Rohadi Awaluddin
Pusat Radioisotop dan Radiofarmaka-BATAN

Published : 2 Documents Claim Missing Document
Claim Missing Document
Check
Articles

Found 2 Documents
Search

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 | Full PDF (3916.962 KB)

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.  
SINTESIS DAN KARAKTERISASI PENYERAP MOLlBDENUM BERKAPASITAS TINGGI UNT UK GENERATO R 99Mo/99mTc. Awaluddin, Rohadi; Sriyono, Sriyono; Herlina, Herlina
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 | Full PDF (3002.328 KB)

Abstract

ABSTRAK SINTESIS  DAN KARAKTERISASI PENYERAP MOLlBDENUM BERKAPASITAS TIN GG I  UNT UK  GENERATO R 99Mo/99mT c. Pada  pem buatan generator radioisotope  99Mo/99mTc menggunakan hasil iradiasi neutron terhadap molibdenum alam diperlukan penyerap dengan kapasitas serap tinggi. Penyerap berbasis zirkonium telah berhasil disintesis dengan mereaksikan zirkonium klorida, isopropanol dan air di dalam pelarut tetrahidrofuran. Hasil uji serap menunjukkan bahwa penyerap tersebut  memiliki kapasitas serap yang tinggi sekitar 180 mg Mo/g. Penyerap dengan kapasitas serap setinggi ini dapat diguna kan untuk. pem buatan generator 99Mo/ 99mTc mengguna kan 99 Mo hasil Iradiasi. neutron terhadap Mo alam. Namun, butiran penyerap tersebut mudah pecah pada saat proses penyerapan. Hasil pemeriksaan menggunakan mikroskop elektron SEM menunjukkan bahwa pada permukaan butiran penyerap terlihat banyak retakan. Kondisi permukaan ini berbeda dengan penyerap po/yzyrconium/ compound (PZC) yang menunjukkan sedikit retakan di pennukaannya. Hasil Energy Dispersive X-Ray Spectroscopy (EDS) menunjukkan bahwa penyerap hasil sintesis tersusun dari unsur zirkonium, oksigen dan klor, mendekati komposisi unsur dari PZc. Kata –kunci : penyerap, mohbdenum, generator 99Mo /99mTc. ABSTRACT SYNTHESIS AND CHARACTERIZATION OF HIGH CAPACITY MOLYBDENUM ADSORBENT FOR 99Mo/99mTc GENERATOR. Adsorbent with high adsorption capacity of 99Mo is required for preparation of 99Mo/99mTc  radioisotope generator using irradiated natural molybdenum.  A zirconium-based adsorbent has been synthesized by reacting zirconium chloride, isopropanol and water tetrahydrofuran. Adsorption test results showed that the adsorbent had a high adsorption capacity of about 180 mg Mo/g. The high adsorption capacity make the adsorbent can be used for preparation of 99Mo/99mTc generator using irradiated natural Mo. However, the adsorbent was easiIy broken during the adsorption process. Scanning electron microscope (SEM) image showed that there were many fractures in the surface of the adsorbent. The surface was different with polyzirconiull1 compound (PZC) which showed less fractures. Energy Dispersive X-Ray Spectroscopy (EDS) results showed that the adsorbent was composed of zirconium, oxygen and chlorine, almost the same as the elemental composition of Pzc. K ey words: Adsorben, molybdenum, 99Mo /99M Tc generator.