radiofarmasi

RADIOFARMASI

Penggunaan prinsip dan cara-cara farmasi dan radiokimia untuk membuat obat yang mengandung atom radioaktif (radiofarmaka) bagi keperluan diagnosa dan penyembuhan (terapi) penyakit yang diidap oleh pasien.

Radiopharmacy

Nuclear Pharmacy

Radiofarmaka (radiopharmaceuticals):Senyawa kimia atau obat, yang salah satu atom penyusun strukturnya adalah nuklida radioaktif, untuk keperluan diagnosa atau penyembuhan (terapi) suatu penyakit dan dapat diberikan ke pasien secara oral, parenteral, dan inhalasi

Kedokteran Nuclear (nuclear medicine):Bidang keahlian (specialist) kedokteran yang berhubungan dengan penggunaan bahan radioaktif (radiofarmaka) untuk tujuan diagnosa dan terapi suatu penyakit.

• Radiofarmaka diformulasikan dalam berbagai wujud kimia dan fisika untuk mengarahkan (targeted) keradioaktifan ke bagian-bagian tertentu dari tubuh

• Radiasi- g yang dipancarkan dari radiofarmaka diagnosa dengan mudah akan keluar dari tubuh sehingga memungkinkan deteksi dan pengukuran dilakukan di luar tubuh (eksternal).

• Pola distribusi radiasi dalam suatu organ terhadap waktu memungkinkan dokter spesialis kedokteran nuklir melakukan evaluasi morfologi dan fungsi sistem.

g g g g

g g g g

Gamma Camera

C N O

P

Sc

YSrRb

Tl

In

Ga

I

Au Pb Bi

Cu

PdRhTc

Re

Sm Dy Ho Lu

positron beta gamma alfa

F

Yb

At

Unsur kimia yang radionuklidanya untuk diagnosa dan terapi

• Radiofarmaka terapi memancarkan radiasi dalam bentuk partikel bermuatan, misalnya b atau a, yang mendepositkan energi kedalam organ yang sedang disembuhkan dari penyakit.

Prosedur penggunaan radiofarmaka di dalam kedokteran nuklir dapat dibagi dalam tiga kategori:

1. Prosedur imaging atau pencitraan

2. Kajian fungsi in vivo

3. Prosedur terapi

diagnosa

Evolving Paradigm in Medicine

Imaging

Anatomy Biochemical

Therapy

Systemic Targeted

Imaging ModalitiesAnatomy Physiology Metabolism Molecular

CT

US

MRI

MRS

fMRI

Nuclear SPECT/PET

Optical Imaging

Nanosensor

Radiopharmaceutical(Biological active

molecule labeled witha gamma-emitting radioisotopes*)

Nuclear Medical Imaging System

11C 、 13N、 15O 、 18

F 、 99mTc 、 111In 、 67Ga、 123I

*

(Emitted Radiation: penetrate the body)

PET ， SPECT (External Detecting system of Radiation)

PET ， SPECT

Computer System

Image of radioactivity distribution

Non-invasive vizualization of biochemical and physiological functions in vivo.

(analysis of information of radiactivity distribution)

Distribute to target tissues

Radionuclide emits radiation

Prosedur imaging memberikan informasi diagnosa atas dasar pola distribusi keradioaktifan di dalam tubuh.

Kajian dinamik memberikan informasi fungsional melalui pengukuran laju akumulasi dan laju keluarnya radiofarmaka oleh organ.

Kajian statik memberikan informasi morfologi berkenaan dengan ukuran, bentuk, dan letak organ atau adanya lesi yang menempati ruang, dan dalam beberapa kasus mengenai fungsi relatif. Pola distribusi radiofarmaka dalam suatu organ bervariasi dan tergantung organ yang diamati dan ada atau tidak adanya penyakit

Tiga jenis pengamatan melalui imaging (pencitraan):

♨ Citra (image) dalam bentuk “hot spots” atau adanya

keradioaktifan yang merata (uniform) disebabkan radiofarmaka

terkonsentrasi dengan mudah di dalam organ yang sehat atau

normal, sedangkan jaringan berpenyakit menolak atau

mengeluarkan radiofarmaka tersebut dan lesion muncul dalam

bentuk citra yang “cold spots”.

Misalnya, pada penatahan (scanning) liver dengan partikel koloid bertanda radioaktif ;

setelah partikel koloid tersebut diinjeksikan, partikel berakumulasi pada sel-sel phagocytosis

yang terdapat di liver. Bila tumor atau lesi lain berada di dalam liver, maka sel-sel yang

melokalisasi koloid radioaktif akan digantikannya.


♨ Citra (image) dalam bentuk “hot spots” atau adanya

keradioaktifan yang merata (uniform) disebabkan radiofarmaka

terkonsentrasi dengan mudah di dalam organ berpenyakit atau

lesion, sedangkan jaringan yang sehat atau normal menolak atau

mengeluarkan radiofarmaka tersebut sehingga citra muncul

sebagai “cold spots”. Misalnya, penatahan otak dengan menggunakan radiofarmaka yang ditolak oleh `blood-

brain-barrier`. Bila otak tersebut berpenyakit sehingga `blood-brain-barrier` menjadi rusak,

maka radiofarmaka dapat meninggalkan ruang vascular dan selanjutnya terlokalisasi

didalam lesi.


♨ Organ normal bisa mengakumulasikan radiofarmaka, tetapi

jaringan berpenyakit mampu mengakumulasikannya baik pada

tingkat yang lebih tinggi lagi bila fungsi organ berlebihan atau

meningkat, maupun pada tingkat yang lebih rendah dari pada

organ normal apabila fungsi organ menurun.

Misalnya, dalam pencitraan kelenjar thyroid (thyroid gland) dengan menggunakan iodium

radioaktif. Kelenjar thyroid dengan mudah mengakumulasikan radiofarmaka iodium-131

melalui fungsi normal, tetapi kelenjar yang sakit dengan jaringan thyroid yang

hyperfunction atau hypofunction akan menunjukkan konsentrasi radioiodium-131 yang

meningkat atau menurun.

Cardiac Imaging

• Cardiac function

Normal function Decrease function

Kidney Scan

• Renal transplantation

NormalRejection

Collimator

SPECT SPECT/PET

PET

PET/CT

A hybrid fusion of PET and CT.

The PET/CT give a fusion of anatomic and functional data.

A hybrid fusion of PET and CT.

Functional Image Anatomical Image “Fusion” Image

Fusion Image

(PET) (CT) (PET/CT)

PET/CT bisa mengatasi resolusi ruang (spatial resolution) yang rendah dari PET imaging. Sehingga akumulasi keradioaktifan dapat dideteksi dari lesi yang sangat kecil secara anatomi

X-ray CT and SPECT Image

Transaxial Image

ventral

dorsalR L

Planar Image

ventral

dorsalR L

With X-ray CT, no radiological change was found in medium injected right tibia. In contrast, bone destruction was found in MRMT-1 cell injected left tibia 21 days after inoculation. With SPECT study, 186Re-MAG3-HBP accumulated in the left tibia around the inoculated site of tumor cells.

Telaah Fungsi In Vivo

Mengukur fungsi suatu organ atau system didasarkan atas absorpsi, pengenceran (dilution), pemekatan, atau ekskresi keradioaktifan setelah pemberian radiofarmaka.

Cara ini tidak memerlukan pencitraan, tetapi analisis dan interpretasi didasarkan atas pencacahan keradioaktifan yang muncul baik secara langsung dari organ-organ yang berada di dalam tubuh atau dari cuplikan darah atau urin yang dicacah secara in vitro.

Radiofarmaka sendiri harus tidak mempengaruhi, dalam cara apapun, fungsi sistim organ yang sedang diukur.

Telaah Fungsi In Vivo (beberapa contoh)• Telaah uptake iodium radioaktif untuk mengkaji fungsi kelenjar

thyroid sebagaimana ditentukan dengan pengukuran eksternal prosentase dosis radioidium yang diambil oleh kelenjar vs. waktu.

• Penentuan volum darah keseluruhan dengan mengukur pengenceran dari sejumlah tertentu sel darah merah bertanda 51Cr yang diinjeksikan secara intravena dalam suatu volum sel merah.

• Pengkajian tak langsung absorpsi vitamin B12 dari gastrointestinal tract dengan mengukur fraksi vitamin B12

bertanda 57Co yang diberikan secara oral yang diekskresikan di dalam urin dalam perioda waktu tertentu (Schilling test).

Prosedur Terapi

Paliative

Curative:

Classic therapy

Radioimmunotherapy (RIT)

Peptide Receptor Radionuclidic Therapy (PRRT)

Internal Radiation Therapy with 131I-MIBG

（ before Treatment ）（ after Treatment ）

The defuse accumulation of radioactivity was observed in the lung area.

No accumulation of radioactivity was observed in the lung area.

atom tersusun dari inti atom dan satu atau lebih elektron bergerak mengitari inti atom di dalam orbit energi yang berbeda

inti atom (nucleus) tersusun terutama dari proton dan neutron disebut nukleon

jmlh elektron suatu unsur = jmlh proton

Struktur Atom

K L

M

Z/N

Teori Bohr:

Atom merupakan partikel terkecil dari suatu unsur yang memiliki sifat-sifat unsur

Struktur Inti

Z = nomor atom = jumlah proton di dalam

inti atom

Berat proton = 1.6724 x 10-27 kg1.00727 amu

Berat neutron = 1.6747 x 10-27 kg1.00866 amu

A = nomor massa = jumlah nukleon di dalam

inti atom = Z + N

Inti atom:

neutronproton nukleon

Misal: inti alumunium stabilmemiliki jumlah proton 13 (Z) dan jumlah neutron 14 (N), maka nomor massa (A) alumunium adalah 27 dan nomor atomnya (Z) adalah 13

Jumlah elektron atom netral = jumlah proton yang berada di dalam inti atom tsb.

Terminologi

Bila nuklidanya tidak stabil atau radioaktif maka sering disebut sebagai radionuklida.

Nuklida adalah sebutan umum untuk setiap inti atom, baik inti yg stabil maupun tidak stabil atau radioaktif, yang dicirikan dengan nomor atom (Z) dan nomor massa (A) tertentu:

52Misal: Mn25

XAZ

Nuklida-nuklida yang memiliki nomor atom atau jumlah proton yang sama disebut isotop dan nuklida-nuklida tersebut memiliki sifat kimia yang sama karena memiliki jumlah elektron yang sama. Isotop yang tidak stabil atau radioaktif disebut radioisotop.

Misalnya: , , dan O158 O16

8 O178 O18

8

TerminologiNuklida-nuklida yang memiliki jumlah neutron yang sama tetapi memiiki nomor atom yang berbeda disebut isoton.

Misalnya: , , dan masing-masing memiliki 33 neutron59Fe26

60Co27

61Ni28

64Cu29

Nuklida-nuklida dengan jumlah nukleon yang sama atau dengan nomor massa (A) yang sama, tetapi jumlah proton dan neutron berbeda atau nomor atom berbeda disebut isobar.

Misalnya: , , dan masing-masing memiliki 67Cu29

67Zn30

67Ga31

67Ge32

nomor massa yang sama 67

Nuklida-nuklida yang memiliki jumlah proton dan neutron yang sama tetapi memiiki tingkat energi dan spin yang berbeda disebut isomer.

Misalnya: dan merupakan isomer dari nuklida yang sama99mTc43

99Tc43

Model IntiModel tetesan cairan:

inti dianggap berbentuk “spheric” dan tersusun dari nukleon yang dikemas berdekatan

partikel yang dipancarkan dari dalam inti mirip seperti penguapan molekul-molekul dari suatu tetesan cairan

Dengan teori ini dapat dijelaskan kerapatan inti, energi ikat, energetik partikel yang dipancarkan inti, dan pembelahan inti berat

nukleon di dalam inti atom ditata di dalam kulit energi seperti konfigurasi elektron yang ditata di dalam kulit atom berdasarkan teori Bohr. Inti yang mengandung 2, 8, 20, 50, 82, atau 126 proton atau neutron merupakan inti sangat stabil. Jumlah nukleon tersebut disebut bilangan magik.

Model kulit:

Kestabilan Inti

Inti stabil umumnya jumlah proton genap dan neutron genap

Inti kurang stabil jumlah proton ganjil dan jumlah neutron ganjil

Angka-banding (ratio) jumlah neutron terhadap jumlah proton:

Salah satu indeks pendekatan utk kestabilan nuklidaNZ

= 1 untuk nuklida stabil dengan nomor atom rendah, misalnya , dan O16

8C12

6 N14

7

Diatas Z=20, nilai N/Z akan semakin tinggi dengan semakin naiknya nomor atom dari inti atom. Misalnya N/Z = 1.40 untuk dan 1.54 untuk Pb

20882

I12753

Bila suatu inti memiliki nilai N/Z berbeda dengan nilai N/Z inti stabil, maka inti atom tersebut merupakan inti yang tidak stabil dan selanjutnya inti akan mengalami peluruhan (decay) dengan memancarkan partikel b atau melalui tangkapan elektron

0

10

20

30

40

50

60

70

80

90

100

0 10 20 30 40 50 60 70 80 90 100 110 120 130

N

Z

Kestabilan IntiMassa inti (M) selalu lebih kecil dari pada massa gabungan nukleon (A) yang berada di dalam inti tersebut

Defek massa = M - A

Defek massa digunakan sebagai energi untuk mengikat semua nukleon yang ada di dalam inti, dan energi ini disebut energi ikat atau binding energy

Kestabilan suatu nuklida dipengaruhi oleh tatanan struktural nukleon dan energi ikat nukleon

Kriteria kestabilan: Nilai N/Z nuklida stabil

radionuklida meluruh untuk mencapai nilai N/Z nuklida stabil sedekat mungkin

Peluruhan radioaktif

Inti tidak stabil berupaya mencapai keadaan stabil dengan cara pembelahan (fission) spontan, memancarkan partikel , a partikel b atau foton-g, atau tangkapan elektron (electron capture)

Peluruhan radioaktif dengan memancarkan partikel atau tangkapan elektron akan menyebabkan perubahan nomor atom; peluruhan dengan memancarkan foton tidak mengalami perubahan.

Radiasi pemancaran dan penjalaran (propagation) energi melalui ruang, dalam bentuk partikel atau gelombang elektromagnetik

Peluruhan radioaktif

Karena itu radionuklida dapat meluruh (decay) melalui salah satu atau kombinasi dari lima proses berikut:

Dalam semua proses peluruhan berlaku kekekalan energi, massa, dan muatan radionuklida.

peluruhan a, peluruhan b-, peluruhan b+, tangkapan elektron, atau transisi isomerik

Peluruhan aTerjadi terutama untuk radionuklida yang lebih berat dari pada Pb, misalnya radon, uranium, neptunium, dst.

Partikel a merupakan inti helium yang mengandung dua proton dan dua neutron yang terikat bersama-sama, He

42

Dalam peluruhan a, nuklida induk mengalami pengurangan nomor atom, 2 satuan, dan pengurangan nomor massa, 4 satuan.

Contoh: U23592

Th23190 + He

42

Transisi a bisa diikuti dengan pemancaran sinar g

Partikel a merupakan partikel monoenergetik, dan jangkauannya (range) di dalam materi sangat pendek, yaitu dalam orde 10-6 cm.

Peluruhan b-

Peluruhan b- terjadi bila inti memiliki neutron yang berlebih, “neutron rich” N/Z >> dibandingkan dengan inti stabil

Dalam peluruhan b- , neutron secara esensial meluruh menjadi proton, partikel b- dan antineutrino (-)

n p + b- + n-

Antineutrino merupakan partikel tanpa massa dan muatan; keberadaannya merupakan persyaratan yang diperlukan untuk kekekalan energi

Partikel b- yang dipancarkan memiliki energi yang bervariasi, mulai dari 0 sampai energi peluruhan (decay energy). Energi peluruhan adalah perbedaan energi antara nuklida induk dan nuklida anak.

Peluruhan b-

Energi yang dibawa antineutrino merupakan selisih energi partikel b- dan decay energy.

Peluruhan b- bisa diikuti dengan pemancaran sinar g Setelah peluruhan Z nuklida anak bertambah 1 lebih besar dari Z nuklida induk.

Contoh: I13153

Xe13154 + b- + n-

Fe5926

Co5927 + b- + n-

Mo9942

Tc99m43 + b- + n-

Bremsstrahlung sinar-x yang terjadi akibat interaksi antara partikel b- dengan medium sekitarnya. Kebolehjadian terbentuknya bremsstrahlung makin tinggi dengan semakin tinggi energi partikel b- dan Z medium

Skema Peluruhan 131I

I13153 (8 hari) b-

723 keV

637

364

80

Xe13154

(stabil)

1,6%

6,9%

90,4%

Peluruhan b+ atau positron

Terjadi bila inti miskin neutron atau kaya proton

memiliki nilai N/Z < dibandingkan dengan inti stabil

Setelah pemancaran partikel b+, nuklida anak memiliki Z < satu satuan dari pada Z nuklida induk. Pemancaran partikel disertai pemancaran neutrino (n)

Pada akhir lintasannya, positron bergabung dengan elektron dan terjadi anihilasi yang disusul dengan muncul dua foton, masing-masing dengan energi 511 keV, dalam arah berlawanan. Foton tersebut dinyatakan sebagai radiasi anihilasi.

Pemancaran positron terjadi apabila perbedaan energi nuklida induk dan nuklida anak > 1,02 MeV

e+e- 511 keV511 keV

Peluruhan b+ atau positron

Dalam peluruhan b+, proton berubah menjadi neutron yang disertai dengan pemancaran partikel b+ dan neutrino

p n + b+ + n

Contoh: F189 + b+ + n

Cu6429

Ni6428 + b+ + n

Fe5226

Mn5225 + b+ + n

O188

Tangkapan elektron (EC)

Alternative dari peluruhan b+

Mentransformasikan proton menjadi neutron disertai dengan pemancaran neutrino

Penangkapan elektron dari kulit atom bagian dalam (elektron kulit K) K capture

Diikuti pengisian elektron dari kulit luar, misalnya kulit L atau M

Sinar x

Keboleh-jadian tangkapan elektron bertambah dengan semakin besar nomor atom, karena kulit elektron semakin mendekat inti

Transisi isomerik (IT)Inti atom dapat berada dalam beberapa keadaan tereksitasi diatas keadaan dasar. Semua keadaan tereksitasi dinyatakan sebagai keadaan isomerik yang bisa meluruh ke keadaan dasar dalam masa beberapa piko-detik . Bila keadaan isomerik berumur lama maka dinyatakan sebagai keadaan metastabil.

Tc (6,02 jam)99m43

Tc (2,12 x 105 tahun)9943

142 keV

140 keV

sinar-g

e-

sinar-x

sinar-g

Elektron konversi

Proses konversi internal

Elektron konversi memiliki energi:

Ec= Eg- EB

Eg dan EB masing-masing adalah energi sinar-g dan energi ikat elektron yang terlempar

Proses konversi internal merupakan alternatif dari proses transisi isomerik. Perbandingan jumlah elektron konversi dan jumlah foton yang teramati dinyatakan sebagai koefisien konversi

Makin besar nilai a maka makin kecil jumlah foton yang teramati. Kebolehjadian konversi internal lebih tinggi untuk foton energi rendah.

ga

NeN=

Persamaan peluruhan keradioaktifan

Peluruhan radionuklida merupakan proses acak (random) artinya kita tidak dapat menyatakan atom yang mana dari sekelompok atom yang akan meluruh pada waktu yang spesifik, tetapi kita hanya bisa menyatakan jumlah rata-rata radionuklida yang akan mengalami disintegrasi selama perioda waktu tertentu.

Jumlah disintegrasi per satuan waktu, -dN/dt, suatu radionuklida pada setiap saat adalah sebanding dengan jumlah total radionuklida yang berada pada saat tersebut.

Radionuklida nuklida tidak stabilmeluruh

- memancarkan partikel- memancarkan foton- tangkapan elektron

NdtdN l=-

Persamaan peluruhan keradioaktifan

N adalah jumlah radionuklida dan ladalah tetapan peluruhan yang didefenisikan sebagai kebolehjadian disintegrasi per satuan waktu untuk suatu radionuklida tunggal

(1)

Persamaan (1) bila diintegralkan:

(2)

N jumlah inti pada waktu t dan bila t = 0 maka jumlah inti N0, sehingga

NdtdN l=-

ò ò=- dtN

dN l

integrasitetapan ln +=- tN l

integrasitetapan ln 0=- N

Persamaan peluruhan keradioaktifanPersamaan (2) disusun kembali:

(3)Dalam proses peluruhan jumlah N inti akan berkurang secara eksponensial dengan semakin lamanya waktuWaktu yang diperlukan agar N berubah setengahnya dinyatakan sebagai waktu paruh, t1/2

(4)

0lnln NN -=- lt

NN lt=-

0

ln

eNN lt-=

0

eNNlt-=

0

2/1

21

0

eNN lt-==

ll693.0)2(ln

2/1==t

Persamaan peluruhan keradioaktifanBesaran lain yang berkaitan dengan radionuklida adalah umur rata-rata (mean life), t, yang dinyatakan dengan persamaan berikut:

(5)

Keradioaktifan (radioactivity) suatu radionuklida atau secara sederhana dinyatakan sebagai keaktifan atau aktifitas (activity) merupakan besaran yang sebanding dengan lN, maka:

Sehingga radioaktifitas atau aktifitas suatu radionuklida pada waktu t, adalah:

(6)

2/12/1 44.1

693.01

tt ===

lt

Ndt

dNA l=-=

t eAAlt1/2-=

0

Hubungan aktivitas terhadap waktu

A0

A0/2

A0/4

1 2 3 4 5 6Time (halve-lives)

Act

ivit

y

2

5

10

20

50

100

1 2 3 4 6 7

Time (half-lives)

Act

ivit

y (a

rbit

rary

uni

t)

Hubungan log Aktivitas terhadap waktu

Satuan radioaktifitas

Satuan radioaktifitas pada mulanya didasarkan atas laju peluruhan 1 g radium dan dinyatakan dalam curie (Ci). Sekarang besaran atau kuantitas setiap nuklida radioaktif dinyatakan dalam jumlah disintegrasi per detik (dps atau dis s-1)

1 dps = 1 dis s-1 = 1 becquerel = 1 Bq dalam satuan SI

1 Bq = 1 x 10-3 kBq (kilobecquerel) = 1 x 10-6 MBq (megabecquerel)

1 Ci = 3.70 x 1010 dps = 3.7 x 1010 Bq = 2.22 x 1012 (disintegrasi per menit )

1 milicurie (mCi) = 3.7 x 107 dps = 3.7 x 107 Bq = 2.22 x 109 dpm

1 mikrocurie (mCi) = 3.7 x 104 dps = 3.7 x 104 Bq = 2.22 x 106 dpm

Satuan radioaktifitas

Konsentrasi keradioaktifan suatu radionuklida dinyatakan sebagai besarnya keaktifan atau keradioaktifan radionuklida tersebut persatuan volum. Misalnya mCi/ml, mCi/ml, Bq/ml, kBq/ml, dst.

Keaktifan jenis (specific activity) adalah besaran keaktifan radionuklida yang dinyatakan sebagai besarnya keradioaktifan per satuan massa . Misalnya mCi/g, mCi/g, Bq/g, kBq/mol, dst.

rad adalah ukuran kuantitatif absorbsi energi radiasi biasanya disebut dosis radiasi

Dosis radiasi 1 rad = 100 erg g-1

Dosis radiasi dalam sistim SI dinyatakan dalam gray (Gy) 1 Gy = 1 J kg-1 = 100 rad

Paparan radiasi (radiation exposure) dinyatakan dalam roentgen ( R ), yaitu besarnya radiasi sinar-x atau g yang menimbulkan pasangan ion per gram udara.

1 R terjadinya 1.61 x 1012 pasangan ion akibat serapan energi 84 erg per gram udara

Contoh perhitungan:Hitung jumlah total atom dan massa total 131I yang berada di dalam 5 mCi 131I dengan waktu paruh t1/2 = 8 hari

l untuk 131I

Massa total 131I di dalam 5 mCi:

dps 10 x 3.7 x 5 7=A

atom10 x 85.1s 10 x 1dps 10 x 85.1

NBA

14

1-6-

8

Avogadro

===

==

l

ll

AN

WNA

AvogadroN x BA x

lA

W =

ng 40.3 g 10 x 3.4010 x 6.02 x )s(10 x 1

(g/atom) 131 x (dps) 10 x 85.1 9-

231-6-

8

===

1-6- s 10 x 0.1s 60 x 60 x 24 x 8

693.0 ==

Contoh perhitungan:Pada jam 11.00 pagi di suatu hari tertentu hasil pengukuran keradioaktifan 99mTc menunjukkan 9 mCi. Berapa keradioaktifan pada jam 8.00 pagi dan pada jam 4.00 sore di hari yang sama? (t1/2 untuk 99mTc adalah 6 jam)

Keradioaktifan pada jam 8.00 pagi menunjukkan keradioaktifan lebih awal 3 jam dari keradioaktifan hasil pengukuran pada jam 11.00 pagi, maka:

Aktivitas pada jam 4.00 sore:

1-jam 1155.0jam 6

693.0 ==l

mCi 7.12 x (mCi) 9

mCi 9(jam) 3 x )(jam 1155.0

8 jam pd0

(jam) 3 x )(jam 1155.0

011 jam pd

0

1-

1-

===

===

=-

-

eAA

eAAA

eAA

t

t1/2

t

l

mCi 05.5 x (mCi) 9

mCi 9(jam) 5 x )(jam 1155.0

0 sore 4 jam pd

11 jam pd0

1- ====

==--

eeAAA

AA

t

lt1/2

Persamaan umum peluruhan

Jika radionuklida A meluruh menjadi radionuklida B, dan selanjutnya radionuklida B meluruh menjadi radionuklida lain C, A B C, maka laju pertumbuhan B dinyatakan sbb:

Bila persamaan diatas diintegrasikan dan dinyatakan dalam aktivitas radionuklida B:

Bila lB > lA,, dengan kata lain (t1/2)B < (t1/2)A, maka dapat diabaikan dibandingkan

dengan dan bila t cukup besar, maka aktivitas radionuklida B:

hubungan ini disebut kesetimbangan transient

(7)

(8)

(9)

BBAAB NN

dt

dN ll -=

ttt

AB

AABBB

BBA eeeN

Nlll

llll

l --- ---

== o

B

0

B A)(A

AB

Bt

AB

AAB AeN

lll

llll l

-=

-= -

t

A

0t

B

A)(A

tBel-

tAe l-


Kesetimbangan transient berlaku apabila (t1/2)A dan (t1/2)B berbeda dengan faktor 10-50. Misalnya 99Mo (t1/2 = 67 jam) meluruh menjadi 99mTc (t1/2 = 6 jam).

Contoh soal: Yttrium-87 (t1/2 = 80 jam) meluruh menjadi 87mSr (t1/2 = 2.53 jam). Aktivitas cuplikan murni 87Y dikalibrasi pada tengah hari di hari Rabu dan diperoleh aktivitas sebesar 300 mCi. Hitung aktivitas 87mSr pada jam 6 sore di hari Rabu dan hitung juga aktivitas 87mSr pada jam 6 sore di hari Kamis.

lA=0.693/80 jam = 0.0087 jam-1; lB=0.693/2.83 jam = 0.2449 jam-1

t= 6 jam dari tengah hari s/d jam 6 sore

0368.10087.02449.0

2449.0 =-

=-

AB

B

lll

2301.0

9491.0jam 6 x )(jam 2449.0

jam 6 x )(jam 0087.0

1-

-1

==

==--

--

ee

eet

t

B

A

l

l

mCi 300A 0

A=

Contoh soal:

Aktivitas 87mSr pada jam 6 sore di hari Rabu adalah:

Aktivitas 87mSr pada jam 6 sore di hari Kamis adalah:

t = 30 jam

Dengan menggunakan persamaan (9), maka aktivitas 87mSr :

mCi 223.6 0.2301) - (0.9491 x (mCi) 300 x 3068.1A t

B==

mCi 231.1 x (mCi) 300 A (jam) 30 x )jam(0087.0t

A

-1

== -e

mCi 239.6(mCi) 231.1 x 1.0368 A t

B==


Apabila lB >> lA , artinya waktu paruh radionuklida induk jauh lebih besar dari pada waktu paruh radionuklida anak, maka lA dalam persamaan (9) dapat diabaikan, sehingga:

(10) kesetimbangan sekuler

Persamaan (10) berlaku apabila perbedaan waktu paruh radionuklida induk dan waktu paruh radionuklida lebih besar dari faktor 100

Contoh yang khas dari kesetimbangan sekuler ditunjukkan oleh radionuklida 137Cs (t1/2 = 30 tahun) yang meluruh menjadi radionuklida anak 137mBa (t1/2 = 2.6 menit).

A A t

A

t

B=

Reaksi Inti

Reaksi inti merupakan proses dimana suatu inti bereaksi dengan suatu inti yang lain atau dengan suatu partikel elementer atau dengan suatu foton dalam orde waktu 10-12 detik atau lebih kecil lagi untuk menghasilkan satu atau lebih inti lain dan mungkin disertai dengan partikel lain.

Dalam reaksi inti, bisanya inti yang lebih berat sebagai reaktant dalam keadaan diam dan reaktan lain dalam bentuk inti lebih ringan atau partikel digerakan untuk menumbuk inti yang berat. Inti yang diam disebut target atau sasaran dan partikel yang bergerak disebut partikel penembak atau partikel datang. Notasi yang digunakan dalam reaksi inti analog dengan notasi yang digunakan dalam reaksi kimia biasa.

N14

7He

42+ O

17

8 + H11

target partikel penembak

N14

7He

42+ O

17

8 + H11

target partikel penembak

2 n 2 p

7 n 7 p

9 n 9 p

9 n 8 p

p

Reaksi Inti

Notasi secara ringkas: N14

( , a p) O17

He42 H

11

proton,

Al27

13He

42+ + n

10P

30

15

Al27

( , a n) P30

La139

57C

126+ + n

10Eu

147

634

La139

( C, 4n)12

Eu147

Produksi Radionuklida

Berdasarkan cara produksinya, radionuklida untuk keperluan kedokteran nuklir dapat dikategorikan:

- radionuklida hasil produksi reaktor - radionuklida hasil produksi siklotron - radionuklida hasil generator - radionuklida hasil pembelahan inti (fission product)

Hampir semua radionuklida yang disiapkan sebagai radiofarmaka untuk keperluan kedokteran nuklir merupakan radionuklida buatan atau radionuklida sintetis.

Produksi Radionuklida dengan reaktor

Reaktor merupakan sumber neutron thermal dan neutron cepat yang digunakan di dalam reaksi inti untuk memproduksi suatu radionuklida. Reaksi inti antara inti target dengan neutron disebut reaksi aktivasi neutron atau reaksi tangkapan neutron (neutron capture).

Contoh reaksi dengan neutron thermal:

98Mo (n, g) 99Mo50Cr (n, g) 51Cr

Contoh reaksi dengan neutron cepat:

32S (n, p) 32P27Al (n, a) 24Na

Teras Reaktor (Reactor Core)

Teras Reaktor


Efisiensi hasil reaksi (yield) inti dengan reaktor tergantung:

- fluks neutron di dalam reaktor (n/sec/cm2) - tampang lintang tangkapan neutron (nuclear capture cross

section ) - jumlah atom sasaran - peluruhan produk setelah terbentuk - lamanya irradiasi - pengkayaan isotop dari target

Besarnya radioaktivitas yang diperoleh dinyatakan dengan persamaan berikut:

(11)

dimana f adalah fluks neutron, n s-1cm-22

)1(AW

)1(A

w

t

irr

irr

t

Avg

t

ekN

eN

l

l

sf

sf

-

-

-=

-=


N = jumlah atom target atau sasarans = tampang lintang (cross-section) pembentukkan radionuklida dinyatakan

dalam satuan barn; 1 barn = 10-24 cm2

l = tetapan peluruhan dinyatakan dengan 0.693/t1/2 (detik-1 atau jam-1)tirr = lamanya iradiasi (detik atau jam)W = berat bahan yang diiradiasi (gram)Aw = berat atom unsur yang diiradiasi k = kelimpahan nuklida targetNAvg = bilangan Avogadro = 6.02 x 1023

disebut faktor kejenuhan (saturation factor) dan mendekati nilai = 1 apabila tirr kira-kira sama dengan 4-5 kali waktu paruh

sf

sf

kN

N

Avg

w

t

AW

A

=

=)1( irrte

l--

Hot Cell untuk proses produksi radionuklida

Proses pemisahan kimia radionuklida di dalam Hot Cell

Produksi Radionuklida dengan siklotron

Siklotron merupakan sumber proton, deuteron, dan partikel bermuatan lain yang memilliki energi tinggi. Berbagai reaksi bisa terjadi, misalnya (d, n), (p, pn), (p, n), (p, a), dst. Terjadi perubahan nomor massa (A) dan/atau nomor atom (Z), karena itu biasanya terbentuk unsur yang berbeda.

Misalnya:

14N(d, n) 15O123Te(p, n) 123I55Mn(p, 4n) 52Fe

Yield radionuklida yang dihasilkan siklotron tergantung: - jumlah atom sasaran - energi partikel - peluruhan produk setelah terbentuk - lamanya irradiasi - pengkayaan isotop target

18O(p, n) 18F

Siklotron (Cyclotron)

DeeMagnet Power Supply

Deflector

Particle Beam

Target

Magnet 1

Magnet 2

Dee 1 Dee 2

Vacuum Sumber ion

Tampak Samping

~

Holow Electrodes (Dees)

Oscillator

Target

Deflector

Tampak Atas

Siklotron (Cyclotron)

Cyclotron

Produksi Radionuklida dengan siklotron

Prinsip produksi:

Besarnya radioaktivitas yang diperoleh dinyatakan dengan persamaan berikut:

(12)

I adalah intensitas partikel penembak (jumlah partikel/cm2 detik). I sering dinyatakan dalam bentuk arus berkas partikel (mA).

)1(AW

)1(A

w

t

irr

irr

t

Avg

t

ekNI

eIN

l

l

s

s

-

-

-=

-=

berkas partikel bermuatan, hasil dari percepatan ion yang mengitari lingkaran yang semakin melebar melalui penggunaan medan magnetik untuk mengenda-likannya dan arus listrik untuk mempercepatnya, ditumbukkan ke inti target. Inti produk dan target dipisahkan dengan berbagai tehnik pemisahan kimia. .

Glove-Box untuk dispensing radiofarmaka

Contoh soal:

Untuk menyiapkan radionuklida 24Na yang memiliki waktu paruh 15 jam, maka sebanyak 5 gram Na2CO3 ditimbang dan dimasukkan kedalam ampul kwarsa, kemudian dimasukkan kedalam reaktor untuk diiradiasi dengan neutron yang mempunyai fluks 10-12 cm-2 det-1. Kelimpahan 23Na dialam adalah 100%. Berapa radioaktivitas 24Na yang diperoleh bila target Na2CO3 yang berada dalam ampul kwarsa tersebut diiradiasi selama 60 jam.

Jawab: 23Na (n, g) 24Na

(atom) 10 x 5.68

1 x (atom/mol) 10 x 6.02 x (gram/mol) 106

(gram) 5 x 2

x x AW

22

23

w

=

=

= kNN Avog

Contoh soal:

Hitung keradioaktifan 111In yang dihasilkan dari irradiasi 1 gram 111Cd dengan menggunakan berkas proton yang memiliki arus 1 mikroampere (mA) di dalam suatu siklotron selama 10 jam. Diketahui 111In memiliki waktu paruh 2.8 hari dan penampang lintang reaksi 111Cd (p, n)111In adalah 1 barn.

Jawab: 1 ampere (A) = 1 coulomb (c)/detik; 1 proton akan membawa muatan 1.6 x 10-19 C. Karena itu jumlah proton di dalam 1 mA adalah (1 x 10-6)/(1.6 x 10-19), sehingga:

Ci 57.7dps/Ci 10 x 3.7

dps 10 x 2.8 dps 10 x 2.8

)1( x )(cm10 x 0.53x

(atom) 10 x 5.68 x )detcm(n 10

)1(A

10

10 10

(jam) 60 x (jam) 15

693.0

224-

221-2-12

t

===

-

=

-=

-

-

e

eN irrtlsf

Dengan menggunakan persamaan (12), makadet. 10 x 3.60 60 x 60 x 10 t

Inuntuk det 10 x 86.260 x 60 x 24 x 2.8

0.693

Cd atom10 x 42.510 x 6.02 x 1111

det)proton/(cm 10 x 25.610 x 1.6

10 x 1

4

1111-6-

111 2123

212

19-

6-

==

==

==

==

l

N

I

mCi 7.89dps/mCi 10 x 70.3

dps 10 x 3.32

dps 10 x 3.32

0.9022) - (1 x 10 x 3.39

- (1x 10x 10 x 5.42 x 10 x 25.6A

7

9

9

10

)10 x 3.6x 10 x 86.2(24-2112

t

4-6

==

=

=

= -e

Generator Radionuklida

Suatu sistem yang mengandung campuran radionuklida induk dan radionuklida anak yang berada dalam kesetimbangan dan dirancang untuk menghasilkan radionuklida anak yang terpisah dari radionuklida induknya.

Tujuan utama:

pengadaan suatu radionuklida tertentu, umumnya radionuklida berumur pendek, di tempat pemakai karena terbatasnya waktu pengiriman dari produsen ke pemakai.

Karena itu waktu paruh radionuklida induk yang berada di dalam generator harus cukup lama dibandingkan dengan waktu yang diperlukan untuk pengiriman generator tersebut ke tempat pemakai.

Alumina

Evacuated vial

Pb shielding

Saline solution

Glass column Eluted daughter activity Tc-99m

Mo-99

Generator System

Hot-Cell untuk Produksi Generator

Proses Produksi Generator

Proses Produksi Generator Automatic

Generator 99Mo/99mTc

Sistem Generator yang ideal

1. Radionuklida anak yang dihasilkan generator harus steril dan bebas pyrogen karena akan digunakan untuk keperluan klinis

2. Sifat kimia radionuklida anak harus berbeda dengan sifat kimia radionuklida induk agar pemisahan dapat dilakukan. Umumnya pemisahan dilakukan secara kromatografi.

3. Generator harus dapat dielusi dengan larutan salin 0.9% dan harus tidak terjadi reaksi kimia. Intervensi manusia harus seminimal mungkin untuk meminimalkan dosis radiasi terhadap operator.

4. Radionuklida anak harus merupakan nuklida pemancar gamma berumur pendek dalam orde waktu paruh jam, hari.

5. Waktu paruh radionuklida induk harus cukup pendek sehingga pertumbuhan kembali radionuklida anak setelah elusi cukup cepat, tetapi cukup panjang untuk penggunaan praktis.

6. Kimia radionuklida anak harus cocok untuk preparasi yang menggunakan berbagai senyawa, khususnya senyawa-senyawa dalam bentuk kit.

7. Radionuklida anak harus meluruh menjadi nuklida stabil atau radionuklida berumur sangat panjang, sehingga dosis tambahan yang diterima pasiendianggap tidak ada.

8. Generator memiliki perisai yang efektif, murah sehingga bisa meminimalkan dosis radiasi terhadap pemakai.

9. Generator mudah diisi kembali.

Prinsip Kerja Generator 99Mo/99mTc1. Larutan natrium [99Mo] molibdate dimasukkan kedalam kolom yang mengandung

alumina (Al2O3) yang berfungsi menahan molibdat melalui proses adsorpsi, karena afinitas molibdat sangat tinggi.

2. Larutan salin (NaCl) 0.9% dilewatkan kedalam kolom dan natrium [99mTc]pertehnetat akan terelusi, karena afinitas pertehnetat terhadap alumina sangat rendah.

3. Larutan pertehnetat ditampung dalam suatu vial vakuum dan steril. Larutan pertehnetat tersebut disebut eluat. Vial yang telah berisi larutan pertehnetat ditentukan keradioaktifannya sebelum digunakan lebih lanjut.

4. Pengelusian dan penampungan secara kuantitatif pertehnetat erat kaitannya dengan afinitasnya yang sangat rendah terhadap alumina, sementara molibdat memiliki afinitas yang sangat tinggi terhadap alumina.

5. Volum elusi harus dikontrol hati-hati dalam setiap hari elusi agar konsentrasi keradioaktifan tidak bervariasi terlalu jauh.

235U(n, f)99Mo + radionuklida hasil fisi lainnya

Pemisahan radiokimia

99Mo7O246-99MoO4

2- 99Mo8O284-

pH 6.0 pH 4.5

Al2O3

0.9% NaCl 99Mo pada pH 5 dimasukan ke dalam kolom alumina bermuatan

99Mo99Mo

99mTc

99Tc

86%

14%

100%

Na99mTcO4 (Sodium Pertechnetate)

Kesetimbangan Transient Generator 99Mo/99mTc

99Mo 99mTc 99Tcl1 l2

l2 - l10.86 l2 A0 e

99MoAt99mTc = -l1t

l2 - l10.86 l2 A0 (e

99MoAt99mTc = -l1t A0

99mTc e-l2t- e ) -l2t +

Kesetimbangan transient terjadi pada saat aktivitas 99mTc melampaui aktivitas 99Mo, kira-kira dalam orde 48 sampai 72 jam sejak pertumbuhannya, dan pada saat tersebut nilai eksponesial e-l2t sangat kecil sehingga dapat diabaikan dan persamaan dapat dinyatakan dalam bentuk berikut:

10 mL

Pengukuran keradioaktifan larutan eluate Generator 99mTc dengan menggunakan Dose Calibrator

Whole vial assay method500 mCi

Aliquot method

1 mL Syringe - Sisa tertinggal dalam needle 1 mL Eluate

= 53 mCi = -3 mCi= 50 mCi

Aktivitas Total 50 mCi/mL x 10 mL = 500 mL

Contoh Soal

Suatu generator 99mTc diproduksi pada hari Jum`at dan dikalibrasi pada jam 8.00 pm terhadap 99Mo dengan aktivitas 2.5 Ci (92500 MBq). Hitung aktivitas teoritis 99mTc di dalam generator pada hari Senin berikutnya pada jam 8.00 am, jika tidak dilakukan elusi di hari-hari sebelumnya.

l1(99Mo) =0.693

65.95 hr= 0.0105 hr-1

l2(99mTc) =0.693

6.01 hr= 0.1153 hr-1

A (99mTc) =(0.86) 0.1153

0.1153 – 0.01052.5 Ci e-0.0105 (60 hr)hr-1

A (99mTc) = (0.86) (1.1) (2.5 Ci) (0.533) = 1.26 Ci (46620 MBq)

Contoh Soal

Jika aktivitas 99mTc sesungguhnya berdasarkan pengukuran hasil elusi adalah 1.07 Ci (39950 MBq). Berapa efisiensi elusi?

l2(99mTc) = = 0.1153 hr-1

A (99mTc) =(0.86) 0.1153

0.1153 – 0.01052.5 Ci e-0.0105 (60 hr)hr-1

A (99mTc) = (0.86) (1.1) (2.5 Ci) (0.533) = 1.26 Ci (46620 MBq)

Persen efisiensi elusi =Aktivitas yang diukur x 100

Aktivitas teoritis=

1.07 Ci x 100

1.26 Ci= 85%

Contoh Soal

Jika generator 99mTc dalam soal sebelumnya dielusi kembali pada jam 1.00 pm, berapa aktivitas 99mTc diharapkan bisa diperoleh?

Karena kesetimbangan transient belum dicapai kembali setelah elusi pertama, maka digunakan persamaan berikut:

l2 - l10.86 l2 A0 (e

99MoAt99mTc = -l1t A0

99mTc e-l2t- e ) -l2t +

Aktivitas 99mTc sisa yang tertinggal di dalam kolom setelah elusi jam 8.00 :

(1.26 Ci yang tersedia) – (1.07 Ci yang telah dielusi) = 0.19 Ci (7030 MBq) yang masih tertahan

di dalam kolom

Dengan menggunakan persamaan diatas, maka aktivitas 99mTc dalam kolom pada jam 1.00 pm adalah: A(99mTc) = (0.86)(1.11)(1.33 Ci)(e-0.0105(5) – e-0.1153(5)) + 0.19 Ci e-0.1152(5)

A(99mTc) = 0.487 Ci + 0.107 Ci = 0.594 Ci (21978 MBq)

Karena efisiensi elusi 85%, aktivitas 99mTc yang diharapka dari eluate generator adalah:

(0.594 Ci) (0.85) = 0.505 Ci (16685 MBq)

Radionuklida Hasil Fisi

• Fisi inti atau pembelahan inti merupakan pemecahan inti berat menjadi dua fragmen dengan massa yang hampir sama.

• Inti berat dimasukkan kedalam teras reaktor, maka inti berat tersebut akan menyerap netron thermal dan selanjutnya mengalami fisi. Fisi dapat pula diimbas di dalam suatu siklotron dengan melalui penembakan dengan partikel bermuatan, tetapi kebolehjadian terjadinya sangat ditentukan oleh jenis dan besarnya energi partikel penembak. Inti berat yang bisa mengalami fisi: 235U, 239Pu, 237Np, 233U, dan unsur-unsur lain yang memiliki nomor atom >92.

n

n

n235U 236U

144Ba

90Kr

• Nuklida hasil fisi mempunyai nomor atom berkisar dari 26 sampai 65, atau yang memiliki nomor massa antara 100 sampai 135. Produk fisi biasanya merupakan inti ‘neutron rich’ dan meluruh dengan memancarkan b-.

• Pemisahan nuklida hasil fisi bisa dilakukan dengan pengendapan, ekstraksi pelarut, penukar ion, kromatografi, dan distilasi.



• Radionuklida hasil fisi yang bermanfaat untuk tujuan klinis : 131I, 99Mo, 137Cs.

• Contoh reaksi fisi thermal:

n3 Zn Sm

n3 Zn Sm

n2 Rb Cs

n2 Pd Pd

n2 Sn Mo

n3 Y I U n U

1

0

77

30

156

62

1

0

78

30

155

62

1

0

97

37

137

55

1

0

117

46

117

46

1

0

135

50

99

43

1

0

102

39

131

52

236

92

1

0

235

92

++®

++®

++®

++®

++®

++®®+

Hot Cell untuk proses produksi radionuklida

Proses produksi radionuklida

Deteksi dan Pengukuran RadiasiTipe instrument dan metoda yang digunakan untuk mendeteksi radiasi dalam radiofarmasi dan kedokteran nuklir bertujuan untuk:

Menentukan jumlah keradioaktifan radiofarmaka yang diberikan ke pasien (dosage).

Mengukur keradioaktifan yang berada di tubuh pasien yang sedang mengalami diagnosa dan terapi dengan menggunakan radiofarmaka.

Memantau kemasan bahan radioaktif dan lingkungan kerja untuk alasan kesehatan dan keselamatan.

Semua instrument yang digunakan untuk keperluan ini didasarkan atas kemampuan radiasi untuk mengionisasi materi

Interaksi Radiasi dengan Materi

Radiasi pemancaran dan penjalaran (propagation) energi melalui ruang, dalam bentuk partikel atau gelombang elektromagnetik

Energi radiasi yang dipancarkan dari radiofarmaka cukup untuk dapat menyebabkan terjadinya eksitasi dan ionisasi dari atom-atom materi yang mengalami interaksi dengan radiasi tersebut

Selama eksitasi, elektron-elektron orbital dinaikkan ke sub-orbit energi lebih tinggi, selanjutnya memancarkan cahaya tampak dan ultraviolet bila elektron-elektron tersebut kembali ke keadaan dasar.

Selama ionisasi, elektron-elektron dilepaskan dari atom, sehingga terjadi pasangan-pasangan ion. Suatu pasangan ion terdiri dari satu elektron dan satu atom bermuatan positipyang berasal dari atom yang elektronnya telah dilepaskan.


Energi rata-rata (W) yang yang diperlukan untuk menghasilkan suatu pasangan dalam udara adalah 34 eV.

Suatu radiasi tertentu bisa menghasilkan beribu-ribu eksitasi dan ionisasi di dalam materi, terganttung energi totalnya.

Misalnya, partikel b- yang memiliki energi 340 keV (340.000 eV) bila berinteraksi dengan materi mampu menghasilkan 10.000 pasangan ion di udara sebelum partikel tersebut berhenti bergerak.

Interaksi Radiasi dengan MateriJumlah pasangan ion yang dihasilkan per satuan panjang lintasan yang dilalui dinyatakan sebagai ionisasi spesifik (specific ionization, SI), sedangkan energi yang dilepaskan per satuan panjang lintasan dinyatakan sebagai perpindahan energi linier (linear energy transfer, LET)

LET = SI x W

SI dan LET berbanding langsung dengan massa dan muatan partikel dan berbanding terbalik dengan kecepatan partikel.

Interaksi radiasi dengan materi penting untuk dipahami• dasar untuk deteksi dan pengukuran radiasi

• kejadian awal yang mengarah ke kerusakan biologis dalam jaringan.


Jangkauan partikel

Sumber Alfa Sumber Beta

Sinar Delta

Partikel alfa memiliki SI dan LET tinggi (karena massa dan muatan yang tinggi), dan nilainya semakin meningkat dekat akhir lintasannya karena partikel mengalami perlambatan sehingga meningkatkan kebolehjadian interaksiya.

Di dalam jaringan, padatnya ionisasi dari suatu partikel alfa diikuti dengan pelepasan energi mengakibatkan lebih tingginya kebolehjadian kerusakan biologi dibandingkan dengan radiasi yang memiliki LET rendah. Ini merupakan alasan utama mengapa pemacar alfa tidak digunakan untuk aplikasi diagnosa.

Interaksi Radiasi dengan Materie-

Tingkat tereksitasi

Radiasi optike-

Elektron yang dihamburkan

+

Elektron K

Sinar-X K

Ionisasi

+

e-

Elektron yang dihamburkan

Sinar Delta

e-

Bremsstrahlung

Eksitasi Bremsstrahlung

Interaksi partikel beta dengan materi

Elektron-elektron yang dilepaskan dari atom oleh proses ionisasi disebut sinar delta.


Radiasi elektromagnetik atau foton dikarakterisasikan oleh frekuensi, panjang-gelombang, dan energi berdasarkan persamaan berikut:

n=

cl E= h n

=

hcl

Jenis Gelombang Frekuensi* Panjang-gelombang Energi Foton

Radio

Infra-merah

Cahaya tampak

Ultra-violet

Sinar-X Lunak

Sinar-X, sinar Gamma diagnostik

Sinar Kosmik

1 × 105

3 × 1010

3 × 1012

3 × 1014

4.3 × 1014

7.5 × 1014

7.5 × 1014

3 × 1016

3 × 1016

3 × 1018

3 × 1018

3 × 1020

3 × 1020

3 × 1023

3× 105 cm1 cm0.01 cm0.0001 cm (10000 Å)7000 Å4000 Å4000 Å100 Å100 Å1 Å1 Å0.01 Å0.01 Å0.00001 Å

4.13 × 10-10 eV1.24 × 10-4 eV0.0124 eV1.24 eV1.77 eV3.1 eV3.1 eV124 eV124 eV12.4 keV12.4 keV1.24 MeV1.24 MeV1240 MeV

* gelombang/detik


Radiasi elektromagnetik panjang-gelombang panjang, energi rendah, misalnya dalam bentuk cahaya tampak, memperlihatkan sifat seperti gelombang.

Radiasi elektromagnetik panjang-gelombang pendek, energi tinggi, seperti sinar-X dan sinar- ,g tidak berperilaku seperti gelombang tetapi lebih cenderung seperti paket energi yang diskrit.

Paket energi diskrit ini disebut kuanta atau foton dan interaksinya dengan materi sama seperti jika foton tersebut sebagai partikel-partikel kecil.

Tiga proses dari interaksi foton dengan materi:

Efek fotolistrik.

Hamburan Compton.

Produksi pasangan (pair production)

Efek fotolistrik.

Semakin rendah energi foton (<< 50 keV), semakin tinggi Z serta kerapatan jaringan, maka akan semakin tinggi kebolejadian interaksi dengan soft-tissue.

Tulang dengan Z=13.8, kerapatan 1.92 menyerap energi 6 kali lebih banyak dari soft-tissue (Z rata-rata 7.4, kerapatan = 1).

Radionuklida seperti 125I (30 keV), tidak baik untuk `diagnostic imaging`, karena foton diserap jaringan cukup tinggi melalui efek fotolistrik.

g

Fotoelektron kulit-KKEk= h n - BEk

+e-

E = hn

• Foton energi rendah (≤ 50 keV) berinteraksi dengan elektron kulit lebih dalam, biasanya kulit K, diikuti elektron keluar dari orbitnya.

• Seluruh energi foton dialihkan ke electron yang ditendang keluar. Energi kinetik elektron yang keluar = energi foton awal dikurangi energi ikat elektron

• pasangan ion terbentuk disertai terjadi sinar-x karakteristik dan elektron Auger akibat ionisasi yang di-sertai dengan pengisian elektron kulit dalam oleh elektron kulit luar.

Hamburan Compton

Radionuklida untuk radiofarmaka/kedokteran nuklir memiliki energi tinggi, interaksinya dengan jaringan diawali hamburan Compton.

Kebolehjadian interaksi Compton tergantung dari kerapatan elektron. Material kerapatan tinggi memberikan `stopping power` lebih tinggi.

+

e-g

g

KEm= h n – hn`

E = hn`

E = hn q

• Foton energi > 50 keV berinteraksi dengan elektron kulit lebih luar yang terikat lemah. Elektron keluar orbit dan suatu pasangan ion terbentuk.

• Sebagian energi foton dialihkan ke electron yang keluar orbit, tergantung dari sudut hamburan (q). Sisa energi dibawa foton terhambur. Energi kinetik elektron = selisih energi foton datang dengan energi foton terhambur

• Interaksi berlanjut oleh foton sekunder atau foton terhambur Compton, sampai akhirnya energi foton diserap melalui efek fotolistrik.

Produksi Pasangan

Kebolehjadian produksi pasangan meningkat dengan semakin tinggin Z bahan penyerap, karena medan gaya inti semakin meningkat dengan semakin tinggi Z.

e-

g e++E > 1.02 MeV

0.511 MeV

0.511 MeV

• Foton energi ≥ 1.022 MeV berinteraksi dengan medan gaya inti diikuti dengan perubahan foton menjadi 2 partikel elektron, satu positron dan satu negatron.

• Bila energi foton > 1.022 MeV, kelebihan energi didistribusikan ke partikel-partikel sebagai energi kinetik.

• Positron akhirnya dianihilasi diluar atom menghasilkan dua foton dengan energi masing-masing 511 keV

Instrumentasi Deteksi Radiasi

Metoda Pengumpulan Ion (Ion Collection)

Metoda Sintilasi (Scintillation)

Deteksi dan pengukuran radiasi dalam radiofarmasi dan kedokteran nuklir:

• Penting untuk tujuan proteksi radiasi

• Penting untuk pengkajian atau pengukuran keradioaktifan radiofarmaka untuk prosedur imaging

Penggunaan peralatan deteksi radiasi yang tepat memerlukan pemahaman konstruksi dan pengoperasianya.

Tiga metoda dasar deteksi dan pengukuran radiasi untuk radiofarmaka:

Metoda Pengumpulan Iondidasarkan atas kemampuan radiasi mengionisasi atom-atom gas, misalnya udara, helium dan argon, yang ditempatkan dalam ruangan tertutup.

--

- - - - - -

---

-

--- - - - -

------

+++

++

+ ++

+

+

--

--- ---

Sumber radiasi

i = arus

v = tegangan

Detektor radiasi berisi gas sederhana

Elektroda negatip

Elektroda positip

Elektron-elektron yang lepas akibat ionisasi molekul gas detektor berkumpul di anoda pusat, arus akan dihasilkan sebanding dengan jumlah pasangan ion yang terjadi akibat interaksi gas dengan radiasi.

Metoda Pengumpulan Ion

Pasangan ion bere-kombinasi, tidak ada arus yang terjadi, bila tegangan tidak dinaikkan

Elektron primer ter-kumpul dgn laju lebih cepat dgn naiknya tegangan dan arus jenuh dicapai sebagai plateau.

Arus naik sebanding dgn naiknya tegang-an akibat ionisasi se-kunder elektron pri-mer yang bergerak cepat kearah anoda

Hampir seluruh molekul gas dalam chamber terionisasi

Ionisasi sederhana

Amplifikasi gas

Tegangan

Aru

s

Dae

rah

Rek

ombi

nasi

Arus jenuh

Daerah

prop

orsio

nal

Non

-pro

pors

iona

l

Daerah Geiger

Contin

uous

disc

harg

e

Tegangan cukup tinggi utk terjadinya peristiwa ionisasi awal dalam tabung, terjadi pasangan ion beruntun dari semua molekul yang ada.

Metoda Pengumpulan Ion

Sesuai dengan kurva respon arus/tegangan, maka ada tiga tipe instrumen :

• Kamar ionisasi (ionization chamber)

• Pencacah proporsional (proportional counter)

• Pencacah Geiger-Müller (GM)

memiliki tegangan kerja dalam rentang 50 sampai 150 volt (daerah plateau arus jenuh), untuk mengukur sumber radioaktif intensitas medium sampai tinggi

Misal survey meter “Cutie Pie” dan dose calibrator yang digunakan untuk mengukur keradioaktifan radiofarmaka dalam rentang mikrocurie sampai curie.

untuk mengukur radiasi intensitas rendah, seperti survei radiasi ligkungan kerja. Tegangan kerja alat ini biasanya ditetapkan dekat 1000 volt (daerah Geiger).

Radionuclide Dose Calibrator

Range Selector

Isotope Corretion

Activity DisplayPower Supply

i → v Amp

Voltage Amp

Tegangan kerja ~ 150 volt

Sealed Chamber berisi gas bertekanan, gas argon ~ 12 atm untuk meningkatkan kepekaan deteksi

Range Selector merupakan rangkaian resistor dapat bervariasi yang mengatur instrument untuk rentang keradioaktifan (mikrocurie, milicurie, curie) yang diukur.

Radionuclide Dose Calibrator

Geiger-Müller Detector

+ +++++

++++

----- -------

Anode

Cathode Thin Window

Sumber Radiasi , bg

GM Counter cocok untuk mendeteksi keradioaktifan rendah, karena itu paling umum digunakan untuk memantau daerah kerja bila terjadi kontaminasi.

Window tipis dari mika memungkinkan partikel b dan sinar g energi rendah untuk lewat yang biasanya akan tertahan oleh casing tabung yang terbuat dari logam.

Karena tegangan kerja tabung GM cukup tinggi, radiasi yang memasuki tabung akan menghasilkan ionisasi primer dan ion primer ini selanjutnya akan mengionisasi seluruh gas yang ada di dalam tabung

Geiger-Müller Detector

Metoda ScintilasiAda dua jenis detektor scintilasi: • Detektor scintilasi kristal padat

• Detektor scintilasi cair

Detektor sendiri merupakan medium primer untuk terjadinya interaksi dengan radiasi. Prinsip kerja kedua jenis detektor adalah sama, kecuali material detektor yang berbeda.

Detektor scintilasi kristal padat yang paling umum adalah kristal natrium iodida, NaI(Tl), yang dibungkus dengan suatu casing logam, sehingga sinar g dengan energi yang memadai mampu menembus casing logam dan selanjutnya berinteraksi dengan kristal. Hal ini tidak dapat terjadi bila radiasi merupakan radiasi partikel.

Karena itu pencacahan radionuklida pemancar partikel b murni, seperti 3H dan 14C, paling baik dilakukan dengan menggunakan scintilasi cair. Disini cuplikan yang diukur terlebih dahulu dilarutkan atau disuspensikan dalam suatu “cocktail” scintilasi yang merupakan campuran pelarut dan senyawa-senyawa scintilator. Semakin intim cuplikan dan “cocktail” bercampur, semakin efisien deteksi radiasi b

Detektor scintilasi kristal padat

High Voltage

Pre-Amplifier

Linear Amplifier

Pulse Height

Analyzer

Scaler

Rate Meter

Oscilloscope

Computer

Kristal NaI(Tl)

Sinar-g

Tabung Photomultiplier (PM)


Sinar-g

scintilasi

Kristal NaI(Tl)

Foton cahaya

photocathode

dynodes elektron

photomultiplier tube

• Foton energi tinggi (sinar-g) yang berinteraksi dengan kristal akan memindahkan energinya ke molekul natrium iodida melalui hamburan Compton dan interaksi fotolistrik.

• Energi elektron yang dilepaskan dari proses ionisasi hampir seluruhnya diserap dalam bentuk panas. Bila kristal dalam bentuk natrium iodida murni, maka proses scintilasi tidak berlangsung dengan baik.

• Karena itu jika kristal diaktifkan dengan 0.1% thallium, maka beberapa elektron tereksitasi terperang-kap disekitar atom thallium, dimana pada saat kembali ke keadaan dasar energi dilepaskan dalam bentuk foton cahaya tampak dengan energi 3 eV dan proses ini disebut scintilasi.


Well Counter Larutan radiofarmaka di dalam tabung reaksi

Kristal NaI(Tl) berbentuk sumur

Electron photomultiplier tube

Perisai dari Pb

Linear Amplifier

Pulse Height Analyzer

Sinar-g

A B C A B C A B C

window

Pulsa B yang tercacah

1 2 3 4

Pul

se h

eigh

t

Awal

Pulsa 2 yg tercacah

LLD

ULD

1 2 3 4

LLD dinaikan

Pulsa 3 yg tercacah

LLD

ULD

1 2 3 4

Window dinaikan

Pulsa 1 dan 2 yg tercacah

LLD

ULD

Spektrum Energi GammaBila suatu radionuklida dicacah dengan pencacah scintilasi, kemudian laju cacahan (count rate) diplotkan terhadap energi, maka akan diperoleh spektrum gamma.

0 1024Energi (keV) 0 1024Energi (keV)

A B

A B C D

123I

A : 27 ~ 31 keV Te x-rays

B : 159 keV gamma

131I

A : ~ 30 keV Xe x-rays

B : 80 keV gamma

C : 364 keV gamma

D : 638 keV gamma

A

51Cr

A : 320 keV gamma

A

99mTc

A : 140 keV gamma

Detektor scintilasi cair

14CH2NH2COOH

S*

S

F1

F1*

b-

F1

F2

F2*Foton cahaya

e-

e-

e-

e-

e-

e-

Cacahanpulsa

AnodePhotocathode

PM Tube

S = pelarut

F = material yang mengandung fluor

RF

b- S

F

Efisiensi Pencacahan (Counting Efficiency)Cacahan (counts) per menit yang tercatat suatu instrument dibagi oleh disintegrasi per menit (dpm) yang terjadi di dalam cuplikan yang sedang dicacah.

Efisiensi =cpmdpm

Faktor utama yang mempengaruhi efisiensi:

Efisiensi diri (intrinsic) adalah jumlah radiasi yang berinteraksi di dalam detektor dibagi dengan jumlah radiasi yang datang ke detektor

Detektor NaI bidang datar

Detektor NaI tipe sumur

• Efisiensi diri detektor yang dipenga-ruhi oleh jenis radiasi dan energinya, dan ukuran serta komposisi detektor.

• Faktor geometri

Efisiensi =Net cpm

(Source mCi)

(2.26 x 106 dpm/mCi)

(kelimpahan foton)

Contoh:

1.0 mCi (37 kBq) gas 133Xe yang berada di dalam vial 3 ml dicacah dengan menggunakan pecacah scintilasi sehingga diperoleh hasil cacahan bersih sebesar 486508 cpm. Diketahui kelimpahan foton gamma energi 81 keV dari 133Xe adalah 36%. Hitung efisiensi pencacahan dengan meggunakan pencacah scintilasi tersebut.

Efisiensi =486508 cpm

(1.0 mCi)

(2.26 x 106 dpm/mCi) (0.36)= 0.61

Jika kita mengetahui efisiensi detektor suatu radionuklida tertentu dalam geometri tertentu, maka keradioaktifan sumber dapat ditentukan sebagai berikut:

Net cpmAktivitas (mCi) = (2.26 x 106

dpm/mCi)(kelimpahan foton)(Efisiensi)

Proteksi dan Risiko Radiasi

Dua faktor utama berkaitan dengan pengukuran radiasi:

Ionisasi materi oleh radiasiEnergi radiasi yang diserap (absorbsi) oleh materi

Berhubungan langsung dengan konsekuensi biologis akibat interaksi radiasi dengan tubuh manusia

1. Satuan Ci dan Bq untuk mengukur keradioaktifan atau jumlah bahan radioaktif di dalam suatu sumber radiasi

2. Satuan roentgen (R) untuk mengukur paparan (exposure) dari radiasi elektromagnetik. Lewatnya radiasi sinar x dan g sebesar 1R akan menghasilkan 2.082 x 109 pasangan ion per cm3 udara pada STP

3. Satuan Rad (radiation adsorbed dose) dan Gy (gray) untuk mengukur dosis radiasi yang diserap. Kuantitas setiap radiasi pengionisasi yang ekivalen dengan 100 erg energi yang diserap per gram bahan penyerap (absorber).

1 R = 0.869 Rad untuk udara; 1 R = 0.96 Rad untuk jaringan

4. Satuan Rem (roentgen equivalent man) dan Sv (sievert) untuk mengukur dosis biologis


Efek biologis dari radiasi

Berapa banyak energi diserap

Bagamana energi terdistribusi di dalam bahan penyerap

Kerusakan radiasi akan lebih besar terhadap sel-sel jaringan jika energi radiasi 100 erg yang diserap terkosentrasi dibagian terkecil dari 1 gram jaringan dari pada jika 100 erg energi didepositkan secara merata di seluruh 1 gram jaringan.

Jenis radiasi berbeda bisa mendepositkan jumlah energi yang sama di dalam jaringan yang sama, tetapi pola distribusinya bisa berbeda

RBE (Relative Biologic Effectiveness) merupakan ukuran yang digunakan untuk menjelaskan derajat efek biologis yang dihasilkan oleh jenis radiasi yang berbeda dengan dosis terserap yang sama.

RBE = dosis radiasi sinar x dan g dalam Rad yang diperlukan untuk menghasilkan efek biologis tertentu dibagi dengan dosis radiasi dalam Rad setiap radiasi pengionisasi yang diperlukan untuk menghasilkan efek biologis yang sama.


Lebih besar LET makin tinggi efek biologis dari radiasi tertentu yang diserap. Energi yang diserap dalam jarak yang pendek akan menyebakan lebih banyak “injury” yang diterima bila dibandingkan dengan energi yang diserap dalam jarak yang jauh.

RBE tergantung dari besarnya LET radiasi tertentu.

Beberapa radiasi bisa menghasilkan lebih banyak ionisasi per panjang lintasan yang dilalui. Radiasi demikian dikatakan memiliki ionisasi spesifik yang tinggi dan karena itu akan mendepositkan energi yang lebih banyak dalam panjang lintasan yang sama, artinya radiasi. memiliki LET yang tinggi.

Misalnya, 0.05 rad radiasi a di dalam jaringan menghasilkan efek biologis yang sama seperti yang ditunjukkan oleh 1 rad radiasi sinar-x atau g, maka RBE radiasi a adalah 20.

Bila 1 rad radiasi b menghasilkan efek biologis yang sama dengan 1 rad radiasi sinar-x atau g, maka RBE radiasi b adalah 1.

Dalam proteksi radiasi akan memudahkan untuk menjumlahkan kontribusi dosis dari tipe radiasi berbeda, kemudian digunakan suatu `modifier` sebagai faktor kualitas radiasi (Q) yang berhubungan dengan tipe dan energi radiasi serta LET nya.


Dalam radiofarmasi dan kedokteran nuklir, paparan radiasi eksternal (external exposure) yang menjadi perhatian utama adalah yang berkaitan dengan pemancaran sinar-g dan sinar-x, karena kemampuannya untuk menembus jaringan dan menyebabkan ionisasi.

Lain halnya dengan radiasi partikel, paparan eksternalnya terhadap tubuh sedikit memberikan efek berbahaya, karena partikel b dan a mudah diserap oleh udara atau oleh beberapa mm lapisan kulit. Meskipun demikian, beberapa pemancar b energi tinggi, seperti 32P (1.7 MeV), 90Y (2.28 MeV), dan 89Sr (1.46 MeV) dapat memiliki ancaman eksternal karena jangkauannya (range) di udara maupun jaringan cukup tinggi.

Sumber potensial paparan radiasi internal (internal radiation exposure) adalah ingestion makanan atau air terkontaminasi dan inhalation radionuklida yang ada diudara.

Tiga hal yang sangat penting perlu diperhatikan untuk proteksi radiasi dari paparan esternal radiasi- g adalah:1. Waktu

2. Jarak3. Perisai (shielding)

Proteksi dan Risiko Radiasi• Waktu PaparanLebih singkat waktu paparan, lebih rendah dosis radiasi yang akan diterima. Ini artinya bahwa bekerja dengan bahan radioaktif harus direncanakan dengan baik dan dilaksanakan secepat mungkin, terutama bila bekerja dengan sumber radiasi tanpa dilengkapi perisai.

• JarakMempertahankan jarak sepraktis mungkin dari suatu sumber radiasi merupakan suatu metoda yang efektif untuk mengurangi paparan radiasi berdasarkan `hukum kuadrat terbalik`.

Tetapan sinar-g spesifik (G) suatu radionuklida harus diketahui bila hukum kuadrat terbalik ini digunakan. Tetapan ini adalah laju paparan dalam R/jam pada jarak 1 cm dari sumber radionuklida 1 mCi (37 MBq).

Satuan G adalah R.cm2/mCi jam. Untuk setiap mCi tertentu N, maka laju dosis pada jarak d dari sumber dapat dinyatakan dalam persamaan berikut:

Hukum ini hanya berlaku untuk radiasi-g dan radiasi sinar-x, yang menyatakan bahwa jumlah radiasi dari suatu sumber titik berbanding terbalik dengan kuadrat jarak dari sumber. Secara sederhana, dengan melipat-gandakan jarak dari suatu sumber radiasi akan mengurang paparan sampai seperempatnya. Prinsip pengurangan paparan ini hanya terpenuhi jika ukuran fisis sumber relatif kecil bila dibandingkan dengan ukuran tubuh yang dipapar.

R/jam =NGd2

Proteksi dan Risiko RadiasiContoh SoalBerapa laju dosis dari sumber 131I 100 mCi (3700 MBq) pada jarak 1 cm dan pada jarak 2 feet (61 cm)? Diketahui tetapan sinar-g spesifik (G) untuk 131I adalah 2.2 R.cm2/mCi.jam

R/jam @ 1 cm =NGd2 =

(100 mCi)(2.2 R . cm2/mCi.jam)(1 cm)2 = 220 R/jam

R/jam @ 61 cm =NGd2 =

(100 mCi)(2.2 R . cm2/mCi.jam)(61 cm)2 = 0.059 R/jam

Berapa lama diperlukan untuk mengakumulasikan dosis paparan 100 mR (0.1 R) dari sumber 131I 100 mCi (3700 MBq) pada jarak 2 feet?

Waktu mengakumulasikan 0.1 R ==0.1 R

0.059 R/jam= 1.7 jam

Berapa jarak diperlukan untuk memperendah laju dosis sampai 2 mR/jam dari sumber 131I 100 mCi (3700 MBq)?

=NGd2 2 mR/jam d ( cm) =

(100 mCi)(2.2 R . cm2/mCi.jam) x 1000 mR/R(1 cm)2 = 332 cm√


• Perisai

Keefektifan bahan perisai tergantung dari nomor atom, kerapatan, dan ketebalan bahan perisai. Bahan yang memiliki kerapatan dan nomor atom yang tinggi artinya memiliki banyak atom (elektron) yang terkemas dalam volum kecil sehingga menghasilkan `stopping power` yang tinggi.

Karena itu bila energi foton gamma semakin tinggi, maka dibutuhkan perisai yang semakin tebal untuk menghentikan foton gamma tersebut.

Hubungan antara intensitas radiasi semula (I0 ) dan intensitas setelah melalui perisai (I ) dinyatakan dalam persamaan berikut:

I = I0 e-mx

m adalah koefisien attenuasi linier (mm-1)

Proteksi dan Risiko RadiasiDosimetri Radiasi

Penting dan perlu mengetahui dengan jelas berapa dosis radiasi yang diterima tubuh keseluruhan (whole body) dan yang diterima organ individual bila radiofarmaka diberikan kepada pasien.

• Jumlah radiasi yang diabsorbsi harus diketahui untuk tujuan mengkaji risiko radiasi terhadap pasien.

• Informasi dosis radiasi menentukan berapa jumlah maksimum keradioaktifan yang perlu diberikan untuk suatu prosedur kedokteran nuklir.

Radiofarmaka terdistribusi diseluruh tubuh, tetapi tidak perlu secara merata. Organ yang berbeda akan mengabsorbsi jumlah radiasi yang berbeda.

Organ kritis adalah organ yang menerima dosis radiasi paling tinggi. Kadang-kadang organ kritis bukan merupakan organ target yang dicitra.

Misal 99mTc-HMPAO digunakan untuk pencitraan otak (brain imaging), tetapi organ kritisnya adalah `lacrimal gland`


Dosis radiasi terhadap suatu organ dari radionuklida yang diberikan secara internal dinyatakan dengan persamaan berikut:

( ) ( )hkhhk rrSArrD ¬=¬ .~

adalah dosis absorbsi rerata dalam rad terhadap organ target (rk) dari suatu radionuklida yang terdistribusi merata dalam suatu organ sumber (rh).

D

hA~ adalah aktivitas kumulatif, dalam satuan mikrocurie-jam (mCi-hr), di daerah sumber (rh); merupakan jumlah atau akumulasi dari semua transisi inti yang terjadi di dalam organ h selama selang waktu yang diamati, biasanya diambil tak berhingga bila peluruhan sempurna telah terjadi.

(hr) Ci).1.443(Ci)(

hr)-Ci(~

0e

0effh TA

AA m

lm

m ==

k

hkiihk

m

rrrrS

å ¬FD=¬ )(

)(

~Untuk peluruhan nuklida yang sempurna Ah ditentukan oleh jumlah aktivitas dalam organ dan waktu paruh efektifnya sebagai berikut:


Nilai Ah dipengaruhi oleh besarnya fraksi keradioaktifan yang diambil oleh organ dari sekian banyak keradioaktifan yang diberikan. Fraksi yang diambil organ ini ditentukan oleh faktor fisiologis normal dan setiap gangguan yang disebabkan oleh patologi organ.

~

Nilai S berkaitan dengan data fisis radionuklida dan massa organ karena dosis akan dinyatakan dalam rad.

Di = 2.13 ni Ei (gram-rad/mCi-hr)2.13 adalah tetapan konversi satuan, ni dan Ei masing-masing adalah jumlah rerata

partikel atau foton per transformasi inti dan energi rerata radiasi dalam MeV

mk adalah massa organ dalam gram dari organ target dan Fi fraksi radiasi yang diabsorbsi dalam organ target

Dosis yang diabsorbsi suatu organ bergantung pada beberapa faktor, diantaranya, yaitu:

• Jumlah atau besarnya keradioaktifan yang berada di organ• Jenis dan energi radiasi• Jumlah energi yang diabsorbsi oleh organ• Lamanya radiasi berada di dalam organ• Distribusi radiasi di dalam organ• Massa organ


Proteksi dan Risiko RadiasiDosimetri Radiasi Contoh soal: Suatu radiofarmaka 99mTc untuk mencitra limpa (spleen) memiliki distribusi berikut setelah pemberian intravena: 80% spleen, 15% liver, dan 5% total body. Perkirakan dosis radiasi terhadap spleen dari dosis 1 mCi (37 MBq). Anggap eliminasi biologis sangat lambat, yang dapat diartikan T1/2 eff = T1/2 p (waktu paruh fisis) = 6 jam. Nilai-nilai S untuk 99mTc dapat diketahui dari Tabel MIRD (Medical Internal Radiation Dose). S(spl←spl) = 3.3 x 10-4 rad/mCi-hr; S(spl←liv) = 9.2 x 10-7 rad/mCi-hr; S(spl←tb) = 2.2 x 10-6 rad/mCi-hr

Besarnya keradioaktifan terakumulasi dalam organ sumber (spleen, liver dan total body) adalah:

~Aspl = (1000 mCi)(0.80)(1.443)(6 hr) = 6926 mCi-hrAspl = (1000 mCi)(0.15)(1.443)(6 hr) = 1299 mCi-hrAspl = (1000 mCi)(0.05)(1.443)(6 hr) = 433 mCi-hr

Dspl = Aspl. S(spl←spl) + Aliv. S(spl←liv) + Atb. S(spl←tb) ~

= (6926 mCi-hr)(3.3 x 10-4 rad/mCi-hr) + (1299 mCi-hr)(9.2 x 10-7 rad/mCi-hr) +

(433 mCi-hr)(2.2 x 10-6 rad/mCi-hr) = 2.286 rad + 0.001 rad + 0.001 rad

Dspl = 2.288 rad

~ ~

Proteksi dan Risiko RadiasiDosimetri Radiasi Contoh soal: Perkirakan berapa dosis radiasi terhadap paru-paru dari 99mTc-DTPA aerosol yang digunakan untuk `lung ventilation imaging`. Anggap uptake sesaat dalam paru-paru adalah 1 mCi (37 MBq) dengan biological removal dari paru-paru kedalam darah 1.5% per menit. Diketahui dari Tabel MIRD nilai S(lung←lung) = 5.2 x 10-5 rad/mCi-hr

Karena adanya komponen biologic clearance, maka waktu paruh efektif perlu dihitung pertama kali. Karena itu jika lb, lp dan leff masing-masing adalah tetapan peluruhan biologis, fisik, dan efektif.

lb = 0.015 min-1 . 60 min/hr = 0.900 hr-1

lp = 0.693/6.02 hr = 0.1151 hr-1

leff = 0.9000 + 0.1151 = 1.015 hr-1

Aktivitas kumulatif dan dosis terhadap paru-paru adalah sebagai berikut:

Ci)(

e

0Alm ==~

Alung

1000 mCi1.015 hr-1

= 985 mCi-hr

Dlung = Alung S(lung←lung) = (985 mCi-hr)(5.2 x 10-5 rad/mCi-hr)

~

= 0.051 rad


Hand foot and body monitor

Kimia RadiofarmasiRadiochemical atau senyawa radiokimia adalah senyawa kimia yang mengadung atom radioaktif di dalam struktur kimianya.

Senyawa radiokimia akan menjadi radiofarmaka (radiopharmaceutical) bila telah teruji di manusia untuk tujuan penggunaannya berdasarkan persyaratan yang ditetapkan oleh Badan POM kalau di Indonesia atau oleh US Food and Drug Administration (FDA) kalau di Amerika Serikat, dan diketahui aman dan efektif untuk tujuan diagnosa dan terapi penyakit.

Bentuk fisiko-kimia radiofarmaka mulai dari senyawa unsur sederhana sampai molekul bertanda atom radioaktif yang kompleks, unsur-unsur sel darah, dan partikel yang kemudian diberikan ke pasien: :

• dalam bentuk sedian oral seperti kapsul dan larutan

• dengan cara inhalasi sebagai gas dan aerosol

• dengan berbgai rute injeksi, paling sering secara intravena

Sifat-sifat radiofarmaka injeksi

1. Harus sterile dan bebas pyrogen

2. Harus isotonic dan mempunyai pH fisiologis

3. Keradioaktifannya harus dikalibrasi

http://lunis.luc.edu/nucmed/tutorial/radpharm/sect-c2.htm

http://lunis.luc.edu/nucmed/tutorial/radpharm/sect-c3.htm

Radiofarmaka• hampir semua radiofarmaka merupakan senyawa organik atau

anorganik sederhana yang memiliki komposisi tertentu. Radiofarmaka jenis ini dapat dikelompokkan sebagai radiofarmaka tidak spesifik substrat karena tidak berpartisipasi dalam reaksi kimia spesifik.

• ada beberapa radiofarmaka yang terbentuk dari molekul makro (macromolecules), seperti antibodi monoklonal (monoclonal antibody) atau fragmen-fragmen antibodi, yang ditandai tidak secara stokiometri dengan suatu radionuklida. Radiofarmaka jenis ini disebut radiofarmaka spesifik substrat, karena harus berpartisipasi dalam reaksi kimia spesifik atau mengambil peranan dalam suatu interaksi ligand spesifik-substrat.

Mekanisme Lokalisasi (1)

1. Transport aktif (active transport) melalui jalur metabolisme yang bekerja secara normal di dalam tubuh dengan cara menggerakan atau memindahkan radiofarmaka melintasi membran sel kemudian masuk kedalam bagian dalam sel.

2. Fagositosis (phagocytosis), terperangkapnya partikel koloid oleh sel Kupffer di dalam sistem reticuloendothelial setelah injeksi intravena

3. Blokade kapiler dengan melibatkan microembolisasi pada jaringan kapiler oleh partikel sehingga aliran (perfusion) jaringan kapiler tersebut dapat divisualisasi secara eksternal.

Mekanisme Lokalisasi (2)4. Cell sequestration melalui penandaan sel darah merah yang telah

dirusak dengan cara pemanasan, kemudian diinjeksikan dalam upaya mendapatkan sidik spleen tanpa visualisasi liver.

5. Difusi sederhana perunut radioaktif (radiotracer) dengan melintasi membran sel dan selanjutnya mendistribusikan dirinya ditempat lain di dalam tubuh; sedangkan difusi pertukaran (exchange diffusion) diawali dengan proses difusi perunut radioaktif kedalam suatu sel kemudian diikuti dengan pertukaran kimia (chemical exchange).

6. Lokalisasi kompartemen (compartmental localization) dengan cara menempatkan radiofarmaka dalam ruang fluida (fluid space) kemudian ruang fluida tersebut disidik.

Mekanisme Lokalisasi (3)

7. Serapan kimia (chemisorption) dengan terbentuknya ikatan permukaan (surface binding) suatu radiofarmaka terhadap struktur permukaan.

8. Reaksi antigen-antibodi, yaitu terjadinya uptake pada dudukan tumor (tumor site) disebabkan oleh ikatan spesifik antibodi bertanda nuklida radioaktif pada permukaan antigen yang berada di dalam tumor.

9. Ikat reseptor (receptor binding), yaitu pengikatan radiofarmaka terhadapan dudukan reseptor afinitas tinggi (high-affinity receptor sites).

Klasifikasi Radiofarmaka berdasarkan mekanisme lokalisasi

• Kelompok radiofarmaka yang memiliki pola biodistribusi yang secara esklusif sangat ditentukan oleh sifat fisika dan kimia dari radiofarmaka itu sendiri.

• Kelompok radiofarmaka yang biodistribusinya sangat ditentukan oleh ikat reseptor (receptor binding) atau oleh interaksi biologi lainnya. Kelompok radiofarmaka yang terakhir ini sering disebut sebagai radiofarmaka spesifik organ sasaran (target-specific radiopharmaceuticals).

Kimia RadiofarmasiKlasifiksi umum radiofarmaka berdasarkan fungsi tindakan atau prosedur penggunaannya:

Radiofarmaka diagnosa

Radiofarmaka terapi

• Prosedur imaging : memberikan informasi diagnosa berdasarkan pola distribusi keradioaktifan di dalam tubuh

• Studi fungsi secara in vivo: mengukur fungsi suatu organ atau sistim berdasarkan absorpsi, pengenceran, penumpukkan, atau ekskresi keradioaktifan setelah pemberian radiofarmaka.

• Kuratif

• Paliatif

Radiofarmaka DiagnosaAda dua kategori: in vivo function agents dan imaging agents

In vivo function agents: melacak suatu proses fisiologis tanpa mempengaruhi atau mengganggu proses tersebut sehingga ukuran atau kinerja sesungguhnya dari fungsi dapat diperoleh.

Misal:• pengukuran fungsi kelenjar thyroid dengan 131I-natrium iodida• pengkajian metabolisme vitamin B12 dengn 57Co-cyanocobalamin• pengukuran laju filtrasi glomerular (GFR) dengan 99mTc-diethylenetriaminetetraaceticacid

(99mTc-DTPA atau 99mTc-pentetate) atau 125I-iothalamat• penentuan volume darah dengan sel darah merah bertanda 51Cr atau 125I-HAS (human serum

albumin)

Selama studi fungsi in vivo, senyawa radioaktif atau radiofarmaka diagnosa yang diberikan ke pasien dan fungsi spesifik tubuh dikaji dengan mengukur radiasi yang dipancarkan secara langsung dari organ yang diteliti atau dengan menganalisis cuplikan (sample) urin atau darah. Tentunya radiotracer harus fisiologis, artinya harus berpartisipasi dalam fungsi biologis yang sedang dipelajari tanpa mempengaruhi fungsi dalam cara apapun.

Radiofarmaka diagnosaDiagnostic imaging agents dirancang untuk terlokalisasi dalam organ spesifik.

Citra distribusi radiotracer dalam organ yang diperoleh melalui kamera gamma (gamma camera) digunakan untuk mengkaji morfologi organ (ukuran, bentuk, posisi, atau keberadaan lesi yang menempati ruang) dan fungsi organ.

Diagnostic imaging agents yang ideal harus terlokalisasi dengan cepat dan terikat kuat di organ yang diamati, dan tetap berada disana selama pengkajian, dan terekskresi cepat setelah pengkajian

Sifat-sifat radiofarmaka diagnostik imaging yang ideal

1. Pemancar gamma murni

2. 100 keV < energi gamma < 250 keV

3. Waktu paruh efektif = 1.5 x lamanya pemeriksaan.

4. Target to non-target ratio tinggi.

5. Dosis radiasi yang diterima pasien dan petugas kedokteran nuklir minimal.

6. Keselamatan pasien

7. Reaktivitas kimia

8. Tidak mahal dan tersedia dengan mudah.

9. Penyiapan serta kendali kualitasnya sederhana jika dibuat ditempat (rumah sakit).


1. Pemancar gamma murni

• Meluruh melalui electron capture atau isomeric transition. Radiasi yang mempunyai daya tembus rendah, seperti partikel alfa dan beta tidak diinginkan, karena: linear energy transfer (LET) tinggi, fraksi energi yang didepositkan per

cm jarak tempuh sangat tinggi, yang mengakibatkan absorpsi kuantitatif di dalam tubuh

sedikit partikel yang sampai ke detektor, sehingga partikel alfa dan beta tidak memberikan citra

Partikel dengan LET yang tinggi mengakibatkan dosis radiasi sangat significant terhadap pasien.


2. 100 keV < energi gamma < 250 keV

• Umumnya peralatan “imaging” (kamera gamma) didisain untuk berfungsi dengan baik, memberikan kualitas citra (image) optimal, di daerah rentang energi ini.

• Radionuklida tertentu dengan energi sinar gamma dibawah 100 keV: misalnya 201 Tl dan 133 Xe dengan energi gamma kira-kira 70-80 keV,

• Radionuklida yang ideal dan umum digunakan untuk rentang energi 100 keV – 250 keV adalah 99m Tc, 111In, dan 123 I.

atau diatas 250 keV:seperti 67Ga dan 131I dengan energi gamma masing-masing 300 dan 364.5 keV, telah umum digunakan secara klinis. Radionuklida energi tinggi jenis ini memerlukan kolimasi lebih tinggi untuk mendapatkan kualitas citra yang lebih baik, tetapi akibatnya akan menurunkan sensitivitas dan resolusi.

Energy (keV)

Imag

e Q

uali

tyHubungan kualitas citra dengan energi

Sifat-sifat radiofarmaka diagnostik imaging yang ideal3. Waktu paruh efektif = 1.5 x lamanya pemeriksaan.

• Batasan waktu ini memberikan kesesuaian antara kenginan meminimalkan dosis yang diterima pasien dan memaksimalkan dosis yang diinjeksikan agar statistik pencacahan dan kualitas citra memberikan hasil yang optimal. 133Xe atau gas mulia lain yg digunakan untuk ventilation study merupakan perkecualian.

• Radiofarmaka harus bisa dikeluarkan dari tubuh secara kuantitatif dalam beberapa menit setelah diagnosa selesai. Kebanyakan radiofarmaka menunjukkan pola “clearance” eksponensial sehingga waktu paruh efektifnya cukup panjang (dalam hitungan jam atau hari bukan detik atau menit).

• Hubungan antara waktu paruh efektif, waktu paruh biologis, dan waktu paruh fisis dinyatakan dengan persamaan berikut:

t1/2(efektif)1

=t1/2(biologi)

1

t1/2(fisika)1

+

Laju efektif hilangnya keradioaktifan (Reff) dari suatu organ atau tubuh berbanding lurus dengan laju peluruhan fisis (Rp) radionuklida dan laju ekskresi biologis (Rb) radiofarmaka, dan dapat dinyatakan dalam bentuk persamaan:

Reff = Rp+ Rb

Laju hilangnya (removal) dari kedua proses tersebut berbanding terbalik dengan waktu paruh proses:

1R (removal rate) ~ t1/2

t1/2(efektif)1

=t1/2(biologi)

1

t1/2(fisika)1

+

Sifat-sifat radiofarmaka diagnostik yang ideal

4. Target to non-target ratio tinggi.• Jika ratio tidak cukup tinggi (5:1 minimum untuk planar imaging, kira-kira

2:1 for SPECT imaging), hasil scan menunjukkan adanya “non diagnostic scan” dan ini menyulitkan atau tidak memungkinkan untuk membedakan organ berpenyakit (pathology) dari latar-belakang.

• Rendahnya ratio juga menimbulkan radiasi yang tidak perlu yang diterima pasien.

Misalnya, untuk ‘thyroid scan’, idealnya semua radioaktivitas berada di dalam thyroid dan tidak ada tempat lain di daerah sekitar leher.

Tetapi untuk kepentingan dosimetri, ‘liver uptake’ dari radioiodida tidak diinginkan sama sekali, disamping tentunya tidak mempunyai dampak di dalam proses penyidikan (imaging) yang sesungguhnya karena tidak berada dalam daerah pandang.

5. Dosimetri Radiasi Internal


Dosimetri radiasi terhadap pasien maupun petugas kedokteran nuklir harus memerlukan perhatian khusus, terutama dalam memenuhi persyaratan sesuai dengan panduan ALARA (As Low As Reasonably Achievable).

Untuk pekerja radiasi Maximum Permissible Dose (MPD) untuk keseluruhan tubuh adalah 1 Rem per tahun untuk tiap tahun umur pekerja radiasi tersebut. Misal: jika pekerja berumur 30 tahun, maka MPD adalah 30 R.

• Konsep ALARA didasarkan terhadap upaya mempertahankan dosis radiasi serendah mungkin yang dapat dicapai.

• Dengan konsep ini telah dapat diimplementasikan pengurangan menyeluruh dosis terhadap pekerja radiasi.

• Tentunya meskipun dosis radiasi yang diinjeksikan ke pasien harus sekecil mungkin, tetapi harus konsisten memberikan kualitas citra yang baik.

6. Keselamatan pasien


Radiofarmaka harus memperlihatkan tidak adanya toksisitas terhadap pasien.

Misalnya, mengapa kita tidak pernah mempersoalkan 201Tl dalam bentuk thallous klorida, TlCl, yang dewasa ini diinjeksikan secara rutin ke pasien untuk sidik atau diagnosa kelainan jantung?

Telah diketahui umum bahwa ion thallous (Tl+) merupakan cardiotoxin yang potent.

Hal ini bisa diterima dalam praktek sehari-hari, karena keaktifan jenis (specific activity), 201Tl yang bebas pengemban adalah sangat tinggi dan jumlah Tl-201 yang terkandung di dalam sediaan dengan aktivitas 3 mCi hanya sekitar 42 ng, suatu jumlah yang sangat kecil dan berada di bawah tingkat yang signifikan untuk dapat memberikan respon fisiologis dari pasien.

Sifat-sifat radiofarmaka diagnostik yang ideal7. Reaktivitas kimia

Misalnya, salah satu ciri khas 99mTc sebagai radioisotop yang ideal untuk sidik diagnosa adalah kemampuannya untuk terikat dengan mudah terhadap berbagai jenis senyawa dalam kondisi fisiologis, mulai dari molekul yang sederhana, seperti pyrophosphate, sampai sejenis gula, seperti glucoheptonat; dari peptida sampai antibodi; dari koloid yang tidak larut sampai dan makroaggregat sampai dengan antibiotik dan molekul komplek yang lain.

Senyawa yang menunjukkan biodistribusi yang dapat diterima, sering menjadi tidak berguna bila telah ditandai logam radioaktif atau telah mengalami iodinasi. Bahkan perubahan sedikit saja dilakukan terhadap struktur molekul sering akan menyebabkan perubahan biodistribusi yang drastis. Karena itu penelitian ekstensif perlu dilakukan untuk menentukan struktur molekul optimal agar penandaan dapat dilakukan dengan menggunakan isotop spesifik.

• Harus tersedia substrate atau tempat didalam molekul dimana memungkinkan reaksi penandaan dengan atom radioaktif dapat dilakukan.

• Tidak setiap senyawa dapat ditandai dengan setiap isotop. Dalam kenyataannya penandaan sering memerlukan suatu posisi yang selektif di dalam molekul atau senyawa.

Sifat-sifat radiofarmaka diagnostik yang ideal8. Tidak mahal dan tersedia dengan mudah.

• Radiofarmaka harus stabil baik sebelum dan sesudah proses penandaan ( pre- and post-reconstitution).

• Apabila suatu senyawa tertentu memperlihatkan kinerja yang baik untuk suatu prosedur tertentu, dan hanya tersedia di suatu rumah sakit besar, maka penggunaanya dengan jelas akan sangat terbatas. Karena itu dengan melihat kondisi ekonomi dewasa ini, maka radiofarmaka yang sangat mahal tentu penggunaanya akan terbatas dan tidak populer, apalagi bila ada metoda alternatif yang lebih murah.

Sifat-sifat radiofarmaka diagnostik yang ideal9. Penyiapan serta kendali kualitasnya sederhana jika dibuat

ditempat (rumah sakit).

• Penyiapan suatu obat tentu harus sederhana dengan tahapan pengerjaan yang relatif sedikit. Prosedur dengan tahapan lebih dari tifa tahap umumnya tidak memenhui persyaratan inin. Disamping itu tidak diperlukan suatu peralatan yang rumit dan tidak ada tahap dengan waktu pengerjaan yang lama.

• Jika radiofarmaka dibuat ditempat (in-house), maka sangatlah penting kendali kualitas (quality control) dilaksanakan untuk setiap batch yang disiapkan dalam upaya menjamin bahwa tiap-tiap sediaan akan memberikan citra (image) kualitas tinggi sementara bisa meminimalkan dosis radiasi terhadap pasien.

Radiofarmaka Terapi

Radionuklida untuk terapi disiapkan dalam dua bentuk: Sebagai sumber tertutup (sealed sources)

• Sebagai sumber terbuka (unsealed sources)

Radioterapi berkas eksternal atau konvensional, misalnya 60Co, 137Cs, 192Ir

Brachytherapy: Low Dose, High dose

Seed Brachytherapy, misalnya 125I, 103Pd, 192Ir

• Radiofarmaka terapi

Radiofarmaka terapi adalah molekul bertanda radioaktif yang dirancang untuk mengantarkan dosis terapeutik radiasi pengionisasi ke dudukan penyakit yang spesifik (paling sering tumor kanker) dengan kespesifikan tinggi di dalam tubuh.

Radiofarmaka Terapi

Radioterapi berkas eksternal atau konvensional memainkan peranan vital dalam pengobatan kanker, namun tidak efektif untuk pengobatan kanker sekunder atau metastatik yang kedudukannya (sites) berada diluar area pengobatan.

Pemberian sistemik radiofarmaka yang dirancang hanya terlokalisasi spesifik dudukan (site), akan memberikan kesempatan untuk pengobatan penyakit yang telah menyebar luas.

Idealnya, radiofarmaka terapi dirancang untuk menempati lokasi berkanker dengan kespesifikan yang tinggi, bahkan apabila lokasi tersebut di dalam belum diketahui, sementara radiofarmaka sendiri menghasilkan kerusakan radiasi yang minimal atau dapat ditoleransi terhadap jaringan normal.

Radiofarmaka Terapi

Tumor therapy

Receptor-binding radiotracers for tumor and other specific therapies

Bone pain palliation therapy

Radiation synovectomy

Miscellaneous therapies

Radioimmunoguided surgery

• Radiolabeled monoclonal antibody• Non antibody method

• Bioactive peptides• Antibody derived agents• Molecular recognition units• Conventional in-vivo receptors

• Microsphere, colloids (for ascites, etc.)

Biodegradable 186Re-PLA Microsphere

Re

O

C

Biodegradable 186Re-PLA Microsphere

A cylindrical balloon is inserted into a vessel with eccentric coronary plaque, and is inflated using radiopharmaceutical liquid

Cross-section of a coronary artery

Sifat-sifat radiofarmaka terapi yang ideal

1. Pemancar partikel bermuatan yang murni (b- atau a).2. Memiliki energi cukup tinggi atau sedang (>1 meV).3. Waktu paruh effektif cukup panjang, misalnya dalam hari.4. Perbandingan uptake di dalam target terhadap organ bukan target

tinggi 5. Dosis radiasi yang diterima pasien harus minimal dan juga yang

diterima petugas kedokteran nuklir.6. Keselamatan pasien diutamakan.7. Radiofarmaka tersedia dengan mudah dan harganya murah.8. Preparasi dan QC radiofarmaka mudah dan sederhana bila

radiofarmaka disiapkan ditempat.

Sifat-sifat radiofarmaka terapi yang ideal1. Pemancar b- atau a murni• Berbeda dengan radiofarmaka diagnostik, maka radiofarmaka terapi

dirancang untuk merusak sel berpenyakit.• Bentuk peluruhan (decay) yang diinginkan adalah dengan memancarkan b-

atau a murni• Karena LET yang tinggi dari partikel beta dan alfa, maka kedua partikel

mampu merusak jaringan.• Partikel beta jauh lebih mudah dapat dikontrol daripada partikel alfa karena

distribusinya di dalam jaringan hampir sempurna untuk suatu terapi yang efektif dan ini disebabkan jangkauan kedua partikel di dalam jaringan sangat berbeda (beberapa mikrometer untuk pemancar alfa dan beberapa mm sampai cm untuk beta).

• Pemancar beta mudah terdeteksi bila tumpah.

2. Memiliki energi cukup tinggi atau sedang (>1 meV).


• Radionuklida yang memancarkan pertikel energi tinggi diperlukan untuk merusak sel berpenyakit. Meskipun tidak ada batasan energi minimum yang eksak, untuk partikel b lebih disukai yang memiliki Emax >1 meV. LET

dari partikel energi yang tinggi ini cukup untuk menyebabkan kerusakan sel, tetapi masih terkendali.

• Beberapa radionuklida terapi, seperti 131I, selain berperan untuk terapi juga dapat disidik (imageable) sehingga dapat memberikan informasi selama terapi berlangsung.


3. Waktu paruh effektif cukup panjang, misalnya dalam hari.

Efek terapi umumnya diinginkan relatif cepat setelah pemberian radiofarmaka terapi. Karena itu, wakru paruh efektif idealnya harus dalam orde jam atau hari.

Contoh radiofarmaka terapi yang baik dengan teff yang ideal adalah 131I- natrium iodida untuk pengobatan hyperthyroid (teff adalah 6 hari) dan 166Ho- FHMA (ferric hydroxide macroaggregate) untuk intraarticular radiation synovectomy (teff adalah 1.2 hari).

Sifat-sifat radiofarmaka terapi yang ideal4. Perbandingan uptake di dalam target terhadap organ bukan

target harus tinggi

• Di dalam prosedur terapi, “target:non-target ratio” sangat menentukan.

• ”Target:non-target ratio” yang rendah bisa menghasilkan penyembuhan tidak memadai terhadap penyakit utama dan bahkan menimbulkan dosis radiasi letal yang potensial terhadap sumsum tulang atau jaringan sensitif radiasi lainnya.

• Penting untuk dipastikan bahwa radiofarmaka memiliki kemurnian

radiokimia yang tinggi.

Sifat-sifat radiofarmaka terapi yang ideal5. Dosis radiasi yang diterima pasien dan juga yang diterima

petugas kedokteran nuklir harus minimal.

• Paparan dosis radiasi minimal ditekankan untuk pasien maupun petugas pelayanan kedokteran nuklir. Konsep yang biasa digunakan adalah TDS, yaitu meminimalkan TIME, memaksimalkan DISTANCE, dan mengunakan sejumlah SHIELDING yang tepat.

• Aturan spesifik yang mengatur pasien meninggalkan rumah sakit setelah pemberian radiofarmaka terapi.

Kriteria berdasarkan NRC adalah apabila beban radiasi yang diidap pasien telah menjadi <30 mCi atau apabila pembacaan radiasi yang diambil dengan jarak 1 meter dari dada pasien adalah <5 mR/hr.

Tindakan ini perlu dilakukan dalam upaya meminimalkan risiko radiasi terhadap keluarga pasien dan masyarakat umum yang ada disekitarnya.

Kit Radiofarmaka

Umumnya kit digunakan untuk menyiapkan radiofarmaka 99mTc atau 188Re yang masing-masing diperoleh dari hasil elusi Generator 99Mo/99mTc atau Generator 188W/188Re

Kit radiofarmaka adalah vial reaksi yang steril mengandung bahan kimia tidak radioaktif yang diperlukan untuk menghasilkan suatu radiofarmaka spesifik setelah direaksikan dengan larutan yang mengandung suatu radionuklida.

Senyawa-senyawa kimia utama yang terkandung di dalam kit adalah: Senyawa pengompleks (complexing agents) atau ligand

Senyawa pereduksi (reduktor), misalnya stannous klorida, stannous flourida, atau stannous tartrat.

Senyawa-senyawa kimia lain adalah: stabilizer, dispersing agents, transfer ligands, dan buffer

Formulasi dan labeling

Formulasi

Ligand + reduktor + anti oksidant + stabilizer

Kit Radiofarmaka

Labeling

Radionuklida + Kit Radiofarmaka

Radiofarmaka

Penyiapan Formulasi dilakukan di LAF

Kit Radiofarmaka

• Larutan formulasi di dispensing kedalam vial serum yang sudah disterilisasi

• Larutan dibekukan dan di “lyophilized” dibawah kodisi vakuum untuk megeluarkan semua air yang ada.

• Vial kemudian diisi dengan gas nitrogen atau argon sebelum ditutup

Dalam beberapa kit sering ditambahkan pula:

−Additional complexing agents, misal gluceptate, gluconate, dan tartrat sebagai solubilizing agents untuk Sn dan tehnetium yang telah tereduksi selama proses penandaan.

Serbuk kristal

Gas N2 atau Ar

Freeze-dryer untuk penyiapan kit radiofarmaka

Freeze-dryer untuk penyiapan kit radiofarmaka skala besar

Uji pyrogenitas dengan menggunakan kelinci

N

NH HN

N

OH OH

H

H

N

NH HN

N

OH OH

H

H

Ligand hasil sintesis sebagai bahan baku Kit

MAG3 d,l-HMPAO

NH HN

S HN

H2C

OO

O

OO

OH

HC N C

H

H

C

CH3

CH3

O CH3

MIBI

P POEtOEtEtO

EtO

Tetrofosmin

Ligand hasil sintesis

HNNH

SH HS

HOOC COOHHNNH

SH HS

EtOOC COOEt

L,L-EC L,L-ECD

“Metal Essential” : Structures of 99mTc-labelled cerebral perfusion agents

99mTc-d,l-HMPAO

99mTc-L,L-ECDTcNN

N

OH

O

N

O

MeMe

Me

Me

Me

Me

Tc

S

HNN

S

COOEtEtOOC O

“Metal Essential” : Structures of 99mTc-labelled renal perfusion agents

99mTc-MAG3

99mTc-EC

Tc

N

NN

S

COOH

O

O

O

O

Tc

S

HNN

S

COOHHOOCO

“Metal Essential” : Structures of 99mTc-labelled myocardial perfusion agents

99mTc-MIBI99mTc-Tetrofosmin

Tc

C

CC

CCC

NR

N RNR

NR

N

R

N

R

Tc

P

PP

P

O

O

R R R R

R R R R

Senyawa Bertanda• Isotop radioaktif atau isotop stabil menggantikan

kedudukan salah satu atom atau gugus atom suatu senyawa

• Radionuklida lain menggantikan kedudukan salah satu atom atau gugus atom suatu senyawa

• Radionuklida lain terikat melalui ikatan koordinasi (chelat) dengan molekul pembawa (carrier molecules).

Pertimbangan dalam penyiapan senyawa bertanda

1. jenis isotop yang akan digunakan sebagai perunut

2. masalah penanganan radionuklida berkaitan dengan rancangan peralatan, jenis peralatan, dst.

3. metoda penandaan, pemurnian, dan analisis sesuai dengan waktu paruh isotop yang digunakan

Pertimbangan dalam penyiapan senyawa bertanda

4. kespesifikan penandaan dan tujuan penggunaanya

5. keaktifan jenis molar yang diperlukan

6. keaktifan total yang dibutuhkan

7. kondisi pengenceran, sterilisasi, kemasan, dan penyimpanan

8. biaya yang dibutuhkan

Metoda Penandaan

1. Reaksi Pertukaran Isotop

2. Sintesis Kimia

AX* + BX BX* + AX

• satu atau lebih atom di dalam suatu molekul digantikan dengan isotop dari unsur yang sama:

• reaksi reversible; pengotor berpengaruh dalam pertukaran; posisi penandaan yang tepat sulit dicapai

untuk penyiapan senyawa bertanda yang kompleks dengan menggunakan “intermediate compound” yang sederhana; yield reaksi tergantung banyaknya tahap reaksi; posisi pelabelan yang dinginkan bisa dicapai

Metoda Penandaan

3. Sintesis Biokimia - melalui reaksi enzimatis maupun proses biosintesis - hasil penandaan seragam (keaktifan jenis tinggi) - sederhana tetapi waktu proses lama

4. Penandaan Rekoil (“hot atom”) - melalui reaksi atom rekoil dengan molekul sekitarnya - reaksi satu tahap; waktu proses singkat dan radioisotop yang hilang minimal; cukup

fleksibel untuk roduksi berbagai senyawa bertanda; bebas pengemban; ideal untuk radioiostop berumur pendek

- sulit penandaan pada posisi tertentu yang diinginkan; pemisahan dan pemurniaan agak sulit;

Metoda Penandaan5. Penadaan dengan nuklida asing

- nuklida yang diikatkan bukan merupakan isotop dari unsur penyusun molekul yang ditandai dan keberadaannya adalah sebagai unsur asing di dalam molekul yang sudah mempunyai sifat biologi tertentu

- ikatan “chelat” atau ikatan kovalen koordinasi lebih dominan, khususnya untuk nuklida logam transisi atau lantanida

6. Penandaan Eksitasi - melibatkan ion radionuklida anak yang sangat reaktif hasil dari proses peluruhan inti,

misalnya peluruhan b atau tangkapan elektron (electron capture)

Metoda Penandaan

7. Metoda fisiko-kimia lainnya a. sintesis yang diimbas radiasi;

b. sintesis dengan menggunakan pelepasan muatan listrik

c. sintesis elektrokimia

d. sintesis dalam suatu berkas ion dipercepat.

Faktor-faktor penting dalam penandaan

Efisiensi penandaan - yield yang rendah bisa diterima jika produk yang diperoleh memiliki kemurnian yang

tinggi, tidak ada yang rusak selama proses penandaan, biaya penandaan cukup murah, dan memang tidak ada lagi metoda penandaan yang lebih baik

Kestabilan kimia

- Jenis nuklida radioaktif yang ditandakan dan posisinya di dalam molekul bertanda; energi sinar b atau g yang dipancarkan radionuklida; jumlah total keradioaktifan pada waktu preparasi; keaktifan jenis senyawa bertanda; konsentrasi keradioaktifan larutan yang mengandung senyawa bertanda

- Konsentrasi oksigen di dalam larutan; zat asing yang berfungsi sebagai katalis ketidakstabilan; zat asing untuk mencegah ketidakstabilan; temperatur dan cahaya


Efek isotop

menimbulkan sifat fisis, dan mungkin juga sifat biologis, yang berbeda akibat adanya perbedaan berat isotop

Efek fisikokimia

Struktur dan sifat biologis senyawa bertanda dapat dipengaruhi dengan serius oleh berbagai kondisi fisiko-kimia selama proses penandaan berlangsung, misalnya pH, panas, reagen berlebih, dst.


Keadaan bebas pengembanKondisi penyimpananKeaktifan jenis


RadiolisisPemurnian dan analisisWaktu simpan

Senyawa Bertanda 32P dan 33P • dapat disiapkan melalui metoda reaksi pertukaran isotop dan sintesis kimia • reaksi pertukaran isotop kadang-kadang digunakan, misalnya penandaan

C3-C6 trialkilfosfat melalui pertukaran dengan ferifosfat-32P; penandaan gugus fosfat terminal dari adenosin trifosfat, melalui pertukaran antara fosfat anorganik-32P dengan adenosin trifosfat dalam medium mengandung enzim.

• sintesis kimia lebih banyak digunakan. Bahan dasar melalui sintesis kimia adalah fosfor merah, 32P dari hasil reaksi inti 31P(n, g)32P maupun 32P dari hasil reaksi inti 33S(n, p)33P yang telah diberi pengemban asam ortofosfat

Senyawa Bertanda Radioiodium

• paling luas penggunannya untuk keperluan kedokteran maupun penelitian biologi, terutama senyawa bertanda 131I, 123I, dan 125I.

• Senyawa bertanda iodium dapat disiapkan dengan beberapa metoda, mencakup pertukaran isotop, substitusi nukleofilik, substitusi elektrofilik, addisi ikatan ganda, iodometalasi, dan penandaan konyugasi dengan gugus prostetik.

• Pembuatan senyawa bertanda radioiodium secara umum disebut proses iodinasi

5 Metoda Iodinasi:1. Metoda triiodida.

Reaksi addisi radioiodium terhadap senyawa yang akan ditandai dengan adanya campuran iodium dan kalium iodida:

I2 + KI + 131I2 + R → R131I + K131I + RI

denaturasi minimum dalam penandaan protein; yield cukup rendah sekitar 10% - 30%; keaktifan jenis menjadi sangat rendah.

2. Metoda iodium monoklorida

ICl bertanda isotop iodium reaktif disiapkan melalui reaksi pertukaran antara ICl dengan I- radioaktif. Yield bisa mencapai 50% -80%

5 Metoda Iodinasi:3. Metoda Kloramin-T

- Kloramin-T mengoksidasi iodida yang selanjutnya menjadi campuran spesi yang memiliki kemampuan yang kuat untuk iodinasi

- Keaktifan jenis tinggi dapat dicapai; efisiensi penandaan bisa mencapai ~ 100%; denaturasi protein bisaterjadi.

4. Metoda elektrolitik

- Proses elektrolisis melepaskan iodium radioaktif dari radioiodida yang selanjutnya bereaksi dengan senyawa yang akan ditandai; yield penandaan mencapai 80%.

5 Metoda Iodinasi:

5. Metoda enzimatik

- menambahkan enzim, laktoperoksidase dan kloroperoksidase, dan H2O2

(hidrogen peroksida) dalam jumlah nanomolar kedalam campuran yang mengandung radioiodium dan senyawa yang akan diodinasi.

- Denaturasi terhadap protein sangat kecil, karena hidrogen peroksida yang ditambahkan dalam konsentrasi yang rendah. Yield iodinasi dengan metoda ini bisa mencapai 60% -85%; senyawa bertanda dapat diperoleh dalam kondisi keaktifan jenis tinggi

Senyawa Bertanda Teknesium-99m

Rute preparasi:• Reaksi reduksi• Reaksi reduksi/substitusi• Reaksi substitusi/pertukaran ligand

Senyawa Bertanda Teknesium-99m TcO4

-

spesi Tc tereduksicocok untuk kompleksasi

TcO2

Reaksi reduksikompleks Tc dalam

tingkat oksidasi dan "core" yg

tepat

radiofarmaka 99mTc

reaksikomplek

Senyawa bertanda99mTc

radiofarmaka 99mTc

reaksisubstitusi

ligandexchangereaction

Molekul bioaktif bertanda 99mTc

radiofarmaka 99mTc

reaksi konjugasireaksi substitusi padasistim chelate yg sudahterkonjugasi padamolekul aktif

PKMLinker

C HEL

ATOR

TargetingMoleculeM

PKM = pharmacokinetic modifier

Skema: Target-Specific Metaloradiopharmaceuticals

“Metal Tagged” :

TargetingMoleculeM

“Metal Tagged Biomolecule” Radiopharmaceuticals

S

S

H

H

S

S

H

H

MAb

Sn2+ 99mTcO4-/Sn2+

Tc-Glucoheptonate

MAb: Anti-CEA

Direct Labeling

Tc

O

S S

SS H

HH

H

MAb

Tc

O

S S

SS H

HH

H

MAbMAb

S HH

S HH

S HH

S HH

MAb

S HH

S HH

S HH

S HH

Conjugate Approach

Known Receptor Ligand

186Re/99mTc

Tc

O

O

CH3

CH3

O

N

N S

S

CH3 CH3

CH3

CH3

Progesterone

(Steroid Receptor Ligand) Steroid-Technetium Complex

CH3OCH3

CH3

O

Integrated Approach

Receptor Ligand

186Re/99mTc

O

CH3

CH3

CH3O

N

S

TcN

S

O

CH3

CH3O

CH3

Progesterone

(Steroid Receptor Ligand)

Steroid- Mimic Integrated

Technetium Complex

Direct, Indirect Labeling“Pre-labelling approach”

Tc

99mTcO4

Reduction

Conjugation

Tc

“Post-labelling approach”bifunctional Chelator

99mTcO4

Reduction

Chelate-Conjugation

Tc

99mTcO4

Reduction

Tc

NH HN

S HN

O H2C O

OH

O

OO

Pre-labelling approach

186ReO4- ; Sn2+

N N

S N

H2C O

OH

O

OO

Rec

O

N N

S N

H2C

O

O

OO

Rec

O

F F

F

O

F

TFP

N N

S N

H2C

O

O

OO

Re

O

O

MAb

MAb

pH = 11.7; 100 oC

EDC; pH = 6

pH = 9.5

Post-labelling approach

186ReO4- Sn2+

MAb

N N

S N

H2C

O

O

OO

Re

O

OMAb

pH = 9.5

NH HN

SH HN

H2C

OO

O

OO N

O

O

NH HN

SH HN

H2C

OO

O

OO MAb

Persyaratan Radiofarmaka

radiolysis container

temperatureatmospher

pHmedium apyrogenicity

sterility

radiotoxicity

chemical toxicitybiodistribution

specificity

sensitivity

safetyefficacyAcceptable

Radiopharmaceuticals

chemicalpurity

radiochemical purity

radionuclidic purity

p u r i t y

stability

Quality Control of Radiopharmaceuticals

Serangkaian uji atau test, pengamatan dan analisis:

1. yang akan mengindikasikan kepastian, di luar adanya keraguan yang wajar, mengenai identitas, kualitas dan kuantitas dari semua senyawa yang ada di dalam suatu radiofarmaka; dan

2. yang akan menampilkan bahwa teknologi yang digunakan dalam formulasi serta pembuatannya akan menghasilkan bentuk sediaan yang memiliki keselamatan (safety), kemurnian dan khasiat tertinggi.

Identitas dan Kemurnian Radionuklida

Suatu radionuklida dapat diidentifikasi dengan:• mengamati bentuk peluruhannya

• menentukan energi partikel atau radiasi yang dipancarkannya

• mengukur waktu paruhnya.

Menggunakan spektrometri- gatau , a b

spektrometri- :g multichanel analyzer (MCA) dengan detektor scintilasi NaI(Tl) atau detektor

semikonduktor Ge(Li)

spektrometri- , : b a Liquid scintillation counter

Kemurnian radionuklida suatu radiofarmaka: suatu perbandingan keradioaktifan yang dinyatakan dalam persen dari radionuklida yang diinginkan dalam radiofarmaka terhadap keradioaktifan total yang berada dalam sediaan.Misal, 100 mCi (3.7 MBq) sediaan 99mTc-natrium pertechnetate mengandung 99.5 mCi (3.68 MBq) sebagai 99mTc dan 0.5 mCi (18.5 kBq) sebagai 99Mo akan memiliki kemurnian radionuklida sebesar 99.5% terhadap 99mTc.

Identitas dan Kemurnian Radiokimia

Senyawa radiokimia atau radiochemicals dapat diidentifikasi dengan metoda analitik in vitro seperti:• Elektroforesa• Kromatografi gas• Kromatografi cairan, seperti HPLC• Kromatografi kertas, TLC• Ekstraksi fasa padat

Kemurnian radiokimia suatu radiofarmaka: suatu perbandingan keradioaktifan yang dinyatakan dalam persen dari bentuk senyawa kimia yang diinginkan dalam radiofarmaka terhadap keradioaktifan total yang berada dalam sediaan.

Misal, 100 mCi (3.7 MBq) sediaan 99mTc-sulfur colloid (TCS) dimana 99.5 mCi (3.68 MBq) berada sebagai 99mTc yang terikat dalam partikel sulfur dan 0.5 mCi (18.5 kBq) sebagai 99mTc-natrium pertechnetate akan memiliki kemurnian radiokimia (RCP) sebesar 99.5% .

radiofarmasi

Health & Medicine