II. PRODUKSI RADIONUKLIDA Tahun 1896 Becquerel menemukan radioaktivitas alami dalam potasium uranil sulfat. Sejak itu, Piere dan Marie Curie, E.Rutherford, dan F.Soddy membuat semua kemajuan besar dalam penemuan dari elemen radioaktif yang lain. Kerja dari saintis ini telah menunjukkan bahwa semua elemen yang ditemukan di alam dengan nomor atom lebih besar dari 83 (bismeth) adalah radioaktif. Tiruan radioaktivitas pertama kali dilaporkan oleh I. Curie dan F. Joliot (1934). aintis ini mengiradiasi Boron dan Alumunium target dengan partikel α dan palonium dan mendapatkan Positron diemisikan dari target bahkan setelah dilepas dari sumber partikel α. Penemuan ini memacu atau meniru radioakivitas membuka cabang bidang Baru yang sangat penting. Sekitar waktu yang sma, penemuan cyclotron, neutron, dan deuteron oleh berbagai saintis menambah produksi dari banyak lagi artifisial radioaktivitas. Sekarang, lebih dari 1500 radionuklida telah diproduksi secara artifisial dalam cyclotron, reaktor, generator neutron, atau linier aselerator. Radionuklida yang digunakan dalam kedokteran nuklir adalah lebih artifisal, mereka pertama diproduksi dalam cyclotron atau reaktor tergantung pada partikel iradiasi, energinya dan inti target. Selama mereka sangat mahal, fasilitas ini hanya baik dalam jumlah terbatas institusi. Institusi ini bisa mensuplay ke institusi jauh yang tidak memiliki fasilitas untuk memproduksinya. Dalam beberapa instansi, cyclotron atau reaktor memfasilitasi sel radionuklida untuk suplier perdagangan, yang selanjutnya untuk institusi yang kecil dan jauh. Radionuklida yang sangat pendek hidup hanya baik dalam institusi yang mempunyai cyclotron atau fasilitas reaktor. Mereka tidak bisa mensuplay ke institusi jauh atau rumah sakit sebab dia cepat meluruh. Untuk fasilitas jauh, maka ada sumber kedua dari radionuklida, terutama yang hidupnya-pendek, yang disebutnya radionuklida generator atau "cow". Dalam radiogenerator, nuklida induk hidup panjang diabsorbsi apada absorbent material dan nuklida anak hidup pendek dipisahkan dengan elusi kimia dengan solven tertentu. Generator ini sangat berguna dalam kedokteran nuklir dan akan didiskusikan nanti.
Universitas Gadjah Mada
CYCLOTRON-Penghasil Radionuklida Dalam cyclotron, partikel bermuatan seperti proton, deuteron, partikel cc, partikel 3He, dsb. dipercepat dalam celah sirkuler dibawah vakum dengan medan elektromagnetik. Percepatan partikel ini dapat memiliki beberapa kilo elektron volt (keV) sampai beberapa billion elektron volt (BeV) dari energi tergantung pada desain dan tipe cyclotron. Selama partikel bermuatan bergerak sepanjang celah sirkuler dengan kenaikan energi secara gradual, radius yang lebih besar dari partikel trayek, energi yang lebih tinggi dan partikel. Pada cyclotron, hubungan ini dari energi dengan radius ditetapkan secara jelas. Ion berat seperti 16O, 14N, dan 32S juga mempunyai percepatan secara penuh dalam accelerator ion-berat. Bila target dari elemen stabil disisipkan pada suatu radius dalam cyclotron, partikel yang dipercepat iradiasi inti target dan reaksi nuklir terjadi. Dalam reaksi nuklir, partikel bisa meninggalkan inti setelah interaksi, meninggalkan beberapa energinya, atau mungkin secara komplit diabsorpsi oleh inti, tergantung pada energi dari partikel. Dalam kasus lain, inti dengan energi eksitasi terbentuk dan energi eksitasi dibuang dengan emisi dari nukleon (yaitu proton dan neutron). Emisi partikel partikel diikuti dengan emisi sinar-y bila yang sebelumnya tidak lebih lama energi visibel. Tergantung energi yang disimpan oleh partikel, jumlah nukleon diemisikan secara random dari nukleus target yang diiradiasi, membuat pembentukan nuklida yang berbeda. Sebagai energi iradiasi partikel menaik, nukleon yang diemisikan lebih banyak, dan maka lebih banyak variasi nuklida yang diproduksi. Setiap reaksi nuklir untuk produksi nuklida mempunyai threskold tertentu atau energi Q yang baik diabsorbsi maupun dilepaskan dalam reaksi. Energi ini membutuhkan timbul dari perbedaan antara masa nukleus target plus partikel iradiasi dan masa dari produk nuklida plus partikel yang diemisi. Dalam reaksi nuklir membutuhkan absorpsi energi, partikel iradiasi harus memiliki energi diatas energi threskold. Sebaliknya reaksi nuklir tidak terjadi. Selanjutnya, bila partikel iradiasi dimuati, kemudian tambahan Coulomb energi karena Coulomb barier antara partikel bermuatan dan inti target atau inti emisi harus ditambahkan ke harga Q dari reaksi nuklir. Contoh dari cyclotron-produksi radionuklida sederhana adalah dengan iradiasi
111
Cd dengan 12-MeV proton dalam cyclotron.
Universitas Gadjah Mada
111
In, yang diproduksi
Reaksi Nuklir ditulis sebagai berikut : 111
dimana
Cd (p,n) 111In
111
Cd adalah target proton p adalah partikel yang diiadiasi, neutron n adalah
partikel yang diemisikan dan "In adalah produk radionuklida. Dalam hal ini, nukleon kedua mungkin tidak diemisikan sebab mungkin tidak cukup energi yang tinggal setelah emisi neutron yang pertama. Energi eksitasi yang tak cukup untuk emisi beberapa nukleon lagi akan di "dissipated" dengan emisi sinar- Sebagai contoh lain, secara relatif reaksi nuklir energi tinggi menginduksi pada
89
Y
dengan iradiasi dengan 40-MeV proton ditulis dibawah :
Walaupun semua reaksi menerangkan contoh diatas adalah masuk akal, reaksi yang termungkin adalah (p, 3n) dan (p, p2n) reaksi dengan 40 MeV proton. Dapat dimengerti radionuklida yang diproduksi dengan nomor atom berbeda dari target isotop tidak mengandung banyak isotop stabil ("dingin" atau "caner") dapat dideteksi dengan metoda analitik biasa, dan sediaan seperti itu disebutnya "Carrier-free". Material target untuk iradiasi harus "pure" dan dipilih yang mono isotopik agar supaya menghindari produksi radionuklida yang tidak dikehendaki. Energi dan tipe partikel iradiasi harus dipilih agar kontaminasi dengan banyak sekali radionuklida yang dihasilkan dari reaksi nuklir lain dapat dihindari. Sebab beberapa isotop dari elemen yang berbeda mungkin diproduksi dalam sistem iradiasi tertentu, ini penting untuk mengisolasi isotop dari elemen tunggal. Ini dapat dibarengi dengan metoda kimia yang baik seperti ekstrasi solven, presipitasi, ion excange, dan destilasi. Cyclotron-produksi radionuklida umum-nya adalah "neutron deficient" dan maka dari itu meluruh dengan emisi + atau "electron capture". Metoda untuk membuat beberapa cyclotron-produksi radionuklida yang baik diterangkan dibawah : Gallium-67 dapat diproduksi dengan beberapa reaksi nuklir seperti (deuteron adalah disingkat d),
68
Zn (p, 2n)
67
Ga, dan
64
Zn (a, p)
66
Zn (d,n)
67
Ga
67
Ga. Tepat zinc
natural "pure" atau isotop zinc "enriched" dalam bentuk oksida diiradiasi dengan proton
Universitas Gadjah Mada
20-MeV. 8-MeV deuteron, atau 23-MeV partikel a dalam cyclotron pada sinar tertentu untuk waktu spesifik. Setelah iradiasi target dilarutkan dalam 7 M HCl dan "Carrierfree"
67
Ga diekstraksi dengan isopropil eter. Fase organik lalu dievaporasi sampai
kering dalam waterbath dan residu diambil dalam HCI encer untuk mensuply sebagai gallium klorida. Ini bisa dikomplek dengan asam sitrat untuk membentuk gallium sitrat, yang banyak digunakan dalam kedokteran nuklir. Target zinc alami dapat jadi "inpurities" seperti jam dibanding dengan 78 jam waktu paruh
67
Ga, yang mempunyai waktu paruh 9
67
Ga. Radiokontaminan
66
Ga bisa didapat 67
serangan dari membiarkan meluruh secara sempurna sebelum proses kimia
Ga.
Target isotop zinc enriched memproduksi radioaktif lebih kurang pengotor, tetapi mereka mahal untuk disiapkan. Iodin-123 mempunyai keuntungan penting dalam kedokteran nuklir sebab is mempunyai karakteristik radiasi yang baik. Ia dihasilkan langsung atau tak langsung dalam cyclotron dengan beberapa reaksi nuklir. Reaksi nuklir langsung adalah reaksi di mana
123
I dipropduksi secara langsung dan sepertinya terkontaminasi dengan radio
isotop iodin lain seperti 124I dan 125I, tergantung dari tipe target dan partikel iradiasi. Contoh dari reaksi ini adalah 124
121
Sb (α, 2n)
121
I,
123
Te (p, n)123I,
122
Te(d,n),
123
I, dan
123
Te (p,2n),
I tergantung pada komposisi target, bagian lain reaksi jelas bisa
memproduksi berbagai radio isotop dari iodin Dalam metoda langsung, setelah iradiasi target dilarutkan dalam asam mineral dan iodin dikoleksi dengan destilasi ke dalam NaOH encer. Pada metoda tak langsung, reaksi nuklir juga dipilih bahwa
123
Xe diproduksi
awalnya, yang kemudian meluruh dengan waktu paruh 2,1 jam untuk memproduksi 123I dengan waktu paruh 13 jam. Reaksi ini mengikuti produksi iodin lainnya. Berbagai reaksi termasuk partikel α,
122
Te (-3He, 2n)
122
Te (α, 3n)
123
I bebas dari radio isotop
123
Xe menggunakan 4246 MeV
123
Xe menggunakan 20-30 MeV partikel 3He,
123
Xe menggunakan 25-MeV partikel
3
He, dan
127
I (p,5n)
123
Te (3He, 3n)
123
Xe menggunakan
60-70 MeV proton. Dalam semu kasus kecuali yang terakhir, target mengandung natural atau inreched tellurium puder coated di dalam camber air-dingin yang diradiasi dengan α atau partikel 3He. Selama iradiasi, gas helium dilalukan melalui target, sweeping
123
Xe dan beberapa secara langsung memproduksi isotop iodin. Campuran
gas awalnya dilewatkan bertingkat dijaga -79°C dengan karbon dioksida padat untuk menghilangkan iodin, dan kemudian melalui trap lain dijaga pada -196°C dengan 123
nitrogen cair untuk menghilangkan membocorkan trap. Untuk reaksi
Universitas Gadjah Mada
Xe. Iodin dapat mudah di hilangkan dengan
127
I (p, 5n)
123
Xe, target dilarutkan dalam larutan air
potasium iodida, dan
123
Xe dihilangkan dengan gelembung gas helium dilewatkan
larutan dan diisolasi dengan trap nitrogen cair. Indium-111 dihasilkan reasksi oleh 111
111
Cd (p,n)
In dan
109
Ag (α, 2n)
111
In Setelah iradiasi dengan 15-MeV proton, target
cadmium dilarutkan dalam asam mineral dan konsentrasi dibuat 1 M dalam HCl. Larutan dilalukan anion-exchange resin (Dowex1) Indium-111 dihilangkan dengan elusi dengan 1 M HCl, meninggalkan cadmium dalam kolom. Hal yang sama, target silver dilarutkan dalam asam mineral setelah iradiasi dengan 30-MeV partikel α, dan
111
In
dilarutkan dengan metoda extrasi solven. Thallium-201 pertama diproduksi dengan reaksi
203
TI (p,3n)201, dimana
201
Pb
meluruh menjadi 201TI dengan waktu paruh 9,4 jam. Thallium-201 yang didapat dengan jalan ini adalah murni dan bebas dari kontaminan lain. Setelah iradiasi dengan 35-45 MeV proton, target thallium alami dilarutkan dalam asam mineral, dan
201
Pb diisolasi
dengan metoda ion -exchange. Hasil radionuklida kemudian di adsorpsi pada kolom ion exchange lain, dan waktu yang cukup digunakan untuk menjadi
201
Pb untuk meluruh
201
T1. Thallium-201 kemudian dielusi sebagai thallous klorida dalam bentuk
caner-free. Akhir-akhir ini perhatian telah tumbuh dalam produksi radionuklida hidup sangat pendek dan penggunaan kliniknya. Diantara ini radionuklida fisiologik kunci seperti 11C, 13
N, dan
15
O, yang meluruh dengan emisi positron (radiasi anihilasi 511 keV ) dan
mempunyai waktu paruh masing-masing 20 menit, 10 menit, dan 2,05 menit. Nuklida ini diproduksi dengan
11
B (p, n),
11
C,
10
B (α, n),
13
N dan
14
N (d, n)
15
O reaksi
dalam siklotron. Sebab mereka mempunyai waktu paruh yang sangat pendek, siklotron atau siklotron kedokteran telah di lokasikan pada tempat dalam laboratorium. Siklotron kedokteran versinya kecil dari siklotron besar yang pertama digunakan untuk produksi radionuklida untuk penggunaan medik. Walaupun ada beberapa siklotron medik, jumlahnya menaik sebagai kebutuhan mereka. Reaktor-Produksi Radionuklida Variasi dari radionuklida diproduksi dalam reaktor nuklir. Reaktor nuklir dikontruksi dnegan "fuel rods" dibuat dari material fissile seperti enriched
235
U dan
239
PU. Inti fuel mengalami fission spontan dengan kemungkinan yang sangat rendah.
Fission adalah dinyatakan sebagai pemecahan dari inti berat kedalam dua fragmen yang mendekati masanya sama, dibarengi dengan emisi 2-3 neutron dengan energi utama sekitar 1,5 MeV. Pada setiap fission, ada keluar concomitan energi sebesar 200 MeV yang tampak sebagai panas dan umumnya dihilangkan dengan pertukaran panas
Universitas Gadjah Mada
untuk menghasilkan listrik dalam rencana tenaga nuklir. Emisi neutron dalam tiap fission dapat menyebabkan fission selanjutnya dari inti yang fission nable lain dalam fuel rods untuk menyiapkan kondisi yang baik. Ini jelas akan mengawali reaksi rantai, terutama membuat situasi eksplosif dalam reaktor. Reaksi rantai ini harus dikontrol, yang dibarengi dengan bentuknya yang tepat, ukurannya, dan masa dari material fuel dan yang lain dan tekni insinyur yang bagus. Agar kontrol reaksi rantai berkesinambungan sendiri, kelebihan neutron (lebih dari 1), dihilangkan dengan penempatan cadmium rods dalam inti fuel (cadmium mempunyai probibilitas tinggi mengabsorpsi panas neutron). Fuel rods dari material fissile adalah "interspersed" dalam reaktor core dengan jarak diantaranya. Emisi neutron dengan energi utama 1,5 MeV dari permukaan dari fuel rods mempunyai probibilitas rendah dari interaksi dengan inti lain dan maka dari itu tidak melayani berapa maksud yang baik. Telah diketemukan neutron dengan energi termal (0,025 eV berinteraksi dengan beberapa inti lain, sangat efisien memproduksi berbagai radionuklida. Agar membuat energi tinggi atau juga dikatakan neutron cepat lebih berguna, mereka dipanaskan atau silowdon dengan interaksi dengan material berat molekul rendah, seperti air berat, berilium, dan grafit, yang didistribusikan dalam space antara fuel rods. Material ini disebutnya moderator. Flux atau intensitas dari neutron termal juga didapat berjarak antara 1011 sampai 1014 neutron / (senti meter kuadrat. Sec) dan mereka penting dalam produksi beberapa radionuklida. Bila elemen target disisipkan didalam reaktor core, termal neutron akan berinteraksi dengan inti target dengan probibilitas tak tentu untuk memproduksi nuklida lain. Probibilitas pembentukan radionuklida dengan termal neutron bervariasi dari elemen ke elemen. Dalam reaktor, 2 tipe interaksi dengan termal neutron adalah penting dalam produksi dari berbagai radionuklida yang berguna. Fission dari elemen berat, neutron capture atau reaksi (n,). Dua reaksi ini diterangkan sebagai berikut :
Universitas Gadjah Mada
