KATA PENGANTAR

DAFTAR ISI

ContentsKATA PENGANTAR.............................................................................................1

DAFTAR ISI............................................................................................................2

BAB I PENDAHULUAN........................................................................................3

1.1. Latar Belakang..........................................................................................3

1.2. Rumusan Masalah.....................................................................................4

1.3. Tujuan........................................................................................................4

BAB II TINJAUAN PUSTAKA..............................................................................5

2.1. Cara pendeteksi dan pengukur radiasi.......................................................5

2.2. Mekanisme Pendeteksian Radiasi.............................................................6

2.3. Detektor Sintilasi.......................................................................................7

2.4. Detektor Sintilator NaI(Tl)........................................................................8

2.5. Pengukuran radiasi..................................................................................11

2.6. Penggunaan Alat Ukur Radiasi...............................................................12

2.7. Surveimeter.............................................................................................13

2.8. Contoh unsur radioaktif 137Cs yang dideteksi dengan detektor NaI(Tl). .14

2.9. Komponen – Komponen Utama Reaktor................................................14

2.10. Jenis Reaktor..........................................................................................14

2.11. Cara Mengendalikan Laju Reaksi dalam Reaksi Inti.............................15

2.12. Teknik/cara memproduksi radioisotop...................................................15

BAB III KESIMPULAN........................................................................................19

DAFTAR PUSTAKA............................................................................................20

BAB I PENDAHULUAN

1.1. Latar Belakang

Radiasi dalam istilah fisika, pada dasarnya adalah suatu cara perambatan

energi dari sumber energi ke lingkungannya tanpa membutuhkan medium,

misalnya perambatan panas, perambatan cahaya, dan perambatan gelombang

radio. Dikenal dua jenis radiasi, yaitu radiasi pengion (ionizing radiation) dan

radiasi nonpengion (non-ionizing radiation).

Radiasi tidak dapat dilihat, didengar, dicium, dirasakan atau diraba. Indera

manusia tidak dapat mendeteksi radiasi sehingga seseorang tidak dapat

mengetahui kapan ia dalam bahaya atau tidak. Radiasi hanya dapat diketahui

dengan menggunakan alat, yang disebut monitor radiasi. Monitor radiasi terdiri

dari detektor radiasi dan rangkaian elektronik penunjang. Pada umumnya, monitor

radiasi dilengkapi dengan alarm yang akan mengeluarkan bunyi jika ditemukan

radiasi. Bunyi alarm semakin keras apabila tingkat radiasi yang ditemukan

semakin tinggi. Monitor radiasi umumnya digunakan hanya untuk mengetahui ada

atau tidaknya radiasi.

Salah satu cara untuk mendeteksi adanya radiasi pada dengan

menggunakan detektor.

Detektor merupakan suatu bahan yang peka terhadap radiasi, yang bila

dikenai radiasi akan menghasilkan tanggapan mengikuti mekanisme yang telah

dibahas sebelumnya.

Detektor radiasi bekerja dengan cara mengukur perubahan yang

disebabkan oleh penyerapan energi radiasi oleh medium penyerap. Sebenarnya

terdapat banyak mekanisme yang terjadi di dalam detektor tetapi yang sering

digunakan adalah proses ionisasi dan proses sintilasi.Apabila dilihat dari segi jenis

radiasi yang akan dideteksi dan diukur, diketahui ada beberapa jenis detektor,

seperti detektor untuk radiasi alpha, detektor untuk radiasi beta, detektor untuk

radiasi gamma, detektor untuk radiasi sinar-X, dan detektor untuk radiasi neutron.

Kalau dilihat dari segi pengaruh interaksi radiasinya, dikenal beberapa macam

detektor, yaitu detektor ionisasi, detektor proporsional, detektor Geiger muller,

detektor sintilasi, dan detektor semikonduktor atau detektor zat padat. Namun

pada makalah ini kami akan membahas detektor sintilasi.

1.2. Rumusan Masalah1. Bagaimana cara mendeteksi dan mengukur radiasi ?

2. Apa saja komponen-komponen untam reaktor?3. Apa yang dimaksud dengan reaktor PWR?4. Bagaimana cara mengendalikan laju reaksi dalam reaksi inti?5. Bagaiman cara memproduksi radioisotop?

1.3. Tujuan1. Menjelaskan cara mendeteksi dan mengukur radiasi.2. Menjelaskan komponen-komponen untam reaktor?3. Menjelaskan tentang reaktor PWR?4. Menjelaskan cara mengendalikan laju reaksi dalam reaksi inti?5. Menjelaskan cara memproduksi radioisotop?

BAB IITINJAUAN PUSTAKA

2.1. Cara pendeteksi dan pengukur radiasi.

Detektor radiasi merupakan tranducer (sensor) yang dapat mengenali

adanya radiasi nuklir, baik alfa, beta, maupun gamma. Pendeteksian radiasi

ionisasi di alam sekitar menjadi sangat penting karena tubuh manusia tidak

mampu mengindera kehadiran radiasi ionisasi. Konsep dasar pendeteksian radiasi

ionisasi didasarkan atas interaksi partikel radiasi dengan materi penyusun

detektor, sehingga terjadi ionisasi.

Pengetahuan tentang inti isotop radioaktif dapat diperoleh dengan

menganalisa partikel-partikel yang dipancarkan oleh inti tersebut. Analisa ini

diantaranya digunakan untuk mengetahui informasi jenis partikel radiasi, arah

gerak, kecepatan, momentum, muatan, massa dan spin. Dengan demikian, untuk

mengetahui informasi tentang partikel radiasi diperlukan suatu eksperimen

menggunakan peralatan deteksi radiasi. Namun sayangnya semua informasi ini

tidak dapat diperoleh jika hanya menggunakan satu jenis peralatan deteksi.

Semua jenis peralatan deteksi partikel radiasi memiliki prinsip yang sangat

mirip, yaitu partikel radiasi memasuki detektor dan terjadilah interaksi antara

partikel radiasi dengan material detektor, sehingga terjadi proses eksitasi atau

ionisasi molekul-molekul material detektor. Apabila material detektor tersebut

terbuat dari gas, maka interaksi antara semua partikel radiasi alpha (α), beta positif

(β+), beta negatif (β-), gamma (γ) dan netron dengan gas akan terjadi proses

ionisasi yang menghasilkan ion positif dan elektron. Dengan demikian, diperlukan

teknik untuk memisahkan dua jenis partikel tersebut dalam waktu yang sangat

singkat, karena apabila kedua jenis partikel ini tetap berdekatan maka mereka

akan bergabung kembali sehingga tidak menimbulkan sinyal listrik. Pemilihan

material detektor sangat bergantung pada jenis partikel radiasi yang akan dideteksi

serta tujuan yang ingin diperoleh dari pendeteksian. Partikel alpha (α) memiliki

daya tembus kecil, sehingga detektor untuk partikel radiasi alpha (α) memiliki

ukuran sangat tipis. Berdasarkan daya tembus partikel, maka biasanya detektor

partikel beta (β) memiliki ketebalan sekitar 0,1 mm - 1 mm sedangkan detektor

gamma (γ) memiliki ketebalan sekitar 5 cm.

http://elangbiru3004.blogspot.com/2011/04/detektor-radiasi.html

2.2. Mekanisme Pendeteksian Radiasi

Detektor radiasi bekerja dengan cara mengukur perubahan yang

disebabkan oleh penyerapan energi radiasi oleh medium penyerap. Sebenarnya

terdapat banyak mekanisme yang terjadi di dalam detektor tetapi yang sering

digunakan adalah proses ionisasi dan proses sintilasi.

Proses Ionisasi.

Ionisasi adalah peristiwa lepasnya elektron dari ikatannya karena

menyerap energi eksternal. Peristiwa ini dapat terjadi secara langsung

oleh radiasi alpha atau beta dan secara tidak langsung oleh radiasi sinar-X,

gamma dan neutron.

Dalam proses ionisasi, energi radiasi diubah menjadi pelepasan sejumlah

elektron (energi listrik). Bila terdapat medan listrik maka elektron akan

bergerak menuju ke kutub positif sehingga dapat menginduksikan arus

atau tegangan listrik. Semakin besar energi radiasinya maka arus atau

tegangan listrik yang dihasilkannya juga semakin besar pula.

Proses Sintilasi.

Proses sintilasi adalah terpancarnya percikan cahaya ketika terjadi transisi

elektron dari tingkat energi yang lebih tinggi ke tingkat energi yang lebih

rendah di dalam detektor, bila terdapat kekosongan elektron pada orbit

yang lebih dalam. Kekosongan tersebut dapat disebabkan oleh lepasnya

elektron (proses ionisasi) atau loncatnya elektron ke lintasan yang lebih

tinggi ketika dikenai radiasi (proses eksitasi).

Dalam proses sintilasi ini, energi radiasi diubah menjadi pancaran cahaya

tampak. Semakin besar energi radiasi yang diserap maka semakin banyak

percikan cahayanya.

http://www.batan.go.id/pusdiklat/elearning/Pengukuran_Radiasi/

Dasar_02.htm

2.3. Detektor SintilasiProses sintilasi adalah terpancarnya sinar tampak ketika terjadi transisi

elektron dari tingkat energi (orbit) yang lebih tinggi ke tingkat energi yang lebih

rendah di dalam bahan penyerap.

Proses sintilasi akan terjadi bila terdapat kekosongan elektron pada orbit

yang lebih dalam. Kekosongan tersebut dapat disebabkan karena lepasnya

elektron dari ikatannya (proses ionisasi) atau loncatan elektron ke lintasan yang

lebih tinggi bila dikenai radiasi (proses eksitasi).

Detector Sintilasi adalah sebuah alat untuk mendeteksi radiasi pengion

sensor, yang disebut sintilator. Terdiri dari kristal transparan, biasanya fosfor,

plastik (umumnya mengandung antrasena), atau cair organik yang fluoresces

ketika terkena radiasi pengion

Detektor sintilasi selalu terdiri dari dua bagian yaitu bahan sintilator dan

photomultiplier. Bahan sintilator merupakan suatu bahan padat, cair maupun gas,

yang akan menghasilkan percikan cahaya bila dikenai radiasi pengion.

Photomultiplier digunakan untuk mengubah percikan cahaya yang dihasilkan

bahan sintilator menjadi pulsa listrik. Tabung photomultiplier sensitif (PMT) yang

berfungsi untuk mengukur cahaya dari kristal. PMT melekat pada sebuah penguat

elektronik dan peralatan elektronik lainnya untuk menghitung dan mengukur

amplitudo sinyal yang dihasilkan oleh photomultiplier.

Detector sintilasi prinsipnya didasarkan pada karya Antoine Henri

Becquerel yang menemukan pendar partikel uranium. Detector sintilasi banyak

digunakan karena pembuatan yang murah namun dengan efisiensi kuantum yang

baik.

Mekanisme pendeteksian radiasi pada detektor sintilasi dapat dibagi

menjadi dua tahap yaitu :

* proses pengubahan radiasi yang mengenai detektor menjadi percikan

cahaya di dalam bahan sintilator dan

* proses pengubahan percikan cahaya menjadi pulsa listrik di dalam

tabung photomultiplier.

http://www.batan.go.id/pusdiklat/elearning/Pengukuran_Radiasi/Dasar_04.htm

Prinsip kerja sebuah detektor sintilator adalah terjadinya kelipan cahayapada

bahan sintilator apabila dikenai partikel radiasi ataupun foton radiasi.Banyak jenis

bahan sintilator, baik anorganik maupun organik. Jenis sintilator sangat

menentukan jenis radiasi yang dapat dideteksi.

2.4. Detektor Sintilator NaI(Tl)Salah satu jenis sintilator yang banyak digunakan untuk keperluan deteksi

radiasi foton gamma adalahSintilator NaI yang diberi aktivator Tl, sehingga

detektornya lebih dikenalsebagai detektor NaI(Tl).

Sebuah detektor Sintilasi NaI(Tl) terdiri dari :

1. Kristal NaI(Tl) yang berfungsi mengubah foton radiasi menjadi

kelipancahaya

2. Photokatode yang berfungsi mengubah kelipan cahaya menjadi

fotoelektron

3. Tabung Pengganda Elektron (PMT) berfungsi melipat gandakan elektron

yang terbentuk, dan pada akhirnya terbentuk pulsa.

a. Interaksi sinar gamma dengan materi.

lnteraksi sinar gamma dengan materi melalui tiga proses yaitu :

proses photolistrik

efek Compton

bentukan pasangan

Pada pancaran sinar gamma tidak ada tebal tertentu yang dapat

menyerap semua sinar gamma dalam materi, seperti untuk sinar alpha dan

sinar beta. Besar intensitas sinar gamma yang melalui materi akan turun

secara eksponensial sesuai dengan persamaan :

Harga µ disebut koeffisien absorpsi linier sinar gamma yang

nilainya tergantung pada jenis materi dan energi sinar gamma.

Keterangan :

µ pl = Koeff absorpsi sinar gamma akibat proses efek photo listrik

µc = Koeff absorpsi sinar gamma akibat proses efek Compton

µpp = Koeff absorpsi sinar gamma akibat proses bentukan pasangan

b. Efek Photolistrik

Pada peristiwa ini sinar gamma berinteraksi dengan elektron yang

terikatoleh inti atom menimbulkan elektron terlepas dari ikatannya.

Besar energikinetik elektron tersebut sama dengan besar energi sinar

gamma dikurangienergi ikat elektron.

Ek = energi ikat elektron.

h ν = energi sinar gamma

W = energi ikat elektron.

c. Efek Compton

Pada peristiwa ini sinar gamma berinteraksi dengan elektron bebas

atau atom yang terikat lemah suatu atom sehingga mengakibatkan

elektron terlepas dan terjadi hamburan sinar gamma. Proses tersebut

dapat dilihat pada gambar :

Jika energi sinar gamma mula-mula adalah hν dan energi sinar

gamma yang dihamburkan adalah hν’, dan besar sudut hamburan adalah

θ, maka hubungan antara energi sinar gamma mula-mula dengan yang

dihamburkan dapat ditulis seperti dalam rumus berikut :

dan besarnya energi kinetik elektron yang terlepas adalah :

Keboleh jadian ini terjadi untuk energi sinar gamma sekitar 0,5

MeV - 5 MeV. Dalam hal ini khusus apabila terjadi backscattering

(sudut θ sama dengan1800) maka energi sinar gamma yang terhambur

adalah :

d. Efek Produksi Pasangan.

Pada peristiwa ini sinar gamma berinteraksi dengan materi, sinar gamma

akan lenyap dan timbul pasangan positron dan elektron negatif. Peristiwa ini

terjadi apabila energi sinar gamma lebih besar dari 1,02 MeV. Besarnya energi

kinetis kedua partikel tersebut sama dengan besarnya energi sinar gamma

dikurangi besarnya energi yang hilang untuk membentuk positron dan elektron,

maka :

dengan

Ekin adalah energi gerak positron dan elektron.

Hasil akhir ketiga peristiwa tersebut adalah elektron yang dapat

dimanfaatkan untuk sistem deteksi sehingga akhirnya lewat ketiga peristiwa

tersebut dapat dideteksi intensitas dan energi sinar gamma.

(http://www.scribd.com/doc/126332448/Detektor-Sintilasi)

2.5. Pengukuran radiasi

Terdapat dua cara pengukuran radiasi yaitu cara pulsa (pulse mode) dan

cara arus (current mode). Sistem pengukur yang digunakan dalam kegiatan

proteksi radiasi, seperti survai meter dan monitor radiasi biasanya menerapkan

cara arus (current mode) sedangkan dalam kegiatan aplikasi dan penelitian

menerapkan cara pulsa (pulse mode).

Cara pulsa

Setiap radiasi yang mengenai alat ukur akan dikonversikan menjadi

sebuah pulsa listrik, baik dengan mekanisme ionisasi maupun sintilasi.

Bila kuantitas radiasinya semakin tinggi maka jumlah pulsa listrik yang

dihasilkannya semakin banyak. Sedangkan semakin besar energinya

semakin tinggi pulsanya. Informasi yang dihasilkan dengan cara pulsa

adalah jumlah pulsa (cacahan) tinggi pulsa listrik.

Untuk meng "konversi" kan sebuah radiasi menjadi sebuah pulsa

listrik dibutuhkan waktu tertentu, yang sangat dipengaruhi oleh jenis

detektornya. Bila terdapat dua buah radiasi yang datang secara berurutan

dengan selang waktu lebih cepat daripada waktu konversi detektor, maka

radiasi yang terakhir tidak akan tercacah.

Cara Arus

Pada cara arus, radiasi yang memasuki detektor tidak

dikonversikan menjadi pulsa listrik secara satu per satu, melainkan rata-

rata dari akumulasinya dalam konstanta waktu tertentu dan

dipresentasikan sebagai arus listrik. Semakin banyak kuantitas atau

energi radiasi per satuan waktu yang memasuki detektor, akan semakin

besar arusnya.

Karena proses konversi pada cara arus ini tidak dilakukan secara

individual maka cara ini tidak dapat memberi informasi jumlah pulsa

(cacahan) maupun tinggi setiap pulsa. Informasi yang dihasilkan cara

pulsa ini adalah intensitas radiasi yang sebanding dengan perkalian

jumlah pulsa dan tingginya.

2.6. Penggunaan Alat Ukur RadiasiBerdasarkan kegunaannya, alat ukur radiasi dapat dibedakan menjadi :

alat ukur proteksi radiasi

sistem pencacah dan spektroskopi

Alat ukur proteksi radiasi digunakan untuk kegiatan keselamatan kerja dengan

radiasi, nilai yang ditampilkan dalam satuan dosis radiasi seperti Rontgent,

rem, atau Sievert. Sedangkan sistem pencacah dan spektroskopi digunakan

untuk melakukan pengukuran intensitas radiasi dan energi radiasi secara

akurat. Sistem pencacah lebih banyak digunakan di fasilitas laboratorium.

(http://www.batan.go.id/pusdiklat/elearning/Pengukuran_Radiasi/

Dasar_05.htm)

2.7. SurveimeterSurveimeter harus dapat memberikan informasi laju dosis radiasi pada

suatu area secara langsung. Jadi, seorang pekerja radiasi dapat memperkirakan

jumlah radiasi yang akan diterimanya bila akan bekerja di suatu lokasi selama

waktu tertentu. Dengan informasi yang ditunjukkan surveimeter ini, setiap

pekerja dapat menjaga diri agar tidak terkena paparan radiasi yang melebihi

batas ambang yang diizinkan.

Sebagaimana fungsinya, suatu survaimeter harus bersifat portable

meskipun tidak perlu sekecil sebuah dosimeter personal. Konstruksi

survaimeter terdiri atas detektor dan peralatan penunjang seperti terlihat

gambar berikut. Cara pengukuran yang diterapkan adalah cara arus (current

mode) sehingga nilai yang ditampilkan merupakan nilai intensitas radiasi.

Secara elektronik, nilai intensitas tersebut dikonversikan menjadi skala dosis,

misalnya dengan satuan roentgent/jam.

Semua jenis detektor yang dapat memberikan hasil secara langsung, seperti

detektor isian gas, sintilasi dan semikonduktor, dapat digunakan. Dari segi

praktis dan ekonomis, detektor isian gas Geiger Muller yang paling banyak

digunakan. Detektor sintilasi juga banyak digunakan, khususnya NaI(Tl)

untuk radiasi gamma, karena mempunyai efisiensi yang tinggi.

2.8. Contoh unsur radioaktif 137Cs yang dideteksi dengan detektor NaI(Tl)

Jika energi radiasi yang dipancarkan oleh unsur radioaktif 137Cs diserap

seluruhnya oleh elektron-elektron pada kristal detektor NaI(Tl) maka interaksi ini

disebut efek fotolistrik yang menghasilkan puncak energi ( photopeak ) pada

spektrum gamma pada daerah energi 662 keV. Apabila foton gamma berinteraksi

dengan sebuah elektron bebas atau yang terikat lemah, misal elektron pada kulit

terluar suatu atom, maka sebagian energi photon akan diserap oleh elektron dan

kemudian terhambur. Interaksi ini disebut dengan hamburan Compton.

Titik batas antara interaksi Compton dan foto listrik menghasilkan puncak

energiyang disebut Compton edge. Puncak Backscatter disebabkan oleh foton

yang telah dihamburkan keluar ternyata didefleksi balik kedalam detektor

sehingga terdeteksi ulang. Spektrum di atas merupakan contoh karakteristik

spektra dari isotop 137Cs, setiap isotop mempunyai karakteristik pola spektral yang

berbeda-beda yang dapat digunakan untuk mengidentifikasi isotop-isotop tersebut.

2.9. Komponen – Komponen Utama Reaktor

2.10. Jenis ReaktorPWR, Pressurized Water Reactor merupakan jenis reaktor berteknologi

barat yang paling banyak dibangun, karakteristik reaktor jenis ini adalah adanya

pressurizer, yang berfungsi mengatur tekanan sistem pendingin primer. Sebagian

besar reaktor jenis PWR baik yang digunakan untuk tujuan komersil (PLTN)

maupun untuk tujuan militer (kapal militer) menggunakan pressurizer. Dalam

kondisi normal, pressurizer sebagian terisi air dan sebagian terisi rongga udara,

dan didalam air terdapat pemanas yang berfungsi mengatur suhu air yang

kemudian berpengaruh terhadap tekanan rongga udara sehingga tekanan didalam

pressurizer ini akan memberikan kontribusi pada tekanan sistem primer, sehingga

tekanan yang dibutuhkan pada sistem primer dapat terjaga dengan cara

menaikturunkan tekanan didalam rongga udara pressurizer.

Reaktor bertekanan adalah reaktor yang dirancang untuk tidak

menimbulkan pendidihan di dalam bejana reaktor. Pada mulanya jenis reaktor ini

dirancang oleh Westinghouse Bettis Atomic Power Laboratory untuk keperluan

kapal militer. Aplikasi untuk komersial kemudian dikembangkan oleh

Westinghouse Nuclear Power Division.

Pendinginan dalam reaktor jenis ini terdiri dari tiga sistem pendingin yang

terpisah yaitu sistem pendingin primer, sistem pendingin sekunder dan sistem

pendingin tersier. Dari ketiga sistem ini hanya sistem pendingin primer yang

berhubungan langsung dengan bagian radioaktif di dalam reaktor.

Sistem pendingin primer berfungsi untuk memindahkan panas yang

dihasilkan oleh reaksi fisi di dalam bahan bakar. Sistem primer ini diberi tekanan

yang tinggi sehingga memungkinkan pendingin mencapai suhu yang sangat tinggi

(di atas 300°C) tanpa mengalami pendidihan. Tekanan di dalam sistem ini

dikendalikan oleh alat yang disebut pressurizer. Air pendingin bersuhu tinggi

yang keluar dari bejana reaktor mengalir menuju pembangkit uap (steam

generator).

Di dalam pembangkit ini, panas dari air pendingin primer dipindahkan ke

air pendingin dalam sistem sekunder. Air pendingin primer keluar dari

pembangkit uap dengan temperatur sekitar 274°C. Oleh adanya perpindahan

panas ini, maka air pendingin sekunder mengalami pendidihan dan menghasilkan

uap dengan suhu sekitar 265-285°C dengan tekanan sekitar 720-1000psi.

Setelah melewati pemisah uap(steam separator), uap yang dihasilkan

mengalir menuju ke turbin yang tersambung ke generator untuk memproduksi

listrik. Setelah melewati turbin, uap dikondensasikan oleh sistem pendingin

tersier. Uap yang sudah berubah menjadi air kembali dialirkan ke dalam

pembangkit uap. Sistem pendingin tersier berfungsi memindahkan panas dari

sistem sekunder ke lingkungan. Pendinginan dalam sistem tersier dapat dilakukan

dengan menggunakan udara (dengann cooling tower) atau dengan air laut.

Tekanan di dalam pressuizer dijaga pada tingkat sekitar 2250 psi melalui

pemanas dan sistem semprot yang ada di dalam pressurizer. Sistem

2.11. Cara Mengendalikan Laju Reaksi dalam Reaksi Inti

2.12. Teknik/cara memproduksi radioisotop

Radioisotop dapat diperoleh melalui iradiasi neutron atau iradiasi partikel

bermuatan. Iradiasi neutron dilakukan di dalam reaktor nuklir sebagai penghasil

neutron. Sedang iradiasi partikel bermuatan dilakukan di fasilitas siklotron. Pada

proses iradiasi, bahan sasaran/target harus sesuai dan tahan terhadap kondisi

iradiasi, misalnya tahan terhadap panas. Oleh karena itu, harus dilakukan

pemilihan bentuk kimia sasaran. Pemilihan bentuk kimia sasaran ini juga perlu

mempertimbangkan kemudahan proses pasca iradiasi, misalnya kemudahan dalam

pelarutan dan pemisahan.

Iodium-125 adalah radioisotop pemancar gamma murni pada energi 35,5

KeV dengan intensitas 6,7% dan mempunyai waktu paro (t½) 60,1 hari.

Radioisotop tersebut meluruh melalui electron capture (EC) menjadi isotop stabil

Telurium-125. Selain memancarkan energi gamma 35,5 KeV Iodium-125 juga

memancarkan sinar X pada energi 27 dan 31 KeV serta 21 elektron Auger pada

energi 50 –500 eV yang dimanfaatkan untuk radioterapi. Dibidang kedokteran

nuklir, Iodium-125 memiliki penggunaan yang sangat luas, baik untuk keperluan

diagnosis yaitu Immunoradiometricassay ( IRMA ) sebagai perunut untuk deteksi

dan pemantauan ” tumor marker” ( pertanda tumor) dalam serum darah dengan

memanfaatkan emisi radiasi gamma-nya maupun terapiyaitu sebagai seed brakhi

terapi dengan memanfaatkan emisi elektron Auger-nya I-12.

Iodium-125 dihasilkan dari peluruhan Xenon-125 yang memiliki waktu

paro 16,8 jam dan peluruhan Xenon-125 meta stabil dengan waktu paro 57 detik.

Xenon-125 dan Xenon-125 meta stabil dapat dihasilkan dari aktivasi netron

sasaran Xenon-124 melalui reaksi nuklir :

Di alam Isotop Xenon-124 hanya memiliki kelimpahan sebesar 0,10%,

sehingga untuk mendapatkan Xenon-125 dengan radioaktivitas yang tinggi

diperlukan kandungan Xenon-124 yang lebih tinggi (Xenon -124 diperkaya.

Kualitas produk Iodium-125 ditentukan dari besarnya radioaktivitas ,

kemurnian radiokimia, dan kemurnian radionuklida.Iodium-125 tersedia dalam

bentuk Na125I dengan konsentrasi radioaktivitas rendah (<250 mCi/ml), sedang

(250-500mCi/ml), tinggi (>500mCi/ml) dengan kemurnian radionuklida >99,9%,

kemurnian radiokimia >98%.

Proses pembuatan Iodium-125 merupakan suatu rangkaian proses yang

rumit karena reaksi yang terjadi adalah reaksi bertahap menggunakan sasaran

berbentuk gas yang punya potensi untuk lepas kelingkungan selain itu harga dari

gas xenon-124 diperkaya relatif mahal. Telah dilaporkan oleh AwaludinR,dkk

tentang pembuatan Iodium-125 dari sasaran xenon-124 diperkaya 82,4 % dengan

jumlah target 0,0223 mol. Pembuatan Iodium-125 dilakukan pada fasilitas xenon

loop di fasilitas iradiasi S1 reaktor G.A Siwabessy dengan fluks neutron sebesar

3 x 1013 ncm-2 s-1 selama 24 jam. Hasil Iodium-125 pada uji ke-1 sampai ke-3

diperoleh radioaktivitas masing-masing sebesar 9541mCi, 9801mCidan 11239

mCi . Radioaktivitas rerata diperoleh sebesar 10193 mCi. Sampai uji ke-3 tidak

ditemukan pengotor radionuklida Iodium-126.

Produksi Iodium –125 Menggunakan Fasilitas Produksi Xe-loop

Fasilitas produksi Xe-loop dilengkapi beberapa komponen utama yaitu

kamar iradiasi (irradiation chamber), botol penyimpanan target (product cylinder

1), botol produk (product cylinder 2), filter iodium (iodine filter), pompa vakum

(vacuum pump) dan beberapa valve. Dilengkapi 2 buah indikator tekanan

Bourdon Gauge (BG) dan 3 buah indikator kevakuman Tachometer (TC).

Indikator tekanan berfungsi untuk memantau tekanan gas xenon dalam sistem,

indikator kevakuman untuk memastikan ada dan tidaknya kebocoran sistem. Filter

Iodium (iodine filter) berfungsi untuk menangkap atau menyerap Iodium hasil

iradiasi Xe-124 sewaktu penarikan gas pasca iradiasike botol produk.Untuk

pemindahan gas xenon baik untuk pengiriman ke kamar iradiasi atau penarikan

kembali ke botol produk digunakan nitrogen cair (cryogenic system).Sebelum

kegiatan produksi dilakukan terlebih dahulu dilakukan pengecekan kevakuman

sistem untuk memastikan bahwa sistem tersebut tidak bocor yang bisa dipantau

melalui indikator kevakuman Tachometer (TC) terbaca ≤ 50 militorr .

Selanjutnya dilakukan pevakuman atau flashing dengan tujuan untuk menarik sisa

gas yang masih berada di Kamar Iradiasi atau di jalur pipa-pipa dengan tujuan

untuk menekan jumlah pengotor radionuklida yang akan mempengaruhi

produkakhir. Gas Xenon dengan pengkayaan 99,98% sebagai bahan sasaran yang

tersimpan dalam botol penyimpanan (product cylinder 1)di kirim ke kamar

iradiasi (irradiation chamber) yang berada di dalam fasilitas iradiasi S1 teras

reaktor GA. Siwabessy. Iradiasi Gas Xenon dilakukan selama 24 jam pada daya

15 MW menghasilkan fluks neutron sebesar 3 x 1013 ns-1 cm-2. Setelah iradiasi

gas Xenon ditarik ke botol produk (product cylinder 2 )dengan bantuan nitrogen

cair (cryogenic system)dan selanjutnya dilakukan peluruhan selama 7 hari.

Diagram proses dan skema fasilitas proses produksi I-125 ditunjukkan pada

Gambar :

BAB IIIKESIMPULAN

DAFTAR PUSTAKA