cover
Contact Name
-
Contact Email
-
Phone
-
Journal Mail Official
-
Editorial Address
-
Location
Kota adm. jakarta selatan,
Dki jakarta
INDONESIA
Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka
ISSN : -     EISSN : -     DOI : -
Core Subject : Health,
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
PEMBUATAN LARUTAN STANDAR DAN PEREAKSI PEMISAH KIT RIA T3 Darlina, Darlina
Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka Vol 1, No 2 (1998): JURNAL PRR 1998
Publisher : Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka

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

Abstract

PEMBUATAN LARUTAN STANDAR DAN PEREAKSI PEMISAH UNTUK KIT RIA T3. Telah dilakukan pembuatan dan penentuan kualitas serum bebas T3, larutan standar, dan pereaksi pemisah untuk kit RIA T3. Serum bebas T3 yang digunakan sebagai larutan standar 0 dibuat dengan mengadsorpsi T3 pada "Charcoal" yang dicampurkan pada serum manusia. Serum bebas T3 yang diperoleh ternyata memberikan nilai persen ikatan (%B) = 53,9 % yang lebih tinggi dibandingkan dengan standar 0 kit komersil %B = 40,67%. Hal ini menunjukkan bahwa serum bebas T3 yang diperoleh cukup baik. Larutan standar T3 yang dibuat cukup baik dilihat dari hasil kalibrasi dengan larutan standar sekunder. Dilakukan pula pembuatan 3 macam pereaksi pemisah yaitu; Antibodi kedua yang dimurnikan dengan amonium sulfat yang diimobilisasi pada partikel magnetik (Hungaria); antibodi kedua "Fitzgerald" yang diimobilisasi pada partikel magnetik (Hungaria); dan antibodi kedua "Fitzgerald" yang diimobilisasi pada partikel magnetik "Fitzgerald". Dari perbandingan parameter kontrol dua macam antibodi kedua yang diimobilisasi pada partikel magnetik (Hungaria) menunjukkan kedua antibodi mempunyai kualitas yang sama. Pada perbandingan parameter kontrol partikel magnetik Hungaria dan magnetik Fitzgerald, diperoleh nilai persen Bo (34,6 %) dan NSB (3,2 %) untuk partikel magnetik Hungary yang lebih rendah dari % Bo (52 %) dan NSB (5,5%) partikel magnetik Fitzgerald tetapi nilai Bo/NSB (II) dan slopenya (1,3) lebih tinggi dibandingkan nilai Bo/NSB (9,5) dan slope (0,9) partikel magnetik Fitzgerald. Jumlah partikel yang dibutuhkan pertabung untuk partikel magnetik Fitzgerald cukup banyak (80 µg), sedangkan untuk partikel magnetik Hungaria hanya 16 µg. Kedua partikel mempunyai kelebihan dan kekurangan, tetapi partikel magnetik Hungaria lebih baik sebagai pendukung padat untuk pereaksi pemisah. Dari hasil studi banding, diperoleh bahwa kit RIA T3 dengan larutan pemisah Ab.kedua-Magnetik Hungaria mempunyai korelasi yang baik (99,1%) dengan kit RIA T3 komersial DPC. PREPARATION OF STANDARD SOLUTION AND SEPARATING REAGENT FOR T3 RIA KIT. Preparation of T3-free serum, standard solution and separating reagent have been carried out and tested. T3-free serum which was used as a solvent of T3 standards was prepared by addition of charcoal into human serum to adsorb the T3 hormon. Comparison of the T3-free serum with the standard 0 of a commercial RIA kit showed that the binding (%B) of the prepared T3-free serum was (53.9 %) higher than the commercial kit (40.67 %), indicated that the prepared T3-free serum was excellent. The T3 standard solutions prepared with the T3-free serum were calibrated against secondary standard solutions showed a reasonably good correlation, as there was no significant difference observed against expected value. Assay performance of three different separating reagents, i.e : (NH4)S04-purified second antibodies immobilized onto Hungary magnetic particles, impurified Fitgerald second antibodies immobilized onto Hungary magnetic particles, and impurified Fitzgerald second antibodies immobilized onto fitzgerald magnetic particles, were compared. Comparison of control parameters of the purified and impurified second antibodies immobilized onto Hungary magnetic particles showed that both antibodies have similar quality. Hungary magnetic particles gave lower %B/T and %NSB (34.6%) and (3.2%) than Fitzgerald magnetic particles (52%) and (5.5%) however higher Bo/NSB and slope (9.5 and 0.9) were observed for Hungary magnetic particles as compared to Fitzgerald's (11 and I.3). For a sufficient separation, the required amount of Hungary magnetic particles per assay tube was much lower (16 µg) than of Fitzgerald magnetic particles (80 µg). Therefore, it is considered that the Hungary magnetic particles was a better solid phase separating reagent. Assay comparison between the prepared T3 RIA reagent and a commercial (DPC) T3 RIA kit showed a very well correlation (99.I %).
PROSPEK PEMBUATAN RADIOLANTANIDA KERADIOAKTIV AN JENIS TINGGI BERBASIS REAKSI INTI AX (N;Y) MIX· -+ A+LY· + ,,- DENGAN REAKTOR G.A. SIWABESSY Soenarjo, Sunarhadijoso
Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka Vol 15, No 2 (2012): JURNAL PRR 2012
Publisher : Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka

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

Abstract

ABSTRAKPROSPEK PEMBUATAN RADIOLANTANIDA KERADIOAKTIV AN JENIS TINGGI BERBASIS REAKSI INTI AX (o;y) A+IX· ?? A+ly· + ,r DENGAN REAKTOR G.A. SIWABESSYPenyediaan radiolantanida dengan keradioaktivan jenis tinggi merupakan kunci penting bagi pengembangan aplikasi radiofarmaka bertanda radiolantanida yang mulai banyak menjadi pilihan dalam penanganan berbagai kasus tumor. Di dalam Iingkungan domestik, dengan menggunakan reaktor G.A. Siwabessy yang dimiliki BATAN, reaksi inti AX (n,y) A+IX· ?? A+ly· + ~- merupakan tipe reaksi inti yang paling mungkindilakukan untuk menghasilkan radiolantanida 143pr, 149pm, 161Tb, dan 177Lu keradioaktivan jenis tinggi, yang telah banyak digunakan dalam bentuk radiofamaka untuk penanganan  tumor kecil sampai sedang. Dalam makalah ini disajikan tinjauan prospek pembuatan radiolantanida keradioaktivanjenis tinggi yang disebutkan di atas di dalam lingkungan domestik dengan menggunakan reaktor G.A. Siwabessy. Tinjauan mencakup 3 aspek utama yaitu pemilihan bahan sasaran, karakteristika matrik radioisotop pasca iradiasi serta tahapan pemisahan produk akhir dari matrik bahan sasaran pasca iradiasi. Diharapkan hasil kajian ini dapatmemberikan dasar pertimbangan bagi pihak internal terkait di Iingkungan BATAN, khususnya PRR (Pusat Radioisotop dan Radiofarmaka) untuk mengambil kebijakan dan pilihan alternatif dalam pengembangan penelitian dan layanan penyediaan radiolantanida keradioaktivan jenis tinggi untuk dan dari lingkungan domestik.Kata kunci: Radiolantanida, keradioaktivanjenis tinggi, reaksi inti AX (n,y) A+IX· ?? A+ly· + ~-,terapi dandiagnosis tumor, radioisotop bebas pengemban, radioisotop tanpa tambahan pengemban.ABSTRACTPROSPECT ON THE PREPARATION OF IDGH-SPECIFIC ACTIVITYRADIOLANTHANIDES BASED ON [AX (o,y) A+IX* ?? A+ly* + IJ-]NUCLEAR REACTION BYMEANS OF BATAN'S G.A. SIWABESSY REACTOR.The preparation of high-specific activity radiolanthanide is an important key to improve the application of radiolanthanide-based-radiopharmaceuticaI which are nowadays growing fast to be used as tumor therapeutic agent. By using the BATAN - G.A.Siwabessy nuclear reactor the tipical nuclear reaction of AX (n,y) A+IX· -+ A+ly· + ~- is to be the most possible method to produce high-specific activity radiolanthanides of 143Pr, 149pm, 161Tb, and 177Lu, which are widely studied and used in the therapy of small to medium size of tumors. In the presented paper, the prospect on the prod'uction 0fh'g1h -speci'fiICacti" vIty 143rp, 149mp , 161T,band I77Lu' is revewed compnsing 3aspects, e.g. the choice of target compounds, the characters of radioisotope in the matrix of post-irradiated target, and the method for separation of the end-product from the post -irradi- ated  target matrix as well. This hopefully could be used as based consideration in order to improve research and development related to domestic services on the preparation of high-specific activity radiolanthanide.Key-words: Radiolanthanides, high-specific activity, nuclear reaction of AX (n,y) A+IX· -+ A+ly· + ~-,tumor therapy and diagnosis, carrier-free radioisotopes, non-carrier-added radioisotopes.90
STANDAR KINERJA KALIBRATOR DOSIS Darmawati, suzie
Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka Vol 5, No 1/2 (2002): JURNAL PRR 2002
Publisher : Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka

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

Abstract

ABSTRAKSTANDAR KINERJA KALIBRA TOR DOSIS.Kalibrator dosis adalah alat ukur yang banyak digunakan di rumah sakit untuk keperluan penentuan aktivitas radionuklida dalam pelayanan kedokteran nuklir. Komisi Elektroteknik lnternasional (IEC, International Electrotechnical Commission) telah menyusun dokumen IEC 1303:1994 yang dapat digunakan sebagai panduan untuk menguji kinerja alat ukur ini. Makalah ini secara singkat menjelaskan kandungan dokumen IEC tersebut, disamping menguraikan pengkajian yang pernah dilakukan terhadap kinerja ketepatan alat ukur ini di Indonesia melalui pengukuran antar-banding. Disarankan bahwa pihak rumah sakit dapat memiliki seorang fisikawan medik yang dapat melakukan pengujian terhadap kalibrator dosis yang dimiliki oleh rumah sakit tersebut. Pentingnya standar kinerja yang dituangkan dalam bentuk Standar Nasional Indonesia juga disinggung.ABSTRACTPERFORMANCE STANDARD FOR DOSE CALIBRATOR.Dose calibrater is an instrument used in hospitals to determine the activity of radionucIide for nuclear medicine purposes. International Electrotechnical Commission (IEC) has published IEC 1303: 1994 standard that can be used as guidance totest the performance of the instrument. This paper briefly describes content of the document, as well as explains the assessment that had been carried out to test the instrument accuracy in Indonesia through intercomparison measurement. Its is suggested that hospitals acquire a medical physicist to perform the test for its dose calibrator. The need for performance standard in the form ofIndonesian Standard is also touched. 
INTERKOMPARASI PENGUKURAN KAPSUL DALAM IR-192 UNTUK UJI TAK Moeridun, Moeridun
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

Abstract

INTERKOMPARASI PENGUKURAN KAPSUL DALAM Ir-192 UNTUK UJI TAK MERUSAK. Telah dilakukan interkomparasi pengukuran kapsul dalam Ir-192 sebagai bahan baku perakitan sumber tertutup Ir-192 untuk uji tak rusak. Instrumen ukur produk sumber tertutup yang mempunyai aktivitas keluaran tinggi sulit dikalibrasi memakai metode standar yang biasa dilakukan karena batas terendah yang dapat diukur tidak dapat membaca aktivitas sumber standar untuk kalibrasi. Oleh karena itu metode interkomparasi pengukuran merupakan salah satu solusi untuk mendapatkan hasil pengukuran yang dapat diterima. Tujuan interkomparasi adalah untuk mendapatkan hasil ukur kapsul dalam Ir-192 yang sebenarnya dibandingkan dengan sertifikat. Untuk memperoleh hasil ukur yang sebenarnya, kapsul dalam Ir-192 diukur ulang memakai alat Kalibrator Dosis lalu dibandingkan hasilnya dengan sertifikat dari pemasok kapsul dalam Ir-192. Berdasarkan hasil pengukuran ulang dari tiga batch kapsul dalam yang berisi Ir-192 ternyata terdapat perbedaan hasil pengukuran 4.3 %, 4.5 % dan 4.71 %, atau rerata 4.5%. Hal ini berarti bahwa setiap pengukuran Ir-192 menggunakan Kalibrator Dosis hasilnya dikurangi dengan faktor 4,5 %. Kata kunci: kalibrator dosis, kapsul dalam, interkomparasi. INTERCOMPARATION OF Ir-192 INNER CAPSULE MEASUREMENT FOR NON DESTRUCTIVE TESTING. Intercomparation of Ir-192 inner capsule measurement for Non Destructive Testing has been carried out. The instrument of sealed sources which high output activities is hardly calibrated using standard method due to the limit readability of standard calibration source. Therefore, intercomparation measurement method is alternative to solve the real activity. The goal of intercomparation method is to obtain Ir-192 inner capsule real activities compare to the product certificate. However, to avail those goal, the Ir-192 inner capsule are remeasure using dose calibrator at inside hotcell and then the results compared with activity in certificate from supplier. According to measurement of 3 batch inner capsule containing of Ir-192 are obtain activities differences are 4.3 %, 4.5 % and 4.71 % respectively, or 4.5 % average. That means the activity measurement of Ir-192 using dose calibrator should be corrected by factor 4.5 %. Keywords: dose calibrator, inner capsule, intercomparation.
PENGARUH PENCUCIAN LARUTAN NAOCI DAN PENAMBAHAN KOLOM KEDUA ALUMINA TERHADAP YIELD DAN LOLOSAN 99MO DARI GENERATOR 99MO/99M TC BERBASIS PZC Gunawan, Adang Hardi; Muthalib, Abdul; Lubis, Hotman; Awaludin, Rohadi; Sulaiman, Sulaiman
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

ABSTRAKPENGARUH PENCUCIAN LARUTAN NaOCI DAN PENAMBAHAN KOLOM KEDUA ALVMINA TEIUIAD~P YIELD DAN LOLOSAN 99Mo DARI G~)NE~~}!OR 99Mo/99mT~BEI~BASIS PZc. Alumina  merupakan salah satu bahan utama dalam generator 99Mo/99mTc yang berfungsi sebagai zat pengadsorpsi molibdenum. Keterbatasan daya serap alumina terhadap molibdenum menyebabkan senyawa ini tidak dapat digunakan sebagai pengisi kolom untuk generator 99Mo99"'Tc yang menggunakan 99Mo  hasil aktivasi neutron. Dengan diketemukannya senyawa bani sebagai zat pengadsorpsi molybdenum yaitu  PZC (poly zirconium compound), telah memberikan harapan banu untuk dapat dilakukannya pembuatan generator 99Mo/ 99"'Tc. Pene litian pembuatan generator 99M0;99"'Tc d engan mengguna k'an senyawa PZC seb,igai adsorbent merupakan bentuk kerjasama antara PRR-BA TAN dengan JAERI dan Kaken Co. Jep1'ng. Dalam penelitian ini telah dilakukan percobaan pembuatan generator 99Mo;9'J"'Tc dengan melihat .. 99 99 pen aruh penambahan pencuclan menggunakan larutan NaOCI terhadap Yield dan lolosan Mo ( Mo bredkthrough) dalam larutan ()9"'Tc hasil elusi. Parameter lainnya yang digunakan untuk mengurangi lolosan ()9M~ dalam 99"'Tc hasil elusi adalah penambahan kolom alumina yang ditempatkan setelah kolom 99Mo_PZc. Hasll penentuan kapasitas serap senyawa PZC terhaclap molibdenum diperoleh dengan melihat aktivitas ()9M4Jsetelah pemanasan 3 jam campuran PZC dan molibdenum dan diperoleh hasil setiap gram PZC mampu 9m9eMn;dyJe;r9a'Jp"'T8c0d-e9n5gan% mlargutadnari pe2n6c8ucmi g samlionlibddiepneuromleh ya<ng50di%reaksdiaknan.yieldHasmilenpinegnkeanttuanmenyjiaedldi e>lus8i0 %genseertaetloarh penqucian dilakukan dengan menggunakan larutan NaOCI 0,5% atau 1%. Penggunaan larutan pencuci NIa~Cld 0,5 % .d.an peIkngguInaa1n99Mkolom alumina sebagai kolom kedua mampu menjaga kestabilan yield hasil J e us an memll1l111a 'an oosan 0 pac a 99"'Tc IlaSI'1 e Ius!.. ?. 99 99'J1 Kat» kunCl: alul11111 a, generator PZc, Mo, 'Tc, NaOCI AB~TRACT EFFECT OF NaOCI SOLUTION TREATMENT AND SECOND COLUMN OF ALUMINA ON ITHE YIELD AND BREAKTHROUGH OF Mo-99 FROM Mo-99/Tc-99m GENERATOR BASED ON PZC. Alumina is one of main material in 99Mo;')9"'Tc generator as molybdenum adsorbent. Limitation of alumina adsorption capacity to molybdenum cause this material cannot be applied as column filler for genq.r,ator 9()Mo /')"'T c uSI.ng 99I~V 'I0 from neutron actI.v.ation. TIle I..I1ventlon 0 f a new compoun d as molybdenum adsorbent, PZC (poly zirconium compound), shows that the materials is a promising db' 99 ;99"'T f ( . d' d I b J a sqr ent tor generator Mo c rom n,y) IITa late 1110y clenum. T Ile researc I1' ot generator ()()M~;99"'Tc by using adsorbent PZC is a cooperation between PRR-BA TAN with JAERI and Kaken Co. Japan. In this research, the effects of addition of NaOCI solution to elution yield and 99Mo brea~through have been done. The other parameter used in this experiment to minimize 99Mo breakthrough in 9V"'Tc is addition of second column alumina placed after 99Mo_PZC column. Adsorption capacity of PZC material to molybdenum determined by heating 99Mo solution with PZC up to 3 hours and the result indicated I gram PZC adsorbed 80-95% 99Mo from the reacted 268 mg molybdenum. YielUI percentage of the 99Mo;9'J"'Tc generator without rinsed by saline solution obtained < 50 % and the yielCl increased > 80% after the column washing by using NaOCI 0,5% or I% solutions. Usage of both NadCl 0,5% solution and alumina column as second column can prevent of yield stability and minimized 9() I 99111'" Mf breakthrough at Tc ettluent. ? 9<) 99m Ke~vords: Alul11l11a, PZC generator, Mo, Tc , NaOCI.
PREPARASI DAN UJI BIODLSTRLBUSI RENIUM-186-ETLLEN DISISTEIN (186RE-EC) SEBAGAI PREPARAT ENDOVASCULAR BRACHYTHERAPY Widjaksana, Widyastuti; Rustendi, Cecep Taufik; Sovilawati, Evi
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

Abstract

ABSTRAK PREPARASI DAN UJI BIODlSTRlBUSI RENIUM-186-ETlLEN DISISTEIN (186Re-EC) SEBAGAI  PREPARAT  ENDOVASCULAR  BRACHYTHERAPY Kasus restenosis atau penyempitan kembali pembuluh arteri jantung paska proses angioplaslybanyak terjadi dan dapat mengakibatkan masalah yang serius. Salah satu cara penanggulangan-nya ialah dengan metoda endovascular brachyfherapy yaitu pembalonan bagian sempit arteri jantung dikombinasi dengan radiasi interna menggunakan scnyawa 186Re-EC dimana radiasi ?- yang dipancarkan akan menghancurkan sel sel hyperplasia yang terbentuk didalam pembuluh arteri yang mengakibatkan penyumbatan pembuluh tersebut. Telah dilakukan serangkaian per-cobaan  untuk  mencari kondisi optimum penandaan 186 Re-EC, penambahan asam askorbat sebagai anti oksidan, dan pengaturan pH menjadi pH netral setelah pembentukan 186Re-EC untuk  menyesuaikan dengan pH tubuh sehingga  dapat diperoleh senyawa kompleks yang stabil dengan kemumian radiokimia yang tinggi. Uji biodistribusi pada hewan percobaan telah pula dilakukan untuk melihat sifat farmakokinetika sediaan bertanda inij Hasil percobaan menunjuk- kan bahwa waktu inkubasi 15 menit pada suhu ruangan sudah cukup untuk memreroleh kompleks 186Re_ skorbat dalam jumlah setara dengan reduktor yang digunakan dapat meningkatkan kestabilan kompleks 186Re_EC. Perubahan pH dari pH reaksi kompleksasi (pH 2) hingga pH netral tidak memf.engaruhi kestabilan kompleks 186Re_EC, sehingga untuk keamanan pasien pada saat pemakaian sediaan 186Re-EC dapat diatur pada pH 6 - 7. Pengujian pada mencit sehat menunjuk-kan akumulasi radioaktif yang tinggi pada ginjal dan kandung kemih, hal ini menun-jukkan sifat farmakokinetik sesuai dengan yang diharapkan. Hasil formula terbaik186Re-EC adalah terdiri dari 4 mg etilen disistein (EC) dalam dapar natrium bikarbont 0.5 M, 2 mg timah klorida dihidrat, 2 mg asam askorbat dan 100 µg perenat, dan stabil selama lebih dari sa~ minggu pada pH 6-7. Kata kunci : Radiofarmaka, etilen disistein, I Renium-186 ('86Re), endovascular brachytherapy, penandaan, 186Re_EC. ABSTRACT. PREPARATION AND BIODITRIBUTION OF RHENIUM-186-ETHYLENE DICYSTEINE 186Re-EC) FOR ENDOVASCULA R BRACHYTHERAPY. Restenosis or renarrowing of coronary artery following angioplasty procedur is common- ly occurred and causes serious problem.Endovascular brachytherapy, - a balloonisation procedure into the narrowing cononary artery combined with internal radiation - using 186Re-EC is an alternativ method to solve this problem from which ? radiation will destroy hyperplasia cells built up in the vessel walls t at cause blockage. Experiments to obtain optimal condition of labeling I86Re-EC, such as variation of incubation time, addition of ascorbic acid as an antioxidant and pH adjustment to neutral of the final olution have been carried out in order to get a radio labeled compound with high radiochemical purity a d stability. Biodistribution in experimental animal has also been carried out to see its pharmacokinetic behav our. The results showed that incubation time of 15 minutes at room temperature is sufficient to form 186Re- C complex with high radiochemical purity (more than 85%). The addition of an equivalent amount of ascor ic acid to the reducing agent used can increase the stability of the 186Re-EC complex. The pH adjustment rom acidic to neutral did not affect the stability, therefore to avoid irritation at the time of administration the pH of the solution could be adjusted to 6-7. Administration to normal mice showed high accum lation in kidney and bladder, revealed good pharmacokinetic behaviour of this labeled compound. T e results showed that 186Re-ECpreparation can be formulated using 4 mg of etiylene dicysteine (EC) dissol ed in sodium bicarbonate buffer 0.5 M, 2 mg of stannous chloride dihydrate, 2 mg of ascorbic acid and 10 Ilg of perrhenate, stable more than a week at pH 6-7. Keywords: Radiopharmaceuticals, ethylene dicysteine, Rhenium-186 (186Re), endovascular brachytherapy, labeling, I86Re-EC.  
PRODUKSI IODIUM-125 MENGGUNAKAN TARGET XENON ALAM Awaludin, Rohadi
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

Abstract

Iodium-125 merupakan radioisotop penting di bidang kedokteran nuklir. Iodium-125 dapat diproduksi melalui sasaran isotop Xe-124, baik menggunakan xenon diperkaya maupun xenon alam. Iodium-125 dengan radioaktivitas yang tinggi dapat diperoleh menggunakan xenon diperkaya. Namun, karena alasan penyediaannya, beberapa peneliti mengembangkan teknologi produksi menggunakan xenon alam. Tujuan dari kajian ini adalah mendapatkan karakteristik Iodium-125 yang dapat diperoleh dari fasilitas produksi yang ada di BATAN. Perhitungan dilakukan menggunakan gas xenon alam sebanyak 0,0223 mol. Iradiasi dilakukan sampai dengan 96 jam dan peluruhan sampai dengan 240 hari jam. Dari perhitungan diperoleh I-125 sebesar 0,384; 0,529 dan 0,583 GBq masing masing untuk iradiasi selama 24, 48 dan 72 jam. Konsentrasi radioaktivitas yang dapat diperoleh sebesar 0,128; 0,176 dan 0,194 GBq/ml. Pengotor radionuklida yang turut dihasilkan adalah Cs-135 dan Cs-137. Radioisotop Cs-135 dihasilkan sebesar 0,098; 0,113 dan 0,116 Bq dari iradiasi selama 24, 48 dan 72 jam. Sedangkan radioisotop Cs-137 dihasilkan sebesar 236 Bq dari iradiasi lebih dari 24 jam. Kata kunci : iodium-125, produksi radioisotop, xenon alam Iodine-125 is an important radioisotope in the field of nuclear medicine. Iodine-125 can be produced from Xe-124 target using natural or enriched xenon. Iodine with high radioactivity can be produced using enriched target. However, becauseof the availibility of the enriched xenon gas, some research groups develop the iodine production using natural xenon gas. The objective of this study is to obtain the characteritics of Iodine-125 produced by BATAN facility. Natural xenon gas 0.0223 mol is used in the calculation. Irradiation time is 96 hours and decay time is 240 hours. The calculation results show Iodine-125 with radioactivity 0.384, 0.529 and 0.583 GBq is obtained from irradiation time as long as 24, 48 and 72 hours. The maximum radioactivity concentrations are 0,128; 0,176 and 0,194 GBq/ml. Radionuclidic impurities are Cs-135 and Cs-137. Radioisotope of Cs-135 as high as 0.098, 0.113 and 0.116 Bq is produced from 24, 48 and 72 hours of irradiation. Cs-137 as high as 236 Bq is produced by more than 24 hours of irradiation.Key words:iodine-125, radioisotope production, natural xenon.
RADIOISOTOPES AND RADIOPHARMACEUTICALS IN NUCLEAR CARDIOLOGY Tamat, Swasono R.
Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka Vol 4, No 1,2 (2001): JURNAL PRR 2001
Publisher : Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka

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

Abstract

RADIOISOTOPES AND RADIOPHARMACEUTICALS IN NUCLEAR CARDIOLOGY. Nuclear medicine studies of the heart represent one of the fastest growing areas of research and clinical interest. Some years ago, nuclear medicine cardiac studies were limited to evaluations of myocardial infarction. Developments in radiopharmaceutical chemistry and instrumentation have made possible advances in cardiovascular nuclear medicine. Techniques and radiopharmaceuticals now exist for the imaging of viable myocardium and the determination of myocardial tissue metabolism, as well as radionuclide angiography to obtain quantitative information of cardiac output, mean transit times, cardiac volumes, and ejection fractions. This paper will firstly describe the anatomy and physiology of the heart as to relate to the radiopharmaceuticals which will be discussed, and will secondly explore various radiopharmaceuticals which have been used for various purposes in cardiac imaging, then will explore radioisotopes which have been proposed for myocardial treatment. RADIOISOTOP DAN RADIOFARMAKA DI BIDANG KARDIOLOGI NUKLIR. Studi jantung secara kedokteran nuklir merupakan salah satu bidang penyidikan dan minat klinis yang paling cepat berkembang. Beberapa tahun lalu, studi jantung secara kedokteran nuklir terbatas pada evaluasi infark jantung. Perkembangan di bidang kimia-radiofarmaka dan instrumentasi telah mendorong kemajuan di bidang kedokteran nuklir kardiovaskular. Teknik-teknik dan radiofarmaka sekarang telah tersedia untuk penyidikan jaringan jantung yang masih hidup dan penentuan metabolisme jaringan jantung, dan juga angiografi radionuklida untuk memperoleh informasi kuantitatif mengenai luaran jantung, waktu transit rata­ rata, volume jantung, dan fraksi ejeksi. Makalah ini pertama akan menerangkan anatomi dan fisiologi jantung dalam kaitannya dengan radiofarmaka yang akan dibahas, dan kemudian akan meninjau berbagai radiofarmaka yang telah digunakan untuk berbagai keperluan penyidikan jantung, dan kemudian meninjau radioisotop yang telah diusulkan untuk penanganan masalah jantung.
PERHITUNGAN PEMBUATAN LUTESIUM-177 UNTUK PARTIKEL NANO RADIOAKTIF MENGGUNAKAN REAKTOR G.A.SIWABESSY Awaluddin, Rohadi
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

ABSTRAK PERHITUNGAN PEMBUATAN LUTESIUM-l77 UNTUK PARTIKEL NANO RADIOAKTIF MENGGUNAKAN REAKTOR G.A.SIW ABESSY. Lutesium-177 (l77Lu) merupakan salah satu radioisotop yang efektif untuk terapi kanker. Seiring dengan kemajuan nanoteknologi, partikel nano radioaktif mengandung I77Lu memiliki peluang untuk penanganan penyakit ini. Untuk mengkaji peluang pemantfaatan partikel nano radioaktif ini, telah dilakukan perhitungan pembuatan 177Lu dengan sasaran partikel nano dari logam lutesium melalui aktivasi neutron di CIP (centro/ irrodiation position) reaktor GA Siwabessy dengan fluks neutron sebesar 1,3 x 10 14 ns-1cm-2 . Sasaran yang digunakan adalah lutesium alam dan lutesium diperkaya 60%. Dari iradiasi lutesium alam selama 12 hari diperoleh 177Lu dengan radioaktivitas sebesar 0,088; 0,71 dan 2,39 Bq pada saat akhir iradiasi untuk partikel nano dengan diameter 100, 200 dan 300 nm. Radioisotop lain yang dihasilkan adalah 176Lu dan l77Lu dengan  waktu paruh masing masing 3,64 jam dan 160 hari. Setelah iradiasi selama 12 hari, l77Lu dihasilkan  sebesar 0,0085; 0,0679 dan 0,229 mBq pada saat akhir iradiasi untuk partikel dengan diameter 100, 200, dan 300 nm. Sedang radioisotop 176Lu dihasilkan sebesar 0,036; 0,29 dan 0,98 Bq pada saat akhir iradiasi untuk partikel dengan diameter 100, 200, dan 300 nm. Radioisotop l76 Lu ini meluruh dengan cepat. Setelah 24  jam, radioaktivitas tinggal 1,04% dari radioaktivitas semula. Dari perhitungan terhadap lutesium diperkaya dengan pengayaan 176Lu sebesar 60% diperoleh 177Lu dengan radioaktivitas 2,05; 16,40 dan 55,3Bq pada saat akhir iradiasi untuk tiap partikel dengan diameter 100, 200 dan 300 nm. Radioisotop l77Lu yang dihasilkan sebesar 0,00020; 0,00] 6 dan 0,0053 Bq pada saat akhir iradiasi untuk partikel dengan diameter  100,200 dan 300 nm. Sedang  radioaktivitas l76Luyang dihasilkan dari lutesium diperkaya lebih rendah dari hasil iradiasi partikellutesium alam. Kata kunci: lutesium-177, aktivasi neutron, lutesium diperkaya, penanganan kankerABSTRACT CALCULATION  OF  LUTETIUM-I77  PRODUCTION FOR  RADIOACTIVE NANOPARTICLE  USING  G.A. SIW ABESSY  REACTOR. Lutetium-177 (I77Lu) is one of the potential radioisotopes for cancer therapy. Along with the development of nanotechnology, the nanoparticle containing 177Lu has an opportunity for cancer treatment. for studying the opportunity of the radioactive nanoparticle application, calculations of l77Lu production using lutetium metal nanoparticle by neutron activation at the central irradiation position (CIP) of GA Siwabessy reactor with neutron nux of 1.3 x I Ol'! nsIcm- 2 was carried out. The targets used were natural lutetium and enriched lutetium (60%). Calculation results showed that irradiation of natural lutetium for 12 days resulted in I77Lu with radioactivity of 0.088; 0.71 and 2.39 Bq at the end of irradiation (EO!) for nanoparticles with diameter of 100,200 and 300 nm. The other radioisotopes produced were 177Lu and 177Lu with half life of 3.64 hours and 160 days. Irradiation of natural lutetium resulted in 177Lu with radioactivity of 0.0085, 0.0679 and 0.229 mBq at EOI for particles with diameter of 100, 200 and 300 nm. Radioactivity of 176Lu was 0.036, 0.29 and 0.98 Bq at EO1for particles with a diameter of 100, 200, and 300 nm. The 176Lu radioisotope decays rapidly. After 24 hours, the radioactivity was 1.04% of the initial radioactivity. Calculation results of enriched lutetium (60% enrichment) showed that 177Lu with radioactivity of 2.05, 16.40 and 55.3 Bq were obtained at the end of irradiation for particles with diameter of 100, 200 and 300 nm. The 177Lu was produced with radioactivity of 0.00020. 0.0016 and 0.0053 Bq at EOI for particles with a diameter of 100. 200 and 300 nm. Radioactivity of l77Lu produced was lower than that of natural lutetium particles irradiation. Keywords :  lutetium-177, neutron activation, enriched lutetium, cancer treatment.  
STUDI PEMISAHAN UNSUR LANTANIDA DARI HASIL BELAH URANIUM DENGAN TEKNIK ION KROMATOGRAFI Astuti, Laksmi Andri
Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka Vol 2, No 1/2 (1999): JURNAL PRR 1999
Publisher : Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka

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

Abstract

STUDI PEMISAHAN UNSUR LANTANIDA DARI HASIL BELAH URANIUM DENGAN TEKNIK ION KROMATOGRAFI. Telah dilakukan penelitian awal pemisahan unsur Lantanida dari hasil belah Uranium yang diperkaya dengan U-235 dengan teknik ion kromatografi. Sebagai fasa diam digunakan kolom yang mengandung resin polistiren untuk memisahkan anion, sedangkan sebagai fasa gerak digunakan asam sitrat dan ?-HIB ( ?-Hydroxy Iso Butyric acid ). Konsentrasi asam sitrat yang digunakan bervariasi dari 10 mMol, 5 mMol dan 3 mMol, dan untuk ?-HIB digunakan variasi konsentrasi 100 mMol, 75 mMol dan 50 mMol. Penyiapan eluen selalu memakai air bebas ion serta semua eluen yang dipakai mengandung 10 % acetonitril. Untuk masing-masing konsentrasi dilakukan variasi pH eluen. Cuplikan yang dipakai 9 macam yaitu samarium nitrat, neodinium nitrat, praseuodium nitrat, cerium nitrat, lantanum nitrat, stronsium nitrat dan barium nitrat masing-masing dengan konsentrasi 1000 ppm. Pada penelitian dasar ini didapat hubungan antara pH eluen dan waktu retensi untuk tiap-tiap variasi konsentrasi eluen serta hubungan antara konsentrasi eluen dan waktu retensi dari masing -masing unsur Lantanida. Diperoleh pula bahwa pH hanya berpengaruh terhadap waktu retensi dari pH 3,5-7. Demikian pula konsentrasi eluen hanya berpengaruh terhadap waktu retensi pada konsentrasi eluen 3 mMol-100 mMol. PH diatas 7 dan konsentrasi diatas lOO mMol ternyata tidak berpengaruh terhadap waktu retensi. Diharapkan data-data yang diperoleh dalam penelitian ini dapat dipakai sebagai penunjang untuk studi awal pemisahan unsur Lantanida hasil belah uranium dengan teknik radioion kromatografi. STUDY ON THE LANTHANIDE SEPARATION FROM FISSION PRODUCT BY ION CROMATOGRAPHIC TECHNIQUE. A preliminary experiment on the Lanthanide separation from fission product by ion chromatographic technique has been carried out. For this experiment the eluent with several different concentration and pH were choosen for the determination of elution time for each element of Lanthanide ion. For citric acid eluent of 10 mMol, 5 mMol and 3 mMol were used, and 100 mMol, 75 mMol and 50 mMol concentration were choosed for ?-HIB eluent. All the eluent were prepared with double distilled water containing 10 % acetonitril solution and the pH of eluent was adjusted with diluted ammonium solution. For this experiment 9 different samples were used as solution of 1000 ppm Samarium nitrate, neodymium nitrate, praseodyminium nitrate, cerium nitrate, lanthanum nitrate, strontium nitrat and barium nitrat. The effect of pH value on retention time for each concentration of eluent and the effect of concentration of each eluent on retention time was obtained. The retention time of each element depend on the concentration of complex ions which combined with Lanthanide cation in the eluent. The retention time was affected by pH variation of 3,5 to 7 and the eluent concentration of 3 mMol to lOO mMol. The retention time was not influenced by pH of higher than 7 and eluent concetration higher than 100 mMol.

Page 1 of 11 | Total Record : 102