Hotman Lubis
Pusat Pengembangan Radioisotop dan Radiofarmaka-BATAN.

Published : 16 Documents
Articles

Found 16 Documents
Search

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 | 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
PENGARUH PENCUCIAN LARUTAN NaOCl DAN PENAMBAHAN KOLOM KEDUA ALUMINA TERHADAP YIELD DAN LOLOSAN Mo-99 DARI GENERATOR Mo-99/Tc-99m BERBASIS PZC Gunawan, Adang Hardi; Mutalib, Abdul; Lubis, Hotman; Awaludin, Rohadi; Sulaeman, .
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
RADIOAKTIVITAS IODIUM-125 PADA UJI PRODUKSI MENGGUNAKAN TARGET XENON-124 DIPERKAYA Awaludin, Rohadi; Lubis, Hotman; Pujianto, Anung; Suparman, Ibon; Sarwono, Daya Agung; ., Abidin; ., Sriyono
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.
ANALISIS PEMBENTUKAN PENGOTOR RADIONUKLIDA PADA UJI PRODUKSI IODIUM-125 Awaludin, Rohadi; Lubis, Hotman; Pujianto, Anung; Sarwono, Daya Agung; Suparman, Ibon
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.
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 | 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.
OPTIMASI KONDISI SPEKTROMETER ALFA DENGAN DETEKTOR ION-IMPLATED SILIKON DI PUSAT PRODUKSI RADIOISOTOP Kadarisman, Kadarisman; Mutalib, Abdul; Gunawan, Adang Hardi; Lubis, Hotman; Lestari, Enny; Mujinah, Mujinah; Hafid, Dadang
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.
PENGEMBANGAN PROSES PRODUKSI MOLIBDENUM-99 HASIL FISI DENGAN MENGGUNAKAN TARGET FOIL LOGAM Uranium PENGKAYAAN RENDAH Mutalib, Abdul; Vandegrift, G. F.; Conner, C.; Gunawan, Adang Hardi; Lubis, Hotman; Sukmana, Ateng; Purwadi, Bambang; Wisnukaton, Khadarisman; Jatmiko, Diki Tri; Sriyono, Sriyono
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 Wisnukaton, Khadarisman; Suparman, Ibon; Gunawan, Adang Hardi; Lubis, Hotman; Ritonga, Togar Marsangap; Sukmana, Ateng; Tahyan, Yayan; Haffid, Dadang; Lestari, Enny; Sriyono, Sriyono; Herlina, Herlina
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.
PEMISAHAN RADIOISOTOP 188Re DARI RADIOISOTOP 188WMELALUI KOLOM GENERATOR 188W/188Re BERBASIS ALUMINA Sriyono, Sriyono; Lubis, Hotman; Sarmini, Endang; Herlina, Herlina; Saptiama, Indra
Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka Vol 16, No 1 (2013): JURNAL PRR 2013
Publisher : Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka

Show Abstract | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (1238.803 KB)

Abstract

ABSTRAK PEMISAHAN  RADIOISOTOP 188Re  DARI  RADIOISOTOP 188W MELALUI  KOLOM GENERATOR 188W/188Re  BERBASIS  ALUMINA. Renium-188 (188Re ) adalah jenis radioisotop yang mempunyai waktu paruh 16,98 jam, pemancar partikel beta dengan energi maksimum 2,12 Mev (100%) dan sinar gamma dengan energi 155 keV (15%) sehingga cocok digunakan untuk terapi kanker termasuk paliatif nyeri tulang dan terapi radiasi intravascular serta sekaligus untuk pencitraan. Radioisotop 188Re bias diperoleh dari hasil peluruhan radioisotop Tungsten-188 (188W) dengan waktu  paruh 69,4 hari yang diserapkan pada kolom alumina. Kemudian, 188Re dikeluarkan dari kolom tersebut dengan cara elusi menggunakan larutan salin (NaCl 0,9%). Sebagai radionuklida induk, 188W bisa dihasilkan dengan mengiradiasi sasaran Tungsten metal (W-metal) atau  tungsten oksida (WO3) diperkaya 186W hingga >95% di dalam  reaktor yang mempunyai fluks neutron tinggi (>1015 n/cm2/detik). Dalam penelitian ini telah dilakukan pemisahan radioisotop 188Re dari 188W menggunakan kolom generator 188W/188Re berbasis alumina dengan cara elusi menggunakan larutan salin (NaCl 0,9%). Sasaran yang digunakan adalah serbuk W-metal yang diperkaya186W hingga 99,79% yang diiradiasi di reaktor G.A. Siwabessy dengan fluks neutron 1,2 x 1014 n/cm2/detikselama ± 20 hari. Radionuklida 188W hasil iradiasi tersebut selanjutnya di-loading ke dalam kolom generator berbasis alumina. Dari kegiatan ini diperoleh yield 188W sebesar 93% dengan aktifitas jenis 0,033 Ci/g,larutan sodium perenat yang jernih tak berwarna dengan pH = 5,5. Generator 188W/188Re dielusi sekali seminggu selama ± 3 bulan dan diperoleh yield 188Re rata-rata 65%, kemurnian radionuklida 100% (lolosan188W tidak terdeteksi), kemurnian radiokimia >99,95%. Kata Kunci : Alumina, Kolom generator 188W/188Re, Radioisotop terapi 188Re, Tungsten-188. ABSTRACT SEPARATION  OF RADIOISOTOPE 188Re  FROM 188W  BY COLUMN  GENERATOR 188W/188Re BASED ALUMINA. Renium-188(188Re) is a type of radioisotope which have a halflife 16.98 hours,transmitters beta particles with a maximum energy 2.12 Mev (100%) and gamma rays with energies 155 keV(15%) so that it is suitable for cancer therapies including bone pain palliative and radiation therapyintravascular and also for Imaging. Rhenium-188 radioisotope can be obtained from decay of Tungsten-188(188W) with halflife 69.4 days that absorbed on alumina column. Then, the 188Re eluted from the aluminacolumn using saline solution (0.9% NaCl). As the radionuclide parent, 188W can be produced by irradiated of Tungsten metal or tungsten oxide (WO3) enriched targets up to >95 % as Tungsten-186 in the reactor that have a high neutron flux ( >1015 n/cm2/sec). In this research was separated of 188Re radioisotopes from 188Win the 188W/188Re generator based alumina column by elution using a saline solution (0.9% NaCl). Targetused is Tungsten-metal powder enriched 99.79% as 186W were irradiated in the GA Siwabessy reactor by neutron flux 1.2 x 1014 n/cm2/sec. for ± 20 days. Radionuclide 188W irradiation results then will be loaded into the generator column based alumina. This activity obtained 93% 188W yield by specific activity 0.033Ci/g, clear colorless solution of sodium perhenate with pH = 5.5. Column 188W/188Re generator was elutedonce a week for 3 months and obtained 188Re yields an average of 65%, 100% radionuclide purity (188W breakthrough not detected), >99.95%  radiochemical purity. Keywords : Alumina, 188W/188Re generator column, therapeutic radioisotope 188Re, Tungsten-188  
PENGARUH PENCUCIAN LARUTAN NaOCI DAN PENAMBAHAN KOLOM KEDUA ALUMINA TERHADAP YIELD DAN LOLOSAN 99Mo DARI GENERATOR 99Mo/99M Tc BERBASIS PZC Gunawan, Adang Hardi; Muthalib, Abdul; Lubis, Hotman; Awaludin, Rohadi; Sulaiman, Sulaiman
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.