KARAKTERISASI RADIOACTIVE FISSION WASTE (RFW) DARI PRODUKSI RADIOISOTOP LUTESIUM-177 MENGGUNAKAN PROGRAM ORIGEN2. Jenis maupun jumlah limbah radioaktif hasil produksi nuklir terus meningkat seiring dengan berkembangnya pemanfaatan teknologi nuklir sehingga diperlukan pengelolaan yang baik agar tidak membahayakan masyarakat atau lingkungan. 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). Penelitian ini bertujuan untuk mengetahui karakterisasi limbah produksi 177Lu yang dilakukan dengan menggunakan program komputer ORIGEN2 untuk mendapatkan sifat-sifat limbah RFW sehingga diperoleh teknik pengolahan limbah yang sesuai. Pada penelitian ini dilakukan karakterisasi limbah radioaktif pada produksi radioisotop 177Lu dari Target Lu2O3 pada berbagai posisi CIP pada daya 15 MWt dan 30 MWt dengan lama waktu iradiasi pada masing-masing tingkat daya selama 8 dan 12 hari. Dalam produksi radioisotop, target diiradiasi di fasilitas iradiasi  teras RSG-GAS, target ditempatkan dalam ampul kuarsa yang kemudian ditempatkan di kapsul dalam (inner capsule) aluminium. Kemudian inner capsule aluminium tersebut dimasukkan ke dalam kapsul luar dan ditempatkan ke posisi iradiasi. Pasca Iradiasi target didinginkan dan selanjutnya dilakukan pengambilan radioisotop 177Lu. Pengambilan sampel radioisotop pasca iradiasi membentuk beberapa jenis limbah. Salah satunya adalah limbah fisi radioaktif (RFW) sebagai produk sampingan dengan sifat yang berbeda-beda. Selain dari target, limbah radioaktof juga dapat dihasilkan dari kapsul target. Iradiasi target membuat kapsul target yang terbuat dari kuarsa dan aluminium juga teraktivasi dan menjadi radioaktif. Maka dari itu dilakukan perhitungan konsentrasi aktivitas limbah hasil produksi radioisotop 177Lu. Hasil karakterisasi limbah RFW menggunakan program komputer ORIGEN2 dengan variasi fluks di berbagai posisi CIP pada daya 15 MWt maupun 30 MWt dengan lama iradiasi 8 maupun 12 hari diperoleh total konsentrasi aktivitas limbah dari produksi radioisotop 177Lu memiliki konsentrasi aktivitas diantara 1,06x1016 – 1,24x1016 Bq/g. Oleh karena itu, Limbah radioaktif RFW hasil produksi 177Lu diklasifikasikan dalam limbah radioaktif tingkat sedang berdasarkan Peraturan Pemerintah mengenai pengelolaan limbah radioaktif dan diperlukan pengelolaan yang teliti guna menjamin keselamatan.Kata kunci: RFW, Radioisotop, Lutesium-177, ORIGEN.

This research is a simulation of irradiation calculations on the production of the radioisotope Lutetium-177 (177Lu) in the G.A Siwabessy Reactor (RSG-GAS). This study aims to analyze the comparative calculation of 177Lu activity and its purity. One of the production methods of 177Lu in RSG-GAS is carried out by irradiating Lu2O3 targets. This Lu2O3 target irradiation produced the radioisotope 177Lu along with 177mLu as an impurity. For Medical treatment using radioisotopes, the minimum activity for 177Lu is 20 GBq/mg, and the impurity should not exceed 0.1%. Calculations were carried out with thermal neutron flux input at 15 MWt operational power for the RSG-GAS core with U3Si2-Al fuel (density 2.96 gU/cc and 3.55 gU/cc) and U9Mo-Al fuel (density 3.55 gU/cc). Calculations were carried out by simulating 8 days of irradiation using ORIGEN2.1. The results showed that the 177Lu activity resulting from irradiation of Lu2O3 targets at various CIP positions in the U9Mo-Al reactor core was larger than that of the U3Si2-Al core. Until the 30th day, the 177Lu product resulting from irradiation on the U3Si2-Al and U9Mo-Al cores still meets the minimum value of 20 GBq/mg for treatment needs in nuclear medicine, with the activity value of 177Lu resulting from irradiation on the U3Si2-Al core ranging from 241-403 GBq/mg, while the activity of irradiated 177Lu in the U9Mo-Al core ranges from 335-561 GBq/mg. In addition, until the 30th day of decay, 177Lu has a percentage value of 177mLu irradiated in the U9Mo-Al and U3Si2-Al cores of 0.0346% and 0.0344%, respectively. The results are still below the maximum impurity value of 0.1% and thus safe to use as a therapeutic agent. Keywords: 177Lu, Activity, RSG-GAS, ORIGEN2, Irradiation