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
Hotman Lubis
Pusat Pengembangan Radioisotop dan Radiofarmaka-BATAN.
Medicine & Pharmacology

Published : 14 Documents Claim Missing Document
Claim Missing Document
Check
Articles

Found 14 Documents
Search

 1   2 
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.
PEMISAHAN RADIOISOTOP 188Re DARI RADIOISOTOP 188WMELALUI KOLOM GENERATOR 188W/188Re BERBASIS ALUMINA Sriyono, Sriyono; Lubis, Hotman; Sarmini, Endang; Herlina, Herlina; Saptiama, Indra
Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka Vol 16, No 1 (2013): JURNAL PRR 2013
Publisher : Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (1238.803 KB)

Abstract

ABSTRAK PEMISAHAN  RADIOISOTOP 188Re  DARI  RADIOISOTOP 188W MELALUI  KOLOM GENERATOR 188W/188Re  BERBASIS  ALUMINA. Renium-188 (188Re ) adalah jenis radioisotop yang mempunyai waktu paruh 16,98 jam, pemancar partikel beta dengan energi maksimum 2,12 Mev (100%) dan sinar gamma dengan energi 155 keV (15%) sehingga cocok digunakan untuk terapi kanker termasuk paliatif nyeri tulang dan terapi radiasi intravascular serta sekaligus untuk pencitraan. Radioisotop 188Re bias diperoleh dari hasil peluruhan radioisotop Tungsten-188 (188W) dengan waktu  paruh 69,4 hari yang diserapkan pada kolom alumina. Kemudian, 188Re dikeluarkan dari kolom tersebut dengan cara elusi menggunakan larutan salin (NaCl 0,9%). Sebagai radionuklida induk, 188W bisa dihasilkan dengan mengiradiasi sasaran Tungsten metal (W-metal) atau  tungsten oksida (WO3) diperkaya 186W hingga >95% di dalam  reaktor yang mempunyai fluks neutron tinggi (>1015 n/cm2/detik). Dalam penelitian ini telah dilakukan pemisahan radioisotop 188Re dari 188W menggunakan kolom generator 188W/188Re berbasis alumina dengan cara elusi menggunakan larutan salin (NaCl 0,9%). Sasaran yang digunakan adalah serbuk W-metal yang diperkaya186W hingga 99,79% yang diiradiasi di reaktor G.A. Siwabessy dengan fluks neutron 1,2 x 1014 n/cm2/detikselama ± 20 hari. Radionuklida 188W hasil iradiasi tersebut selanjutnya di-loading ke dalam kolom generator berbasis alumina. Dari kegiatan ini diperoleh yield 188W sebesar 93% dengan aktifitas jenis 0,033 Ci/g,larutan sodium perenat yang jernih tak berwarna dengan pH = 5,5. Generator 188W/188Re dielusi sekali seminggu selama ± 3 bulan dan diperoleh yield 188Re rata-rata 65%, kemurnian radionuklida 100% (lolosan188W tidak terdeteksi), kemurnian radiokimia >99,95%. Kata Kunci : Alumina, Kolom generator 188W/188Re, Radioisotop terapi 188Re, Tungsten-188. ABSTRACT SEPARATION  OF RADIOISOTOPE 188Re  FROM 188W  BY COLUMN  GENERATOR 188W/188Re BASED ALUMINA. Renium-188(188Re) is a type of radioisotope which have a halflife 16.98 hours,transmitters beta particles with a maximum energy 2.12 Mev (100%) and gamma rays with energies 155 keV(15%) so that it is suitable for cancer therapies including bone pain palliative and radiation therapyintravascular and also for Imaging. Rhenium-188 radioisotope can be obtained from decay of Tungsten-188(188W) with halflife 69.4 days that absorbed on alumina column. Then, the 188Re eluted from the aluminacolumn using saline solution (0.9% NaCl). As the radionuclide parent, 188W can be produced by irradiated of Tungsten metal or tungsten oxide (WO3) enriched targets up to >95 % as Tungsten-186 in the reactor that have a high neutron flux ( >1015 n/cm2/sec). In this research was separated of 188Re radioisotopes from 188Win the 188W/188Re generator based alumina column by elution using a saline solution (0.9% NaCl). Targetused is Tungsten-metal powder enriched 99.79% as 186W were irradiated in the GA Siwabessy reactor by neutron flux 1.2 x 1014 n/cm2/sec. for ± 20 days. Radionuclide 188W irradiation results then will be loaded into the generator column based alumina. This activity obtained 93% 188W yield by specific activity 0.033Ci/g, clear colorless solution of sodium perhenate with pH = 5.5. Column 188W/188Re generator was elutedonce a week for 3 months and obtained 188Re yields an average of 65%, 100% radionuclide purity (188W breakthrough not detected), >99.95%  radiochemical purity. Keywords : Alumina, 188W/188Re generator column, therapeutic radioisotope 188Re, Tungsten-188  
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.
Co-Authors . Sulaeman A.A. Ketut Agung Cahyawan W Abdul Mutalib Abdul Muthalib Abidin Abidin Adang H. Gunawan Adang Hardi Gunawan Anung Pujianto Ateng Sukmana Bambang Purwadi C. Conner Dadang Haffid Dadang Hafid Daya Agung Sarwono Diki Tri Jatmiko Edi Sucipto Endang Sarmini Enny Lestari G. F. Vandegrift Hambali Hambali Herlan Setiawan Herlina Herlina Hery Widijanto Ibon Suparman Indra Saptiama Kadarisman Kadarisman Khadarisman Wisnukaton Moch. Subechi Muhammad Subechi Mujinah Mujinah Rohadi Awaludin Sriyono Sriyono Sulaiman Sulaiman Togar Marsangap Ritonga Yayan Tahyan