Article Per Year (5 Year)
p-Index From 2020 - 2025
0
P-Index
This Author published in this journals
All Journal Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka Jurnal Kimia dan Kemasan Makara Journal of Technology Jurnal Kefarmasian Indonesia
Rohadi Awaludin
Pusat Teknologi Radioisotop dan Radiofarmaka Gd. 11 Puspiptek, Serpong, 15314
Chemical Engineering, Chemistry & Bioengineering Chemistry Civil Engineering, Building, Construction & Architecture Electrical & Electronics Engineering Engineering Materials Science & Nanotechnology Mechanical Engineering Medicine & Pharmacology

Published : 17 Documents Claim Missing Document
Claim Missing Document
Check
Articles

Found 17 Documents
Search

 1   2 
Sintesis Poli N-Isopropilakrilamida (PNIPA)/Polityrosin (PTYR) Interpenetrating Polymer Networks (IPNs) Bertanda Iodium-125 Saptiama, Indra; Herlina, Herlina; Sarmini, Endang; Karyadi, Karyadi; Abidin, Abidin; Widyaningrum, Triani; Awaludin, Rohadi
Jurnal Kimia dan Kemasan Vol. 36 No. 2 Oktober 2014
Publisher : Balai Besar Kimia dan Kemasan

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (663.835 KB)

Abstract

Saat ini perkembangan polimer telah semakin maju, berbagai aplikasi polimer telah dikembangkan baik di sektor energi, pangan maupun kesehatan. PNIPA/PTYR IPNs bertanda iodium-125 dapat dimanfaatkan sebagai sumber terapi kanker. PNIPA/PTYR merupakan polimer peka temperatur. Tujuan dari penelitian ini adalah sintesis PNIPA/PTYR IPNs bertanda iodium-125. Polityrosin ditandai dengan iodium-125 kemudian secara simultan direaksikan dengan monomer N-isopropilakrilamida melalui polimerisasi radikal bebas dengan inisiator amonium persulfat (APS) dan tetrametiletilenediamin (TEMED) untuk memperoleh PNIPA/PTYR IPNs bertanda iodium-125. Kemurnian radiokimia PNIPA/PTYR IPNs bertanda iodium-125 diukur dengan krom atografi lapis tipis (KLT) dengan fasa gerak 2 propanol: 1 butanol: 0,2 M NH4OH. Selain Itu, stabilitas PNIPA/PTYR IPNs bertanda iodium-125 diuji pada media air. PNIPA/PTYR IPNs telah berhasil ditandai dengan iodium-125 dengan rendemen penandaan sebesar 37,6 ± 4,2 % (n = 3). Hasil pengamatan visual, ditunjukkan bahwa polimer mengalami perubahan sifat pada temperatur 32 oC sampai dengan 34°C. Hasil H-NMR hanya menunjukkan spektrum dari polimer PNIPA. Berdasarkan pemeriksaan KLT, kemurnian radiokimia PNIPA/PTYR IPNs bertanda iodium-125 adalah 95,93%. Pengujian stabilitas polimer bertanda iodum-125 pada media air pada T = 37°C selama 2 minggu menunjukkan bahwa iodium-125 yang masih tertahan pada polimer adalah 71,3 ± 6,2 %. 
PENGARUH PENCUCIAN LARUTAN NaOCI DAN PENAMBAHAN KOLOM KEDUA ALUMINA TERHADAP YIELD DAN LOLOSAN 99Mo DARI GENERATOR 99Mo/99M Tc BERBASIS PZC Gunawan, Adang Hardi; Muthalib, Abdul; Lubis, Hotman; Awaludin, Rohadi; Sulaiman, Sulaiman
Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka Vol 13, No 1 (2010): Jurnal PRR 2010
Publisher : Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (3086.007 KB)

Abstract

ABSTRAKPENGARUH PENCUCIAN LARUTAN NaOCI DAN PENAMBAHAN KOLOM KEDUA ALVMINA TEIUIAD~P YIELD DAN LOLOSAN 99Mo DARI G~)NE~~}!OR 99Mo/99mT~BEI~BASIS PZc. Alumina  merupakan salah satu bahan utama dalam generator 99Mo/99mTc yang berfungsi sebagai zat pengadsorpsi molibdenum. Keterbatasan daya serap alumina terhadap molibdenum menyebabkan senyawa ini tidak dapat digunakan sebagai pengisi kolom untuk generator 99Mo99"'Tc yang menggunakan 99Mo  hasil aktivasi neutron. Dengan diketemukannya senyawa bani sebagai zat pengadsorpsi molybdenum yaitu  PZC (poly zirconium compound), telah memberikan harapan banu untuk dapat dilakukannya pembuatan generator 99Mo/ 99"'Tc. Pene litian pembuatan generator 99M0;99"'Tc d engan mengguna k'an senyawa PZC seb,igai adsorbent merupakan bentuk kerjasama antara PRR-BA TAN dengan JAERI dan Kaken Co. Jep1'ng. Dalam penelitian ini telah dilakukan percobaan pembuatan generator 99Mo;9'J"'Tc dengan melihat .. 99 99 pen aruh penambahan pencuclan menggunakan larutan NaOCI terhadap Yield dan lolosan Mo ( Mo bredkthrough) dalam larutan ()9"'Tc hasil elusi. Parameter lainnya yang digunakan untuk mengurangi lolosan ()9M~ dalam 99"'Tc hasil elusi adalah penambahan kolom alumina yang ditempatkan setelah kolom 99Mo_PZc. Hasll penentuan kapasitas serap senyawa PZC terhaclap molibdenum diperoleh dengan melihat aktivitas ()9M4Jsetelah pemanasan 3 jam campuran PZC dan molibdenum dan diperoleh hasil setiap gram PZC mampu 9m9eMn;dyJe;r9a'Jp"'T8c0d-e9n5gan% mlargutadnari pe2n6c8ucmi g samlionlibddiepneuromleh ya<ng50di%reaksdiaknan.yieldHasmilenpinegnkeanttuanmenyjiaedldi e>lus8i0 %genseertaetloarh penqucian dilakukan dengan menggunakan larutan NaOCI 0,5% atau 1%. Penggunaan larutan pencuci NIa~Cld 0,5 % .d.an peIkngguInaa1n99Mkolom alumina sebagai kolom kedua mampu menjaga kestabilan yield hasil J e us an memll1l111a 'an oosan 0 pac a 99"'Tc IlaSI'1 e Ius!.. •. 99 99'J1 Kat» kunCl: alul11111 a, generator PZc, Mo, 'Tc, NaOCI AB~TRACT EFFECT OF NaOCI SOLUTION TREATMENT AND SECOND COLUMN OF ALUMINA ON ITHE YIELD AND BREAKTHROUGH OF Mo-99 FROM Mo-99/Tc-99m GENERATOR BASED ON PZC. Alumina is one of main material in 99Mo;')9"'Tc generator as molybdenum adsorbent. Limitation of alumina adsorption capacity to molybdenum cause this material cannot be applied as column filler for genq.r,ator 9()Mo /')"'T c uSI.ng 99I~V 'I0 from neutron actI.v.ation. TIle I..I1ventlon 0 f a new compoun d as molybdenum adsorbent, PZC (poly zirconium compound), shows that the materials is a promising db' 99 ;99"'T f ( . d' d I b J a sqr ent tor generator Mo c rom n,y) IITa late 1110y clenum. T Ile researc I1' ot generator ()()M~;99"'Tc by using adsorbent PZC is a cooperation between PRR-BA TAN with JAERI and Kaken Co. Japan. In this research, the effects of addition of NaOCI solution to elution yield and 99Mo brea~through have been done. The other parameter used in this experiment to minimize 99Mo breakthrough in 9V"'Tc is addition of second column alumina placed after 99Mo_PZC column. Adsorption capacity of PZC material to molybdenum determined by heating 99Mo solution with PZC up to 3 hours and the result indicated I gram PZC adsorbed 80-95% 99Mo from the reacted 268 mg molybdenum. YielUI percentage of the 99Mo;9'J"'Tc generator without rinsed by saline solution obtained < 50 % and the yielCl increased > 80% after the column washing by using NaOCI 0,5% or I% solutions. Usage of both NadCl 0,5% solution and alumina column as second column can prevent of yield stability and minimized 9() I 99111'" Mf breakthrough at Tc ettluent. • 9<) 99m Ke~vords: Alul11l11a, PZC generator, Mo, Tc , NaOCI.
PRODUKSI IODIUM-125 MENGGUNAKAN TARGET XENON ALAM Awaludin, Rohadi
Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka Vol 8 (2005): JURNAL PRR 2005
Publisher : Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (49.643 KB)

Abstract

Iodium-125 merupakan radioisotop penting di bidang kedokteran nuklir. Iodium-125 dapat diproduksi melalui sasaran isotop Xe-124, baik menggunakan xenon diperkaya maupun xenon alam. Iodium-125 dengan radioaktivitas yang tinggi dapat diperoleh menggunakan xenon diperkaya. Namun, karena alasan penyediaannya, beberapa peneliti mengembangkan teknologi produksi menggunakan xenon alam. Tujuan dari kajian ini adalah mendapatkan karakteristik Iodium-125 yang dapat diperoleh dari fasilitas produksi yang ada di BATAN. Perhitungan dilakukan menggunakan gas xenon alam sebanyak 0,0223 mol. Iradiasi dilakukan sampai dengan 96 jam dan peluruhan sampai dengan 240 hari jam. Dari perhitungan diperoleh I-125 sebesar 0,384; 0,529 dan 0,583 GBq masing masing untuk iradiasi selama 24, 48 dan 72 jam. Konsentrasi radioaktivitas yang dapat diperoleh sebesar 0,128; 0,176 dan 0,194 GBq/ml. Pengotor radionuklida yang turut dihasilkan adalah Cs-135 dan Cs-137. Radioisotop Cs-135 dihasilkan sebesar 0,098; 0,113 dan 0,116 Bq dari iradiasi selama 24, 48 dan 72 jam. Sedangkan radioisotop Cs-137 dihasilkan sebesar 236 Bq dari iradiasi lebih dari 24 jam. Kata kunci : iodium-125, produksi radioisotop, xenon alam Iodine-125 is an important radioisotope in the field of nuclear medicine. Iodine-125 can be produced from Xe-124 target using natural or enriched xenon. Iodine with high radioactivity can be produced using enriched target. However, becauseof the availibility of the enriched xenon gas, some research groups develop the iodine production using natural xenon gas. The objective of this study is to obtain the characteritics of Iodine-125 produced by BATAN facility. Natural xenon gas 0.0223 mol is used in the calculation. Irradiation time is 96 hours and decay time is 240 hours. The calculation results show Iodine-125 with radioactivity 0.384, 0.529 and 0.583 GBq is obtained from irradiation time as long as 24, 48 and 72 hours. The maximum radioactivity concentrations are 0,128; 0,176 and 0,194 GBq/ml. Radionuclidic impurities are Cs-135 and Cs-137. Radioisotope of Cs-135 as high as 0.098, 0.113 and 0.116 Bq is produced from 24, 48 and 72 hours of irradiation. Cs-137 as high as 236 Bq is produced by more than 24 hours of irradiation.Key words:iodine-125, radioisotope production, natural xenon.
PERHITUNGAN PEMBUATAN IRIDIUM-192 UNTUK RADIOGRAFI MENGGUNAKAN REAKTOR G.A. SIWABESSY Awaludin, Rohadi
Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka Vol 13, No 2 (2010): Jurnal PRR 2010
Publisher : Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (2716.583 KB)

Abstract

ABSTRAKPERHITUNGAN PEMBUATAN IRIDIUM-I92 UNTUK RADIOGRAFI MENGGUNAKANREAKTOR G.A.SIWABESSY. Iridium-In merupakan salah satu radioisotop yang digunakan untukradiografi gamma. Telah dilakukan perhitungan pembuatan radioisotop iridium-In menggunakan fasilitasiradiasi neutron yang ada di reaktor nuklir G.A. Siwabessy BA TAN. Sasaran berupa disk logam iridiumdengan diameter 2,7 mm dan tebal 0,15 mm. Fluks neutron digunakan nilai fluks neutron di centralirradiation position sebesar 1,3 x 10'4 n.s".cm·2• Hasil perhitungan menunjukkan bahwa iradiasi neutronterhadap iridium selama 12 hari diperoleh iridium-192 sebesar 96,8 GBq pada saat akhir iradiasi. Jikairadiasi dilanjutkan setelah jeda operasi selama 16 hari maka diperoleh sebesar 171,2 GBq. Jika iradiasidilakukan secara terus menerus tanpa jeda operasi selama 40 hari, maka diperoleh sebesar 284,5 GBq.Pengotor radionuklida yang dihasilkan hanya iridium-194 dengan waktu paruh 19,15 jam, sehingga meluruhdengan cepat. Untuk radiografi diperlukan sumber radiasi radioaktivitas sebesar 3700 GBq untuk tiapsumber radiasi. Jika iradiasi dilakukan dengan jeda, disk sebanyak 24 buah diperlukan untuk tiap sumberradiasi. Jika reaktor dapat beroperasi kontinyu selama 40 hari, disk diperlukan sebanyak 14 buah untuk tiapsumber radiasi.Kata kunci: iridium-In, radiografi, iradiasi neutron.ABSTRACTCALCULATION OF IRIDIUM-192 PRODUCTION FOR RADIOGRAPHY USING G.A.SIW ABESSY REACTOR.Iridium-In is one of the radioisotopes used in gamma radiography. Calculationfor producing iridium-In using G.A. Siwabessy nuclear reactor has been carried out. The targets were discswith 2.7 mm in diameter and 0.15 mm in thickness. The neutron flux was the value at the central irradiationposition as high as 1.3 x 1014 n.s".cm-2. Calculation results showed that iridium metal irradiation for 12 daysresulted in iridium-l92 with radioactivity of 96.8 GBq per disc at the end of irradiation. If the irradiation wascontinued to the next irradiation period after 16 days of shut down, the irradiation resulted in 171.2 GBq ofiridium-In. If the target was irradiated continuously for 40 days, the irradiation resulted in 284.5 GBq ofiridium-192. The resulted radionuclide impurity was iridium-194 which decayed rapidly with half life of19.15 hours. The initial radioactivity required for effective radiation source for gamma radiography was3700 GBq in a radiation source. If the target was irradiated with shut down, the discs required in a radiationsources were 24 discs. If the target was irradiated continuously, the required discs were 14 discs in aradiation source.Keywords: iridium-192, radiography, neutron irradiation.
EVALUASI PENGELASAN LASER PADAPEMBUATAN MIKROKAPSUL BRAKHITERAPI LAJU DOSIS RENDAH Yoga, Diandono Kuntjoro; Pujiyanto,, Anung; Subechi,, Mochamad; Awaludin, Rohadi
Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka Vol 15, No 2 (2012): JURNAL PRR 2012
Publisher : Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (3755.103 KB)

Abstract

ABSTRAKEVALUASI PENGELASAN LASER PADA PEMBUATAN MIKROKAPSULBRAKllITERAPI LAJU DOSIS RENDAH.Pembuatan mikrokapsul brakhiterapi laju dosis rendahmemerlukan proses yang cukup rumit sehingga perlu dilakukan evaluasi pada setiap tahap pembuatannya.Ukuran mikrokapsul yang sangat kecil dan penggunaan las laser yang memiliki banyak parameter menuntutevaluasi agar mendapatkan teknik pengelasan yang lebih efisien dan produk yang aman ketika diimplan kedalam tubuh pasien. Penelitian ini mengevaluasi penggunaan energi laser, gerakan pengelasan dankemungkinan perubahan komposisi unsur material setelah proses pengelasan. Evaluasi energi laserdilakukan dengan membandingkan pilihan bentuk pulsanya terhadap tembusan pengelasan. Gerakanpengelasan dibandingkan antara memutar pada sumbu vertikal terhadap gerakan memutar menggunakansumbu x dan y. Sedangkan unsur material diamati menggunakan scanning electron microscopy (SEM).Penggunaan bentuk pulsa spike with ramp down dapat menurunkan penggunaanjUll power hingga 40% danhasil pengelasan pada daerah pelelehan terjadi peningkatan persentase C dan 0 namun tidak ditemukanpenambahan unsur Ar dari gas selubung sehingga cukup aman untuk diimplan ke dalam tubuh pasien.Kata kunci: mikrokapsul, brakhiterapi, las laserABTRACTEVALUATION OF LASER WELDING PROCESS IN LOW DOSE RATEBRACHYTHERAPY MICROCAPSULES PRODUCTION.Preparation of low dose rate brachytherapymicrocapsules requires a complicated process that needs to be evaluated at each step of manufacture.Microcapsule size is very small and the use of laser welding has many parameters that should be evaluated inorder to obtain an efficient welding technique and to get safe products that can be implanted into the bodytissues. This study evaluated the use of laser energy, the movement of welding process and possible changesin the elemental composition of the material after the welding process. Evaluation was carried out bycomparing the energy of laser pulse shape option to welding penetration. Welding movement was comparedbetween turning on the vertical axis of the circular motion using x and y axes. The elements of the materialwere observed using scanning electron microscopy (SEM). The use of spike pulse shape with ramp down canreduce power usage up to 40%, the increase in the percentage of C and 0 in melting regions was found,additional elements of argon was not found, and hence microcapsule was safe to be implanted into the bodytissues.Key-words: microcapsule, brachytherapy, laser welding47
KAJIAN PEMBUATAN SUMBER RADIASI IRIDIUM-192 UNTUK RADIOTERAPI LAJU DOSIS TINGGI Awaludin, Rohadi
Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka Vol 6, No 1 (2003): Jurnal PRR 2003
Publisher : Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (8931.387 KB)

Abstract

KAJlANPEMBUATANSUMBERRADIASIIRIDIUM-l92UNTUKRADIOTERAPILAJUDOSIS TINGGlTelah dilakukan kajian tentangradioaktivitas yang diperolehdalamprosesproduksi192Iruntukradioterapi laju dosis tinggi.Dari hasil perhitungan diketahuibahwa192IrsebesarlOCidapatdiperolehdarisasaran iridium seberat 23,5 mg dengan waktu iradiasimasing-masingselama1019,463dan224jamuntuk fluks neutron setinggi 5 x 1013,1X1014dan 2 x1014nslcm",sedangkan sasaranseberat25,5 mgmemerlukan waktuiradiasi selama 910,419 dan 203 jam untuk masing-masing fluksneutron yang sama.Apabilareaktorberoperasi dengan siklus 12 harioperasidan16 harishut down,sasaran iridium seberat25,5m~akan menghasilkan192Irdengan radioaktivitas 6,76, 13,51 dan25,10 Ciuntuk fluks neutron 5 x 1013,1X101dan 2X1014ns·lcm-2selama2 periode iradiasi.Di dalam prosesproduksiini,pengotorradionuklidayangdihasilkan adalah194Irdengan waktu paro 19,15jam yang segerameluruhdalam waktu relatif singkatsetelah iradias
ANALISIS PEMBENTUKAN PENGOTOR RADIONUKLIDA PADA UJI PRODUKSI IODIUM-125 Awaludin, Rohadi; Lubis, Hotman; Pujianto, Anung; Sarwono, Daya Agung; Suparman, Ibon
Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka Vol 11 (2008): Jurnal PRR 2008
Publisher : Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (3989.769 KB)

Abstract

ANALISIS PEMBENTUKAN PENGOTOR RADIONUKLIDA PADA UJI PRODUKSI IODIUM-125. Telah dilakukan evaluasi pembentukan radionuklida pada uji produksi Iodium-125 (125I) menggunakan target xenon diperkaya. Dari uji produksi yang telah dilakukan 9 kali diperoleh bahwa sampai dengan uji produksi ke-6 tidak ditemukan adanya pengotor radionuklida. Namun pada uji produksi ke 7, 8 dan 9 ditemukan adanya Iodium-126 (126I) dengan persentase 0,088%, 0,20% dan 0,28%. Radioisotop 126I dihasilkan dari penangkapan neutron oleh 125I yang telah terbentuk di dalam kamar iradiasi. Radioisotop ini ikut terbawa ke dalam botol peluruhan bersama sama dengan gas xenon hasil iradiasi pada saat pemindahan ke botol peluruhan. Diduga bahwa filter penyaring iodium yang telah dipasang di dalam fasilitas produksi 125I telah berkurang kinerjanya. Pengotor radionuklida lain yang memungkinkan terbentuk adalah 137Cs dari isotop 136Xe yang terkandung di dalam target xenon. Sampai dengan uji produksi ke-9 tidak ditemukan adanya pengotor 137Cs di dalam hasil uji produksi. Diduga bahwa 137Cs yang terbentuk tetap tertahan di kamar iradiasi. Kata kunci: Iodium-125, produksi radioisotop, pengotor radionuklida. ANALYSIS OF RADIONUCLIDE IMPURITY FORMATION IN IODINE-125 PRODUCTION TEST. Evaluation on formation of radionuclide impurity in iodine-125 (125I)production tests has been carried out. The production tests have been carried out 9 times and the radionuclide impurity was not found until the 6th test. However, The radionuclide impurity I was found in the 7th, 8th and 9th test with percentage of 0.088, 0.20 and 0.28%. Iodine-126 was produced by neutron capture of 125I in the irradiation chamber. The radioisotope moved to the decay pot together with the irradiated xenon gas. It is considered that the performance of the iodine filter has decreased. Other possibly produced radionuclide impurity is not detected in the product. It is considered that the produced chamber. Keywords: Iodine-125, radioisotope production, radionuclide impurity.
PERHITUNGAN PEMBUATAN KADMIUM-109 UNTUK SUMBER RADIASI XRF MENGGUNAKAN TARGET KADMIUM ALAM Awaludin, Rohadi
Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka Vol 10 (2007): JURNAL PRR 2007
Publisher : Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (71.397 KB)

Abstract

PERHITUNGAN PEMBUATAN KADMIUM-109 UNTUK SUMBER RADIASI XRF MENGGUNAKAN TARGET KADMIUM ALAM. Radioisotop kadmium-109 merupakan salah satu sumber radiasi yang digunakan pada X-ray fluorescence (XRF). Untuk itu telah dilakukan kajian produksi sumber radiasi kadmium-109 untuk XRF melalui aktivasi neutron dengan sasaran kadmium alam di Central Irradiation Position (CIP) reaktor G.A. Siwabessy. Pada perhitungan ini digunakan target kadmium alam berbentuk pelet dengan diameter 2,8 mm dan panjang 2,8 mm. Hasil kajian menunjukkan bahwa 109Cd dengan radioaktivitas 17,53 MBq dapat dihasilkan pada saat end of irradiation (EOI) dengan waktu iradiasi selama 12 hari. Radioisotop lain yang turut dihasilkan dalam iradiasi ini berupa 107Cd, 115mCd, 115Cd, 117mCd dan 117Cd dengan radioaktivitas saat EOI masing-masing sebesar 1257 MBq, 177 MBq, 8451MBq, 376 MBq dan 188 MBq. Setelah beberapa bulan, radioisotop pengotor yang masih menyisa adalah 115mCd. Untuk mendapatkan radioaktivitas 109Cd dengan kemurnian radionuklida 99,0% diperlukan waktu peluruhan selama 16,4 bulan. Radioaktivitas 109Cd sebesar 8,38 MBq setelah peluruhan 16,4 bulan dari saat akhir iradiasi. Untuk mendapatkan kemurnian radionuklida 99,9% diperlukan waktu peluruhan selama 21,9 bulan. Radioaktivitas 109Cd sebesar 6,58 MBq setelah waktu peluruhan tersebut. Kata kunci: kadmium-109, kadmium alam, aktivasi neutron CALCULATION OF CADMIUM-109 PRODUCTION FOR XRF RADIATION SOURCE USING NATURAL CADMIUM TARGET. Cadmium-109 is used as radiation source in the X-ray fluorescence (XRF). A studi on production of the source by neutron activation at G.A. Siwabessy Reactor using natural cadmium has been carried out. A natural cadmium pelet with diameter 2,8 mm and length 2,8 mm was used in the calculation. Calculation results showed that 109Cd with radioactivity 17.53 MBq was obtained at the end of irradiation (EOI) for 12 days of irradiation. Radioisotopes of 107Cd, 115mCd, 115Cd, 117mCd dan 117Cd were produced in the iradiation with radioactivity 1257 MBq, 177 MBq, 8451 MBq, 376 MBq and 188 MBq respectively. After several months, radioisotope of 115mCd still remained in the irradiated cadmium. For obtaining radioactivity of 109Cd higher than 99.0%, the irradiated cadmium should be decayed for 16,4 months. Radioactivity of 109Cd was 8.38 MBq after 16.4 months of decay. For obtaining 109Cd higher than 99.9%, the irradiated cadmium should be decayed for 21.9 months from end of irradiation. Radioactivity of 109Cd was 6.58 MBq after 21.9 months of decay. Keywords: cadmium-109, natural cadmium, neutron activation.
KAJIAN PEMBUATAN ENDOVASCULAR STENTRADIOAKTIF DENGAN AKTIVASI NEUTRON Awaludin, Rohadi
Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka Vol 7, No 1 (2004): Jurnal PRR 2004
Publisher : Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (2628.686 KB)

Abstract

ABSTRAK KAJIAN PEMBUATAN ENDOVASCULAR STENT RADIOAKTIF DENGAN AKTIVASI NEUTRON. Telah dilaporkan bahwa terjadinya restenosis terbukti efektif dicegah menggunakan endovascu-/ar stent radioaktif. Dalam upay penyediaan endovascu/ar stent radioaktif tersebut, telah dilakukan kajian pembuatan endovascu/ar st nt radioaktif melalui aktivasi neutron. Di dalam kajian ini dilakukan perhitungan radioaktivitas radioisot p-radioisotop yang terbentuk dari iradiasi endovascu/ar stent terbuat dari bahan SUS316L buatan Terumo dengan fluks neutron 4 x 103ns·1cm·2 dan waktu iradiasi selama 10 menit. Hasil perhitungan menunjukkan bahwa endovascu/ar stent radioaktif akan mempunyai kandungan 56Mn, 31Si, 5ICr, 55Fe, 59Fe dan 99Mo dengan radioaktivitas 24323,13405, 12102,383,220 dan 141 Bq/mg. pada saat akhir iradiasi. Setelah peluruhan selama 10 hari, radioisotop yang masih ada berupa 51Cr, 55Fe, 59Fe  99Mo dengan  radioiaktivitas 9424, 218, 121, 30,8 Bq/mg. Setelah peluruhan selama 12 bulan, radioisotop yang menyisa berupa 55Fe dan 51 Cr dengan radioaktivitas 170,6  dan 1,5 Bq/mg. Kata kunci: endovascu/ar stent radioaktif, aktivasi neutron, SUS316L ABSTRACT PRODUCTION OF RADIOACTIVE ENDOVASCULAR STENT BY NEUTRON  ACTIV ATION. It was reported that restenosis was effectively prevented using radioactive endovascular stent. For preparing the radioactive endovasculer stent, study on production of radioactive endovascular stent by neutron activation method has been carried out. In this study, radioisotopes produced in endovascular stent composed of SUS316L were calculated with flux neutron of 4 x 1013ns·1cm·2 and irradiation time as long as 10 minutes. Calculation results showed that radioisotopes of 56Mn, 31Si, 51Cr, 55Fe, 59Fe and 99Mo with radioactivity of 24323, 13405, 12102, 383, 220 and 141 Bq/mg were produced in the stent at the end of irradiation. After 10 days, the remaining radi01sotopes were SICr, 5sFe, 59Fe dan 99Mo with radioactivity of 9424, 218, 121 and 30.8 Bq/mg. After 12 months, the remaining radioisotopes were 59Fe and 51Cr with radioactivity of 170.6 and 1.5 Bq/mg.Key words: radioactive endovascular stent, neutron activation, SUS316L
PENGARUH PENCUCIAN LARUTAN NaOCl DAN PENAMBAHAN KOLOM KEDUA ALUMINA TERHADAP YIELD DAN LOLOSAN Mo-99 DARI GENERATOR Mo-99/Tc-99m BERBASIS PZC Gunawan, Adang Hardi; Mutalib, Abdul; Lubis, Hotman; Awaludin, Rohadi; Sulaeman, .
Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka Vol 8 (2005): JURNAL PRR 2005
Publisher : Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (126.137 KB)

Abstract

PENGARUH PENCUCIAN LARUTAN NaOCl DAN PENAMBAHAN KOLOM KEDUA ALUMINA TERHADAP YIELDDAN LOLOSAN Mo-99 DARI GENERATOR Mo-99/Tc-99m BERBASIS PZC. Alumina merupakan salah satu bahan utama dalam generator Mo-99/Tc-99m yang berfungsi sebagai zat pengadsorpsi molibdenum. Keterbatasan daya serap alumina terhadap molibdenum menyebabkan senyawa ini tidak dapat digunakan sebagai pengisi kolom untuk generator Mo-99/Tc-99m yang menggunakan Mo-99 hasil aktivasi neutron. Dengan diketemukannya senyawa baru sebagai zat pengadsorpsi molibdenum yaitu PZC (poly zirconium compound), telah memberikan harapan baru untuk dapat dilakukannya pembuatan generator Mo-99/Tc-99m. Penelitian pembuatan generator Mo-99/Tc-99m dengan menggunakan senyawa PZC sebagai adsorbent merupakan bentuk kerjasama antara PRR-BATAN Serpong dengan JAERI dan Kaken Co. Jepang. Dalam penelitian ini telah dilakukan percobaan pembuatan generator Mo-99/Tc-99m dengan melihat pengaruh penambahan pencucian menggunakan larutan NaOCl terhadap Yield dan lolosan Mo-99(Mo-99 breakthrough) dalam larutan Tc-99m hasil elusi . Parameter lainnya yang digunakan untuk mengurangi lolosan Mo-99 dalam Tc-99m hasil elusi adalah penambahan kolom alumina yang ditempatkan setelah kolom Mo-99 PZC.Hasil penentuan kapasitas serap senyawa PZC terhadap molibdenum diperoleh dengan melihat aktivitas Mo-99 setelah pemanasan 3 jam campuran PZC dan molibdenum dan diperoleh hasil setiap gram PZC mampu menyerap 80-95 % mg dari 268 mg molibdenum yang direaksikan. Hasil penentuan yield elusi generator Mo-99/Tc-99m dengan larutan pencuci salin diperoleh < 50 % dan Yield meningkat menjadi > 80 % setelah pencucian dilakukan dengan menggunakan larutan NaOCl 0,5 % atau 1 % . Penggunaan larutan pencuci NaOCl 0,5 % dan penggunaan kolom alumina sebagai kolom kedua mampu menjaga kestabilan Yield hasil elusi dan meminimalkan lolosan Mo-99 pada Tc-99m hasil elusi. Kata kunci: alumina, generator PZC, Mo-99,Tc-99m, NaOCl Alumina is one of main material in Mo-99/Tc-99m generator as molybdenum adsorbent. Limitation of alumina adsorption capacity to molybdenum cause this material cannot be applied as column filler for generator Mo-99/Tc-99m using Mo-99 from neutron activation . The invention of new compound as molybdenum adsorbent , PZC ( poly zirconium compound), have shown that the materials is a promising adsorbent for generator Mo-99/Tc-99m from (n,γ) irradiated molybdenum. The research of generator Mo-99/Tc-99m by using adsorbent PZC is form of cooperation between PRR-BATAN Serpong with JAERI and Kaken Co. Japan. In this research, the effects of addition of NaOCl solution to elution yield and Mo-99 breakthrough have been done. The other parameter used in this experiment to minimize Mo-99 breakthrough in Tc-99m is addition of second column alumina placed after Mo-99 PZC column. Adsorption capacity of PZC material to molybdenum determined by heating Mo-99 solution with PZC up to 3 hours and the result indicated 1 gram PZC adsorbed 80-95 % Mo-99 from the reacted 268 mg molybdenum. Yield percentage of the Mo-99/Tc-99m generator without rinsed by saline solution obtained < 50 % and the yield increased > 80 % after the column washing by using NaOCl 0,5 % or 1 % solutions. Usage of both NaOCl 0,5 % solution and alumina column as second column can give yield stability and minimize Mo-99 breakthrough at Tc-99m effluent. Key words: Alumina, PZC generator,Mo-99,Tc-99m, NaOCl
Co-Authors . Sulaeman A.A. Ketut Agung Cahyawan W Abdul Mutalib Abdul Muthalib Abidin Abidin Adang Hardi Gunawan Anung Pujianto Anung Pujiyanto, Daya Agung Sarwono Diandono Kuntjoro Yoga Endang Sarmini Herlina Herlina Hotman Lubis Ibon Suparman Indra Saptiama Karyadi Karyadi Mochamad Subechi, Sriyono Sriyono Sulaiman Sulaiman Triani Widyaningrum Yunilda Yunilda