PROTOTIPE GENERATOR RADIOISOTOP TERAPI 188 W/ 188 Re BERBASIS ALUMINA. PROTOTYPE OF THERAPEUTIC RADIOISOTOPE 188 W/ 188 Re GENERATOR BASED ALUMINA

Transkripsi

1 PROTOTIPE GENERATOR RADIOISOTOP TERAPI 188 W/ 188 Re BERBASIS ALUMINA PROTOTYPE OF THERAPEUTIC RADIOISOTOPE 188 W/ 188 Re GENERATOR BASED ALUMINA Sriyono, Endang Sarmini, Herlina, Indra Saptiama, Marlina, Hambali Pusat Teknologi Radioisotop dan Radiofarmaka BATAN Gedung 11, Kawasan Puspiptek, Serpong, Tangerang Selatan Telp , Fax sriyonoprr@batan.go.id Abstrak. Renium-188 ( 188 Re) adalah radionuklida bebas pengemban yang mempunyai waktu paruh 17 jam, dan pemancar partikel beta energi tinggi 2,12 MeV. 188 Re diperoleh dari sistem generator 188 W/ 188 Re berbasis alumina. Radionuklida ini banyak digunakan di kedokteran nuklir untuk tujuan terapi, oncology, dan intervensi radiology/cardiology. Selain memancarkan partikel beta 188 Re juga memancarkan sinar gamma pada energi yang sekaligus digunakan untuk pencitraan (imaging), biodistribusi, atau studi dosis radiasi yang terserap oleh pasien pada saat penyinaran atau terapi. Radioisotop 188 Re merupakan anak luruh dari radionuklida induk Tungsten-188 ( 188 W) dengan t ½ = 69,4 hari yang dipisahkan dari induknya melalui kolom generator berbasis alumina dengan cara elusi menggunakan larutan salin (NaCl 0,9%). Sebagai radionuklida induk, 188 W pada umumnya dihasilkan dengan mengiradiasi sasaran Tungsten metal (W-metal) atau tungsten oksida (WO 3 ) diperkaya 186 W hingga >95% di dalam reaktor yang mempunyai fluks neutron tinggi (>10 15 n/cm 2 /detik). Dalam penelitian ini telah dilakukan pembuatan prototipe generator radioisotop terapi 188 W/ 188 Re berbasis alumina dengan radioisotop induk ( 188 W) yang dibuat di reaktor G.A. Siwabessy dengan fluks neutron 1,2 x n/cm 2 /detik melalui reaksi penangkapan neutron ganda terhadap sasaran serbuk W-metal diperkaya 186 W hingga 99,79% selama ± 20 hari. Dari kegiatan iradiasi diperoleh yield 188 W sebesar 34,38% dengan aktifitas jenis 0,008 Ci/g, serta larutan produk 188 Re dalam bentuk sodium perenat yang jernih tak berwarna dengan ph = 5,5. Generator 188 W/ 188 Re dielusi sekali seminggu selama ± 3 bulan dan diperoleh yield 188 Re rata-rata 81,31%, kemurnian radionuklida 99,99% (pengotor radionuklida 188 W tidak terdeteksi), kemurnian radiokimia 98,35%. Kata Kunci : Generator 188 W/ 188 Re, Radioisotop terapi 188 Re, Tungsten-188, Alumina Abstract. Rhenium-188 ( 188 Re) is a carrier-free radionuclide, which has a half-life of 17 hours and emits high-energy beta particles of 2.12 MeV. 188 Re is produced from 188 W/ 188 Re generator system based on alumina. This radionuclide is widely used in nuclear medicine for therapeutic purpose, oncology, and intervention radiology/cardiology. Beside emitting beta particles, 188 Re also emits gamma rays at energy of which is suitable for imaging, bio distribution, or the study of the radiation dose absorbed by the patient at the time of irradiation or therapy. 188 Re is a daughter radionuclide of the parent radionuclide Tungsten-188 ( 188 W), with half-life of 69.4 days, which is separated through based on alumina column generators is by eluting it using saline solution (0.9% NaCl). As a parent radionuclide, 188 W is generally produced by irradiating targets such as metal Tungsten or tungsten oxide (WO 3 ) which is enriched 186 W up to > 95% 186 W in a nuclear reactor having high neutron flux of >10 15 n/cm 2 /sec. In this study, the preparation of prototype of the 188 W/ 188 Re therapeutic radioisotope generator based on alumina have been carried out with the parent radionuclide ( 188 W), which was produced in the reactor GA. Siwabessy with neutron flux of 1.2 x n/cm 2 /sec, by double neutron capture reaction on target of metal tungsten powder (enriched 186 W up to 99.79%) for ± 20 days. The obtained activity of 188 W was 34.38% with specific activity of Ci/g, and the product solution ( 188 Re) in the form of sodium perhenate (Na 188 ReO 4 ) was clear and colorless at ph of 5.5. The 188 W/ 188 Re generator was eluted once a week for 3 months and resulted 188 Re with an average yield of 81.31%, radionuclide purity of99.99% ( 188 W breakthorough not detected), and radiochemical purity of 98.35%. Keywords: 188 W/ 188 Re Generator, Therapeutic radioisotope 188 Re, Tungsten-188, Alumina. POSTER D - 7

2 PENDAHULUAN Generator radioisotop terapi 188 W/ 188 Re sangat dibutuhkan untuk memenuhi kebutuhan radioisotop 188 Re di rumah sakit kedokteran nuklir. Secara umum, definisi generator radioidotop adalah suatu sistem yang secara kuantitatif memisahkan radioisotop anak dari radioisotop induknya yang bisa dioperasikan secara kontinyu atau periodik untuk memenuhi ketersediaan radioisotop anak. Sistem generator radioisotop tersebut terdiri dari kolom kromatografi berisi resin penukar ion yang dilindungi oleh perisai timbal (Pb) serta jarum yang menghubungkan vial eluen, kolom resin penukar ion dan vial produk. Kolom resin penukar ion di dalam generator tersebut diserapkan radioisotop induk yang mempunyai waktu paruh panjang yang akan meluruh dan menghasilkan radioisotop lain yang mempunyai waktu paruh lebih pendek [1]. Radioisotop 188 Re adalah radionuklida bebas pengemban yang mempunyai waktu paruh (t ½ ) 17 jam, pemancar partikel beta energi tinggi 2,12 MeV dan diperoleh dari sistem generator 188 W/ 188 Re berbasis alumina yang banyak digunakan di kedokteran nuklir untuk tujuan terapi, oncology, dan intervensi radiology/cardiology. Disamping itu 188 Re juga memancarkan sinar gamma pada energi yang bisa terdeteksi oleh kamera gamma untuk pencitraan (imaging), biodistribusi, atau studi dosis radiasi yang terserap oleh pasien pada saat penyinaran atau terapi [2,3]. Sebagai radioisotop induk, 188 W (t ½ = 69,4 hari) umumnya diproduksi melalui reaksi penangkapan neutron ganda terhadap sasaran tungsten-186 ( 186 W) diperkaya hingga >95% di dalam reaktor nuklir yang mempunyai fluks neutron tinggi (>1 x n/cm 2 /detik), reaksi yang terjadi adalah : 186 W (n, ) 187 W (n, ) 188 W. Ada lima reaktor nuklir di dunia dengan fluks neutron tinggi yang mampu untuk produksi 188 W, yaitu High Flux Isotope Reactor (HFIR) di Oak Ridge National Laboratory U.S.A, High Flux Beam Reactor (HFBR) di Brookhaven National Laboratory U.S.A, Missouri University Research Reactor (MURR) di University of Missouri U.S.A, Fast Flux Test Facility (FFTF) di Westing-house Hanford U.S.A, dan Japan Material Testing Reactor (JMTR) di Jepang [2]. Dalam penelitian ini dilakukan pembuatan radioisotop induk 188 W hasil reaksi penangkapan neutron ganda terhadap sasaran serbuk logamtungsten diperkaya 99,79% sebagai 186 W di dalam reaktor nuklir G.A. Siwabessy - Badan Tenaga Nuklir Nasional (BATAN) Serpong yang mempunyai fluks neutron termal sebesar 1,2 x n/cm 2 /detik selama 13,8 hari. Larutan radioisotop 188 W yang dihasilkan selanjutnya diserapkan kedalam kolom resin alumina dengan cara elusi kemudian dirakit dalam wadah yang dilengkapi dengan perisai timbal yang dinamakan generator 188 W/ 188 Re berbasis alumina. Generator tersebut secara periodik dielusi dengan larutan NaCl 0,9% untuk mengeluarkan larutan radioisotop terapi 188 Re hasil peluruhan dari radioisotop 188 W. Larutan radioisotop terapi 188 Re selanjutnya diuji kualitasnya secara visual dan analisis untuk menentukan ph larutan, konsentrasi keradioaktivan, rendemen (yield) perolehan, kemurnian radionuklida, dan kemurnian radiokimia. BAHAN DAN METODE Alat Untuk penimbangan sasaran digunakan timbangan analitik ACCULAB ALC-110.4, fasilitas hotcells yang dilengkapi dengan master slave manipulator untuk proses penanganan dan pelarutan sasaran teriradiasi, pengukuran radioaktifitas 188 Re dan pengukuran kemurnian radionuklida digunakan spektrometer gamma D - 8

3 yang dilengkapi dengan multi channel analyzer dari ORTEC, detector Germanium kemurnian tinggi GAMMA-X HPGe, DSPEC-LF digital -ray spectrometer, pendingin detector X- COOLER II dan UPS Model : NTP L. Spektrometer gamma tersebut telah dikalibrasi dengan sumber standar 152 Eu, 133 Ba, 137 Cs dan 60 Co. Untuk menentukan kemurnian radiokimia dilakukan pencacahan cuplikan menggunakan Autoradiography Scanner Cyclone Plus. Bahan Serbuk tungsten-metal (W-metal) diperkaya 99,79% 186 W dari Isoflex U.S.A sebagai sasaran iradiasi untuk pembuatan radioisotop induk. Bahan-bahan kimia seperti alumina (Al 2 O 3 ) asam, sodium hidroksida, hydrogen peroksida yang digunakan adalah pro analisis dari E. Merck. Sedangkan aquabidest dan larutan salin (NaCl 0,9%) dipasok dari IPHA-Laboratories. Semua peralatan gelas dipasok dari dalam negeri. Prosedur Penelitian Preparasi Sasaran Pra Iradiasi Sebanyak 300 mg serbuk sasaran W-metal diperkaya 99,79% 186 W dikemas dalam ampul kuarsa dan ditutup dengan pengelasan. Kemudian dikemas lagi ke dalam inner capsule dari bahan aluminium derajat nuklir dan ditutup dengan las tig argon, kemudian diuji kebocorannya menggunakan alat uji gelembung (bubble test). Jika tidak ditemukan adanya kebocoran, maka inner cpsule tersebut dimasukkan ke dalam kapsul iradiasi yang juga terbuat dari bahan aluminium seperti ditunjukkan pada Gambar 1 berikut ini [4]. (a) (b) (c) Gambar 1. Preparasi Sasaran W-metal diperkaya dalam kapsul iradiasi (a) Penutupan ampul kuarsa dengan las acetylene (b) Uji kebocoran inner capsule dengan cara uji gelembung (bubble test) (c) Kapsul iradiasi yang terdiri dari inner capsule dan outer capsule Iradiasi Bahan Sasaran Kapsul iradiasi diserahkan ke PRSG-BATAN Serpong untuk diiradiasi di Reaktor G.A. Siwabessy dengan melampirkan Sertifikat Uji Kebocoran dari Jaminan Mutu PTRR dan Formulir Iradiasi yang ditandatangani oleh Kepala Bidang Teknologi Radioisotop PTRR- BATAN. Selanjutnya kapsul iradiasi diiradiasi di fasilitas iradiasi CIP (Central Irradiation Position) Reaktor G.A. Siwabessy selama 15 hari pada daya 15 MW. Proses Paska Iradiasi Setelah proses iradiasi selesai, kapsul iradiasi dipindahkan ke dalam kolam penyimpanan di reaktor dan dibiarkan meluruh selama ± 20 hari untuk menghilangkan paparan radiasi gamma yang dipancarkan oleh radionuklida 187 W yang terbentuk. Paska peluruhan, kapsul iradiasi dikeluarkan dari kolam penyimpanan di reaktor dan diangkut ke fasilitas hotcells radioisotop milik PTRR menggunakan trasfer cask yang ditarik dengan forklift. Di dalam hot cell, sasaran W-metal teriradiasi dikeluarkan dari kemasannya dan dilarutkan dalam gelas piala dengan larutan D - 9

4 NaOH 4M dan hidrogen peroksida 30% sambil dilakukan pengadukan dan pemanasan dibawah titik didihnya seperti yang ditunjukkan pada Gambar 2 hingga larut sempurna [5]. Larutan 188 W dalam bentuk sodium tungstat (Na WO 4 ) diukur volumenya dan dihitung jumlah kandungan tungstennya kemudian dicuplik dan dicacah dengan spektrometer gamma untuk menentukan tingkat keradioaktifitas 188 W. Larutan tungstat diatur ph-nya dengan menambahkan larutan HCl 2M sedikit demi sedikit sambil dilakukan pengadukan hingga ph larutan menjadi 3,5. Selanjutnya larutan sodium tungstat disimpan dalam botol bertutup yang telah diberi tanda Larutan Na WO 4 dan Tanggal. glass wool di bagian atas alumina dan selanjutnya kedua ujung kolom fritted ditutup dengan karet septa 20 mm dan di-crimp dengan aluminium seal 20 mm. Kolom alumina tersebut dicuci/dielusi dengan 10 ml larutan HCl 1M kemudian dielusi lagi dengan air demin sampai ph eluat 3 4. Kolom dielusi lagi dengan 15 ml larutan salin (NaCl 0,9%) yang telah diatur phnya menjadi 3 3,5. Larutan sodium tungstat yang telah diatur ph=3,5 di-loading ke dalam kolom alumina seperti ditunjukkan pada Gambar 3 kemudian eluatnya ditampung dalam botol limbah dan dicuplik lalu dicacah dengan spektrometer gamma untuk menentukan radioaktifitas radionuklida 188 W yang lolos. (a) (b) (c) Gambar 2. Penanganan dan pelarutan sasaran W-metal diperkaya paska iradiasi (a) Pemotongan inner capsule di dalam hotcells (b) Pelarutan sasaran W-metal diperkaya teriradiasi (c) Larutan sodium tungstat hasil pelarutan Ditimbang sebanyak 4,0 g serbuk alumina (Al 2 O 3 ) asam yang telah dicuci dengan air demin dan dipanaskan pada temperatur 150 o C selama 5 jam dituang ke dalam gelas piala kemudian ditambahkan air demin secukupnya. (jumlah alumina disesuaikan dengan jumlah tungsten yang akan diserapkan, kapasitas serap alumina diasumsikan 80 mg W/g alumina). Alumina tersebut dipindahkan/di-loading ke dalam kolom gelas fritted ukuran diameter dalam 10 mm x panjang 100 mm yang telah diberi glass wool dibagian atas frit. Setelah semua alumina diloading ke dalam kolom, kemudian ditambahkan Gambar 3. Proses loading larutan sodium tungstat ke dalam kolom alumina Selanjutnya kolom dielusi dengan 20 ml larutan salin ph = 3,5 dan eluatnya ditampung kemudian dicuplik dan dicacah untuk menentukan aktifitas 188 Re dan lolosan 188 W. Pada saat akhir elusi dengan 20 ml larutan salin dicatat waktunya sebagai titik awal (t 0 ) pertumbuhan 188 Re. Kolom generator 188 W/ 188 Re berbasis alumina yang telah disiapkan seperti ditunjukkan pada Gambar 4a, selanjutnya dirakit ke dalam container (Prototipe Generator Radioisotop Terapi 188 W/ 188 Re Berbasis Alumina) seperti pada Gambar 4b dengan membuka casing-nya dan kemudian kolom generator 188 W/ 188 Re Berbasis Alumina dimasukkan ke dalam container yang ada di dalam prototipe tersebut. D - 10

5 HASIL DAN PEMBAHASAN (a) (b) (c) Gambar 4. Prototipe generator radioisotop terapi 188 W/ 188 Re berbasis alumina (a). Kolom generator 188 W/ 188 Re Berbasis Alumina (b). Prototipe Generator Radioisotop Terapi 188 W/ 188 Re Berbasis Alumina (c). Prototipe Generator Radioisotop Terapi 188 W/ 188 Re Berbasis Alumina dengan casing yang terbuka Setelah perakitan prototipe generator radioisotop terapi 188 W/ 188 Re Berbasis Alumina selesai, selanjutnya dibiarkan selama 4-5 hari untuk masa pertumbuhan radioisotop 188 Re. Setelah masa pertumbuhan 188 Re tercapai, generator radioisotop terapi 188 W/ 188 Re Berbasis Alumina dielusi dengan 10 ml larutan NaCl 0,9% dalam vial melalui jarum penghubung ke dalam kolom alumina untuk mengeluarkan larutan 188 Re hasil peluruhan 188 W dan ditampung dalam vial produk yang terhubung dari kolom alumina yang berada di dalam prototipe generator 188 W/ 188 Re Berbasis Alumina. Uji Kualitas Produk Eluat dalam vial produk dicuplik kemudian dicacah menggunakan spektrometer gamma untuk menentukan tingkat keradioaktifan 188 Re dan kemurnian radionuklidanya (lolosan 188 W). Produk 188 Re juga dicuplik lagi untuk menentukan kemurnian radiokimia dengan metode kromatografi kertas dan selanjutnya dicacah menggunakan Cyclone Plus Autography Scanner. Dalam kegiatan ini telah dilakukan preparasi dan iradiasi sasaran 300 mg serbuk W-metal diperkaya 99,79% 186 W di fasilitas CIP reaktor G.A. Siwabessy pada daya 15 MW selama 15 hari, kondisi iradiasi tersebut ditunjukkan pada Tabel 1. Dalam iradiasi sasaran tersebut tidak dilakukan secara kontinyu tetapi dilakukan tiga kali iradiasi dan tiga kali shut down dan juga selama iradiasi reaktor mengalami tiga kali scram. Selama 3 kali iradiasi dan 2 kali shut down posisi kapsul iradiasi ada di CIP sedangkan pada saat shut down ke-3 posisi kapsul iradiasi dipindahkan dari CIP ke dalam kolam peluruhan. 2 4,8 2 9,2 3 4,8 3 26,51 Jumlah 13,8 44,5 Tabel 1. Kondisi iradiasi sasaran W-metal diperkaya 99,79% 186 W di dalam reaktor G.A. Siwabessy Iradiasi Shut Down Waktu Waktu Keterangan Ke- Ke- (hari) (hari) 1 4,2 1 8,8 Selama iradiasi Reaktor mengalami 3 kali scram Setelah diluruhkan selama 26,5 hari, kapsul iradiasi dikeluarkan dari kolam peluruhan dan diangkut ke fasilitas hot cells radioisotop PTRR- BATAN untuk penanganan dan pelarutan sasaran W-metal teriradiasi. Hasil dari pelarutan tersebut dihasilkan radioisotop 188 W dalam bentuk sodium tungstat (Na WO 4 ) dengan aktifitas dan yield seperti ditunjukkan pada Tabel 2. D - 11

6 Tabel 2. Larutan Na WO 4 hasil iradiasi sasaran W-metal diperkaya 99,79% 186 W Parameter Hasil Iradiasi Volume larutan sodium tungstat..(ml) 1,60 Warna larutan sodium tungstat... Kuning jernih ph larutan sodium tungstat Aktivitas 188 W teoritis (saat ukur)...(mci) 6,75 Aktifitas 188 W praktis (saat ukur)...(mci) 2.32 Aktivitas jenis 188 W (saat ukur) (Ci/g W) 0,008 Yield 188 W yang dihasilkan...(%) 34, kev ( a ) ( b ) 478 kev 633 kev ( c ) ( d ) 633 kev 188 W Dalam Tabel 2 tersebut prosentase yield dalam bentuk larutan sodium tungstat yang dihasilkan hanya 34,37% dibanding dengan perhitungan teoritis, ini mungkin disebabkan karena reaktor sering mengalami gangguan (scram) saat proses iradiasi berlangsung. Hasil pencacahan menggunakan spektrometer gamma terhadap larutan Na WO 4 sebelum di-loading ke dalam kolom kromatografi alumina asam masih banyak puncak energi gamma diantaranya 188 Re (155 KeV) dan energi gamma lainnya yang merupakan pengotor seperti yang ditunjukkan pada Gambar 5a. Setelah loading ke dalam kolom kromatografi alumina asam puncak energi gamma tinggal puncak energi gamma radioisotop 188 Re yaitu pada energi 155, 478 dan 633 kev seperti ditunjukkan pada Gambar 5b, ini menunjukkan bahwa semua radioisotop 188 W dan pengotor lainnya terserap ke dalam kolom kromatografi alumina asam. Untuk mengeluarkan semua radioisotop 188 Re, maka kolom kromatografi tersebut dielusi dengan 2 x 10 ml larutan salin (NaCl 0,9%) dan eluatnya dicacah dengan spektrometer gamma, hasilnya semua 188 Re telah terelusi keluar dari kolom kromatografi alumina asam seperti ditunjukkan pada Gambar 5c dan 5d. Gambar 5. Spektrum puncak energi gamma hasil pencacahan menggunakan spectrometer gamma terhadap : (a) Larutan Na WO 4 sebelum diloading ke dalam kolom kromatografi alumina asam. (b) Eluat larutan Na WO 4 setelah diloading ke dalam kolom kromatografi alumina asam (c) Eluat pencucian ke-1 kolom alumina dengan 10 ml larutan NaCl 0,9% (d) Eluat pencucian ke-2 kolom alumina dengan 10 ml larutan NaCl 0,9%. Pada saat akhir elusi/pencucian ke-2 kolom generator dengan 10 ml larutan NaCl 0,9% dihitung sebagai titik awal (t 0 ) masa pertumbuhan radioisotop 188 Re. Selanjutnya kolom generator tersebut dirakit ke dalam prototipe generator radioisotop terapi 188 W/ 188 Re berbasis alumina dan dibiarkan selama 4-5 hari untuk masa pertumbuhan 188 Re. Setelah masa pertumbuhan 188 Re tercapai, generator radioisotop terapi 188 W/ 188 Re berbasis alumina tersebut dielusi dengan 10 ml larutan NaCl 0,9% untuk mendapatkan radioisotop 188 Re dalam bentuk senyawa sodium perenat (Na 188 ReO 4 ). Larutan sodium perenat (Na 188 ReO 4 ) tersebut selanjutnya diuji kualitasnya meliputi kejernihan, ph, rendemen (yield), kemurnian radionuklida dan kemurnian radiokimia seperti ditunjukkan pada Tabel 3. D - 12

7 Tabel 3. Larutan Na 188 ReO 4 hasil elusi kolom generator radioisotop terapi 88 W/ 188 Re berbasis alumina No. Parameter Hasil uji 1. Warna larutan Prosiding Seminar Nasional Kimia, ISBN: Jernih tak berwarna 2. ph larutan 5,5 3. Yield rerata radioisotop 188 Re 81,31% 4. Kemurnian radionuklida rerata 100% 5. Kemurnian radiokimia rerata 98,35% Untuk membuktikan bahwa eluat yang diperoleh adalah 188 Re maka dilakukan pencacahan cuplikan eluat larutan sodium perenat tersebut menggunakan spektrometer gamma dan hasilnya hanya tampak puncak-puncak energi dari 188 Re pada 155, 478 dan 633 kev seperti ditunjukkan pada Gambar 6. Hal ini menunjukkan hasil elusi tersebut murni 188 Re karena tidak terdeteksi adanya pengotor radionuklida 188 W dan radionuklida pemancar sinar gamma lainnya sehingga kemurnian radionuklida 99,99%. Gambar 7. Kemurnian radiokimia hasil scanning sodium perenat menggunakan Cyclone Plus Autoradiography Scanner Hasil pemantauan prototipe generator radioisotop terapi 188 W/ 188 Re berbasis alumina dengan mengelusinya sekali seminggu selama 3 bulan diperoleh yield 188 Re rata-rata 81,31% dengan kemurnian radiokimia >95% seperti yang ditunjukkan pada Gambar kev 633 kev Gambar 6. Spektrum puncak energi- 188 Re hasil pencacahan eluat 188 Re menggunakan spektrometer gamma Kemurnian radiokimia dari 188 Re sebagai perenat ( 188 ReO 4 - ) hasil elusi generator radioisotop terapi 188 W/ 188 Re berbasis alumina adalah sebesar 99,4% seperti yang ditunjukkan pada Gambar 7 hasil dari pencacahan eluat produk 188 Re menggunakan alat Cyclone Plus Autography Scanner. Gambar 8. Grafik persen yield dan Kemurnian Radiokimia 188 Re hasil elusi prototipe Generator radioisotop terapi 188 W/ 188 Re berbasis alumina D - 13

8 KESIMPULAN Dalam penelitian ini telah berhasil dibuat prototipe generator radioisotop terapi 188 W/ 188 Re berbasis alumina dan diiradiasi 300 mg sasaran W-metal diperkaya hingga 99,79% 186 W di reaktor G.A. Siwabessy yang mempunyai fluks neutron 1,2 x n/cm 2 /detik selama 13,8 hari dengan 3 kali shutdown diperoleh 1,6 ml larutan radionuklida 188 W dalam bentuk sodium tungstat (Na WO 4 ) yang berwarna kuning jernih dengan ph=13 dan tingkat keradioaktifan 2,32 mci dengan aktifitas jenis 0,008 Ci/g W pada saat pengukuran dan diperoleh yield 188 W sebesar 34,38% dari perhitungan teroritis. Disamping itu juga telah berhasil memisahkan radioisotop terapi 188 Re dari radioisotop induknya ( 188 W) dengan metode kolom kromatografi dalam sistem generator radioisotop terapi 188 W/ 188 Re berbasis alumina. Hasil pemantauan terhadap kinerja prototipe generator radioisotop terapi 188 W/ 188 Re berbasis alumina Selama tiga bulan, telah diperoleh radioisotop 188 Re bebas pengemban dengan spesifikasi sebagai berikut : - Radioisotop 188 Re bebas pengemban dalam bentuk larutan sodium perenat (Na 188 ReO 4 ) yang jernih tidak berwarna - ph larutan 5,5 - Yield 188 Re rata-rata 81,31% - Kemurnian Radionuklida 100% (Pengotor radionuklida 188 W tidak terdeteksi) - Kemurnian Radiokimia rata-rata 98,35% Dengan demikian pembuatan prototipe generator radioisotop terapi 188 Re dari 188 W berbasis alumina beserta kinerjanya telah berhasil dilakukan. 2. Maria Argirou, Alexia Valassi, Maria Andreou, and Maria Lyra., 2013, Rhenium- 188 Production in Hospitals, by W-188/Re- 188 Generator, for Use in Radionuclide Therapy, Hindawi Publishing Corporation International Journal of Molecular Imaging, Volume 2013, Article ID , 7 pages. 3. F.F.(Russ) Knapp, JR., and AL. Beets, J. Pinkert and J. Kropp, W.Y. Lin and S.Y. Wang, 1999, Rhenium Radioisotopes for Therapeutic Radiopharmaceutical Development, International Seminar on Therapeutic Application of Radiopharmaceuticals (IAEA-SR-209), Hyderabad, India, January Sriyono, Hotman Lubis, Abidin, Hambali, Rohidi, dan Suryo Priyono., 2010, Penyiapan Sasaran Iradiasi di Pusat Radioisotop dan Radiofarmaka BATAN untuk Pembuatan Radioisotop., Prosiding Seminar Nasional Penelitian dan Pengelolaan Perangkat Nuklir, ISSN , Halaman , PTAPB-BATAN, Yogyakarta. 5. R.A. Kuznetzov, V.A. Tarasov, S.I. Klimov, A.N. Pakhomov, and O.V. Bubas, 2005, Production of 188 W in SM High-flux Reactor at SSC RF RIAR, 5 th International Conference on Isotopes, Brussel, Belgium, April DAFTAR PUSTAKA 1. Dennis R. Phillips, Ph.D., 1996, Radionuclide Generator System for Nuclear Medicine, Correspondence Continuing Education Courses for Nuclear Pharmacists and Nuclear Medicine Professionals, Volume V, Number 1, The University of New Mexico College of Pharmacy Albuquerque, New Mexico. D - 14