Document.pdf

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