## ARTIKEL RISET
Deteksi Karakteristik Peluruhan Radionuklida Medis 99 Mo untuk Memperoleh 99 m Tc
Menggunakan Spektrometer Gamma dengan Sumber Standar Cair Campuran 133 Ba dan 152 Eu
Mawar * , Sri Dewi Astuti Ilyas and Siska Febriana
Received: 23 Feb., 2020 | Accepted: 6 Mar., 2020 | Published: 17 Aug., 2020 | DOI: 10.22146/jfi.v24i2.54405

## Ringkasan
Teknesium-99m ( 99 m Tc) merupakan anak luruhan 99 Mo yang metastabil dengan waktu paruh 6 jam. Waktu paruh yang relatif singkat tersebut, menyebabkan 99 m Tc banyak digunakan untuk keperluan diagnosis dalam kedokteran nuklir khususnya dalam bone scan karena lebih cepat meluruh. Penelitian ini bertujuan untuk menentukan waktu optimal pembentukan produk 99 m Tc hingga profil elusi telah mendeteksi keberadaan energi 99 Mo. Alat yang digunakan adalah generator 99 Mo/ 99 m Tc dengan sumber standar cair campuran 133 Ba dan 152 Eu. Hasil yang diperoleh menunjukkan bahwa produksi radioisotop 99 m Tc masih baik hingga hari ketiga elusi 99 Mo, sedangkan pada hari keempat sampai kesembilan dideteksi energi 99 Mo mulai mengalami penurunan aktivitas sehingga produk 99 m Tc yang dihasilkan sudah tidak baik untuk digunakan dalam diagnosis.
Kata Kunci : Molibdenum-99, Teknesium-99m, Spektrometer Gamma, Generator 99 Mo/ 99 m Tc.

## Abstract
Technetium-99m ( 99 m Tc) is a subsidiary of metastable 99 Mo with a half-life of 6 hours. The relatively short half-life, causing 99 m Tc widely used for diagnostic purposes in nuclear medicine, especially in bone scanning for a faster decay. This research aims to determine the optimal time to product formation of 99 m Tc until elution profiles have detected 99 Mo energy. The instrument used is the 99 Mo/ 99 m Tc generator with standard sources 133 Ba and 152 Eu liquid mixture. The results obtained showed that 99 m Tc radioisotope production is still good until the third day elution 99 Mo, whereas in the fourth to ninth day 99 Mo energy detected on the decline, so that the activity of the 99 m Tc resulting product cannot be used for diagnosis.
Keywords: Molybdenum-99; Technetium-99m; Gamma Spectrometer; 99 Mo/ 99 m Tc Generator.

## 1 PENDAHULUAN
Pada saat ini aplikasi nuklir di bidang kedokteran merupakan suatu perkembangan ilmu pengetahuan yang sangat penting. Ilmu kedokteran nuklir telah memberikan peranan penting di bidang medis yakni dalam mendiagnosis dan terapi berbagai jenis penyakit [ 1 ]. Salah satu isotop yang banyak digunakan di bidang kedokteran nuklir adalah Teknesium-99m ( 99 m Tc). 99 m Tc merupakan ujung
* Correspondence: mawar.yarma 98@ gmail.com Departemen Fisika, Fakultas Matematika dan Ilmu Pengetahuan Alam, Universitas Hasanuddin, Makassar, Indonesia Full list of author information is available at the end of the article † Equal contributor
tombak diagnosis menggunakan radioisotop. Sekitar 80% diagnosis di kedokteran nuklir menggunakan radioisotop ini. Radioisotop 99 m Tc merupakan anak luruh dari radionuklida molibdenum-99 ( 99 99Mo). Pada umumnya, 99 m Tc diperoleh dari generator 99 Mo/ 99 m Tc [ 2 ].
Tingginya permintaan pemakaian 99 m Tc di dalam kedokteran nuklir disebabkan sifat fisisnya yang ideal untuk keperluan diagnosis yaitu memiliki waktu paroh pendek (6 jam), tidak memancarkan partikel bermuatan dan mempunyai sinar gamma 140 keV yang sangat ideal untuk kamera gamma [ 2 ]. Radioisotop ini digunakan untuk tujuan diagnosis, karena dalam
suatu diagnosis diperlukan radioisotop yang dapat segera habis setelah proses diagnosis selasai sehingga dampat negatif dari pancaran radiasi tersebut dapat diminimalisasi. Radionuklida 99 Mo yang terbentuk kemudian dipisahkan untuk menghasilkan radioisotop 99 m Tc melalui suatu generator 99 Mo/ 99 m Tc [ 3 ]. Radioisotop 99 Mo memiliki waktu paruh 66 jam, jauh lebih panjang dari waktu paruh 99 m Tc. Radioisotop 99 m Tc dapat diperoleh dengan memisahkannya dari radioisotop induk 99 Mo [ 4 ]. Pengukuran lolosan 99 Mo perlu untuk diketahui karena apabila terdapat lolosan 99 Mo dapat mengganggu atau memengaruhi kinerja dari Teknesium-99m dalam proses diagnosa akibat dari waktu paruh 99 Mo yang cukup lama sehingga dapat memberi dampak negatif dan berbahaya bagi tubuh manusia [ 2 ].
Keuntungan sistem generator 99 Mo/ 99 m Tc untuk menghasilkan 99 m Tc adalah radioisotop 99 m Tc bisa diperoleh setiap hari hanya dengan mengelusi generator menggunakan larutan salin, di mana proses elusi dapat dilakukan sampai aktivitas yang dimiliki radioisotop induknya ( 99 Mo) bernilai kecil hingga tidak dapat menghasilkan lagi 99 m Tc yang bisa digunakan untuk diagnosis. Keberadaan lolosan 99 Mo dalam larutan 99 m Tc dengan energi sinar gamma yang besar akan memengaruhi pencitraan kamera gamma sehingga akan mengganggu proses diagnosis [ 5 ]. Generator 99 Mo/ 99 m Tc yang digunakan yaitu dengan berbasis kolom alumina dapat digunakan untuk menyerap 99 Mo yang memiliki aktivitas spesifik yang tinggi, yaitu > 10.000 Ci/g [ 6 ]. Analisis spesifik dari suatu radionuklida baik secara kualitatif maupun kuantitatif dapat diketahui dengan suatu detektor nuklir yaitu spektrometer gamma. Spektrometer gamma merupakan alat ukur yang relatif dapat digunakan untuk menganalisis radioaktivitas suatu radionuklida dan mengidentifikasi unsur atau isotop-isotop radioaktif yang ada di dalamnya [ 2 , 6 ].
Pada penelitian ini dilakukan dengan menganalisis kalibrasi energi dan kalibrasi efisiensi terlebih dahulu pada Spektrometer Gamma di Pusat Teknologi Radioisotop dan Radiofarmaka BATAN. Kalibrasi energi memastikan kalau energi 99 Mo ada dalam rentang energi dari sumber standar yang digunakan untuk maksud analisis secara kualitatif apakah ternyata ada pengotor radionuklida lain ( Mo breakthrough ) dalam larutan 99 m Tc [ 7 , 8 ]. Kalibrasi efisiensi yaitu untuk tujuan kuantitatif perhitungan aktivitas radionuklida 99 Mo menggunakan persamaan efisiensi yang diperoleh dari hasil kalibrasi efisiensi menggunakan sumber standar yang diacu. Pengukuran dilakukan dengan dua cara yaitu dengan menggunakan sumber standar cair dan sumber standar titik, namun
pada penelitian ini dilakukan dengan menggunakan sumber standar cair yaitu sumber standar cair campuran 133 Ba dan 152 Eu dikarenakan radionuklida 99 Mo yang diukur dalam bentuk cair sehingga pengukuran ini menggunakan geometri yang sama agar mendapatkan hasil pengukuran yang lebih valid [ 3 , 9 ]. Penelitian ini dilakukan dengan menganalisis profil hasil elusi 99 Mo dan aktivitas dari lolosan 99 Mo yang terjadi dalam produksi 99 m Tc dari suatu sistem generator 99 Mo/ 99 m Tc sehingga menghasilkan radioisotop 99 m Tc yang lebih baik dan bermanfaat untuk diagnosis dalam bidang kedokteran nuklir.

## 2 METODE PENELITIAN

## 2.1 Alat dan Bahan
Alat-alat yang digunakan dalam penelitian ini adalah Spektrometer Gamma dengan Detektor HPGe No. GEM-S5020 , Dose calibrator , Shielding biru, 1 buah Glass vials 2 mL dan 9 buah Glass vials 10 mL, Cover plastic , Crimper , Pinset, Eppendorf 5 µ L dan 100 µ L, Syringe 5 mL, Penutup glass vials karet dan aluminium, Fume hoot aktif, Tissue , dan Label . Adapun bahan yang digunakan dalam penelitian ini adalah Sumber standar cair campuran 133 Ba dan 152 Eu 5 mL, Sumber standar titik 137 Cs, Sumber cair 99 Mo (Molybdenum) aktif 100 µ L dan Larutan Saline (NaCl).

## 2.2 Prosedur Penelitian

## 2.2.1 Uji Kestabilan Detektor
Pengukuran uji kestabilan dari detektor menggunakan sumber standar titik 137 Cs pada spektrometer gamma detektor HPGe No. GEM-S5020 . Pengukuran dilakukan masing-masing sebanyak 30 kali pada jarak 4 cm dari detektor (rak 2), jarak 6 cm dari detektor (rak 3) dan jarak 8 cm dari detektor (rak 4) dengan waktu cacahan selama 300 detik. Data hasil pengukuran disimpan di perangkat komputer MCA lalu dianalisis dengan metode control chart dan chisquare .

## 2.2.2 Kalibrasi Energi dan Efisiensi
Pengukuran kalibrasi energi dan efisiensi dilakukan dengan mengukur background menggunakan kosongan shielding biru terlebih dahulu pada setiap jarak atau rak yang akan digunakan. Kemudian sumber standar cair campuran 133 Ba dan 152 Eu 5 mL dimasukkan ke dalam shielding biru lalu diletakkan ke dalam chamber spektrometer gamma. Pengukuran dilakukan masing-masing sebanyak 3 kali pada jarak 4 cm dari detektor (rak 2), jarak 6 cm dari detektor (rak 3) dan jarak 8 cm dari detektor (rak 4) dengan waktu cacahan selama 3600 detik. Data hasil pengukuran di perangkat komputer MCA disimpan lalu dianalisis.
2.3 Uji Radioaktivitas 99 Mo/ 99 m Tc

## 2.3.1 Uji Kualitatif
Uji kualitatif yang dilakukan untuk mengetahui profil peluruhan 99 Mo yang terjadi dalam sistem generator 99 Mo/ 99 m Tc dilakukan dengan terlebih dahulu menyiapkan alat dan bahan lalu background 99 Mo diukur pada dose calibration . Selanjutnya 99 Mo aktif yang sebelumnya telah di iradiasi dari reaktor serbaguna G.A Siwabessy dicuplik sebanyak 100 µ L ke dalam bulk menggunakan eppendorf , kemudian dilakukan penyerapan 99 Mo menggunakan nano alumina pada generator 99 Mo/ 99 m Tc selama 24 jam. Kemudian diukur hasil penyerapan 99 Mo (elusi hari pertama) pada dose calibration . Lalu sumber cair 99 Mo sebanyak 5 mL dicuplik ke dalam glass vials dan dimasukkan ke dalam shielding biru lalu diletakkan ke dalam chamber spektrometer gamma. Pengukuran dilakukan masing-masing sebanyak 3 kali pengulangan pada jarak 4 cm dari detektor (rak 2), jarak 6 cm dari detektor (rak 3) dan jarak 8 cm dari detektor (rak 4) dengan waktu cacahan selama 300 detik, Setelah itu sampel yang telah diukur disimpan ke dalam fume hood aktif dan dilakukan tahapan yang sama untuk proses peluruhan pada hari kedua sampai pada hari keempat.

## 2.3.2 Uji Kuantitatif
Uji kuantitatif dilakukan untuk mengetahui aktivitas lolosan 99 Mo yang terjadi dengan terlebih dahulu menyiapkan alat dan bahan lalu background 99 Mo diukur pada dose calibration . Lalu 99 Mo dari bulk 1 dicuplik menggunakan eppendorf sebanyak 100 µ L lalu kemudian dimasukkan ke dalam wadah glass vials 2 mL untuk dijadikan bulk ke 2. Kemudian radioaktivitas 99 Mo pada bulk 2 diukur dengan menggunakan Dose Callibrator lalu waktu dan hasil pengukuran radioaktivitas dicatat. Ambil 1 glass vials 10 mL lalu larutan saline dimasukkan ke dalamnya sebanyak 5 mL dengan menggunakan Syringe 5 mL. Ambil 5 µ L larutan saline dari glass vials menggunakan eppendorf 5 µ L dan kemudian 99 Mo dari bulk 2 dicuplik sebanyak 5 µ L menggunakan eppendorf 5 µ L dan kemudian mencampurkan ke dalam glass vials 10 mL yang yang larutan saline -nya sudah dicuplik 5 µ L. Glass vials 10 mL yang sudah berisi 99 Mo aktif ditutup dengan penutup karet dan aluminium kemudian di crimper kemudian ditempatkan ke dalam cover plastic lalu dimasukkan ke dalam shielding biru. Aktivitas 99 Mo kemudian diukur dengan menggunakan spektrometer gamma. Pengukuran dilakukan masing-masing sebanyak 3 kali pengulangan pada jarak 4 cm dari detektor (rak 2), jarak 6 cm dari detektor (rak 3) dan jarak 8 cm dari detektor (rak 4) dengan waktu cacahan selama 300
detik. Setelah itu sampel yang telah diukur disimpan ke dalam fume hood aktif dan dilakukan tahapan yang sama untuk pengukuran pada hari kedua sampai pada hari keenam.

## 3 HASIL DAN PEMBAHASAN
3.1 Uji Kestabilan pada Detektor dengan Sumber Titik 137 Cs sebagai Sumber Standar
Pengukuran
uji kestabilan bertujuan untuk mengevaluasi mutu dan kelayakan dari detektor Spektrometer Gamma yang berada di PTRR-BATAN Serpong, yang dilakukan dengan dua metode yaitu control chart dan chisquare . Pengukuran dilakukan pada jarak 4 cm dari detektor (rak 2), jarak 6 cm dari detektor (rak 3) dan jarak 8 cm dari detektor (rak 4), di mana salah satu hasil pengukurannya dapat dilihat pada Gambar 1 .
Gambar 1: Control Chart 137 Cs pada rak 2 yang berjarak 4 cm dari detektor.
Berdasarkan Gambar 1 , nilai cacahan ( Net Area ) berkisar antara 3051 ± 55 sampai dengan 3292 ± 56, sedangkan nilai LCL ( Lower Control Limit ) atau batas bawah yang diperoleh adalah sebesar 2931,26 dan nilai UCL ( Upper Control Limit ) atau batas atas yang diperoleh adalah sebesar 3344,60839. Nilai-nilai cacahan tersebut tidak melewati batas nilai LCL dan UCL sehingga menunjukkan bahwa hasil pengukuran kestabilan dari detektor HPGe No. GEM-S5020 dengan menggunakan sumber standar titik 137 Cs dapat dinyatakan bahwa kestabilan dari detektor masih stabil atau dalam keadaan baik.
Untuk lebih meyakinkan bahwa detektor tersebut mampu bekerja dengan baik, maka digunakan metode kedua yaitu metode chisquare yaitu untuk membuktikan adanya perbedaan secara nyata atau tidak dengan frekuensi yang diharapkan dengan parameter nilai cacahan dan rata-rata nilai cacahan. Berdasarkan tabel chisquare ( χ 2 ) nilai yang diperoleh harus berada diatas nilai 33,71 atau presentasenya mencapai 75% sedangkan nilai chisquare yang
diperoleh dari pengukuran yaitu 43,86 dengan persentase mencapai 95% sehingga dapat disimpulkan bahwa mutu kerja dari sistem kerja detektor HPGe No. GEM-S5020 spektrometer gamma tersebut masih berfungsi dalam keadaan baik.

## 3.2 Uji Kalibrasi Energi dengan Sumber Cair Campuran
133 Ba dan 152 Eu sebagai Sumber Standar
Kalibrasi energi pada sistem pencacah spektrometer gamma diperlukan untuk tujuan analisis kualitatif. Kalibrasi energi memastikan bahwa energi 99 Mo ada dalam rentang energi dari sumber standar yang digunakan apakah terdapat pengotor radionuklida lain ( Mo breakthrough ) dalam larutan 99 m Tc. Kemudian didapatkan nilai energi yang telah dikalibrasi menggunakan sumber standar cair campuran radioisotop 133 Ba dan 152 Eu pada spektrometer gamma. Hasil kalibrasi energi dapat dilihat pada Gambar 2 .
Gambar 2: Kalibrasi energi pada jarak 4 cm, 6 cm, dan 8 cm dari detektor.
Dari Gambar 2 didapatkan hubungan antara energi dan nilai channel dengan persamaan kalibrasi energi yaitu y = 0 , 0978 x + 0 , 1904. Pada grafik di gambar tersebut dapat dilihat bahwa semakin besar energi yang dihasilkan maka nilai channel -nya juga semakin besar serta ketiganya memiliki nilai range-square ( R 2 ) yaitu sama dengan 1 di mana angka tersebut menunjukkan bahwa garis regresi cocok secara sempurna antara sumbu x dan y . Nilai R 2 dijadikan sebagai pengukuran seberapa baik garis regresi mendekati nilai data asli yang telah dibuat melalui model dari suatu grafik sehingga pengujian kalibrasi energi pada jarak 4 cm, 6 cm dan 8 cm dari detektor spektrometer gamma tersebut sudah bagus.
3.3 Uji Kalibrasi Efisiensi dengan Sumber Cair Campuran 133 Ba dan 152 Eu sebagai Sumber Standar
Analisis kuantitatif dalam spektrometri gamma membutuhkan kalibrasi efisiensi. Apabila dilakukan pengukuran efisiensi dari tenaga rendah sampai tenaga yang tinggi menggunakan sumber standar maka dapat dibuat grafik efisiensi fungsi energi [ 10 ]. Perhitungan aktivitas dari radionuklida 99 Mo menggunakan persamaan efisiensi yang diperoleh dari hasil kalibrasi efisiensi menggunakan sumber standar cair radioisotop 133 Ba dan 152 Eu pada spektrometer gamma. Hasil kalibrasi energi dapat dilihat pada Gambar 3 .
Gambar 3: Kalibrasi efisiensi pada jarak 4 cm, 6 cm, dan 8 cm dari detektor.
Dari Gambar 3 didapatkan grafik hubungan antara energi dan efisiensi, di mana pada ketiga grafik tersebut memiliki range-square ( R 2 ) yaitu pada jarak 4 cm dari detektor sebesar 0,98, pada jarak 6 cm dari detektor sebesar 0,97, dan sebesar 0,98 pada jarak 8 cm dari detektor di mana dalam hal ini nilai-nilai tersebut mendekati nilai 1 sehingga menunjukkan bahwa garis regresi cocok antara sumbu x dan y sehingga pengujian kalibrasi efisiensi pada jarak 4 cm, 6 cm, dan 8 cm dari detektor HPGe No. GEM-S5020 spektrometer gamma tersebut sudah bagus.
3.4 Uji Radioaktivitas 99 Mo/ 99 m Tc
3.4.1 Uji Kualitatif
Uji Kualitatif dari
pengujian radioaktivitas 99 Mo/ 99 m Tc dilakukan dengan menganalisis profil hasil elusi, yaitu waktu yang dibutuhkan 99 Mo untuk meluruh. Proses peluruhan dilakukan selama 4 hari berturut-turut. Pengukuran ini dilakukan untuk memastikan bahwa produksi 99 m Tc yang dihasilkan murni tanpa adanya lolosan 99 Mo yang
terdapat dalam produk 99 m Tc sehingga menghasilkan spektrum-spektrum sebagai berikut.
Gambar 4: Hasil peluruhan 99 Mo dalam sistem generator 99 Mo/ 99 m Tc.
Berdasarkan grafik di Gambar 4 hasil peluruhan selama 4 hari tersebut, dapat dilihat bahwa pada peluruhan hari pertama sampai dengan peluruhan hari ketiga belum ada energi dari 99 Mo yang lolos, sehingga produk 99 m Tc yang akan dihasilkan masih dalam keadaan murni atau bagus digunakan untuk diagnosis. Sedangkan pada peluruhan hari keempat, sudah terdapat energi dari 99 Mo yang lolos, yakni pada energi 740,22 keV dan 778,68 keV sehingga produk 99 m Tc yang akan dihasilkan sudah tidak baik digunakan untuk tujuan diagnosis.

## 3.4.2 Uji Kuantitatif
Uji kuantitatif dari pengujian radioaktivitas 99 Mo/ 99 m Tc dilakukan dengan menganalisis aktivitas dari lolosan 99 Mo yang terjadi dalam produksi 99 m Tc. Pengukuran dilakukan selama 6 hari berturut-turut, dilakukan sampai aktivitas yang dimiliki radioisotop induknya ( 99 Mo) bernilai kecil hingga dapat terukur pada spektrometer gamma dan tidak dapat menghasilkan lagi 99 m Tc yang bisa digunakan untuk diagnosis. Hal tersebut terbukti dan dapat dilihat pada Gambar 5 . Grafik pada gambar 5 menunjukkan aktivitas lolosan 99 Mo yang terjadi dalam sistem generator 99 Mo/ 99 m Tc. Menurut standar US Pharmaciopeia syarat batas maksimum aktivitas yang masih diperbolehkan pada kandungan lolosan 99 Mo dari suatu generator 99 Mo/ 99 m Tc yaitu < 15 µ Ci atau sekitar < 555000 Bq [ 11 ] sedangkan pada pengukuran rak 2 (pada jarak 4 cm dari detektor) diperoleh aktivitas sebesar 192 Bq (5,18 × 1017 µ Ci) untuk energi 99 Mo 740 keV dan energi 778 keV diperoleh
Gambar 5: Pengukuran aktivitas 99 Mo dari sistem generator 99 Mo/ 99 m Tc.
nilai aktivitas sebesar 187 Bq (5,07 × 1017 µ Ci). Nilai aktivitas semakin hari semakin menurun hingga pada pengukuran hari keenam diperoleh aktivitas sebesar 62 Bq (1,67 × 1017 µ Ci) pada energi 740 keV dan 59 Bq (1,61 × 1017 µ Ci) pada energi 778 keV. Berdasarkan nilai tersebut, nilai aktivitas telah melewati batas ambang dari standar internasional yang telah ditetapkan. Berdasarkan nilai-nilai dari hasil pengukuran tersebut dapat disimpulkan bahwa pada pengukuran hari pertama sampai hari ke enam, semakin lama pengukuran dilakukan, maka aktivitas dari 99 Mo semakin kecil dan membuktikan bahwa aktivitas dari 99 Mo sedikit demi sedikit sudah mulai habis hingga tidak dapat menghasilkan lagi 99 m Tc yang bisa digunakan untuk diagnosis.

## 4 KESIMPULAN
Proses peluruhan 99 Mo dengan menggunakan spektrometer gamma yang yang sebelumnya telah dikalibrasi (energi dan efisiensi) dengan sumber standar cair campuran 133 Ba dan 152 Eu dilakukan selama empat hari, di mana pada hari pertama smpai hari ketiga menghasilkan produk 99 m Tc murni yang dapat digunakan untuk tujuan diagnosis. Sedangkan pada hari keempat terdapat lolosan 99 Mo yaitu pada energi 739,3 keV dengan intensitas sebesar 4,37% dan energi 777,8 keV dengan intensitas 13% sehingga pada hari keempat produk tersebut sudah tidak baik digunakan dalam diagnosis.
Produksi 99mTc dengan menggunakan generator 99 Mo/ 99 m Tc dilakukan dengan pengujian aktivitas 99 Mo dan dapat disimpulkan bahwa semakin lama pengukuran, aktivitas 99 Mo semakin kecil sehingga sudah tidak terdeteksi lagi dikarenakan energinya sudah semakin habis.

## PENULIS
1 Mawar Dari :
(1) ) Departemen Fisika, Fakultas Matematika dan Ilmu Pengetahuan Alam, Universitas Hasanuddin
2 Sri Dewi Astuti Ilyas Dari :
(1) Departemen Fisika, Fakultas Matematika dan Ilmu Pengetahuan Alam, Universitas Hasanuddin
3 Siska Febriana Dari : (2) Pusat Teknologi Radiosiotop dan
Radiofarmaka (PTRR), Badan Tenaga Nuklir Nasional (BATAN)
Pustaka 1. Palupi AFN, Raka GB, Rahmadini FB. Aplikasi Radioisotop Penggunaan 99mTc untuk Bone Scan. Surabaya: Institut Teknologi Sepuluh November; 2017.
2. Adang HG, Mutalib A, Hotman L, Rohadi A, Sriyono MS, Yono S, et al. Unjuk Kerja Generator Mo-99/Tc-99m berbasis PZC (poly zircinium compound) menggunakan Mo-99 hasil aktivasi neutron dari mo alam dengan aktivitas Mo-99 > 5 Ci. Yogyakarta: Pusat Teknologi Akselerator dan Proses Bahan-BATAN. 2011;p. 44–51.
3. Awaludin R. Radioisotop Teknesium-99m dan kegunaannya. Buletin Alara. 2011;13(2).
4. Uzunov N, Yordanova G, Salim S, Stancheva N, Mineva V,
Mel´ endez-Alafort L, et al. Quality assurance of Mo-99/Tc-99m radionuclide generators. Acta Scientifica Naturalis. 2018;5(1):40–47.
5. Putri HH. Proses pemisahan dan pemurnian 99mTc dari 99Mo hasil aktivasi Neutron dengan menggunakan Kromatografi kolom Alumina. UIN Syarif Hidayatullah; 2013.
6. Marlina M, Sriyono S, Lestari E, Abidin A, Setiawan H, Kadarisman K. Desain dan Performa Prototipe Generator 99Mo/99mTc dengan Kolom Material Berbasis Zirkonium dan Kolom Alumina. Jurnal kimia dan Kemasan. 2016;38(2):93–102.
7. Wahyudi W, Iskandar D, Marjanto D. Pengaruh Matriks Terhadap
Sistem Pencacahan Sampel Menggunakan Spektrometer Gamma. In:
Jurnal Forum Nuklir. vol. 1; 2017. p. 65–77.
8. Maskur M, Adang HG, Sarmini E, Tahyan Y, Kurniasih D. Uji Banding Antar Laboratorium dalam Pengukuran Radioaktivitas Menggunakan Spektrometer Gamma. In: Jurnal Forum Nuklir. vol. 8; 2017. p. 190–199.
9. Luhur N, Kadarusmanto K, Subiharto S. Uji Banding Spektrometer Gamma dengan Metode Analisis. REAKTOR-Buletin Pengelolaan Reaktor Nuklir. 2013;10(1).
10. Sugino, Tulisna, Sanusi A, Sugito. Validasi Spektrometer Gamma di Laboratorium Spektroskopi Pusdiklat BATAN. In: Prosiding Seminar Nasional AAN; 2010. p. 111–115.
11. Mettler FA, Guiberteau MJ. Essentials of Nuclear Medicine and Molecular Imaging E-Book. Elsevier Health Sciences; 2018.