PROSPEK PENGEMBANGAN RADIONUKLIDA BERBASIS SIKLOTRON DI INDONESIA

(1)

PROSPEK PENGEMBANGAN RADIONUKLIDA BERBASIS

SIKLOTRON DI INDONESIA

Rohadi Awaludin

Pusat Radioisotop dan Radiofarmaka (PRR), BATAN

Kawasan Puspiptek, Tangerang Selatan, Telp/fax; 021-7563141 Email: [email protected]

ABSTRAK

PROSPEK PENGEMBANGAN RADIONUKLIDA BERBASIS SIKLOTRON DI INDONESIA. Saat ini

beberapa fasilitas siklotron telah mulai dibangun di Indonesia termasuk oleh pihak swasta, utamanya untuk produksi F-18. Oleh sebab itu, diprediksi bahwa pemanfaatan radionuklida berbasis siklotron akan berkembang dalam waktu dekat. Hasil hasil penelitian saat ini menunjukkan bahwa F-18, C-11, Cd-109, Fe-55, Cu-64, Pd-103, In-111, I-124, I-123, Tl-201 dan Ge-68/Ga-68 merupakan radionuklida-radionuklida yang banyak dikembangkan pemanfaatannya. Dari radionuklida-radionuklida tersebut, diprediksi bahwa F-18, C-11, Cd-109, Fe-55, Cu-64, Pd-103, In-111, I-124 dapat dikembangkan di Indonesia dalam waktu dekat mengingat relatif kecilnya energi proton yang diperlukan. Sedang I-123, Tl-201 dan Ge-68/Ga-68 diprediksi pada tahap selanjutnya karena memerlukan proton dengan energi yang relatif tinggi.

Kata kunci: radionuklida, siklotron, energi proton

ABSTRACT

PROSPECT OF CYCLOTRON BASED RADIONUCLIDES DEVELOMPENT IN INDONESIA. At

present, some cyclotron facilities have been built in Indonesia, including by private sector, primarily for the production of F-18. Therefore, it is predicted that the use of cyclotron-based radionuclides will increase in the near future. The results of current research show that radionuclides of F-18, C-11, Cd-109, Fe-55, Cu-64, Pd-103, In-111, I-124, I-123, Tl-201 and Ge -68/Ga-68 are developed extensively. It is predicted that F-18, C-11, Cd-109, Fe-55, Cu-64, Pd-103, In-111, I-124 can be developed in Indonesia in the near future since the required proton energy is relatively low. Radionuclide of I-123, Tl-201 and Ge-68/Ga-68 will be the next step since the production needs relatively high energy of proton.

Keywords: radionuclide, cyclotron, proton energy.

PENDAHULUAN

emanfaatan radionuklida di berbagai bidang seperti kesehatan, pertanian, industri serta hidrologi terus mengalami peningkatan. Selain diperoleh dari alam, radionuklida dapat dibuat melalui reaksi nuklir dengan memanfaatkan berkas netron atau berkas partikel bermuatan. Saat ini, hampir seluruh radionuklida yang digunakan merupakan radionuklida buatan. Berkas netron dengan fluks yang tinggi untuk produksi radionuklida dapat diperoleh dari reaktor nuklir, sedang berkas partikel bermuatan dengan energi tinggi dapat diperoleh dari siklotron.[1]

Biaya pembangunan siklotron jauh lebih kecil dibandingkan dengan pembangunan reaktor nuklir sehingga ada prediksi bahwa percepatan perluasan pemanfaatan radionuklida berbasis siklotron akan lebih cepat dibandingkan dengan radionuklida berbasis reaktor. Dalam beberapa tahun terakhir ini, di Indonesia, telah dibangun beberapa fasilitas siklotron untuk produksi radionuklida, khususnya fluor-18 (F-18)[2]. Dua

buah fasilitas siklotron dibangun oleh rumah sakit swasta dan satu buah telah dibangun di rumah sakit pemerintah. Fasilitas tersebut digunakan untuk layanan kesehatan deteksi kanker menggunakan 18 F-FDG (fluorodeoxyglucose). Kesediaan pihak swasta ini menunjukkan bahwa pembangunan siklotron telah memasuki nilai keekonomiannya. Oleh sebab itu, di Indonesia pun diprediksi bahwa pembangunan siklotron akan semakin banyak dan pemanfaatan radionuklida berbasis siklotron akan semakin luas.

Pada makalah ini akan disajikan hasil kajian terhadap beberapa radionuklida berbasis siklotron yang telah dimanfaatkan atau sedang dikembangkan pemanfaatannya. Beberapa karakteristik reaksi inti pembuatannya akan disajikan dalam makalah ini sebagai salah satu dasar untuk melihat peluang yang dimilikinya untuk dikembangkan di Indonesia. Termasuk di dalam karakteristik reaksi inti tersebut adalah besarnya tampang lintang reaksi sebagai fungsi energi partikel.

(2)

TATA KERJA

Pada kajian ini dilakukan inventarisasi jenis jenis radionuklida berbasis siklotron yang telah banyak dikembangkan pemanfatannya. Inventarisasi ini didasarkan pada hasil hasil penelitian yang telah dipublikasikan secara internasional. Selanjutnya, dilakukan pengumpulan jenis reaksi inti pembentukan radionuklida-radionuklida tersebut. Dari reaksi inti pembentukan radionuklida radionuklida tersebut, didalami reaksi inti yang paling layak dilakukan didasarkan pada laporan-laporan hasil penelitian. Selanjutnya, dilakukan penelusuran lebih lanjut tampang lintang reaksi inti (nuclear reaction cross section) dari reaksi-reaksi tersebut sebagai fungsi energi partikel penembaknya. Dari kurva tampang lintang reaksi, radionuklida-radionuklida tersebut dikelompokkan ke dalam radionuklida dengan energi partikel kurang dari 15 MeV dan lebih dari 15 MeV. Besaran energi partikel yang diperlukan untuk pembuatannya merupakan faktor penting dalam menentukan peluangnya untuk dikembangkan di Indonesia. Di dalam kegiatan ini ditelusuri pula besarnya kelimpahan isotop sasaran di alam karena bahan diperkaya tidak mudah dalam penyediaannya.

HASIL DAN PEMBAHASAN

Dari inventarisasi jenis jenis radionuklida berbasis siklotron, radionuklida yang telah dikembangkan pemanfaatanya diantaranya adalah: fluor-18 (F-18)[3-7], karbon-11 (C-11)[8], paladium-103 (Pd-paladium-103)[9], tembaga-64 (Cu-64)[10], indium-111 (In-111)[11], iodium-124 (I-124)[12], iodium-123 (I-123)[13], kadmium-109 (Cd-109)[14], besi-55 (Fe-55)[14], talium-201 (Tl-201)[15-17] dan germanium-68/galium-68 (Ge-68/Ga-68)[18]. Berikut adalah karakteristik radionuklida radionulida tersebut dan reaksi inti pembuatannya.

Fluor-18

Fluor-18 adalah radionuklida pemancar positron yang memiliki waktu paruh 110 menit. Radionuklida ini telah memiliki pemanfaatan yang luas, khususnya dalam bentuk 18F-FDG untuk deteksi kanker. Deteksi kanker dengan 18F-FDG ini didasarkan pada analisis metabolisme glukosa di dalam sel sehingga dapat mendeteksi adanya jaringan kanker meskipun secara bentuk/anatomi tidak atau belum terlihat. Saat ini, dari 1 fasilitas siklotron yang ada di Indonesia dilayani sekitar 10 – 15 pasien per hari. Jumlah pasien yang dapat didiagnosis ini jauh dari kebutuhan, karena prevalensi penderita kanker di Indonesia sebesar 4,3 jiwa per 1000 penduduk. Fluor-18 ini terus

dikembangkan dalam berbagai bentuk senyawa bertanda lainnya seperti FLT (fluorotimidin) untuk deteksi penyebaran kanker dan flumazenil untuk deteksi penyakit saraf. [5,6,7]

Fluor-18 dapat dibuat melalui beberapa reaksi inti yaitu 20Ne(d,α)18F, 18O(p,n)18F,

16

O(3He,p)18F, 16O(α,np)18F dan 20Ne(p,2pn)18F[1,3]. Pada awalnya, F-18 dibuat dengan reaksi inti

20_Ne(d,α)18

F. Pada reaksi inti ini, gas neon digunakan sebagai sasaran. Isotop neon-20 memiliki kelimpahan 90,48% di dalam neon alam. Oleh sebab itu, pada produksi F-18 menggunakan reaksi inti ini, target gas xenon alam dapat digunakan sebagai sasaran. Namun, F-18 diperoleh dalam bentuk gas dan untuk proses atau penggunaan selanjutnya diperlukan gas fluor sebagai pengemban (carrier). Kendala dalam proses ini adalah sulitnya penanganan gas yang mudah menyebar serta tingginya reaktifitas gas 18F2. Gas fluor yang

jumlahnya sangat kecil ini sangat mudah bereaksi dengan dinding tempat penyimpanan. Oleh sebab itu, permukaan wadah penyimpan gas mengandung

18

F2 harus terbuat dari bahan khusus berupa paduan

nikel dan diproses secara khusus menggunakan gas fluor sehingga tidak bereaksi dengan 18F2 yang

diperoleh. Saat ini, proses produksi F-18 menggunakan reaksi inti ini jarang dilakukan.[1]

Fluor-18 saat ini banyak dibuat dengan memanfaatkan reaksi inti 18O(p,n)18F. Energi proton yang diperlukan pada reaksi inti ini relatif rendah pada kisaran 4-10 MeV seperti ditunjukkan pada Gambar 1.[3] Pada reaksi inti ini, sasaran yang digunakan adalah air dan radionuklida F-18 yang dihasilkan dalam bentuk ion fluorida di dalam air. Ion florida tersebut dapat dipisahkan dari air sasaran menggunakan penukar ion. Tantangan pada metode ini adalah rendahnya kandungan isotop oksigen-18 di dalam oksigen alam, yaitu hanya sebesar 0,20%. Oleh sebab itu, untuk mendapatkan F-18 dengan radioaktivitas yang tinggi diperlukan sasaran oksigen dengan kandungan oksigen-18 yang telah diperkaya (H218O).

Gambar 1. Tampang lintang reaksi inti

18

(3)

Karbon-11

Karbon-11 merupakan radionuklida pemancar positron dengan waktu paruh 20,39 menit. Meskipun waktu paruhnya sangat pendek, radionuklida ini telah dimanfaatkan untuk beberapa kegunaan, diantaranya untuk deteksi

EFGR-positive-tumor menggunakan PET.[8]

Radionuklida C-11 ini dapat dibuat dengan reaksi inti 14N(p,α)11C dan 11B(p,n)11C. Dari kedua reaksi inti tersebut, reaksi yang saat ini banyak dimanfaatkan adalah reaksi 14N(p,α)11C. Nitrogen alam tersusun oleh 14N sebesar 99,63% dan 15N sebesar 0,37%. Oleh sebab itu, pada proses produksi dengan reaksi ini tidak diperlukan target diperkaya karena nitrogen alam hampir seluruhya adalah isotop 14N. [1]

Tampang lintang reaksi inti 14N(p,α)11C ditunjukkan pada Gambar 2.[3] Dari Gambar 2 diketahui bahwa reaction cross section yang tinggi terletak pada energi proton sekitar 7-8 MeV. Jadi reaksi inti ini tidak memerlukan proton dengan energi tinggi. Berkas proton yang digunakan untuk produksi F-18 dapat digunakan pula untuk produksi C-11. Hanya saja, pembuatan C-11 memerlukan desain wadah target yang berbeda yaitu wadah sasaran untuk zat gas.

Di dalam gas nitrogen sasaran biasanya terkandung gas oksigen meskipun dalam jumlah yang sangat kecil. Akibat dari radiasi, radionuklida C-11 yang terbentuk bereaksi dengan oksigen tersebut dan membentuk 11CO2. Radionuklida C-11

dapat pula diperoleh dalam bentuk 11CH4. Jika di

dalam gas sasaran ditambahkan gas hidrogen (H2)

sekitar 5%, maka akan terbentuk dalam bentuk

11

CH4.[3] Gas yang dihasilkan selanjutnya digunakan

untuk proses berikutnya.

Gambar 2. Tampang lintang reaksi 14N(p,α)11C [3].

Paladium-103

Paladium-103 merupakan radionuklida pemancar gamma murni dengan waktu paruh 16,99 hari. Radionuklida ini memancarkan radiasi gamma dengan energi 358 keV dengan intensitas yang rendah (0,022%) dan sinar-X dari Rh sebesar 20,2 dan 22,7 keV. Radionuklida ini telah banyak digunakan sebagai active core dalam seed untuk brakitherapi penanganan kanker.[9]

Radionuklida Pd-103 dibuat dengan reaksi inti 103Rh(p,n)103Pd. Tampang lintang reaksi inti tersebut ditunjukkan pada Gambar 3.[3] Dari Gambar 3 terlihat bahwa tampang lintang reaksi inti yang tinggi terletak pada energi proton sekitar 9-11 MeV. Oleh sebab itu, untuk produksi ini diperlukan energi yang sedikit lebih tinggi dari energi proton untuk produksi F-18 namun masih di bawah 15 MeV. Pada produksi ini digunakan rodium (Rh) yang merupakan zat padat. Rh alam tersusun oleh isotop Rh-103 sebanyak 100%, jadi pada produksi ini digunakan Rh alam.

103

Rh(p,n)103Pd. [3]

Target rhodium dapat diiradiasi dalam bentuk lapisan tipis berupa electroplated layer. Setelah iradiasi, sasaran teriradiasi dilarutkan dan Pd-103 dipisahkan dari matriks sasaran menggunakan ekstraksi pelarut, penukaran ion atau

electroseparation.[3] Tembaga-64

Tembaga-64 merupakan radionuklida dengan waktu paruh 12,7 jam meluruh melalui electron

capture (EC) (43,6%), β+ (17,4%), dan β- (39,0%). Radionuklida ini sangat bermanfaat untuk pengembangan pemanfaatan positron untuk PET yang memerlukan waktu paruh agak panjang. Waktu paruh Cu-64 ini lebih panjang dibandingkan dengan F-18 yang hanya 110 menit. Radionuklida ini telah dikembangkan untuk penandaan

monoclonal antibody dan peptide untuk

(4)

Tembaga-64 dapat dibuat dengan reaksi inti

64

Ni(p,n)64Cu. Nikel alam mengandung isotop 64Ni sebesar 0,926%. Oleh sebab itu untuk proses produksi ini diperlukan nikel diperkaya agar mendapatkan radioaktivitas yang tinggi. Tampang lintang reaksi inti ditunjukkan pada Gambar 4.[3] Dari gambar tersebut terlihat bahwa tampang lintang reaksi inti yang tinggi terletak pada energi sekitar 8-14 MeV.

64

Ni(p,n)64Cu[3].

Radionuklida Cu-64 dapat pula dibuat dari reaktor nuklir menggunakan reaksi inti

64

Zn(n,p)64Cu.[1] Reaksi ini menggunakan isotop target Zn-64 yang terkandung sebesar 48,6% di dalam Zn alam. Oleh sebab itu, proses pembuatan dengan cara ini dapat dilakukan menggunakan Zn alam yang mudah diperoleh. Namun, Cu-64 memiliki waktu paruh yang pendek, sehingga Cu-64 yang dihasilkan hanya dapat digunakan di daerah sekitar reaktor nuklir berada. Untuk daerah yang berlokasi jauh dari reaktor nuklir, metode ini sulit untuk dimanfaatkan karena radioaktivitas Cu-64 yang diperoleh akan turun jauh selama perjalanan dari reaktor ke lokasi penggunaan. Dengan kata lain, pembuatan Cu-64 dengan siklotron akan memberikan manfaat untuk daerah-daerah yang berlokasi jauh dari reaktor nuklir.

Indium-111

Indium-111 merupakan radionuklida pemancar gamma murni dengan energi 245 dan 171 keV. Radionuklida ini memiliki waktu paruh 2,81 hari. Radionuklida ini telah dimanfaatkan dalam penandaan antibodi untuk penanganan limfoma.[11]

Indium-111 dapat dibuat melalui reaksi inti

111

Cd(p,n)111In. Tampang lintang reaksi inti tersebut ditunjukkan pada Gambar 5.[3] Pada gambar tersebut ditunjukkan bahwa tampang lintang reaksi yang tinggi pada energi 9-14 MeV. Di dalam kadmium alam, isotop Cd-111 memiliki kelimpahan 12,8%. Oleh sebab itu, proses pembuatan ini memerlukan

target diperkaya untuk mendapatkan radioaktivitas In-111 yang tinggi.

111

Cd(p,n)111In. [3]

Indium-111 dapat pula dibuat dengan reaksi inti

112

Cd(p,2n)111In. Tampang lintang reaksi inti ditunjukkan pada Gambar 6.

Gambar 6. Tampang lintang reaksi

112

Cd(p,2n)111In. [3]

Dari Gambar 6 diketahui bahwa tampang lintang reaksi yang tinggi pada energi proton kisaran 16 – 25 MeV. Reaksi inti 112Cd(p,2n)111In memerlukan proton dengan energi lebih tinggi dibandingkan dengan reaksi inti 111Cd(p,n)111In. Namun, reaksi inti ini memberikan kemudahan pada sisi ketersediaan sasaran. Isotop Cd-112 memiliki kelimpahan sebesar 24,13% di Cd alam, lebih tinggi dari kelimpahan Cd-111 yang sebesar 12,80%. Oleh sebab itu, jika tersedia siklotron dengan energi proton yang tinggi, pembuatan 111In menggunakan reaksi 112Cd(p,2n)111In akan memberikan radioaktivitas yang lebih tinggi karena kelimpahan isotop sasaran yang lebih tinggi dan tampang lintang reaksi yang sedikit lebih tinggi.

Iodium-124 dan iodium-123

Iodium-124 merupakan radionuklida dengan waktu paruh 4,18 hari, meluruh dengan electron

(5)

Radionuklida ini memancarkan radiasi gamma dengan energi 1691, 723 dan 603 keV selain memancarkan radiasi 511 keV hasil dari anihilasi positron. Radionuklida ini telah dikembangkan untuk diagnosis kanker tiroid menggunakan PET serta penandaan beberapa jenis antibodi. [12]

Iodium-124 dibuat melalui reaksi inti

124

Te(p,n)124I. Telurium-124 terkandung sebesar 4,82% di dalam Te alam. Oleh sebab itu, untuk mendapatkan I-124 dengan radioaktivitas yang tinggi diperlukan Te diperkaya. Tampang lintang reaksi inti ditunjukkan pada Gambar 7.[3] Gambar tersebut menunjukkan bahwa tampang lintang yang tinggi terletak pada energi sekitar 10 – 14 MeV.

Gambar 7. Tanpang lintang reaksi inti

124

Te(p,n)124I. [3]

Iodium-123 merupakan radionuklida dengan waktu paruh 13,27 jam, meluruh melalui electron

capture. Radiasi gamma yang dipancarkan memiliki

energi 159 keV dengan intensitas 83,3% dan 529 keV dengan intensitas 1,4%. Radionuklida ini dikembangkan untuk diagnosis penyakit jantung.[13]

Iodium-123 dapat dibuat melalui reaksi inti

124

Te(p,2n)123I. Tampang lintang reaksi inti tersebut ditunjukkan pada Gambar 8.[3] Dari gambar tersebut terlihat bahwa tampang lintang yang tinggi pada energi sekitar 18 – 28 MeV dengan nilai maksimum sekitar 25 MeV.

Pembuatan I-123 dan I-124 dapat dilakukan dengan sasaran yang sama yaitu Te-124. Perbedaan terletak pada besarnya tampang lintang reaksi pada energi proton yang berbeda. Pada penggunaan proton dengan energi sekitar 11 MeV, radionuklida yang terbentuk lebih didominasi oleh I-124. Sedang pada penggunaan proton dengen energi lebih dari 16 MeV, radionuklida yang terbentuk didominasi oleh I-123. Oleh sebab itu, jenis radionuklida yang dihasilkan dapat diatur melalui pengaturan energi proton.

124

Te(p,2n)123I. [3]

Iodium-123 sebenarnya dapat pula dibuat melalui reaksi 124Xe(p, 2n)123CsÆ123XeÆ 123I[1,3]. Reaksi 124Xe(p, 2n)123Cs ini memiliki tampang lintang yang tinggi pada energi proton sekitar 22 – 30 MeV seperti ditunjukakn pada gambar 9.[3] Reaksi ini jarang digunakan untuk pembuatan I-123 karena penanganan target gas yang tidak mudah selain kelimpahan isotop Xe-124 yang hanya 0,1% di dalam xenon alam.[1]

Gambar 9. Tampang lintang reaksi inti 124Xe(p,

2n)123Cs.

Kadmium-109

Kadmium-109 merupakan radionuklida dengan waktu paruh yang panjang 463 hari. Radionuklida ini meluruh melalui electron capture dan memancarkan radiasi gamma 22,2 dan 24,9 keV. Radionuklida ini saat ini digunakan sebagai sumber radiasi dalam perangkat XRF (X-ray

fluorescence) , khususnya portable XRF, untuk

analisis unsur. [14]

Kadmium-109 dibuat melalui reaksi inti

109

Ag(p,n)109Cd. Ag-109 terkandung sebesar 48,16% di dalam Ag alam. Perak alam telah mengandung isotop sasaran relatif tinggi sehingga pembuatan dengan dengan Ag alam pun dapat memberikan radioaktivitas yang tinggi. Tampang

(6)

lintang reaksi ditunjukkan pada Gambar 10.[3] Dari Gambar 10 diketahui bahwa tampang lintang reaksi yang tinggi pada energi sekitar 8-10 MeV.

109

Ag(p,n)109Cd. [3]

Talium-201

Talium-201 merupakan radionuklida dengan waktu paruh 72,9 jam, meluruh dengan peluruhan

electron capture. Radiasi gamma yang dipancarkan

memiliki energi 135 dan 167 keV. Radionuklida ini digunakan untuk deteksi penyakit jantung.[15]

203

Tl(p,3n)201Pb. [3]

Talium 201 dibuat melalui reaksi

203

Tl(p,3n)201Pb Æ 201Tl. Sasaran berupa 203Tl berubah menjadi 201Pb setelah diiradiasi dengan proton. Radionuklida 201Pb selanjutnya meluruh melalui electron capture menjadi 201Tl dengan waktu paruh 9,33 jam. Tampang lintang reaksi pembentukan 201Pb dari 203Tl ditunjukkan pada Gambar 11[3]. Pada gambar tersebut ditunjukkan bahwa tampang lintang reaksi yang tinggi pada energi proton sekitar 25-33 MeV. Oleh sebab itu, untuk pembuatan 201Tl diperlukan siklotron dengan energi proton yang relatif tinggi. Tl-201 dapat dibuat dengan siklotron CS-30 yang dapat menghasilkan energi pada kisaran 26 MeV.[16] Jika menggunakan proton dengan energi kurang dari 15 MeV, hampir tidak ada 201Pb yang dapat terbentuk.

Di dalam Tl alam, Tl-203 terkandung sebesar 29,52%, sedang sisanya sebesar 70,48% adalah Tl-205. Dari Tl-205 dapat terjadi reaksi

205

Tl(p,4n)202mPbÆ202Tl. Radionuklida Tl-202 memiliki waktu paruh 12,3 hari. Jika digunakan Tl alam, radioaktivitas radionuklida pengotor Tl-202 akan sangat tinggi. Dengan sasaran target diperkaya Tl-203 99,7%, radioaktivitas Tl-202 dapat diturunkan menjadi kurang dari 0,3% dibandingkan dengan radioaktivitas Tl-201 setelah proses pemisahan.[17]

Besi-55

Besi-55 merupakan radionuklida dengan waktu paruh yang panjang 2,73 tahun, meluruh melalui electron capture. Radiasi yang dipancarkan berupa radiasi sinar-X dari Mn dengan energi 5,9 dan 6,5 keV. Radionuklida ini telah dimanfaatkan sebagai sumber radiasi pada XRF, khususnya pada

portable XRF bersama sama dengan Cd-109.[14]

Besi-55 dibuat dengan reaksi inti

55

Mn(p,n)55Fe. Isotop Mn-55 memiliki kelimpahan sebesar 100% di dalam Mn alam sehingga proses pembuatan ini tidak mempunyai kesulitan dalam hal penyediaan bahan sasaran. Tampang lintang reaksi inti ditunjukkan pada Gambar 12.[3] Pada gambar tersebut terlihat bahwa tampang lintang reaksi yang tinggi terlihat pada energi 7-9 MeV. Jadi, proses produksi ini dapat dilakukan dengan proton berenergi relatif rendah kurang dari 10 MeV.

Gambar 12. Tampang lintang reaksi inti

55

Mn(p,n)55Fe. [3]

Generator Ge-68/Ga-68

Ga-68 merupakan radionuklida pemancar positron dengan waktu paruh 67,6 menit. Radionuklida ini dapat diperoleh melalui generator radionuklida dengan radionuklida induk Ge-68 yang memiliki waktu paruh 270,8 hari. Ge-68 meluruh melalui electron capture menjadi Ga-68. Ga-68

(7)

dikembangkan dalam penandaan peptida untuk

positron emission tomography (PET).[18]

Ge-68 dapat diperoleh melalui reaksi inti

69

Ga(p,2n)68Ge. Tampang lintang reaksi ditunjukkan pada Gambar 13.[3] Pada gambar tersebut ditunjukkan bahwa nilai tampang lintang reaksi yang tinggi pada energi sekitar 18-24 MeV. Jadi, diperlukan berkas proton dengan energi relatif tinggi untuk proses pembuatan Ge-68. Isotop sasaran Ga-69 memiliki kelimpahan 60,9%, dapat diharapkan diperoleh radioaktivitas yang tinggi menggunakan sasaran galium alam. Meskipun demikian, radioaktivitas masih dapat ditingkatkan lagi dengan menggunakan sasaran bahan diperkaya.

Namun perlu diperhatikan bahwa galium logam memiliki temperatur leleh yang rendah yaitu 29,7 ºC. Oleh sebab itu, sasaran galium logam tidak dapat dibuat dengan deposit electroplating seperti sasaran padat lainnya. Bahan sasaran dapat digunakan dalam bentuk pelet galium oksida (Ga2O3) atau logam galium dibungkus dengan

neobium. [19] Juga perlu diperhatikan bahwa produksi Ge-68 memerlukan waktu iradiasi yang panjang untuk mendapatkan radioaktivitas yang tinggi. Misalnya, di Brookhaven National Laboratory Ge-68 dibuat dengan sasaran 81 gram galium dibungkus neobium, iradiasi selama 640 jam (energi proton 30 MeV, arus 85 mA) diperoleh sekitar 1-1,5 Ci. [19]

69

Ga(p,2n)68Ge. [3]

KESIMPULAN

Dari hasil hasil penelitian saat ini, radionuklida yang banyak dikembangkan pemanfaatannya adalah F-18, C-11, Cd-109, Fe-55, Cu-64, Pd-103, In-111, I-124, I-123, Tl-201 dan Ge-68/Ga-68. Dari radionuklida tersebut, diprediksi bahwa F-18, C-11, Cd-109, Fe-55, Cu-64, Pd-103, I-124 akan dikembangkan di Indonesia dalam waktu dekat mengingat relatif kecilnya energi proton yang

diperlukan. Sedang I-123, Tl-201 dan Ge-68/Ga-68 diprediksi pada tahap selanjutnya karena memerlukan proton dengan energi yang relatif tinggi.

DAFTAR PUSTAKA

[1] SAITOH, N., Handbook of Radioisotopes, Maruzen Press, Tokyo,1996.

[2] PURWOKO, Studi Pendahuluan Pembuatan Preparasi Radiofarmaka PET 18FLT, Prosiding Pertemuan Ilmiah Radioisotop Radiofarmaka dan Siklotron 2011, Pusat Radioisotop dan Radiofarmaka, Jakarta, 2011.

[3] SCHLYER, D.J. et al., Cyclotron produced radioisotope: Physical Characteristics and production methods, IAEA, Vienna, 2009, [4] PILLAI, M.R.A. et al., Cyclotron Produced

Radionuclides: Principles and Practice, IAEA,Vienna, 2008.

[5] BILICI, A., USTAALIOGLU, B.B., SEKER, M., CANPOLAT, N., TEKINSOY, B., GUMUS M., Clinical value of FDG PET/CT in the diagnosis of suspected recurrent ovarian cancer, Eur. J. Nucl. Med., 37(7), 2010, 1259-69

[6] BOECKER, H., WEINDL, A., LIEDTKE, C., MIEDERER, M., SPRENGER, T., WAGNER, K.J., MIEDERE, I., GABAergic Dysfunction in Essential Tremor: An 11C-Flumazenil PET Study, J. Nucl. Med., vol. 51 no. 7, 2010, 1030-1035

[7] BUCK, A.K., SCHIRRMEISTER, H., HETZEL, M., HALTER, G., GLATTING, G., MATTFELDT, T., LIEWALD, F., RESKE S. N., Neumaier B.,

3-Deoxy-3-[(F-18]fluorothymidine-positron emission tomography for noninvasive assessment of

proliferation in pulmonary nodules, Cancer Res., 62, 2002, 3331-3334

[8] MISHANIA E., ABOURBEHA G., ROZEN Y, JACOBSON O., LAKY D., Novel carbon-11 labeled 4-dimethylamino-but-2-enoic acid [4-(phenylamino)-quinazoline-6-yl]-amides: potential PET bioprobes for molecular imaging of EGFR-positive tumors, Nuclear Medicine and Biology, 31 (4), 2004, 469–476.

[9] SHIRVANI S.M., KUDCHADKER R.J., BRUNO T.L., LIKHACHEVA A., Impact of urinary catheterization on dosimetry after prostate implant brachytherapy with palladium-103 or iodine-125, Brachytherapy, 10 (4), 2011, 269–274.

(8)

[10] FERREIRA C.L., YAPP D.T., LAMSA E., GLEAVE M., BENSIMON C., Evaluation of novel bifunctional chelates for the development of Cu-64-based radiopharmaceuticals, Nuclear Medicine and Biology, 35 (8), 2008, 875–882. [11] ANONYMOUS, In-111 ZEVALIN kit, IDEC

Pharmaceuticals Corporation, 2003.

[12] GREWAL R.K., LUBBERINK M., PENTLOW K.S., LARSON S.M., The Role of Iodine-124-Positron Emission Tomography Imaging in the Management of Patients with Thyroid Cancer, PET Clinics, 2 (3), 2007, 313– 320.

[13] JACOBSON A.F., CERQUEIRA M.D., WONG N.D., THOMAS G.S., Myocardial Iodine-123 Meta-Iodobenzylguanidine Imaging and Cardiac Events in Heart Failure, Journal of the American College of Cardiology, 55 (20), 2010, 2212–2221.

[14] IAEA, X-ray Fluorescence in the IAEA and its Member States, IAEA Newsletter, Vienna, 2002.

[15] JEETLEY P., SABHARWAL N.K.,SOMAN P., KINSEY C., RAVAL U., Comparison between Tc-99m N-NOET and Tl-201 in the assessment of patients with known or suspected coronary artery disease, Journal of Nuclear Cardiology, 11(6), 2004, 664–672.

[16] DJALOEIS A., SUDJATMOKO, Accelerator Technology and Its Application In Indonesia,

Proceeding of the second Asian Particle Accelerator Conference, Beijing, 2001, 39-43. [17] SATTARI I., ASLANI G., DEHGHAN MK,

Dependence of Quality of Thallium-201 on Irradiation data, J. Radiat. Res., 2003; 1(1): 51 – 54.

[18] CAMELLINI L., SASSATELLI R., VERSARI A., CARLINFANTE G., FRASOLDATI A., 68-Ga-DOTA-TOC PET, Endoscopic Ultrasonography and Multidetector CT in The Diagnosis of Neuroendocrine Tumors In The Duodeno-Pancreatic Area, Digestive and Liver Disease, 41, 2009, 32-36.

[19] IAEA, Production of Long Lived Parent Radionuclides for Generators: 68Ge, 82Sr, 90Sr and 188W, Vienna, 2010.

TANYA JAWAB

Reza

− Bagaimana penggunaan F-18 dalam deteksi kanker?

Rohadi

• F-18 digunakan dalam bentuk 18F-FDG. Senyawa bertanda 18F-FDG digunakan untuk memeriksa/memetakan metabolisme glukosa dalam tubuh. Sel/jaringan kanker dapat diketahui dari metabolisme glukosa yang berlebihan karena sel-sel kanker terus membelah secara cepat.