Articles

Found 26 Documents
Search

MENANGANI KANKER DENGAN RADIOPEPTIDA Awaludin, Rohadi
Buletin Alara Vol 8, No 2 (2006): Desember 2006
Publisher : BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (200.703 KB)

Abstract

PENDAHULUANPeptida adalah rangkaian asam amino yang dihubungkan dengan ikatan peptida. Zat ini memainkan berbagai peran penting yang spesifik di dalam tubuh seperti chemical messenger, neurotransmiter serta pemacu dan penghambat metabolisme tertentu. Zat ini mendapat perhatian besar para peneliti dari berbagai disiplin ilmu karena potensi yang disimpannya dalam menyelesaikan masalah kesehatan. [1] Istilah peptida biasanya digunakan untuk rangkaian asam amino dengan jumlah kurang dari 100 buah. Peptida berikatan secara spesifik dengan protein tertentu yang merupakan reseptornya. Di dunia penanganan kanker, peptida telah dikembangkan untuk diagnosis dan terapi dengan mengadopsi konsep magic bullet yang dikemukakan oleh Paul Ehrlich, penerima hadiah nobel kedokteran pada tahun 1908.[2] Konsep magic bullet, yang sering dinamakan pula targeted terapy adalah konsep penanganan sebuah penyakit dengan mengirimkan bahan aktif secara spesifik ke sumber penyakit, tidak menyebar ke seluruh tubuh. Jadi pembawa (carrier) bahan aktif seperti sebuah peluru kendali yang dapat dipandu untuk menuju sasaran [1].
PENGARUH PENCUCIAN LARUTAN NaOCl DAN PENAMBAHAN KOLOM KEDUA ALUMINA TERHADAP YIELD DAN LOLOSAN Mo-99 DARI GENERATOR Mo-99/Tc-99m BERBASIS PZC Gunawan, Adang Hardi; Mutalib, Abdul; Lubis, Hotman; Awaludin, Rohadi; Sulaeman, .
Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka Vol 8 (2005): JURNAL PRR 2005
Publisher : Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (126.137 KB)

Abstract

PENGARUH PENCUCIAN LARUTAN NaOCl DAN PENAMBAHAN KOLOM KEDUA ALUMINA TERHADAP YIELDDAN LOLOSAN Mo-99 DARI GENERATOR Mo-99/Tc-99m BERBASIS PZC. Alumina merupakan salah satu bahan utama dalam generator Mo-99/Tc-99m yang berfungsi sebagai zat pengadsorpsi molibdenum. Keterbatasan daya serap alumina terhadap molibdenum menyebabkan senyawa ini tidak dapat digunakan sebagai pengisi kolom untuk generator Mo-99/Tc-99m yang menggunakan Mo-99 hasil aktivasi neutron. Dengan diketemukannya senyawa baru sebagai zat pengadsorpsi molibdenum yaitu PZC (poly zirconium compound), telah memberikan harapan baru untuk dapat dilakukannya pembuatan generator Mo-99/Tc-99m. Penelitian pembuatan generator Mo-99/Tc-99m dengan menggunakan senyawa PZC sebagai adsorbent merupakan bentuk kerjasama antara PRR-BATAN Serpong dengan JAERI dan Kaken Co. Jepang. Dalam penelitian ini telah dilakukan percobaan pembuatan generator Mo-99/Tc-99m dengan melihat pengaruh penambahan pencucian menggunakan larutan NaOCl terhadap Yield dan lolosan Mo-99(Mo-99 breakthrough) dalam larutan Tc-99m hasil elusi . Parameter lainnya yang digunakan untuk mengurangi lolosan Mo-99 dalam Tc-99m hasil elusi adalah penambahan kolom alumina yang ditempatkan setelah kolom Mo-99 PZC.Hasil penentuan kapasitas serap senyawa PZC terhadap molibdenum diperoleh dengan melihat aktivitas Mo-99 setelah pemanasan 3 jam campuran PZC dan molibdenum dan diperoleh hasil setiap gram PZC mampu menyerap 80-95 % mg dari 268 mg molibdenum yang direaksikan. Hasil penentuan yield elusi generator Mo-99/Tc-99m dengan larutan pencuci salin diperoleh < 50 % dan Yield meningkat menjadi > 80 % setelah pencucian dilakukan dengan menggunakan larutan NaOCl 0,5 % atau 1 % . Penggunaan larutan pencuci NaOCl 0,5 % dan penggunaan kolom alumina sebagai kolom kedua mampu menjaga kestabilan Yield hasil elusi dan meminimalkan lolosan Mo-99 pada Tc-99m hasil elusi. Kata kunci: alumina, generator PZC, Mo-99,Tc-99m, NaOCl Alumina is one of main material in Mo-99/Tc-99m generator as molybdenum adsorbent. Limitation of alumina adsorption capacity to molybdenum cause this material cannot be applied as column filler for generator Mo-99/Tc-99m using Mo-99 from neutron activation . The invention of new compound as molybdenum adsorbent , PZC ( poly zirconium compound), have shown that the materials is a promising adsorbent for generator Mo-99/Tc-99m from (n,γ) irradiated molybdenum. The research of generator Mo-99/Tc-99m by using adsorbent PZC is form of cooperation between PRR-BATAN Serpong with JAERI and Kaken Co. Japan. In this research, the effects of addition of NaOCl solution to elution yield and Mo-99 breakthrough have been done. The other parameter used in this experiment to minimize Mo-99 breakthrough in Tc-99m is addition of second column alumina placed after Mo-99 PZC column. Adsorption capacity of PZC material to molybdenum determined by heating Mo-99 solution with PZC up to 3 hours and the result indicated 1 gram PZC adsorbed 80-95 % Mo-99 from the reacted 268 mg molybdenum. Yield percentage of the Mo-99/Tc-99m generator without rinsed by saline solution obtained < 50 % and the yield increased > 80 % after the column washing by using NaOCl 0,5 % or 1 % solutions. Usage of both NaOCl 0,5 % solution and alumina column as second column can give yield stability and minimize Mo-99 breakthrough at Tc-99m effluent. Key words: Alumina, PZC generator,Mo-99,Tc-99m, NaOCl
RADIOISOTOP TEKNESIUM-99m DAN KEGUNAANNYA Awaludin, Rohadi
Buletin Alara Vol 13, No 2: Desember 2011
Publisher : BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (3211.384 KB)

Abstract

Abstrak Tidak Ada
RADIOKALORIMETRI Awaludin, Rohadi
Buletin Alara Vol 6, No 3 (2005): April 2005
Publisher : BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (154.226 KB)

Abstract

Pelepasan panas akibat radioaktivitas pertama kali dilaporkan oleh P. Curie dan A. Laborde pada tahun 1903. Pada waktu itu ditemukan bahwa 1 gram radium menghasilkan panas sebesar 100 kalori dalam satu jam. Hasil tersebut diperoleh dengan menggunakan kalorimeter benzena beku. Mereka meneliti lebih lanjut fenomena itu dan menemukan bahwa besarnya panas yang dihasilkan tidak dipengaruhi oleh suhu. Hasil ini membawa mereka pada kesimpulan bahwa pelepasan panas secara terus menerus yang terjadi pada radium bukanlah akibat perubahan kimia biasa karena reaksi kimia biasa dipengaruhi oleh suhu. Akhirnya diketahui bahwa pelepasan panas itu disebabkan oleh radioaktivitas atom radium. [1]
PEMANFAATAN RADIOISOTOP UNTUK MENCEGAH RESTENOSIS PADA JANTUNG Awaludin, Rohadi
Buletin Alara Vol 8, No 1 (2006): Agustus 2006
Publisher : BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (171.229 KB)

Abstract

PENDAHULUANJumlah penderita penyakit jantung terus meningkat dari hari ke hari, diikuti dengan angka kematian yang menunjukkan kenaikan. Salah satu bentuk serangan jantung adalah terjadinya penyempitan pembuluh darah jantung yang mengakibatkan pasokan oksigen dan zat lainnya ke organ tersebut tidak lancar. Penderita penyempitan pembuluh darah ini dapat ditangani menggunakan metode angioplasty, yaitu metode penanganan dengan melebarkan pembuluh darah yang menyempit. Pembuluh darah dilebarkan dengan cara memasukkan balon yang dapat digelembungkan ke daerah penyempitan menggunakan catheter melalui pembuluh darah. Untuk mencegah terjadi- nya penyempitan kembali (restenosis), dipasang “penyangga” pembuluh darah (coronary stent) yang sering disebut dengan stent. Di Amerika Serikat, pemasangan stent dapat menurunkan terjadinya restenosis dari 50% menjadi 20%. Sedangkan di Jepang dilaporkan bahwa metode ini berhasil menurunkan terjadinya restenosis menjadi 30%. Penggunaan stent telah direkomendasikan oleh badan pengawas obat dan makanan Amerika Serikat, Food and Drug Administration (FDA) pada tahun 1994 [1,2]. Pemasangan stent ternyata belum mampu menuntaskan terjadinya restenosis. Penyempitan kembali setelah pemasangan stent dapat terjadi karena pertumbuhan sel secara tidak normal di daerah bekas penyempitan. Oleh sebab itu, terjadinya resteno- sis dapat dicegah dengan cara menekan pertumbuhan sel ini. Beberapa upaya telah dilakukan untuk menekan terjadinya pertumbuhan sel ini, diantaranya pemanfaatan radiasi pengion. Radiasi pengion telah terbukti efektif untuk menekan pertumbuhan sel dan diharapkan dapat menjadi solusi untuk tantangan ini [1,3].
PERHITUNGAN PEMBUATAN KADMIUM-109 UNTUK SUMBER RADIASI XRF MENGGUNAKAN TARGET KADMIUM ALAM Awaludin, Rohadi
Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka Vol 10 (2007): JURNAL PRR 2007
Publisher : Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (71.397 KB)

Abstract

PERHITUNGAN PEMBUATAN KADMIUM-109 UNTUK SUMBER RADIASI XRF MENGGUNAKAN TARGET KADMIUM ALAM. Radioisotop kadmium-109 merupakan salah satu sumber radiasi yang digunakan pada X-ray fluorescence (XRF). Untuk itu telah dilakukan kajian produksi sumber radiasi kadmium-109 untuk XRF melalui aktivasi neutron dengan sasaran kadmium alam di Central Irradiation Position (CIP) reaktor G.A. Siwabessy. Pada perhitungan ini digunakan target kadmium alam berbentuk pelet dengan diameter 2,8 mm dan panjang 2,8 mm. Hasil kajian menunjukkan bahwa 109Cd dengan radioaktivitas 17,53 MBq dapat dihasilkan pada saat end of irradiation (EOI) dengan waktu iradiasi selama 12 hari. Radioisotop lain yang turut dihasilkan dalam iradiasi ini berupa 107Cd, 115mCd, 115Cd, 117mCd dan 117Cd dengan radioaktivitas saat EOI masing-masing sebesar 1257 MBq, 177 MBq, 8451MBq, 376 MBq dan 188 MBq. Setelah beberapa bulan, radioisotop pengotor yang masih menyisa adalah 115mCd. Untuk mendapatkan radioaktivitas 109Cd dengan kemurnian radionuklida 99,0% diperlukan waktu peluruhan selama 16,4 bulan. Radioaktivitas 109Cd sebesar 8,38 MBq setelah peluruhan 16,4 bulan dari saat akhir iradiasi. Untuk mendapatkan kemurnian radionuklida 99,9% diperlukan waktu peluruhan selama 21,9 bulan. Radioaktivitas 109Cd sebesar 6,58 MBq setelah waktu peluruhan tersebut. Kata kunci: kadmium-109, kadmium alam, aktivasi neutron CALCULATION OF CADMIUM-109 PRODUCTION FOR XRF RADIATION SOURCE USING NATURAL CADMIUM TARGET. Cadmium-109 is used as radiation source in the X-ray fluorescence (XRF). A studi on production of the source by neutron activation at G.A. Siwabessy Reactor using natural cadmium has been carried out. A natural cadmium pelet with diameter 2,8 mm and length 2,8 mm was used in the calculation. Calculation results showed that 109Cd with radioactivity 17.53 MBq was obtained at the end of irradiation (EOI) for 12 days of irradiation. Radioisotopes of 107Cd, 115mCd, 115Cd, 117mCd dan 117Cd were produced in the iradiation with radioactivity 1257 MBq, 177 MBq, 8451 MBq, 376 MBq and 188 MBq respectively. After several months, radioisotope of 115mCd still remained in the irradiated cadmium. For obtaining radioactivity of 109Cd higher than 99.0%, the irradiated cadmium should be decayed for 16,4 months. Radioactivity of 109Cd was 8.38 MBq after 16.4 months of decay. For obtaining 109Cd higher than 99.9%, the irradiated cadmium should be decayed for 21.9 months from end of irradiation. Radioactivity of 109Cd was 6.58 MBq after 21.9 months of decay. Keywords: cadmium-109, natural cadmium, neutron activation.
KAJIAN PEMBUATAN ENDOVASCULAR STENTRADIOAKTIF DENGAN AKTIVASI NEUTRON Awaludin, Rohadi
Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka Vol 7, No 1 (2004): Jurnal PRR 2004
Publisher : Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (2628.686 KB)

Abstract

ABSTRAK KAJIAN PEMBUATAN ENDOVASCULAR STENT RADIOAKTIF DENGAN AKTIVASI NEUTRON. Telah dilaporkan bahwa terjadinya restenosis terbukti efektif dicegah menggunakan endovascu-/ar stent radioaktif. Dalam upay penyediaan endovascu/ar stent radioaktif tersebut, telah dilakukan kajian pembuatan endovascu/ar st nt radioaktif melalui aktivasi neutron. Di dalam kajian ini dilakukan perhitungan radioaktivitas radioisot p-radioisotop yang terbentuk dari iradiasi endovascu/ar stent terbuat dari bahan SUS316L buatan Terumo dengan fluks neutron 4 x 103ns·1cm·2 dan waktu iradiasi selama 10 menit. Hasil perhitungan menunjukkan bahwa endovascu/ar stent radioaktif akan mempunyai kandungan 56Mn, 31Si, 5ICr, 55Fe, 59Fe dan 99Mo dengan radioaktivitas 24323,13405, 12102,383,220 dan 141 Bq/mg. pada saat akhir iradiasi. Setelah peluruhan selama 10 hari, radioisotop yang masih ada berupa 51Cr, 55Fe, 59Fe  99Mo dengan  radioiaktivitas 9424, 218, 121, 30,8 Bq/mg. Setelah peluruhan selama 12 bulan, radioisotop yang menyisa berupa 55Fe dan 51 Cr dengan radioaktivitas 170,6  dan 1,5 Bq/mg. Kata kunci: endovascu/ar stent radioaktif, aktivasi neutron, SUS316L ABSTRACT PRODUCTION OF RADIOACTIVE ENDOVASCULAR STENT BY NEUTRON  ACTIV ATION. It was reported that restenosis was effectively prevented using radioactive endovascular stent. For preparing the radioactive endovasculer stent, study on production of radioactive endovascular stent by neutron activation method has been carried out. In this study, radioisotopes produced in endovascular stent composed of SUS316L were calculated with flux neutron of 4 x 1013ns·1cm·2 and irradiation time as long as 10 minutes. Calculation results showed that radioisotopes of 56Mn, 31Si, 51Cr, 55Fe, 59Fe and 99Mo with radioactivity of 24323, 13405, 12102, 383, 220 and 141 Bq/mg were produced in the stent at the end of irradiation. After 10 days, the remaining radi01sotopes were SICr, 5sFe, 59Fe dan 99Mo with radioactivity of 9424, 218, 121 and 30.8 Bq/mg. After 12 months, the remaining radioisotopes were 59Fe and 51Cr with radioactivity of 170.6 and 1.5 Bq/mg.Key words: radioactive endovascular stent, neutron activation, SUS316L
SYNTHESIS AND CHARACTERIZATION OF THERMO SENSITIVE POLYMER PNIPA FOR THERAPEUTIC RADIATION SOURCE Awaludin, Rohadi; Herlina, Herlina
Widyariset Vol 14, No 3 (2011): Widyariset
Publisher : LIPI-Press

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (392.632 KB)

Abstract

Synthesis of poly(N-isopropylacrylamide) (PNIPA) by free radical polymerization has been carried out. NIPA monomer was polymerized by free radical polymerization with the initiator of ammonium persulfate (APS) and tetramethylethylenediamine (TEMED). The purpose was to obtain PNIPA for the base-material of therapeutic radiation source.  Visual observations indicated that the polymer solution showed different properties at 35ºC. FTIR spectrum showed that infrared absorption peaks of the synthesized polymer were almost the same as PNIPA reported before. Viscosity measurement showed that there was a change of viscosity at temperatures of 30–35ºC. Viscosity of the solution increased dramatically with the increase of concentration. The maximum concentration of the polymer solution for radiation source was 5%.
Preparation of Radioactive Gold Nanoparticle by Neutron Activation Awaludin, Rohadi
Makara Journal of Technology Vol 13, No 1 (2009)
Publisher : Directorate of Research and Community Services, Universitas Indonesia

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (59.225 KB) | DOI: 10.7454/mst.v13i1.159

Abstract

It was reported that gold nanoparticle could&nbsp;be used for cancer therapy using thermal effect. It is possible to kill cancer cells using radiation of radioisotope. Study&nbsp;on preparation of radioactive gold by neutron activation at central irradiation position (CIP) of G.A. Siwabessy reactor&nbsp;with neutron flux 1.26 x 1014 neutron s-1cm-2 has been carried out. It was revealed that a radioisotop of gold (198Au) was&nbsp;produced by neutron activation from natural gold. Calculation results showed that 198Au with radioactivity of 0.366 Bq,&nbsp;2.93 Bq, 9.90 Bq and 23.4 Bq was produced for nanoparticle with diameter of 100, 200, 300 and 400 nm by neutron&nbsp;irradiation for 12 days. The saturation factor was 96.5%. After 10 days of decay, the radioactivity was 0.027 Bq, 0.223&nbsp;Bq, 0.753 Bq and 1.78 Bq in nanoparticle with diameter of 100, 200, 300 and 400 nm. The radionuclide impurities were&nbsp;108Ag, 110mAg, 64Cu, 66Cu, 205Pb and 209Pb with the total radioactivity was 4.31 x 10-5 % of the total radioactivity of 198Au&nbsp;at the end of irradiation.
Neutron Irradiation on SS316 Material for Radioactive Endovascular Stent Production Awaludin, Rohadi; Abidin, Abidin; Sriyono, Sriyono
Makara Journal of Technology Vol 12, No 2 (2008)
Publisher : Directorate of Research and Community Services, Universitas Indonesia

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (69.465 KB) | DOI: 10.7454/mst.v12i2.149

Abstract

It was reported that&nbsp;restenosis could be prevented by radioactive endovascular stent. SS316 material of endovascular stent has been&nbsp;irradiated at pneumatic rabbit system of G.A. Siwabessy reactor for 5 minutes for producing radioactive stent by&nbsp;neutron activation. After 10 days of decay, the irradiated SS316 was measured by gamma spectrometer. The&nbsp;radioisotopes of 51Cr, 59Fe and 60Co were detected in the irradiated SS316 with radioactivity of 5990, 107 and 109&nbsp;Bq/mg respectively. The Calculation results showed that radioisotopes of 51Cr, 59Fe and 55Fe were produced by neutron&nbsp;activation. The radioactivity of 51Cr, 59Fe and 55Fe were 6051, 70 and 110 Bq/mg respectively. In the irradiated&nbsp;materials, the 55Fe was not detected because the radioisotope emitted radiation with very low energy (5.9 keV). It isconsidered that radioisotope of 60Co was produced from cobalt impurity in the SS316.