Article Per Year (5 Year)
p-Index From 2019 - 2024
0.23
P-Index
This Author published in this journals
All Journal Jurnal Forum Nuklir Urania Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir JC-T (Journal Cis-Trans): Jurnal Kimia dan Terapannya Jurnal Kefarmasian Indonesia
Chairuman Chairuman
Unknown Affiliation
Biochemistry, Genetics & Molecular Biology Chemical Engineering, Chemistry & Bioengineering Chemistry Environmental Science Materials Science & Nanotechnology Medicine & Pharmacology

Published : 4 Documents Claim Missing Document
Claim Missing Document
Check
Articles

Found 4 Documents
Search

 1 
PEMISAHAN MATRIKS 90Sr/90Y MENGGUNAKAN METODE ELEKTROKROMATOGRAFI BERBASIS FASA DIAM CAMPURAN ALUMINA-SILIKA Sulaiman Sulaiman; Adang H. G.; Artadi Heru W.; Sri Aguswarini; Karyadi Karyadi; Gatot S.; Chairuman Chairuman
Jurnal Forum Nuklir JFN Vol 7 No 2 November 2013
Publisher : BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (2378.311 KB) | DOI: 10.17146/jfn.2013.7.2.3470

Abstract

PEMISAHAN MATRIKS 90Sr/90Y MENGGUNAKAN METODE ELEKTROKROMATOGRAFI BERBASIS FASA DIAM CAMPURAN ALUMINA-SILIKA. Itrium-90 merupakan radionuklida pemancar  yang mempunyai waktu paruh 64,1 jam dan memancarkan energi  maksimum 2280 keV. Itrium-90 merupakan radionuklida yang banyak digunakan dalam kedokteran nuklir untuk keperluan terapi. ltrium-90 diperoleh dari hasil peluruhan radionuklida 90Sr yang mempunyai waktu paruh 28,1 tahun. Untuk memperoleh radionuklida 90Y, dibutuhkan suatu sistem pemisahan yang sesuai dan pada saat ini yang paling banyak digunakan adaJah sistem generat or 90SrfOY. DaJam penelitian ini, telah dilakukan studi sistem pemisahan 90Y dari 90Sr dengan metode elektrokromatografi untuk parameter tegangan, dan komposisi isian kolom kromatografi. Radionuklida  yang  digunakan  dalam  penelitian  ini adalah campuran radionuklida 90Sr/90Y yang diperoleh dari hasil fisi. Hasil percobaan yang diperoleh menunjukkan  bahwa  dengan  kondisi elektrokromatografi menggunakan tegangan 400 V selama 4 jam, fasa gerak larutan penyangga sitrat 0,1 M; pH 5 dan fasa diam sepanjang 9 cm dengan komposisi 2 cm silika 0,5 mm, 4 cm alumina, 1 cm campuran silika 0,2 mm : alumina = 1:1 dan 2 cm silika 0,2 mm telah dihasilkan rendemen pemisahan 90Y sebesar 59,63% dengan kemurnian radiokimia 97,30%.
OPTIMASI pH ALUMINA dan 99Mo DALAM PEMBUATAN GENERATOR 99Mo/99mTc BERBASIS MoO3 ALAM Sulaiman Sulaiman; Yono Sugiharto; Chairuman Chairuman; Gatot Setiawan; Adang Hardi Gunawan
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 24, No 2 (2018): Juni, 2018
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2018.24.2.4159

Abstract

OPTIMASI pH ALUMINA dan 99Mo DALAM PEMBUATAN GENERATOR 99Mo/99mTc BERBASIS MoO3 ALAM. Alumina sebagai bahan penyerap telah lama digunakan untuk radioisotop 99Mo pada generator 99Mo/99mTc penghasil 99mTc yang banyak digunakan di kedokteran nuklir untuk keperluan diagnosa. Selama ini alumina digunakan untuk penyerapan 99Mo yang diperoleh dari bahan fisi 235U. Adanya pembatasan penggunaan matriks bahan fisi 235U maka alternatif lain untuk memperoleh 99Mo dengan menggunakan MoO3 alam yang diiradiasi di reaktor nuklir. Radioisotop 99Mo yang dihasilkan dari reaksi ini memiliki sifat tidak bebas pengemban sebagaimana halnya 99Mo dari hasil fisi, karena tidak semua MoO3 yang diiradiasi teraktivasi menjadi 99Mo. Pada aplikasi generator 99Mo/99mTc berbasis MoO3 alam dengan menggunakan kolom alumina, perlu diketahui pH alumina yang optimal dalam penyerapan 99Mo, dan juga pH 99Mo. Pada penelitian ini digunakan tiga variasi kolom generator berbasis alumina yaitu alumina asam, alumina netral, dan alumina basa. Bahan matriks 99Mo juga dilakukan tiga variasi pH yaitu larutan 99Mo dengan pH 4, larutan 99Mo dengan pH 7, dan larutan 99Mo dengan pH 8. Generator dielusi dengan larutan salin dan diamati setiap hari selama 3 hari dan diteruskan setelah dua hari berikutnya selama 2 hari. Penyerapan 99Mo dari MoO3 alam oleh material alumina memberikan hasil penyerapan terbaik pada penggunaan alumina asam dengan larutan 99Mo pada pH 4. Dari ketiga variasi pH larutan Mo yang memberikan yield 99mTc terbaik adalah pada penggunaan larutan 99Mo dengan pH 4. Kolom yang memberikan 99Mo breakthrough terkecil adalah di kolom alumina asam terutama menggunakan larutan 99Mo dengan pH 4. Dengan demikian, untuk menyerapkan 99Mo dari Mo alam dapat digunakan alumina asam dengan menggunakan larutan 99Mo pada pH 4..Kata kunci: 99Mo, alumina, kolom, pH, yield.
Uji Klirens dan Uji Pirogenitas sebagai Bagian dari Penentuan Mutu Biologi Sediaan 90Y-EDTMP Sulaiman Sulaiman; Sri Aguswarini; Karyadi Karyadi; Chairuman Chairuman; Gatot Setiawan; Adang HG; M. Subur
Jurnal Kefarmasian Indonesia VOLUME 8, NOMOR 2, AGUSTUS 2018
Publisher : Pusat Penelitian dan Pengembangan Biomedis dan Teknologi Dasar Kesehatan

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.22435/jki.v8i2.352

Abstract

Cancer is one of the causes of death in Indonesia and even the world. Nuclear medicine techniques with radiopharmaceuticals and SPECT are one of the ways to treat cancer, but their use in Indonesia is not yet popular. Radiopharmaceuticals marked with radionuclide emitting beta (β) radiation are proven to be used for cancer therapy, one that has been developed in PTRR-BATAN is 90Y-EDTMP. Yttrium-90 is used in nuclear medicine by utilizing β radiation (E max 2.28 MeV). The β energy which is produced from the decay process of 90Y radionuclides to 90Zr can kill cancer cells. This study aimed to provide information about the substances biological effects so that preventive measures can be taken to protect humans. This study conducted evaluation of the 90Y-marked radiopharmaceutical (90Y produced from a 90Sr / 90Y generator which is 90Y-EDTMP) encompasses clearance test, pyrogen test, and dose safety test in experimental animals. The clearance test utilized mice, the pyrogen test utilized rabbits, and the dose safety test utilized mice. The results of the clearance test showed that 90Y-EDTMP compound which was excreted in 192 hour was 49.70% through urine and 14.59% through feces. The total excretion of 90Y-EDTMP within 192 hours was 64.57%. Based on the results of clearance tests with calculations, 90Y of 90Sr / 90Y generators in 90Y-EDTMP dosage form had 84.2 hours of half-life, 36.5 hours of an effective half-life and 52.7 hours of a residence time. Pyrogen test results showed pyrogen-free. The 90Y-EDTMP dose safety test showed that the dose is safe and not deadly. The development of 90Y-EDTMP is expected to be improved to produce radiopharmaceuticals for cancer therapy in order to make a real contribution in public health services.
Validasi Pembuatan Senyawa Bertanda 131I-Mibg Di PTRR BATAN Untuk Diagnosis Dan Terapi Neuroblastoma Yono Sugiharto; Maskur Maskur; Chairuman Chairuman
JC-T (Journal Cis-Trans): Jurnal Kimia dan Terapannya Vol 4, No 1 (2020)
Publisher : State University of Malang or Universitas Negeri Malang (UM)

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (302.509 KB) | DOI: 10.17977/um0260v4i12020p001

Abstract

AbstrakNeuroblastoma adalah suatu jenis kanker neuroendokrin yang sangat berbahaya dan mematikan, namun dapat disembuhkan jika terdeteksi saat dini dan dilakukan terapi yang tepat. Pusat Teknologi Radioisotop dan Radiofarmaka (PTRR) BATAN Serpong telah berhasil membuat senyawa bertanda 131I-MIBG untuk diagnosis dan terapi kanker neuroblastoma. Iodium-131 (131I)-MIBG disiapkan  dengan mereaksikan 127I-MIBG sulfat dan Na-131I melalui pertukaran isotop menggunakan katalisator CuSO4, reduktor sodium bisulfit, pH=3-4 menggunakan CH3COOH. Larutan direaksikan pada suhu 1600C sehingga dihasilkan senyawa bertanda 131I-MIBG. Kemurnian radiokimia produk diuji secara kromatografi, menggunakan fasa diam  kertas whatman nomor 1 dan fasa gerak  campuran n.butanol:asam asetat:air (5:2:1), dan kemurnian radionuklida diuji menggunakan spektrometer gamma.   Kemurnian radiokimia dan radionuklida 131I-MIBG (diagnosis) diperoleh masing-masing 99,72%±0,32 dan 99,99%±0,00. Senyawa bertanda 131I-MIBG (terapi) dosis radioaktivitas 25 mCi/vial diperoleh kemurnian radiokimia sebesar  98,33±0,53 dan kemurnian radionuklida sebesar 99,99%±0,00, sedangkan 131I-MIBG (terapi) dosis radioaktivitas 50 mCi/vial diperoleh kemurnian radiokimia dan kemurnian radionuklida masing-masing = 98,83%±0,32% dan 99,99±0,00%.    Teknologi pembuatan 131I-MIBG diagnosis dan terapi telah dikuasai dengan baik ditunjukkan dengan   kemurnian radiokimia dan radionuklida yang sangat tinggi.
Co-Authors Adang H. G. Adang Hardi Gunawan Adang HG Artadi Heru W. Gatot S. Gatot Setiawan M. Subur Maskur Maskur Sri Aguswarini Sulaiman Sulaiman Sulaiman Sulaiman Sulaiman Sulaiman Yono Sugiharto Yono Sugiharto