Articles

Found 7 Documents
Search

OPTIMASI PENYERAPAN MOLlBDENUM-99 PADA MATERIAL BERBASIS ZIRKONIUM (MBZ) Saptiama, Indra; Herlina, Herlina; Sarmini, Endang; Sriyono, Sriyono; Lubis, Hotman; Setiawan, Herlan; Marlina, Marlina; Muthalib, Abdul
Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka Vol 18, No 1 (2015): JURNAL PTRR 2015
Publisher : Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (2770.884 KB)

Abstract

Zirkonium merupakan unsur yang memiliki karakteristik yang khas dan sering digunakan dalam komponen material nuklir karena memiliki ketahanan terhadap korosi, keasaman serta memiliki tampang lintang absorpsi terhadap neutron termal yang rendah. Pada penelitian ini material berbasis zirkonium (MBZ) disintesis untuk penyerap molibdenum-99 (99Mo) pada generator radioisotop 99Mo/9mTc. MBZ disintesis melalui reaksi termal kondensasi antara ZrCl4 dan isopropyl alkohol. Variasi lama pemasanasan pada temperatur 150°C (waktu pemanasan selama 30 menit,MBZ-30; 60 menit,MBZ-60; 120 menit,MBZ-120 dan 240 menit, MBZ-240) setelah pelapisan MBZ dengan tetra etil orto silikat (TEOS) dilakukan untuk mendapatkan MBZ yang memiliki daya serap molibdenum-99 yang tinggi. Hasil uji MBZ-30, MBZ-60, MBZ-l20 dan MBZ-240 secara visual memperlihatkan bahwa penyerap ini memiliki warna yang kecoklatan dan tidak rapuh. Hasil uji luas permukaan spesifik penyerap MBZ-30, MBZ-60, MBZ-120 dan MBZ-240 dengan menggunakan  Brunauer, Emmett and Teller (BET) berturut-turut  adalah 22,45, 21,47, 19,5, 16,08 mm2/g. Hasil  BET ini memperlihatkan semakin lama waktu pemanasan maka semakin menurun luas permukaan spesifik penyerap MBZ. Karakterisasi penyerap MBZ-60 dengan fourier   transform  infra  red (FTIR)  menunjukkan  terdapat ikatan  Si-O-Si di 1080 – 1099  cm-l pad  a  MBZ  setelah  dilapis TEOS.  Pada MBZ-60 setelah penyerapan Mo sementara itu terlihat adanya serepan pad a 950cm-l yang mengindikasikan adanya ikatan Mo-O. Hasil uji serap penyerap  MBZ  terhadap  molibdenum-99  menunjukkan  bahwa  MBZ-30 ,MBZ-60, MBZ-120   dan  MBZ-240  memiliki  yield  penyerapan   sebesar 47,1 ;86,3; 82,1 dan 52,4 % dan kapasitas serap sebesar 107,2 ; 196,3; 186,7 dan 119,2 mg/g MBZ.Berdasarkan hasil uji ini dapat dilihat bahwa MBZ-60 dan MBZ-120 merupakan penyerap MBZ yang memiliki kapasitas serap molibdenum-99 yang relatif lebih tinggi dibandingkan dengan MBZ lainnya dan dinilai cocok sebagai penyerap untuk generator 99Mo/9"'rc OPTIMATION ADSORPTION of 99Mo IN ZIRCONIUM-BASED MATERIAL (ZBM) . Zirconium is an element that has unique characteristic and often be used as component of nuclear material because it has the corrosion resistance, acidity and the absorption of cross-section has a low thermal neutron. In this study, zirconium-based materials (MBZ) was synthesized for adsorbent of molybdenum-99 on 99Mot9mTc radioisotope generator. MBZ was synthesized by termal condensation between ZrCI4and isopropyl alchohol. Variation of drying time at 150°C (30 minutes for MBZ-30; 60 minutes, MBZ-60; 120 minutes, MBZ-120; and 240 minutes, MBZ-240) after MBZ coated with tetra etil ortho silicate ( TEDS) was cunducted in order to obtain MBZ with high adsorption capacity towards Mo. The visual test results showed of MBZ-30, MBZ-60, MBZ-120, and MBZ-240 adsorbents had brownish color and not fragile. The spesific surface area test resulst of  MBZ-30, MBZ-60, MBZ-120, and MBZ-240 adsorbent by using Brunauer, Emmett and Teller (BET) were 22,45, 21,47, 19,5, 16,08 mm2/g, respectively. Based on the BET results, it can be seen that longer drying time resulted in lower the specific surface area of MBZ. The characterization of MBZ60 adsorbent using fourier transform infra red (FTIR) showed that there was Si-D-Si bond at 10801099 cm-l in MBZ after coated by TEDS. Mean while, MBZ-60 which had adsorbed Mo showed IR band at 950 cm-l that indicated the existence of Mo-Q bond. The Mo-99 adsorption test results 
Sintesis Poli N-Isopropilakrilamida (PNIPA)/Polityrosin (PTYR) Interpenetrating Polymer Networks (IPNs) Bertanda Iodium-125 Saptiama, Indra; Herlina, Herlina; Sarmini, Endang; Karyadi, Karyadi; Abidin, Abidin; Widyaningrum, Triani; Awaludin, Rohadi
Jurnal Kimia dan Kemasan Vol. 36 No. 2 Oktober 2014
Publisher : Balai Besar Kimia dan Kemasan

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (663.835 KB)

Abstract

Saat ini perkembangan polimer telah semakin maju, berbagai aplikasi polimer telah dikembangkan baik di sektor energi, pangan maupun kesehatan. PNIPA/PTYR IPNs bertanda iodium-125 dapat dimanfaatkan sebagai sumber terapi kanker. PNIPA/PTYR merupakan polimer peka temperatur. Tujuan dari penelitian ini adalah sintesis PNIPA/PTYR IPNs bertanda iodium-125. Polityrosin ditandai dengan iodium-125 kemudian secara simultan direaksikan dengan monomer N-isopropilakrilamida melalui polimerisasi radikal bebas dengan inisiator amonium persulfat (APS) dan tetrametiletilenediamin (TEMED) untuk memperoleh PNIPA/PTYR IPNs bertanda iodium-125. Kemurnian radiokimia PNIPA/PTYR IPNs bertanda iodium-125 diukur dengan krom atografi lapis tipis (KLT) dengan fasa gerak 2 propanol: 1 butanol: 0,2 M NH4OH. Selain Itu, stabilitas PNIPA/PTYR IPNs bertanda iodium-125 diuji pada media air. PNIPA/PTYR IPNs telah berhasil ditandai dengan iodium-125 dengan rendemen penandaan sebesar 37,6 ± 4,2 % (n = 3). Hasil pengamatan visual, ditunjukkan bahwa polimer mengalami perubahan sifat pada temperatur 32 oC sampai dengan 34°C. Hasil H-NMR hanya menunjukkan spektrum dari polimer PNIPA. Berdasarkan pemeriksaan KLT, kemurnian radiokimia PNIPA/PTYR IPNs bertanda iodium-125 adalah 95,93%. Pengujian stabilitas polimer bertanda iodum-125 pada media air pada T = 37°C selama 2 minggu menunjukkan bahwa iodium-125 yang masih tertahan pada polimer adalah 71,3 ± 6,2 %. 
PENGEMBANGAN MATERIAL BERBASIS ZIRKONIUM (MBZ) SEBAGAI ADSORBEN PADA GENERATOR 99MO/99MTC Saptiama, Indra; Sriyono, Sriyono; Herlina, Herlina; Sarmini, Endang; Awaludin, Rohadi
Jurnal Forum Nuklir JFN Vol 6 No 2 November 2012
Publisher : BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (1933.653 KB)

Abstract

PENGEMBANGAN  MATERIAL BERBASIS  ZIRKONIUM  (MBZ) SEBAGAI ADSORBEN PADA GENERATOR 99Mof9mTc. Material berbasis zirkonium (MBZ) memiliki daya serap Mo yang tinggi sehingga berpotensi  mengganti alumina sebagai adsorben pada  generator 99Mo/99MTc. Akan tetapi material berbasis zirkonium masih memiliki kekurangan yakni material ini masih rapuh dan mudah pecah. Telah berhasil dilakukan sintesis material adsorben berbasis zirconium yang memiliki kapasitas serap tinggi mencapai 193 mg Mo tiap 1 g MBZ. Partikel MBZ hasil sintesis dengan perlakuan campuran TEOS : metanol sehingga meningkatkan kekerasan partikel MBZ. Berdasarkan hasil pemeriksaan SEM dengan melapisi permukaan MBZ dengan menggunakan campuran TEOS:metanol, retakan-retakan yang terdapat pada permukaan MBZ dapat dihilangkan sehingga butiran-butiran MBZ tidak mudah pecah. Hasil spektrum EDS pada permukaan material berbasis zirkonium yang telah dialiri dengan campuran TEOS:metanol terdiri atas 44,24 % Zr; 39,35 % O; 10,78 % Cl; dan 5 % Si. Hasil spektrum XRD menunjukkan tidak terdapatnya puncak-puncak kristal sehingga bentuk dari MBZ berupa amorphous.
Residual Radioisotopes Generated from Neutron Irradiated Aluminum Capsules Kambali, Imam; Saptiama, Indra; Suryanto, Hari
Aceh International Journal of Science and Technology Vol 6, No 3 (2017): December 2017
Publisher : Graduate Program of Syiah Kuala University

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (484.271 KB) | DOI: 10.13170/aijst.6.3.8116

Abstract

Aluminum (Al) is often used to house a molybdenum oxide (MoO3) target for neutron or proton-produced technetium-99m (99mTc) radioisotope. During neutron or proton bombardment of an Al body, residual radioisotopes could be generated following nuclear reactions between the incoming particles and the Al body. In this research, residual radioisotopes produced following nuclear reactor based-neutron irradiation of Al body were experimentally measured using a portable gamma ray spectroscopy system; whereas TALYS 2015 calculated data were used to evaluate various nuclear reactions for the by-product identification. As a comparison, Al body used in a cyclotron-based 99mTc production was also analyzed. Experimental data indicated that relatively long-lived radioisotopes such as 26Al, 22Na and 24Na were identified in the Al body following nuclear reactor-based 99mTc production, whereas the presence of 27Mg radioisotope was, for the first time, experimentally detected in both the Al bodies for nuclear reactor-based and cyclotron-based 99mTc production. A special safety attention should be paid to the radiation workers when producing 99mTc using a nuclear reactor since it generates 26Al (half life = 716,600 years).
Influence Of Drying Time And Temperature On Zirconium-Based Material (ZBM) Properties For 99Mo/99mTc Generator Development Munir, Miftakul; Sarmini, Endang; Herlina, Herlina; Pujiyanto, Anung; Saptiama, Indra; Kadarisman, Kadarisman; Kurnia, Shella
Jurnal Kimia dan Kemasan Vol. 40 No. 2 Oktober 2018
Publisher : Balai Besar Kimia dan Kemasan

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (558.172 KB) | DOI: 10.24817/jkk.v40i2.3772

Abstract

Zirconium-based material (ZBM) has an important role in producing Technetium-99m (99mTc) due to its high adsorption capacity to Molybdenum-99 (99Mo). The adsorption capacity of the ZBM depends on the specific surface area which is influenced by several parameters in the synthesis process. This study aims to investigate the influence of drying time and temperature on the structure and specific surface area of the ZBM. Synthesis of the ZBM was carried out using zirconium chloride, 2-propanol, water and tetrahydrofuran at 75 °C, 90 °C and 120 °C and for 3 hr, 5 hr and 7 hr, respectively. Functional group and specific surface area of the ZBM was analyzed by FTIR and BET method, respectively. At the variation of drying time, the functional group pattern showed by FTIR spectra was not significantly different. The O-H group of the ZBM increased as the drying temperature decreases. At 75 and 90°C, the specific surface area increased as the function of time was increased but was decreased at 120°C. The highest surface area of the synthesized ZBM had a poor performance as a 99Mo/99mTc generator material, whereas the eluate met the required standard.
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  
PEMBUATAN RADIONUKLIDA MOLIBDENUM-99 (99Mo) HASIL AKTIVASI NEUTRON DARI MOLIBDENUM ALAM UNTUK MEMPEROLEH TEKNESIUM-99m (99mTc) Saptiama, Indra; Herlina, Herlina; Sriyono, Sriyono; Sarmini, E.; Abidin, Abidin; Kadarisman, Kadarisman
Urania Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 22, No 2 (2016): Juni 2016
Publisher : Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2016.22.2.3094

Abstract

ABSTRAKPEMBUATAN RADIONUKLIDA MOLIBDENUM-99 (99Mo) HASIL AKTIVASI NEUTRON DARI MOLIBDENUM ALAM UNTUK MEMPEROLEH TEKNESIUM-99m (99mTc). Pembatasan penggunaan uranium sebagai target untuk produksi 99mTc menyebabkan rumah sakit di Indonesia  kesulitan mendapatkan pasokan 99mTc. Saat ini 99mTc diperoleh dari 99Mo hasil fisi (pembelahan uranium).  Pembuatan radionuklida 99Mo dari aktivasi neutron  molibdenum alam (MoO3) di teras reaktor G.A Siwabessy digunakan sebagai metode alternatif untuk memperoleh 99mTc. Tujuan penelitian ini adalah untuk melakukan pembuatan radionuklida 99Mo dari aktivasi neutron molibdenum alam untuk memperoleh 99mTc. Serbuk MoO3 alam sebanyak 5 gram dikemas dalam ampul kuarsa dan dimasukkan ke dalam inner capsul selanjutnya dikemas menggunakan outer capsul sebagai bahan target. Bahan target diiradiasi di reaktor G.A Siwabessy selama 100 jam. Hasil perhitungan diperoleh aktivitas  99Mo sebesar 65 % dari nilai maksimum yang dapat diperoleh. MoO3 paska iradiasi dilarutkan dengan NaOH 4 M sehingga diperoleh larutan natrium molibdat (Na2MoO4). Radionuklida 99Mo dan 99mTc diukur menggunakan spektrometer gamma. Radionuklida 99Mo terdeteksi dalam produk larutan  Na2MoO4 dengan  aktivitas jenis 99Mo yang diperoleh sebesar 0,81 Ci 99Mo/g Mo.  Radionuklida anak luruh 99mTc dipisahkan dari radionuklida induk 99Mo menggunakan kolom pemisah yang berisi material berbasis zirkonium (MBZ) sebagai penyerap 99Mo. Radionuklida 99mTc hasil pemisahan diperoleh dalam bentuk natrium pertehnetat (Na99mTcO4).dengan recovery yang masih rendah yaitu sekitar 52 hingga 71 %.Kata kunci: Molibdenum, teknesium, radionuklida, pemisahan, iradiasi. ABSTRACTPRODUCTION OF ACTIVATED  NEUTRON MOLYBDENUM-99 (99Mo) RADIONUCLIDE FROM NATURAL MOLYBDENUM TO OBTAIN TECHNETIUM-99m (99mTc).  Uranium usage restriction causes the hospitals in indonesia difficult to obtain the suply of  99mTc. At Present, 99mTc is obtanied from molybdenum as a uranium fission product. Production of 99Mo radionuclide resulted from neutron activated natural molybdenum (MoO3) in G.A Siwabessy reactor could be used  as a alternatif method for producing 99mTc. The aim of this research is synthesize of   99Mo radionuclide from neutron activated natural molybdenum  (MoO3) to obtain 99mTc. The five grams of  MoO3 powder was packed in a quartz ampule and inserted into inner capsule then also inserted into outer capsule as a target material. It was iradiated in G.A Siwabessy reactor for 100hours. Based on theoritical calculation, about 65 % of maximum 99Mo activity could be recovered. After Irradiation,  MoO3 was dissolved by NaOH 4 M solution so it was natrium molybdate (Na2MoO4) solution. 99Mo and 99mTc radionuclide were analyzed using gamma spectrometer. 99Mo radionuclide was detected on Na2MoO4 solution as product that had specific activity of 0.81 Ci 99Mo/ g Mo. 99mTc as daughter radionuclide was separated from 99Mo as parent radionuclide using separated column containing zirconium based material (ZBM) as 99Mo adsobent. 99mTc radionuclide has been succesfully separated using ZBM column although recovery of 99mTc  was quite low in which approximately 52 to 71 %. The 99mTc radionuclide was recovered in the form of sodium pertechnetate (NaTcO4) solution.Keywords: Molybdenum, technetium, radionuclide, separation, irradiation.