Article Per Year (5 Year)
p-Index From 2021 - 2026
0
P-Index
This Author published in this journals
All Journal Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka Urania Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Pharmaciana: Jurnal Kefarmasian
Adang Hardi Gunawan
Pusat Pengembangan Radioisotop dan Radiofarmaka-BATAN
Materials Science & Nanotechnology Medicine & Pharmacology

Published : 18 Documents Claim Missing Document
Claim Missing Document
Check
Articles

Found 18 Documents
Search

 1   2 
EVALUASI BIOLOGIS RADIOFARMAKA 186ReEDTMP SEBAGAI ALTERNATIF BONE PAIN PALLIATIVE AGENT Gunawan, Adang Hardi; Muthalib, Abdul; Bagiawati, Sri; Sovilawati, Evi; Lestiawati, Sri Aguswarini; Abidin, Abidin
Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka Vol 7, No 2 (2004): Jurnal PRR 2004
Publisher : Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (3018.913 KB)

Abstract

ABSTRAK Evaluasi Biologis Radiofarmaka 186Re_EDTMP (Ethylenediamine-N,N,N',N'-tetrakis(methylene phosphonic acid» sebagai Alternatif Bone Pain Palliative Agent. Beberapa penyakit kanker seperti prostat, payudara, paru-paru dan ginjal dapat mengalami metastase ke tulang. Samarium153 EDTMP merupakan radiofarmaka yang sampai saat ini secara luas digunakan untuk mengurangi rasa sakit akibat metastase kanker ke tulang. Penandaan EDTMP dengan radionuklida 186Re telah berhasil dibuat dengan kemurnian radiokimia yang tinggi dan stabil sampai hari ke 8 setelah pembuatan. Pada komplek 186Re_EDTMP yang telah dibuat, dilakukan pengujian biologis seperti biodistribusi, uji pencucian dari darah, uji pencucian dari ginjal, uji lipofilisitas, uji pengikatan pada hidroksiapatit, pencitraan dengan kamera gamma, uji sterilitas dan uji pirogenitas. Hasil uji biodistribusi dan pencitraan dengan kamera gamma menunjukkan bahwa penimbunan pada tulang yang tinggi terjadi pada 24 jam setelah penyuntikan dan diperoleh gambaran kamera gamma yang lebih baik dari pada 2 jam setelah penyuntikan. Kadar kompleks dalam darah mencapai puncaknya setelah 5 menit setelah penyuntikan dan menurun drastis pada 1 jam setelah penyuntikan. Sedangkan dalam urin 24 jam setelah penyuntikan diperoleh aktivitas sekitar 38% yang diekskresikan dalam bentuk perenat bebas. Hasil uji pengikatan komplek dengan hidroksiapatit menunjukkan komplek terikat kuat pada hidroksiapatit (68%) sampai dengan hari ke 2 setelah pencampuran. Hasil pengujian sterilitas dan pirogenitas menunjukkan sediaan tersebut steril dan bebas pirogen. Kata Kunci : 186Re_EDTMP , tulang, kemurnian radiokimia, biodistribusi. ABSTRACT Biological Evaluation of 186Re_EDTMP (Ethylenediamine-N,N,N',N'-tetrakis(methylene phosphonic acid» as an Alternative Bone Pain Palliative Agent. Bone pain is a common complication for patient with bone metastases from prostate, breasts, lung and renal cancers. Samarium-I53 EDTMP is one of the most widely used radiophannaceutical for the treatment of metastatic bone pain. Preparation of 186Re_EDTMP have been carried out with high radiochemical purity and this complex was stable up to 8 days. Biodistribution pattern of the injected complex in mice indicates that the accumulated optimum activity in the bone was obtained 24 hours post injection. Rhenium-186-EDTMP complex contents in the blood reach optimum activity after 5 minutes and decrease drastically at I hours post injection. The complex showed major renal clearance up to 38% as perrhenate ion within 24 hours after injection. Rhenium-186-EDTMP revealed strong binding to hidroxyapatite (± 68%) and stable up to 2 days. Sterility and pyrogenicity test indicated that the complex were sterile and pyrogen free. Keywords: 186Re_EDTMP, bone, radiochemical purity, biodistribution.  
PENGEMBANGAN PROSES PRODUKSI MOLIBDENUM-99 HASIL FISI DENGAN MENGGUNAKAN TARGET FOIL LOGAM Uranium PENGKAYAAN RENDAH Mutalib, Abdul; Vandegrift, G. F.; Conner, C.; Gunawan, Adang Hardi; Lubis, Hotman; Sukmana, Ateng; Purwadi, Bambang; Wisnukaton, Khadarisman; Jatmiko, Diki Tri; Sriyono, Sriyono
Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka Vol 3, No 1 (2000): JURNAL PRR 2000
Publisher : Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (8009.772 KB)

Abstract

PENGEMBANGAN PROSES PRODUKSI MOLIBDENUM-99 HASIL FISI DENGAN MENGGUNAKAN TARGET FOIL LOGAM URANIUM PENGKAYAAN RENDAH. Badan Tenaga Nuklir Nasional dan Argonne National Laboratory dewasa ini sedang melaksanakan kerja sama penelitian dan pengembangan produksi molibdenum-99 dengan menggunakan foil logam uranium pengkayaan rendah. Pembahasan dalam makalah ini lebih difokuskan terhadap hasil kerja sama pengembangan dan penelitian tersebut yang telah dilaksanakan di Pusat Pengembangan Radioisotop dan Radiofarmaka. Dalam makalah dijelaskan (1) keberhasilan pemisahan dan pemurnian 99Mo dari target foil logam uranium pengkayaan rendah yang telah diiradiasi di reaktor RSG-GA Siwabesy, dan (2) keberhasilan memodifikasi proses Cintichem. Hasil pengembangan pendahuluan metoda kuantitatif elektrodeposisi cemaran uranium dan plutonium di dalam 99Mo juga akan dijelaskan. DEVELOPMENT OF PRODUCTION PROCESSES OF FISSION PRODUCT MOLYBDENUM-99 USING LEU METAL FOIL TARGETS. A collaboration is underway between Indonesian National Nuclear Energy Agency and Argonne National Laboratory to carry out R&D on the production of molybdenum-99 using LEU (Low Enriched Uranium)-metal foil targets. A review in this paper is focused mainly on the results of laboratory experiments conducted at the Center for Development of Radioisotopes and Radiopharmaceuticals, Serpong. It describes succeses in (1) performing separation and purification of 99Mo in the irradiated LEU-metal foil targets, and (2) modifying Cintichem procedure. A method for quantitatively electrodepositing uranium and plutonium contaminants in the 99Mo is also described.
PENGGUNAAN SILIKA SEBAGAI MEDIA MIGRASI PEMISAHAN ITRIUM-90 DARI STRONSIUM-90 DENGAN METODE ELEKTROFORESIS Sulaiman, Sulaiman; Gunawan, Adang Hardi; Mutalib, Abdul
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 (3644.233 KB)

Abstract

ABSTRAKPENGGUNAAN SILIKA SEBAGAI MEDIA MIGRASI PEMISAHAN ITRIUM-90 DARISTRONSIUM-90 DENGAN METODE ELEKTROFORESIS.Itrium-90 merupakan radioisotop yangbanyak digunakan dalam kedokteran nuklir untuk keperluan terapi kanker. Untuk memperoleh 90y yangmemenuhi persyaratan terapi kanker diperlukan metode pemisahan 90y yang praktis dari campuran 90Sr/Oy.Diperlukan media migrasi yang sesuai untuk memisahkan 90y dari 90Sr dengan metode elektroforesis. Telahdilakukan penelitian penggunaan silika sebagai media migrasi pada pemisahan senyawa kompleks 90y dan90Sr menggunakan metode elektroforesis. Elektroforesis dilakukan dengan variasi 2 jenis media migrasi yaitukertas dan silika serta variasi waktu elektroforesis (2,5; 3; 4; 4,5; dan 5 jam), menggunakan penyanggatartrat 0, I M; pH 5. Dihipotesakan bahwa silika sebagai bahan anorganik dapat digunakan untuk mediamigrasi elektroforesis. Penelitian ini menggunakan 85Sr sebagai simulasi 90Sr. Percobaan menunjukkanbahwa senyawa kompleks y+3 dalam larutan penyangga tartrat migrasi ke anoda, sebaliknya Sr+2 tidakmembentuk senyawa kompleks dengan larutan penyangga dan bermigrasi ke katoda dengan kedua mediamigrasi yang digunakan. Silika dapat digunakan sebagai media migrasi untuk pemisahan 90y dari 90Sr, waktumigrasi untuk silika lebih lama dibanding dengan kertas pada parameter operasional elektroforesis yangsama. Dengan demikian data yang diperoleh dapat menjadi acuan awal yang mendukung terbentuknyagenerator 90Sr ;90Y.Kata kunci : elektroforesis, 90y, 90Sr, 85Sr, Silika.ABSTRACTUSAGE OF SILICA AS MIGRATION MEDIA FOR SEPARATION OF YTTRIUM-90FROM STRONTIUM-90 USING ELECTROPHORESIS METHOD.Yttrium-90 is one of mostly usedradioisotope for cancer therapy in nuclear medicine. For obtaining 90y which fulfill the requirements forcancer th erapy requir.e. s a simp Ie met I10d for separatIO. n 0f 90y firom 90SrpOY' mixture. A n approprIa.temigration media to separate 90y from 90Sr was required. The usage of silica as migration media on separationof 90y and 90Sr complex compound has been carried using electrophoresis method. This procedure wascarried out by varying two kinds of migration media: i.e. paper and silica; as well as varying electrophoresistime (2.5; 3; 4; 4.5; and 5 hr) using tartrat buffer 0.1 M; pH 5. It was hypothesized that the silica can be usedas anorganic material for migration on electrophoresis. The research used 85Sr as simulation of 90Sr. Theresults showed that y+3 complex in tartrat buffer migrated to anode, on the other hand, Sr+2 did not form acomplex compound with those buffer solution. The silica can be used as migration media to separate 90yfrom 90Sr. Migration time for silica was longer than paper using similar parameter of electrophoresis.Therefore, the data obtained from this study can be used as a reference to support formation of 90Sr;9°ygenerator.Keywords: Electrophoresis, 90y, 90Sr, 85Sr, Silica.
PEMISAHAN FRAKSI RADIOIOD DALAM PROSES Mo-99 HASIL FISI U-235 DAN PENGGUNAANNYA UNTUK PEMBUATAN HIPPURAN-I-131 Soenarjo, Sunarhadijoso; Gunawan, Adang Hardi; Wisnukaton, Kadarisman; Purwadi, Bambang; Sukmana, Ateng; Sriyono, Sriyono; Rukman, Rukman
Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka Vol 1, No 1 (1998): Jurnal PRR 1998
Publisher : Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (3971.795 KB)

Abstract

PEMISAHAN FRAKSI RADIOIOD DALAM PROSES 99Mo HASIL FISI 235U DAN PENGGUNAANNYA UNTUK PEMBUATAN HIPPURAN-131I. Proses produksi radioisotop 99Mo dari reaksi fisi 235U menghasilkan fraksi radioaktif non-molibdenum yang dikelompokkan dalam 3 macam fraksi, yang selama ini di PPR - BATAN masih diperlakukan sebagai limbah radioaktif, yaitu fraksi radioiod, fraksi radioxenon (gas mulia) dan fraksi uranium pasca iradiasi. Fraksi radioiod diharapkan mempunyai potensi sebagai sumber pengadaan radioisotop 131I, dan oleh karena itu dalam penelitian ini dilakukan upaya pemisahan lebih lanjut fraksi radioiod tersebut sebagai larutan "bulk" Na131I. Pemisahan dilakukan melalui pemerangkapan fraksi radioiod menggunakan kolom serat tembaga, diikuti dengan pemurnian menggunakan kolom karbon. Larutan "bulk" Na131I dihasilkan dengan elusi kolom karbon menggunakan larutan NaOH 0,2 N. Keradioaktifan total larutan "bulk" Na131I yang dihasilkan relatif rendah, diduga antara lain karena sebagian besar fraksi radioiod lolos terlepas dati kolom serat tembaga dan terperangkap dalam "cold finger" yang sebenarya dimaksudkan untuk menangkap fraksi radioxenon. Tetapi karakteristika pH, radiokimia dan radionuklidanya memenuhi persyaratan untuk larutan "bulk" Na131I. Penggunaannya untuk menandai senyawa Hippuran menghasilkan produk Hippuran-131I dengan rendemen penandaan yang baik. Akan tetapi, penggunaan kolom resin Dowex 1X8 (Cl-) 100 - 200 mesh untuk pemurnian Hippuran-131I perlu dipertimbangkan lagi karena resin tersebut mempunyai potensi cukup besar untuk mengikat spesi Hippuran-131I. SEPARATION OF RADIOIODINE FRACTION IN THE PROCESSING LINE OF 235U FISSION PRODUCED 99Mo AND ITS UTILIZATION FOR PREPARATION OF HIPPURAN-131I. Production process of 99Mo from fission of 235U in RPC - BATAN produces non-moly radioactive fractions. which are classifiable into 3 fractions, i.e. : radioiodine fraction, radioxenon (noble gas) fraction and post irradiated uranium fraction. The radioiodine fraction is expectable to be used as a source for providing radioisotope of 131I, and, therefore, an effort for separation of the radioiodine fraction was carried out. The separation was performed by trapping the radioiodine in a copper-wool column followed by purification using charcoal column. The bulk solution of Na131I was then obtained by eluting the charcoal column with 0.2 N NaOH solution. The total activity of the resulting Na131I bulk solution was relatively low, presumable due to the escape of the radioiodine from the copper-wool column into the cold finger originally used for trapping the noble gas fraction. However, the pH, radiochemical and radionuclidic purities satisfactorily met the specification required for Na131I bulk solution. Radioactive labeling yields on Hippuran with the resulting Na131I bulk solution were also satisfactory, but the purification of the resulting Hippuran-131I using Dowex lX8 (Cl-) 100 - 200 mesh resin should be reconsidered because of the adsorption of Hippuran-131I by the resin.
UNJUK KERJA GENERATOR 99Mo/99mT DENGAN RADIOAKTIVITAS 99Mo 600 DAN 800 mCi BERBASIS PZC Kadarisman, Kadarisman; Gunawan, Adang Hardi; Lubis, Hotman; Herlina, Herlina; Sriyono, Sriyono; Abidin, Abidin
Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka Vol 12 (2009): JurnaL PRR 2009
Publisher : Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (4335.436 KB)

Abstract

ABSTRAK UNJUK KERJA GENERATOR 99Mo/99mTc DENGAN  RADIOAKTIVITAS 99Mo 600 DAN 800 mCi  BERBASIS  PZc. Radioisotop 99mTc mempunyai umur paro pendek (6 jam), pemancar sinar gamma mono-energik (140 KeV), mudah membentuk senyawa komplek dengan berbagai kit, dan tidak memancarkan partikel beta, maka 99mTcmerupakan radionuklida paling ideal untuk diagnosis dibidang kesehatan dibandingkan dengan radionuklida lainnya, sehingga diagnosis kedokteran nuklir menggunakan radionuklida ini lebih 80% dari diagnosis menggunakan radioisotop di seluruh dunia dan ada sekitar 9 juta prosedur untuk diagnosis. Beberapa jenis generator 99Mo/99mTc telah dikembangkan dan dikomersialkan, sistem ekstraksi menggunakan Metil Etil Keton (MEK), produk 99mTc terkontaminasi MEK, system kromatografi alumina, kapasitas serap alumina untuk 99Mo kecil, harus menggunakan 99Mo fisi, sistem gel Zr-Mo atau Ti-Mo tidak reprodusibel, yang terakhir adalah sistem Polymer Zirconium Compound (PZC). PZC berkapasitas serap tinggi untuk 99Mo,dapat menggunakan 99Mo hasil reaksi (n,y) yang lebih murah dan hasil radionuklida 99mTclebih terjangkau, teknologi tidak rumit dan proses relatif sederhana. Akhir-akhir ini, sistem generator 99mTc berbasis PZC telah dipelajari secara mendalam meliputi profit elusi 99mTc menggunakan salin, kapasitas serap PZC terhadap 99Mo, kemurnian radionuklioda 99mTcdan kestabilan PZC. Namun perkembangan pengembangan itu baru menggunakan tingkat radioaktivitas 99Mo relatif rendah (maksimum 272 mCi), sedangkan dalam generator 99mTcminimal harus berisi 300 mCi sid 1000 mCi 99Mo. Dalam penelitian ini telah dilakukan pembuatan kolom Mo-PZC dengan tingkat radioaktivitas tinggi (600dan 800 mCi) dengan menggunakan PZC sebanyak 5,86 dan 4,42 gram. Dalam eksperimen ini diperoleh radioaktivitas 99mTc243,86 dan 308,59 mCi dengan kemurnian radionuklida masing-masing sebesar 1,87 x 10-2 dan 1,32 x 10-2 ~Ci 99Mo/mCi 99mTc.Matriks 99Mo_PZC mempunyai ukuran patikel lebih kecil, yaitu berkisar antara 0,456 sid 0,583 I-lm.Kata kunci : Generator radioisotop 99Mo/99mTc,radioisotop 99Mo,PZC, lolosan 99Mo ABSTRACT PERFORMANCE OF 99Mo/99mTc GENERATORS WITH 600 AND 800 mCi RADIOACTIVITY OF 99Mo BASED ON PZC. Radioisotope of 99mTchas half life of 6 hours, emit mono-energic gamma ray (140 KeV), easily form complex compound with various kit, and does not emit beta particle. The 99mTc represents ideal radioisotope for diagnosis in health field compared to other radionuclides. More than 80% of the diagnosis in nuclear medicine uses the radionuclide and there is about 9 million procedures for diagnosis all over the world. Some types of generator of 99Mo/99mTchave been developed and commercially used. In the extraction system using Methyl Ethyl Keton (MEK), the produced 99mTcwas contaminated by MEK, while in chromatography using alumina, the absorbent capacity of alumina for 99Mo is small and can be used for 99Mo fission product only. Generators using gel of Zr-Mo or Ti-Mo are not reproducible. The generator system developed recently was generator using Polymer Zirconium Compound (PZC) as the adsorbent. PZC have high absorption capacities for 99Mo and can be used for 99Mo from (n,y) reaction. The cost of the generator is relatively low, the technology is not complicated and the process is relatively simple. Generator system of 99mTc based on PZC have been studied intensively including elution profile of 99mTcusing saline solution, absorbtion capacity of PZC for 99Mo, radionuclide impurities in 99mTcand stability of PZC. However, the radioactivity  of  99 Mo used is still relatively low (maximum 272 mCi), while in 99Mo/99mTcgenerator, the radioactivity of 99Mo is in the range of 300 mCi to 1000 mCi 99Mo. In this research, the experiment of generators with high radioactivity of 99Mo (6 mCi) was carried out. In this experiment, 99mTc with  radioactivity of 243.86 and 308.59 mCi was obtained. The Impurity of 99Mo break through were 1,87 x 10-2 and 1,32 x 10'2 f.!Ci 99Mo/mCi 99mTc.The matrix of 99I't10-PZChave small size, in the range of 0,456 to 0,583 f.!m.Key words : 99Mo/99mTc isotope generator, 99Mo isotope, PZC, 99Mo break through.00 – 800
UJI KUALITAS PRODUK I-131 HASIL BELAH U-235 Wisnukaton, Khadarisman; Suparman, Ibon; Gunawan, Adang Hardi; Lubis, Hotman; Ritonga, Togar Marsangap; Sukmana, Ateng; Tahyan, Yayan; Haffid, Dadang; Lestari, Enny; Sriyono, Sriyono; Herlina, Herlina
Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka Vol 3, No 1 (2000): JURNAL PRR 2000
Publisher : Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (3666.88 KB)

Abstract

UJI KUALITAS PRODUK 131I HASIL BELAH 235U. Telah dilakukan uji kualitas terhadap 10 buah cuplikan produk 131I hasil belah 235U. Pemeriksaan cuplikan meliputi penetapan konsentrasi radioaktivitas 131I, pH, kemurnian radiokimia, kontaminasi radionuklida pemancar gamma dan alfa. Semua produk 131I hasil belah dalam percobaan ini pH-nya memenuhi persyaratan yang telah ditetapkan oleh Medi Physic Inc. Konsentrasi radioaktivitas 131I hasil belah 235U tidak ada yang memenuhi syarat. Sembilan cuplikan dari 10 cuplikan memenuhi persyaratan kemurnian radiokimia yang dianalisis dengan cara kromatografi kertas. Delapan cuplikan memenuhi syarat kontaminasi radionuklida pemancar alfa. Sebanyak 6 cuplikan produk 131I memenuhi syarat kontaminasi radionuklida pemancar gamma, dan ada 4 cuplikan yang tidak memenuhi syarat. Dengan demikian semua produk tidak ada yang memenuhi semua persyaratan sesuai dengan persyaratan yang telah ditetapkan oleh Medi Physic Inc. QUALITY CONTROL TESTS OF FISSION PRODUCT 131I. Quality control tests were carried out for 10 samples of fission product 131I obtained from irradiated high enriched uranium target (UI25 = 93%) from 235U. The analysis of samples covered the determination of 131I radioactivity concentration, pH of solution, and radiochemical purity as well as gamma and alpha radionuclide impurities. Results were compared to the Medi Physics quality requirements. The fission produced 131I samples in this experiment met the required pH value but no one met the required radioactive concentration. The radiochemical purity determined by paper chromatography method shows the yield more than 95 %. It was found that eight samples showed alpha emitter contaminants under the permissible value, and two others were higher than the permissible value.
Penentuan Kemurnian Radiokimia 99mTc-MIBI dengan Cepat dan Praktis menggunakan Metoda Ekstraksi Maskur, Maskur; Lestari, Enny; Sarmini, Endang; Tahyan, Yayan; Putra, Amal Rezka; Kurniasih, Dede; Gunawan, Adang Hardi
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 23, No 1 (2017): Februari 2017
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2017.23.1.3195

Abstract

Pengujian radiokimia umumnya menggunakan metoda kromatografi lapis tipis (KLT), akan tetapi memerlukan waktu pengujian lama. Oleh karena itu, perlu alternatif menggunakan metoda ekstraksi yang lebih praktis dan cepat. Pengujian dilakukan dengan cara 99mTc-MIBI diekstraksi menggunakan campuran salin dan chloroform dengan perbandingan volume = 1:1.  Campuran diekstraksi sehingga terpisah antara 99mTc-MIBI dan pengotornya, yaitu 99mTc-MIBI dalam fasa organik (Chloroform) sedangkan 99mTcO2 dan 99mTcO4- keduanya dalam fasa air (salin). Kemudian, masing-masing dicuplik dengan volume yang sama dan diukur radioaktivitasnya menggunakan Gamma Ionisation Chamber dan dihitung kemurnian radiokimianya. Hasil ekstraksi dibandingkan dengan pengujian menggunakan metoda baku KLT. Hasil penelitian menunjukkan bahwa pengujian radiokimia  kit 99mTc-MIBI menggunakan kedua metoda tersebut hasilnya hampir sama, yaitu =98,34%±0,65 (metoda baku KLT) dan 97,15%±0,56 (metode ekstraksi) dengan kepresisian pengukuran yang baik, yaitu RSD <1% (RSD metode baku KLT=0,65% dan metode ekstraksi 0,56%). Waktu pengujian yang diperlukan dengan metoda ekstraksi = 20 menit  dan metoda baku KLT =180 menit. Hasil ini menunjukkan bahwa metoda ekstraksi dapat digunakan sebagai alternatif dalam pengujian radiokimia kit MIBI. Keunggulan metoda ekstraksi adalah waktu pengujian lebih cepat dibandingkan metoda KLT.Kata kunci : Kemurnian Radiokimia, 99mTc-MIBI, metoda ekstraksi, metoda Kromatografi Lapis Tipis
OPTIMASI pH ALUMINA dan 99Mo DALAM PEMBUATAN GENERATOR 99Mo/99mTc BERBASIS MoO3 ALAM Sulaiman, Sulaiman; Sugiharto, Yono; Chairuman, Chairuman; Setiawan, Gatot; Gunawan, Adang Hardi
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 24, No 2 (2018): Juni, 2018
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2018.24.2.4159

Abstract

OPTIMASI pH ALUMINA dan 99Mo DALAM PEMBUATAN GENERATOR 99Mo/99mTc BERBASIS MoO3 ALAM. Alumina sebagai bahan penyerap telah lama digunakan untuk radioisotop 99Mo pada generator 99Mo/99mTc penghasil 99mTc yang banyak digunakan di kedokteran nuklir untuk keperluan diagnosa. Selama ini alumina digunakan untuk penyerapan 99Mo yang diperoleh dari bahan fisi 235U. Adanya pembatasan penggunaan matriks bahan fisi 235U maka alternatif lain untuk memperoleh 99Mo dengan menggunakan MoO3 alam yang diiradiasi di reaktor nuklir. Radioisotop 99Mo yang dihasilkan dari reaksi ini memiliki sifat tidak bebas pengemban sebagaimana halnya 99Mo dari hasil fisi, karena tidak semua MoO3 yang diiradiasi teraktivasi menjadi 99Mo. Pada aplikasi generator 99Mo/99mTc berbasis MoO3 alam dengan menggunakan kolom alumina, perlu diketahui pH alumina yang optimal dalam penyerapan 99Mo, dan juga pH 99Mo. Pada penelitian ini digunakan tiga variasi kolom generator berbasis alumina yaitu alumina asam, alumina netral, dan alumina basa. Bahan matriks 99Mo juga dilakukan tiga variasi pH yaitu larutan 99Mo dengan pH 4, larutan 99Mo dengan pH 7, dan larutan 99Mo dengan pH 8. Generator dielusi dengan larutan salin dan diamati setiap hari selama 3 hari dan diteruskan setelah dua hari berikutnya selama 2 hari. Penyerapan 99Mo dari MoO3 alam oleh material alumina memberikan hasil penyerapan terbaik pada penggunaan alumina asam dengan larutan 99Mo pada pH 4. Dari ketiga variasi pH larutan Mo yang memberikan yield 99mTc terbaik adalah pada penggunaan larutan 99Mo dengan pH 4. Kolom yang memberikan 99Mo breakthrough terkecil adalah di kolom alumina asam terutama menggunakan larutan 99Mo dengan pH 4. Dengan demikian, untuk menyerapkan 99Mo dari Mo alam dapat digunakan alumina asam dengan menggunakan larutan 99Mo pada pH 4..Kata kunci: 99Mo, alumina, kolom, pH, yield.
Co-Authors . Sulaeman A.A. Ketut Agung Cahyawan W Abdul Mutalib Abdul Muthalib Abidin Abidin Anas Subarnas Anung Pujiyanto Ateng Sukmana Bambang Purwadi C. Conner Cahya Nova Ardianto Chairuman Chairuman Dadang Haffid Dadang Hafid Dede Kurniasih Diki Tri Jatmiko Djoharly Djoharly Endang Sarmini Enny Lestari Eny Lestari Evi Sovilawati G. F. Vandegrift Gatot Setiawan, Gatot Herlina Herlina Hotman Lubis Ibon Suparman Imas Komala Kadarisman Kadarisman Kadarisman Wisnukaton Karyadi Karyadi Khadarisman Wisnukaton Laksmi Andri Astuti M. Sayad Martalena Ramli Maskur Maskur Mujinah Mujinah Mutalib, Abdul Nur Hatidjah Awaliyah Halid Paune, Lucky A. Purwoko Purwoko Putra, Amal Rezka Ratna Dini Haryuni Ratu Ralna Ismuha Rohadi Awaludin Rukman Rukman Sri Aguswarini Lestiawati Sri Aguswarini Lestiyowati Sri Aguswarini Lestyawati Sri Bagiawati Sri Setyowati Sriyono Sriyono Sugiharto, Yono Sulaiman Sulaiman Sunarhadijoso Soenarjo Togar M. Ritonga Togar Marsangap Ritonga Widyastuti Widjaksana Yayan Tahyan