cover
Article Per Year (5 Year)
All
Home Page
OAI Link
Editorial Team
Contact
Reviewer
Google Scholar
Contact Name
-
Contact Email
-
Phone
-
Journal Mail Official
-
Editorial Address
-
Location
Kota adm. jakarta selatan,
Dki jakarta
INDONESIA
Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka
Published by Badan Tenaga Nuklir Nasional
ISSN : -     EISSN : -     DOI : -
Core Subject : Health,
Medicine & Pharmacology
Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka (Journal of Radioisotopes and Radiopharmaceuticals) bertujuan untuk memajukan ilmu pengetahuan dan teknologi di bidang radioisotop, radiofarmaka dan bidang terkait, yang diwujudkan dalam bentuk makalah ilmiah hasil penelitian atau tinjauan dan gagasan.
Arjuna Subject : -
Articles 102 Documents
 7   8   9   10   11 
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.
Mekanisme Lokalisasi Sediaan Radiofarmaka Pada Organ Target Soenarjo, Sunarhadijoso
Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka Vol 17, No 1 (2014): Jurnal PTRR 2014
Publisher : Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (965.123 KB)

Abstract

Perkembangan radiofarmaka untuk tujuan terapi maupun diagnosis semakin luas ketika kemudian diketahui adanya fenomena baru dalam mekanisme lokalisasi sediaan radiofarmaka di dalam tubuh. Lokalisasi radiofarmaka pada organ target tidak hanya berdasarkan proses fisiologis dan metabolisme biasa, tetapi beberapa jenis anomali organ dapat memberikan ”sinyal” yang dapat menarik, mengakumulasi dan menahan secara spesifik senyawa substrat tertentu, sehingga radiofarmaka dengan struktur substrat tersebut akan terlokalisasi pada organ target secara spesifik pula. Tulisan ini mengelompokkan secara sederhana mekanisme lokalisasi radiofarmaka pada organ target ke dalam 2 kelompok, yaitu mekanisme non-spesifik yaitu mengikuti fisiologis dan metabolisme secara normal, dan mekanisme spesifik yang dapat dibedakan lagi menjadi mekanisme spesifik proses yang berbasis pada reaksi biokimia yang karakteristik dan mekanisme spesifik penyakit yang berbasis pada karakteritika penyakit yang tertentu. Uraian masing-masing kelompok disertai pula dengan beberapa contoh dan diharapkan dapat memperluas pemahaman dan wawasan dalam menyikapi dan menerima keberadaan dan aplikasi ilmu pengetahuan dan teknologi nuklir, khususnya di bidang kesehatan.The development  of  radiophannaceuticals  for  diagnostic  or  therapeutic purposes  waswidely growing as new phenomenon  in  the  in-body-Iocalization mechanisms of  radiophannaceutical preparation was known. Radiophannaceutical localization in target organs is not only based on usual physiological and metabolic processes, but some types of organ anomalies can provide "signals" that can bespecifically attract, accumulate and retain certain specific substrate compound, so the radiophannaceuticalhaving such substrate structure will be specifically localized to the target organ. This paper plainly presents the localization mechanism of radiophannaceutical preparations in the target organs into 2 groups, namely non-specific mechanisms that follow the nonnal physiological and metabolic processes, and the specific mechanisms that can be distinguished anymore as the process specific mechanism based on the characteristic biochemical reactions and tlJe diseases specific mechanism based on the characteristics of certain disease.The description of each group is accompanied by several examples and is expected to broaden the understanding and insight in dealing with and accept the existence and application of nuclear science and technology, particularly in the health field.Keywords : radiophannaceuticals preparations, mechanisms of localization, non-specific mechanism,process specific mechanism, disease specific mechanism.
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.
RSG-GAS BASED RADIOISOTOPES AND SHARING PROGRAM FOR REGIONAL BACK UP SUPPLY Soenarjo, Sunarhadijoso; Tamat, Swasono Rahardjo; Suparman, Ibon; Purwadi, Bambang
Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka Vol 6, No 2 (2003): Jurnal PRR 2003
Publisher : Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar

Abstract

ABSTRAK.RADIOISOTOP  BERBASIS  RSG-GAS  DAN PROGRAM KERJASAMA DUKUNGAN PASOKAN  REGIONALSebagai lembaga yang memiliki fasilitas reaktor untuk produksi radioisotop, BATAN perlu meningkatkan efektifItas biaya operasi reaktor melalui pencapaian pendayagunaan secara simultan keseluruhan fasilitas iradiasi yang tersedia dengan didukung pemanfaatan maksimal produk radioisotop yang dihasilkan. Di sisi lain, kebutuhan radioisotop di lingkungan domestik masih jauh di bawah kapabilitas maksimal produksi, tetapi ada kalanya pemenuhan kebutuhan radioisotop harus ditunda karena penyesuaian dengan jadwal operasi reaktor. Kondisi seperti ini teIjadi juga pada kebanyakan negara anggotaRCA (Bantuan KeIjasama Regional) - IAEA. Karena itu suatu program keIjasama dukungan pasokansediaan radioisotop secara regional merupakan pemikiran positif untuk pencapaian efektifItas biaya operasireaktor serta kesinambungan layanan dan pemanfaatan produk radioisotop yang  dihasilkan. Berdasarkan data hasil kegiatan produksi radioisotop domestik selama ini, maka radioisotop 311,9~0, J53Sm,12l dan 32pABSTRACT.RSG-GAS BASED RADIOISOTOPES AND SHARING PROGRAM FOR REGIONALBACK UP SUPPLY.As the owner of  the reactors used for radioisotope production, BATAN needs toincrease the effectiveness of the reactor operation cost that can be achieved by simultaneously exploiting allthe existing irradiation facility, supported by full utilization of the radioisotopes produced. On the other hand,the domestic demand of radioisotopes is much lower than the production capability but sometimes the requestis compulsory to be suspended due to reactor operation schedule. As this condition is mostly similar to that ofseveral countries of RCA Member States, a sharing program for regional back up supply seems to be apositive thought to support expectation on the effectiveness of reactor operation cost and the continuity ofradioisotope product services as well as the utilization of radioisotopes produced. Based on radioactivityachieved in each production batch at the present, 131r, 9~0, J53Sm,12srand 32pradioisotopes may be offeredfor back up supply program. Due to consideration on conformity of user demands with reactor operation andradiochemical processing costs, the concept of back up supply program should performed first by means offull utilization of the available products and not by increasing reactor operation frequency. An informationand communication network system, therefore, is absolutely needed to support infonnation exchange between the radioisotope producer, members of back up supply program and radioisotope customers.Key words: Radioisotopes production and supply, Reactor irradiation facility. 
INTERAKSI PROTON BERENERGI TINGGI DENGAN MATERI DAN APLIKASINY A UNTUK STUDI KOROSI BAHAN Kambali, Imam; Suryanto, Hari
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 (3975.235 KB)

Abstract

INTERAKSI PROTON BERENERGI TINGGI DENGAN MATERI DAN APLIKASINYA UNTUK STUDI KOROSI BAHAN.   Interaksi proton berenergi tinggi dengan materi sangat penting untuk dipelajari karena hal inilah yang mendasari pengetahuan tentang aplikasi pemakaian berkas proton untuk tujuan analisis dan modifikasi permukaan bahan. Makalah ini membahas tentang eksperimen penetrasi proton berenergi tinggi (lebih dari 10 MeV) dalam besi, tembaga dan stainless steel-304 (88-304). Berkas proton dengan energi 10,8 MeV dan 12,5 MeV masing-masing diperoleh dengan melewatkan berkas proton berenergi 24,85 MeV dan 25,6 MeV yang dihasilkan dari siklotron pada sistem degrader aluminium yang dipasang pada ujung saluran berkas. Selanjutnya berkas proton tersebut ditembakkan ke tumpukan target foil (besi, tembaga dan 88-304). Interaksi antara proton dan target menghasilkan atom radioaktif 56Co (dalam hal target besi dan 88-304) dan 65Zn (dalam hal target tembaga). Radioaktivitas yang dihasilkan dari interaksi tersebut dapat diukur untuk memperoleh inwrmasi tentang jangkauan penetrasi proton dalam target. Hasil eksperimen menunjukkan bahwa proton berenergi 10,8 MeV mampu menembus target dengan jangkauan yang tidak lebih dari 300 µm, sedangkan proton berenergi 12,5 MeV mampu menjangkau permukaan besi sampai pada kedalaman lebih dari 300 µm . Hasil eksperimen ini tidak berbeda jauh dengan hasil perhitungan menggunakan software SRIM-96. Laju korosi target ditentukan dengan menggunakan target kupon yang diiradiasi dengan proton dan ditempelkan pada pemegang kupon yang dipasang didalam pipa SS-304. Kemudian kedalam pipa tersebut dialirkan larutan HCI 0,5 M dengan debit 100 liter/menit. Laju korosi besi terukur sebesar 11,692 !-lmljam sedangkan laju korosi SS-304 sebesar 0,366 µm/jam. Kata kunci: interaksi danjangkauan proton, siklotron, studi korosi   ABSTRACT   INTERACTION OF HIGH ENERGY PROTON WITH MAITER AND ITS APPLICATION TO STUDY ON MATERIAL CORROSION.   Interaction of high-energy proton with matter is important to be studied since it is the basic knowledge employing the proton beam for the purpose of material analysis and surface modification as well. This paper presents experimental works on the penetration of high-energy proton (more than 10 MeV) through iron, copper and 88-304. The proton beams having energy of 10.8 and 12.5 MeV respectively were obtained by passing 24.85 and 25.6 MeV of cyclotron-liberated proton beam through an aluminum degrader system installed at the end of the beam line. The proton beams were then bombarded to the stack foils of the targets (iron, copper and 88-304 respectively). The proton-target interacts created radioactive atoms of 56CO(in case of iron and SS-304 targets) and 65Zn (in case of copper target). The resulting activities can be measured to get information on the proton penetration ranges in the targets. It was found that the 10.8 MeV proton beam was able to pass through the targets with the range ofless than 300 µm,while the 12.5 MeV proton beam was able to pass through the iron with the range of more than 300 µm .The results of this experiment are insignificantly different as compared to theoretical calculation  using  SRIM-96  Software. The corrosion rate of the targets was studied using proton-irradiated target coupons mounted in a coupon holder and installed in a 2"-diameter of SS-304 pipe in which 100 liters/minute of 0.5 M HCI was flowed through. The  corrosion rate of iron was found to be about 11.692 µm hour while that of SS-304 was about 0.366 µm/hour. Keywords:  interaction and range of proton, cyclotron, corrosion study
PRODUKSI TEMBAGA-64 MENGGUNAKAN SASARAN TEMBAGA FTALOSIANIN Awaludin, Rohadi; Abidin, Abidin; Sriyono, Sriyono; Herlina, Herlina
Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka Vol 9 (2006): jurnal PRR 2006
Publisher : Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (82.41 KB)

Abstract

PRODUKSI TEMBAGA-64 MENGGUNAKAN SASARAN TEMBAGA FTALOSIANIN. Radioisotop tembaga-64 (64Cu) merupakan pemancar positron yang memiliki beberapa kegunaan. Radioisotop ini dapat diproduksi dari 63 Cu melalui aktivasi neutron. Untuk mendapatkan radioisotop dengan radioaktivitas jenis yang tinggi, radioisotop ini dapat diproduksi memanfaatkan reaksi Szilard Chalmer, yaitu memanfaatkan lepasnya 64 Cu hasil iradiasi dari matrik sasaran. Tujuan dari penelitian ini adalah mendapatkan karakteristik 64Cu yang dapat diproduksi menggunakan reaktor G.A. Siwabessy dari sasaran tembaga ftalosianin. Tembaga ftalosianin sebanyak 200 mg diiradiasi di posisi pneumatic rabbit system selama 30 menit. Hasil iradiasi diukur menggunakan gamma ionization chamber untuk mendapatkan radioaktivitas yang dihasilkan. Kemurnian radionuklida diukur menggunakan spektrometer gamma. Dari tiga kali iradiasi diperoleh 64 Cu dengan radioaktivitas sebesar 5,29; 5,70 dan 5,65 mCi. Dari pengukuran menggunakan spektrometer gamma diketahui bahwa tidak ada radionuklida lain yang terdeteksi. Dari pemisahan menggunakan metode emulsi masih diperoleh yield yang rendah sebesar 2,59; 3,18 dan 5,33%. Kata kunci: tembaga-64, produksi radioisotop, tembaga ftalosianin PRODUCTION OF COPPER-64 USING COPPER PHTHALOCYANINE TARGET. Copper-64 is a positron emmiter radioisotope with a wide range of applications. The radioisotope can be produced by neutron activation method from 63 Cu. For obtaining high specific radioactivity, Szilard Chalmer method can be applicated, using the recoiling of 64 Cu from the target matrix. The objective of this study is obtaining the characteristics of 64 Cu that is produced using G.A. Siwabessy reactor with copper phthalocyanine target. Copper phthalocyanine 200 mg was irradiated at pneumatic rabbit sytem of GA Siwabessy reactor for 30 minutes. The radioactivity of Cu was measured by gamma ionization chamber. The radionuclide purity was determined by gamma spectrometer. From 3 times of irradiation of 200 mg of copper phthalocyanine, the Cu as high as 5.29, 5,70 and 5,65 mCi was obtained. The results of gamma spectrometer measurement showed that any other radioisotopes were not detected. Low yield (2.59; 3.18 and 5.33%) was obtained by separation using emulsion method. Key words: Copper-64, radioisotope production, copper phthalocyanine.
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.
PEMBUATAN NANOPARTIKEL EMAS SEBAGAI STUDI AWAL PEMBUATAN KOMPOSIT NANOPARTIKEL EMAS-DENDRIMER RADIOAKTIF Mahardika, Pratiti; Oktavia, Ratri; Mujinah, Mujinah
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

Abstract

ABSTRAKPEMBUATAN NANOPARTIKEL EMAS SEBAGAI STUDI AWAL PEMBUATANKOMPOSIT NANOPARTIKEL EMAS-DENDRIMER RADIOAKTIF.Telah dilakukan pembuatan nanopartikel emas sebagai bahan baku pembuatan komposit nanopartikel emas-dendrimer radioaktif untuk nanobrakiterapi kanker prostat. Pada penelitian yang dilakukan oleh Khan Mohamed K.. et al. telah terbukti bahwa nanopartikel emas radioaktif efektif mengurangi pertumbuhan kanker prostat. Nanopartikel emas diinjeksikan ke sel kanker dengan media pembawa dendrimer. Penelitian pendahuluan pembuatan komposit nanopartikel emas-dendrimer radioaktif ini dilakukan dengan melarutkan foil cmas dalam aqua regiq dan mengeringkannya. melakukan pembentukan HAuCl1 kemudian melakukan pcnambahan stabilizer untukpenbentukan partikel berukuran nano. Oari hasil percobaan diperoleh nanopartikel emas terkecil berukuran 44,3 nm dengan ukuran rerata 204.3 nm.Kata kunci: nanopartikel emas, nanobrakiterapi, dendrimerABSTRACTPREPARATION OF GOLD NANOPARTICLE AS A FIRST STEP OF MAKING ARADIOACTIVE GOLD NANOPARTICLE-DENDRIMER COMPOSITE.Preparation of gold nanoparticle as a raw material for making radioactive gold nanoparticle-dendrimer composite for nanobrachytherapy prostate cancer was carried out. Khan Mohamed K.. et al.. reported that radioactive gold nanoparticle effectively reduced prostate cancer growth. Gold nanoparticle was injected to cancer cell withdendrimer as the carrier. A preliminary research of making radioactive gold nanoparticle-dendrimer composite was started with dissolving gold foil in aqua regia and dried, forming gold chloride then stabilizer was added to form nanometer size particle. The experiment resulted in gold nanoparticle with smallest size of 44.3 nm and average size of 204.3 nm.Key words: gold nanoparticle, nanobrachytherapy

Page 10 of 11 | Total Record : 102

 7   8   9   10   11 

Filter by Year

1998 2015


Reset
Filter By Issues
All Issue Vol 18, No 1 (2015): JURNAL PTRR 2015 Vol 17, No 1 (2014): Jurnal PTRR 2014 Vol 16, No 1 (2013): JURNAL PRR 2013 Vol 15, No 2 (2012): JURNAL PRR 2012 Vol 14, No 1 (2011): Jurnal PRR 2011 Vol 13, No 2 (2010): Jurnal PRR 2010 Vol 13, No 1 (2010): Jurnal PRR 2010 Vol 12 (2009): JurnaL PRR 2009 Vol 11 (2008): Jurnal PRR 2008 Vol 10 (2007): JURNAL PRR 2007 Vol 9 (2006): jurnal PRR 2006 Vol 8 (2005): JURNAL PRR 2005 Vol 7, No 2 (2004): Jurnal PRR 2004 Vol 7, No 1 (2004): Jurnal PRR 2004 Vol 6, No 2 (2003): Jurnal PRR 2003 Vol 6, No 1 (2003): Jurnal PRR 2003 Vol 5, No 1/2 (2002): JURNAL PRR 2002 Vol 4, No 1,2 (2001): JURNAL PRR 2001 Vol 3, No 1 (2000): JURNAL PRR 2000 Vol 2, No 1/2 (1999): JURNAL PRR 1999 Vol 1, No 2 (1998): JURNAL PRR 1998 Vol 1, No 1 (1998): Jurnal PRR 1998 More Issue