Adang Hardi Gunawan
Pusat Pengembangan Radioisotop dan Radiofarmaka-BATAN

Published : 20 Documents
Articles

Found 20 Documents
Search

Preparasi 131I-MIBG: Radiofarmaka Diagnosis dan Terapi Neuroblastoma

Jurnal Forum Nuklir JFN Vol 6 No 1 Mei 2012
Publisher : BATAN

Show Abstract | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (3232.855 KB)

Abstract

dalam uji coba

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

OPTIMASI KONDISI SPEKTROMETER ALFA DENGAN DETEKTOR ION-IMPLATED SILIKON DI PUSAT PRODUKSI RADIOISOTOP

Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka Vol 1, No 1 (1998): Jurnal PRR 1998
Publisher : Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka

Show Abstract | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (1935.418 KB)

Abstract

OPTIMASI KONDISI SPEKTROMETER ALFA DENGAN DETEKTOR ION­IMPLATED SILIKON DI PUSAT PRODUKSI RADIOISOTOP. Telah dilakukan penetapan kondisi optimum spektrometer alfa yang dibubungkan dengan detektor silikon yang diimplantasi ion dengan standar sumber radiasi alfa campuran 239Pu, 241Am dan 244Cm.Pengamatan meliputi penetapan jarak antara cuplikan dengan detektor, tingkat kevakuman, batas deteksi alat dan penetapan efisiensi pencacahan dari masing-masing radionuklida. Dari percobaan diperoleh hasil kondisi optimum yaitu, jarak antara detektor dengan standar 1- 2 cm, tekanan kevakuman -1050 mbar, batas deteksi 5,1 dpm dan efisiensi pencacahan masing-masing untuk 239Pu (5157 keV) 10.6%, 241Am(5486 keV) 10,3% dan 244Cm(5805 keV) 9,9%. OPTIMIZATION OF ALPHA SPECTROMETER COUPLED TO ION-IMPLANTED SILICON DETECTOR IN RADIOISOTOPE PRODUCTION CENTER. The optimization of alpha spectrometer coupled to an ion-implanted silicon detector was carried out using an alpha radiation mixed standard source containing radionuclides of 239Pu, 241Am and 244Cm. This experiment involved the determination of the optimum distance between a radiation source and the detector surface, the pressure of the vacuum chamber, and the detection limit and the efficiency of the detector. The results show that the optimum distance between the radiation source and the detector is 1-2 cm; the pressure is -1050 mbar; the detection limit is 5.1 dpm, and the efficiencies for 239Pu ( 5157 keV), 24lAm (5486 keV) and 244Cm(5805 keV) are 10.6%, 10.3% and 9.9%, respectively.

PEMISAHAN FRAKSI RADIOIOD DALAM PROSES Mo-99 HASIL FISI U-235 DAN PENGGUNAANNYA UNTUK PEMBUATAN HIPPURAN-I-131

Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka Vol 1, No 1 (1998): Jurnal PRR 1998
Publisher : Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka

Show Abstract | 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.

PROSES UJI KUALITAS PRODUK Mo-99 HASIL BELAH U-235 DI PUSAT PRODUKSI RADIOISOTOP PERIODE 1995 -1996

Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka Vol 1, No 2 (1998): JURNAL PRR 1998
Publisher : Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka

Show Abstract | 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.

PENGEMBANGAN PROSES PRODUKSI MOLIBDENUM-99 HASIL FISI DENGAN MENGGUNAKAN TARGET FOIL LOGAM Uranium PENGKAYAAN RENDAH

Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka Vol 3, No 1 (2000): JURNAL PRR 2000
Publisher : Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka

Show Abstract | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (8009.772 KB)

Abstract

PENGEMBANGAN PROSES PRODUKSI MOLIBDENUM-99 HASIL FISI DENGAN MENGGUNAKAN TARGET FOIL LOGAM URANIUM PENGKAYAAN RENDAH. Badan Tenaga Nuklir Nasional dan Argonne National Laboratory dewasa ini sedang melaksanakan kerja sama penelitian dan pengembangan produksi molibdenum-99 dengan menggunakan foil logam uranium pengkayaan rendah. Pembahasan dalam makalah ini lebih difokuskan terhadap hasil kerja sama pengembangan dan penelitian tersebut yang telah dilaksanakan di Pusat Pengembangan Radioisotop dan Radiofarmaka. Dalam makalah dijelaskan (1) keberhasilan pemisahan dan pemurnian 99Mo dari target foil logam uranium pengkayaan rendah yang telah diiradiasi di reaktor RSG-GA Siwabesy, dan (2) keberhasilan memodifikasi proses Cintichem. Hasil pengembangan pendahuluan metoda kuantitatif elektrodeposisi cemaran uranium dan plutonium di dalam 99Mo juga akan dijelaskan. DEVELOPMENT OF PRODUCTION PROCESSES OF FISSION PRODUCT MOLYBDENUM-99 USING LEU METAL FOIL TARGETS. A collaboration is underway between Indonesian National Nuclear Energy Agency and Argonne National Laboratory to carry out R&D on the production of molybdenum-99 using LEU (Low Enriched Uranium)-metal foil targets. A review in this paper is focused mainly on the results of laboratory experiments conducted at the Center for Development of Radioisotopes and Radiopharmaceuticals, Serpong. It describes succeses in (1) performing separation and purification of 99Mo in the irradiated LEU-metal foil targets, and (2) modifying Cintichem procedure. A method for quantitatively electrodepositing uranium and plutonium contaminants in the 99Mo is also described.

UJI KUALITAS PRODUK I-131 HASIL BELAH U-235

Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka Vol 3, No 1 (2000): JURNAL PRR 2000
Publisher : Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka

Show Abstract | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (3666.88 KB)

Abstract

UJI KUALITAS PRODUK 131I HASIL BELAH 235U. Telah dilakukan uji kualitas terhadap 10 buah cuplikan produk 131I hasil belah 235U. Pemeriksaan cuplikan meliputi penetapan konsentrasi radioaktivitas 131I, pH, kemurnian radiokimia, kontaminasi radionuklida pemancar gamma dan alfa. Semua produk 131I hasil belah dalam percobaan ini pH-nya memenuhi persyaratan yang telah ditetapkan oleh Medi Physic Inc. Konsentrasi radioaktivitas 131I hasil belah 235U tidak ada yang memenuhi syarat. Sembilan cuplikan dari 10 cuplikan memenuhi persyaratan kemurnian radiokimia yang dianalisis dengan cara kromatografi kertas. Delapan cuplikan memenuhi syarat kontaminasi radionuklida pemancar alfa. Sebanyak 6 cuplikan produk 131I memenuhi syarat kontaminasi radionuklida pemancar gamma, dan ada 4 cuplikan yang tidak memenuhi syarat. Dengan demikian semua produk tidak ada yang memenuhi semua persyaratan sesuai dengan persyaratan yang telah ditetapkan oleh Medi Physic Inc. QUALITY CONTROL TESTS OF FISSION PRODUCT 131I. Quality control tests were carried out for 10 samples of fission product 131I obtained from irradiated high enriched uranium target (UI25 = 93%) from 235U. The analysis of samples covered the determination of 131I radioactivity concentration, pH of solution, and radiochemical purity as well as gamma and alpha radionuclide impurities. Results were compared to the Medi Physics quality requirements. The fission produced 131I samples in this experiment met the required pH value but no one met the required radioactive concentration. The radiochemical purity determined by paper chromatography method shows the yield more than 95 %. It was found that eight samples showed alpha emitter contaminants under the permissible value, and two others were higher than the permissible value.

PENGARUH PENCUCIAN LARUTAN NaOCI DAN PENAMBAHAN KOLOM KEDUA ALUMINA TERHADAP YIELD DAN LOLOSAN 99Mo DARI GENERATOR 99Mo/99M Tc BERBASIS PZC

Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka Vol 13, No 1 (2010): Jurnal PRR 2010
Publisher : Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka

Show Abstract | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (3086.007 KB)

Abstract

ABSTRAKPENGARUH PENCUCIAN LARUTAN NaOCI DAN PENAMBAHAN KOLOM KEDUA ALVMINA TEIUIAD~P YIELD DAN LOLOSAN 99Mo DARI G~)NE~~}!OR 99Mo/99mT~BEI~BASIS PZc. Alumina  merupakan salah satu bahan utama dalam generator 99Mo/99mTc yang berfungsi sebagai zat pengadsorpsi molibdenum. Keterbatasan daya serap alumina terhadap molibdenum menyebabkan senyawa ini tidak dapat digunakan sebagai pengisi kolom untuk generator 99Mo99"Tc yang menggunakan 99Mo  hasil aktivasi neutron. Dengan diketemukannya senyawa bani sebagai zat pengadsorpsi molybdenum yaitu  PZC (poly zirconium compound), telah memberikan harapan banu untuk dapat dilakukannya pembuatan generator 99Mo/ 99"Tc. Pene litian pembuatan generator 99M0;99"Tc d engan mengguna kan senyawa PZC seb,igai adsorbent merupakan bentuk kerjasama antara PRR-BA TAN dengan JAERI dan Kaken Co. Jep1ng. Dalam penelitian ini telah dilakukan percobaan pembuatan generator 99Mo;9J"Tc dengan melihat .. 99 99 pen aruh penambahan pencuclan menggunakan larutan NaOCI terhadap Yield dan lolosan Mo ( Mo bredkthrough) dalam larutan ()9"Tc hasil elusi. Parameter lainnya yang digunakan untuk mengurangi lolosan ()9M~ dalam 99"Tc hasil elusi adalah penambahan kolom alumina yang ditempatkan setelah kolom 99Mo_PZc. Hasll penentuan kapasitas serap senyawa PZC terhaclap molibdenum diperoleh dengan melihat aktivitas ()9M4Jsetelah pemanasan 3 jam campuran PZC dan molibdenum dan diperoleh hasil setiap gram PZC mampu 9m9eMn;dyJe;r9aJp"T8c0d-e9n5gan% mlargutadnari pe2n6c8ucmi g samlionlibddiepneuromleh ya<ng50di%reaksdiaknan.yieldHasmilenpinegnkeanttuanmenyjiaedldi e>lus8i0 %genseertaetloarh penqucian dilakukan dengan menggunakan larutan NaOCI 0,5% atau 1%. Penggunaan larutan pencuci NIa~Cld 0,5 % .d.an peIkngguInaa1n99Mkolom alumina sebagai kolom kedua mampu menjaga kestabilan yield hasil J e us an memll1l111a an oosan 0 pac a 99"Tc IlaSI1 e Ius!.. •. 99 99J1 Kat» kunCl: alul11111 a, generator PZc, Mo, Tc, NaOCI AB~TRACT EFFECT OF NaOCI SOLUTION TREATMENT AND SECOND COLUMN OF ALUMINA ON ITHE YIELD AND BREAKTHROUGH OF Mo-99 FROM Mo-99/Tc-99m GENERATOR BASED ON PZC. Alumina is one of main material in 99Mo;)9"Tc generator as molybdenum adsorbent. Limitation of alumina adsorption capacity to molybdenum cause this material cannot be applied as column filler for genq.r,ator 9()Mo /)"T c uSI.ng 99I~V I0 from neutron actI.v.ation. TIle I..I1ventlon 0 f a new compoun d as molybdenum adsorbent, PZC (poly zirconium compound), shows that the materials is a promising db 99 ;99"T f ( . d d I b J a sqr ent tor generator Mo c rom n,y) IITa late 1110y clenum. T Ile researc I1 ot generator ()()M~;99"Tc by using adsorbent PZC is a cooperation between PRR-BA TAN with JAERI and Kaken Co. Japan. In this research, the effects of addition of NaOCI solution to elution yield and 99Mo brea~through have been done. The other parameter used in this experiment to minimize 99Mo breakthrough in 9V"Tc is addition of second column alumina placed after 99Mo_PZC column. Adsorption capacity of PZC material to molybdenum determined by heating 99Mo solution with PZC up to 3 hours and the result indicated I gram PZC adsorbed 80-95% 99Mo from the reacted 268 mg molybdenum. YielUI percentage of the 99Mo;9J"Tc generator without rinsed by saline solution obtained < 50 % and the yielCl increased > 80% after the column washing by using NaOCI 0,5% or I% solutions. Usage of both NadCl 0,5% solution and alumina column as second column can prevent of yield stability and minimized 9() I 99111" Mf breakthrough at Tc ettluent. • 9<) 99m Ke~vords: Alul11l11a, PZC generator, Mo, Tc , NaOCI.

EVALUASI PEMBUATAN l31I-MIBG RADIOFARMAKA DIAGNOSA DAN TERAPI NEUROBLASTOMA

Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka Vol 15, No 2 (2012): JURNAL PRR 2012
Publisher : Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka

Show Abstract | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (4835.615 KB)

Abstract

ABSTRAKEVALUASI PEMBUATAN 13tI-MIBG SEBAGAI RADIOFARMAKA DIAGNOSA DANTERAPI NEUROBLASTOMA.Telah dilakukan evaluasi pembuatan 1311-MIBGsebagai radiofarmakadiagnosa dan terapi neuroblastoma. Preparasi 13t1_MIBGdilakukan dengan cara menandai MIBG hasilsintesa dengan radionuklida 1311,hasil penandaan dianalisis dengan kromatografi lapis tipislkromatografikertas untuk mengetahui kemumian radiokimianya. Uji stabilitas 1311-MIBGmeliputi uji stabilitas sediaanpada plasma darah manusia, pada suhu kamar, serta pada suhu pendingin (8°C). Hasil sintesis MffiG yangtelah dilakukan sebelumnya menunjukkan kemumian kimia > 95 %, penandaan MIBG dengan 1-131 telahdilakukan dengan kemumian radiokimia > 95%. Hasil pengamatan uji stabilitas 1311_MffiGpOOasuhukamar menunjukkan bahwa sediaan stabil pada suhu kamar sampai 120 jam. Pada plasma darah manusiastabil sampai 141jam, sedangkan pada suhu pendingin kulkas (8°C) sediaan stabil141 jam. Hasil penandaandari tahun 2011-2012 menunjukkan bahwa sediaan radiofarmaka 1311MIBG berupa larutan jemih takberwarna, pH antara 5,5-7,0, steril dan bebas pirogen, kemumian radiokimia > 95 %, dan memenuhipersyaratan sebagai sediaan injeksi untuk digunakan dalam diagnosa maupun terapi neuroblastoma di rumahsakif.Kata kunci : radiofarmaka, 1-131,MIBG, neuroblastomaABSTRACTEVALUATION FOR PREPARATION OF 131I_MIBG FOR NEUROBLASTOMADIAGNOSIS AND THERAPY.Evaluation for preparation of l311-MIBG has been carried out.Production/preparation of 1311-MIBGwas carried out by labeling MIBG with 1-131.The radiochemical purityof 1311-MIBGwas analysed using TLC/paper chromatography. The stability testing in the fresh humanplasma, at room temperature and at 8°C was carried out . The chemical purity of synthesized MIBG wasfound to be > 95%. The radiochemical purity of l311-MIBGwas obtained at higher than 95 %. The labeledMIBG in fresh human plasma and at 8°C was stable up to 141 hours, while at room temperature was stableup to 120 hours.The results of labeling of l311-MlBG from 2011-2012 showed that these products werecolorless clear solution with pH between 5.5 -7.0, sterile and pyrogen-free, radiochemical purity> 95%. Thequality control results be met the requirements of l311-MlBG injection solution used for diagnosis andtherapy of neuroblastoma in hospital.Key-words: radiopharmaceutical, MIBG, 1-131,neuroblastoma57

PENANDAAN DAN BIODISTRIBUSI RADIOFARMAKA TERAPI KANKER OTAK 1251-NIMOTUZUMAB TERHADAP MENCIT NORMAL

Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka Vol 13, No 2 (2010): Jurnal PRR 2010
Publisher : Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka

Show Abstract | Original Source | Check in Google Scholar

Abstract

ABSTRAKPENANDAAN DAN BIODISTRIBUSI RADIOFARMAKA TERAPI KANKER OTAK 125I-NIMOTUZUMAB TERHADAP MENCIT NORMAL. NIMOTUZUMAB adalah anti bodi monoclonal yang diketahui berperan banyak dalam antiproliferasi, proapoptisis dan efek antiangionik pada terapi kanker  otak  (glioma). Penandaan antibody monoklonal nimotuzumab dengan radiosiotop 1251yang memancarkan e1ektron auger telah dilakukan dengan menggunakan metode  iodogen. Hasil penelitiaan kemurnian radiokimia terbaik (97%)  menunjukan  mol  ratio protein (nimotuzumab) dengan kalium iodida  dan  lodogen adalah 1: 2: 1200  pada fraksi ke 6.  Kemurnian radiokimia diuji dengan  kromatografi kertas dengan fase diam  dan  fase gerak  masing –masing  adalah  kertas whatman  no. 1 dan  etanol-butanol-amonium  hidroksida dengan  perbandingan  3 : 2 : 1 Nilai Rf untuk  1251_nimotuzumab adalah 0,0 dan  125I adalah 0,9.  Hasil uji biodistribusi terhadap mencit normal selama 72 jam  menunjukan 125 I-nimotuzumab memiliki  waktu  paruh  yang  panjang  dan  terakumulasi  tinggi dalam organ  hati (1,97 ± 1,18%), organ ginjal (0,82± 0,28%)  dan  otot (0,61±,98%).  Sedangkan  akumulasi tertinggi  pada organ otak mencit normal (0,13 ±0,06%) baru terjadi setelah 24jam penyuntikan. Berdasarkan efek terapi dan akumulasi terhadap organ pada mencit normal, 1251_9imotuzumab berpotensi digunakan untuk terapi kanker otak. Kata kunci: Biodistribusi, Glioma, 1251,lodogen, Nimotuzumab ABSTRACT LABELING AND BIODISTRIBUSTION OF THERAPEUTIC RADIOPHARMACEUTICAL FOR BRAIN CANCER 125I – NIMOTUZUMAB IN NORMAL MICE. Nimotuzumab is a monoclonal antibody which known giving contribution in antiproliferation, proapoptosis and antiangionik effect on the therapy of brain cancer (glioma). The labeling of monoclonal antibody nimotozumab with 1251which radiate Juger electrons has been done with idogen method. The best result of radiochemical purity (97%) was shown ihI fraction 6 with the mol ratio of nimotuzumab towards potassium iodide and iodogen was 1 : 2 : 1200. Radiochemical purity was examined by paper chromatography with whatman paper no. 1 as the stationary dhase and ethanol-butanol-ammonium hydroxide with a ratio of 3 : 2 : 1 as the mobile phase. Rf Values for 1251-nimotuzumab is 0.0, while Rf value of 1251is 0.9. The biodistribution result on normal mice for 72 hours showed that 1251-nimotuzumab not only has a long half-life time but also has high accumulation in liver (1.97 e. 1.18(%0.)kidey (0.82±0.28%) and  muscle ( 0.61 ± 0.98 % ). The higest accumulation in liver (1.97 mice ( 0.128±0.06% ) occurred 24 hours after injection . Based on trhwe therapeutic effect and organ accumulation on normal mice,  1251-nimotuzumab could be potentially used for brain cancer therapy. Keywords: Biodistribution, Glioma, 1251,lodogen, Nimotuzumab