Garuda - Garba Rujukan Digital

p-Index From 2020 - 2025

P-Index

This Author published in this journals

All Journal Ganendra: Majalah IPTEK Nuklir Jurnal Sains dan Teknologi Nuklir Indonesia (Indonesian Journal of Nuclear Science and Technology)

Duyeh Setiawan

Unknown Affiliation

Author-ID : 432216

Biochemistry, Genetics & Molecular Biology Computer Science & IT Energy Environmental Science Materials Science & Nanotechnology Mechanical Engineering Medicine & Pharmacology Physics Other

Published : 5 Documents Claim Missing Document

Claim Missing Document

Articles

KARAKTERISTIK GEL TITANIUM TUNGSTAT DAN PENGARUHNYA TERHADAP PELEPASAN RENIUM-188 Duyeh Setiawan; M . Basit; Iwan Hastiawan
GANENDRA Majalah IPTEK Nuklir Volume 16 Nomor 1 Januari 2013
Publisher : Website

Gel titanium tungstat (TiW) merupakan bahan matriks generator 188W/188Re untuk produksi radioisotop renium-188 (188Re). Gel titanium tungstat diperoleh dengan cara mereaksikan titanil dan tungsten dari kelimpahan isotop alam. Karakteristik gel titanium tungstat yang dikontrol meliputi perbandingan mol Ti:W, pH dan reaksi pemanasan, merupakan tujuan penelitian yang akan dipelajari. Pembuatan gel dilakukan dengan cara “Pre-formed” menggunakan sasaran WO3 non radioaktif. Sasaran WO3 dibuat larutan amonium tungstat (NH4)2WO4 direaksikan dengan titanium tetraklorida (TiCl4), diperoleh kondisi optimum terjadi bentuk gel pada perbandingan mol Ti:W = 1:0.7, pH 6 dan reaksi pemanasan pada suhu 60 oC.Ge. l berwarna putih dikeringkan pada suhu 80 oC dan 130 oC selama tiga jam.Karakterisasi dengan X-RD menunjukkan bahwa sifat gel menunjukkan bentuk struktur amorf. Identifikasi dengan FTIR diperoleh puncak-puncak serapan pada 3600-3000 cm-1 dari gugus –OH yang berikatan dengan titanium dan ikatan W-OH ditunjukkan pada serapan 1600 cm-1 yang lemah, puncak lain pada serapan 600-1100 cm-1 untuk serapan dari W-O. Identifikasi menggunakan metode SEM diperoleh bentuk butiran kasar, rapuhdan homogen. Gel yang telah diiradiasi dalam reaktor pada fluks neutron » 104 n/cm2/s selama 89 jam, dipaking dalam kolom yang dilengkapi “sintered glass”. Radionuklida 188Re yang terbentuk dielusi dengan larutan NaCl 0,15 M pH 5, diperoleh hasil elusi (yield) 60 %, mempunyai kemurnian radiokimia lebih besar 95 %.

PENDAYAGUNAAN REAKTOR TRIGA 2000 UNTUK PEMBUATAN RADIOISOTOP IOD-131 DENGAN METODE DISTILASI KERING Duyeh Setiawan; Toto S Suroso; Kustiwa D
Jurnal Sains dan Teknologi Nuklir Indonesia (Indonesian Journal of Nuclear Science and Technology) Vol 4, No 4 (2003): Agustus Edisi Khusus 4 2003
Publisher : BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/jstni.2003.4.4.1714

PENDAYAGUNAAN REAKTOR TRIGA 2000 UNTUK PEMBUATAN RADIOISOTOP IOD-131 DENGAN METODE DISTILASI KERING. Produksi radioiod-131I dari hasil reaksi aktivasi neutron dengan menggunakan bahan sasaran serbuk logam telurium, sampai saat ini pemisahan kimianya dilakukan dengan metode distilasi basah. Bahan kimia yang dibutuhkan menggunakan metode tersebut cukup banyak serta kurang ekonomis, walaupun mudah prosesnya dan peralatanya sederhana. Hasil akhir yang diperoleh selain aktivitas radioiod-131I dalam jumlah volume yang besar, juga dihasilkan limbah radioaktif cukup besar. Karena itu dalam upaya mencari alternatif untuk proses produksi radioiod-131I, dicoba dilakukan pemisahan dengan metode distilasi kering pada tekanan aliran gas nitrogen. Metode tersebut hanya membutuhkan bahan kimia dalam jumlah sedikit, sehingga limbah radioaktif yang dihasilkan akan sedikit pula. Percobaan dengan menggunakan 50 gr sasaran telerium dioksida yang telah diirradiasi, ditempatkan dalam cawan yang dihubungkan dengan sistem distilasi kering pada pemanasan 700 °C. radioiod-131I yang diperoleh memberikan larutan jernih pada pH 7 — 9, dengan aktivitas lebih dari 200 mCi dalam larutan 5 mL NaOH 0,1 M, dan kemurnian radio kimia lebih dan 98,00 %. Dan hasil pemeriksaan kualitas menunjukan bahwa produk akhir larutan radioiod-131I yang dihasilkan dapat dipergunakan untuk proses sintesis senyawa bertanda. Hasil percobaan ini memperkuat pertimbangan untuk dapat memanfaatkan proses produksi radioiod-131I dengan sistem distilasi kering sebagai komplemen dan radioiod-131I hasil reaksi aktivasi neutron dengan mendayagunakan reaktor TRIGA2000.

SYNTHESIS AND CHARACTERIZATION OF BENZOTRIAZOLIUM-BASED IONIC LIQUIDS FOR TECHNETIUM-99M SEPARATION FROM MOLYBDENUM BY IL-MEDIATED EXTRACTION PROCESS Yanuar Setiadi; Muhamad Basit Febrian; Ahmad Mudzakir; Azmairit Aziz; Duyeh Setiawan; Anna Kurnia Illahi; Dwi Ayu Rahmawati
Jurnal Sains dan Teknologi Nuklir Indonesia (Indonesian Journal of Nuclear Science and Technology) Vol 20, No 2 (2019): Agustus 2019
Publisher : BATAN

Various separation techniques for separation of technetium-99m (99mTc) from molybdenum-99 (99Mo) are being developed to overcome the drawbacks of using 99Mo from neutron activation technique. Ionic liquids (ILs) were used in many extraction processes in metal separation due to their high selectivity. In this research, two benzotriazolium-based ionic liquids were used as co-extractant in 99mTc/ Mo separation process via liquid-liquid extraction. 1-octyl-3-methyl-benzotriazolium iodide ([MeOcBtu]I) and 1-octyl-3-methyl-benzotriazolium bis (trifluoromethanesulfonyl) imide ([MeOcBtu]TF2N) were successfully synthesized and analyzed by FTIR, 1H-NMR and 13C-NMR. Extraction processes were conducted in various organic solvents, pH, and extraction time without/ with ionic liquids addition. The data of ratio between 99mTc distribution coefficient compared to Mo distribution coefficient showed that the addition of ionic liquids exhibited significant improvement of separation factor. The separation factor of extraction using conventional water immiscible solvent ranged between 0 – 8 and increased to 30 – 600 as ILs were added. The optimum conditions which achieved highest separation factor were pH 14 using [MeOcBtu]I-chloroform. Benzotriazolium-based ionic liquid potential to be developed as extractant in the separation of 99mTc from 99Mo. Keywords: Ionic liquids, benzotriazolium, technetium-99m, molybdenum, liquid-liquid extraction.

PEMBUATAN DAN ANALISIS FISIKO-KIMIA RADIOISOTOP SKANDIUM-47 (47Sc) DARI BAHAN SASARAN TITANIUM OKSIDA ALAM Duyeh Setiawan; Titin Sri Mulyati
Jurnal Sains dan Teknologi Nuklir Indonesia (Indonesian Journal of Nuclear Science and Technology) Vol 16, No 2 (2015): Agustus 2015
Publisher : BATAN

Radioisotop skandium-47 (47Sc) memiliki waktu paruh 3,35 hari, pemancar energi beta, Eβmax 0,441 MeV (68 %) dan 0,601 MeV (32 %), serta pemancar energi gamma, Eγ 159 keV (68 %). Radioisotop 47Sc dihasilkan oleh iradiasi neutron cepat dari target titanium berdasarkan reaksi inti 47Ti (n, p) 47Sc. Metode pemisahan 47Sc menggunakan cara kromatografi kolom dengan matriks Dowex AG 50W-x4 dalam bentuk kation (H+), selanjutnya 47Sc dielusi dengan HCl 4 M. Radioisotop 47Sc digunakan dalam bidang kedokteran nuklir untuk radioterapi dengan metode pencitraan. Karakteristik fisiko-kimia suatu sediaan radioisotop mempunyai peranan penting dalam penyebaran dan penimbunan di dalam tubuh. Oleh karena itu, untuk menjamin keberhasilan penggunaan sediaan radioisotop 47Sc perlu dilakukan analisis fisiko-kimia yang meliputi kejernihan, pH, kemurnian radionuklida dan radiokimia serta stabilitasnya pada penyimpanan. Hasil penelitian menunjukkan bahwa radio-isotop 47Sc berupa larutan jernih dengan rumus kimia 47Sccl3, memiliki pH 2, konsentrasi radioaktivitas 1,086 ± 0,0314 mCi/mL, aktivitas jenis 2,60 mCi/mg Ti (End of Irradiation = EOI), kemurnian radionuklida lebih dari 98,5 %, kemurnian radiokimia 95,22 ± 0,83 % dan masih stabil selama 5 hari disimpan di temperatur kamar. Radioisotop 47Sc yang diperoleh memiliki karakteristik fisiko-kimia untuk digunakan dalam pengembangan radiofarmaka sebagai sediaan radioterapi. PREPARATION AND PHYSICO-CHEMICAL ANALYSIS OF RADIOISOTOPE SCANDIUM-47 (47Sc) FROM NATURAL TITANIUM OXIDE MATERIAL TARGET. Radioisotopes scandium-47 (47Sc) has a half-life of 3.35 day, the energy beta transmitter Eβmax of 0.441 MeV (68 %) and 0.601 MeV (32 %), as well as gamma energy transmitter, Eγ 159 keV (68 %). Radioisotope 47Sc is produced by fast neutron irradiation of the titanium targets based on nuclear reaction 47Ti (n,p) 47Sc. Separation methods of 47Sc was done using chromatography column with a matrix of Dowex AG 50W-x4 in a cation (H+) form, and 47Sc was eluted with 4 M HCl. Radioisotope 47Sc is used in nuclear medicine for radiotherapy with imaging methods. The physico-chemical characteristics of a radioisotope has an important role in the biodistribution and bioaccumulation in the body. Therefore, in order to assure the success of usage of radioisotope 47Sc, of physico-chemical characteristic is need to be analyzed which includes clarity of solution, pH, purity of radionuclide and radiochemical, stability in the storage. The results showed that the radioisotope 47Sc was a clear solution with a chemical formula of 47ScCl3, has pH of 2 with the concentration of radioactivity 1,086 ± 0,0314 mCi/mL, specific activity of 2.60 mCi/mg Ti (End of Irradiation = EOI), the radionuclide purity more than 98.50 %, radiochemical purity 95,22 ± 0,83 % and stable after 5 days storage in room temperature. Radioisotope 47Sc that was produced has the ideal physico-chemical characteristics and can be used for the radiopharmaceutical development especially for radiotherapy.

SYNTHESIS OF BUTHYL BROMIDE LABELED 82Br FOR LEAKAGE DETECTION APPLICATION IN INDUSTRIAL PIPELINE SYSTEM Ade Suherman; Titin Sri Mulyati; Iswahyudi Iswahyudi; Badra Sanditya Rattyananda; Dessy Cartika; Winda Putri Silpia; Mentik Hulupi; Duyeh Setiawan; Muhamad Basit Febrian
Jurnal Sains dan Teknologi Nuklir Indonesia (Indonesian Journal of Nuclear Science and Technology) Vol 20, No 2 (2019): Agustus 2019
Publisher : BATAN

The detection of a leakage in an installation or pipeline in industrial complex is difficult to be done because related to security, safety, and operation condition. With expanded radioisotope application as a tracer in industry, hence a leakage in a pipe can be detected easily and qiuickly without needed excavation or stop the production process. The selection of radioisotope labeled compound as radiotracer should be examined carefully to determine the appropriate and well mixed radiotracer with the material passing through the pipeline system. Radioisotope labeled compound butyl bromide-82 (C4H982Br) as a radiotracer can be synthesized by reacting K82Br with 1-butanol and sulphuric acid (H2SO4) as a catalyst. The experiment result shows that synthesized C4H982Br by composition of 15 mL K82Br solution (0.1 gr/mL KBr) and 10 mL 1-butanol gave the highest percentage of reactions amount 50,00% and 40,95%. Characterization by FTIR showed that the product has absorption band for C-Br at 514,99-738,74 cm-1. GCMS analysis showed the peak of C4H982Br together with other 7 peaks of impurities with 43.03% percentage of C4H982Br peak. In distribution coefficient determination of C4H982Br in the test solution from industry (ethylene dichloride), Kd value of 5,1350 was obtained and more than 98% C4H982Br distilled together with ethylene dichloride in 110°C distillation process whereas no radioactivity detected in distillation flask if K82Br was used. Based on these results, C4H982Br is suitable to be applied as radiotracer for leakage detection in pipeline system with organic compounds as passing liquid including ethylene dichloride.

Co-Authors Ade Suherman Ahmad Aminudin Anna Kurnia Illahi Azmairit Aziz Badra Sanditya Rattyananda Dessy Cartika Dwi Ayu Rahmawati Iswahyudi Iswahyudi Iwan Hastiawan Kustiwa D M . Basit Mentik Hulupi Muhamad Basit Febrian Titin Sri Mulyati Toto S Suroso Winda Putri Silpia Yanuar Setiadi

Title

Found 5 Documents
Search

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Title Search

Found 5 Documents Search

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Title

Found 5 Documents
Search