Si

2,10E-015,30E-02

Sn

3,80E-049,58E-05

Ti

4,79E-021,21 E-02

W

2,28E-045,75E-05

Zr

5,13E-041,29E-04

Zn

3,51 E-028,86E-03

Total

3,96E+02

Tabel 2. Komposisi Hasil Selah dalam Target Setelah 1 Tahun [5,8]

Hasil SelahAktivitas%

(MSq)144Ce

1,89E+0626,53

144Pr1,89E+0626,53

147Pm4,40E+055,18

137CS1,30E+051,83

90y1,27E+051,78

90Sr1,27E+051,78

137mSa1,23E +051,73

106Ru1,28E+051,80

106Rh1,28E+051,80

95Nb1,04E+0514,63

85Kr1,55E+040,22

144mpr2,26E+040,32

95Zr4,69E+056,59

91y3,27E+054,60

125Sb5,49E+030,08

37

Hasil SelahAktivitas%

(MSa\155Eu

3,38E+030,05

151Sm2,48E+030,03

125mTe1,32E+030,02

89Sr1,56E+052,20

3H5,550E+020,01

127mTe4,11E+030,06

127Te4,03E+030,06

123Sn1,16E+030,02

134CS1,13E+020,00

95mNb3,48E+030,05

103Ru3,15E+040,.44

103mRh2,84E+040,40

141Ce1,88E+040,26

Total

7,11E+06100,00

Prosiding Seminar Teknologi Pengelolaan limbah VPusat Teknologi limbah Radioaktif - BATAN

TANYA JAWAB

Ruminta Ginting:Limbah yang diolah dalam bentuk apa?Bagaimana cara pengolahannya?

Aisyah:Dari produksi Mo-99 yang dilakukan PT.BATEK ditimbulkan limbah radioaktif padatberupa kapsul baja tahan karat (kelongsongtarget) dan limbah radioaktif cair yangditimbulkan dari proses pengambilan danpemurnian Mo-99 dalam target.Limbah padat dan cair ini disimpan sementaraguna peluruhan radioaktif yang terkandung didalamnya. Setelah itu limbah pad at dapatdikondisioning dalam shell beton 350 literdisimpan sementara dalam tempatpenyimpanan sementara limbah radioaktif.Limbah cair dikelola sesuai dengan skemapada gambar 6 dan 9 tergantung dari jenistargetnya.

38

ISSN 1410-6086

gambaran \ulang, otaK, thyroid, paru-paru, hati clan ginial ...

Documents