Articles

Found 18 Documents
Search

APPLICABILITY OF BACTERIAL ENDOTOXIN TEST (BET) FOR SOME RADIOPHARMACEUTICAL STERILE KITS BY THE USE OF TACHYPLEUS AMEBOCYTE LYSATE (TAL)

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.

OPTIMASI PENYERAPAN MOLlBDENUM-99 PADA MATERIAL BERBASIS ZIRKONIUM (MBZ)

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 (2770.884 KB)

Abstract

Zirkonium merupakan unsur yang memiliki karakteristik yang khas dan sering digunakan dalam komponen material nuklir karena memiliki ketahanan terhadap korosi, keasaman serta memiliki tampang lintang absorpsi terhadap neutron termal yang rendah. Pada penelitian ini material berbasis zirkonium (MBZ) disintesis untuk penyerap molibdenum-99 (99Mo) pada generator radioisotop 99Mo/9mTc. MBZ disintesis melalui reaksi termal kondensasi antara ZrCl4 dan isopropyl alkohol. Variasi lama pemasanasan pada temperatur 150°C (waktu pemanasan selama 30 menit,MBZ-30; 60 menit,MBZ-60; 120 menit,MBZ-120 dan 240 menit, MBZ-240) setelah pelapisan MBZ dengan tetra etil orto silikat (TEOS) dilakukan untuk mendapatkan MBZ yang memiliki daya serap molibdenum-99 yang tinggi. Hasil uji MBZ-30, MBZ-60, MBZ-l20 dan MBZ-240 secara visual memperlihatkan bahwa penyerap ini memiliki warna yang kecoklatan dan tidak rapuh. Hasil uji luas permukaan spesifik penyerap MBZ-30, MBZ-60, MBZ-120 dan MBZ-240 dengan menggunakan  Brunauer, Emmett and Teller (BET) berturut-turut  adalah 22,45, 21,47, 19,5, 16,08 mm2/g. Hasil  BET ini memperlihatkan semakin lama waktu pemanasan maka semakin menurun luas permukaan spesifik penyerap MBZ. Karakterisasi penyerap MBZ-60 dengan fourier   transform  infra  red (FTIR)  menunjukkan  terdapat ikatan  Si-O-Si di 1080 – 1099  cm-l pad  a  MBZ  setelah  dilapis TEOS.  Pada MBZ-60 setelah penyerapan Mo sementara itu terlihat adanya serepan pad a 950cm-l yang mengindikasikan adanya ikatan Mo-O. Hasil uji serap penyerap  MBZ  terhadap  molibdenum-99  menunjukkan  bahwa  MBZ-30 ,MBZ-60, MBZ-120   dan  MBZ-240  memiliki  yield  penyerapan   sebesar 47,1 ;86,3; 82,1 dan 52,4 % dan kapasitas serap sebesar 107,2 ; 196,3; 186,7 dan 119,2 mg/g MBZ.Berdasarkan hasil uji ini dapat dilihat bahwa MBZ-60 dan MBZ-120 merupakan penyerap MBZ yang memiliki kapasitas serap molibdenum-99 yang relatif lebih tinggi dibandingkan dengan MBZ lainnya dan dinilai cocok sebagai penyerap untuk generator 99Mo/9"rc OPTIMATION ADSORPTION of 99Mo IN ZIRCONIUM-BASED MATERIAL (ZBM) . Zirconium is an element that has unique characteristic and often be used as component of nuclear material because it has the corrosion resistance, acidity and the absorption of cross-section has a low thermal neutron. In this study, zirconium-based materials (MBZ) was synthesized for adsorbent of molybdenum-99 on 99Mot9mTc radioisotope generator. MBZ was synthesized by termal condensation between ZrCI4and isopropyl alchohol. Variation of drying time at 150°C (30 minutes for MBZ-30; 60 minutes, MBZ-60; 120 minutes, MBZ-120; and 240 minutes, MBZ-240) after MBZ coated with tetra etil ortho silicate ( TEDS) was cunducted in order to obtain MBZ with high adsorption capacity towards Mo. The visual test results showed of MBZ-30, MBZ-60, MBZ-120, and MBZ-240 adsorbents had brownish color and not fragile. The spesific surface area test resulst of  MBZ-30, MBZ-60, MBZ-120, and MBZ-240 adsorbent by using Brunauer, Emmett and Teller (BET) were 22,45, 21,47, 19,5, 16,08 mm2/g, respectively. Based on the BET results, it can be seen that longer drying time resulted in lower the specific surface area of MBZ. The characterization of MBZ60 adsorbent using fourier transform infra red (FTIR) showed that there was Si-D-Si bond at 10801099 cm-l in MBZ after coated by TEDS. Mean while, MBZ-60 which had adsorbed Mo showed IR band at 950 cm-l that indicated the existence of Mo-Q bond. The Mo-99 adsorption test results 

VALIDASI PENENTUAN Sn(II) DI DALAM KIT RADIOFARMAKA

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 (3275.863 KB)

Abstract

VALIDASI PENENTUAN So(II) DI DALAM KIT RADIOFARMAKA. Suatu kegiatan validasi penentuan Sn2+ dengan titrasi iodometri tidak langsung dilaporkan. Metoda analisis sendiri didasarkan atas reaksi oksidasi Sn2+ dengan menggunakan iodium berlebih dalam jumlah diketahui dan kelebihan iodium yang tidak bereaksi dititer dengan larutan standar tiosulfat. Parameter analitik yang dipelajari dalam kegiatan validasi adalah presisi, akurasi, selektivitas, rentang analisis (range) dan linieritas. Presisi metoda analisis cukup baik, yang ditunjukkan dengan koefisien variasi yang berkisar antara 1,0% - 6,9%, untuk 10 kali pengulangan kecuali untuk satu analisis yang memiliki koefisien variasi sekitar 10,6%. Akurasi metoda memperlihatkan nilai cukup baik untuk kandungan Sn2+ yang berkisar antara 463 µg sampai 2318 µg. Selektifitas atau kespesifikan (specificity) dengan adanya "placebo ingredient" bahan baku kit MDP dan DTPA menunjukkan basil analisis Sn2+ yang tidak berbeda nyata antara cuplikan Sn2+ dalam keadaan murni dengan cuplikan Sn2+ yang mengandung "placebo ingredient". Metoda analisis mempunyai rentang analisis dan linier di daerah jangkauan konsentrasi antara 463 µg sampai 2318 µg. Korelasi antara Kadar Sn2+ teoritis dengan kadar Sn2+ hasil pengukuran ternyata sangat baik dengan nilai R= 0,9991. Hasil validasi ini menunjukkan bahwa metoda analisis cukup cepat, sederhana dan cukup teliti untuk kegiatan rutin penentuan kuantitatif Sn2+ sebagai komponen kit radiofarmaka. ASSAY VALIDATION FOR QUANTITATION OF Sn2+ IN RADIOPHARMACEUTICAL KITS. An assay validation for quantitation of Sn2+ in radiopharmaceutical kits based on indirect iodometric titration is described. The method is based on the oxidation of Sn2+ using a known excess of iodine and the excess unreacted iodine titrated with thiosulphate. Typical analytical parameters considered in this assay validation are precision, accuracy, selectivity or spesificity, range, and linearity. The precision of the analytical method is quite good represented by coefficient of variance in the range of 1.0% to 6.9%. for 10 runs of analysis except one analysis shows the coeficient of 10.2%. The method has an accuracy of 95.6% - 99% as percent recoveries at theoretical Sn2+ amounts of 463 µg to 2318 µg. The selectivity or specificity in the presence of placebo ingredients, such as MDP and DTPA, shows that there is no significant difference between the analytical mean of placebo samples and that of non-placebo samples. The theoretical and experimental Sn2++ amounts show a linear correlation in the stannous range studied with an excellent correlation coefficient (R = 0.9991). This validation studies indicate that the analytical method is accurate enough for routine quantitative analysis of Sn2+ in radiopharmaceutical kits.

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.

PEMISAHAN RADIOISOTOP 188Re DARI RADIOISOTOP 188WMELALUI KOLOM GENERATOR 188W/188Re BERBASIS ALUMINA

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  

MODIFIKASI SINTESIS NUKLEOTIDA BERTANDA [γ-32 P] ATP

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 (1248.646 KB)

Abstract

ABSTRAKMODIFIKASI SINTESIS NUKLEOTIDA BERTANDA [Y-32P]ATP.Dalam perkembangan biologimolekul, radionuklida dalam bentuk senyawa bertanda telah digunakan sebagai perunut deoxyribonucleicacid (DNA)/ribonucleic acid (RNA) untuk mendalami berbagai macam proses fisiologi dan patologi. Salahsatu senyawa tersebut adalah nukleotida bertanda fosfor-32 (32P) [γ-32P]-adenosine triphosphate {[γ-32P]-ATP} yang banyak digunakan dalam penelitian biologi molekul. Untuk dapat menunjang penelitian biologimolekul di Indonesia, pada penelitian ini telah dilakukan pembuatan senyawa nukleotida bertanda [γ-32P]-ATP melalui reaksi enzimatis dengan melakukan modifikasi pada metoda sintesisnya menggunakanprekursor DL-glyceraldehyde 3-phosphate, nukleotida adenosine di-phosphate (ADP) dan H332PO4, sertaenzim gliseraldehid 3-phosphat dehidrogense, 3-phosphogliserat-kinase dan laktat dehidrogenase. Pemurnian[γ-32P]-ATP hasil sintesis dengan menggunakan kolom kromatografi DEAE-Sephadex. Dari proses sintesisdan pemurnian yang telah dilakukan berhasil diperoleh [γ-32P]-ATP dengan aktifitas 1,175 mCi dankemurnian radiokimia 99,49%. Dengan berhasilnya dilakukan sintesis dan pemurnian [γ-32P]-ATP, makaPusat Radiosiotop dan Radiofarmaka akan dapat menyediakan nukleotida bertanda dimaksud di atas untukmenunjang penelitian biologi molekul di Indonesia.Kata Kunci: nukleotida bertanda [γ-32P]ATP, sintesis, reaksi enzimatis, pemurnianABSTRACTMODIFICATION OF SYNTHESIS NUCLEOTIDES [Y-32P] ATP.In molecular biology, radionuclidesin the form of radiolabeled compounds have been widely used as deoxyribonucleic acid (DNA) / ribonucleicacid (RNA) tracer in order to explore a wide range of physiological and pathological processes. One of suchcompounds is [γ-32P]-adenosine triphosphate {[γ-32P]-ATP} [γ-32P]-ATP which has been widely used in thebiotechnology research. In order to support the biotechnology research in Indonesia in this project, [γ-32P]-ATP had been synthesized by enzymatic reactions with modifying the method of synthesis using theprecursor DL-glyceraldehydde 3-phosphate, nucleotides Adenosine Diphosphate (ADP) and H332PO4 andenzymes glyceraldehid 3-phosphate dehydrogenase, 3-phosphoglyceryc phosphokinase and lactatedehydrogenase. The purification of the synthesized [γ-32P]-ATP, by using DEAE Sephadex columnchromatography.  The synthesis and purification process that had been performed were able in producing of[γ-32P]-ATP with radioactivity of 1,175 mCi and  radiochemical purity of 99,49%.. Having successfullyprepared the [γ-32P]-ATP and application, in the near future the Radioiotopes and RadiopharmaceuticalsCentre is expected to be able in providing the above-mentioned radiolabeled nucleotide for biotechnologyresearch in Indonesia.Key words : labeled nucleotide [γ-32P]-ATP, synthesis, enzimatic reaction, purification

SINTESA ATP BERTANDA P-32 SEBAGAI PERUNUT BIOLOGI MOLEKUL

Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka Vol 14, No 1 (2011): Jurnal PRR 2011
Publisher : Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka

Show Abstract | Original Source | Check in Google Scholar

Abstract

SINTESA ATP BERTANDA P-32 SEBAGAI PERUNUT BIOLOGI MOLEKUL. Kebutuhan perunut DNAIRNA dalam perkembangan biolologi molekul di Indonesia saat ini sangat dirasakan. Salah satunya adalah nukleotida bertanda [?32p]_ATP yang banyak digunakan dalam penelitian bioteknologi. Penguasaan teknik sintesa nukleotida bertanda ini akan sangat mendukung penelitian dalam bidang biologi molekul. Sintesa ini dilakukan dengan reaksi enzimatis yang merupakan bagian dan proses glikolisis, dimulai dari fruktosa 1,6-diphosphat, nukleotida ADP dan radioisotop P-32 dengan menggunakan enzim aldolase, gliseraldehid 3-fosfat, 3-fosfogliseratkinase dan laktat dehidrogenase. Pemumiannya dengan menggunakan kolom kromatografi DEAE Sephadex. ATP bertanda yang dihasilkan berada pada Rf 0, dan P32 pada Rf 0,6. Diharapkan bahwa kebutuhan nukleotida bertanda di Indonesia dapat terpenuhi dengan dihasilkannya nukleotida bertanda [?32p]_ATP ini, yang juga merupakan dasar untuk sintesa nukleotida bertanda lainnya. Kata Kunci: Perunut DNA/RNA, Proses glikolisis, Enzimatis, Radioisotop P-32, Nukleotida bertanda 32p]_ATP ABSTRACT SYNTHESIS OF P-32 LABELED ATP FOR MOLECULAR BIOLOGY TRACER. DNA /RNA tracer demmand in the development of molecular biology in Indonesia is currently strongly felt. One of them is labeled nucleotide [?32p]_ATP which is widely used in biotechnology research. Capability of nucleotide synthesis techniques will support research in the field of molecular biology. This synthesis was done by enzymatic reactions which is a part of the glycolysis process, starting from fructose 1,6-diphosphat, ADP nucleotide and P-32 radioisotope by using aldolase enzyme, glyceraldehyde 3-phosphate, 3phosphoglycerate kinase and lactate dehydrogenase. Purification was perf0D11ed by using DEAE Sephadex column chromatography. The labeled ATP and P-32 were observed at Rf 0 and Rf 0.6. It is expected that the demand of labeled nucleotide in Indonesia can be fulfilled by the synthesized labeled nucleotide [?32p]_ATP that is the base for synthesis of other labeled nucleotide. Keywords: DNA/RNA tracer, glycolysis process, enzymatic, P-32 radioisotope, nucleotide labeled [?32p] ATP  

KARAKTERISTIK PEMISAHAN RADIOLUTESIUM-177/177mLu DAN RADIOITERBIUM-169/175Yb PADA KOLOM RESIN LN-EICHROM

Jurnal Sains dan Teknologi Nuklir Indonesia Vol 16, No 1 (2015): Februari 2015
Publisher : BATAN

Show Abstract | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (472.61 KB)

Abstract

ABSTRAK KARAKTERISTIK PEMISAHAN RADIOLUTESIUM- 177/177mLu DAN RADIOITERBIUM-169/175Yb PADA KOLOM RESIN LN-EICHROM. Radiolutesium-177Lu keradioaktifan jenis tinggi merupakan salah satu radiolantanida yang banyak digunakan untuk menangani berbagai kasus kanker, namun di Indonesia penggunaan radiofarmaka bertanda 177Lu belum dapat dijanjikan karena teknik produksi radioisotop primernya belum dikuasai. Prospek produksi 177Lu melalui reaksi inti 176Yb (n,g) 177Yb* à 177Lu* + β– dipelajari melalui metode pemisahan matrik 177/177mLu-169/175Yb/176Yb dalam sistem kromatografi kolom resin LN-Eichrom. Profil fraksinasi dan karakteristik pemisahan dipelajari dengan pemeriksaan keradioaktifan dan analisis spektro-metri-g terhadap hasil elusi larutan sasaran pasca iradiasi. Bahan sasaran digunakan 176Yb2O3 alam dan 176Lu2O3 diperkaya. Hasil penelitian menunjukkan bahwa radiolutesium-177/177mLu dapat dipisahkan dari matrik radioiterbium-169/175Yb/natYb melalui sistem kromatografi kolom dengan fase diam resin LN-Eichrom dan fase gerak larutan HNO3, dengan konsentrasi antara 1,5 – 4 M untuk mendapatkan pemisahan yang efektif, selektif dan kuantitatif. Reaksi inti 176Yb(n,g) 177Yb* à 177Lu + β– merupakan model reaksi inti yang perlu dipertimbangkan walau-pun harus melibatkan tahapan pemisahan produk 177Lu dari matrik sasaran Yb pasca iradiasi. Prosedur pemisahan yang dilakukan masih perlu diperbaiki melalui pemilihan jenis dan konsentrasi fase gerak pengelusi yang lebih tepat. ABSTRACT SEPARATION CHARACTERISTIC OF RADIOLUTETIUM-177/177mLu AND RADIOY-TTERBIUM-169/175Yb ON LN-EICHROM RESIN COLUMN. High specific activity radiolutetium-177Lu is one of radiolanthanides that is widely used to handle variety of cancer cases, but in Indonesia the use of 177Lu-labeled-radiopharmaceutical can not be promised yet as the primary radioisotope production techniques have not been mastered.  The  prospect of 177Lu production based on the nuclear reaction of 176Yb (n,g) 177Yb * ® 177Lu * + β– in the BATAN’s G.A. Siwabessy reactor was learned through the separation characteristics of 177/177mLu-169/175Yb /176Yb process matrices in the LN-Eichrom resin column chromatography. The separation and fractionation profiles were characterized by radioactivity measurement as well as g-spectrometric analysis of the eluting post-irradiated target solution. The target materials used were natural 176Yb2O3 and enriched 176Lu2O3. The results showed that radiolutetium-177/177mLu can be separated from the radioiterbium-169/175Yb/natYb matrix by column chromatography system with a stationary phase of LN-Eichrom resin using HNO3 solution as the mobile phase, but the concentration of HNO3 used is a critical variable, between 1.5 - 4 M, to obtain an effective separation selectively and quantitatively. The nuclear reaction of 176Yb (n,g) 177Yb* ® 177Lu + β– using natural Yb2O3 is considered to be better, although it must involve 177Lu product separation stage from the post-irradiated natural Yb target matrix. The presented separation procedure still needs to be improved through the selection of the type and the concentration of the mobile phase used to gain more appropriate elution solvent.

Stability of Silver Nanoparticles as Imaging Materials

The Journal of Pure and Applied Chemistry Research Vol 5, No 3 (2016)
Publisher : Chemistry Department, The University of Brawijaya

Show Abstract | Original Source | Check in Google Scholar

Abstract

Determining the stability of silver nanoparticles is a very important process. It was associated with unwanted metal charge and materials properties. Therefore, we studied to synthesis and stability of silver nanoparticles (AgNPs). The synthesis was performed by reduction method used sodium borohydride (NaBH4). Silver nitrate solution 0.0005 M in 1 mL was reduced using 1 mL 0.002 M of NaBH4. Then a 40.0 mL of polyvinylpyrrolidone 0.3% and 20 mL of 1.5 N NaCl was added to the mixture. Characterization of silver nanoparticles is undertaken using spectrophotometer UV-Vis, transmission electron microscopy, particle size analyzer and zeta potential. The stability of products is observed for 5 times using spectrophotometer UV-Vis. The product was characterized by determining its surface plasmon resonance (SPR) of AgNPs and the result was obtained at 403 nm. The size of AgNPs was 20 nm using tomography emission microscopy analysis and the particle size distribution give 5.8 nm. The dielectric charge was 53 mV. The stable AgNPs showed no significant SPR shift at 402±0.89 nm wavelength during 5 days observation. Based on the size and stability, it was suitable for imaging materials.

Sintesis Poli N-Isopropilakrilamida (PNIPA)/Polityrosin (PTYR) Interpenetrating Polymer Networks (IPNs) Bertanda Iodium-125

Jurnal Kimia dan Kemasan Vol. 36 No. 2 Oktober 2014
Publisher : Balai Besar Kimia dan Kemasan

Show Abstract | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (663.835 KB)

Abstract

Saat ini perkembangan polimer telah semakin maju, berbagai aplikasi polimer telah dikembangkan baik di sektor energi, pangan maupun kesehatan. PNIPA/PTYR IPNs bertanda iodium-125 dapat dimanfaatkan sebagai sumber terapi kanker. PNIPA/PTYR merupakan polimer peka temperatur. Tujuan dari penelitian ini adalah sintesis PNIPA/PTYR IPNs bertanda iodium-125. Polityrosin ditandai dengan iodium-125 kemudian secara simultan direaksikan dengan monomer N-isopropilakrilamida melalui polimerisasi radikal bebas dengan inisiator amonium persulfat (APS) dan tetrametiletilenediamin (TEMED) untuk memperoleh PNIPA/PTYR IPNs bertanda iodium-125. Kemurnian radiokimia PNIPA/PTYR IPNs bertanda iodium-125 diukur dengan krom atografi lapis tipis (KLT) dengan fasa gerak 2 propanol: 1 butanol: 0,2 M NH4OH. Selain Itu, stabilitas PNIPA/PTYR IPNs bertanda iodium-125 diuji pada media air. PNIPA/PTYR IPNs telah berhasil ditandai dengan iodium-125 dengan rendemen penandaan sebesar 37,6 ± 4,2 % (n = 3). Hasil pengamatan visual, ditunjukkan bahwa polimer mengalami perubahan sifat pada temperatur 32 oC sampai dengan 34°C. Hasil H-NMR hanya menunjukkan spektrum dari polimer PNIPA. Berdasarkan pemeriksaan KLT, kemurnian radiokimia PNIPA/PTYR IPNs bertanda iodium-125 adalah 95,93%. Pengujian stabilitas polimer bertanda iodum-125 pada media air pada T = 37°C selama 2 minggu menunjukkan bahwa iodium-125 yang masih tertahan pada polimer adalah 71,3 ± 6,2 %.