cover
Article Per Year (5 Year)
All
Home Page
OAI Link
Editorial Team
Contact
Reviewer
Google Scholar
Contact Name
-
Contact Email
-
Phone
-
Journal Mail Official
-
Editorial Address
-
Location
Kota adm. jakarta selatan,
Dki jakarta
INDONESIA
Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka
Published by Badan Tenaga Nuklir Nasional
ISSN : -     EISSN : -     DOI : -
Core Subject : Health,
Medicine & Pharmacology
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
 1   2   3   4   5 
PERANCANGAN ALAT BANTU PENGUKUR PROFll KUAT MEDAN MAGNET 51KlOTRON C5-30 BATAN Ichwan, Syefudin; Suryanto, Hari
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 (3029.295 KB)

Abstract

Telah dilakukan perancangan alat bantu pengukur profil kuat medan magnet Siklotron CS-30 BATAN. Siklotron ini merupakan jenis siklotron pemercepat ion positif yang telah dimodifikasi menjadi pemercepat ion negatif (W). Energi berkas ion terektraksi adalah 26,5 MeV berupa proton (H+)yang dapat digunakan untuk memproduksi radionuklida PET(Positron Emission Tomography) maupun 5PECT (Single-Photon Emmision Computed Tomography) untuk keperluan "molecular imaging" dalam scanning kanker atau kelainan fungsi organ tubuh. Pengukuran profil kuat medan magnet ini perlu dilakukan untuk mengetahui kesesuaian profil kuat medan magnet terukur dengan profil medan magnet yang seharusnya setelah lebih dari 25 tahun dioperasikan. Ketidaksesuaian profil medan magnet ini akan dapat mempengaruhi kinerja dari sistem Siklotron secara keseluruhandalam menghasilkan arus berkas. Untuk melakukan pengukuran profil kuat medan magnet tersebut, maka diperlukan suatu alat bantu agar diperoleh hasil pengukuran yang tepat. Alat bantu pengukuran profil kuat medan magnet ini dirancang menggunakan prinsip kerja perpindahan daya uHr, yaitu merubah gerakan rotasi menjadi translasi. perancangan pada tahap awal meliputi  penentuan material, ukuran dan bentuk atau geometrinya. Dalam perancangan ini juga dilakukan perhitungan untuk menentukan ukuran motor penggerak dan menghitung besarnya lendutan atau defleksi yang terjadi pada pemegang prabe akibat beban selama pengoperasian, sehingga didapatkan hasil pengukuran yang tepat.  Design of Supporting Tools for Measurement of Baton's CS-30 Cyclotron Magnetic Field Profile. A design for measurement of BATAN's CS-30 cyclotron magnetic field profile has been done. This BATAN's CS-30 cyclotron is a type of positive ion accelerator that has been modified into a negative ion accelerator (W). The extracted ion beam energy is 26.5 MeV of proton (H+),which can be used to produce PET (Positron Emission Tomography) or SPEU (Single-Photon emmision Computed Tomography) radionuclides in order to support research in molecular imaging in the cancer or organ dysfunction scanning. Measurement of the mognetic field profile was needed to determine the suitability between the magnetic field profile measured and the original profile of magnetic field after 25 years of operation. Incompatibility of the magnetic field profile has an impact on the performance of cyclotron system as a whole in generating of the beam current. So, a device for that magnetic field profile measurement is required in order to get the precise measurement result. The device was designed by principal of screw power displacement, which transformed the rotation movement into translation. Preliminary design covered material, dimension and geometry of the device has been conducted. Furthermore, to achieve precise measurement data, the calculation todetermine the size of motors and deflection rate on the probe holder caused by load on operation  were performed. 
ANALISIS PENGAKTIVAN NEUTRON Soenarjo,, Sunarhadijoso
Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka Vol 11 (2008): Jurnal PRR 2008
Publisher : Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (6278.075 KB)

Abstract

NEUTRON ACT IVATION ANALYSIS. Neutron Activation Analysis (NAA) is anelement analysis based on radioactivity characters induced by thermal neutron irradiation on target nucleus. This technique is one of the utilizations of nuclear technique in the field of chemical analysis. As compared to the non-nuclear technique based analytical method, the NAA can be superior although it can only be performed in certain analytical chemistry laboratory due to the requirement and regulation on radiation protection. The presented paper is to give brief introduction on basic principle, grouping, methodology as well as data interpretation and calculation of the NAA method. Some important aspects in connection with implementation of NAA are also discussed. In general, this paper is expected to give positive insight and understanding on the application ofnuclear techniques in the daily life, especially concerning to principle, procedure and data interpretation of NAA.keywords: Neutron activation analysis, application of nuclear techniques, radioactivity, yspectrometry,Kayzero method.
PROSES UJI KUALITAS PRODUK Mo-99 HASIL BELAH U-235 DI PUSAT PRODUKSI RADIOISOTOP PERIODE 1995 -1996 Kadarisman, Kadarisman; Komala, Imas; Gunawan, Adang Hardi; Suparman, Ibon; Sayad, M.; Djoharly, Djoharly; Sovilawati, Evi; Ramli, Martalena; Ritonga, Togar M.; Tahyan, Yayan; Hafid, Dadang; Herlina, Herlina; Karyadi, Karyadi; Lestari, Enny; Sarmini, Endang; Mujinah, Mujinah; Kurniasih, Dede
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 | Full PDF (3947.404 KB)

Abstract

ROSES UJI KUALIT AS PRODUK 99Mo HASIL BELAH 235U DI PUSAT PRODUKSI RADIOISOTOP PERIODE 1995 -1996. Telah dilakukan evaluasi kualitas produk 99Mo hasil belah 235U. Konsentrasi radioaktivitas, kemurnian radionuklida, pengotor radionuklida pemancar gamma dan alfa telah dibahas. Sebanyak 44 buah cuplikan produk 99Mo yang diproses dari Januari 1995 sampai dengan Juni 1996 di Pusat Produksi Radioisotop - BATAN, telah diperiksa dan dievaluasi memenuhi persyaratan kualitas sesuai yang ditetapkan oleh Medy-Physics Inc dan layak digunakan untuk pembuatan generator 99Mo - 99mTc. Konsentrasi radioaktivitas produk 99Mo berkisar dari 280 mCi/mL sampai dengan 4500 mCi/mL pada saat kalibrasi. Konsentrasi radioaktivitas total pengotor radionuklida pemancar alfa yang ditetapkan dengan pencacah alfa Eberlin berkisar antara 0,04 x 10-7 µCi/mCi 99Mo sampai dengan 4,55x10-7 µCi/mCi 99Mo, yang menunjukkan semua produk 99Mo yang dianalisis memenuhi persyaratan yang telah ditetapkan, maksimum 1,0 x 10-6 µCi/mCi 99Mo. Demikian juga konsentrasi radioaktivitas pengotor radionuklida pemancar gamma tidak ada yang melampaui persyaratan yang telah ditetapkan, yaitu 131I < 0,05 µCi/mCi 99Mo, 103Ru < 0,05 µCi/mCi 99Mo dan total nuklida pemancar gamma yang lain < 0,1 µCi/mCi 99Mo. Konsentrasi radioaktivitas nuklida pengotor 131I terbesar adalah 0,0125 µCi/mCi 99Mo, untuk 103Ru 0,032 µCi/mCi 99Mo, dan untuk total nuklida lainnya 0,08031 µCi/mCi 99Mo. Nuklida pemancar gamma yang paling dominan mengotori produk 99Mo hasil belah 235U adalah radioiodium yang terdiri dari isotop 133I(dalam 42 batch), 132I(dalam 37 batch) dan isotop 133I (dalam 39 batch). Sedangkan yang paling sedikit adalah nuklida 140Ba dan 132Tc, masing­ masing dalam 1 batch dari jumlah 44 batch. QUALITY CONTROL PROCESS OF 99Mo FISSION PRODUCT IN RADIOISOTOPE PRODUCTION CENTER 1995 - 1996. Quality evaluation of 99Mo fission was carried out. Radioactive concentration, impurities of gamma and alpha emitting radionuclides were investigated. Fourty four batches of 99Mo were processed from January 1995 to June 1996 in Radioisotope Production Center - BATAN, were investigated for the agreement with the quality requirement set out by Medy-Physics Inc. and their suitability for 99mTc generator production. Radioactive concentration of 99Mo solutions were found between 280 mCi/mL to 4500 mCi/mL at calibration time. Radioactive concentration of total alpha emitting impurities were between 0,04 x 10-7 µCi/mCi 99Mo to 4,55 x 10-7 µCi/mCi 99Mo which complied with the impurity limit of 1.0 x 10-6 µCi/mCi 99Mo at calibration time. Radioactive concentration of gamma emitting impurities of all 44 99Mo solutions complied with quality requirements set out by Medy-Physics Inc. i.e. 131I < 0.05 µCi/mCi 99Mo, 103Ru <0.05 µCi/mCi 99Mo and others gamma emitter < 0.1 µCi/mCi 99Mo. The highest radioactive concentartion of impurities observed were 0.0125 µCi 131I/mCi 99Mo, 0.032 µCi 103Ru/mCi 99Mo and other was 0.0803 µCi/mCi 99Mo. Major gamma enitting impurities were radioiodine, i.e: 131I in 42 batches, 132I in 37 batches and 133I in 39 batches, while 140Ba and 132Te were only observed in one batch.
PREPARASI 99mTc_MAb ANTI CEA DAN UJI BIODISTRIBUSI PADA MENCIT Widyastuti,, Widyastuti,; Rustendi, Cecep Taufik; Rosseliana, Anna; Karyadi, Karyadi
Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka Vol 13, No 2 (2010): Jurnal PRR 2010
Publisher : Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (2803.309 KB)

Abstract

ABSTRAKPREPARASI 99mTc_MAb ANTI CEA DAN UJI BIODISTRIBUSI PADA MENCITRadiofarmaka 99mTc_MAb antiCEA sudah digunakan secara luas di pasaran dengan nama dagang Zevalin yang digunakan untuk mendeteksi kanker kolorektal. Sampai saat ini MAb yang digunakan berasal dari tikus, meskipun sebenarnya yang lebih disukai adalah yang berasal dari manusia. Antibodi ini berikatan secara spesifik dengan antigen karsinoembrionik (CEA) yang terekspresi melimpah pada permukaan sel kanker kolorektal. MAb AntiCEA direduksi terlebih dahulu dengan 2-merkaptoetanol (1 :2000) sebelum ditandai dengan teknesium-99m, dan MOP digunakan sebagai transkelator pad a penandaan dengan 99mTc.Efisiensi penandaan ditcntukan menggunakan kromatografi lapis tipis dengan ITLC-SG yang dijenuhkan dengan albumin serum manusia sebagai fasa diamnya dan campuran amonia-etanol-air (I :2:5) sebagai fasageraknya untuk menentukan pengotor polar, sedangkan untuk menentukan pengotor koloid digunakan ITLCSG sebagai fasa diam dan larutan NaCI 0,9% sebagai fasa geraknya. Studi kestabilan dilakukan terhadap antiCEA bertanda yang disimpan pada suhu kamar selama beberapa jam dan terhadap antiCEA tereduksi yang belum ditandai setclah disimpan pada suhu -40°C selama beberapa minggu. Biodistribusi 99mTc_MAbantiCEA pada mencit normal diamati pada I jam dan 4 jam paska injeksi. Penandaan dengan 99mTcmenunjukkan efisiensi penandaan 98,53% ± 0.21 % dan menurun hingga dibawah 90% setelah 9 minggu.MAb anti CEA bertanda yang disimpan pada suhu kamar stabil hingga 5 jam paska injeksi, sedangkan yangbelum ditandai stabil hingga 9 minggu. Biodistribusi 99mTc_MAb anti CEA pada mencit normal I jam dan 4jam paska injeksi menunjukkan penangkapan yang tinggi pada berbagai organ. Katakunci: teknesium-99m, monoklonal antibodi anti CEA, penandaan, biodistribusi, kanker kolorektal. ABSTRACT PREPARATION OF 99mTc_ANTI CEA MAb AND BIODISTRIBUTION TEST IN MICE. 99mTc-antiCEA MAb radiopharmaceutical has been commercially used under the brand name of Zevalinwhich is used to detect colorectal cancer. Although human MAb is preferred but commercial product is stillusing murine originated MAb. This antibody binds specifically to carcinoembrionic antigen (CEA) which isoverexpressed in colorectal cancer cells. AntiCEA Mab was reduced with diluted 2-mercaptoethanol(I :2000) prior to labelling with 99mTc, and MOP was used as transchelating agent. Labeling efficiency wasanalysed with chromatography using HSA impregnated ITLC-SG as stationary phase and mixture ofammona-ethanol-water (1 :2:5) as eluants to determine polar 99mTc impurities, and ITLC-SG eluted with salinto determine 99mTc-colloid. Stability study was carried out on radio labeled antiCEA Mab stored at roomtemperature within several hours and on reduced antiCEA Mab stored at -40°C for several weeks.Biodistribution of 99mTc-antiCEA Mab in normal mice was observed I hour and 4 hours post injection.Labeling efficiency of antiCEA Mab was 98,53% ± 0.21 % and decreasing to less than 90% after 9 weeks.Radiolabeled anti CEA Mab kept at room temperature was stable within 5 hours post injection, and thefrozen kits were stable up to 9 weeks. Biodistribution of 99mTc-antiCEA Mab in normal mice at I hour and 4hours post injection showed high uptake in various organs.Keywords: technetium-99m, anti CEA Mab, labelling, biodistribution, colorectal cancer.    
PENGEMBANGAN FASILITAS IRADIASI SIKLOTRON-BATAN UNTUK PRODUKSI RADIOISOTOP FLUOR-18 Suryanto, Hari; Heryanto, Tonny; Sarongalo, Serly Abraham; Rajiman, Rajiman; Tarigan, Budi
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 | Full PDF (3340.59 KB)

Abstract

ABSTRAKPENGEMBANGAN  FASILITAS  IRADIASI  SIKLOTRON-BATAN  UNTUK PRODUKSI  RADIOISOTOP  FLUOR-18 Telah dilakukan pengembangan fasilitas iradiasi siklotron-BATAN untuk produksi radioisotop Fluor-18(18F) dari sasaran H218O (air diperkaya-18O). Radioisotop 18F sebagai pemancar β+ murni (β+ =100%) dengan umur paro 109,6 menit sangat ideal untuk penyiapan radiofarmaka PET. Pengembangan fasilitas iradiasi untuk memproduksi 18F ini meliputi disain dan konstruksi target chamber dengan sistem double window, disain dan konstruksi sistem vacuum window dan degrader dan disain sistem pengisian dan pengambilan sasarani. Target chamber dengan window dibuat dari bahan Stainless -steel dan kapasitas volum chamber untuk air diperkaya didisain untuk 1,4 mL· selama proses iradiasi berlangsung, sedangkan target window didisain dengan ketebalan 100 µm. Sistem vacuum win.low didisain dari bahan foil aluminium mumi ( 99% Al) dengan ketebalan 1,37 mm yang berperan juga sebagai degrader untuk menurunkan energi berkas proton dari 26,5 MeV menjadi 18 MeV. Dari hasil beberapa kali pengujian iradiasi baik menggunakan sasaran air mumi (H20) maupun sasaran air diperkaya (H218O) 3,16%, rasilitas iradiasi ini menunjukkan tampilan yang bisa digunakan untuk produksi radioisotop 18F.  ABSTRACT DEVELOPMENT OF THE IRRADIATION FACILITY AT THE BATAN'S CYCLOTRON FOR RADIOISOTOPE PRODUCTION OF FLUOR-18. The irradiation facility for producing radioisotope of F-18 using enriched water target, H218O,has been installed at the BATAN's Cyclotron. Radioisotope of F-18, pure positron emitter (β+ =100%); t1/2= 109.6 m, is widely used for preparing PET radiopharmaceuticals. The irradiation facility designed, fabricated and installed consists of a target chamber equipped with a double window system, a vacuum window with a degrader, and a target loading and unloading system. The target chamber and its window (thickness = 100 µm) were made of stainless steel with a volume capacity of 1.4 mL for water target enriched with 18O. A vacuum window with the thickness of 1.37 mm as a 'degrader" to lower the proton energy from 26.5 MeV to 18 MeV was made of aluminum foil materials (99% A1). Several experimental results using either natural pure water or enriched water 18O ~3.16%) targets show the performance of the target irradiation system is suitable for radioisotope production of F-18. Keywords: cyclotron, PET radiopharmaceuticals, F-8. irradiation facility
PEMISAHAN FRAKSI OSMIUM DAN IRIDIUM DALAM MATRIKS OSMIUM ALAM PASCA IRADIASI DENGAN TEKNIK EKSTRAKSI PELARUT Kadarisman, Kadarisman; Lubis, Hotman; Sriyono, Sriyono; Abidin, Abidin
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 | Full PDF (145.162 KB)

Abstract

PEMISAHAN FRAKSI OSMIUM DAN IRIDIUM DALAM MATRIKS OSMIUM ALAM PASCA IRADIASI DENGAN TEKNIK EKSTRAKSI PELARUT. Generator Osmium – Iridium ada dua macam, yaitu generator radioisotop 191Os – 191mIr dan 194Os – 194Ir. Radioisotop 191mIr dan 194Ir digunakan di bidang kesehatan, terutama untuk diagnosis fungsi ginjal dengan metoda Angiografi. Dalam penelitian ini dilakukan pemisahan 191Os dari 192Ir melalui tahapan tahapan penelitian; penyiapan target Osmium alam, iradiasi target, perlakuan target teriradiasi, yang meliputi pengangkutan target teriradiasi ke fasilitas hot cell, pembukaan tabung dan pelarutan, serta proses pemisahan Osmium teriradiasi dengan ekstraksi pelarut menggunakan CCl4. Analisis radionuklida 191Os dan 192Ir menggunakan spektrometer gama. Dari hasil percobaan ini diperoleh radionuklida 191Os dan 192Ir dalam Osmium alam teriradiasi masing-masing sebesar 87,88 µCi dan 20,01 µCi saat pemisahan. Radionuklida 191Os dapat dipisahkan dari pengotor radionuklida 192Ir dengan radioaktivitas total 14,83 µCi dengan efisiensi pemisahan sebesar 16,88% pada akhir pemisahan. Hal ini menunjukkan kemungkinan dapat dipreparasi radionuklida 191Os atau 194Os untuk bahan generator 191Os/191mIr dan 194Os/194Ir. Kata Kunci : Osmium-191, Iridium-192, Ekstraksi, Generator 191Os/191mIr atau 194Os/194Ir THE SEPARATION OF FRACTION OF OSMIUM AND IRIDIUM IN OSMIUM MATRIX IRRADIATED WITH THE EXTRACTION LIQUID TECHNIQUE. Generator Osmium - Iridium there is 2 kinds of, that is radioisotope generator 191Os/191mIr dan 194Os/194Ir. Radioisotope 191mIr and 194Ir used in health area, especially to be diagnosed to a kidney function with the Angiography method. In this development conducted separation 191Os from 192Ir through research step; experienced Osmium target preparation, target irradiation, treatment of target irradiated, covering the transportation of target irradiated to facility of hot cell, opening save and dissolution, and also separation process of Osmium irradiated by solvent extraction use the CCL4. Analysis the radionuclide of 191Os and 192Ir use the gamma spectrometer. From this attempt result is obtained 191Os and 192Ir in Osmium irradiated each of 87,88 µCi and 20,01 µCi of dissolution moment. Radionuclide 191Os is detachable from 192Ir radionuclide impurities with the total radioactivity 14,83 µCi with the dissolution efficiency of equal to 16,88% by the end of dissolution. This matter show the possibility earn the preparation radionuclide 191Os atau 194Os for the substance of generator 191Os/191mIr or 194Os/194Ir. Keywords : Osmium-191, Iridium-192, Extraction, 191Os/191mIr or 194Os/194Ir Generator.
OPTIMALISASI PEMBUATAN KIT IRMA CA-125 Ariyanto, Agus; Darwati, Siti; Mondrida, Gina; Yunita, Fitri; Widayati, Puji; Setiyowati, Sri; Sulaiman, Sulaiman; Yulianti, Veronika; Triningsih, Triningsih
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 | Full PDF (3043.023 KB)

Abstract

ABSTRAK OPTIMALISASI PEMBUATAN KIT IRMA CA-125. Telah dilakukan penelitian optimalisasi pembuatan kit  IRMA  CA-125 yang meliputi pembuatan perunut monoklonal anti CA-125 bertanda 125I dan  pembuatan  "coated tube". Pada pembuatan perunut digunakan 2 macam oksidator yang divariasikan jumlahnya, yaitu kloramin-T dan N- bromosuksinimid.  Optimalisasi pembuatan "coated tube" dilakukan dengan memvariasikan volume larutan "coating", pengaruh pencucian, pengaruh penambahan BSA, pengaruh   bufer  pelarut dan uji pemasangan monoklo-nal anti CA-l25. Hasil percobaan menunjukkan bahwa oksidator  kloramin-T dapat digunakan untuk pembuatan perunut mononoklonl  anti CA-l25 dengan rendemen cukup tinggi yaitu 96.5% dan kemumian radiokimia 93,2%. Jumlah oksidator yang optimal adalah 10 µg. Pembuatan "coated tube  untuk  monoklonal anti CA-l25 dengan menggunakan volume larutan "coating" yang bervariasi antara 300 µI sampai dengan 600 uL tidak menunjukkan perbedaan nyata pada nilai %NSB dan %BT. Proses pencuci "coated tube" menggunakan BSA 0, I % memberikan pengaruh nyata pada %BT. walaupun tidak berpengaruh terhadap nilai %NSB. Penggunaan bufer bikarbonat untuk pembuatan "coated tube" memberikan hasil yang lebih baik dari pada bufer fosfat. Untuk pemasangan monoklonal anti CA-125 diketahui bahwa pasangan monoklonal anti CA-125. monoklonal anti CA-125  M37203M sebagai  perunut dan monoklonal anti CA-125  M86924M sebagai "coating solution" memberikan hasil yang optimal. Kata kunci : Kit IRMA, Monoklonal anti CAll25, Pemnut ABSTRACTOTIMALIZATION FOR PREPf\RATION OF CA-125 IRMA-KIT. Optimalization on thepreparation of CA-125 IRMA-kit has been studied involving preparation of 125I  labeled monoclonalanti CA-125 as a tracer and preparation of coated tubes. Chloramine-T and N-bromosuccinimide were used as oxidators by varying them in their quantity. Optimalization on preparation of coated tube was carried out by variation in volume of  coating solution, effect of washing, addition of BSA 0.1%, buffer and pairing test for the monoclonal anti CA-125. The use of chloramine-T as oxidator for 125I labeling of monoclonal anti CA-15 was found to giv labeling-yield of about 96.5% and radiochemical purity of 93.2%. Optiimum amount of the oxidizing agent was found to be 10µg. There were not any significant difference in utilization of coating solution volume ranging at 300 to 600µL. for preparing monoclonal anti CA-125 coated tube. The non specific binding (NSB) and the %B/T values were found to be unaffected  by washing step, while a blocking of coated tube using of BSA 0.1% decreased the %B/T value. Utilization of bicarbonate buffer for the preparation  of coated tube was found to be more satisfactory than that of phosphate buffer. It was shown that the monoclonal anti CA-125 M37203 used for tracer being paired with monoclonal anti CA-125 M866924M used for coating solution gave an optimal result based on the values of %NSB  and %B/T. Key word : IRMA-Kit, Monoclonal anti CA-125, Tracer.   
PREPARASI SASARAN RODIUM SECARA ELEKTROPLATING UNTUK PEMBUATAN 103Pd DENGAN IRADIASI PROTON DI SIKLOTRON Trimurni, Trimurni; Nafis, Saifudin; Sabariman, Sabariman; Sarwono, Daya Agung; Jatmoko, Dicky Tri
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 | Full PDF (3244.263 KB)

Abstract

ABSTRAK PREPARASI SASARAN RODIUMI SECARA ELEKTROPLATING UNTUK PEMBUATAN 103 Pd DENGAN IRADIASI PROTON DI SIKLOTRON Brakiterapi adalah teknologi nuklir terkini yang dimanfaatkan antara lain untuk terapi kanker prostat. Salah satu jenis radioisotop untuk brakiterapi adalah 103 Pd yang dibuat dari rodium (103Rh) diiradiasi dengan proton pada 22MeV.Bahan sasaran padat dan tipis dengan ketebalan antara lain 100 – 300 µm pada umumnya disiapkan dengan cara electroplating menggunakan larutan elektrolit yang sesuai. Dalam percobaan ini, bahan sasaran Rh disiapkan menggunakan larutan elektrolit Rh(SO4)2 dengan variasi kuat arus 100 dan 200 mA. Pengaruh penggunaan bahan aditif  KAI(SO4)2 diamati dengan SEM untuk  untuk menentukan kondisi elektroplating yang menghasilkan kualitas deposit terbaik.Diperoleh hasil bahwa elektroplating dengan arus 100 mA dan penambahan 0,2 %(b/v) KAI(SO4 )2 ke dalam larutan elektrolit menghasilkan defosit yang halus, ratadan sifat-sifat mekanis yang lebih baik, dengan ketebalan sebesar 12 µm. Hasil ini sesuai dengan perhitungan teoritis yang menghasilkan ketebalan sebesar 10 µm.ABSTRACT PREPARATION OF RHODIUM TARGET BY ELECTROPLATING FOR 103Pd PRODUCTION BY IRRADIATIQN IN CYCLOTRON. Brachytherapy is a recent nuclear technique in the treatment of prostate cancer. One of radio-isotope for this purpose is 103 Pd  that is produced by proton irradiation of rhodium (103Rh) at 22 MeV. Thin and solid target material with 100 to 300 µm thickness is generally prepared by electroplating from an appropriate electrolyte. In this experiment,rhodium target was prepared by electroplating using Rh(S04)2 solution and a d.c. current of 100 and 200 mA. The influence of using KAI(S04)2 additive was observed by SEM to determine an optimum electroplating condition that yields the best quality deposit. It was observed that electroplating at 100 mA using 2 g/40 mL Rh(S04)2 electrolyte solution containing 0.2 % (b/v) KAI(S04)2 as an additive produced smooth and homogenous 12 µm deposit thicness is in accordance with the theoretical calculation of 10 µm.
UJI PRODUKSI Mo-99 HASIL FISI DENGAN BAHAN SASARAN FOIL LEU BUATAN P2TBDU-BATAN Lubis, Hotman; Muthalib, Abdul; Gunawan, Adang H.; Sriyono, Sriyono; Sucipto, Edi; Hambali, Hambali
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 | Full PDF (186.986 KB)

Abstract

UJI PRODUKSI Mo-99 HASIL FISI DENGAN BAHAN SASARAN FOIL LEU BUATAN P2TBDU-BATAN. Selama ini telah dilaksanakan beberapa kali produksi Mo-99 dengan menggunakan bahan sasaran foil LEU buatan Argonne National Laboratory (ANL). Dalam produksi Mo-99 dengan proses Cintichem yang dimodifikasibahan sasaran foil LEU sangat menentukan. Telah dilakukan uji produksi Mo-99 hasil fisi dengan bahan sasaran foil LEU (LEU, < 20% U-235) buatan P2TBDU-BATAN dengan proses Cintichem yang dimodifikasi, meliputi pelarutan foil LEU menggunakan HNO3 9,5N, penarikan gas iodium, proses pemisahan dengan pengendapan α-Benzoin Oxime dan pemurnian Mo-99 melalui kolom kromatografi. Foil LEU larut dengan sempurna selama 30 menit dan penarikan gas iodium dilakukan dengan pendinginan nitrogen cair. Setelah melalui tahap pemisahan (pengendapan) dan pemurnian kolom I dan kolom II radionuklida pengotor masih besar dan aktivitas pengotor pemancar α melebihi persyaratan standard internasional yang ditetapkan yaitu sebesar 7.716E-7 µCi/mCi Mo-99. Kata kunci: produksi Mo-99 HF, Sasaran Foil LEU P2TBDU PRODUCTION TEST OF Mo-99 FISSION PRODUCT USING LEU TARGET FOIL MADE IN P2TBDU – BATAN. Production of Mo-99 fission product using LEU target foil of Argonne National Laboratory (ANL) has been performed several times recently in BATAN. In the production of Mo-99 using modified Cinthichem method, the LEU target foil was very critical. This paper reported production test on Mo-99 fission product using LEU target foil ( LEU < 20% U-235) made by P2TBDU – BATAN using modified Cintichem method. The process included dissolving of LEU foil with 9.5 N HNO3, suctioning of iodine gas, separation process using precipitation with α–benzoin oxime, and purification by column chromatography. The LEU foil was completely dissolved after 30 minutes and gas suction was performed by cooling with liquid nitrogen. After separation and two purification steps, the radionuclide impurities were remained high and activity of αimpurities exceeded international standard requirements, i.e. 7.716E-7 µCi/mCi Mo-99. Key words: Production of Mo-99 FP, Target foil LEU P2TBDU
KAJIAN PEMBUATAN SUMBER RADIASI IRIDIUM-192 UNTUK RADIOTERAPI LAJU DOSIS TINGGI Awaludin, Rohadi
Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka Vol 6, No 1 (2003): Jurnal PRR 2003
Publisher : Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (8931.387 KB)

Abstract

KAJlANPEMBUATANSUMBERRADIASIIRIDIUM-l92UNTUKRADIOTERAPILAJUDOSIS TINGGlTelah dilakukan kajian tentangradioaktivitas yang diperolehdalamprosesproduksi192Iruntukradioterapi laju dosis tinggi.Dari hasil perhitungan diketahuibahwa192IrsebesarlOCidapatdiperolehdarisasaran iridium seberat 23,5 mg dengan waktu iradiasimasing-masingselama1019,463dan224jamuntuk fluks neutron setinggi 5 x 1013,1X1014dan 2 x1014nslcm",sedangkan sasaranseberat25,5 mgmemerlukan waktuiradiasi selama 910,419 dan 203 jam untuk masing-masing fluksneutron yang sama.Apabilareaktorberoperasi dengan siklus 12 harioperasidan16 harishut down,sasaran iridium seberat25,5m~akan menghasilkan192Irdengan radioaktivitas 6,76, 13,51 dan25,10 Ciuntuk fluks neutron 5 x 1013,1X101dan 2X1014ns·lcm-2selama2 periode iradiasi.Di dalam prosesproduksiini,pengotorradionuklidayangdihasilkan adalah194Irdengan waktu paro 19,15jam yang segerameluruhdalam waktu relatif singkatsetelah iradias

Page 3 of 11 | Total Record : 102

 1   2   3   4   5 

Filter by Year

1998 2015


Reset
Filter By Issues
All Issue Vol 18, No 1 (2015): JURNAL PTRR 2015 Vol 17, No 1 (2014): Jurnal PTRR 2014 Vol 16, No 1 (2013): JURNAL PRR 2013 Vol 15, No 2 (2012): JURNAL PRR 2012 Vol 14, No 1 (2011): Jurnal PRR 2011 Vol 13, No 2 (2010): Jurnal PRR 2010 Vol 13, No 1 (2010): Jurnal PRR 2010 Vol 12 (2009): JurnaL PRR 2009 Vol 11 (2008): Jurnal PRR 2008 Vol 10 (2007): JURNAL PRR 2007 Vol 9 (2006): jurnal PRR 2006 Vol 8 (2005): JURNAL PRR 2005 Vol 7, No 2 (2004): Jurnal PRR 2004 Vol 7, No 1 (2004): Jurnal PRR 2004 Vol 6, No 2 (2003): Jurnal PRR 2003 Vol 6, No 1 (2003): Jurnal PRR 2003 Vol 5, No 1/2 (2002): JURNAL PRR 2002 Vol 4, No 1,2 (2001): JURNAL PRR 2001 Vol 3, No 1 (2000): JURNAL PRR 2000 Vol 2, No 1/2 (1999): JURNAL PRR 1999 Vol 1, No 2 (1998): JURNAL PRR 1998 Vol 1, No 1 (1998): Jurnal PRR 1998 More Issue