Rohadi Awaludin
Pusat Teknologi Radioisotop dan Radiofarmaka Gd. 11 Puspiptek, Serpong, 15314

Published : 25 Documents
Articles

Found 25 Documents
Search

PRODUKSI IODIUM-125 MENGGUNAKAN TARGET XENON ALAM

Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka Vol 8 (2005): JURNAL PRR 2005
Publisher : Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka

Show Abstract | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (49.643 KB)

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.

PENGARUH PENCUCIAN LARUTAN NaOCl DAN PENAMBAHAN KOLOM KEDUA ALUMINA TERHADAP YIELD DAN LOLOSAN Mo-99 DARI GENERATOR Mo-99/Tc-99m BERBASIS PZC

Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka Vol 8 (2005): JURNAL PRR 2005
Publisher : Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka

Show Abstract | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (126.137 KB)

Abstract

PENGARUH PENCUCIAN LARUTAN NaOCl DAN PENAMBAHAN KOLOM KEDUA ALUMINA TERHADAP YIELDDAN LOLOSAN Mo-99 DARI GENERATOR Mo-99/Tc-99m BERBASIS PZC. Alumina merupakan salah satu bahan utama dalam generator Mo-99/Tc-99m yang berfungsi sebagai zat pengadsorpsi molibdenum. Keterbatasan daya serap alumina terhadap molibdenum menyebabkan senyawa ini tidak dapat digunakan sebagai pengisi kolom untuk generator Mo-99/Tc-99m yang menggunakan Mo-99 hasil aktivasi neutron. Dengan diketemukannya senyawa baru sebagai zat pengadsorpsi molibdenum yaitu PZC (poly zirconium compound), telah memberikan harapan baru untuk dapat dilakukannya pembuatan generator Mo-99/Tc-99m. Penelitian pembuatan generator Mo-99/Tc-99m dengan menggunakan senyawa PZC sebagai adsorbent merupakan bentuk kerjasama antara PRR-BATAN Serpong dengan JAERI dan Kaken Co. Jepang. Dalam penelitian ini telah dilakukan percobaan pembuatan generator Mo-99/Tc-99m dengan melihat pengaruh penambahan pencucian menggunakan larutan NaOCl terhadap Yield dan lolosan Mo-99(Mo-99 breakthrough) dalam larutan Tc-99m hasil elusi . Parameter lainnya yang digunakan untuk mengurangi lolosan Mo-99 dalam Tc-99m hasil elusi adalah penambahan kolom alumina yang ditempatkan setelah kolom Mo-99 PZC.Hasil penentuan kapasitas serap senyawa PZC terhadap molibdenum diperoleh dengan melihat aktivitas Mo-99 setelah pemanasan 3 jam campuran PZC dan molibdenum dan diperoleh hasil setiap gram PZC mampu menyerap 80-95 % mg dari 268 mg molibdenum yang direaksikan. Hasil penentuan yield elusi generator Mo-99/Tc-99m dengan larutan pencuci salin diperoleh < 50 % dan Yield meningkat menjadi > 80 % setelah pencucian dilakukan dengan menggunakan larutan NaOCl 0,5 % atau 1 % . Penggunaan larutan pencuci NaOCl 0,5 % dan penggunaan kolom alumina sebagai kolom kedua mampu menjaga kestabilan Yield hasil elusi dan meminimalkan lolosan Mo-99 pada Tc-99m hasil elusi. Kata kunci: alumina, generator PZC, Mo-99,Tc-99m, NaOCl Alumina is one of main material in Mo-99/Tc-99m generator as molybdenum adsorbent. Limitation of alumina adsorption capacity to molybdenum cause this material cannot be applied as column filler for generator Mo-99/Tc-99m using Mo-99 from neutron activation . The invention of new compound as molybdenum adsorbent , PZC ( poly zirconium compound), have shown that the materials is a promising adsorbent for generator Mo-99/Tc-99m from (n,γ) irradiated molybdenum. The research of generator Mo-99/Tc-99m by using adsorbent PZC is form of cooperation between PRR-BATAN Serpong with JAERI and Kaken Co. Japan. In this research, the effects of addition of NaOCl solution to elution yield and Mo-99 breakthrough have been done. The other parameter used in this experiment to minimize Mo-99 breakthrough in Tc-99m is addition of second column alumina placed after Mo-99 PZC column. Adsorption capacity of PZC material to molybdenum determined by heating Mo-99 solution with PZC up to 3 hours and the result indicated 1 gram PZC adsorbed 80-95 % Mo-99 from the reacted 268 mg molybdenum. Yield percentage of the Mo-99/Tc-99m generator without rinsed by saline solution obtained < 50 % and the yield increased > 80 % after the column washing by using NaOCl 0,5 % or 1 % solutions. Usage of both NaOCl 0,5 % solution and alumina column as second column can give yield stability and minimize Mo-99 breakthrough at Tc-99m effluent. Key words: Alumina, PZC generator,Mo-99,Tc-99m, NaOCl

RADIOISOTOP TEKNESIUM-99m DAN KEGUNAANNYA

Buletin Alara Vol 13, No 2: Desember 2011
Publisher : BATAN

Show Abstract | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (3211.384 KB)

Abstract

Abstrak Tidak Ada

RADIOAKTIVITAS IODIUM-125 PADA UJI PRODUKSI MENGGUNAKAN TARGET XENON-124 DIPERKAYA

Jurnal Sains dan Teknologi Nuklir Indonesia Vol 10, No 1 (2009): Februari 2009
Publisher : BATAN

Show Abstract | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (130.828 KB)

Abstract

Telah dilakukan uji produksi 125I menggunakan target xenondiperkaya dengan pengayaan 124Xe sebesar 82,4%. Target diiradiasi neutron di kamar iradiasidi posisi S1 pada reaktor G.A. Siwabessy. Setelah iradiasi selama 24 jam, gas xenon teriradiasidiluruhkan di dalam botol peluruhan selama 7 hari. Radioisotop 125I yang terbentuk di dalambotol peluruhan dilarutkan menggunakan NaOH 0,005N sebanyak 3 kali. Dari uji produksi ke-1sampai dengan ke-8 diperoleh radioaktivitas total 125I sebesar 9541, 9801, 11239, 9458, 3293,3735, 4693 dan 2744 mCi. Penurunan radioaktivitas total 125I disebabkan oleh penurunanjumlah gas target. Radioaktivitas 125I hasil pelarutan pertama bergantung pada volume larutanNaOH yang digunakan. Persentase rerata radioaktivitas 125I pada pelarutan pertama sebesar65,1%, 71,5% dan 82,6% dari radioaktivitas total untuk pelarutan menggunakan larutan NaOHdengan volume 3, 4 dan 5 mL. Konsentrasi radioaktivitas maksimum yang berhasil diproduksisebesar 3410 mCi/mL dari hasil pelarutan pertama dari uji produksi pertama.

RADIOAKTIVITAS IODIUM-126 SEBAGAI RADIONUKLIDA PENGOTOR DI KAMAR IRADIASI PADA PRODUKSI IODIUM-125

Jurnal Sains dan Teknologi Nuklir Indonesia Vol 10, No 2 (2009): Agustus 2009
Publisher : BATAN

Show Abstract | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (81.733 KB)

Abstract

Pusat Radioisotop dan Radiofarmaka telah berhasilmelakukan uji produksi iodium-125 menggunakan target xenon diperkaya. Namun, pengotorradionuklida iodium-126 mulai terdeteksi pada uji produksi ke-7. Radionuklida iodium-126terbentuk di dalam kamar iradiasi dan besarnya radioaktivitas di kamar iradiasi tidak dapatdiukur. Untuk itu telah dilakukan perhitungan radioaktivitas iodium-126 di dalam kamar iradiasi.Pada perhitungan ini, target xenon-124 diperkaya 82,4% diiradiasi selama 24 jam dengan fluksneutron 3x1013 n.s-1cm-2. Dari hasil perhitungan diketahui bahwa dari iradiasi selama 24 jamhanya dihasilkan iodium-126 sebanyak 11,7 mCi, namun, karena iodium-125 tertinggal di kamariradiasi dan mendapat paparan neutron, maka pada akhir operasi reaktor pada hari ke-12terbentuk sebesar 367 mCi. Jadi diketahui bahwa sebagian besar iodium-126 yang mengotoriproduk pada uji produksi ke-7 adalah iodium-126 dari uji produksi sebelumnya, karena iodium-126 yang terbentuk selama 24 jam iradiasi sangat kecil. Jumlah massa radioisotop iodium dariiodium-125 dan iodium-126 sebesar 0,33 mg pada saat pemindahan gas xenon ke kamariradiasi. Nilai ini dapat digunakan sebagai acuan dalam perawatan filter iodium.

ANALISIS PEMBENTUKAN PENGOTOR RADIONUKLIDA PADA UJI PRODUKSI IODIUM-125

Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka Vol 11 (2008): Jurnal PRR 2008
Publisher : Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka

Show Abstract | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (3989.769 KB)

Abstract

ANALISIS PEMBENTUKAN PENGOTOR RADIONUKLIDA PADA UJI PRODUKSI IODIUM-125. Telah dilakukan evaluasi pembentukan radionuklida pada uji produksi Iodium-125 (125I) menggunakan target xenon diperkaya. Dari uji produksi yang telah dilakukan 9 kali diperoleh bahwa sampai dengan uji produksi ke-6 tidak ditemukan adanya pengotor radionuklida. Namun pada uji produksi ke 7, 8 dan 9 ditemukan adanya Iodium-126 (126I) dengan persentase 0,088%, 0,20% dan 0,28%. Radioisotop 126I dihasilkan dari penangkapan neutron oleh 125I yang telah terbentuk di dalam kamar iradiasi. Radioisotop ini ikut terbawa ke dalam botol peluruhan bersama sama dengan gas xenon hasil iradiasi pada saat pemindahan ke botol peluruhan. Diduga bahwa filter penyaring iodium yang telah dipasang di dalam fasilitas produksi 125I telah berkurang kinerjanya. Pengotor radionuklida lain yang memungkinkan terbentuk adalah 137Cs dari isotop 136Xe yang terkandung di dalam target xenon. Sampai dengan uji produksi ke-9 tidak ditemukan adanya pengotor 137Cs di dalam hasil uji produksi. Diduga bahwa 137Cs yang terbentuk tetap tertahan di kamar iradiasi. Kata kunci: Iodium-125, produksi radioisotop, pengotor radionuklida. ANALYSIS OF RADIONUCLIDE IMPURITY FORMATION IN IODINE-125 PRODUCTION TEST. Evaluation on formation of radionuclide impurity in iodine-125 (125I)production tests has been carried out. The production tests have been carried out 9 times and the radionuclide impurity was not found until the 6th test. However, The radionuclide impurity I was found in the 7th, 8th and 9th test with percentage of 0.088, 0.20 and 0.28%. Iodine-126 was produced by neutron capture of 125I in the irradiation chamber. The radioisotope moved to the decay pot together with the irradiated xenon gas. It is considered that the performance of the iodine filter has decreased. Other possibly produced radionuclide impurity is not detected in the product. It is considered that the produced chamber. Keywords: Iodine-125, radioisotope production, radionuclide impurity.

PERHITUNGAN PEMBUATAN EMAS-192, IRIDIUM-192 DAN LUTESIUM-177 DENGAN AKTIVASI NEUTRON UNTUK PARTIKEL NANO RADIOAKTIF

Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka Vol 11 (2008): Jurnal PRR 2008
Publisher : Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka

Show Abstract | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (3738.795 KB)

Abstract

CALCULATION OF PRODUCTION OF GOLD-198, IRRIDIUM-192 ANDLUTETIUM-177 BY NEUTRON ACTIVATION FOR RADIOACTIVE NANOPARTICLE. It was reported that nanoparticle was effective for cancer treatment by thermotherapy. It is also possible to kill cancer cell by radiation of radioisotope from nanoparticle. A study on production ofradioactive nanoparticles by neutron activation has been carried out. Nanoparticles of gold, iridium and lutetium with diameter of 100 nm were studied. Calculations were carried out for irradiation at central irradiation position (CIP) of GA siwabessy reactor for 12 days. Calculation results showed that gold-198 with radioactivity of 0.378 Bq was produced in the gold nanoparticle. In the irridium nanoparticle, 192Irwith radioactivity of 0.179 Bq was produced. Radioisotope of 194Irwas also produced with radioactivity 0.337Bq at the end of irradiation in the iridium nanoparticle. The radioisotop decayed fast and became 0.000133Bq after 10 days. In the lutetium nanoparticle, I77Lu with radioactivity of 0.0884Bq was produced. In the lutetium nanoparticle, 176mLuand 177mLuwerealso produced. Lutetium-176m decayed fast and I77Lu radioactivity was 0.0095% of the I77Lu radioactivity at the end of irradiation. During neutron irradiation, the nanoparticle was put in the quartz ampule and aluminum capsules. Radioisotopes with short half life were produced in thequartz and aluminum.Keywords: gold-198, iridium-l92, lutetium-l77, neutron activation27

PRODUKSI TEMBAGA-64 MENGGUNAKAN SASARAN TEMBAGA FTALOSIANIN

Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka Vol 9 (2006): jurnal PRR 2006
Publisher : Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka

Show Abstract | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (82.41 KB)

Abstract

PRODUKSI TEMBAGA-64 MENGGUNAKAN SASARAN TEMBAGA FTALOSIANIN. Radioisotop tembaga-64 (64Cu) merupakan pemancar positron yang memiliki beberapa kegunaan. Radioisotop ini dapat diproduksi dari 63 Cu melalui aktivasi neutron. Untuk mendapatkan radioisotop dengan radioaktivitas jenis yang tinggi, radioisotop ini dapat diproduksi memanfaatkan reaksi Szilard Chalmer, yaitu memanfaatkan lepasnya 64 Cu hasil iradiasi dari matrik sasaran. Tujuan dari penelitian ini adalah mendapatkan karakteristik 64Cu yang dapat diproduksi menggunakan reaktor G.A. Siwabessy dari sasaran tembaga ftalosianin. Tembaga ftalosianin sebanyak 200 mg diiradiasi di posisi pneumatic rabbit system selama 30 menit. Hasil iradiasi diukur menggunakan gamma ionization chamber untuk mendapatkan radioaktivitas yang dihasilkan. Kemurnian radionuklida diukur menggunakan spektrometer gamma. Dari tiga kali iradiasi diperoleh 64 Cu dengan radioaktivitas sebesar 5,29; 5,70 dan 5,65 mCi. Dari pengukuran menggunakan spektrometer gamma diketahui bahwa tidak ada radionuklida lain yang terdeteksi. Dari pemisahan menggunakan metode emulsi masih diperoleh yield yang rendah sebesar 2,59; 3,18 dan 5,33%. Kata kunci: tembaga-64, produksi radioisotop, tembaga ftalosianin PRODUCTION OF COPPER-64 USING COPPER PHTHALOCYANINE TARGET. Copper-64 is a positron emmiter radioisotope with a wide range of applications. The radioisotope can be produced by neutron activation method from 63 Cu. For obtaining high specific radioactivity, Szilard Chalmer method can be applicated, using the recoiling of 64 Cu from the target matrix. The objective of this study is obtaining the characteristics of 64 Cu that is produced using G.A. Siwabessy reactor with copper phthalocyanine target. Copper phthalocyanine 200 mg was irradiated at pneumatic rabbit sytem of GA Siwabessy reactor for 30 minutes. The radioactivity of Cu was measured by gamma ionization chamber. The radionuclide purity was determined by gamma spectrometer. From 3 times of irradiation of 200 mg of copper phthalocyanine, the Cu as high as 5.29, 5,70 and 5,65 mCi was obtained. The results of gamma spectrometer measurement showed that any other radioisotopes were not detected. Low yield (2.59; 3.18 and 5.33%) was obtained by separation using emulsion method. Key words: Copper-64, radioisotope production, copper phthalocyanine.

PERHITUNGAN PEMBUATAN KADMIUM-109 UNTUK SUMBER RADIASI XRF MENGGUNAKAN TARGET KADMIUM ALAM

Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka Vol 10 (2007): JURNAL PRR 2007
Publisher : Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka

Show Abstract | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (71.397 KB)

Abstract

PERHITUNGAN PEMBUATAN KADMIUM-109 UNTUK SUMBER RADIASI XRF MENGGUNAKAN TARGET KADMIUM ALAM. Radioisotop kadmium-109 merupakan salah satu sumber radiasi yang digunakan pada X-ray fluorescence (XRF). Untuk itu telah dilakukan kajian produksi sumber radiasi kadmium-109 untuk XRF melalui aktivasi neutron dengan sasaran kadmium alam di Central Irradiation Position (CIP) reaktor G.A. Siwabessy. Pada perhitungan ini digunakan target kadmium alam berbentuk pelet dengan diameter 2,8 mm dan panjang 2,8 mm. Hasil kajian menunjukkan bahwa 109Cd dengan radioaktivitas 17,53 MBq dapat dihasilkan pada saat end of irradiation (EOI) dengan waktu iradiasi selama 12 hari. Radioisotop lain yang turut dihasilkan dalam iradiasi ini berupa 107Cd, 115mCd, 115Cd, 117mCd dan 117Cd dengan radioaktivitas saat EOI masing-masing sebesar 1257 MBq, 177 MBq, 8451MBq, 376 MBq dan 188 MBq. Setelah beberapa bulan, radioisotop pengotor yang masih menyisa adalah 115mCd. Untuk mendapatkan radioaktivitas 109Cd dengan kemurnian radionuklida 99,0% diperlukan waktu peluruhan selama 16,4 bulan. Radioaktivitas 109Cd sebesar 8,38 MBq setelah peluruhan 16,4 bulan dari saat akhir iradiasi. Untuk mendapatkan kemurnian radionuklida 99,9% diperlukan waktu peluruhan selama 21,9 bulan. Radioaktivitas 109Cd sebesar 6,58 MBq setelah waktu peluruhan tersebut. Kata kunci: kadmium-109, kadmium alam, aktivasi neutron CALCULATION OF CADMIUM-109 PRODUCTION FOR XRF RADIATION SOURCE USING NATURAL CADMIUM TARGET. Cadmium-109 is used as radiation source in the X-ray fluorescence (XRF). A studi on production of the source by neutron activation at G.A. Siwabessy Reactor using natural cadmium has been carried out. A natural cadmium pelet with diameter 2,8 mm and length 2,8 mm was used in the calculation. Calculation results showed that 109Cd with radioactivity 17.53 MBq was obtained at the end of irradiation (EOI) for 12 days of irradiation. Radioisotopes of 107Cd, 115mCd, 115Cd, 117mCd dan 117Cd were produced in the iradiation with radioactivity 1257 MBq, 177 MBq, 8451 MBq, 376 MBq and 188 MBq respectively. After several months, radioisotope of 115mCd still remained in the irradiated cadmium. For obtaining radioactivity of 109Cd higher than 99.0%, the irradiated cadmium should be decayed for 16,4 months. Radioactivity of 109Cd was 8.38 MBq after 16.4 months of decay. For obtaining 109Cd higher than 99.9%, the irradiated cadmium should be decayed for 21.9 months from end of irradiation. Radioactivity of 109Cd was 6.58 MBq after 21.9 months of decay. Keywords: cadmium-109, natural cadmium, neutron activation.

RADIOAKTIVITAS JENIS DAN KEMURNIAN RADIONUKLIDA LUTESIUM-177 DIPRODUKSI MENGGUNAKAN REAKTOR G.A. SIWABESSV

Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka Vol 18, No 1 (2015): JURNAL PTRR 2015
Publisher : Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka

Show Abstract | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (1849.249 KB)

Abstract

Lutesiurn-177 banyak dirnanfaatkan dalam pengembangan radiofarmaka yang didasarkan pada karakteristik radionuklida tersebut. Pada proses pembuatan Lu-I77, radioaktivitas jenis dan kemurnian radinuklida yang diperoleh dipengaruhi oleh kelimpahan Lu-176, fluks netron dan lama iradiasi. Pada studi ini dilakukan perhitungan radioaktivitas Lu-l77 dan radionuklida pengotor Lu-l77m dari pada kondisi iradiasi di Reaktor G.A. Siwabessy. Pada perhitungan ini, iradiasi dilakukan di pneumatic rabbit system (PRS) dengan fluks netron 5xlO13 n.s·1.cm·2 dan di central irradiation position (CIP) dengan fluks netron 1,3x1014 n.slcm 2. Hasil perhitungan menunjukkan bahwa iradiasi di PRS tidak dapat mencapai nilai radioaktivitas jenis minimum yang diharapkan yaitu sebesar 20,0 GBq/mg jika menggunakan lutesium alam. Jikamenggunakan target diperkaya 90%, radioaktivitas jenis minimum terse but dapat dicapai denganiradiasi selama 15 jam. Untuk iradiasi di CIP, radioaktivitas jenis minimum tersebut dapat dicapai dengan iradiasi selama 3 jam dengan menggunakan target diperkaya 90% dan selama 17 hari jika menggunakan lutesium alam. Kandungan radionuklida pengotor Lu-l77m kurang dari 0,1% sampai dengan iradiasi selama 12 hari pada saat akhir iradiasi. Kandungan Lu-177m meningkat dengan cepat setelah iradiasi dihentikan dan mencapai 0,1% setelah peluruhan selama 24 hari. Lutetium-l77 is widely used in the development of therapeutic radiopharmaceutical. It is based on the characteristics of the radionuclide. In the Lu-l77 production, the specific radioactivity and radionuclide purity is affected by the abundance of Lu-176 in target material, neutron flux and length of irradiation time. In this study, calculations of Lu-l77 specific radioactivity and Lu-l77m radionuclide impurities were carried out. In this calculation, neutron flux of 5xl013 n.s·1cm·2 in PRSand and 1,3xI014 n.s·1cm-2 in ClP were used. Calculation results showed that the irradiation of natural lutetium in the PRSresulted in Lu-l77 with specific radioactivity less than of the minimum specific radioactivity of 20.0 GBq/mg. The minimum radioactivity can be obtained by using enriched lutetium (enrichment 90%) for 15 hours of irradiation. Irradiation in ClP resulted in Lu-177 with specific radioactivity higher than 20.0 GBq/mg by 3 hours of irradiation using enriched target and 17 days of irradiation using natural lutetium. Radionuclide impurity of Lu-l77m was less than 0.1% for 12 days of irradiation. However, the percentage of Lu-l77m increased rapidlyafter irradiation and reached 0,1% after 24 days of decay.