Dede Kurniasih
Pusat Radioisotop dan Radiofarmaka - BATAN

Published : 6 Documents
Articles

Found 6 Documents
Search

PEMISAHAN Mn-54 DARI HASIL IRADIASI Fe2O3 ALAM MENGGUNAKAN RESIN PENUKAR ANION Pujiyanto, Anung; Hambali, .; Kurniasih, Dede; Endang, .; Mujinah, .
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 (115.108 KB)

Abstract

PEMISAHAN Mn-54 DARI HASIL IRADIASI Fe2O3ALAM MENGGUNAKAN RESIN PENUKAR ANION. Pembuatan radioisotop dari iradiasi target alam mempunyai keuntungan yaitu biaya produksi lebih murah, namun radioisotop yang dihasilkan mungkin mengandung radionuklida pengotor. Pembuatan Mn-54 dari iradiasi Fe2O3 alam mempunyai masalah yaitu dihasilkan juga radioisotop Fe-59. Pemisahan Mn-54 dari iradiasi Fe2O3 alam dapat dilakukan dengan melarutkan Fe2O3 alam dengan HCl kemudian hasil pelarutan dipisahkan dengan dowex 1x 8Cl- form. Telah dilakukan proses pemisahan Mn-54 dari Fe2O3 alam yang telah diiradiasi, dengan cara melarutkan Fe2O3 alam dengan HCl kemudian hasil pelarutan dipisahkan dengan dowex 1x 8Cl- form dengan variasi waktu kontak dan kosentrasi HCl yang berbeda. Hasil pemisahan Mn-54 dari hasil iradiasi Fe2O3 menunjukkan pada konsentrasi HCl 8 N dan waktu kontak 90 menit memberikan efisiensi pemisahan yang baik yaitu 7,55 % untuk Mn-54 dan 94,13% untuk Fe-59. Kata kunci:Pemisahan, Mn-54, resin penukar anion SEPARATION of Mn-54 FROM IRRADIATED NATURAL Fe2O3 USING ANION EXCHANGE RESIN. Preparation of radiosisotope from natural target has an advantage namely the production is cheaper, but the produced radioisotope may content radionuclidic impurities. Preparation of Mn-54 from irradiated natural Fe2O3 has a problem due to Fe-59 impurity . The separation of Mn-54 from irradiated natural Fe2O3 has been carried out by means of solving irradiated target using HCl and dowex resin 1 x 8 Cl form. The separation of Mn-54 from iradiated natural Fe2O3 showed a good result by 8 N HCl concentration and 90 minute contact time and efficiency was 7,55 % Mn-54 and 94,13 % for Fe-59. Key words: Separation, Mn-54 , anion exchange resin
APPLICABILITY OF BACTERIAL ENDOTOXIN TEST (BET) FOR SOME RADIOPHARMACEUTICAL STERILE KITS BY THE USE OF TACHYPLEUS AMEBOCYTE LYSATE (TAL) Putra, Amal Rezka; Lestari, Enny; Kurniasih, Dede; Karyadi, Karyadi; Sarmini, Endang; Aries, Arni
Jurnal Farmasi Sains dan Komunitas (Journal of Pharmaceutical Sciences and Community) Article in Press
Publisher : Sanata Dharma University

Show Abstract | Original Source | Check in Google Scholar

Abstract

The application of bacterial endotoxin test (BET) using TAL reagent on radiopharmaceutical kits is very important to conduct. The radiopharmaceutical kits that will be tested are macroaggregated albumin (MAA), tetrofosmin and ethambutol kits. Endotoxin testing stage was TAL 0.25 EU/mL verification test, inhibition/enhancement test, and endotoxin test for sample. Pyrogen testing using rabbits was also performed as a comparison test. The results of the TAL reagent verification test were all samples showed values corresponding to the standards of 2λ = (+), 1λ = (+), 1/2λ = (-), 1/4λ = (-), and negative water control (NWC) = (-). Furthermore, inhibition/enhancement tests for MAA, tetrofosmin, and ethambutol products show non-inhibiting or gel-inducing results, these results are in accordance with acceptability standards, so that the samples can be tested using TAL reagents. The pH measurement results in each sample were MAA of 6.0, tetrofosmin of 7.0, and ethambutol of 8.0. The results of MAA, tetrofosmin, and ethambutol product testing were a sample = (-), positive product control (PPC) = (+), positive water control (PWC) = (+), and NWC = (-). In addition, the results of pyrogen testing also showed negative for MAA, tetrofosmin, and ethambutol.
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 | 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.
PENENTUAN PROFIL ELUSI IODIUM-125 SEBAGAI PERUNUT UNTUK TUJUAN RADIOIMMUNIASSAY (RIA) Maiyesni, Maiyesni; Mujinah, Mujinah; Kurniasih, Dede; Witarti, Witarti; Triyatno, Triyatno; S, Herlan
Jurnal Sains dan Teknologi Nuklir Indonesia Vol 17, No 2 (2016): Agustus 2016
Publisher : BATAN

Show Abstract | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (557.899 KB)

Abstract

Manfaat iodium-125 (125-I) sudah banyak diketahui. 125-I  dapat digunakan antara lain sebagai perunut dalam teknik Radioimmunoassay (RIA) untuk deteksi dini berbagai penyakit kanker, menentukan kesuburan hewan ternak serta cemaran mikotoksin di dalam pangan secara invitro.  125-I  yang dibutuhkan dalam teknik ini disamping harus mempunyai kemurnian radiokimia > 95%,  konsentrasi radioaktifitas   juga tinggi, sehingga volume  125-I  haruslah sekecil mungkin. Dengan demikian perlu dipelajari profil elusi 125-I dari kolom reduktor Jones saat proses peningkatan kemurnian  radiokimia. Penelitian ini bertujuan untuk menentukan volume optimal  eluat dengan efisiensi dan kemurnian radiokimia yang dapat diterima. Pada penelitian ini kondisi kolom yang dipilih adalah kolom dengan pH basa. Kolom reduktor Jones yang mengandung  125-I dielusi dengan larutan  NaOH 0,01N secara  fraksinasi volume 1 ml. Radioaktifitas  masing-masing fraksi diukur menggunakan  dose calibrator. Penentuan kemurnian radiokimia dilakukan pada fraksi yang memiliki radioaktifitas  tertinggi dan fraksi gabungan  dengan  metode kromatografi kertas. Radioaktifitas  tertinggi ditunjukkan pada  fraksi kedua  yaitu  16,59  mCi dengan efisiensi 33,95% dan fraksi gabungan yaitu 50,19 mCi dengan efisiensi 92,26%. Kemurnian radiokimia 125-I bulk, fraksi kedua dan fraksi gabungan berturut-turut adalah 41,50, 97,5  dan  98,50%.  Volume optimal eluat adalah 7 ml serta  pH 125-I sebelum dan sesudah fraksinasi adalah 10 -11.  Determination of  Elution Profile the Iodine-125 as a tracer for Radioimmunoassay (RIA). The benefits of the Iodine-125 (125I ) isotope was well known. 125I are used as radiotracer in Radioimmunoassay (RIA) technique for early detection of cancer, determine of hormone content which related with fertility of livestock and also for contamination detection of mycotoxins on food by in vitro.  125I which is needed in this technique not only must have high radiochemical purity above 95% but also high radioactivity concentration, so that  125I volume which is use must as little as possible. Therefore, 125I elution profile for increasing radiochemical purity using a reductor Jones column should be studied. Aim of this study is to determine the optimum volume of eluate which have efficiency and radiochemical purity that can be accepted. The preliminary study was conducted to determine the optimal conditions of reductor Jones  column. Reductor Jones column is conditioned on neutral and alkaline pH. At this elution study, the columns conditions selected is alkaline pH. Reductor Jones column which containing 125I eluted with NaOH 0,01 N solution by fractionated in 1mL. The radioactivity of each fraction is measured with dose calibrator.  Determination of the radiochemical purity of carried out on the fraction which have the highest radioactivity and the combined fractions using paper chromatography. Highest radioactivity is shown in the second fraction at 16,59 mCi with efficiency 33,95%  and combined fractions at 50,19 mCi with efficiency 92,26%. The radiochemical purity of 125-I bulk, second fraction and combined fractions are 41,50%, 97,5 % dan  98,50%, respectively.  Optimum fraction is 7 mL and pH of 125-I before and after fractination are 10-11. By studying the elution profile can be known that the optimal volume is the smallest total volume of eluent with efficiency and radiochemical purity level that can be accepted. 
Penentuan Kemurnian Radiokimia 99mTc-MIBI dengan Cepat dan Praktis menggunakan Metoda Ekstraksi Maskur, Maskur; Lestari, Enny; Sarmini, Endang; Tahyan, Yayan; Putra, Amal Rezka; Kurniasih, Dede; Gunawan, Adang Hardi
Urania Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 23, No 1 (2017): Februari 2017
Publisher : Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir

Show Abstract | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (412.594 KB)

Abstract

Pengujian radiokimia umumnya menggunakan metoda kromatografi lapis tipis (KLT), akan tetapi memerlukan waktu pengujian lama. Oleh karena itu, perlu alternatif menggunakan metoda ekstraksi yang lebih praktis dan cepat. Pengujian dilakukan dengan cara 99mTc-MIBI diekstraksi menggunakan campuran salin dan chloroform dengan perbandingan volume = 1:1.  Campuran diekstraksi sehingga terpisah antara 99mTc-MIBI dan pengotornya, yaitu 99mTc-MIBI dalam fasa organik (Chloroform) sedangkan 99mTcO2 dan 99mTcO4- keduanya dalam fasa air (salin). Kemudian, masing-masing dicuplik dengan volume yang sama dan diukur radioaktivitasnya menggunakan Gamma Ionisation Chamber dan dihitung kemurnian radiokimianya. Hasil ekstraksi dibandingkan dengan pengujian menggunakan metoda baku KLT. Hasil penelitian menunjukkan bahwa pengujian radiokimia  kit 99mTc-MIBI menggunakan kedua metoda tersebut hasilnya hampir sama, yaitu =98,34%±0,65 (metoda baku KLT) dan 97,15%±0,56 (metode ekstraksi) dengan kepresisian pengukuran yang baik, yaitu RSD <1% (RSD metode baku KLT=0,65% dan metode ekstraksi 0,56%). Waktu pengujian yang diperlukan dengan metoda ekstraksi = 20 menit  dan metoda baku KLT =180 menit. Hasil ini menunjukkan bahwa metoda ekstraksi dapat digunakan sebagai alternatif dalam pengujian radiokimia kit MIBI. Keunggulan metoda ekstraksi adalah waktu pengujian lebih cepat dibandingkan metoda KLT.Kata kunci : Kemurnian Radiokimia, 99mTc-MIBI, metoda ekstraksi, metoda Kromatografi Lapis Tipis
UJI BANDING ANTAR LABORATORIUM DALAM PENGUKURAN RADIOAKTIVITAS MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMA Maskur, Maskur; H.G., Adang; Sarmini, Endang; Tahyan, Yayan; Kurniasih, Dede
Jurnal Forum Nuklir JFN Vol 8 No 2 November 2014
Publisher : BATAN

Show Abstract | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (670.625 KB)

Abstract

UJI BANDING ANTAR LAB0RATORIUM DALAM PENGUKURAN RADIOAKTIVITAS MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMA. Laboratorium Uji Radioisotop dan Radiofarmaka (LUR2) adalah laboratorium uji milik Pusat Radioisotop dan Radiofarmaka BATAN yang telah memperoleh akreditasi ISO/JEC 17025 dari KAN (Komite Akreditasi Nasional). Sesuai aturan ISO/IEC tersebut, maka laboratorium secara berkala harus melakukan validasi metode dan salah satu caranya melalui uji banding antar laboratorium. Pada tahun 2012, LUR2 telah mengikuti uji banding antar laboratorium di BATAN yang dikoordinir PTKMR tentang pengukuran radioaktivitas menggunakan spektrometer gama. Sampel berupa radionuklida Eu-152. Uji Banding diikuti oleh 16 peserta yang berasal dari laboratorium di BATAN dan hasil pengukuran menunjukkan mayoritas laboratorium mempunyai penyimpangan <10% dibanding nilai acuan. Pada awalnya LUR2 melakukan pengukuran menggunakan perbandingan net area sampel dan sumber standar Eu-152. Hasil pengukuran ternyata selisih 5 kali lebih besar dari nilai acuan. Untuk pembanding maka dilakukan pengukuran ulang menggunakan sumber standar lain (kombinasi Ba-133, Co-60, dan Cs-137) ternyata hasil pengukuran mempunyai selisih mendekati nilai acuan. Untuk konfirmasi lebih lanjut, maka sumber standar Eu-152 diukur aktivitasnya menggunakan sumber standar lain (kombinasi Ba-133. Co-60, dan Cs-137) dan ternyata hasilnya 1/5 dari aktivitas yang tertera di sertifikat. Hasil ini menunjukkan bahwa sumber penyimpangan besar bukan pada alat melainkan karena radioaktivitas yang tertera di sertifikat sumber standar Eu· 152 tidak sesuai dengan radioaktivitas yang sebenarnya. Dari hasil kegiatan ini, disimpulkan bahwa uji banding antar laboratorium sangat penting karena dapat mengetahui dengan segera jika ada penyimpangan pada alat maupun sertifikat sumber standar.Kata Kunci: Uji banding, pengukuran radioaktivitas, sumber standar, spektrometer gama x-cooler