Articles

Found 18 Documents
Search

SIMULATIONS ON NICKEL TARGET PREPARATION AND SEPARATION OF Ni(II)-

Jurnal Iptek Nuklir Ganendra Vol 14, No 1 (2011)
Publisher : BATAN

Show Abstract | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (211.268 KB)

Abstract

SIMULATIONS ON NICKEL TARGET PREPARATION AND SEPARATION.OF Ni(II)-Cu(II) MATRIX FORPRODUCTION OF RADIOISOTOPE64Cu64Ni (p,n) 64  and retained on the column while the nickel was kept in the form of Ni2+  2+  2+ and CuCl while the nickel was totally in the form of Ni2+  while the nickel was found as both Ni2+ and NiCl   while the nickel was mostly in the form of Ni2+. The retained CuCl was then changed back into Cu2+     Keywords 64 Cu, Anion exchange chromatography.: Nickel target preparation, Radioisotope Cu-64, Separation of Ni(II)-Cu(II) matrix, Nuclear reaction of 64Ni(p,n) cation form andeluted out the column by using HCl 0.05 M. The 42– 4 2–.The best condition of separation was in HCl 8 M in which the radioactive copper was mostly in the form of CuCl 42– 42– . In the condition ofHCl 9 M, the radioactive copper was mostly in the form of CuCl 42– cation. It was found that the electroplating result from the acidic solution was more satisfied than that from the basic solution. By conditioning the matrix solution at HCl 6 M, the radioactivecopper was found in the forms of Cucation and eluted off from the column. The retained radioactive copper was then eluted out the column in the condition of dilute HCl changingback the copper anion complex into Cu42– Cu. The nickel target preparation was performed by means of electroplating method using acidic solution of nickel chloride - boric acid mixture and basic solution of nickel sulphate – nickel chloridemixture on a silver- surfaced-target holder. The simulated solution of Ni(II) – Cu(II) matrix was considered as thesolution of post-proton-irradiated nickel target containing both irradiated nickel and radioactive copper, but in thepresented work the proton irradiation of nickel target was omitted, while the radioactive copper was originallyobtained from neutron irradiation of CuO target. The separation of radioactive copper from the nickel target matrixwas based on anion exchange column chromatography in which the radiocopper was conditioned to form anioncomplex CuClg-spectrometric analysis showed a single strong peak at 511 keVwhich is in accord to g-annihilation peak coming from positron decay of Cu-64, and a very weak peak at 1346 keVwhich is in accord to g-ray of Cu-64.. The simulations on Nickel target preparation and separation of Ni(II)- Cu(II) matrix has been carried out as a preliminary study for production of medical radioisotope Cu-64 based onnuclear reaction of

COMPUTATIONAL PROGRAM OF ISODOSE AND TREATMENT PLANNING SYSTEM (TPS) FOR BRACHYTHERAPY USING 125I-SEED-SOURCES

Jurnal Sains dan Teknologi Nuklir Indonesia Vol 13, No 1 (2012): Februari 2012
Publisher : BATAN

Show Abstract | Original Source | Check in Google Scholar

Abstract

ABSTRACT COMPUTATIONAL PROGRAM OF ISODOSE AND TREATMENT PLANNING SYSTEM (TPS) FOR BRACHYTHERAPY USING 125I-SEED-SOURCES. To reach the goals of a brachytherapy treatment, a guaranteed dose rate calculation as well as a treatment planning system (TPS) are absolutely needed. Therefore, a local computational program for isodose and TPS calculations has been developed. The program has been performed using Microsoft Visual Basic for Windows and its supporting tools based on dosimetry calculation models developed and updated by the Association of American Physicist in Medicine. The program was started from the dose rate calculation of the of 125I-seed-source assumed as a line source with 0.3 cm of active length. This program can display two dimensions-isodose contour of the single or poly-125I-seeds presented in the directions of lateral, anterior and caudal by changing the polar coordinate system (r, q), into a Cartesian coordinate system (x,y). The dose rate at the distances of 1, 2, 3 and 4 cm from the center point as well as the effect of single-seed-source rotation can also be calculated. The entered data as well as the resulting calculation and the isodose contour presentation can be saved, quickly traced and redisplayed at any time necessarily. It was found that this computer program is in agree with the referenced data so it is hopefully able to assist physicians in the domestic implementation of 125I seeds implants for brachytherapy. Keywords: 125I-seed-source, brachytherapy, isodose contour, treatment planning system, computer program ABSTRAK PROGRAM KOMPUTASI ISODOSIS DAN TREATMENT PLANNING SYSTEM (TPS) UNTUK BRACHITERAPI MENGGUNAKAN 125I-SEED-SOURCES Dalam aplikasi teknik brachiterapi, perhitungan dosis dan perencanaan terapi (treatment planning system, TPS) mutlak diperlukan, oleh karena itu program komputasi lokal untuk perhitungan isodosis dan TPS perlu dikembangkan. Program komputasi isodosis dibuat menggunakan Microsoft Visual Basic for Windows beserta perangkat pendukungnya berdasar pada model perhitungan dosimetri yang dikembangkan dan diperbarui oleh The Association of American Physicist in Medicine. Program dimulai dengan perhitungan laju dosis 125I-seed-source yang diasumsikan sebagai sumber garis sepanjang 0,3 cm. Program ini dapat menampilkan kontur isodosis dua dimensi dari 125I-seed-source yang disajikan dengan arah lateral, anterior dan caudal dengan mengubah sistem koordinat polar (r, q) menjadi sistem koordinat Cartesian (x,y). Laju dosis pada jarak 1, 2, 3 dan 4 cm dari titik pusat dan efek rotasi 125I-seed-source tunggal juga dapat dihitung. Data masukan (input) dan hasil perhitungan serta tampilan kontur isodosis dapat disimpan, ditelusuri dan ditampilkan kembali secara cepat setiap saat. Hasil perhitungan isodosis dengan program komputer ini sesuai dengan data acuan sehingga diharapkan program ini dapat membantu para dokter dalam implementasi 125I-seed-source untuk brachiterapi. Kata kunci: 125I-seed-source, brachiterapi, kontur isodosis, treatment planning system, program komputer

PEMBUATAN RADIOISOTOP 64Cu BERBASIS REAKSI NUKLIR 64Ni (p,n) 64Cu : SIMULASI PREPARASI TARGET DAN PEMISAHAN RADIONUKLIDA

Jurnal Sains dan Teknologi Nuklir Indonesia Vol 11, No 2 (2010): Agustus 2010
Publisher : BATAN

Show Abstract | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (134.194 KB)

Abstract

Dalam upayapenguasaan teknologi produksi radioisotop 64Cu berbasis reaksi nuklir 64Ni (p,n) 64Cu, targetnikel disiapkan melalui electroplating suasana asam larutan nikel klorida–asam borat danelectroplating suasana basa larutan nikel klorida–nikel sulfat pada permukaan perak kepingpenyangga target. Larutan simulasi matrik Ni(II)–Cu(II) dianggap sebagai larutan target nikelpasca iradiasi yang mengandung radiotembaga. Dalam percobaan ini iradiasi nikel tidakdilakukan, sedangkan radiotembaga dihasilkan dari aktivasi neutron pada target CuO.Pemisahan radiotembaga dilakukan dengan kromatografi kolom penukar anion pada kondisi Cusebagai komplek anion CuCl42– dan Ni dalam bentuk kation Ni2+. Hasil percobaan menunjukkanlarutan nikel suasana asam memberikan deposit electroplating nikel yang lebih memuaskandibandingkan dengan larutan nikel suasana basa. Dalam kondisi HCl 6 M spesi tembagaterindikasi dalam bentuk Cu2+ dan CuCl42–, sedangkan nikel dalam bentuk Ni2+. Dalam kondisiHCl 9 M, tembaga dalam bentuk CuCl42–, sedangkan nikel dalam bentuk Ni2+ dan NiCl42–.Kondisi pemisahan terbaik adalah dalam HCl 8 M yang mengkondisikan tembaga berada dalambentuk CuCl42–, sedangkan nikel dalam bentuk Ni2+. Selanjutnya CuCl42– yang tertahan di kolomdiubah menjadi Cu2+ dan dielusi dengan HCl 0,05 M. Pemeriksaan spektrometri-γ menunjukkanpuncak kuat pada energi 511 keV yang sesuai dengan energi γ-anihilasi radioisotop 64Cu danpuncak lemah pada 1346 keV sesuai dengan energi γ dari transisi energi internal 64Cu

STUDY ON SEPARATION OF 137Cs FROM 235U FISSION PROCESS WASTE. UTILIZATION OF SILICA GEL-SUPPORTED FERROCYANIDE COMPLEX SALT FOR 137Cs PICKING

Jurnal Teknologi Bahan Nuklir Vol 4, No 1 (2008): Januari 2008
Publisher : PTBN - BATAN

Show Abstract | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (557.719 KB)

Abstract

ABSTRACT STUDY ON SEPARATION OF 137Cs FROM 235U FISSION PROCESS WASTE. UTILIZATION OF SILICA GEL-SUPPORTED FERROCYANIDE COMPLEX SALT FOR 137Cs PICKING. In connection with the potential domestic demand especially in the fields of industry and nuclear medicine, the separation of 137Cs from 235U fission process waste is to be of interest although its economic value could be a polemic. A preliminary study on the separation of 137Cs from the 235U fission process waste generated in the production of 99Mo in P.T. BATAN Teknologi, Serpong, was performed through experiments on 137Cs picking from sample solution of the radioactive fission waste (RFW). The presented study is aimed to gain experimental data supporting utilization of the matrix of silica gel-supported ferrocyanide complex salt for the separation of 137Cs from RFW. Subsequent step would be the recovery and purification of 137Cs as part of production technology of 137Cs. The RFW sample was batch-treated with the matrix of silica gel-supported ferrocyanide complex salt which was synthesized from silica gel, potassium hexacyanoferrate(II) and copper(II) chloride. The binding of radioisotopes in RFW on the matrix was observed by y-spectrometry of the RFW solution before and during the treatment. The results showed that approximately 85% of 137Cs could be picked from the RFW sample into the matrix. Less amount of 95Zr and 95Nb was bound into the matrix. 103Ru was slightly bound into the matrix whereas 141/144Ce and 129mTe were not. It was observed that by using 0.2 and 0.4 g of matrix for 10 ml of RFW, the amount of matrix influenced the binding quantity of 95Zr and 95Nb but not that of 137Cs. FREE TERMS: Separation of 137Cs, 235U fission process, Ferrocyanide complex salt, Radioactive fission waste (RFW), y-spectrometry ABSTRAK STUDI PEMISAHAN 137Cs DARI LIMBAH PROSES FISI 235U. PENGGUNAAN MATRIK SILIKA GEL-GARAM KOMPLEK FEROSIANIDA UNTUK PEMUNGUTAN 137Cs. Berkaitan dengan potensi kebutuhan domestik, terutama di bidang industri dan kedokteran nuklir, pemisahan 137Cs dari limbah proses fisi 235U menjadi hal yang menarik walaupun mungkin masih menjadi perdebatan apakah ekonomis atau tidak. Sebagai studi awal untuk pemisahan 137Cs dari limbah proses fisi 235U, telah dilakukan percobaan pemungutan 137Cs dari cuplikan limbah radioaktif proses fisi (radioactive fission waste, RFW) yang dihasilkan pada proses produksi 99Mo di P.T. BATAN Teknologi, Serpong. Percobaan ini bertujuan untuk mendapatkan data eksperiment yang mendukung penggunaan matrik silika gel-garam komplek ferosianida untuk memisahkan 137Cs dari RFW. Tahapan selanjutnya adalah pemungutan dan pemurnian 137Cs sebagai bagian dari teknologi produksi 137Cs. Cuplikan RFW diperlakukan dalam proses batch dengan matrik silika gel-garam komplek ferosianida yang dibuat dari silika gel, kalium heksasianoferat(II) dan tembaga(II) klorida. Pengikatan radioisotop dalam RFW pada matrik diamati dengan teknik spektrometri- terhadap larutan RFW sebelum dan selama perlakuan dengan matrik. Hasil percobaan menunjukkan bahwa sekitar 85% 137Cs dapat terambil dari larutan RFW dan terikat pada matrik. Dalam kuantitas yang lebih rendah, radionuklida 95Zr dan 95Nb juga dapat terikat pada matrik. Radionuklida 103Ru terikat pada matrik dalam jumlah yang relatif kecil sedangkan radionuklida 141/144Ce dan 129mTe tidak terikat. Dengan menggunakan 0,2 dan 0,4 gram matrik untuk perlakuan terhadap 10 ml larutan RFW, dapat diamati adanya pengaruh jumlah matrik terhadap kuantisasi pengikatan 95Zr dan 95Nb tetapi tidak terhadap pengikatan 137Cs. KATA KUNCI: Pemisahan 137Cs, Proses fisi 235U, Garam komplek ferosianida, Limbah radioaktif proses fisi (RFW), Spektrometri-

CHROMATOGRAPHIC BEHAVIOUR OF CADMIUM-(II) IN HYDROUS CERIC OXIDE COLUMN

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 (3079.627 KB)

Abstract

CHROMATOGRAPHIC BEHAVIOUR OF CADMIUM-(II) IN HYDROUS CERIC OXIDE COLUMN. The potential of hydrous ceric oxide (HCO) in the immobilization of cadmium ions enables the compound to be used as an adsorbent for recovering 112Cd target in the production of medical radioisotope 111ln. Since the enriched-112Cd is very expensive, the dynamic sorption of 112Cd in HCO column needs to be evaluated. In the presented work, the HCO was synthesized through the reaction of ceric Sulphate and ammoniac solution. The reaction product was then heated and dried at 1000C to give HCO. A series of Cd(II) standard solutions was loaded onto HCO columns followed by fractional elution and determination of Cd(II)-content in each eluate fraction. The quantitative determination of Cd(II) content was performed by UV-spectrophotometry at 301 nm with a standard regression curve expressed as A = O.OOO1C - 0.0002. The chromatographic behaviour of Cd(II) in HCO column was characterized by dynamic sorption capacity, elution profile, recovery yield and total volume of the eluent. It appears that the dynamic sorption of Cd(II) increases if the HCO was treated with ammoniac solution instead of with 0.1 M HCL solution. By using NH4OH solutions (5 %, 10 % and 20 %) as eluents, it is shown that the concentration of NH4OH does not significantly affect the Cd(II)-elution profile. The recovery yield was obtained in the range of 94 to 100 %, while most the eluted Cd(II) was collected in the first and second- 2 mL fractions. PERILAKU KROMATOGRAFI KADMIUM-(II) DALAM KOLOM RESIN SERIUM OKSIDA. Potensi resin anorganik serium oksida (HCO) untuk mengikat ion kadmium mendorong kemungkinan pemanfaatan HCO dalam proses pemungutan ulang bahan sasaran 112Cd diperkaya yang digunakan dalam proses produksi radioisotop medis 111ln. Karena mahalnya bahan sasaran 112Cd tersebut, maka fenomena penyerapan dinamik 112Cd pada kolom resin HCO dipelajari dengan menggunakan Cd alam. Di dalam percobaan ini HCO disintesis melalui reaksi antara serium sulfat dengan larutan amonia. Produk reaksi dipanaskan dan dikeringkan pada suhu 100°C untuk mengubahnya menjadi HCO. Larutan standard Cd(II) dengan variasi konsentrasi dimasukkan ke dalam kolom HCO dan kemudian dilakukan elusi berfraksi diikuti dengan pemeriksaan kandungan Cd(II) dalam masing-masing fraksi eluat. Penentuan kuantitatif Cd(II) dilakukan dengan metoda spektrofotometri UV pada panjang gelombang 301 nm dengan persamaan regresi standar yang dinyatakan sebagai A = O,OOO1C - 0,0002. Sifat kromatografi Cd(II) dalam kolom HCO dipelajari melalui pengamatan terhadap 4 aspek yaitu kapasitas penyerapan dinamik, profil elusi, efisiensi elusi dan volume total eluen yang diperlukan. Didapatkan bahwa penyerapan dinamik Cd(II) pada kolom HCO yang diaktivasi dengan larutan HCL 0,1 M lebih rendah dibandingkan pada kolom HCO yang diaktivasi dengan larutan NH4OH (5 %, 10 % dan 20 %). Hasil percobaan menunjukkan bahwa penggunaan eluen NH4OH dengan konsentrasi 5 %, 10 % dan 20 % tidak memberikan perbedaan profil elusi Cd(II) yang signifikan. Dengan elusi berfraksi sebanyak 2 mL per fraksi eluat, didapatkan akumulasi Cd(II) terelusi pada 2 fraksi eluat pertama dengan efisiensi elusi antara 94 - 100 %.

PEMUNGUTAN ULANG BAHAN SASARAN Tl-203 MELALUI PEMBENTUKAN Tl-203(OH)3 DAN 2Tl-2O3

Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka Vol 4, No 1,2 (2001): JURNAL PRR 2001
Publisher : Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka

Show Abstract | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (3714.803 KB)

Abstract

PEMUNGUTAN ULANG BAHAN SASARAN 203Tl MELALUI PEMBENTUKAN 203Tl(OH)3 DAN 203Tl2O3. Bahan sasaran 203Tl pengkayaan Tlnggi dipergunakan sebagai target pada produksi radioisotop medis 201Tl melalui reaksi inTl 203Tl(p,3n) 20lPb –> 201Tl. Karena 203Tl pengkayaan Tlnggi sangat mahal dan Tldak selalu mudah didapatkan, maka diperlukan teknologi pemungutan ulang 203Tl dari limbah proses radioisotop 201Tl. Teknik pemungutan ulang yang menghasilkan bentuk akhir 203Tl2O3 padat menjadi pilihan karena 203Tl2O3 mempunyai kestabilan yang baik dan merupakan bahan dasar penyiapan sasaran. Rendemen pemungutan ulang juga mudah ditentukan karena hasil akhir berupa zat padat yang mudah diTlmbang. Proses pemungutan ulang mencakup 4 tahapan penTlng yaitu pemisahan 203Tl sebagai 203Tl(I) dari matriks limbah, oksidasi 203Tl(I) menjadi 203Tl(III) menggunakan Br2 dalam CHCl3, pengendapan 203Tl(III) sebagai 203Tl(OH)3 dan pengubahan 203Tl(OH)3 menjadi 203Tl2O3. Rendemen pemungutan ulang ditentukan dengan membandingkan berat 203Tl2O3 yang diperoleh terhadap kandungan 203Tl dalam limbah yang ditentukan terlebih dahulu dengan spektrofotometri UV pada panjang gelombang 214 nm. Pada proses simulasi menggunakan Tl alam didapatkan rata-rata rendemen pemungutan ulang sebesar (80,65 ± 1,05) % berdasarkan pada total Tl yang digunakan dalam simulasi limbah proses 201Tl. Penerapan proses pemungutan ulang dari campuran limbah pra-iradiasi dan limbah pasca-iradiasi menghasilkan rendemen pemungutan ulang 203Tl sebesar 81,02 %. CHEMICAL RECOVERY OF 203Tl TARGET THROUGH PRECIPITATION OF 203Tl(OH)3 AND CONVERSION TO 203Tl2O3. High-enriched 203Tl is preferably used as target material for production of 201Tl medical radioisotope through nuclear reaction of 203Tl(p,3n) 20lPb –> 201Tl. Because of the high cost and limited availability of high-enriched 203Tl, a chemical recovery, of 203Tl from 201Tl processing waste is necessary. Method of chemical recovery giving final product as 203Tl2O3 is chosen due to reasons that 203Tl2O3 is stable and suitable for target preparation and the efficiency of the recovery can be easily determined. The chemical recovery covers the separation of 203Tl as 203Tl(I) from the waste matrices, oxidation of 203Tl(I), precipitation of the oxidized 203Tl as its hydroxide and conversion of the hydroxide to 203Tl2O3. The yield of the recovery was determined by comparing the weight of the resulting 203Tl2O3 to the initial 203Tl content that was previously measured by means of UV-spectrophotometry at a wavelength of 214 nm.From simulation processes using natural thallium, instead of enriched 203Tl, an average-recovery yield was found to be (80.65 ± 1.05)% based on the initial thallium used. The recovery of 203Tl from a mixture of pre and post irradiation wastes of 201Tl has been carried out giving a recovery yield of 81.02 %.

INTERAKSI ION PRASEODIMIUM (III) DENGAN BERBAGAI LIGAN: STUDI AWAL PEMBENTUKAN KOMPLEKS 142Pr(III) UNTUK KANDIDAT RADIOFARMAKA TERAPI

Jurnal Sains dan Teknologi Nuklir Indonesia Vol 14, No 2 (2013): Agustus 2013
Publisher : BATAN

Show Abstract | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (191.658 KB)

Abstract

INTERAKSI ION PRASEODIMIUM (III) DENGAN BERBAGAI LIGAN: STUDI AWALPEMBENTUKAN KOMPLEKS 142Pr(III) UNTUK KANDIDAT RADIOFARMAKA TERAPI. Telah dilakukan studi interaksi antara ion Pr(III) dengan ligan pendonor nitrogen(dimetilamin; 1,4-diaminobutana; 1,6-diaminoheksana; 1,4-fenilendiamin; 2,2’-bipiridin; 1,10-fenantrolin; dan 4,7-difenil-1,10-fenantrolin) dan ligan pendonor oksigen (asam suksinat dan trinatrium sitrat) untukmembentuk kompleks yang berpotensi sebagai kandidat radiofarmaka terapi. Interaksi ionpraseodimium (III) dengan ligan dipelajari dengan cara mereaksikan Pr(III) sebagai garam nitrat,Pr(NO3)3, dalam pelarut metanol dengan ligan pendonor, kemudian campuran direfluks padasuhu 60-70°C selama 4 jam. Senyawa yang terbentuk dimurnikan dengan pencucian ataupemisahan dengan kromatografi kolom, kemudian dikarakterisasi dengan spektroskopi UV-Vis,FTIR, dan spektroskopi massa. Hasil yang diperoleh menunjukkan ion Pr(III) dapat berinteraksisecara kuat dengan ligan-ligan pendonor nitrogen yang memiliki kerangka aromatik, danmemiliki pKa ~4,17-4,8. Interaksi ion Pr(III) juga ditunjukkan dengan ligan pendonor nitrogenalifatik dan ligan pendonor oksigen yang memiliki pKa > 10. Panjang rantai alifatikmempengaruhi interaksi atom donor dengan ion logam.Kata kunci : Pr(III), kompleks praseodimium(III), praseodimium-142, radiofarmaka terapi

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.

RSG-GAS BASED RADIOISOTOPES AND SHARING PROGRAM FOR REGIONAL BACK UP SUPPLY

Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka Vol 6, No 2 (2003): Jurnal PRR 2003
Publisher : Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka

Show Abstract | Original Source | Check in Google Scholar

Abstract

ABSTRAK.RADIOISOTOP  BERBASIS  RSG-GAS  DAN PROGRAM KERJASAMA DUKUNGAN PASOKAN  REGIONALSebagai lembaga yang memiliki fasilitas reaktor untuk produksi radioisotop, BATAN perlu meningkatkan efektifItas biaya operasi reaktor melalui pencapaian pendayagunaan secara simultan keseluruhan fasilitas iradiasi yang tersedia dengan didukung pemanfaatan maksimal produk radioisotop yang dihasilkan. Di sisi lain, kebutuhan radioisotop di lingkungan domestik masih jauh di bawah kapabilitas maksimal produksi, tetapi ada kalanya pemenuhan kebutuhan radioisotop harus ditunda karena penyesuaian dengan jadwal operasi reaktor. Kondisi seperti ini teIjadi juga pada kebanyakan negara anggotaRCA (Bantuan KeIjasama Regional) - IAEA. Karena itu suatu program keIjasama dukungan pasokansediaan radioisotop secara regional merupakan pemikiran positif untuk pencapaian efektifItas biaya operasireaktor serta kesinambungan layanan dan pemanfaatan produk radioisotop yang  dihasilkan. Berdasarkan data hasil kegiatan produksi radioisotop domestik selama ini, maka radioisotop 311,9~0, J53Sm,12l dan 32pABSTRACT.RSG-GAS BASED RADIOISOTOPES AND SHARING PROGRAM FOR REGIONALBACK UP SUPPLY.As the owner of  the reactors used for radioisotope production, BATAN needs toincrease the effectiveness of the reactor operation cost that can be achieved by simultaneously exploiting allthe existing irradiation facility, supported by full utilization of the radioisotopes produced. On the other hand,the domestic demand of radioisotopes is much lower than the production capability but sometimes the requestis compulsory to be suspended due to reactor operation schedule. As this condition is mostly similar to that ofseveral countries of RCA Member States, a sharing program for regional back up supply seems to be apositive thought to support expectation on the effectiveness of reactor operation cost and the continuity ofradioisotope product services as well as the utilization of radioisotopes produced. Based on radioactivityachieved in each production batch at the present, 131r, 9~0, J53Sm,12srand 32pradioisotopes may be offeredfor back up supply program. Due to consideration on conformity of user demands with reactor operation andradiochemical processing costs, the concept of back up supply program should performed first by means offull utilization of the available products and not by increasing reactor operation frequency. An informationand communication network system, therefore, is absolutely needed to support infonnation exchange between the radioisotope producer, members of back up supply program and radioisotope customers.Key words: Radioisotopes production and supply, Reactor irradiation facility. 

PROSPEK PEMBUATAN RADIOLANTANIDA KERADIOAKTIV AN JENIS TINGGI BERBASIS REAKSI INTI AX (n;y) MiX· -+ A+ly· + ,,- DENGAN REAKTOR G.A. SIWABESSY

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 (4854.621 KB)

Abstract

ABSTRAKPROSPEK PEMBUATAN RADIOLANTANIDA KERADIOAKTIV AN JENIS TINGGI BERBASIS REAKSI INTI AX (o;y) A+IX· •• A+ly· + ,r DENGAN REAKTOR G.A. SIWABESSYPenyediaan radiolantanida dengan keradioaktivan jenis tinggi merupakan kunci penting bagi pengembangan aplikasi radiofarmaka bertanda radiolantanida yang mulai banyak menjadi pilihan dalam penanganan berbagai kasus tumor. Di dalam Iingkungan domestik, dengan menggunakan reaktor G.A. Siwabessy yang dimiliki BATAN, reaksi inti AX (n,y) A+IX· •• A+ly· + ~- merupakan tipe reaksi inti yang paling mungkindilakukan untuk menghasilkan radiolantanida 143pr, 149pm, 161Tb, dan 177Lu keradioaktivan jenis tinggi, yang telah banyak digunakan dalam bentuk radiofamaka untuk penanganan  tumor kecil sampai sedang. Dalam makalah ini disajikan tinjauan prospek pembuatan radiolantanida keradioaktivanjenis tinggi yang disebutkan di atas di dalam lingkungan domestik dengan menggunakan reaktor G.A. Siwabessy. Tinjauan mencakup 3 aspek utama yaitu pemilihan bahan sasaran, karakteristika matrik radioisotop pasca iradiasi serta tahapan pemisahan produk akhir dari matrik bahan sasaran pasca iradiasi. Diharapkan hasil kajian ini dapatmemberikan dasar pertimbangan bagi pihak internal terkait di Iingkungan BATAN, khususnya PRR (Pusat Radioisotop dan Radiofarmaka) untuk mengambil kebijakan dan pilihan alternatif dalam pengembangan penelitian dan layanan penyediaan radiolantanida keradioaktivan jenis tinggi untuk dan dari lingkungan domestik.Kata kunci: Radiolantanida, keradioaktivanjenis tinggi, reaksi inti AX (n,y) A+IX· •• A+ly· + ~-,terapi dandiagnosis tumor, radioisotop bebas pengemban, radioisotop tanpa tambahan pengemban.ABSTRACTPROSPECT ON THE PREPARATION OF IDGH-SPECIFIC ACTIVITYRADIOLANTHANIDES BASED ON [AX (o,y) A+IX* •• A+ly* + IJ-]NUCLEAR REACTION BYMEANS OF BATANS G.A. SIWABESSY REACTOR.The preparation of high-specific activity radiolanthanide is an important key to improve the application of radiolanthanide-based-radiopharmaceuticaI which are nowadays growing fast to be used as tumor therapeutic agent. By using the BATAN - G.A.Siwabessy nuclear reactor the tipical nuclear reaction of AX (n,y) A+IX· -+ A+ly· + ~- is to be the most possible method to produce high-specific activity radiolanthanides of 143Pr, 149pm, 161Tb, and 177Lu, which are widely studied and used in the therapy of small to medium size of tumors. In the presented paper, the prospect on the production 0fhg1h -specifiICacti" vIty 143rp, 149mp , 161T,band I77Lu is revewed compnsing 3aspects, e.g. the choice of target compounds, the characters of radioisotope in the matrix of post-irradiated target, and the method for separation of the end-product from the post -irradi- ated  target matrix as well. This hopefully could be used as based consideration in order to improve research and development related to domestic services on the preparation of high-specific activity radiolanthanide.Key-words: Radiolanthanides, high-specific activity, nuclear reaction of AX (n,y) A+IX· -+ A+ly· + ~-,tumor therapy and diagnosis, carrier-free radioisotopes, non-carrier-added radioisotopes.90