Transcript 1. RADIOFARMASI 2.Penggunaan prinsip dan cara-cara farmasi danRadiopharmacy radiokimia untuk membuat obat yang mengandung atom radioaktif (radiofarmaka)Nuclear Pharmacy bagi keperluan diagnosa dan penyembuhan (terapi) penyakit yang diidap oleh pasien.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 inhalasiKedokteran Nuclear (nuclear medicine): Bidang keahlian (specialist) kedokteran yang berhubungan dengan penggunaan bahan radioaktif (radiofarmaka) untuk tujuan diagnosa dan terapi suatu penyakit. 3. Radiofarmaka diformulasikan dalam berbagai wujud kimia dan fisika untuk mengarahkan (targeted) keradioaktifan ke bagian-bagian tertentu dari tubuh Radiasi- 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. 4.Gamma Camera 5.Unsur kimia yang radionuklidanya untuk diagnosa dan terapi C N O F P Sc Cu GaRb Sr Y Tc Rh Pd In I Re Au Tl Pb Bi At Sm Dy Ho Yb Lu positron beta gamma alfa 6. Radiofarmaka terapi memancarkan radiasi dalam bentuk partikel bermuatan, misalnya atau , yang mendepositkan energi kedalam organ yang sedang disembuhkan dari penyakit.Prosedur penggunaan radiofarmaka di dalamkedokteran nuklir dapat dibagi dalam tigakategori: 1. Prosedur imaging atau pencitraan 2. Kajian fungsi in vivo diagnosa 3. Prosedur terapi 7.Evolving Paradigm in Medicine Imaging Anatomy Biochemical Systemic Targeted Therapy 8.Imaging Modalities Anatomy Physiology Metabolism Molecular CT US MRI MRS fMRI Nuclear SPECT/PET Optical Imaging Nanosensor 9.Non-invasive vizualization of biochemical and physiological functions in vivo.Nuclear Medical Imaging System Computer System (analysis of information of PETSPECT radiactivity distribution) (External Detecting system of Radiation) Image of radioactivity distributionRadiopharmaceutical (Emitted Radiation: (Biological active penetrate the body)molecule labeled with Radionuclide emits radiation a gamma-emitting radioisotopes*) Distribute to target tissues* 11C13N PETSPECT 15O18F 99mTc 111In67Ga 123I 10.Prosedur imaging memberikan informasi diagnosa atasdasar 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 11.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. 12.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 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. 13.Tiga jenis pengamatan melalui imaging (pencitraan):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. 14.Cardiac Imaging Cardiac function Normal function Decrease function 15.Kidney Scan Renal transplantation Rejection Normal 16.Collimator SPECT SPECT/PET PET 17.PET/CTA hybrid fusion of PET and CT.The PET/CT give a fusion of anatomic and functional data. 18.Fusion Image A hybrid fusion of PET and CT.Functional Image Anatomical 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 19.X-ray CT and SPECT Image Planar Image ventral ventral R dorsal L Transaxial Image R dorsal LWith X-ray CT, no radiological change was found in medium injected right tibia. Incontrast, bone destruction was found in MRMT-1 cell injected left tibia 21 daysafter inoculation. With SPECT study, 186Re-MAG3-HBP accumulated in the left tibiaaround the inoculated site of tumor cells. 20.Telaah Fungsi In VivoMengukur fungsi suatu organ atau system didasarkanatas absorpsi, pengenceran (dilution), pemekatan, atauekskresi keradioaktifan setelah pemberian radiofarmaka. Radiofarmaka sendiri harus tidak mempengaruhi, dalam cara apapun, fungsi sistim organ yang sedang diukur.Cara ini tidak memerlukan pencitraan, tetapi analisis dan interpretasididasarkan atas pencacahan keradioaktifan yang muncul baik secaralangsung dari organ-organ yang berada di dalam tubuh atau dari cuplikandarah atau urin yang dicacah secara in vitro. 21.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). 22. Peptide Receptor Radionuclidic Therapy (PRRT) Radioimmunotherapy (RIT) Classic therapy Prosedur Terapi Paliative Curative: 23.Internal Radiation Therapy with 131I-MIBG before Treatment after TreatmentThe defuse accumulation of radioactivity No accumulation of radioactivity waswas observed in the lung area. observed in the lung area. 24.Struktur Atom Atom merupakan partikel terkecil dari suatu unsur yang memiliki sifat-sifat unsur K Z/N L M Teori Bohr: 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 25.Struktur Inti Inti atom: Berat proton = 1.6724 x 10-27 kg proton nukleon 1.00727 amu neutron Berat neutron = 1.6747 x 10-27 kg 1.00866 amuJumlah elektron atom netral = jumlah proton yang berada di dalam inti atomtsb. Z = nomor atom Misal: inti alumunium stabil = jumlah proton di dalam memiliki jumlah proton 13 (Z) dan inti atom jumlah neutron 14 (N), maka nomorA = nomor massa massa (A) alumunium adalah 27 dan = jumlah nukleon di dalam nomor atomnya (Z) adalah 13 inti atom =Z+N 26.TerminologiNuklida adalah sebutan umum untuk setiap inti atom, baik inti yg stabilmaupun tidak stabil atau radioaktif, yang dicirikan dengan nomor atom (Z)dan nomor massa (A) tertentu: AX Z 52 Misal: 25 MnBila nuklidanya tidak stabil atau radioaktif maka sering disebut sebagairadionuklida.Nuklida-nuklida yang memiliki nomor atom atau jumlah proton yang samadisebut isotop dan nuklida-nuklida tersebut memiliki sifat kimia yang samakarena memiliki jumlah elektron yang sama. Isotop yang tidak stabil atauradioaktif disebut radioisotop.Misalnya:158O , 8O , 178O dan 188O 16 27.TerminologiNuklida-nuklida yang memiliki jumlah neutron yang sama tetapi memiikinomor atom yang berbeda disebut isoton. 59 60 61 64Misalnya: 26 Fe , 27 Co 28 Ni , dan 29 Cu masing-masing memiliki 33 neutronNuklida-nuklida dengan jumlah nukleon yang sama atau dengan nomor massa(A) yang sama, tetapi jumlah proton dan neutron berbeda atau nomor atomberbeda disebut isobar. 67Misalnya:67 Cu , 67 Zn , 67 Ga dan 32 Ge masing-masing memiliki 29 30 31 nomor massa yang sama 67Nuklida-nuklida yang memiliki jumlah proton dan neutron yang sama tetapimemiiki tingkat energi dan spin yang berbeda disebut isomer. 99m 99 43 TcMisalnya: dan 43 Tc merupakan isomer dari nuklida yang sama 28.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 beratModel kulit:nukleon di dalam inti atom ditata di dalam kulit energi seperti konfigurasielektron yang ditata di dalam kulit atom berdasarkan teori Bohr. Inti yangmengandung 2, 8, 20, 50, 82, atau 126 proton atau neutron merupakan intisangat stabil. Jumlah nukleon tersebut disebut bilangan magik. 29.Kestabilan IntiInti 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: N Salah satu indeks pendekatan utk kestabilan nuklida Z = 1 untuk nuklida stabil dengan nomor atom rendah, misalnya 126C , 16 O dan 147N 8 Diatas Z=20, nilai N/Z akan semakin tinggi dengan semakin 127 naiknya nomor atom dari inti atom. Misalnya N/Z = 1.40 untuk 53 I dan 1.54 untuk 208 Pb 82 30.100 90 80 70 60 50 Z 40 30 20 10 0 0 10 20 30 40 50 60 70 80 90 100 110 120 130 NBila suatu inti memiliki nilai N/Z berbeda dengan nilai N/Z inti stabil,maka inti atom tersebut merupakan inti yang tidak stabil dan selanjutnyainti akan mengalami peluruhan (decay) dengan memancarkan partikelatau melalui tangkapan elektron 31.Kestabilan Inti Massa 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 32. melalui ruang, dalam bentuk partikel atau gelombang elektromagnetik Inti tidak stabil berupaya mencapai keadaan stabil dengan cara pembelahan (fission) spontan, memancarkan partikel partikel atau foton- , 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.Peluruhan radioaktif pemancaran dan penjalaran (propagation) energiRadiasi 33. peluruhan , peluruhan peluruhan tangkapan elektron, atau transisi isomerik Dalam semua proses peluruhan berlaku kekekalan energi, massa, dan muatan radionuklida.Peluruhan radioaktif Karena itu radionuklida dapat meluruh (decay) melalui salah satu atau kombinasi dari lima proses berikut: -, +, 34.Peluruhan Terjadi terutama untuk radionuklida yang lebih berat dari pada Pb, misalnya radon, uranium, neptunium, dst. Partikel merupakan inti helium yang mengandung dua proton dan 4 dua neutron yang terikat bersama-sama, 2He Dalam peluruhan nuklida induk mengalami pengurangan nomor atom, 2 satuan, dan pengurangan nomor massa, 4 satuan. Contoh: 235 U 231 Th 4 92 90 + 2He Transisi bisa diikuti dengan pemancaran sinar Partikel merupakan partikel monoenergetik, dan jangkauannya (range) di dalam materi sangat pendek, yaitu dalam orde 10-6 cm. 35.Peluruhan Peluruhan terjadi bila inti memiliki neutron yang berlebih, neutron rich N/Z >> dibandingkan dengan inti stabilDalam peluruhan , neutron secara esensial meluruh menjadi proton,partikel dan antineutrino ( -) n p + + Antineutrino merupakan partikel tanpa massa dan muatan; keberadaannya merupakan persyaratan yang diperlukan untuk kekekalan energiPartikel yang dipancarkan memiliki energi yang bervariasi, mulai dari 0sampai energi peluruhan (decay energy). Energi peluruhan adalah perbedaanenergi antara nuklida induk dan nuklida anak. 36.PeluruhanEnergi yang dibawa antineutrino merupakan selisih energi partikel dandecay energy. Peluruhan bisa diikuti dengan pemancaran sinar Setelah peluruhan Z nuklida anak bertambah 1 lebih besar dari Z nuklida induk. Contoh: 131 I 131 Xe 53 54 + + 59 59 Fe Co + + 26 27 99 99m Mo Tc + + 42 43 Bremsstrahlung sinar-x yang terjadi akibat interaksi antara partikel dengan medium sekitarnya. Kebolehjadian terbentuknya bremsstrahlung makin tinggi dengan semakin tinggi energi partikel dan Z medium 37.Skema Peluruhan 131I 131 I 53 (8 hari) 723 keV 1,6% 6,9% 637 90,4% 364 80 131 Xe (stabil) 54 38.Peluruhan atau positron Terjadi bila inti miskin neutron atau kaya proton memiliki nilai N/Z < dibandingkan dengan inti stabil Setelah pemancaran partikel , nuklida anak memiliki Z < satu satuan dari pada Z nuklida induk. Pemancaran partikel disertai pemancaran neutrino ( )Pada akhir lintasannya, positron bergabung dengan elektron dan terjadi anihilasi yangdisusul dengan muncul dua foton, masing-masing dengan energi 511 keV, dalam arahberlawanan. Foton tersebut dinyatakan sebagai radiasi anihilasi. 511 keV 511 keV e+e- Pemancaran positron terjadi apabila perbedaan energi nuklida induk dan nuklida anak > 1,02 MeV 39.Peluruhan atau positron Dalam peluruhan , proton berubah menjadi neutron yang disertai dengan pemancaran partikel dan neutrino p n + Contoh: 18 F 18 O 9 8 + + 64 64 Cu Ni + + 29 28 52 52 Fe Mn + + 26 25 40.Tangkapan elektron (EC) Alternative dari peluruhan Penangkapan elektron dari kulit atom bagian dalam (elektron kulit K) K captureMentransformasikan proton menjadi neutron disertai denganpemancaran neutrinoDiikuti pengisian elektron dari kulit luar, Sinar xmisalnya kulit L atau M Keboleh-jadian tangkapan elektron bertambah dengan semakin besar nomor atom, karena kulit elektron semakin mendekat inti 41.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. 99m Tc (6,02 jam) 43 142 keV 140 keV sinar- 99 Tc (2,12 x 105 tahun) 43 42.Proses konversi internal Elektron konversi memiliki energi: sinar-x Ec= E - EB e - Elektron konversi E dan EB masing-masing adalah energi sinar- dan energi ikat elektron yang sinar- terlempar Proses konversi internal merupakan alternatif dari proses transisi isomerik. Perbandingan jumlah elektron konversi dan jumlah foton yang teramati dinyatakan sebagai koefisien konversi Ne NMakin besar nilai maka makin kecil jumlah foton yang teramati.Kebolehjadian konversi internal lebih tinggi untuk foton energi rendah. 43.Persamaan peluruhan keradioaktifan Radionuklida nuklida tidak stabil - memancarkan partikel - memancarkan foton - tangkapan elektron 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 adalahsebanding dengan jumlah total radionuklida yang berada pada saat tersebut. dN N dt 44.Persamaan peluruhan keradioaktifan dN N (1) dtN adalah jumlah radionuklida dan adalah tetapan peluruhan yangdidefenisikan sebagai kebolehjadian disintegrasi per satuan waktu untuksuatu radionuklida tunggalPersamaan (1) bila diintegralkan: dN dt N ln N t tetapan integrasi (2)N jumlah inti pada waktu t dan bila t = 0 maka jumlah inti N0, sehingga ln N 0 tetapan integrasi 45.Persamaan peluruhan keradioaktifanPersamaan (2) disusun kembali: ln N t ln N 0 N ln t N0 N t N0 e t N N 0e (3)Dalam proses peluruhan jumlah N inti akan berkurang secara eksponensialdengan semakin lamanya waktuWaktu yang diperlukan agar N berubah setengahnya dinyatakan sebagaiwaktu paruh, t1/2 N 1 t1/ 2 (ln 2 ) 0 . 693 (4) e t1 / 2 N0 2 46.Persamaan peluruhan keradioaktifanBesaran lain yang berkaitan dengan radionuklida adalah umur rata-rata (meanlife), , yang dinyatakan dengan persamaan berikut: 1 t1 / 2 1 . 44 t1 / 2 (5) 0 . 693Keradioaktifan (radioactivity) suatu radionuklida atau secara sederhanadinyatakan sebagai keaktifan atau aktifitas (activity) merupakan besaran yangsebanding dengan N, maka: dN A N (6) dt Sehingga radioaktifitas atau aktifitas suatu radionuklida pada waktu t, adalah: t1/2 At A0 e 47.A0A0/2A0/4 1 2 3 4 5 6 Time (halve-lives) Hubungan aktivitas terhadap waktu 48.100 50 20 10 5 2 1 2 3 4 6 7 Time (half-lives) Hubungan log Aktivitas terhadap waktu 49.Satuan radioaktifitasSatuan radioaktifitas pada mulanya didasarkan atas laju peluruhan 1 gradium dan dinyatakan dalam curie (Ci).Sekarang besaran atau kuantitas setiap nuklida radioaktif dinyatakan dalamjumlah 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 50.Satuan radioaktifitasKonsentrasi keradioaktifan suatu radionuklida dinyatakan sebagai besarnya keaktifanatau keradioaktifan radionuklida tersebut persatuan volum.Misalnya Ci/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 Ci/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 radPaparan radiasi (radiation exposure) dinyatakan dalam roentgen ( R ), yaitu besarnya radiasisinar-x atau yang menimbulkan pasangan ion per gram udara. 1R terjadinya 1.61 x 1012 pasangan ion akibat serapan energi 84 erg per gram udara 51.Contoh perhitungan:Hitung jumlah total atom dan massa total 131I yang berada didalam 5 mCi 131I dengan waktu paruh t1/2 = 8 hari 0 . 693 untuk 131I 1 . 0 x 10 - 6 s -1 8 x 24 x 60 x 60 s 7 A 5 x 3.7 x 10 dps W A N N Avogadro BA A 1 .85 x 10 8 dps N -6 -1 1 . 85 x 10 14 atom 1 x 10 s Massa total 131I di dalam 5 mCi: A x BA W x N Avogadro 8 1 . 85 x 10 (dps) x 131 (g/atom) 40 . 3 x 10 - 9 g 40.3 ng 1 x 10 - 6 ( s -1 ) x 6.02 x 10 23 52.Contoh perhitungan:Pada jam 11.00 pagi di suatu hari tertentu hasil pengukuran keradioaktifan 99mTcmenunjukkan 9 mCi. Berapa keradioaktifan pada jam 8.00 pagi dan pada jam4.00 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: 0 . 693 0 . 1155 jam -1 t1/2 6 jam At A0 e -1 0 .1155 (jam ) x 3 (jam) At Apd jam 11 9 mCi A0 e -1 0 . 1155 (jam ) x 3 (jam) A0 Apd jam 8 9 (mCi) x e 12 . 7 mCi Aktivitas pada jam 4.00 sore: A0 Apd jam 11 9 mCi t1/2 0 . 1155 (jam -1 ) x 5 (jam) At Apd jam 4 sore A0 e 9 (mCi) x e 5 . 05 mCi 53.Persamaan umum peluruhanJika radionuklida A meluruh menjadi radionuklida B, dan selanjutnyaradionuklida B meluruh menjadi radionuklida lain C, A B C,maka laju pertumbuhan B dinyatakan sbb: dN B A NA B NB (7) dtBila persamaan diatas diintegrasikan dan dinyatakan dalam aktivitasradionuklida B: 0 B A NA At Bt o Bt AB B NB (e e ) A e B (8) B A t Bila B > A,, dengan kata lain (t1/2)B < (t1/2)A, maka e dapat diabaikan dibandingkan B At dengan e dan bila t cukup besar, maka aktivitas radionuklida B: 0 t t B A NA At B AA (9) hubungan ini disebut A B (e ) B A B A kesetimbangan transient 54.Persamaan umum peluruhan 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. jam = 0.0087 jam-1; jam = 0.2449 jam-1 B 0 . 2449 0 1 . 0368 A A 300 mCi B A 0 . 2449 0 . 0087 -1 At 0 . 0087 (jam ) x 6 jam t= 6 jam dari tengah hari s/d e e 0 . 9491 -1 jam 6 sore e Bt e 0 . 2449 (jam ) x 6 jam 0 . 2301 55.Contoh soal: Aktivitas 87mSr pada jam 6 sore di hari Rabu adalah: t A B 1 . 3068 x 300 (mCi) x (0.9491 - 0.2301) 223.6 mCi Aktivitas 87mSr pada jam 6 sore di hari Kamis adalah: t = 30 jam t 0 .0087 ( jam -1 ) x 30 (jam) A A 300 (mCi) x e 231.1 mCi Dengan menggunakan persamaan (9), maka aktivitas 87mSr : t AB 1.0368 x 231.1 (mCi) 239.6 mCi 56.Persamaan umum peluruhan Apabila B >> A , artinya waktu paruh radionuklida induk jauh lebih besar dari pada waktu paruh radionuklida anak, maka A dalam persamaan (9) dapat diabaikan, sehingga: t t A B A A (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 (t 137mBa (t 1/2 = 30 tahun) yang meluruh menjadi radionuklida anak 1/2 = 2.6 menit). 57.Reaksi IntiReaksi inti merupakan proses dimana suatu inti bereaksi dengan suatu intiyang lain atau dengan suatu partikel elementer atau dengan suatu foton dalamorde waktu 10-12 detik atau lebih kecil lagi untuk menghasilkan satu atau lebihinti 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. 14 4 17 1 N + 2 He O + 1H 7 8 target partikel penembak 58.14 4 17 1 N + 2 He O + 1H7 8target partikel penembak 9n 8p 2n 7n 9n 2p 7p 9p p 59.Reaksi Inti 14 17 Notasi secara ringkas: N( p) O 4 1 proton, 2 He 1H 27 4 30 1 Al + 2 He P + 0n 13 15 27 30 Al ( n) P 139 12 147 1 La + 6C Eu + 4 0n 57 63 139 12 147 La ( C, 4n) Eu 60.Produksi Radionuklida Hampir semua radionuklida yang disiapkan sebagai radiofarmaka untuk keperluan kedokteran nuklir merupakan radionuklida buatan atau radionuklida sintetis.Berdasarkan cara produksinya, radionuklida untuk keperluankedokteran nuklir dapat dikategorikan: - radionuklida hasil produksi reaktor - radionuklida hasil produksi siklotron - radionuklida hasil generator - radionuklida hasil pembelahan inti (fission product) 61.Produksi Radionuklida dengan reaktorReaktor merupakan sumber neutron thermal dan neutron cepat yangdigunakan di dalam reaksi inti untuk memproduksi suatu radionuklida.Reaksi inti antara inti target dengan neutron disebut reaksi aktivasi neutronatau reaksi tangkapan neutron (neutron capture). Contoh reaksi dengan neutron thermal: 98Mo (n, ) 99Mo 50Cr (n, ) 51Cr Contoh reaksi dengan neutron cepat: 32S (n, p) 32P 27Al (n, ) 24Na 62.Teras Reaktor (Reactor Core) 63.Teras Reaktor (Reactor Core) 64.Teras Reaktor 65.Produksi Radionuklida dengan 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: t irr At N (1 e ) W t irr N Avg k (1 e ) (11) Aw dimana adalah fluks neutron, n s-1cm-22 66.Produksi Radionuklida dengan reaktor N = jumlah atom target atau sasaran = tampang lintang (cross-section) pembentukkan radionuklida dinyatakan dalam satuan barn; 1 barn = 10-24 cm2 = 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 target NAvg = bilangan Avogadro = 6.02 x 1023 t irr (1 e ) disebut faktor kejenuhan (saturation factor) dan mendekati nilai = 1 apabila tirr kira-kira sama At N dengan 4-5 kali waktu paruh W N Avg k Aw 67.Hot Cell untuk proses produksi radionuklida 68.Hot Cell untuk proses produksi radionuklida 69.Proses pemisahan kimia radionuklida di dalam Hot Cell 70.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, ), dst. Terjadi perubahan nomor massa (A) dan/atau nomor atom (Z), karena itu biasanya terbentuk unsur yang berbeda. Misalnya: 18O(p, n) 18F 14N(d, n) 15O 123Te(p, n) 123I 55Mn(p, 4n) 52Fe Yield radionuklida yang dihasilkan siklotron tergantung: - jumlah atom sasaran - energi partikel - peluruhan produk setelah terbentuk - lamanya irradiasi - pengkayaan isotop target 71.Siklotron (Cyclotron) Magnet Power Supply Dee Deflector Target Particle Beam 72.Siklotron (Cyclotron) Holow Electrodes (Dees) Vacuum Sumber ion Magnet 1Dee 1 Dee 2 Deflector Magnet 2 Target ~ Oscillator Tampak Samping Tampak Atas 73.Cyclotron 74.Cyclotron 75.Produksi Radionuklida dengan siklotron Prinsip produksi: 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. . Besarnya radioaktivitas yang diperoleh dinyatakan dengan persamaan berikut: tirr At IN (1 e ) W t irr I N Avg k (1 e ) (12) Aw I adalah intensitas partikel penembak (jumlah partikel/cm2 detik). I sering dinyatakan dalam bentuk arus berkas partikel ( A). 76.Glove-Box untuk dispensing radiofarmaka 77.Glove-Box untuk dispensing radiofarmaka 78.Glove-Box untuk dispensing radiofarmaka 79.Glove-Box untuk dispensing radiofarmaka 80.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, ) 24Na W N x N Avog x k Aw 2 x 5 (gram) 23 x 6.02 x 10 (atom/mol) x 1 106 (gram/mol) 5.68 x 10 22 (atom) 81.Contoh soal: t irr At N (1 e ) 10 12 (n cm - 2 det -1 ) x 5.68 x 10 22 (atom) 0 .693 x 60 (jam) x 0.53 x 10 - 24 (cm 2 ) x (1 e 15 (jam) ) 2.8 x 10 10 dps 2.8 x 10 10 dps 10 7 . 57 Ci 3.7 x 10 dps/Ci Hitung keradioaktifan 111In yang dihasilkan dari irradiasi 1 gram 111Cd dengan menggunakan berkas proton yang memiliki arus 1 mikroampere ( A) 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 A adalah (1 x 10-6)/(1.6 x 10-19), sehingga: 82.1 x 10 - 6 I -19 6 . 25 x 10 12 proton/(cm 2 det) 1.6 x 10 1 N x 6.02 x 10 23 5 . 42 x 10 21 atom 111 Cd 111 0.693 2 . 86 x 10 - 6 det -1 untuk 111 In 2.8 x 24 x 60 x 60 t 10 x 60 x 60 3.60 x 10 4 det.Dengan menggunakan persamaan (12), maka 12 21 - 24 ( 2 . 86 x 10 -6 x 3.6 x 10 4 ) At 6 .25 x 10 x 5.42 x 10 x 10 x (1 - e 3.39 x 10 10 x (1 - 0.9022) 3.32 x 10 9 dps 3.32 x 10 9 dps 89 . 7 mCi 3 . 70 x 10 7 dps/mCi 83.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. 84.Saline solution Evacuated vial Eluted daughter activity Tc-Glass column 99m Mo-99Alumina GeneratorPb shielding System 85.Hot-Cell untuk Produksi Generator 86.Hot-Cell untuk Produksi Generator 87.Proses Produksi Generator 88.Proses Produksi Generator Automatic 89.Generator 99Mo/99mTc 90.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. 91.6. 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. 92.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. 93.235U(n, f)99Mo + radionuklida hasil fisi lainnya Pemisahan radiokimia 99MoO 2- pH 6.0 99Mo O 6- pH 4.5 99Mo O 4- 4 7 24 8 280.9% NaCl 99Mo pada pH 5 dimasukan ke dalam kolom alumina bermuatan 99mTc Al2O3 86% 99Mo 99Mo 100% 14% 99Tc Na99mTcO4 (Sodium Pertechnetate) 94.Kesetimbangan Transient Generator 99Mo/99mTc 99Mo 99mTc 99Tc At 99mTc = A099Mo (e - 1t - e - 2t ) + A0 99mTc e- 2tKesetimbangan transient terjadi pada saat aktivitas 99mTc melampaui aktivitas 99Mo, kira-kiradalam orde 48 sampai 72 jam sejak pertumbuhannya, dan pada saat tersebut nilai eksponesiale- 2t sangat kecil sehingga dapat diabaikan dan persamaan dapat dinyatakan dalam bentukberikut: At 99mTc = A099Mo e - 1t 95.Pengukuran keradioaktifan larutan eluate Generator 99mTcdengan menggunakan Dose Calibrator Whole vial assay method 500 mCi 10 mL Aliquot method 1 mL Syringe = 53 mCi - Sisa tertinggal dalam needle = -3 mCi 1 mL Eluate = 50 mCi Aktivitas Total 50 mCi/mL x 10 mL = 500 mL 96.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. 0.693 (99Mo) = = 0.0105 hr-1 65.95 hr 0.693 (99mTc) = = 0.1153 hr-1 6.01 hr (0.86) 0.1153 (99mTc) = 2.5 Ci e-0.0105 hr-1(60 hr) 0.1153 0.0105 (99mTc) = (0.86) (1.1) (2.5 Ci) (0.533) = 1.26 Ci (46620 MBq) 97.Contoh Soal Jika aktivitas 99mTc sesungguhnya berdasarkan pengukuran hasil elusi adalah 1.07 Ci (39950 MBq). Berapa efisiensi elusi? Aktivitas yang diukur x 100 1.07 Ci x 100Persen efisiensi elusi = = = 85% Aktivitas teoritis 1.26 Ci (99mTc) = = 0.1153 hr-1 (0.86) 0.1153 (99mTc) = 2.5 Ci e-0.0105 hr-1(60 hr) 0.1153 0.0105 (99mTc) = (0.86) (1.1) (2.5 Ci) (0.533) = 1.26 Ci (46620 MBq) 98.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: At 99mTc = A099Mo (e - 1t - e - 2t ) + A0 99mTc e- 2t 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 kolomDengan menggunakan persamaan diatas, maka aktivitas 99mTc dalam kolom pada jam 1.00 pmadalah: 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) 99.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 144Ba n 90Kr 235U 236U n 100.Radionuklida Hasil Fisi 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 -. Pemisahan nuklida hasil fisi bisa dilakukan dengan pengendapan, ekstraksi pelarut, penukar ion, kromatografi, dan distilasi. 101.Radionuklida Hasil Fisi Radionuklida hasil fisi yang bermanfaat untuk tujuan klinis : 131I, 99Mo, 137Cs. Contoh reaksi fisi thermal: 235 1 236 131 102 1 92 U 0 n 92 U 52 I Y 39 3 0n 99 135 1 43 Mo 50 Sn 2 n 0 117 117 1 46 Pd 46 Pd 2 n 0 137 97 1 55 Cs 37 Rb 2 n 0 155 78 1 62 Sm 30 Zn 3 0n 156 77 1 62 Sm 30 Zn 3 0n 102.Hot Cell untuk proses produksi radionuklida 103.Proses produksi radionuklida 104.Deteksi dan Pengukuran RadiasiTipe instrument dan metoda yang digunakan untuk mendeteksi radiasidalam 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 105. 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.Interaksi Radiasi dengan Materi Radiasi 106.Interaksi Radiasi dengan MateriEnergi rata-rata (W) yang yang diperlukan untuk menghasilkan suatupasangan dalam udara adalah 34 eV.Suatu radiasi tertentu bisa menghasilkan beribu-ribu eksitasi dan ionisasi didalam materi, terganttung energi totalnya.Misalnya, partikel yang memiliki energi 340 keV (340.000 eV) bilaberinteraksi dengan materi mampu menghasilkan 10.000 pasangan ion diudara sebelum partikel tersebut berhenti bergerak. 107.Interaksi Radiasi dengan Materi Jumlah 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. 108.Interaksi Radiasi dengan Materi Jangkauan partikel Sinar Delta Sumber Alfa Sumber Beta 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. 109.Interaksi Radiasi dengan Materi e- e- e- Radiasi optik e- Sinar-X K + + Sinar Delta Elektron yang Elektron K Elektron yang Tingkat tereksitasi dihamburkan dihamburkan Eksitasi Ionisasi Bremsstrahlung Interaksi partikel beta dengan materi Elektron-elektron yang dilepaskan dari atom oleh proses ionisasi disebut sinar delta. 110.Interaksi Radiasi dengan Materi Radiasi elektromagnetik atau foton dikarakterisasikan oleh frekuensi, panjang-gelombang, dan energi berdasarkan persamaan berikut: c hc = E= h =Jenis Gelombang Frekuensi* Panjang-gelombang Energi FotonRadio 1 105 3 105 cm 4.13 10-10 eV 3 1010 1 cm 1.24 10-4 eVInfra-merah 3 1012 0.01 cm 0.0124 eV 3 1014 0.0001 cm (10000 ) 1.24 eVCahaya tampak 4.3 1014 7000 1.77 eV 7.5 1014 4000 3.1 eVUltra-violet 7.5 1014 4000 3.1 eV 3 1016 100 124 eVSinar-X Lunak 3 1016 100 124 eV 3 1018 1 12.4 keVSinar-X, sinar Gamma diagnostik 3 1018 1 12.4 keV 3 1020 0.01 1.24 MeVSinar Kosmik 3 1020 0.01 1.24 MeV 3 1023 0.00001 1240 MeV * gelombang/detik 111.Interaksi Radiasi dengan Materi 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- 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. 112.Tiga proses dari interaksi foton dengan materi: Efek fotolistrik. Hamburan Compton. Produksi pasangan (pair production) 113.Efek fotolistrik. Foton energi rendah ( 50 keV) berinteraksi dengan elektron E=h Fotoelektron kulit-K KEk= h - BEk kulit lebih dalam, biasanya kulit e - 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.Semakin rendah energi foton ( 50 keV berinteraksi KEm= h h `E=h dengan elektron kulit lebih luar yang E=h ` terikat lemah. Elektron keluar orbit dan suatu pasangan ion terbentuk. + Sebagian energi foton dialihkan ke electron yang keluar orbit, tergantung dari sudut hamburan ( ). 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.Radionuklida untuk radiofarmaka/kedokteran nuklir memiliki energi tinggi, interaksinyadengan jaringan diawali hamburan Compton.Kebolehjadian interaksi Compton tergantung dari kerapatan elektron. Material kerapatantinggi memberikan `stopping power` lebih tinggi. 115.Produksi Pasangan e- 0.511 MeV + e+ Foton energi 1.022 MeV berinteraksiE > 1.02 MeV dengan medan gaya inti diikuti dengan 0.511 MeV perubahan foton menjadi 2 partikel elektron, satu positron dan satu negatron. Positron akhirnya dianihilasi diluar atom menghasilkan dua foton dengan energi masing-masing 511 keV Bila energi foton > 1.022 MeV, kelebihan energi didistribusikan ke partikel- partikel sebagai energi kinetik. Kebolehjadian produksi pasangan meningkat dengan semakin tinggin Z bahan penyerap, karena medan gaya inti semakin meningkat dengan semakin tinggi Z. 116.Instrumentasi Deteksi RadiasiDeteksi 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 Ion (Ion Collection) Metoda Sintilasi (Scintillation) 117.Metoda Pengumpulan Ion didasarkan atas kemampuan radiasi mengionisasi atom-atom gas, misalnya udara, helium dan argon, yang ditempatkan dalam ruangan tertutup. Sumber radiasi - - - - - - - - + - - -Detektor radiasi - ++ + - i = arus - + - -berisi gas sederhana - - ++ - - Elektron-elektron yang lepas - -+ - - - +- - akibat ionisasi molekul gas + detektor berkumpul di anoda - - - - - - pusat, arus akan dihasilkan sebanding dengan jumlah pasangan ion yang terjadi Elektroda negatip akibat interaksi gas dengan radiasi. Elektroda positip v = tegangan 118.Metoda Pengumpulan Ion Ionisasi Amplifikasi sederhana gas Daerah Geiger Daerah Rekombinasi Non-proporsional Arus Arus jenuh TeganganPasangan ion bere- Elektron primer ter- Arus naik sebanding Hampir Tegangan cukup tinggikombinasi, tidak ada kumpul dgn laju lebih dgn naiknya tegang- seluruh utk terjadinya peristiwaarus yang terjadi, bila cepat dgn naiknya an akibat ionisasi se- molekul ionisasi awal dalamtegangan tidak tegangan dan arus kunder elektron pri- gas dalam tabung, terjadi pasangandinaikkan jenuh dicapai sebagai mer yang bergerak chamber ion beruntun dari semua plateau. cepat kearah anoda terionisasi molekul yang ada. 119.Metoda Pengumpulan IonSesuai dengan kurva respon arus/tegangan, maka ada tiga tipe instrumen : Kamar ionisasi (ionization chamber) 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. Pencacah proporsional (proportional counter) Pencacah Geiger-Mller (GM) untuk mengukur radiasi intensitas rendah, seperti survei radiasi ligkungan kerja. Tegangan kerja alat ini biasanya ditetapkan dekat 1000 volt (daerah Geiger). 120.Radionuclide Dose Calibrator Sealed Chamber berisi gas bertekanan, gas argon ~ 12 atm untuk meningkatkan kepekaan deteksi Isotope Corretion Range Selector iv Voltage Amp Amp Activity Display Power Supply Tegangan kerja ~ 150 volt Range Selector merupakan rangkaian resistor dapat bervariasi yang mengatur instrument untuk rentang keradioaktifan (mikrocurie, milicurie, curie) yang diukur. 121.Radionuclide Dose Calibrator 122.Geiger-Mller Detector Window tipis dari mika memungkinkan partikel dan sinar energi rendah untuk lewat yang Cathode Thin Window biasanya akan tertahan oleh casing tabung yang terbuat dari logam. ++ ++ ++ - - - --- - - - - -- + + ++ Sumber Radiasi Karena tegangan kerja tabung GM cukup tinggi, radiasi Anode yang memasuki tabung akan menghasilkan ionisasi primer dan ion primer ini selanjutnya akan mengionisasi seluruh gas yang ada di dalam tabungGM Counter cocok untuk mendeteksi keradioaktifan rendah, karena itu palingumum digunakan untuk memantau daerah kerja bila terjadi kontaminasi. 123.Geiger-Mller Detector 124.Metoda Scintilasi Ada 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 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 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 125.Detektor scintilasi kristal padat Sinar- Kristal NaI(Tl) Scaler Tabung Photomultiplier (PM) Rate Meter Pulse Pre- Linear Height Amplifier Amplifier Analyzer High Oscilloscope Voltage Computer 126.Detektor scintilasi kristal padat Kristal NaI(Tl) photocathode photomultiplier tube scintilasi Sinar- Foton cahaya dynodes elektron Foton energi tinggi (sinar- ) 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. 127.Detektor scintilasi kristal padat Well Counter Larutan radiofarmaka di dalam tabung reaksi Kristal NaI(Tl) berbentuk sumur Electron photomultiplier tube Perisai dari Pb 128.Detektor scintilasi kristal padat 129.Sinar- window Linear ABC Amplifier ABC ABC Pulsa B Pulse Height yang tercacah Analyzer Awal LLD dinaikan Window dinaikan ULD Pulse height LLD ULD ULD LLD LLD 1 2 3 4 1 2 3 4 1 2 3 4 Pulsa 2 yg tercacah Pulsa 1 dan 2 yg Pulsa 3 yg tercacah tercacah 130.Spektrum Energi Gamma Bila suatu radionuklida dicacah dengan pencacah scintilasi, kemudian laju cacahan (count rate) diplotkan terhadap energi, maka akan diperoleh spektrum gamma. 123I 51Cr A : 27 ~ 31 keV Te x-rays A : 320 keV gamma B : 159 keV gamma A B A 131I 99mTc A : ~ 30 keV Xe x-rays A : 140 keV gamma B : 80 keV gamma C : 364 keV gamma D : 638 keV gamma AB C D A0 Energi (keV) 1024 0 Energi (keV) 1024 131.Detektor scintilasi cair 14CH 2NH2COOH S* F1 RF S F S F1 * F2 PM Tube e- - Foton cahaya e F1 F2 * e- e- Cacahan e- pulsaS = pelarut e-F = material yang mengandung fluor Photocathode Anode 132.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. cpm Efisiensi = dpm Efisiensi diri detektor yang dipenga- Faktor utama yang ruhi oleh jenis radiasi dan energinya, mempengaruhi efisiensi: dan ukuran serta komposisi detektor. Faktor geometriDetektor NaI bidang datar Efisiensi diri (intrinsic) adalah jumlah radiasi yang berinteraksi di dalam detektor dibagi dengan jumlah radiasi yang datang ke detektor Net cpm Efisiensi = Detektor NaI tipe sumur (Source Ci)(2.26 x 106 dpm/ Ci) (kelimpahan foton) 133.Contoh: 1.0 Ci (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. 486508 cpm Efisiensi = = 0.61 (1.0 Ci) (2.26 x 106 dpm/ Ci) (0.36) Jika kita mengetahui efisiensi detektor suatu radionuklida tertentu dalam geometri tertentu, maka keradioaktifan sumber dapat ditentukan sebagai berikut: Net cpm Aktivitas ( Ci) = (Efisiensi) (2.26 x 106 dpm/ Ci) (kelimpahan foton) 134.Proteksi dan Risiko RadiasiDua faktor utama berkaitan dengan pengukuran radiasi: Ionisasi materi oleh radiasi Berhubungan langsung dengan Energi radiasi yang diserap (absorbsi) oleh materi 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 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 135.Proteksi dan Risiko Radiasi Berapa banyak energi diserap Efek biologis dari radiasi Bagamana energi terdistribusi di dalam bahan penyerap Jenis radiasi berbeda bisa mendepositkan jumlah energi yang sama di dalam jaringan yang sama, tetapi pola distribusinya bisa berbeda 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. 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 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. 136.Proteksi dan Risiko RadiasiRBE tergantung dari besarnya LET radiasi tertentu. 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. 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 di dalam jaringan menghasilkan efek biologis yang sama seperti yang ditunjukkan oleh 1 rad radiasi sinar-x atau , maka RBE radiasi adalah 20. Bila 1 rad radiasi menghasilkan efek biologis yang sama dengan 1 rad radiasi sinar-x atau , maka RBE radiasi 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. 137.Proteksi dan Risiko Radiasi Dalam radiofarmasi dan kedokteran nuklir, paparan radiasi eksternal (external exposure) yang menjadi perhatian utama adalah yang berkaitan dengan pemancaran sinar- 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 dan mudah diserap oleh udara atau oleh beberapa mm lapisan kulit. Meskipun demikian, beberapa pemancar 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- adalah: 1. Waktu 2. Jarak 3. Perisai (shielding) 138.Proteksi dan Risiko Radiasi Waktu Paparan Lebih 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. Jarak Mempertahankan jarak sepraktis mungkin dari suatu sumber radiasi merupakan suatu metoda yang efektif untuk mengurangi paparan radiasi berdasarkan `hukum kuadrat terbalik`. Hukum ini hanya berlaku untuk radiasi- 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. Tetapan sinar- spesifik ( ) 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 adalah R.cm2/mCi jam. Untuk setiap mCi tertentu N, maka laju dosis pada jarak d dari sumber dapat dinyatakan dalam persamaan berikut: N R/jam = d2 139.Proteksi dan Risiko Radiasi Contoh Soal Berapa laju dosis dari sumber 131I 100 mCi (3700 MBq) pada jarak 1 cm dan pada jarak 2 feet (61 cm)? Diketahui tetapan sinar- spesifik ( ) untuk 131I adalah 2.2 R.cm2/mCi.jam N (100 mCi)(2.2 R . cm2/mCi.jam) R/jam @ 1 cm = = = 220 R/jam d2 (1 cm)2 N (100 mCi)(2.2 R . cm2/mCi.jam) R/jam @ 61 cm = = = 0.059 R/jam d2 (61 cm)2 Berapa lama diperlukan untuk mengakumulasikan dosis paparan 100 mR (0.1 R) dari sumber 131I 100 mCi (3700 MBq) pada jarak 2 feet? 0.1 R Waktu mengakumulasikan 0.1 R = = 1.7 jam 0.059 R/jam Berapa jarak diperlukan untuk memperendah laju dosis sampai 2 mR/jam dari sumber 131I 100 mCi (3700 MBq)?Nd2 = 2 mR/jam d ( cm) = (100 mCi) (2.2 R . cm2/mCi.jam) x 1000 mR/R (1 cm) 2 = 332 cm 140.Proteksi dan Risiko Radiasi 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- x adalah koefisien attenuasi linier (mm-1) 141.Proteksi dan Risiko Radiasi Dosimetri 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` 142.Proteksi dan Risiko Radiasi Dosimetri Radiasi Dosis radiasi terhadap suatu organ dari radionuklida yang diberikan secara internal dinyatakan dengan persamaan berikut: D rk rh ~ Ah. S rk rh D adalah dosis absorbsi rerata dalam rad terhadap organ target (rk) dari suatu radionuklida yang terdistribusi merata dalam suatu organ sumber (rh). ~ Ah adalah aktivitas kumulatif, dalam satuan mikrocurie-jam ( Ci-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. 143.Proteksi dan Risiko Radiasi Dosimetri Radiasi ~ Untuk peluruhan nuklida yang sempurna Ah ditentukan oleh jumlah aktivitas dalam organ dan waktu paruh efektifnya sebagai berikut: ~ A0 ( Ci) Ah ( Ci - hr) A0 ( Ci).1.443 Teff (hr) e ~ 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. i i ( rk rh ) mk adalah massa organ dalam gram S (rk rh ) mk dari organ target dan fraksi radiasi 2.13 ni Ei (gram-rad/ Ci-hr) yang diabsorbsi dalam organ target 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 144.Proteksi dan Risiko Radiasi Dosimetri Radiasi 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 145.Proteksi dan Risiko RadiasiDosimetri RadiasiContoh soal: Suatu radiofarmaka 99mTc untuk mencitra limpa (spleen) memiliki distribusiberikut setelah pemberian intravena: 80% spleen, 15% liver, dan 5% total body. Perkirakandosis radiasi terhadap spleen dari dosis 1 mCi (37 MBq). Anggap eliminasi biologis sangatlambat, yang dapat diartikan T1/2 eff = T1/2 p (waktu paruh fisis) = 6 jam. Nilai-nilai S untuk99mTc dapat diketahui dari Tabel MIRD (Medical Internal Radiation Dose). S(splspl) = 3.3x 10-4 rad/ Ci-hr; S(splliv) = 9.2 x 10-7 rad/ Ci-hr; S(spltb) = 2.2 x 10-6 rad/ Ci-hrBesarnya keradioaktifan terakumulasi dalam organ sumber (spleen, liver dan total body) adalah: ~ Aspl = (1000 Ci)(0.80)(1.443)(6 hr) = 6926 Ci-hr Aspl = (1000 Ci)(0.15)(1.443)(6 hr) = 1299 Ci-hr Aspl = (1000 Ci)(0.05)(1.443)(6 hr) = 433 Ci-hr ~ ~ ~ Dspl = Aspl. S(splspl) + Aliv. S(splliv) + Atb. S(spltb) = (6926 Ci-hr)(3.3 x 10-4 rad/ Ci-hr) + (1299 Ci-hr)(9.2 x 10-7 rad/ Ci-hr) + (433 Ci-hr)(2.2 x 10-6 rad/ Ci-hr) = 2.286 rad + 0.001 rad + 0.001 rad Dspl = 2.288 rad 146.Proteksi dan Risiko RadiasiDosimetri RadiasiContoh soal: Perkirakan berapa dosis radiasi terhadap paru-paru dari 99mTc-DTPA aerosol yangdigunakan untuk `lung ventilation imaging`. Anggap uptake sesaat dalam paru-paru adalah 1mCi (37 MBq) dengan biological removal dari paru-paru kedalam darah 1.5% per menit.Diketahui dari Tabel MIRD nilai S(lunglung) = 5.2 x 10-5 rad/ Ci-hr Karena adanya komponen biologic clearance, maka waktu paruh efektif perlu dihitung pertama kali. Karena itu jika b, p dan eff masing-masing adalah tetapan peluruhan biologis, fisik, dan efektif. -1 -1 b = 0.015 min . 60 min/hr = 0.900 hr p = 0.693/6.02 hr = 0.1151 hr-1 eff = 0.9000 + 0.1151 = 1.015 hr-1 Aktivitas kumulatif dan dosis terhadap paru-paru adalah sebagai berikut: ~ A0 ( Ci) 1000 Ci Alung 985 Ci-hr e 1.015 hr-1 ~ Dlung = Alung S(lunglung) = (985 Ci-hr)(5.2 x 10-5 rad/ Ci-hr) = 0.051 rad 147.Proteksi dan Risiko Radiasi Hand foot and body monitor 148.Kimia Radiofarmasi Radiochemical 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 149.Sifat-sifat radiofarmaka injeksi 1. Harus sterile dan bebas pyrogen 2. Harus isotonic dan mempunyai pH fisiologis 3. Keradioaktifannya harus dikalibrasi 150.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. 151.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 intravena3. Blokade kapiler dengan melibatkan microembolisasi pada jaringan kapiler oleh partikel sehingga aliran (perfusion) jaringan kapiler tersebut dapat divisualisasi secara eksternal. 152.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. 153.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). 154.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). 155.Kimia Radiofarmasi Klasifiksi umum radiofarmaka berdasarkan fungsi tindakan atau prosedur penggunaannya: Radiofarmaka diagnosa 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. Radiofarmaka terapi Kuratif Paliatif 156.Radiofarmaka Diagnosa Ada 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. 157.Radiofarmaka diagnosa Diagnostic 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 158.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). 159. 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. linear energy transfer (LET) tinggi, fraksi energi yang didepositkan per cm jarak tempuh sangat tinggi, yang mengakibatkan absorpsi kuantitatif di dalam tubuh Sifat-sifat radiofarmaka diagnostik imaging yang ideal 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: 160.Sifat-sifat radiofarmaka diagnostik imaging yang ideal 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, 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. Radionuklida yang ideal dan umum digunakan untuk rentang energi 100 keV 250 keV adalah 99m Tc, 111In, dan 123 I. 161.Hubungan kualitas citra dengan energiImage Quality Energy (keV) 162.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: 1 1 1 = + t 1/2 (efektif) t 1/2 (biologi) t 1/2 (fisika) 163.Laju efektif hilangnya keradioaktifan (Reff) dari suatu organ atau tubuh berbandinglurus 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: 1 R (removal rate) ~ t1/2 1 1 1 = + t 1/2 (efektif) t 1/2 (biologi) t 1/2 (fisika) 164.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. 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. Rendahnya ratio juga menimbulkan radiasi yang tidak perlu yang diterima pasien. 165.Sifat-sifat radiofarmaka diagnostik yang ideal5. 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). 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. 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. 166. 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 ideal6. Keselamatan pasien 167.Sifat-sifat radiofarmaka diagnostik yang ideal7. Reaktivitas kimia 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. 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. 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. 168.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. 169.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. 170. Seed Brachytherapy, misalnya 125I, 103Pd, 192Ir Sebagai sumber terbuka (unsealed sources) 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. Brachytherapy: Low Dose, High dose Radioterapi berkas eksternal atau konvensional, misalnya 60Co, 137Cs, 192Ir Sebagai sumber tertutup (sealed sources) Radiofarmaka Terapi Radionuklida untuk terapi disiapkan dalam dua bentuk: 171.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. 172.Radiofarmaka Terapi Tumor therapy Radiolabeled monoclonal antibody Non antibody method Receptor-binding radiotracers for tumor and other specific therapies Bioactive peptides Antibody derived agents Molecular recognition units Conventional in-vivo receptors Bone pain palliation therapy Radiation synovectomy Miscellaneous therapies Microsphere, colloids (for ascites, etc.) Radioimmunoguided surgery 173.Biodegradable 186Re-PLA Microsphere 174.Biodegradable 186Re-PLA Microsphere O Re C 175.Cross-section of a coronary artery A cylindrical balloon is inserted into a vessel with eccentric coronary plaque, and is inflated using radiopharmaceutical liquid 176.Sifat-sifat radiofarmaka terapi yang ideal 1. Pemancar partikel bermuatan yang murni ( atau ). 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. 177.Sifat-sifat radiofarmaka terapi yang ideal1. Pemancar atau murni Berbeda dengan radiofarmaka diagnostik, maka radiofarmaka terapi dirancang untuk merusak sel berpenyakit. Bentuk peluruhan (decay) yang diinginkan adalah dengan memancarkan atau 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. 178.Sifat-sifat radiofarmaka terapi yang ideal 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 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. 179.Sifat-sifat radiofarmaka terapi yang ideal3. 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). 180.Sifat-sifat radiofarmaka terapi yang ideal 4. 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. 181.Sifat-sifat radiofarmaka terapi yang ideal 5. 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