Sunarhadijoso Soenarjo
PTRR-BATAN

Published : 6 Documents Claim Missing Document
Claim Missing Document
Check
Articles

Found 6 Documents
Search

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 | Full PDF (4854.621 KB)

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
CHROMATOGRAPHIC BEHAVIOUR OF CADMIUM-(II) IN HYDROUS CERIC OXIDE COLUMN Soenarjo, Sunarhadijoso; Yantih, Novi; Sinambela, James; Pujianto, Anung; Sarwono, Daya Agung
Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka Vol 3, No 1 (2000): JURNAL PRR 2000
Publisher : Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (3079.627 KB)

Abstract

CHROMATOGRAPHIC BEHAVIOUR OF CADMIUM-(II) IN HYDROUS CERIC OXIDE COLUMN. The potential of hydrous ceric oxide (HCO) in the immobilization of cadmium ions enables the compound to be used as an adsorbent for recovering 112Cd target in the production of medical radioisotope 111ln. Since the enriched-112Cd is very expensive, the dynamic sorption of 112Cd in HCO column needs to be evaluated. In the presented work, the HCO was synthesized through the reaction of ceric Sulphate and ammoniac solution. The reaction product was then heated and dried at 1000C to give HCO. A series of Cd(II) standard solutions was loaded onto HCO columns followed by fractional elution and determination of Cd(II)-content in each eluate fraction. The quantitative determination of Cd(II) content was performed by UV-spectrophotometry at 301 nm with a standard regression curve expressed as A = O.OOO1C - 0.0002. The chromatographic behaviour of Cd(II) in HCO column was characterized by dynamic sorption capacity, elution profile, recovery yield and total volume of the eluent. It appears that the dynamic sorption of Cd(II) increases if the HCO was treated with ammoniac solution instead of with 0.1 M HCL solution. By using NH4OH solutions (5 %, 10 % and 20 %) as eluents, it is shown that the concentration of NH4OH does not significantly affect the Cd(II)-elution profile. The recovery yield was obtained in the range of 94 to 100 %, while most the eluted Cd(II) was collected in the first and second- 2 mL fractions. PERILAKU KROMATOGRAFI KADMIUM-(II) DALAM KOLOM RESIN SERIUM OKSIDA. Potensi resin anorganik serium oksida (HCO) untuk mengikat ion kadmium mendorong kemungkinan pemanfaatan HCO dalam proses pemungutan ulang bahan sasaran 112Cd diperkaya yang digunakan dalam proses produksi radioisotop medis 111ln. Karena mahalnya bahan sasaran 112Cd tersebut, maka fenomena penyerapan dinamik 112Cd pada kolom resin HCO dipelajari dengan menggunakan Cd alam. Di dalam percobaan ini HCO disintesis melalui reaksi antara serium sulfat dengan larutan amonia. Produk reaksi dipanaskan dan dikeringkan pada suhu 100°C untuk mengubahnya menjadi HCO. Larutan standard Cd(II) dengan variasi konsentrasi dimasukkan ke dalam kolom HCO dan kemudian dilakukan elusi berfraksi diikuti dengan pemeriksaan kandungan Cd(II) dalam masing-masing fraksi eluat. Penentuan kuantitatif Cd(II) dilakukan dengan metoda spektrofotometri UV pada panjang gelombang 301 nm dengan persamaan regresi standar yang dinyatakan sebagai A = O,OOO1C - 0,0002. Sifat kromatografi Cd(II) dalam kolom HCO dipelajari melalui pengamatan terhadap 4 aspek yaitu kapasitas penyerapan dinamik, profil elusi, efisiensi elusi dan volume total eluen yang diperlukan. Didapatkan bahwa penyerapan dinamik Cd(II) pada kolom HCO yang diaktivasi dengan larutan HCL 0,1 M lebih rendah dibandingkan pada kolom HCO yang diaktivasi dengan larutan NH4OH (5 %, 10 % dan 20 %). Hasil percobaan menunjukkan bahwa penggunaan eluen NH4OH dengan konsentrasi 5 %, 10 % dan 20 % tidak memberikan perbedaan profil elusi Cd(II) yang signifikan. Dengan elusi berfraksi sebanyak 2 mL per fraksi eluat, didapatkan akumulasi Cd(II) terelusi pada 2 fraksi eluat pertama dengan efisiensi elusi antara 94 - 100 %.
PEMUNGUTAN ULANG BAHAN SASARAN Tl-203 MELALUI PEMBENTUKAN Tl-203(OH)3 DAN 2Tl-2O3 Soenarjo, Sunarhadijoso; Triyanto, Triyanto; Yuliana, Nina; Indriani, Dian
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 | Full PDF (3714.803 KB)

Abstract

PEMUNGUTAN ULANG BAHAN SASARAN 203Tl MELALUI PEMBENTUKAN 203Tl(OH)3 DAN 203Tl2O3. Bahan sasaran 203Tl pengkayaan Tlnggi dipergunakan sebagai target pada produksi radioisotop medis 201Tl melalui reaksi inTl 203Tl(p,3n) 20lPb –> 201Tl. Karena 203Tl pengkayaan Tlnggi sangat mahal dan Tldak selalu mudah didapatkan, maka diperlukan teknologi pemungutan ulang 203Tl dari limbah proses radioisotop 201Tl. Teknik pemungutan ulang yang menghasilkan bentuk akhir 203Tl2O3 padat menjadi pilihan karena 203Tl2O3 mempunyai kestabilan yang baik dan merupakan bahan dasar penyiapan sasaran. Rendemen pemungutan ulang juga mudah ditentukan karena hasil akhir berupa zat padat yang mudah diTlmbang. Proses pemungutan ulang mencakup 4 tahapan penTlng yaitu pemisahan 203Tl sebagai 203Tl(I) dari matriks limbah, oksidasi 203Tl(I) menjadi 203Tl(III) menggunakan Br2 dalam CHCl3, pengendapan 203Tl(III) sebagai 203Tl(OH)3 dan pengubahan 203Tl(OH)3 menjadi 203Tl2O3. Rendemen pemungutan ulang ditentukan dengan membandingkan berat 203Tl2O3 yang diperoleh terhadap kandungan 203Tl dalam limbah yang ditentukan terlebih dahulu dengan spektrofotometri UV pada panjang gelombang 214 nm. Pada proses simulasi menggunakan Tl alam didapatkan rata-rata rendemen pemungutan ulang sebesar (80,65 ± 1,05) % berdasarkan pada total Tl yang digunakan dalam simulasi limbah proses 201Tl. Penerapan proses pemungutan ulang dari campuran limbah pra-iradiasi dan limbah pasca-iradiasi menghasilkan rendemen pemungutan ulang 203Tl sebesar 81,02 %. CHEMICAL RECOVERY OF 203Tl TARGET THROUGH PRECIPITATION OF 203Tl(OH)3 AND CONVERSION TO 203Tl2O3. High-enriched 203Tl is preferably used as target material for production of 201Tl medical radioisotope through nuclear reaction of 203Tl(p,3n) 20lPb –> 201Tl. Because of the high cost and limited availability of high-enriched 203Tl, a chemical recovery, of 203Tl from 201Tl processing waste is necessary. Method of chemical recovery giving final product as 203Tl2O3 is chosen due to reasons that 203Tl2O3 is stable and suitable for target preparation and the efficiency of the recovery can be easily determined. The chemical recovery covers the separation of 203Tl as 203Tl(I) from the waste matrices, oxidation of 203Tl(I), precipitation of the oxidized 203Tl as its hydroxide and conversion of the hydroxide to 203Tl2O3. The yield of the recovery was determined by comparing the weight of the resulting 203Tl2O3 to the initial 203Tl content that was previously measured by means of UV-spectrophotometry at a wavelength of 214 nm.From simulation processes using natural thallium, instead of enriched 203Tl, an average-recovery yield was found to be (80.65 ± 1.05)% based on the initial thallium used. The recovery of 203Tl from a mixture of pre and post irradiation wastes of 201Tl has been carried out giving a recovery yield of 81.02 %.
Mekanisme Lokalisasi Sediaan Radiofarmaka Pada Organ Target Soenarjo, Sunarhadijoso
Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka Vol 17, No 1 (2014): Jurnal PTRR 2014
Publisher : Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (965.123 KB)

Abstract

Perkembangan radiofarmaka untuk tujuan terapi maupun diagnosis semakin luas ketika kemudian diketahui adanya fenomena baru dalam mekanisme lokalisasi sediaan radiofarmaka di dalam tubuh. Lokalisasi radiofarmaka pada organ target tidak hanya berdasarkan proses fisiologis dan metabolisme biasa, tetapi beberapa jenis anomali organ dapat memberikan ”sinyal” yang dapat menarik, mengakumulasi dan menahan secara spesifik senyawa substrat tertentu, sehingga radiofarmaka dengan struktur substrat tersebut akan terlokalisasi pada organ target secara spesifik pula. Tulisan ini mengelompokkan secara sederhana mekanisme lokalisasi radiofarmaka pada organ target ke dalam 2 kelompok, yaitu mekanisme non-spesifik yaitu mengikuti fisiologis dan metabolisme secara normal, dan mekanisme spesifik yang dapat dibedakan lagi menjadi mekanisme spesifik proses yang berbasis pada reaksi biokimia yang karakteristik dan mekanisme spesifik penyakit yang berbasis pada karakteritika penyakit yang tertentu. Uraian masing-masing kelompok disertai pula dengan beberapa contoh dan diharapkan dapat memperluas pemahaman dan wawasan dalam menyikapi dan menerima keberadaan dan aplikasi ilmu pengetahuan dan teknologi nuklir, khususnya di bidang kesehatan.The development  of  radiophannaceuticals  for  diagnostic  or  therapeutic purposes  waswidely growing as new phenomenon  in  the  in-body-Iocalization mechanisms of  radiophannaceutical preparation was known. Radiophannaceutical localization in target organs is not only based on usual physiological and metabolic processes, but some types of organ anomalies can provide "signals" that can bespecifically attract, accumulate and retain certain specific substrate compound, so the radiophannaceuticalhaving such substrate structure will be specifically localized to the target organ. This paper plainly presents the localization mechanism of radiophannaceutical preparations in the target organs into 2 groups, namely non-specific mechanisms that follow the nonnal physiological and metabolic processes, and the specific mechanisms that can be distinguished anymore as the process specific mechanism based on the characteristic biochemical reactions and tlJe diseases specific mechanism based on the characteristics of certain disease.The description of each group is accompanied by several examples and is expected to broaden the understanding and insight in dealing with and accept the existence and application of nuclear science and technology, particularly in the health field.Keywords : radiophannaceuticals preparations, mechanisms of localization, non-specific mechanism,process specific mechanism, disease specific mechanism.
PEMISAHAN FRAKSI RADIOIOD DALAM PROSES Mo-99 HASIL FISI U-235 DAN PENGGUNAANNYA UNTUK PEMBUATAN HIPPURAN-I-131 Soenarjo, Sunarhadijoso; Gunawan, Adang Hardi; Wisnukaton, Kadarisman; Purwadi, Bambang; Sukmana, Ateng; Sriyono, Sriyono; Rukman, Rukman
Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka Vol 1, No 1 (1998): Jurnal PRR 1998
Publisher : Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (3971.795 KB)

Abstract

PEMISAHAN FRAKSI RADIOIOD DALAM PROSES 99Mo HASIL FISI 235U DAN PENGGUNAANNYA UNTUK PEMBUATAN HIPPURAN-131I. Proses produksi radioisotop 99Mo dari reaksi fisi 235U menghasilkan fraksi radioaktif non-molibdenum yang dikelompokkan dalam 3 macam fraksi, yang selama ini di PPR - BATAN masih diperlakukan sebagai limbah radioaktif, yaitu fraksi radioiod, fraksi radioxenon (gas mulia) dan fraksi uranium pasca iradiasi. Fraksi radioiod diharapkan mempunyai potensi sebagai sumber pengadaan radioisotop 131I, dan oleh karena itu dalam penelitian ini dilakukan upaya pemisahan lebih lanjut fraksi radioiod tersebut sebagai larutan "bulk" Na131I. Pemisahan dilakukan melalui pemerangkapan fraksi radioiod menggunakan kolom serat tembaga, diikuti dengan pemurnian menggunakan kolom karbon. Larutan "bulk" Na131I dihasilkan dengan elusi kolom karbon menggunakan larutan NaOH 0,2 N. Keradioaktifan total larutan "bulk" Na131I yang dihasilkan relatif rendah, diduga antara lain karena sebagian besar fraksi radioiod lolos terlepas dati kolom serat tembaga dan terperangkap dalam "cold finger" yang sebenarya dimaksudkan untuk menangkap fraksi radioxenon. Tetapi karakteristika pH, radiokimia dan radionuklidanya memenuhi persyaratan untuk larutan "bulk" Na131I. Penggunaannya untuk menandai senyawa Hippuran menghasilkan produk Hippuran-131I dengan rendemen penandaan yang baik. Akan tetapi, penggunaan kolom resin Dowex 1X8 (Cl-) 100 - 200 mesh untuk pemurnian Hippuran-131I perlu dipertimbangkan lagi karena resin tersebut mempunyai potensi cukup besar untuk mengikat spesi Hippuran-131I. SEPARATION OF RADIOIODINE FRACTION IN THE PROCESSING LINE OF 235U FISSION PRODUCED 99Mo AND ITS UTILIZATION FOR PREPARATION OF HIPPURAN-131I. Production process of 99Mo from fission of 235U in RPC - BATAN produces non-moly radioactive fractions. which are classifiable into 3 fractions, i.e. : radioiodine fraction, radioxenon (noble gas) fraction and post irradiated uranium fraction. The radioiodine fraction is expectable to be used as a source for providing radioisotope of 131I, and, therefore, an effort for separation of the radioiodine fraction was carried out. The separation was performed by trapping the radioiodine in a copper-wool column followed by purification using charcoal column. The bulk solution of Na131I was then obtained by eluting the charcoal column with 0.2 N NaOH solution. The total activity of the resulting Na131I bulk solution was relatively low, presumable due to the escape of the radioiodine from the copper-wool column into the cold finger originally used for trapping the noble gas fraction. However, the pH, radiochemical and radionuclidic purities satisfactorily met the specification required for Na131I bulk solution. Radioactive labeling yields on Hippuran with the resulting Na131I bulk solution were also satisfactory, but the purification of the resulting Hippuran-131I using Dowex lX8 (Cl-) 100 - 200 mesh resin should be reconsidered because of the adsorption of Hippuran-131I by the resin.
RSG-GAS BASED RADIOISOTOPES AND SHARING PROGRAM FOR REGIONAL BACK UP SUPPLY Soenarjo, Sunarhadijoso; Tamat, Swasono Rahardjo; Suparman, Ibon; Purwadi, Bambang
Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka Vol 6, No 2 (2003): Jurnal PRR 2003
Publisher : Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka

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

Abstract

ABSTRAK.RADIOISOTOP  BERBASIS  RSG-GAS  DAN PROGRAM KERJASAMA DUKUNGAN PASOKAN  REGIONALSebagai lembaga yang memiliki fasilitas reaktor untuk produksi radioisotop, BATAN perlu meningkatkan efektifItas biaya operasi reaktor melalui pencapaian pendayagunaan secara simultan keseluruhan fasilitas iradiasi yang tersedia dengan didukung pemanfaatan maksimal produk radioisotop yang dihasilkan. Di sisi lain, kebutuhan radioisotop di lingkungan domestik masih jauh di bawah kapabilitas maksimal produksi, tetapi ada kalanya pemenuhan kebutuhan radioisotop harus ditunda karena penyesuaian dengan jadwal operasi reaktor. Kondisi seperti ini teIjadi juga pada kebanyakan negara anggotaRCA (Bantuan KeIjasama Regional) - IAEA. Karena itu suatu program keIjasama dukungan pasokansediaan radioisotop secara regional merupakan pemikiran positif untuk pencapaian efektifItas biaya operasireaktor serta kesinambungan layanan dan pemanfaatan produk radioisotop yang  dihasilkan. Berdasarkan data hasil kegiatan produksi radioisotop domestik selama ini, maka radioisotop 311,9~0, J53Sm,12l dan 32pABSTRACT.RSG-GAS BASED RADIOISOTOPES AND SHARING PROGRAM FOR REGIONALBACK UP SUPPLY.As the owner of  the reactors used for radioisotope production, BATAN needs toincrease the effectiveness of the reactor operation cost that can be achieved by simultaneously exploiting allthe existing irradiation facility, supported by full utilization of the radioisotopes produced. On the other hand,the domestic demand of radioisotopes is much lower than the production capability but sometimes the requestis compulsory to be suspended due to reactor operation schedule. As this condition is mostly similar to that ofseveral countries of RCA Member States, a sharing program for regional back up supply seems to be apositive thought to support expectation on the effectiveness of reactor operation cost and the continuity ofradioisotope product services as well as the utilization of radioisotopes produced. Based on radioactivityachieved in each production batch at the present, 131r, 9~0, J53Sm,12srand 32pradioisotopes may be offeredfor back up supply program. Due to consideration on conformity of user demands with reactor operation andradiochemical processing costs, the concept of back up supply program should performed first by means offull utilization of the available products and not by increasing reactor operation frequency. An informationand communication network system, therefore, is absolutely needed to support infonnation exchange between the radioisotope producer, members of back up supply program and radioisotope customers.Key words: Radioisotopes production and supply, Reactor irradiation facility.