Articles
14 Documents
Search results for
, issue
"JFN Vol 8 No 1 Mei 2014"
:
14 Documents
clear
<![CDATA[PRINSIP UJI PRAKLINIS DAN KLINIS DALAM PENGEMBANGAN RADLOFARMAKA PENYIDIK KANKER ]]>
<![CDATA[Hendris Wongso]]>;
<![CDATA[Iim Halimah]]>
<![CDATA[ Jurnal Forum Nuklir JFN Vol 8 No 1 Mei 2014 ]]>
Publisher : <![CDATA[BATAN ]]>
Show Abstract
|
Download Original
|
Original Source
|
Check in Google Scholar
|
Full PDF (2680.384 KB)
|
DOI: 10.17146/jfn.2014.8.1.3487
<![CDATA[PRlNSIP UJI PRAKLINIS DAN KLINIS DALAM PENGEMBANGAN RADIOFARMAKA PENYIDIK KANKER. Kematian akibat penyakit kanker masih menjadi perhatian serius di berbagai belahan dunia. Upaya dalam mengurangi tingginya angka kematian tersebut terus dilakukan, salah satunya dengan metode diagnosis menggunakan radiofarmaka. Di dalam mengembangkan radiofarmaka penyidik kanker, terdapat beberapa prinsip yang harus dipatuhi. Prinsip ini sangat penting diketahui oleh para peneliti terutama yang terkait dengan pemanfaatan sumber daya hewan coba di dalam uji praklinis dan relawan (volunter) di dalam uji klinis. Pelaksanaan uji praklinis maupun uji klinis harus didasarkan pada etika penelitian yang telah disepakati dan diakui secara universal baik itu metode maupun tahapan penelitian. Etika tersebut bertujuan untuk menjamin keselamatan dan kesehatan hewan coba atau manusia di dalam setiap uji yang dilakukan. Pada uji praklinis cakupan kode etik yang dipersyaratkan meliputi kesejahteraan hewan percobaan yang digunakan sebagai objek penelitian. Selain itu, etika ini juga bertujuan untuk menjamin keselamatan personil yang bekerja di laboratorium. Uji praklinis meliputi uji pirogenitas, toksisitas, biodistribusi, renal clearance, blood clearance, dan scanning. Untuk uji klinis, penggunaan volunter dalam pengujian radiofarmaka penyidik kanker juga harus didasarkan pada prinsip yang tertuang dalam etika yang ada. Dengan adanya prinsip-prinsip dalam pengembangan radiofarmaka maka diharapkan peluang terjadinya berbagai kesalahan maupun penyelewengan aturan di dalam proses penelitian dapat dihindari. ]]>
<![CDATA[OPTIMASI PEMBUATAN COATED TUBE HUMAN SERUM ALBUMIN (HSA) UNTUK KIT RADIOIMMUNOASSAY (RIA) MIKROALBUMINURIA ]]>
<![CDATA[Sutari Sutari]]>;
<![CDATA[V. Yulianti S.]]>;
<![CDATA[Triningsih Triningsih]]>;
<![CDATA[Gina Mondrida]]>;
<![CDATA[Agus Ariyanto]]>;
<![CDATA[Sri Setiyowati]]>;
<![CDATA[Puji Widayati]]>;
<![CDATA[Wening Lestari]]>
<![CDATA[ Jurnal Forum Nuklir JFN Vol 8 No 1 Mei 2014 ]]>
Publisher : <![CDATA[BATAN ]]>
Show Abstract
|
Download Original
|
Original Source
|
Check in Google Scholar
|
Full PDF (2601.863 KB)
|
DOI: 10.17146/jfn.2014.8.1.3476
<![CDATA[OPTIMASI PEMBUATAN COATED TUBE HUMAN SERUM ALBUMIN (HSA) UNTUK KIT RADIOIMMUNOASSAY (RIA) MIKROAMBUMIN. Radioimmunoassay (RIA) adalah suatu metoda analisis berdasarkan pada reaksi imunologi yakni ikatan antigen-antibodi, metoda ini sangat spesifik dan peka digunakan untuk menentukan kadar zat-zat yang ada di dalam cairan tubuh seperti serum, urine dan lainnya sehingga dapat digunakan untuk mengevaluasi suatu penyakit metabolik seperti diabetes melitus. Penelitian dan pengembangan teknologi Kit RIA mikroalbuminuria dengan metode coated tube dilakukan melalui beberapa tahap yakni optimasi pembuatan komponen kit, optimasi assay, validasi assay dan uji klinis. Telah dilakukan penelitian tentang optimasi pembuatan coated tube HSA salah satu komponen kit RIA mikroalbuminuria untuk pemisah fasa padat. Tujuan dari penelitian ini adalah untuk mendapatkan coated tube HSA yang dapat menghasilkan % B/T yang optimum dengan % NSB yang minimum dan memenuhi persyaratan untuk assay. Penelitian dilakukan dengan cara melakukan optimasi larutan dapar sebagai pelarut poliklonal antibodi (Pab)-HSA, optimasi volume coaling (volume Pab-HSA) dan optimasi konsentrasi larutan blocking. Hasilnya menunjukkan bahwa larutan dapar karbonat bikarbonat 0,05 M pH 9,6 memberikan hasil yang optimum sebagai pelarut Pab-HSA pada titer 1:3000, volume Pab-HSA 750 µL dengan 750 µL larutan bovine serum albumin (BSA) 1 % sebagai blocking dan diperoleh % BIT dan % NSB masing-masing 46,49% ± 0,57 dan 0,77% ± 0,04 serta memenuhi persyaratan Kit RIA untuk assay.]]>
<![CDATA[UJI FUNGSI PROTOTIP PERANGKAT MEKANIK BRAKITERAPI MDR-Ir192-IB10 ]]>
<![CDATA[Tri Harjanto]]>;
<![CDATA[Indarzah M.]]>;
<![CDATA[Ari Satmoko]]>
<![CDATA[ Jurnal Forum Nuklir JFN Vol 8 No 1 Mei 2014 ]]>
Publisher : <![CDATA[BATAN ]]>
Show Abstract
|
Download Original
|
Original Source
|
Check in Google Scholar
|
Full PDF (2396.318 KB)
|
DOI: 10.17146/jfn.2014.8.1.3483
<![CDATA[UJI FUNGSI PROTOTIP PERANGKAT MEKANIK BRAKITERAPI MDR-lrI92-IB10. Telah dilakukan uji fungsi prototip sistem mekanik perangkat brakiterapi MDR-lr-I92-IB10, untuk mendapatkan data kesesuaian antara persyaratan disain dengan hasil prolotip yang telah dibuat. Perangkat ini merupakan prototip hasil rancang bangun PRPN-Batan yang bertujuan untuk terapi kanker. Serangkaian uji perangkat brakiterapi harus dilakukan untuk memperoleh data unjuk kerja. Perangkat brakiterapi merupakan integrasi dari sistem yang terdiri dari komponen sumber radiasi. Sistem mekanik dan software kontrol serta treatment planning system (TPS). Pada uji fungsi ini yang diamati adalah unjuk kerja integrasi sumber radiasi dengan sistem mekanik dengan tolok ukur ketepatan perintah software pada distribusi channel, kecepatan sumber diharapkan 35 mm/detik dan ketepatan posisi simpangan diharapkan maksimum 1 mm. Hasil pengujian menunjukkan bahwa ketepatan perpindahan distributor channel sesuai rancangan, kecepatan sumber hasil pengamatan antara 15 mm/dt sampai 20 mm/detik masih dibawah kecepatan yang diharapkan, sedangkan ketepatan posisi cukup baik kurang dari 1 mm. ]]>
<![CDATA[WARM UP CYCLE DALAM RANGKA PROSES PEMELIHARAAN DETEKTOR HPGe ]]>
<![CDATA[Dewita Dewita]]>;
<![CDATA[Wagirin Wagirin]]>;
<![CDATA[Aris Basuki]]>
<![CDATA[ Jurnal Forum Nuklir JFN Vol 8 No 1 Mei 2014 ]]>
Publisher : <![CDATA[BATAN ]]>
Show Abstract
|
Download Original
|
Original Source
|
Check in Google Scholar
|
Full PDF (1329.206 KB)
|
DOI: 10.17146/jfn.2014.8.1.3482
<![CDATA[WARM UP CYCLE DALAM RANGKA PROSES PEMELIHARAAN DETEKTOR HPGE. harus dilakukan, saat indikasi vakum bermasalah dan arus bocor meningkat muncul. Apa bila tidak dilakukan maka akan membuat kinerja detektor menurun dan berakhir dengan tidak dapat digunakan. Tulisan ini menguraikan penyebab menurunnya kinerja detektor seperti vakum bermasalah dan setup instrument yang tidak lengkap serta unjuk kerja detektor pasca warm up cycle dilakukan. Harapannya akan berguna bagi pengelola laboratorium, mahasiswa, peneliti diluar spesialisasi mereka untuk memperluas pemahaman mereka. ]]>
<![CDATA[ANALISIS KESELAMATAN lRADIASI TARGET Nd2O3 DI REAKTOR RSG-GAS ]]>
<![CDATA[Sutrisno Sutrisno]]>;
<![CDATA[Ariyawan Sunardi]]>;
<![CDATA[Sunarko Sunarko]]>
<![CDATA[ Jurnal Forum Nuklir JFN Vol 8 No 1 Mei 2014 ]]>
Publisher : <![CDATA[BATAN ]]>
Show Abstract
|
Download Original
|
Original Source
|
Check in Google Scholar
|
Full PDF (2479.988 KB)
|
DOI: 10.17146/jfn.2014.8.1.3478
<![CDATA[ANALISIS KESELAMATAN REAKTlVlTAS TARGET Nd2O3 DI REAKTOR RSG-GAS. Radioisotop Neodimium-149 merupakan salah satu radioisotop yang dipergunakan di bidang kesehatan. Untuk menghasilkan radioisotop tersebut dapat dilakukan dengan cara mengiradiasi target Nd2O3 di teras reaktor RSG G.A Siwabessy. Untuk kepentingan pengguna dan keselamatan operasi dilakukan beberapa perhitungan antara lain perpindahan panas dari target ke lingkungan, besarnya reaktivitas target yang dihasilkan dan perhitungan tegangan termal akibat kenaikan tekanan internal. Perhitungan perpindahan panas menggunakan paket program GENGTC, perhitungan tegangan termal akibat kenaikan tekanan internal dengan manual untuk besarnya reaktivitas target menggunakan paket program BATAN 2-DIFF. Dari hasil perhitungan untuk iradiasi target Nd2O3 dengan berat 1 gram, besarnya suhu di pusat target adalah 562,09 ⁰c (titik leleh Nd2O3=2272 ⁰C), tarikan tangensial (ft)=28,38 Pa dan tarikan aksial (fa= 14, 19 Pa) pada harga fallowable=69,948 Pa, serta perhitungan reaktivitas (ρ) Nd2O3 1 Gram adalah +0.00065% (reaktivitas yang disyaratkan maksimum ± 0.5 %) sehingga target Nd2O3 dengan berat 1 gram aman untuk diiradiasi di reaktor RSG-GAS.]]>
<![CDATA[TINJAUAN PROSES PELAPISAN TRISO SECARA FLUIDISASI PADA PARTIKEL UO2 DAN PENGARUH TEMPERATUR PADA LAPISAN SIC ]]>
<![CDATA[Sigit Sigit]]>
<![CDATA[ Jurnal Forum Nuklir JFN Vol 8 No 1 Mei 2014 ]]>
Publisher : <![CDATA[BATAN ]]>
Show Abstract
|
Download Original
|
Original Source
|
Check in Google Scholar
|
Full PDF (2856.429 KB)
|
DOI: 10.17146/jfn.2014.8.1.3484
<![CDATA[TINJAUAN PROSES PELAPISAN TRISO SECARA FLUIDlSASI PADA PARTIKEL UO2, DAN PENGARUH TEMPERATUR PADA LAPlSAN SiC. Tinjauan mengenai proses pelapisan TRISO pada partikel UO2, dengan cara fluidisasi dan pengaruh temperatur pada lapisan SiC yang terbentuk bertujuan untuk menyiapkan proses pelapisan kernel tersinter sebagai bahan bakar Reaktor berpendingin Gas Temperatur Tinggi (RGTT) dengan mempelajari dan memahami terlebih dahulu proses fluidisasi dan pelapisan sehingga akan mempermudah dalam pelaksanaan proses pelapisan, mengingat fluidisasi memegang peran yang sangat penting. Reaktor berpendingin Gas Temperatur Tinggi atau High Temperature Gas-cooled Reactor (HTGR) menggunakan partikel (kernel) bahan bakar UO2, UCO, campuran UO2+ThO2, atau UC+ThC bentuk bola teriapis TRISO (tri-isotropic). Pembuatan bahan bakar telah dilakukan dengan proses gelasi ekstemal dari uranil nitrat keasaman rendah ditambah dengan aditif polivinil alkohol dan tetra hidro furfuril alkohol, kemudian dilakukan pencucian terhadap gel yang diperoleh, pengeringan, kalsinasi dan sintering. Pada makalah ini dibahas berbagai aspek dalam proses fluidisasi untuk pelapisan partikel bahan bakar nuklir, juga disajikan hasil pembuatan kernel UO2 tersinter, kemudian dilakukan pembahasan tentang pengaruh temperatur terutama pada porositas dan pori-pori lapisan, mikrostruktur dan interaksi dengan hasil fisi. Pada temperatur 1500 °C ukuran pori-pori kurang dari 1,5 µm, namun bila temperatur dinaikkan ke 1600 ⁰C menjadi 2 µm dan terjadi deposisi fasa β-SiC + C. ]]>
<![CDATA[PENGOLAHAN LIMBAH RADIOAKTIF CAIR YANG MENGANDUNG DETERGEN DENGAN CARA OZONASI DIIKUTI PENJERAPAN ]]>
<![CDATA[Noor Anis Kundari]]>;
<![CDATA[Emma Anjariyanti]]>;
<![CDATA[Suryo Rancono]]>
<![CDATA[ Jurnal Forum Nuklir JFN Vol 8 No 1 Mei 2014 ]]>
Publisher : <![CDATA[BATAN ]]>
Show Abstract
|
Download Original
|
Original Source
|
Check in Google Scholar
|
Full PDF (1800.598 KB)
|
DOI: 10.17146/jfn.2014.8.1.3474
<![CDATA[PENGOLAHAN LIMBAH RADIOAKTIF CAIR YANG MENGANDUNG DETERJEN DENGAN OZON DIlKUTI PENJERAPAN. Ozon merupakan oksidator kuat untuk mendegradasi senyawa organik sedangkan zeolit mempunyai karakter sebagai penjerap. Kombinasi dari ke dua proses punyai potensi untuk mengolah limbah radioaktif cair yang mengandung deterjen. Penelitian ini bertujuan untuk menentukan efektivitas pengolahan limbah radioatif cair dengan metode ozonasi diikuti penjerapan dengan menghitung nilai faktor dekontaminasi (FD) dan efisiensi pcngolahan (EP). Selain itu juga memperoleh persamaan kecepatan penurunan COD pada proses penjerapan setelah proses ozonasi. Penelitian dilakukan secara batch dengan variabel waktu. Laju produksi ozon mesin ozonizer yang digunakan penelitian ini adalah 1,0175 x 10-5g O3/detik. Hasil penelitian menunjukkan nilai COD dan TS turun dengan semakin lamanya proses ozonasi, reaksi berlangsung pada orde satu dengan persamaan kecepatan penurunan COD: -r COD = -d[COD]/dt = 0,034 [COD]-1, nilai FD dan EP dari proses penjerapan sebesar 145,773 dan 99,3 14%.]]>
<![CDATA[PREDIKSI PROSES PENDINGINAN BAHAN DI PLTN DENGAN JARINGAN SYARAF DAN ALGORIMA GENETIKA ]]>
<![CDATA[Mike Susmikanti]]>;
<![CDATA[Ghofir Ghofir]]>
<![CDATA[ Jurnal Forum Nuklir JFN Vol 8 No 1 Mei 2014 ]]>
Publisher : <![CDATA[BATAN ]]>
Show Abstract
|
Download Original
|
Original Source
|
Check in Google Scholar
|
Full PDF (2345.174 KB)
|
DOI: 10.17146/jfn.2014.8.1.3479
<![CDATA[PREDIKSI PROSES PENDINGINAN BAHAN DI PLTN DENGAN JARINGAN SYARAF DAN ALGORITMA GENETIK. Prediksi proses pendinginan bahan merupakan faktor utama untuk mengetahui sifat mekanik pada bahan yang digunakan di PLTN. Hal ini untuk mencegah korosi dan keretakan. Proses pendinginan mempengaruhi sifat mekanik bahan seperti creep dan fatigue. Tujuan dari penelitian ini adalah membuat suatu pemodelan terhadap proses pendinginan bahan yang digunakan di PLTN menggunkan algoritma genetika dan jaringan syaraf. Pemodelan dengan neural network dalam hal ini dilakukan untuk memperoleh sifat bahan yang digunakan. Neural network merupakan sistem pembelajaran dan pelatihan untuk model non linier. Dalam hal optimasi untuk mengetahui sifat mekanik materiat digunakan algoritma genetik. Data hasil eksperimen digunakan untuk pembelajaran dan pelatihan. Diperoleh nilai tegangan sebenarnya yang optimal dan pemodelan untuk memprediksi proses pendinginan terhadap bahan yang digunakan di PLTN. ]]>
<![CDATA[PEMUNGUTAN ISOTOP HASIL FISI I37CS DAN UNSUR BERMASSA BERAT DARI BAHAN BAKAR U3SI2-AL PASCA IRADIASI ]]>
<![CDATA[Aslina B Ginting]]>;
<![CDATA[Dian A.]]>;
<![CDATA[Noviarty Noviarty]]>;
<![CDATA[Yanlinastuti Yanlinastuti]]>;
<![CDATA[Arif N.]]>;
<![CDATA[Boybul Boybul]]>;
<![CDATA[Rosika K]]>
<![CDATA[ Jurnal Forum Nuklir JFN Vol 8 No 1 Mei 2014 ]]>
Publisher : <![CDATA[BATAN ]]>
Show Abstract
|
Download Original
|
Original Source
|
Check in Google Scholar
|
Full PDF (3465.36 KB)
|
DOI: 10.17146/jfn.2014.8.1.3485
<![CDATA[PEMUNGUTAN ISOTOP HASIL FISI I37Cs DAN UNSUR BERMASSA BERAT DARI BAHAN BAKAR U3Si2-Al PASCA IRADIASI. Telah dilakukan pemungutan dan analisis isotop I37Cs dengan unsur bermassa berat yang terkandung di dalam pelat elemen bakar (PEB) U3Si2-Al pasca iradiasi. Tujuan dilakukannya pemungutan adalah untuk mendapatkan kandungan isotop I37Cs,235U dan 239Pu di dalam PEB U3Si2-Al pasca iradiasi dan selanjutnya akan digunakan untuk perhitungan burn up. Pemungutan dilakukan dengan metode penukar kation menggunakan zeolit Lampung. Larutan U3Si2-Al pasca iradiasi dipipet sebanyak 150 µL dan dimasukkan ke dalam vial 4 (empat) buah. Ke dalam masing-masing vial tersebut ditambahkan zeolit Lampung dengan variasi berat 300, 400, 500 dan 600 mg. Selanjutnya dilakukan proses penukar kation dengan pengocokan selama 1 jam menggunakan shaker dengan kecepatan 20 rpm dan didiamkan selama 24 jam. Hasil proses penukar kation menunjukkan terpisahnya paduan I37Cs zeolit sebagai fasa padat dengan isotop U, Pu sebagai unsur bermassa berat (heavy element, HE) dalam fasa cair . Padatan I37Cs -zeolit kemudian ditimbang dan dianalisis dengan spektrometer-g sehingga diperoleh kandungan isotop I37Cs di dalam 150 µL PEB U3Si2-Al pasca iradiasi. Untuk mengetahui kandungan isotop U dan Pu sebagai HE di dalam fasa cair dilakukan pemipetan supernatan sebanyak 250 µL dan dikenakan proses elektrodeposisi menggunakan media burfer (NH4)2SO4 1M pada kondisi kuat arus 1,2 A dengan jarak elektroda 10 mm selama 2 jam. Selanjutnya dilakukan pengukuran dan analisis isotop U, Pu dengan spektrometer-α. Hasil pengukuran menunjukkan bahwa zeolit Lampung dengan berat 500 mg adalah berat optimum dan digunakan untuk memungut isotop hasil fisi (I37Cs) dari HE di dalam 150 µL PEB U3Si2-Al pasca iradiasi. Kandungan isotop I37Cs diperoleh sebesar 0,0 118 µg , isotop 235U sebesar 0,3110 µg dan unsur HE sebesar 1,5611 µg. Hasil ini lebih besar bila dibandingkan dengan kandungan isotop I37Cs sebesar 0,0106 µg, isotop 235U sebesar 0,2795 µg dan unsur HE sebesar 1,1313 µg dengan cara pengukuran langsung]]>
<![CDATA[STUDI ABERASI KROMOSOM PADA PEKERJA RADIASI DI RUMAH SAKIT ]]>
<![CDATA[Sofiati Purnami]]>;
<![CDATA[Masnelli Lubis]]>;
<![CDATA[Viria Agesti S]]>;
<![CDATA[Yanti Lusiyanti]]>;
<![CDATA[Zubaidah Alatas]]>
<![CDATA[ Jurnal Forum Nuklir JFN Vol 8 No 1 Mei 2014 ]]>
Publisher : <![CDATA[BATAN ]]>
Show Abstract
|
Download Original
|
Original Source
|
Check in Google Scholar
|
Full PDF (1821.585 KB)
|
DOI: 10.17146/jfn.2014.8.1.3475
<![CDATA[STUDI ABERASI KROMOSOM PADA PEKERJA RADIASI DI RUMAH SAKIT. Pekerja radiasi di rumah sakit merupakan kelompok pekerja yang berisiko menerima paparan radiasi pengion seperti sinar-X dan gamma secara terus menerus yang dapat menyebabkan kerusakan materi genetik. Studi sitogenetik memperlihatkan bahwa paparan radiasi dosis rendah secara terus menerus dapat meningkatkan frekuensi kerusakan (aberasi) kromosom. Aberasi kromosom berkaitan erat dengan perubahan genetik yang dapat memicu perkembangan kanker sehingga meningkatnya frekuensi aberasi kromosom juga berarti meningkatnya risiko kecenderungan kanker. Oleh karena hal tersebut maka deteksi aberasi kromosom dapal digunakan untuk memprediksi risiko paparan radiasi ionisasi pada pekerja radiasi di rumah sakit. Penelitian yang dilakukan bertujuan untuk mengelahui apakah kondisi tingkat kerusakan kromosom pada sel darah yang diinduksi oleh paparan radiasi akibat kerja pada para pekerja radiasi di rumah sakit. Sebanyak 1 mL sampel darah masing-masing dari 4 non pekerja radiasi dan 34 pekerja radiasi rumah sakit yang bertugas sebagai operator radioterapi dan radiodiagnostik serta dokter dan perawat dan juga fisikawan medis dikultur selama 48 jam dan dipanen kemudian dibuat preparatnya untuk diamati keberadaan aberasi kromosom dengan mikroskop sebanyak 250-500 sel metafase tiap sampel. Hasil penelitian menunjukkan bahwa tipe aberasi kromosom yang ditemukan adalah fragmen asentrik. Hal tersebut kemungkinan karen a dosis radiasi yang diterima para pekerja belum cukup untuk menginduksi terbentuknya disentrik maupun ring.]]>
