Ibon Suparman
Pusat Pengembangan Radioisotop dan Radiofarmaka, BATAN, Serpong.

Published : 8 Documents
Articles

Found 8 Documents
Search

COMPUTATIONAL PROGRAM OF ISODOSE AND TREATMENT PLANNING SYSTEM (TPS) FOR BRACHYTHERAPY USING 125I-SEED-SOURCES Suparman, Ibon; Soenarjo, Sunarhadijoso
Jurnal Sains dan Teknologi Nuklir Indonesia Vol 13, No 1 (2012): Februari 2012
Publisher : BATAN

Show Abstract | Download Original | 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
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 | Download Original | 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.
PEMISAHAN RADIOISOTOP 115mIn MENGGUNAKAN KOLOM KROMATOGRAFI DENGAN RESIN AG 1X8 (Cl-) Kadarisman, .; Suparman, Ibon
Urania Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 18, No 2 (2012): Juni 2012
Publisher : Urania Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (219.755 KB)

Abstract

ABSTRAK PEMISAHAN RADIOISOTOP 115mIn  MENGGUNAKAN KOLOM KROMATOGRAFI DENGAN RESIN AG 1X8 (Cl-). Radioisotop 115mIn sangat berpotensi diaplikasikan dalam bidang  riset biologi dan kedokteran nuklir. Radioisotop 115mIn mempunyai sifat fisis yang baik apabila diaplikasikan untuk medis, seperti dapat dibandingkan dengan radioisotop 99mTc, yang merupakan radioisotop paling banyak digunakan untuk diagnosis di bidang kedokteran nuklir di dunia, bahwa radioisotop 115mIn mempunyai umur paro (t1/2) 4,5 jam dan energi sinar gamma 336 KeV, dan radioisotop 99mTc 6,6 jam dan 140,3 KeV. Radioisotop 115mIn mempunyai keunggulan yaitu dalam proses penandaan untuk membuat sediaan radiofarmaka, radioisotop ini tidak menggunakan bahan reduktor, sedangkan radioisotop 99mTc harus menggunakan reduktor larutan Sn. Proses pemurnian 115mIn dari matriks kadmium teriradiasi dilakukan menggunakan sistem kolom kromatografi penukar anion, fraksi kadmium di dalam larutan target teriradiasi dikondisikan untuk membentuk kompleks anion, CdI42-, yang kemudian diikat pada kolom resin AG 1X8 ( Cl-, 37-74 microns). Radioisotop 115mIn yang dibentuk adalah radionuklida anak dari 115Cd, dalam bentuk 115mIn3+ kemudian dielusi di dalam kolom penukar anion  menggunakan HCl 0.05 M. Hasil percobaan dari dua kali iradiasi kadmium oksida (CdO) alam menunjukkan bahwa diperoleh radioaktivitas 115Cd masing masing sebesar 5358 mCi dan 15,27 mCi, efisiensi penyerapan 115Cd ke dalam resin masing-masing sebesar 89,5% dan 99,5%, radioaktivitas 115mIn telah dapat dipisahkan dari matriks kadmium teriradiasi dengan tingkat radioaktivitas masing-masing sebesar 80, 62 mCi dan 1,46 mCi. Kata Kunci: 115Cd, 115mIn, resin penukar anion, reaksi inti ABSTRACT 115mIn RADIOISOTOPE SEPARATION USING CHROMATOGRAPHY COLUMN WITH AG 1X8 (Cl-) RESIN. 115mIn radioisotope is potentially applicable in the field of biological research and nuclear medicine. It has good physical properties when applied for medical purpose. In comparison with 99mTc radioisotope, which is the most widely used radioisotope for diagnosis in the field of nuclear medicine in the world,  115mIn radioisotope has a half life (t1 / 2) of 4.5 hours with 336 keV gamma energy, while 99mTc radioisotope has a half life of 6.6 hours and 140.3 keV. However, 115mIn radioisotope has the advantage that the marking process for this radioisotope radiopharmaceutical  preparation does not use reductant  materials if compared to  the marking process of 99mTc radioisotope that uses Sn reductant solution. The purification process of 115mIn from irradiated cadmium matrix can be performed by using anion-exchange chromatography column system, where the fraction of cadmium in the irradiated cadmium solution was conditioned to form a complex anion of CdI42- to bind to the column resin of AG 1x8 (Cl-, 37 - 74 Microns). The 115mIn radioisotope is formed as a daughter of 115Cd radionuclide in the form of 115mIn3+, which is later to be eluted from the anion exchange column by using 0.05 HCl M. The experimental results of two irradiations of natural cadmium oxide (CdO) shows that 115Cd radioactivity obtained was 5328 mCi and 15.27 mCi with absorption efficiency of 115Cd into the resin was  89.5% and 99.5 %. The radioactive  115mIn that was separated from irradiated cadmium matrix has a level of radioactivity of 80.62 mCi and 1.46 mCi. Keywords: 115Cd, 115mIn, anion excange resin, nuclear reaction.
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 | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar

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.
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 | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar

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.
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 | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar

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.
RSG-GAS BASED RADIOISOTOPES AND SHARING PROGRAM FOR REGIONAL BACK UP SUPPLY Soenarjo, Sunarhadijoso; Tamat, Swasono Rahardjo; Suparman, Ibon; Purwadi, Bambang
Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka Vol 6, No 2 (2003): Jurnal PRR 2003
Publisher : Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka

Show Abstract | Download Original | 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. 
PENGEMBANGAN DAN PENDAYAGUNAAN PRODUK RADIOISOTOP Suparman, Ibon; Lubis, Hotman
Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka Vol 12 (2009): JurnaL PRR 2009
Publisher : Jurnal Radioisotop dan Radiofarmaka

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar

Abstract

ABSTRAK   PENGEMBANGAN DAN PENDAYAGUNAAN PRODUK RADIOISOTOP.   Pemanfaatan radioisotop untuk berbagai bidang, seperti bidang industri, hidrologi dan kedokteran nuklir menunjukkan  kecendrungan yang terus meningkat. Pusat Radio-isotop dan Radiofarmaka salah satu tugas pokoknya melakukan pengembangan dan pendayagunaan teknologi produksi radioisotop. Pada dekade terakhir (tahun 1999 sampai 2009) kegiatan pengembangan dan pendayagunaan -teknologi produksi radioisotop difokuskan pada kegiatan yang bisa langsung dimanfaatkan di berbagai bidang. Antara tahun 1999 and 2009 beberapa jenis radioisotop telah dikembangkan dan didayagunakan untuk berbagai bidang, antara lain 1251,153Sm, 203Hg, 86Rb, 1921r ( hair pin dan single pin), 166Ho, 186Re,60Co and 58CO(sebagai Co- Hexa-yancobaltate), 86Rb, 65Zn, 141Ce,46SC,35S, 198Au,45Ca, 41Ar (gas), dan 18p (radioisotop yang diproduksi melalui siklotron). I Untuk  preparasi 18p_PDG, fasilitas di PRR telah dilengkapi dengan 18p_PDG module. Dalam 5 tahun terakhir permintaan radioisotop 1-125 meningkat secara signifikan. Radioisotop 1-125 banyak digunakan untuk penelitian panas bumi, pembuatan kit radioimmunoassay (RIA) dan untuk brachytherapy kanker prostat dan kanker serviks. Ini berarti penyediaan radiosiotop 1-125 yang berkesinambungan merupakan faktor yang sangat penting. Untuk peme- nuhan kebutuhan radioisotop di dalam dan di luar negeri maka akan terus dilakukan pengembangan yang kontinu, baik untuk radioisotop yang dihasilkan dari siklotron maupun reaktor. Telah dikembangkan pula bebeberapa program komputer untuk sistem pemrosesan data dan dokumentasi, seperti program komputer untuk perhitungan iradiasi, radioaktivitas, spektrometri gama dan produk radioisotop 1-125. Dengan memanfaatkan program komputer ini operator yang berkaitan dengan proses radioisotop bisa bekerja lebih efisien dan terhindar dari kemungkinan kesalahan dalam pemrosesan data, juga data bisa diproses dan didokumentasikan lebih cepat dan akurat. Kata kunci: Pengembangan, pendayagunaan, produk radioisotope ABSTRACT DEVELOPMENT AND UTILIZATION OF RADIOISOTOPE PRODUCTS. The application of  radioisotopes in industry, hydrology and nuclear medicine increases year to year. One of the main tasks of the Center for Radioisotopes and Radiopharmaceuticals (PRR) is to develop and utilize radioisotope production technology. Por last decade (1999 up to 2009) the R & D activities at the PRR were focused on radioisotope production technology that can be applied directly in various fields. Between year 1999 and 2009 several radioisotopes have been developed and utilized e.g. 1251,153Sm,203Hg,86Rb, 1921r(hair pin and single pin) , 166Ho, 186Re, 60COand 58CO(as Co-Hexacyanocobaltate) , 86Rb, 65Zn, 141C,e 46SC, 35S, 198Au, 45Ca, 41Ar (gas), and 18p (cyclotron produced radioisotopes). Por 18p_PDG preparation, facility is already equipped  with 18p_PDGmodule. In last 5 years the demand of radioisotope 1-125 increased significantly. Radioisotope  1-125 is widely used for research on geothermal, preparation of radioimmunoassay (RIA) kit and for brachytherapy of prostate and cervix cancer. It means its continuity production is very important factor. Pulfilling domestic and overseas demand means continuity research for better products and progressive production techniques through R & D for cyclotron and reactor produced radioisotopes. Several computer program have been developed for data processing and documentation system, such as computer program for calculation of irradiation, radioactivity, gamma spectrometry and radioisotope 1-125 product. By applying this developed computer programs, the operator can work effectively and the data will be processed and documented accurately. Keywords: Development, utilization, radioisotope products