Teknologi Produksi Radioisotop 99Mo/99mTc dari Fisi 235U vs

SEMINAR NASIONAL TEKNOLOGI 2015
Institut Teknologi Nasional Malang
ISSN: 2407 – 7534
Teknologi Produksi Radioisotop 99Mo/99mTc dari Fisi 235U vs
Aktivasi Neutron: Studi Teknis dan Ekonomis
Kadarisman1
1)Pusat
Teknologi Radioisotop dan Radiofarmaka BATAN
Kawasan PUSPIPTEK, Gedung 11, Serpong, Tangerang Selatan, Banten
e-mail: [email protected]
ABSTRAK
Radioisotop molibdenum-99 (99Mo) telah digunakan di bidang medis dari beberapa dasa warsa
yang lalu, dan produk peluruhannya, radioisotop teknesium-99m (99mTc) adalah salah satu agen
pencitraan diagnosis yang paling sering digunakan. Setiap tahun, lebih dari 40 juta pasien di
seluruh dunia mendapatkan manfaat diagnosis kedokteran nuklir. Radioisotop 99Mo terutama
yang diproduksi dengan cara fisi uranium dan aktivasi neutron. Untuk mengetahui keunggulan
dan kelemahan secara teknis dan ekonomis dari teknologi proses produksi radioisotop 99Mo dari
fisi HEU dan aktivasi neutron, dilakukan dengan membandingkan beaya yang diperlukan untuk
proses produksi radioisotop 99Mo dan parameter parameter antara lain; Kematangan teknologi,
Hasil produksi, Kapasitas iradiasi yang tersedia, Kemudahan proses, Pengelolaan limbah,
Resistensi proliferasi nuklir, dan Kemudahan persetujuan peraturan nuklir dan Kemudahan
persetujuan peraturan kesehatan. Harga akhir generator radioisotop 99Mo/99mTc yang dihasilkan
dari teknologi proses dengan HEU lebih mahal Rp 6,66 jt s/d Rp 10,20 jt, sedangkan generator
radioisotop 99Mo/99mTc yang dihasilkan dari teknologi proses produksi 99Mo berbasis aktivasi
neutron dengan bahan sasaran molibdenum diperkaya dan dilakukan daur ulang dan dengan
sistem terpusat adalah lebih murah, yaitu Rp 3,48 jt s/d Rp 4,32 jt. Jika dipertimbangkan dari
kriteria kematangan teknologi, kapasitas irradiasi, kemudahan persetujuan peraturan nuklir,
kemudahan persetujuan peraturan kesehatan, maka proses fisi HEU memiliki skor terbaik
dibandingkan dengan teknologi proses 99Mo berbasis aktivasi neutron, dan hingga kini masih
digunakan untuk memasok radioisotop 99Mo dan 99mTc sebesar 95% dari kebutuhan seluruh
dunia. Teknologi proses fisi dengan HEU mempunyai kendala melibatkan bahan grade senjata.
Jika dilihat dari kriteria kesederhanaan proses, managemen limbah dan resistensi proliferasi,
maka teknologi proses produksi 99Mo mempunyai skor lebih baik dibanding dengan teknologi fisi
HEU. Jadi pilihan yang paling mungkin dilakukan adalah teknologi proses produksi 99Mo
berbasis aktivasi neutron.
Kata kunci: Fisi HEU, aktivasi neutron, 99Mo , 99mTc, produksi
ABSTRACT
Radioisotope molybdenum - 99 (99Mo) have been used in the medical field from a few decades ago ,
and its decay products, i.e. radioisotope technetium-99m (99mTc) is a diagnostic imaging agent that
is most commonly used. Every year , more than 40 million patients worldwide benefit from nuclear
medicine diagnosis. Radioisotopes 99Mo mainly produced by means of uranium fission and
neutron activation. To know the advantages and disadvantages of technically and economically
from radioisotope production 99Mo from HEU fission technology process and neutron activation ,
performed by comparing the cost of which is necessary for the production of radioisotopes 99Mo
process criteria and parameters, among others; Technology maturity, production results,
irradiation capacity available, Ease of process, waste management, proliferation resistance and
Ease of nuclear regulatory approvals and Ease of health regulatory approval. The final price
99Mo/99mTc radioisotope generator produced of technological processes with HEU expensive Rp
6.66 million to Rp 10.20 million , while the radioisotope generator 99Mo/99mTc produced from 99Mo
production process technology based neutron activation with a molybdenum target materials
enriched and made recycling and the centralized system is cheap, at Rp 3.48 million to Rp 4.32
SENATEK 2015 | Malang, 17 Januari 2015
740
SEMINAR NASIONAL TEKNOLOGI 2015
Institut Teknologi Nasional Malang
ISSN: 2407 – 7534
million. If consideration of the criteria of technology maturity, irradiation capacity , potential for
isotope production side, ease nuclear regulatory approvals, ease regulatory approvals health and
the unit needed to supply the world market, HEU fission process had the best scores be compared
with technology 99Mo process based neutron activation, and to is still used to supply radioisotopes
99Mo and 99mTc at 95 % of the needs of the entire world. The fission process technologies have
constraints involving HEU weapons grade material. When viewed criteria from the simplicity
process, waste management and proliferation resistance, the 99Mo production process technology of
neutron activation has a better score than the HEU fission technology. So the best option might be
to 99Mo production process technology based neutron activation.
Keywords: fission of HEU, neutron activation,
99Mo, 99mTc,
production
Pendahuluan
Selama beberapa dasa warsa, radioisotop molibdenum-99 (99Mo) telah digunakan oleh
komunitas medis, dan produk peluruhannya, yaitu radioisotop teknesium-99m (99mTc) adalah
salah satu radioisotop pencitraan diagnosis yang paling sering digunakan. [5] Setiap tahun, lebih
dari 40 juta pasien di seluruh dunia mendapatkan manfaat diagnosis kedokteran nuklir. [13]
99mTc digunakan dalam kedokteran nuklir, dengan sekitar 53 sediaan radiofarmaka, dan telah
disetujui untuk digunakan pada manusia, sediaan radiofarmaka 99mTc ini merupakan 65% dari
semua studi kedokteran nuklir yang dilakukan di seluruh dunia. Sediaan radiofarmaka 99mTc
digunakan untuk diagnosis pada penyakit tulang (tumor, osteomielitis, dll), sistem (kolestasis,
sakit kuning, kolesistitis, dll), otak (deteksi gangguan mental, lesi vaskular, dll) jantung
(setidaknya ada 14 studi fungsi jantung) ginjal (studi perfusi ginjal), paru-paru (stroke paru,
emfisema, asma, dll), dan untuk diagnosis proses infeksi tersembunyi [11]. Radionuklida 99mTc
merupakan pelacak penting dalam kedokteran nuklir karena sifat-sifat fisiko-kimia dan
nuklirnya, terutama emisi foton dengan energi 140 keV, secara teknis cocok untuk diagnosis dan
umur paruhnya hanya 6,02 jam memungkinkan studi iradiasi dosis rendah untuk pasien. [11,12]
Teknologi untuk menghasilkan radioisotop 99Mo dan 99mTc dibagi menjadi tiga bagian, yaitu:
jangka panjang, jangka menengah dan jangka pendek. [4] Teknologi Proses produksi 99Mo jangka
pendek didefinisikan sebagai berpotensi tersedia dalam jangka waktu 2010-2017. Teknologi
proses ini untuk menghasilkan radioisotop 99Mo, teknologi dasar sudah tersedia dan kebanyakan
teknologi ini sudah digunakan (atau tes lanjutan kelayakan telah dilakukan) untuk proses
produksi radioisotop 99Mo. Teknologi untuk proses produksi generator 99Mo/99mTc ini yang paling
banyak digunakan, dan sudah tersedia data-data-nya; rincian fisik dan data ekonomi ada
dipihak industri. Teknologi yang masuk dalam kategori "jangka pendek" meliputi: Fisi uranium
dalam reaktor riset dengan bahan sasaran HEU dan LEU, Aktivasi neutron 98Mo dalam reaktor
nuklir,Teknologi reaktor dengan Bahan Bakar Larutan (BBL), Produksi 99mTc langsung dengan
siklotron.
Dalam makalah ini dibahas teknologi proses produksi radioisotop 99Mo dan 99mTc jangka pendek,
terutama teknologi fisi uranium pengayaan tinggi (HEU) dan aktivasi neutron 98Mo(n,)99Mo
berbasis reaktor nuklir dengan bahan sasaran molibdenum metal diperkaya 98Mo. Evaluasi
teknologi yang diidentifikasi dengan mempertimbangkan karakteristik teknis dan ekonomis dari
teknologi proses produksi 99Mo dari fisi uranium dan aktivasi neutron. Hal ini penting untuk
menggunakan kedua kajian teknis dan ekonomis dalam membandingkan kedua teknologi proses
produksi 99Mo ini, karena, misalnya, sebuah teknologi dengan ekonomi lebih menguntungkan
mungkin memiliki tantangan teknis yang signifikan. Penilaian yang berhubungan dengan
tingkat, hasil dan efisiensi produksi, radioaktivitas jenis, hasil samping, kesulitan teknis,
keamanan dan transportasi, serta kemudahan teknologi untuk dilaksanakan dijelaskan dalam
makalah ini.
Metoda
Kriteria untuk menilai teknologi fisi HEU dan Aktivasi Neutron
SENATEK 2015 | Malang, 17 Januari 2015
741
SEMINAR NASIONAL TEKNOLOGI 2015
Institut Teknologi Nasional Malang
ISSN: 2407 – 7534
Kriteria untuk mengevaluasi teknologi yang diidentifikasi adalah mempertimbangkan
karakteristik fisik dan ekonomi dari teknologi proses produksi radioisotop. Karakteristik fisik
dari teknologi produksi 99Mo/99mTc secara umum untuk membuat penilaian teknologi lebih
mudah untuk dilaksanakan. Setiap karakteristik umum yang disajikan dalam makalah ini
dinilai dengan sistem tiga skor penilaian: Tinggi ( a), Medium (b), Rendah (c). Sebuah skor "tinggi"
adalah hasil yang paling positif dan "rendah" adalah hasil positif-nya paling kecil. Adapun
parameter parameter yang digunakan meliputi; Kematangan teknologi, Hasil produksi,
Kapasitas iradiasi yang tersedia, Jangkauan distribusi dan logistik, Kemudahan proses,
Pengelolaan limbah, Resistensi proliferasi nuklir, Potensi untuk produksi radioisotop sampingan,
Kompatibilitas komersial, Perkiraan biaya satuan teknologi, Kemudahan persetujuan peraturan
nuklir dan Kemudahan persetujuan peraturan kesehatan. [15, 16, 17] Untuk mengetahui
keunggulan dan kelemahan secara teknis dan ekonomis dari teknologi proses produksi
radioisotop 99Mo dari fisi HEU dan aktivasi neutron, maka dilakukan perbandingan beaya yang
diperlukan untuk radioisotop 99Mo, dan kriteria dan parameter tersebut di atas, yaitu;
Kematangan teknologi: Kriteria ini merupakan penilaian secara keseluruhan kesiapan
teknologi yang dibahas. Beberapa teknologi yang saat ini pada tahap konseptual dasar, yang lain
telah diuji secara eksperimental, dan yang paling canggih sudah digunakan untuk produksi
radioisotop 99Mo secara komersial. Evaluasi kematangan teknologi ini dilakukan dengan
menggunakan konvensi berikut: Jika teknologi ini telah digunakan secara komersial untuk
produksi 99Mo, skor penilaian Tinggi (a). Jika teknologi eksperimental telah terbukti atau sudah
digunakan untuk produksi komersial, namun perbaikan signifikan masih diperlukan, skor
penilaian adalah Medium (b). Jika teknologi ini hanya konsep dasar teoritis maka skor adalah
rendah (c).
Hasil produksi: Keseluruhan hasil produksi teknologi ditentukan oleh tingkat produksi aktual
(jika diketahui) atau menggunakan perhitungan teoritis jika harga yang sebenarnya tidak
diketahui, karakteristik bahan sasaran dan radioaktivitas spesifik produk tersebut. Dengan
demikian hasil produksi dievaluasi dengan menggunakan aturan berikut: Jika output dari
radioisotop 99Mo (ditentukan seperti di atas) tinggi dibandingkan dengan semua teknologi
lainnya, maka skor penilaian Tinggi ( a). Jika hasil produksi adalah penengah dibandingkan
dengan teknologi lainnya, maka skor penilaian Medium ( b). Teknologi dengan output 99Mo/99mTc
rendah, maka skor penilaian Rendah (c).
Kapasitas iradiasi yang tersedia: Tergantung pada teknologi produksi radioisotop 99Mo,
karakteristik bahan sasaran dan tingkat produksi, kapasitas iradiasi tersedia secara teoritis
telah diperkirakan: Jika sebagian besar dari permintaan dunia untuk radioisotop 99Mo dapat
dipenuhi dengan menggunakan fasilitas yang ada maka skor penilaian Tinggi ( a). Dalam kasus
dimana ada fasilitas, tetapi penggunaannya untuk produksi 99Mo/99mTc terbatas atau jumlah
fasilitas terbatas, maka skor penilaian Medium ( b). Jika tidak tersedia fasilitas iradiasi saat ini,
skor penilaian Rendah (c).
Kemudahan proses: Kriteria ini mencerminkan keamanan teknologi pengolahan, yang
tergantung pada jenis proses yang digunakan, bentuk fisik dan kimia (termasuk radioaktivitas)
dari bahan sasaran, dan energi dalam bahan sisa setelah proses selesai: Jika proses menyajikan
potensi risiko kekritisan rendah (untuk bahaya kebakaran atau kebocoran), dan tidak ada fisil,
bahan yang sangat radioaktif atau berbahaya yang terlibat, maka skor penilaian Tinggi ( a). Jika
jumlah bahan radioaktif atau berbahaya yang terlibat rendah, namun proses melibatkan
beberapa bahan berbahaya (misalnya menghasilkan gas hidrogen), maka penilaian Medium ( b).
Jika sejumlah besar fisil, melibatkan bahan sangat radioaktif atau berbahaya lainnya, atau
proses memiliki kekritisan yang tinggi, untuk bahaya kebakaran atau kebocoran, maka skor
penilaian Rendah (c).
Pengelolaan limbah radioaktif: Kriteria ini menilai efisiensi keseluruhan pengolahan limbah,
volume dan jenis limbah, risiko keamanan yang terkait dan kompleksitas bahan daur ulang: Jika
limbah tidak mengandung bahan fisil yang sangat radioaktif dan yang sangat berbahaya, dan
daur ulang bahan dapat dengan mudah diimplementasikan, maka skor penilaian Tinggi ( a). Jika
sejumlah kecil bahan fisil atau radioaktif yang terlibat atau ada kesulitan pada level moderat
SENATEK 2015 | Malang, 17 Januari 2015
742
SEMINAR NASIONAL TEKNOLOGI 2015
Institut Teknologi Nasional Malang
ISSN: 2407 – 7534
untuk daur ulang bahan radioaktif, maka skor penilaian Medium (b). Jika limbah ini sangat
radioaktif, mengandung sejumlah besar bahan fisil atau berbahaya, dan daur ulang atau
manajemen pengolahan sulit, maka skor penilaian Rendah ( c).
Resistensi proliferasi nuklir: Kriteria ini memberikan informasi tentang risiko yang terkait
dengan penyebaran senjata nuklir. Teknologi produksi radioisotop 99Mo dinilai dari sudut
pandang proliferasi nuklir: Jika teknologi proses 99Mo tidak melibatkan bahan grade (yang dapat
dibuat) senjata nuklir, maka skor penilaian Tinggi (a). Jika bahan fisil grade senjata atau
teknologi berpotensi langsung dapat digunakan untuk pengembangan senjata nuklir secara
eksplisit, maka skor penalaian Rendah ( c).
Biaya modal: Biaya modal disetarakan untuk memenuhi 100% dari permintaan radioisotop
99Mo dunia per tahun, atau 624.000 Curie pada 6-hari setelah EOP (End Of Processing) per
tahun. Aturan berikut ini digunakan untuk pemeringkatan penilaian terhadap kriteria biaya
modal yang disetarakan itu: Jika biaya modal yang disetarakan rendah dibandingkan dengan
teknologi produksi lainnya, maka skor penilaian Tinggi ( a). Jika biaya modal disetarakan
memiliki nilai menengah, dibandingkan dengan teknologi lain, maka skor penilaian Medium ( b).
Jika biaya modal disetarakan memiliki nilai tinggi dibandingkan dengan teknologi lainnya ,
maka skor penilaian Rendah (c).
Kemudahan persetujuan peraturan nuklir: Kriteria ini memberikan indikasi risiko
pengembangan untuk berbagai teknologi yang berkaitan dengan hambatan regulasi yang bisa
menghambat pengembangan teknologi proses 99Mo yang dinilai. Aturan berikut ini digunakan
untuk pemeringkatan penilaian terhadap kemudahan kriteria persetujuan peraturan nuklir:
Jika prosedur lisensi untuk teknologi yang terkenal dan jangka waktu penerbitan izin yang
dapat diperkirakan, maka skor penilaian Tinggi ( a). Jika prosedur perizinan diketahui, tetapi
tidak sepenuhnya transparan, atau jika jangka waktu penerbitan perizinan tidak dapat
diprediksi, maka skor penilaian Medium (b). Jika sistem perizinan tidak ada untuk teknologi
yang dinilai atau hambatan regulasi signifikan terhadap pengembangan teknologi proses 99Mo
tidak dapat diramalkan, maka skor penilaian Rendah ( c). [15, 16, 17]
Kemudahan persetujuan peraturan kesehatan: Kriteria ini memberikan indikasi bahwa
sediaan radiofarmaka dan risiko persetujuan obat untuk teknologi proses produksi radioisotop
99Mo yang berkaitan dengan kendala regulasi yang bisa menghambat pengembangan teknologi
proses itu. Aturan berikut ini digunakan untuk pemeringkatan penilaian terhadap kemudahan
kriteria persetujuan peraturan kesehatan: Jika sediaan radiofarmaka yang diproduksi
menggunakan radioisotop baku yang diperoleh dari teknologi yang dinilai terbukti mematuhi
farmakope dan persyaratan praktek manufaktur yang baik (GMP), maka skor penilaian Tinggi
(a). Jika tes uji mutu utama pada kemurnian radiokimia dan kepatuhan dengan persyaratan
farmakope telah berhasil dilakukan, maka skor penilaian Medium ( b). Jika tidak ada tes uji mutu
untuk farmakope atau persyaratan GMP pernah dilakukan untuk radioisotop yang diproduksi
menggunakan teknologi yang dinilai, maka skor penilaian Rendah ( c).
Hasil dan Pembahasan
Penilaian Teknologi proses fisi dengan bahan sasaran HEU (High Enriched Uranium =
Uranium Pengayaan Tinggi)
Penggunaan bahan sasaran HEU memaksimalkan tingkat produksi 99Mo dan meminimalkan
jumlah aktinida yang dihasilkan selama iradiasi dan meminimalkan volume limbah yang
dihasilkan selama tahap pengolahan. Tetapi upaya internasional sedang dilakukan untuk
mengurangi dan akhirnya menghilangkan penggunaan bahan sasaran HEU, mengingat bahwa
teknologi proses ini melibatkan uranium pada level yang dapat dikembangkan untuk pembuatan
senjata nuklir. Bagian ini memberikan penilaian terhadap teknologi proses fisi HEU, yang
kemudian digunakan untuk pembandingan teknologi fisi HEU dengan teknologi proses 99Mo dari
aktivasi neutron.
Reaktor nuklir digunakan untuk menghasilkan lebih dari 40 produk radioisotop dengan aktivasi
neutron dan 5 buah radioisotop medis hasil fisi ( 131I, 133Xe, 89Sr, 90Y, 99Mo). [9] Isotop 235U,
SENATEK 2015 | Malang, 17 Januari 2015
743
SEMINAR NASIONAL TEKNOLOGI 2015
Institut Teknologi Nasional Malang
ISSN: 2407 – 7534
mempunyai penampang lintang reaksi inti neutron termal adalah σ f = 580 barn. Bahan sasaran
HEU mempunyai kerapatan sebesar 1,6 g/cm3 dari uranium yang diperkaya sampai 93% untuk
235U, dengan fluks neutron thermal
pada 1 x 10 14 cm-2s-1, radioaktivitas jenuh dari bahan
sasaran teriradiasi ini sekitar 365 Ci EOB per cm3. [10]
Biasanya, bahan sasaran diiradiasi selama 5 s/d 7 hari untuk mencapai tingkat produksi 99Mo
optimal (sekitar 71% s/d 82% dari konsentrasi jenuh). Bahan sasaran teriradiasi sangat
radioaktif. Radiasi gamma tinggi membuat pengangkutan dan proses pemurnian menjadi rumit.
Sekitar 45 kg HEU digunakan setiap tahun untuk proses produksi radioisotop medis (NNSA dan
ANSTO, 2007). Setelah langkah pengolahan, lebih dari 97% HEU masih tersisa dalam bahan
sasaran paska irradiasi berakhir di dalam limbah. Jika setara kebutuhan produk radioisotop
99Mo 12.000 Ci
pada 6 hari setelah EOP per minggu (perkiraan permintaan dunia), maka
jumlah limbah setiap tahun jika menggunakan teknologi proses fisi HEU dapat diperkirakan
sebesar 43 kg limbah uranium HEU, 1,2 gram 239Pu dan sekitar 1,5 kg produk fisi. [6, 3, 1]
Penilaian secara ekonomis teknologi proses fisi HEU didasarkan pada data yang tersedia pada
operator reaktor dan produsen generator yang digunakan dalam studi ekonomi NEA dari rantai
pasokan 99Mo. Saat ini, lima reaktor dan empat fasilitas pengolahan diperlukan untuk
memenuhi permintaan 99Mo seluruh dunia. Biaya modal pembangunan reaktor dan pengolahan
fasilitas nuklir (untuk produksi 99Mo) untuk memenuhi 100% perkiraan permintaan pasar dunia
untuk radioisotop 99Mo yang mencapai sebesar 624.000 Ci pada 6 hari setelah EOP per tahun
adalah sekitar Rp 16.560 miliar, Rp 7.260 miliar untuk reaktor (standar deviasi 30%) dan Rp
9.360 miliar untuk pengolahan (standar deviasi 70%) (lihat Tabel 1). [10, 6, 2, 7]
Tabel 1: Perhitungan perkiraan biaya per unit dari teknologi fisi HEU
Fisi HEU
Biaya modal unit (2009)*
Jumlah unit untuk 100% dari
permintaan dunia 99Mo
16 Asumsi persen untuk 99Mo
production16
Biaya modal total seluruh dunia
untuk produksi 99Mo
Biaya operasi tahunan umum (2009)
-Bahan Bakar
-Bahan sasaran
-Limbah
-Maintenance
-Irradiasi bahan sasaran
-Lain lain
Persen perkiraan untuk produksi
99Mo
Biaya operasi total untuk produksi
99Mo
PERKIRAAN
Lama pengembangan (tahun)
Reaktor
Rp 16.560 miliar, σ = 30%
Proses
Rp 2.340 miliar, σ = 70%
5
4
20%
100%
Rp 16.560 miliar, σ = 30%
Rp 9.360 miliar, σ = 70%
Rp 432 miliar x 5
Rp 384 miliar x 4
Rp 1.080 miliar
20%
100%
Rp 432 miliar
Rp 2.640 miliar
8
4
5% untuk 3 tahun pertama;
Biaya pengembangan/tahun
25% untuk 4 tahun
17% untukt 5 tahun berikutnya
Tingkat diskon
5%
10%
Persyaratan uang kembali (tahun)
20
20
Biaya pada tahap irradiasi
Biaya pada tahap proses
Biaya produk 99Mo (/Curie pada 6Rp 1.440.000 s/d Rp 2.100.000
Rp 4.560.000 s/d Rp 8.040.000
hari saat akhir proses = EOP)
termasuk irradiasi
termasuk irradiasi dan proses
Harga generator akhir, dalam rupiah per Curie pada 6 hari setelah EOP
Biaya pada tahap irradiasi
Biaya pada tahap proses
Harga generator
Rp 1.440.000 s/d Rp 2.100.000
Rp 4.560.000 s/d Rp 8.040.000
Rp 6.660.000 s/d Rp 10.200.000
SENATEK 2015 | Malang, 17 Januari 2015
744
SEMINAR NASIONAL TEKNOLOGI 2015
Institut Teknologi Nasional Malang
ISSN: 2407 – 7534
Keterangan: * 1 USD = Rp 12.000,- (17-04-2014)
Estimasi biaya teknologi produksi 99Mo per unit produk teknologi fisi HEU, untuk 99Mo per Curie
pada 6 hari setelah EOP (teknologi disetarakan untuk dapat memenuhi perkiraan permintaan
99Mo seluruh dunia per tahun) disajikan pada Tabel l. Harga akhir generator 99Mo/99mTc
diperkirakan sekitar Rp 6.660.000 s/d Rp 10.200.000 per Curie pada 6 hari setelah proses. Hasil
ini sesuai dengan harga (mulai dari sekitar Rp 3.600.000 s/d Rp 10.800.000) yang dilaporkan oleh
industri. [10]
Penilaian kelayakan teknologi proses fisi HEU dengan kriteria yang telah ditetapkan di atas
dapat diterangkan seperti di bawah ini (Tabel 2):
Tabel 2: Penilaian teknologi fisi dengan bahan sasaran HEU
Kriteria
Skor
Kematangan Teknologi
(a)
Hasil Produksi
(a)
Kapasitas irradiasi
(a)
Kesederhanaan proses
(c)
Managemen limbah
(c)
Resistensi Proliferasi
(c)
Biaya modal
(b)
Kemudahan
persetujuan peraturan
nuklir
Kemudahan
persetujuan peraturan
kesehatan
(a)
(a)
Ulasan
Teknologi fisi dengan bahan sasaran HEU dalam reaktor nuklir adalah
cara yang paling banyak digunakan untuk memproduksi 99Mo. Teknologi
proses 99Mo ini adalah teknologi yang mapan, dengan hasil produksi yang
tinggi, radioaktivitas spesifik 99Mo tinggi dan produk akhir yang sangat
murni.
Hasil produksi dengan teknologi proses fisi HEU sangat tinggi
dibandingkan dengan teknologi proses produksi 99Mo dengan aktivasi
neutron.
Saat ini, hampir semua permintaan dunia untuk 99Mo menggunakan
fasilitas yang telah ada. Banyak reaktor riset yang ada, pada prinsipnya,
akan dapat digunakan untuk produksi 99Mo melalui teknologi proses fisi,
walaupan kebanyakan dari reaktor reaktor itu sudah tua.
Dalam proses pengolahan bahan sasaran paska irradiaasi pada umumnya
digunakan larutan alkali, akibatnya gas hidrogen diproduksi. Karena
adanya HEU, maka timbul resiko kekritisan, energi tersisa yang tinggi
dalam bahan sasaran teriradiasi dan kerumitan pengolahan limbah,
karena itu teknologi ini mendapat skor terendah.
Limbah yang sangat radioaktif diproduksi dalam teknologi proses HEU
dan tidak sistematis untuk didaur ulang. Sejumlah besar HEU pada level
senjata terkandung dalam limbah cair (sekitar 97% dari HEU dari bahan
sasaran). Dari segi teknis HEU dalam limbah dapat didaur ulang dan
digunakan kembali, tetapi tidak ada penyelesaian yang diterapkan untuk
limbah cair ini.
Bahan sasaran HEU dan limbah mengandung bahan grade senjata nuklir.
Perkiraan biaya modal, untuk memenuhi 100% dari perkiraan permintaan
radioisotop 99Mo seluruh dunia sekitar 624.000 Curie pada 6 hari setelah
proses), adalah sekitar Rp 16.560 miliar.
Lisensi prosedur untuk teknologi proses HEU sudah terkenal, karena itu
mudah untuk mendapat persetujuan.
Sediaan radiofarmaka yang menggunakan 99mTc dari 99Mo hasil fisi HEU
sudah disetujui dan digunakan di seluruh dunia, karena itu mudah untuk
mendapat persetujuan.
Penilaian teknologi proses produksi radioisotop 99Mo berbasis aktivasi neutron
Proses produksi radioisotop 99Mo melalui aktivasi neutron telah diketahui bertahun tahun, tetapi
sedang dipertimbangkan untuk tindak lanjut realisasinya untuk proses produksi 99Mo secara
komersial karena terjadi kelangkaan persediaan radioisotop 99Mo saat ini. Proses produksi
radioistop 99Mo dengan cara aktivasi neutron didasarkan pada reaksi penangkapan neutron oleh
inti 98Mo. Bahan sasaran ada 4 jenis, yaitu MoO3 dengan Mo alam, MoO3 dengan molibdenum
diperkaya 98% 98Mo), logam molibdenum alam dan logam molibdenum diperkaya (98% 98Mo).
SENATEK 2015 | Malang, 17 Januari 2015
745
SEMINAR NASIONAL TEKNOLOGI 2015
Institut Teknologi Nasional Malang
ISSN: 2407 – 7534
Perbandingan efisiensi proses 99Mo dari aktivasi neutron dengan fisi HEU, diperlukan untuk
merata-ratakan penampang lintang dengan spektrum energi yang sama. Penampang lintang fisi
235U dan 99Mo aktivasi neutron telah dirata-ratakan menggunakan spektrum untuk reaktor riset
jenis kolam (lihat Tabel 3). Apabila proses produksi rdioisotop 99Mo menggunakan target logam
molibdenum diperkaya, penampang lintang dari aktivasi neutron ini adalah 90% dari
penampang lintang efektif dari produksi 99Mo dari fisi HEU.
Tabel 3: Penampang lintang 235U fisi dan
neutron (reaktor riset tipe kolam). [6]
98Mo
aktivasi yang dipertimbangkan dengan spektrum energi
Rerata penampang lintang dengan jenis spektrum neutron untuk
reaktor riset jenis kolam)
Penampang lintang fisi 235U
Penampang lintang efektif 235U(n,f)99Mo
Yield kumulatif 99Mo adalah 6.13%
Penampang lintang 98Mo(n,)99Mo
Interval energi: 0 s/d 20 MeV
59,5 b
3,65 b
0,212 b
Radioaktivitas jenis 99Mo yang dihasilkan dari reaksi (n,) rendah dan teknologi generator
teknisium berbasis alumina tidak dapat secara efektif digunakan, karena kapasitas serap
alumina terhadap molibdenum kecil (2 mg/g). Saat ini, satu-satunya kemungkinan untuk
menggunakan generator teknesium portabel berbasis matriks Mo-Zr atau Poly Zirconium
Compound (PZC). Riset dan pengembangan yang signifikan sedang dikerjakan untuk
meningkatkan teknologi generator radioisotop dari molibdenum dengan radioaktivitas jenis
medium dan rendah. [14, 20, 21]
Kemurnian radionuklida 99mTc yang dihasilkan dari generator radioisotop 99Mo/99mTc berbasis
99Mo dari aktivasi neutron adalah lebih besar dari 99%, produk akhir mengandung 0,02% 99Mo, 5
kali lebih rendah dari batas Farmakope Eropa yang sebesar 0,1%. Pengotor unsure unsur Al, Mo
dan Zr tidak radioaktif juga lebih rendah dari pada spesifikasi yang ditetapkan Farmakope
Eropa, dan produk akhir steril. [8]
Estimasi biaya per unit produksi 99Mo dari aktivasi neutron yang disetarakan, dalam rupiah per
Ci 99Mo pada 6 hari setelah EOP (End Of Process) dilakukan menggunakan data yang sama
untuk fasilitas reaktor dan proses produksi HEU. Kapasitas radiasi yang dibutuhkan adalah
naik secara proporsional dengan rasio yield dari masing masing teknologi HEU dan aktivasi
neutron. Karena itu, dalam hal target MoO 3 dengan molibdenum diperkaya 98Mo, kapasitas
irradiasi perlu ditingkatkan dengan faktor 1,09 kali dibanding cara fisi HEU.
Biaya proses (untuk jumlah target yang sama) diperkirakan 1/5 kali dari teknologi proses fisi
HEU. Karena itu, kapasitas proses produksi 99Mo melalui aktivasi neutron yang dibutuhkan
dapat diperoleh seperti yang diterangkan dalam teknologi proses 99Mo dari fisi HEU dikalikan
dengan kapasitas irradiasi dibagi dengan 5. Harga molibdenum diperkaya (>98% dari 98Mo)
diperkirakan Rp 50.400.000,- 14-04-21) per gram diperoleh dari bahan ini. Taget metal
molibdenum diperkaya yang dibutuhkan setiap tahun dapat dihitung berdasarkan konversi dari
proses produksi 99Mo dari fisi HEU. Kansumsi bahan sasaran HEU untuk memenuhi permintaan
pasar seluruh dunia untuk radioisotop 99Mo sekitar 45 kg per tahun. Volume target itu adalah 45
g/1,6 g/cm3 = 2,8 x 104 cm3. Molibdenum metalik diperkaya mempunyai kerapatan 10,3 g per cm3,
dan dengan jenis target ini efisiensi secara teoritis 1,09 kali lebih rendah dari fisi HEU.
Sehingga didapatkan bahan sasaran logam molibdenum diperkaya sebesar; 2,8 x 10 4 cm3 x 10,3 g
per cm3 x 1,09  315 kg molibdenum per tahun. [18]
SENATEK 2015 | Malang, 17 Januari 2015
746
SEMINAR NASIONAL TEKNOLOGI 2015
Institut Teknologi Nasional Malang
ISSN: 2407 – 7534
Jika molibdenum diperkaya 98Mo tidak didaur ulang, beaya yang dibutuhkan untuk satu tahun
(= 315 kg x Rp 50.400 jt = Rp 15.876 miliar) termasuk beaya modal yang diperlukan untuk
produksi molibdenum. [19]
Beaya daur ulang molibdenum diperkaya yang digunakan untuk daur ulang 98Mo dari kolom
generator radioisotop 99Mo/99mTc diperkirakan sama dengan dua kali beaya fabrikasi generator
99Mo/99mTc. Harga sebuah generator 99Mo/99mTc (per Ci pada 6 hari EOP dari 99Mo) telah
diperkirakan sama dengan cara fisi. Dalam hal fasilitas terpusat untuk pemisahan 99mTc dari
molibdenum radioaktivitas rendah beaya yang terkait dengan fabrikasi generator pembuatan
generator yang dihilangkan (sebab dosis 99mTc yang difabrikasi dilokasi yang sama) dan beaya
yang dilaporkan adalah harga pada tahap pemrosesan. Fasilitas terpusat hanya cocok untuk
produk lokal.
Hasil perhitungan untuk beaya per unit yang disetarakan yang diestimasi (ELUCM) untuk
proses dengan target yang berbeda (bentuk oksida atau metal), pengayaan (alam atau diperkaya)
dan strategi penyebaran [didistribusikan dengan generator protabel atau fasilitas pemisahan
99mTc selokasi dengan pengguna (rumah sakit)] dijelaskan dalam Tabel 4. Dalam perhitungan
ELUCM awal untuk cara fisi, interval untuk nilai yang menjelaskan standar deviasi 30% pada
beaya modal dari reaktor dan 70% pada fasilitas pemrosesan.
Tabel 4: Perhitungan beaya unit yang disetarakan dengan diperkirakan (Estimated Levelised Unit Cost
=ELUCM) untuk teknologi produksi 99Mo dengan aktivasi neutron untuk target dan cara penyebaran
(terpusat atau didistribusikan) yang berbeda
Skenario
Target MoO3,
molibdenum
alam
No
Target MoO3,
molibdenum
diperkaya (98%
98Mo)
Digunakan target MoO3
1
2
1
2
Digunakan generator
gel portabel
Mo diperkaya tidak
didaur ulang
Rp14,94 jt s/d
Rp25,68 jt/Ci
pada 6 hari
setelah EOP
Digunakan generator
gel portabel
Daur ulang penuh
Mo diperkaya
Beaya 1 th konsumsi
Mo
diperkaya
termasuk
beaya
modal
Rp44,88 jt) s/d
Rp47,52 jt/Ci
pada 6 hari
setelah EOP
Sekitar 85%
adalah untuk
beaya Mo
diperkaya
Sekitar 460 kg
98Mo per tahun
Target metal
dari
molibdenum
alam
Taget metal
dari
molibdenum
diperkaya (98%
98Mo)
Target metalik tidak digunakan
saat ini
Rp29,76 jt s/d
Rp30,6 jt/ Ci
pada 6 hari
setelah EOP
Rp 6,12 jt s/d
Sekitar 85%
Rp 10,2 jt/Ci 6
adalah untuk
hari
beaya Mo
diperkaya
Sekitar 315 kg
98Mo per tahun
Rp 1,68 jt s/d Rp
19,56 jt/Ci pada
6 hari setelah
EOP
Rp13,56 jt s/d
Rp14,4 jt/Ci
pada 6 hari
setelah EOP
Fasilitas terpusat untuk ekstraksi 99mTc ( hanya cocok untuk produksi lokal
1
2
Ekstraksi
terpusat
99mTc
Tidak
termasuk
beaya generator
Daur ulang penuh
ditempat untuk Mo
13,2 jt s/d
Rp23,64 jt/Ci
pada 6 hari
setelah EOP
Rp6,72 jt s/d Rp
9,36 jt/Ci pada 6
hari setelah
EOP
Rp 3,96 jt s/d
Rp 7,32 jt/Ci
pada 6 hari
setelah EOP
Rp 3,4 jt s/d Rp
4,32 jt/Ci pada
6 hari setelah
EOP
SENATEK 2015 | Malang, 17 Januari 2015
747
SEMINAR NASIONAL TEKNOLOGI 2015
Institut Teknologi Nasional Malang
ISSN: 2407 – 7534
diperkaya
Beaya 1 th konsumsi
Mo
diperkaya
termasuk
beaya
modal
Berbasis kalkulasi ELUCM yang diringkas dalam Tabel 4 dapat beberapa observasi, yaitu;
Penggunaan target metalik padat dapat mereduksi secara signifikan dari beaya produksi 99Mo.
Tetapi, saat ini hanya target MoO3 yang digunakan. Daur ulang target dengan molibdenum
diperkaya mempunyai pengaruh sangat kuat pada beaya produk akhir 99Mo dari aktivasi
neutron. Dengan pendekatan pada satu garam molibdenum diperkaya, pangsa bahan target
dalam ELUCM sekitar 85% jika target tidak didaur ulang. Pemisahan terpusat dari 99mTc
mempunyai beaya yang jauh lebih kecil untuk produk akhir dari dalam hal generator
radioisotope 99Mo/99mTc protabel. Tetapi sistem pemisahan 99mTc terpusat ini hanya cocok untuk
kebutuhan lokal. Sejumlah besar fasilitas pemisahan 99mTc akan diperlukan untuk memenuhi
permintaan dunia, dan teknologi ini kemungkinan tidak cocok untuk memasok kebutuhan global.
Keuntungan utama teknologi proses 99Mo berbasis aktivasi neutron adalah sebagai berikut;
Target molibdenum tidak mengandung bahan reaksi berantai dan irradiasinya dapat dikerjakan
pada hampir semua reaktor yang ada dengan fluks neutron yang ada. Radioaktivitas dari bahan
target teraktivasi lebih rendah dari target HEU terirradiasi, Jumlah limbah radioaktif yang
ditimbulkan selama irradiasi dan proses relatif rendah.
Issu utama untuk teknologi proses produksi radioisotope 99Mo berbasis aktivasi neutron adalah;
Radioaktivitas jenis 99Mo (mCi/g) yang dihasilkan sangat rendah, menyulitkan penciptaan
teknologi generator. Membutuhkan beaya, pengadaan dan daur ulang molibdenum dikeperkaya
yang relatif lebih mahal dibandingkan dengan molybdenum alam.
Dari uraian di atas dapat dilakukan penilaian teknologi proses produksi radioisotop 99Mo
berbasis aktivasi neutron dengan bahan sasaran logam molibdenum diperkaya dapat dilakukan
penilian dengan kritria dan parameter yang telah ditentukan seperti dibawah ini (Tabel 5);
Tabel 5: Penilaian teknologi aktivasi neutron 98Mo
Kriteria
Skor
Kematangan Teknologi
(b)
Hasil Produksi
(c/b)
Kapasitas irradiasi
(a)
Kesederhanaan proses
(a)
Managemen limbah
(a)
Resistensi Proliferasi
(a)
Ulasan
Aktivasi neutron 98Mo digunakan untuk proses produksi secara komersial
pada skala kecil di India, Kazakhstan dan beberapa Negara yang lain.
Namun progress signifikan telah dilakukan akhir akhir ini dalam produksi
dari generator gel protabel dengan menghasilkan radioisotop 99mTc cukup
murni, produksi skala besar menggunakan cara aktivasi neutron belum
dipertimbangkan dalam waktu dekat
Yield 99Mo berbasis aktivasi neutron target metal dengan molibdenum
diperkaya (dalam 98Mo) digunakan hanya 3.8 kali lebih kecil dari cara fisi
uranium menggunakan HEU.
Hampir semua reaktor riset yang ada dan beberapa reaktor daya dapat
digunakan untuk produksi 99Mo berbasis aktivasi neutron. Reaktor dengan
fluks neutron termal 1 x 1014 n cm-2 s-1 sepenuhnya dikhususkan untuk
produksi 99Mo pada prinsipnya dapat menghasilkan sampai 500 s/d 1000
Ci 99Mo pada 6 hari setelah EOP. Ada 25 buah reaktor dengan fluks
neutron medium ( 3 x 1013 s/d 1014 n cm-2 s-1 dan 54 reaktor riset dengan
fluks neutron termal tinggi (> 1014 n cm-2 s-1 yang terdistribusi di seluruh
dunia.
Tidak ada bahan yang dapat untuk bahan bom yang terkandung dalam
target terirradiasi (tidak ada resiko kritikalitas) Proses tidak melibatkan
bahan bahan berbahaya.
Hampir tidak ada limbah radioaktif ditimbulkan (kecuali tidak
menggunakan 99Mo). Jika molibdenum diperkaya digunakan, daur ulang
dibutuhkan.
Tidak melibatkan ada bahan fisil
SENATEK 2015 | Malang, 17 Januari 2015
748
SEMINAR NASIONAL TEKNOLOGI 2015
Institut Teknologi Nasional Malang
ISSN: 2407 – 7534
Biaya modal
Kecocokan kommersial
Kemudahan
persetujuan peraturan
nuklir
Kemudahan
persetujuan peraturan
kesehatan
(b/a)
Beaya modal yang digunakan untuk pilihan yang digunakan terakhir
(target MoO3 diperkaya, tanpa daur ulang menerangkan 100% untuk
memenuhi kebutuhan dunia sekitar 1.6 triliun.
Dalam rantai pemasokan 99Mo/99mTc terakhir, hanya beberapa reaktor
riset memungkinkan diperhatikan dalam pengembangan produksi
99Mo/99mTc skala besar dengan cara aktivasi neutron.
Beberapa Negara telah menggunakan (India, Kazakhstan dll). Telah
digunakan di Jepang.
(b/a)
Tes uji kemurnian 99Mo yang dihasilkan telah sukses dilakukan.
Digunakan di Negara Negara non-OECD (India, Kazakhstan dll.)
(b)
(c)
Untuk lebih jelasnya perbandingan kriteria dan parameter dari teknologi proses HEU terhadap
98Mo(n,)99Mo dapat dilihat dalam Tabel 6.
Tabel 6. Perbandingan criteria teknologi proses fisi HEU dengan Aktivasi Neutron
Teknologi proses 99Mo
Kriteria
Teknologi fisi HEU dalam
reaktor riset
Teknologi aktivasi dalam
reaktor riset
Kematangan Teknologi
Hasil Produksi
Kapasitas irradiasi
Kesederhanaan proses
Managemen limbah
Resistensi Proliferasi
Biaya modal
Kemudahan persetujuan peraturan
nuklir
Kemudahan persetujuan peraturan
kesehatan
(a )
(a )
(a )
(c)
(c)
(c)
(b )
(b )
(c/b)
(a )
(a )
(a )
(a )
(b )
(a )
(b/a)
(a )
(c/b)
Kesimpulan
Harga akhir generator radioisotop 99Mo/99mTc yang dihasilkan dari teknologi proses dengan HEU
lebih murah Rp 6,66 jt s/d Rp 10,20 jt, sedangkan generator radioisotop 99Mo/99mTc yang
dihasilkan dari teknologi proses produksi 99Mo berbasis aktivasi neutron dengan bahan sasaran
molybdenum diperkaya dan dilakukan daur ulang dan dengan system terpusat adalah lebih
murah, yaitu Rp 3,48 jt s/d Rp 4,32 jt. Jika dipertimbangkan dari kriteria kematangan teknologi,
kapasitas irradiasi, potential untuk produksi isotop sampingan, kemudahan persetujuan
peraturan nuklir, kemudahan persetujuan peraturan kesehatan, unit yang dibutuhkan untuk
pemasokan pasar dunia proses fisi HEU memiliki skor terbaik diandingkan dengan teknologi
proses 99Mo berbasis aktivasi neutron, dan hingga kini masih digunakan untuk memasok
radioisotop 99Mo dan 99mTc sebesar 95% dari kebutuhan seluruh dunia. Teknologi proses fisi
dengan HEU mempunyai kendala melibatkan bahan grade senjata. Jika dilihat dari kriteria
kesederhanaan proses, managemen limbah dan resistensi proliferasi, maka teknologi proses
produksi 99Mo mempunyai skor lebih baik dibanding dengan teknologi fisi HEU. Jadi pilihan
yang paling mungkin dilakukan adalah teknologi proses produksi 99Mo berbasis aktivasi neutron.
Daftar Pustaka
1. Anonim, IAEA, Nuclear Technology Review, 2010 edition, Vienna, Austria.
SENATEK 2015 | Malang, 17 Januari 2015
749
SEMINAR NASIONAL TEKNOLOGI 2015
Institut Teknologi Nasional Malang
ISSN: 2407 – 7534
2. Anonim, IAEA/NEH, Nuclear Energy Handbook: IAEA Handbook of Nuclear Data for
Safeguards, Section C. www-nds.iaea.org/sgnucdat/c3.htm#92-U-235. (2010).
3. Anonim, Manual for reaktor produced radioisotops, IAEA-TECDOC-1340. Vienna, Austria,
www-pub.iaea.org/MTCD/publications/PDF/te_1340_web.pdf. IAEA (2003)
4. Anonim, Nuclear Energy Agency, Organisation Economic Co-operation and Development, The
Supplay of Medical Radioisotops: An Economic Study of the Molibdenum-99 Supplay Chain,
NEA No. 6967, OECD 2010, pp. 39 -46.
5. Anonim, Nuclear Energy Agency, The Supply of Medical Radioisotops, Review of Potential
Molibdenum-99/Technetium-99m, Production Technologies, Nuclear Development November
2010.
6. Anonim, The Supply of Medical Radioisotops – An Economic Study of the Molibdenum-99
Supply Chain, OECD, Paris, France.
7. Cameron, R., Management of Wastes from the production of Mo-99, Presentation at the
OECD/NEA High Level Group on the Medical Radioisotops meeting, December 2009.
8. Chakrov, P., (2010), 99Mo/99mTc gel Generator option: Kazakhstan experience, Presentation
at the IAEA Consultancy meeting on Medical Radioisotops, March 2010.
9. Dong, D. et al. (1995), “Processing of LEU Bahan sasarans for 99Mo Production – Dissolution
of Metal Foil Bahan sasarans by Alkaline Hydrogen Peroxide (A,P)”, Proc. 1995 International
Meeting on Reduced Enrichment for Research & Test Reaktors, Paris, France, September,
1995. Available at: www.rertr.anl.gov/MO99/DONG95.pdf.
10. Duran, A., Radionuclide purity of fision Mo-99 produced from LEU and HEU. A comparative
study, Presentation at the 2005 International RERTR Meeting, Boston, MA, November 6-10.
www.rertr.anl.gov/RERTR27/PDF/S8-3_Duran.pdf. (2005).
11. Eckelman WC, Coursay BM. Special issue on technetium-99m. Int. J. Appl. Radiation
Isotopes, 10, 33, 1982.
12. Evans JV, Moore PW, Shying ME, Sodeau JM. Appl. Radiat. Isot. 38(1), 1987, pp. 19-23.
13. Fabiola Monroy Guzmán and Jose Alanís Morales, Radioisotop production for health
applications, Chapter 5 (English version) of: Capítulo 5, Producción de radioisótopos para
aplicaciones en la salud, Published originally in the book: Contribuciones del Instituto
Nacional de Investigaciones Nucleares al Avance de la Ciencia y la Tecnología en México,
Edición Conmemorativa 2010, [email protected].
14. Kadarisman, Endang Sarmini, Mujinah dan Dede Kurniasih, Perbandingan unjuk kerja
bahan kolom Poly Zirconium Compound (PZC) dari Kaken dengan Polimer Berbasis
Zirkonium (PBZ) dari PTRR, Seminar Nasional Kimia, Universitas Palangka Raya, 15
September 2012.
15. Keppler, J.S. and P.S. Conti (2001), “A cost analysis of positron emission tomography”,
American Journal of Roentgenology, Available at: www.ajronline.org/cgi/reprint/177/1/31.pdf.
16. Minato and Nagai, (2010), Article in preparation.
17. Mushtaq, A., “Desorption of Mo-99 from Spent Mo-99/Tc-99m Generator”, Journal of
Radioanalytical and Nuclear Chemistry Letters, 199, p. 89.
18. Mushtaq, A. (2009), Can Enriched Molibdenum-98 Replace Enriched Uranium ?, The
Nonproliferation Review, 1746 – 1766, Volume 16, Issue 2, pp. 285-292.
19. Mushtaq, A., (2005), Desorption of Mo-99 from Spent 99Mo/99mTc Generator, Journal of
Radioanalytical and Nuclear Chemistry Letters, 199, p.89
20. Saraswathy P. et. Al. (2007), Tc-99m Generator for Clinical Use Based on Zirconium
Molybdate Gel and (n,) Produced Mo-99: Indian Experience in the Development and
Deployment of Indigenous Technology and Processing Facilities, 29 th International Meeting
no
Reduced
Enrichment
Research
and
Test
Reaktors,
www.rertr.anl.gov/RERTR29/Abstracts/S9-5_Saraswathy.html.
21. Sarkar, S.K. et. al., (2009), Update on Operational Experience of Zirconium Molybdate –
99Mo Gel Generator Production in India, 31th International Meeting no Reduced Enrichment
Research and Test Reaktors. www.rertr.anl.gov/RERTR29/Abstracts/S9-4 _sarkar.pdf.
SENATEK 2015 | Malang, 17 Januari 2015
750
SEMINAR NASIONAL TEKNOLOGI 2015
Institut Teknologi Nasional Malang
ISSN: 2407 – 7534
22. Vandegrift, G.,HEU vs. LEU Bahan sasarans for 99Mo Production – Facts and Myths,
Technical Workshop, Oslo Symposium on the Minimisation of Highly Enriched Uranium in
the
Civilian
Sector,
18
June
2006,
www.nti.org/e_research/official_docs/labs/heu_vs_leu_facts.pdf.
SENATEK 2015 | Malang, 17 Januari 2015
751