View Artikel Ilmiah
Kembali| NIM (Student Number) | K1C018024 |
|---|---|
| Nama Mahasiswa | LENA ROSMAYANI |
| Judul Artikel | KARAKTERISASI LIMBAH RADIOAKTIF DARI PRODUKSI RADIOISOTOP LUTESIUM-177 DI REAKTOR SERBA GUNA G.A SIWABESSY MENGGUNAKAN PROGRAM ORIGEN2 |
| Abstrak | Produksi radioisotop untuk kedokteran nuklir menjadi salah satu sumber limbah radioaktif yang dihasilkan reaktor nuklir. Beberapa radiosotop yang diproduksi di teras Reaktor Serba Guna G.A Siwabessy (RSG-GAS) di antaranya Molibdenum-99, Iodium-125, Iridium-192 dan Lutesium-177 (177Lu). Pada produksi radioisotop ini, target diiradiasi dan dilakukan pengambilan sampel radioisotop yang kemudian akan menghasilkan beberapa jenis limbah. Iradiasi target membuat kapsul target yang terbuat dari kuarsa dan aluminium juga teraktivasi dan menjadi radioaktif. Penelitian ini bertujuan untuk mengetahui karakteristik limbah radioaktif dari produksi 177Lu yang dihasilkan dari iradiasi target Lu2O3 sehingga diperoleh teknik pengolahan limbah yang sesuai. Perhitungan karakteristik limbah radioaktif dilakukan dengan program komputer ORIGEN2 pada berbagai posisi CIP dan IP pada daya 15 MWt dan 30 MWt dengan lama waktu iradiasi pada masing-masing tingkat daya selama 8 dan 12 hari, dan kemudian dihitung konsentrasi aktivitasnya. Hasil karakterisasi limbah radioaktif produksi 177Lu menggunakan program komputer ORIGEN2 diperoleh bahwa limbah radioaktif produksi 177Lu hanya mengandung radionuklida hasil aktivasi yang terdiri atas 5 radionuklida, yakni 14C, 176Lu, 32P, 32Si dan 59Fe. Sampai kurun waktu 50 tahun, konsentrasi total aktivitas limbah radioaktif dari produksi radioisotop 177Lu memiliki nilai sebesar 5,05 × 10 11 Bq/g. Berdasarkan hasil tersebut, limbah radioaktif hasil produksi 177Lu diklasifikasikan dalam limbah radioaktif tingkat sedang yang memerlukan penahan radiasi selama penanganan dalam keadaan normal dan pengangkutannya. |
| Abstrak (Inggris) | Radioisotope production for nuclear medicine is one of the sources of radioactive waste produced by nuclear reactors. Some of the radiosotopes produced at the GA Siwabessy Multipurpose Reactor core (RSG-GAS) include Molybdenum-99, Iodium-125, Iridium-192 and Lutesium-177 (177Lu). In radioisotope production, the target is irradiated and radioisotope samples are taken which will then produce several types of waste. The target's irradiation made the target capsule made of quartz and aluminum also activate and become radioactive. This study aims to determine the characteristics of radioactive waste from the production of 177Lu resulting from irradiation of Lu2O3 targets in order to obtain appropriate waste treatment techniques. Calculation of the characteristics of radioactive waste was carried out using the ORIGEN2 computer program at various CIP and IP positions at a power of 15 MWt and 30 MWt with a long irradiation time at each power level for 8 and 12 days, and then the concentration of activity was calculated. The results of the characterization of the radioactive waste produced by 177Lu using the ORIGEN2 computer program showed that the radioactive waste produced by 177Lu only contained radionuclides resulting from activation which consisted of 5 radionuclides, namely 14C, 176Lu, 32P, 32Si and 59Fe. Up to a period of 50 years, the total concentration of radioactive waste activity from the production of radioisotope 177Lu has a value of 5,05 × 10 11 Bq/g. Based on these results, the radioactive waste produced by 177Lu is classified as moderate level radioactive waste which requires radiation shielding during normal handling and transportation. |
| Kata Kunci | limbah radioaktif, radioisotop, Lutesium-177, ORIGEN2 |
| Nama Pembimbing 1 | Farzand Abdul Latif, M.Si., Ph.D |
| Nama Pembimbing 2 | Dr. Anis Rohanda, S.T., M.Si. |
| Tahun | 2023 |
| Jumlah Halaman | 70 |
Page generated in 0.0621 seconds.