Radiofarmaka perlu penanganan dan pengujian khusus agar diperoleh hasil yang benar, dan bahaya terhadap personil sekecil mungkin. Semua pengerjaan harus dilaksanakan oleh atau dibawah pengawasan personil yang terlatih dan mempunyai pengetahuan dalam penanganan zat radioaktif.

    Fasilitas untuk produksi, penggunaan serta penyimpanan radiofarmaka secara umum harus mengikuti perizinan yang dikeluarkan oleh Badan Atom Nasional (BATAN), yang pelaksanaan pengawasannya didelegasikan kepada Biro Pengawasan Tenaga Atom (BPTA).

    Selain harus mengikuti peraturan Badan Pengawas Obat dan Makanan, setiap produsen dan pemakai harus memiliki izin dari BATAN dan mengikuti semua peraturan mngenai pengangkutan maupun pemakaian radioaktif.

    Definisi, pertimbangan khusus dan prosedur yang berkaitan dengan monografi untuk sediaan yang bersifat radioaktif dibahas dalam bab ini.

PERTIMBANGAN UMUM

Hukum Dasar Peluruhan

    Peluruhan zat radioaktif dinyatakan dengan rumus:

N_t  = N_o e^-?t

N_t adalah jumlah atom zat radioaktif setelah waktu t; N_o adalah jumlah atom radioaktif pada t = 0 dan ? adalah tetapan peluruhan atau transformasi, yang nilainya tertentu untuk setiap jenis radionuklida. Waktu paruh (T_1/2) adalah waktu yang diperlukan oleh radiaktif tertentu untuk meluruh sehingga radioktivitasnya tinggal separuh dari nilai radioaktivitas awal. Hubungan antara T_1/2 dengan tetapan peluruhan dinyatakan dengan persamaan:

    Aktivitas suatu radioaktif (A) sebanding dengan jumlah atom zat radioaktif  tersebut, dinyatakan dengan persamaan:

A = ?N

Jumlah atom zat radioaktif pada waktu t dapat dihitung, sehingga jumlah massa zat radioaktif dapat ditentukan.

    Aktivitas suatu zat radioaktif murni sebagai fungsi waktu dapat diperoleh dari persamaan eksponensial atau dari tabel peluruhan, atau dari grafik peluruhan (Gambar 1) yang didasarkan pada waktu paruh.

Aktivitas suatu zat radioaktif dinyatakan sebagai jumlah transformasi nuklir per satuan waktu. Satuan dasar radioaktivitas, curie (Ci), didefinisikan sebagai 3,700 x 10¹⁰ transformasi nuklir per detik. Milicurie (mCi) dan mikrocurie (?Ci) merupakan satuan yang sering digunakan. Jumlah transformasi nuklir per satuan waktu adalah jumlah laju peluruhan dari semua tipe disintegrasi radionukliida induk. Sebelum aktivitas radionuklida suatu zat yang diukur dinyatakan dalam Curie, perlu diketahui kelimpahan emisi radiasi yang diukur.

Geometri

Validitas kalibrasi relatif dan pengukuran radionuklida tergantung pada keberulangan dari hubungan sumber radioaktif terhadap detektor dan keadaan sekelilingnya. Harus dibuat pendukung yang sesuai untuk konfigurasi sumber.

Latar Belakang

    Sinar kosmik, radioaktivitas sisa yang ada pada detektor dan bahan pelindung, serta radiasi dari sumber radioaktif di sekitar alat pengukur yang tidak cukup terlindung, semua ini dapat memberikan konstribusi pada laju cacahan latar belakang. Semua pengukuran radioaktivitas harus dilakukan koreksi dengan cara mengurangi laju cacahan cuplikan zat radioaktif dengan laju cacahan latar belakang.

Statistik Pencacahan

    Pada proses peluruhan radioaktif  berlangsung secara acak, maka kejadian yg dicacah merupakan urutan acak dalam waktu.Oleh karena itu, pencacahan dalam waktu yang terbatas hanya menghasilkan perkiraan terhadap laju cacahan yang sebenarnya. Ketelitian perkiraan ini, berkaitan dengan fluktuasi statistik, tergantung pada jumlah cacahan yang terkumpul pada suatu pengukuran dan dapat dinyatakan dengan simpangan baku (?).Perkiraan untuk ? adalah ?n; n adalah jumlah cacahan yang terkumpul pada suatu pengukuran. Kemungkinan suatu pengukuran tunggal terletak antara ± 100/?n% dari rata-rata sejumlah besar pengukuran adalah 0,68. Berarti bila dilakukan banyak pengukuran pada cuplikan n cacahan, maka sekitar 2/3 dari pengamatan akan terletak pada antara 100/?n% dari nilai rata-rata cacahan dan sisanya terletak di luar rentang tersebut.

    Karena sifat acak dari peluruhan radioaktif, maka pengulangan pencacahan suatu sumber radioaktif dengan geometri yang tetap pada alat pencacah akan menghasilkan nilai laju cacahan yang mengikuti frekuensi distribusi normal. Penyimpangan nilai dari distribusi normal memenuhi uji ?². Oleh karena itu uji ?² sering digunakan untuk menentukan keandalan dan kebenaran operasi suatu sistem alat pencacah. Pada pemilihan alat dan kondisi untuk menetapkan sumber radioaktif nilai ?²/B harus maksimum (? = efisiensi pencacahan = laju cacahan yang diamati/laju peluruhan dan B = laju cacahan latar belakang).

Kehilangan Pencacahan

    Interval waktu minimum yang diperlukan alat pencacah untuk memisahkan 2 pulsa sinyal yang berturutan dinamakan waktu mati. Waktu mati ini berbeda-beda dari orde mikrodetik untuk pencacahan sintilasi, dan proporsional ratusan mikrodetik untuk pencacah “Geiger Müller”. Sinyal nuklir yang terjadi dalam waktu mati pencacah tidak akan tercatat. Untuk memperoleh laju cacahan yang terkoreksi, R, dari laju cacahan yang diamati, r, dengan rumus:

? adalah waktu mati. Koreksi selanjutnya menunjukkan waktu mati yang tidak berlanjut. Jadi untuk validitas nilai r_? tidak boleh melebihi 0,1. Laju cacahan yang diamati; r dalam rumus ini tidak perlu dikurangi dengan laju cacahan latar belakang.

Baku Kalibrasi

    Lakukan semua penetapan radioaktivitas menggunakan sistem pengukuran yang terkalibrasi dengan baku radioaktif yang telah disertifikasi dengan benar. Baku kalibrasi tersebut dapat dibeli langsung dari Badan Tenaga Atom Nasional atau dari sumber lain melalui keikutsertaan dalam program pengukuran kolaborasi.

Pembawa

    Jumlah massa atom atau molekul radioaktif untuk sumber radioaktif tertentu, berbanding langsung dengan radioaktivitas radionuklida yang bersangkutan dan waktu paruhnya, dan jumlah yang ada dalam radiofarmaka umumnya terlalu kecil untuk diukur dengan cara kimia atau fisika biasa. Misalnya, massa ¹³¹I mempunyai 100 mCi adalah 8 x 10^-7g. karena jumlah zat sekecil itu mempunyai sifat menyimpang secara kimia, maka biasanya ditambahkan zat pembawa dalam bentuk isotop non radioaktif nuklida yang sama selama proses, agar mudah ditangani. Dalam banyak hal, adsorpsi dapat dihindari dengan penambahan kadar ion hidrogen dalam larutan. Jumlah zat yang ditambahkan tersebut sedemikian kecil, agar tidak terjadi efek fisiologis. Istilah bebas zat pembawa hanya untuk sediaan radioaktif yang tidak mengandung isotop non radioaktif dari radionuklida yang bersangkutan. Ini berarti bahwa radiofarmaka yang dibuat melalui reaksi (n,?) dianggap tidak “bebas zat pembawa”.

    Kadar radioaktif adalah radioaktivitas per satuan volume atau per satuan bobot media atau pembawa yang mengandung zat radioaktif, baik bersifat bebas zat pembawa maupun yang mengandung zat pembawa. Sedangkan aktifitas jenis digunakan untuk menyatakan radioaktivitas radionuklida per gram unsurnya.

Kemurnian Radiokimia

    Kemurnian radiokimia suatu sediaan radiofarmaka menunjukkan fraksi radionuklida yang berada dalam bentuk kimia yang dimaksud. Cemaran radiokimia dalam sediaan radiofarmaka dapat disebabkan oleh adanya penguraian dan berasal dari prosedur pembuatan yang tidak benar. Radiasi dapat menyebabkan penguraian air, yaitu komponen utama sediaan radiofarmaka, yang menghasilkan atom hidrogen reaktif dan radikal hidroksil, elektron terhidrasi, hidrogen, ion hidrogen dan hidrogen peroksida yang reaktif.  Hidrogen peroksida reaktif terbentuk karena adanya radikal oksigen yang dihasilkan dari peruraian radiolisis dari oksigen terlarut. Stabilitas sediaan radioaktif umumnya meningkat bila oksigen dihilangkan. Radiasi juga dapat mempengaruhi sediaan radiofarmaka itu sendiri, membentuk ion, radikal dan keadaan tereksitasi.  Zat ini dapat bereaksi satu sama lain dan atau dengan spesi aktif  yang terbentuk dari air. Penguraian akibat radiasi dapat dikurangi dengan menggunakan bahan kimia yang dapat bertindak sebagai penangkap elektron atau radikal. Elektron yang terperangkap dalam padatan menyebabkan hilangnya warna akibat terbentuknya pusat dan menjadi gelapnya wadah kaca radiofarmaka merupakan  suatu hal yang spesifik.

    Kemurnian radiokimia sediaan radiofarmaka dapat ditentukan dengan kromatografi kolom, kertas dan lapis tipis atau dengan teknik pemisahan analisis  lain yang sesuai, seperti tertera pada masing-masing monografi.

Kemurnian Radionuklida

    Kemurnian radionuklida sediaan radiofarmaka menunjukkan fraksi  radioaktivitas yang berasal dari radionuklida yang dimaksud dalam radioaktivitas total yang diukur. Kemurnian radionuklida ini penting dalam perkiraan dosis radiasi yang diterima oleh pasien bila sediaan tersebut diberikan. Cemaran radionuklida dapat berasal dari cemaran yang ada pada sasaran, perbedaan penampang lintang, nilai berbagai kompetisi produksi dan fungsi eksitasi pada energi partikel penembak pada waktu produksi.

Definisi dan Istilah

    Tanggal pembuatan adalah tanggal selesainya proses produksi.

    Tanggal penetapan adalah tanggal (dan waktu, jika perlu) yang sesungguhnya saat pengukuran radioaktivitas dilakukan.

    Tanggal kalibrasi adalah tanggal dan waktu yang ditetapkan, yang merupakan awal perhitungan radioaktivitas untuk memudahkan pengguna.

    Tanggal kadaluarsa adalah tanggal yang ditetapkan sebagai batas waktu penggunaan produk. Rentang kadaluarsa (adalah rentang waktu antara tanggal pembuatan dan tanggal kadaluarsa), didasarkan pada sifat radioaktivitas produk dan hasil penelitian kestabilan bentuk produk akhir.

Penandaan

    Penandaan pada masing-masing monografi radiofarmaka mencantumkan: Tanggal kadaluarsa, tanggal kalibrasi dan pernyataan “Awas Bahan Radioaktif”. Etiket memberi petunjuk bahwa dalam perhitungan dosis perlu dilakukan koreksi terhadap peluruhan radioaktif dari waktu paruh radionuklida. Untuk larutan injeksi harus memenuhi persyaratan Penandaan dalam Injeksi, dan untuk produk hayati selain harus memenuhi persyaratan Penandaan dalam Injeksi, etiket pada wadah akhir untuk setiap produk biologik mencantumkan: judul atau nama sebenarnya (nama produk yang diizinkan oleh peraturan yang berlaku); nama, alamat, dan nomor izin produsen; nomor lot; tanggal kadaluarsa; dan dosis individual yang dianjurkan untuk wadah dengan dosis-ganda. Etiket kemasan mencantumkan seluruh keterangan diatas, dengan menambahkan : pengawet yang digunakan dan jumlahnya; jumlah wadah, bila lebih dari 1; jumlah produk di dalam wadah; suhu penyimpanan yang dianjurkan; bila perlu, pernyataan bahan pembekuan harus dihindari; dan keterangan lain yang sesuai dengan peraturan perundang-undangan yang berlaku.

IDENTIFIKASI DAN PENETAPAN

KADAR RADIONUKLIDA

Peralatan

BEJANA PENGION

    Bejana pengion adalah suatu alat dengan medan listrik melalui sejumlah volume gas yang dimaksudkan untuk mengumpulkan ion-ion  yang dihasilkan oleh medan radiasi. Ion positif dan elektron negatif bergerak sepanjang garis gaya medan listrik dan dikumpulkan pada elektrode dan kemudian menghasilkan suatu arus ionisasi. Dalam bejana pengion bentuk sumur yang didesain dengan baik, arus ionisasi tidak boleh terlalu bergantung pada letak zat radioaktif, dan nilai arus per satuan aktivitas, yang disebut faktor kalibrasi, adalah khas untuk setiap radionuklida yang memancarkan sinar gamma.

    Arus ionisasi yang dihasilkan dalam bejana pengion berkaitan dengan energi rata-rata radiasi yang dipancarkan dan sebanding dengan insensitas radiasi. Bila sumber baku dengan laju peluruhan diketahui, digunakan untuk kalibrasi efisiensi, maka bejana pengion kemudian dapat digunakan untuk penetapan aktivitas antara beberapa mikrocurie sampai ratusan milicurie atau lebih. Batas atas aktivitas yang dapat diukur dalam bejana pengion biasanya tidak jelas dan dapat dibatasi oleh pertimbangan kejenuhan, rentang amplifier, dan desain bejana pengion sendiri. Data yang menyertai suatu alat tertentu, harus dikaji ulang untuk meyakinkan rentang energi dan intensitas yang dapat digunakan dengan baik pada alat tersebut.

    Keberulangan  sekitar 5% atau kurang dapat diperoleh dalam waktu lebih kurang 10 detik, bila digunakan  bejana pengion bentuk sumur. Alat pengukur radioaktivitas  sediaan radiofarmaka yang menggunakan bejana pengion bentuk sumur dikenal dengan nama kalibrator dosis, yang paling banyak digunakan.

    Walaupun faktor kalibrasi untuk setiap radionuklida dapat diinterpolasi dari kurva respons energi dari bejana pengion, terdapat sejumlah kemungkinan kesalahan bila prosedur tersebut dilaksanakan. Untuk itu disarankan agar semua kalibrasi bejana pengion dilakukan dengan menggunakan baku acuan yang otentik untuk masing-masing radionuklida, sebagaimana diterangkan berikut ini.

    Kalibrasi suatu kalibrator dosis harus dijaga dengan menghubungkan hasil pengukuran respons suatu baku dengan baku yang mempunyai waktu paruh panjang, seperti radium 226 yang berada dalam kesetimbangan dengan nuklida anaknya. Alat harus diuji setiap hari dengan ²²⁶Ra atau sumber lain untuk menguji kestabilan jangka panjang. Pengujian ini termasuk kinerja pembacaan baku pada semua pengaturan radionuklida  yang digunakan. Untuk memperoleh aktivitas (A_x) dari radionuklida yang sedang diukur, gunakan persamaan:

R_nadalah pembacaan baru untuk radium atau sumber lain; R_c adalah pembacaan sumber yang sama yang diperoleh pada awal prosedur kalibrasi; Radalah pembacaan radionuklida. Koreksi terhadap peluruhan radioaktif harus dilakukan terhadap sumber acuan. Penggunaan prosedur ini harus mengurangi sejauh mungkin setiap efek akibat penyimpangan respons terhadap alat.

    Radioaktivitas ²²⁶Ra atau sumber lain yang digunakan untuk prosedur tersebut diatas dianjurkan 75 ?Ci sampai 150 ?Ci. Disarankan juga agar keberulangan dan/atau stabilitas dari alat yang mempunyai rentang pembacaan ganda diuji untuk semua rentang pembacaan dengan menggunakan baku yang sesuai.

    Ukuran dan sumber radioaktif dapat mempengaruhi respons pada kalibrator dosis, dan sering perlu dilakukan koreksi untuk pengukuran cuplikan yang besar.

DETEKTOR SINTILASI DAN SEMIKONDUKTOR

    Bila semua atau sebagian energiradiasi sinar beta atau sinar gamma dilepaskan dalamsintilator, maka dihasilkan foton dengan intensitas sebanding dengan jumlah energi yang dilepaskan. Pulsa-pulsa inidideteksi oleh tabung foto pelipat ganda elektron dan diubah menjadi pulsa listrik, kemudian dianalis dengan penganalisa tinggi pulsa menghasilkan spektrum tinggi pulsa yang berkaitan dengan spektrum energi dari radiasi yang dipancarkan oleh sumber. Pada umumnya,  spektrum tinggi pulsa sintilasi partikel sinar beta, hampir mendekati spektrum energi sinar beta yang sebenarnya, asalkan sumber partikel sinar beta dibuat sedemikian sehingga absorpsi sendiri sekecil mungkin. Spektrum sinar beta dapat diperoleh dengan menggunakan kalsium fluorida Patau antrasena P sebagai sintilator, sedangkan sinargamma biasanya diperoleh dengan hablur natrium iodida P yang diaktifkan dengan talium P atau detektor semikonduktor germanium-litium volume besar. Spektrum partikel bermuatan juga dapat diperoleh dengan menggunakan detektor semi konduktor silikon dan/atau pencacah proporsional gas. Detektor semi konduktor pada dasarnya adalah bejana pengion bentuk padat, tetapi energi yang diperlukan untuk menimbulkan pasangan elektron lubang atau untuk meningkatkan elektron dari pita valensi ke pita konduksi dalam semikonduktor adalah lebih kurang sepersepuluh dari energi yang dibutuhkan untuk menghasilkan pasangan ion dalam bejana pengion yang berisi gas atau pencacah proporsional, dan jauh lebih kecil dari energi yang diperlukan untuk menghasilkan foton dalam hablur sintilasi NaI(TI). Dalam spektrofotometri sinar gamma, detektor Ge(Li) dapat menghasilkan daya pisah energi sebesar 0,33% untuk energi sinar gamma 1,33 MeV dari ⁶⁰Co, sedangkan hablur NaI(TI) 3 inci x 3 inci dapat memberikan daya pisah energi 5,9% untuk energi sinar gamma yang sama. Daya pisah energi merupakan ukuran kemampuan untuk membedakan adanya dua sinar gamma yang energinya berdekatan, dan secara konvensi dinyatakan dengan lebar penuh puncak foton pada setengah tinggi, dinyatakan dalam persen energi foto puncak.

    Spektrum sinar gamma menunjukkan satu atau lebih foto puncak yang tajam dan khas atau puncak energi penuh sebagai hasil serapan total dalam detektor dari seluruh energi radiasi gamma sumber radioaktif; puncak-puncak ini sangat berguna untuk tujuan identifikasi. Puncak-puncak sekunder juga diamati sebagai akibat hamburan balik, radiasi anihilasi, penjumlahan koinsidensi, fluoresensi sinar X, dan sebagainya, diikuti oleh pita lebar yang disebut puncak Compton, yang timbul dari hamburan foton dalam detektor dan dari bahan sekitarnya. Karena respons foto puncak berbeda-beda tergantung dari energi sinar gamma, maka kalibrasi spektrometri sinar gamma harus dilakukan dengan radionuklida baku yang mempunyai energi sinar gamma dan laju emisi yang telah diketahui. Bentuk spektrum sinar gamma tergantung dari bentuk dan ukuran detektor serta jenis bahan pelindung yang digunakan.

    Dalam konfirmasi identifikasi radionuklida dengan spektrometri sinar gamma, perlu dibuat perbandingan antara spektrum dari cuplikan dengan spektrum dari radionuklidayang sama yang kemurniannya telah diketahui menggunakan parameter alat dan geometri cuplikan yang sama. Bila radionuklida memancarkan memancarkan sinar X atau gamma koinsiden, maka sifat khas distribusi tinggi pulsa sering berubah secara drastis, karena adanya efek penjumlahan radiasi koinsiden tersebut dalam detektor karena efisiensi detektor bertambah tinggi (misalnya dengan mendekatkan sumber pada detektor). Efek ini khususnya dapat terlihat pada Iodum 125. Penggunaan spektrometri sinar gamma ini terutama sangat bermanfaat dalam identifikasi radionuklida dan penentuan cemaran radionuklida.

    Jika konfirmasi identitas suatu radionuklida dengan membandingkan langsung dengan spektrum baku radionuklida yang sama tidak mungkin dilakukan, maka identifikasi radionuklida yang bersangkutan harus dilakukan dengan cara berikut ini. Cuplikan radionuklida yang akan diidentifikasi memenuhi dua atau lebih parameter peluruhan nuklir berikut, dan memenuhi pada rentang ± 10%: (1) waktu paruh; (2) energi tiap sinar gamma atau X yang dipancarkan; (3) kelimpahan masing-masing sinar yang dipancarkan dan (4) Energi maksimum (E_maks) untuk radionuklida yang luruh dengan pancaran partikel sinar ?. Pengukuran-pengukuran tersebut diatas dilakukan pada bagian Identifikasi dan Penetapan kadar pada bab ini. Apabila dua atau lebih parameter yang diukur telah sama dengan data peluruhan nuklir yang telah dipublikasikan, maka radionuklida yang diidentifikasi sesuai dengan yang diharapkan.

Pencacah Sintilasi Cairan

    Radionuklida yang memancarkan sinaralfa dan sinar beta dapat ditentukan dengan sistem detektor sintilasi cairan. Dalam sintilasi cairan, energi radiasi diubah menjadi kuantum cahaya yang biasanya dideteksi dengan dua tabung foto pelipat ganda yang diatur sedemikian hingga hanya akan mencacah radiasi koinsiden. Sintilasi cairan adalah larutan yang terdiri dari pelarut, zat terlarut primer dan sekunder dan zat tambahan. Partikel bermuatan melepaskan energinya dalam pelarut dan sebagian energi ini diubah menjadi fluoresensi dalam zat terlarut primer. Fungsi zat terlarut sekunder adalah untuk menggeser radiasi fluoresensi sehingga mempunyai panjang gelombang yang lebih panjang dan dapat dideteksi secara lebih efisien oleh tabung foto  pelipat ganda. Pelarut yang sering digunakan adalah toluena P dan p-xilena; zat terlarut primer adalah 2,5-difeniloksazol (PPO) dan 2-(4’-tert-butilfenil)-5-(-4-bifenilil)-1,3,4-oksadiazol (butil-PBD); dan sebagai zat terlarut sekunder yang sering digunakan 2,2’-p-fenilenabis[4-metil-5-feniloksazol] (dimetil POPOP) dan p-bis(o-metil strilil)benzena (bis-MSB). Untuk mempertahankan agar tetap dapat tergabungkan dan tercampurkan  dengan cuplikan berair yang akan ditetapkan, beberapa zat ditambahkan seperti surfaktan dan zat pembantu kelarutan juga ditambahkan pada sintilator. Agar penentuan radioaktivitas cuplikan dapat teliti, penyiapan cuplikan harus dilakukan dengan hati-hati agar benar-benar homogen. Adanya cemaran atau warna dalam larutan dapat menyebabkan penurunan keluaran foton sintilator.  Penurunan yang demikian dikenal sebagai pemadaman. Pengukuran radioaktivitas yang tepat memerlukan koreksi terhadap laju cacahan yang hilang akibat pemadaman.

    Laju peluruhan suatu sumber partikel sinar beta dapat ditentukan dengan suatu cara dengan laju cacahan integral dari cuplikan diukur sebagai fungsi dari penyimpangan diskriminasi tinggi pulsa dan laju emisi diperoleh dengan ekstrapolasi hingga penyimpangan nol. Pemancar partikel sinar alfa dengan energi tinggi dapat pula diukur dengan cara ini.

Identifikasi

    Radionuklida dapat diidentifikasi dari cara peluruhannya, waktu paruhnya dan energi dari emisi nuklirnya.

    Waktu paruh radioaktif dengan mudah dapat ditentukan dengan pencacahan berturut-turut sumber radionuklida pada rentang waktu tertentu yang lebih panjang dibandingkan dengan waktu paruh radionuklida tersebut. Respons yang dihasilkan oleh alat pencacah digunakan untuk mengukur peluruhan radionuklida yang mempunyai waktu paruh panjang., harus dipantau menggunakan sumber acuan baku yang mempunyai waktu paruh yang lebih panjang lagi untuk menilai dan mengkompensasi kesalahan yang ditimbulkan karena perubahan elektronik. Dalam hal radionuklida yang berumur pendek, bila rentang waktu pencacahan merupakan fraksi yang bermakna daripada waktu paruh radionuklida yang bersangkutan, maka laju cacahan yang dicatat harus dikoreksi pada waktu saat pencacahan dimulai, sesuai dengan rumus sebagai berikut:

R_t adalah laju cacahan pada awal rentang waktu pencacahan; r adalah laju cacahan yang diamati; t adalah rentang waktu pencacahan; ? adalah tetapan peluruhan radionuklida; e adalah dasar logaritma natural. Bila t kecil dibandingkan dengan waktu paruh radionuklida, sehingga ?_t< 0,05, maka (1– e^-?t) mendekati nilai ?t; maka koreksi seperti tersebut diatas tidak diperlukan.

    Energi emisi nuklir inti sering ditentukan dengan rentang maksimum daya tembus radiasi dalam bahan (untuk partikel sinar alfa dan sinar beta) dan dengan puncak energi penuh atau foto puncak dalam spektrum sinar gamma (untuk partikel sinar X dan sinar gamma). Karena partikel sinar beta dipancarkan dengan spektrum energi kontinu, maka energi sinar beta maksimum, E_maksmerupakan indeks yang khas untuk setiap radionuklida pemancar sinar beta. Selain rentang maksimum daya tembus dan spektrum energi partikel sinar beta, maka koefisien serapan, bila diperoleh dari kondisi pencacahan yang berulang, dapat menjadi indeks yang handal untuk identifikasi pemancar sinar beta.

    Serapan partikel sinar beta dalam bahan, hampir bersifat eksponensial, dan grafik logaritma laju cacahan partikel sinar beta sebagai fungsi ketebalan penyerap, dikenal dengan kurva serapan. Bagian awal dari kurva serapan menunjukkan garis lurus, dari bagian ini koefisien serapan dapat ditentukan. Rentang maksimum daya tembus, ditentukan dengan menggunakan penyerap yang ketebalannya beragam, dan spektrum energi diukur dengan spektrometri sintilasi sinar beta.

    Serapan sinar gamma dalam bahan sangat eksponensial, tetapi nilai ketebalan paruh pada penipisan sangat tidak berguna untuk tujuan karakterisasi radionuklida. Sinar gamma dari setiap transisi isomerik selalu berenergi tunggal, dan energinya dapat diukur langsung dengan spektrometri sinar gamma. Karena daya pisah energinya tinggi, maka detektor padatan [Ge(Li)] jauh lebih unggul daripada detektor sintilasi padatan [NaI(TI)] dalam spektrometri sinar gamma.

    Aktivitas larutan radiofarmaka umumnya dalam  satuan milicurie per mL. Larutan demikian biasanya harus diencerkan beberapa kali sebelum diukur. Pelarut yang digunakan harus dapat bercampur dengan sediaan radiofarmaka, ditinjau dari faktor-faktor misalnya pH dan daya redoks, sehingga tidak akan terjadi hidrolisis atau perubahan tingkat oksidasi selama pengenceran, yang dapat mengakibatkan penyerapan dan pemisahan radionuklida dari larutan.

RADIONUKLIDA PEMANCAR SINAR BETA

    Prosedur penetapan koefisien serapan massa Totolkan dan keringkan cuplikan larutan fosfor 32 di atas lapisan plastik tipis untuk mengurangi terjadinya hamburan balik, dan letakkan di bawah alat pencacah yang sesuai. Tentukan laju cacahan secara berturut-turut, menggunakan tidak kurang dari 6 ketebalan alumunium yang berbeda-beda masing-masing antara 20 mg/cm² dan 50 mg/cm², dan satu penyerap yang tunggal yang lebih tebal dari 800 mg/cm² digunakan untuk mengukur cacahan latar belakang. (Penyerap disisipkan diantara cuplikan yang diuji dan pencacah, tetapi ditempatkan lebih dekat ke jendela pencacah untuk mengurangi hamburan). Laju cacahan bersih partikel sinar beta diperoleh setelah pengurangan laju cacahan cuplikan dengan laju cacahan yang diperoleh menggunakan penyerap yang mempunyai ketebalan 800 mg/cm² atau lebih. Buat grafik logaritma dengan laju cacahan bersih partikel sinar beta sebagai fungsi dari ketebalan total penyerap. Ketebalan total penyerap adalah ketebalan penyerap aluminium ditambah ketebalan permukaan jendela pencacah (sesuai dengan yang dinyatakan oleh produsen) ditambah ketebalan ekivalen udara (jarak cuplikan dalam centimeter, dari permukaan pencacah dikalikan dengan 1,205 mg/cm³ pada suhu 20° dan 76 cmHg), semua dinyatakan dalam mg/cm². Garis yang dihasilkan mendekati garis lurus.

    Pilih dua ketebalan total penyerap yang berbeda 20 mg/cm² atau lebih dan terletak pada garis lurus, dan hitung koefisien serapan massa µ dengan persamaan:

t₁ dan t₂ adalah ketebalan total penyerap dalam mg/cm², t₂ untuk penyerap yang lebih tebal; N_t1 dan N_t2 adalah laju cacahan bersih partikel sinar beta dengan masing-masing ketebalan penyerap t₁ dan t₂.

    Untuk karakterisasi radionuklida, koefisien serapan massa harus terletak pada ± 5% dari nilai yang diperoleh dari cuplikan murni radionuklida yang sama, dan ditentukan pada kondisi dan geometri pencacahan yang sama.

    Metode lain untuk identifikasi Metode lain untuk identifikasi pemancar sinar beta juga didasarkan pada penetapan E_maks. Hal ini dapat dilakukan dengan beberapa cara misalnya: (1) menggunakan hubungan rentang penyerap dan energi dari partikel sinar beta dalam penyerap; atau (2) penetapan E_maks dari spektrum partikel sinar beta yang diperoleh pada spektrometer sinar beta yang energinya terkalibrasi menggunakan sumber radionuklida yang tipis (seperti tertera pada Detektor Sintilasi dan Semikonduktor dalam bab ini).

RADIONUKLIDA PEMANCAR SINAR GAMMA

    Spektrum sinar gamma suatu radionuklida sangat berguna dalam identifikasi radionuklida pemancar sinar gamma. Puncak energi penuh atau foto puncak diidentifikasi dengan energi transisi sinar gamma, yang diberikan pada skema peluruhan radionuklida tersebut.

    Dalam identifikasi dan penentuan kemurnian radionuklida, spektrum sinar gamma suatu zat radioaktif dapat diperoleh baik dengan menggunakan detektor hablur NaI (Tl) atau detektor semikonduktor Ge(Li). Detektor Ge(Li) mempunyai daya pisah energi lebih besar dari NaI(Tl) dan lebih banyak digunakan untuk tujuan analisis. Bentuk spektrum yang diperoleh harus sama dengan spektrum dari radionuklida yang murni, bila ditentukan dengan geometri dan sistem deteksi yang sama. Spektrum sinar gamma dari sediaan radiofarmaka harus hanya mengandung foto puncak yang dapat diidentifikasi dengan energi transisi sinar gamma yang diperoleh dari skema peluruhan untuk radionuklida tersebut. Untuk efisiensi geometri yang rendah, maka luas puncak setelah dikoreksi dengan efisiensi detektor, sebanding dengan kelimpahan atau laju emisi masing-masing sinar gamma dalam radionuklida tersebut.

CEMARAN RADIONUKLIDA

    Karena bersifat sangat racun, maka cemaran nuklida pemancar sinar alfa harus dibatasi dengan ketat dalam sediaan radiofarmaka. Prosedur untuk identifikasi radionuklida pemancar sinar beta dan sinar gamma seperti yang diberikan di atas dapat digunakan untuk mendeteksi cemaran sinar gamma dan umumnya sinar beta.

    Aktivitas partikel sinar alfa dalam sediaan radiofarmaka dapat diukur dengan menggunakan alat pencacah proporsional tanpa jendela atau detektor sintilasi menggunakan fosfor zink-sulfida yang teraktivasi dengan perak atau dengan teknik pencacahan sintilasi cair.

    Ionisasi kuat yang disebabkan oleh partikel sinar alfa memungkinkan untuk melakukan pengukuran radionuklida pemancar sinar alfa yang mengandung nuklida pemancar sinar beta dan sinar gamma dalam jumlah besar, dengan menggunakan teknik yang sesuai untuk membedakan amplitudo pulsa. Dalam pencacahan proporsional, daerah tegangan kerja untuk pencacahan partikel sinar alfa, disebut massa stabil sinar alfa, lebih rendah dari massa stabil sinar beta, untuk pencacahan radiasi sinar beta dan sinar gamma. Tegangan massa stabil sinar alfa dan sinar beta dengan pencacah gas P-10 masing-masing adalah 900 volt sampai 1300 volt dan 1600 volt sampai 2000 volt.

    Bila fosfor zink-sulfida yang diaktifan dengan perak digunakan untuk deteksi partikel sinar alfa, maka partikel sinar alfa dapat dibedakan dari radiasi pengganggu lain dari perbedaan tinggi pulsa. Diperlukan tindakan yang hati-hati untuk mengurangi serapan diri pada sumber saat penyiapannya untuk pencacahan sinar alfa.

Penetapan Kadar

RADIONUKLIDA PEMANCAR SINAR BETA

    Prosedur Laju peluruhan (A) suatu cuplikan pemancar partikel sinar beta diperoleh dengan pencacahan cuplikan yang diketahui jumlahnya dengan geometri tertentu menggunakan rumus:

? adalah efisiensi pencacahan dari alat pencacah; f_r adalah faktor koreksi terhadap waktu mati alat pencacah; f_b adalah faktor koreksi terhadap hamburan balik; f_s adalah faktor koreksi terhadap serapan diri. Laju cacahan untuk penyerap nol didapat dengan ekstrapolasi bagian linier awal kurva penyerapan hingga ketebalan penyerap nol, dengan mempertimbangkan ketebalan tutup cuplikan (mg/cm²), jendela alat pencacah, dan jarak udara antara cuplikan dengan jendela alat pencacah. Efisiensi alat pencacah, ?, ditentukan dengan menggunakan baku sekunder berumur panjang yang mempunyai karakteristik spektrum yang sama. RaD + E sering digunakan untuk kalibrasi efisiensi alat-alat pencacah untuk fosfor 32. Dengan menggunakan kondisi pengukuran yang sama untuk cuplikan dan baku (dan ekstrapolasi ke penyerap nol), perbandingan nilai-nilai dari f_r, f_b dan f_s untuk baku dan cuplikan mendekati sama.

    Rumus tersebut di atas juga berlaku bila pencacah telah dikalibrasi dengan radionuklida baku yang sama dengan radionuklida yang akan ditentukan. Tetapi dalam hal ini ekstrapolasi ke ketebalan penyerap nol untuk cuplikan dan baku tidak diperlukan, karena kedua koreksi serapan dapat dihilangkan untuk suatu geometri tertentu. Cara lain yang sering digunakan untuk penentuan laju peluruhan suatu radionuklida pemancar sinar beta adalah pencacahan dengan sintilasi cair, yang juga menggunakan ekstrapolasi laju cacahan cuplikan hingga penyimpangan tinggi pulsa nol.

RADIONUKLIDA PEMANCAR SINAR GAMMA

    Ada 3 cara yang dapat digunakan untuk penetapan radionuklida pemancar sinar gamma. Pemilihan cara yang akan digunakan ditentukan oleh tersedianya baku kalibrasi radionuklida yang akan ditentukan, dan kemurnian radionuklidanya sendiri.

    Perbandingan langsung dengan baku kalibrasi diperlukan bila tersedia baku kalibrasi dari radionuklida yang akan ditetapkan, dan bila batas atas kesalahan dalam penetapan radioaktivitas yang timbul karena cemaran radionuklida telah ditetapkan kurang dari 3%. Bila baku kalibrasi yang diperlukan tidak tersedia secara rutin, misalnya karena umurnya pendek, tetapi telah tersedia pada waktu sebelumnya dan dipakai untuk penetapan efisiensi sistem pencacah, maka gunakan sistem pencacah yang telah terkalibrasi asalkan kandungan cemaran radionuklida dalam cuplikan memenuhi persyaratan yang dinyatakan pada cara perbandingan langsung. Bila kedua cara di atas tidak terpenuhi, gunakan cara penetapan radioaktivitas dari kurva kalibrasi.

    Kecuali pada cara pertama, kestabilan sistem pencacah yang digunakan perlu dipantau. Hal ini dapat dilakukan dengan dengan cara pengujian harian menggunakan sumber yang mempunyai umur panjang dan pengujian mingguan dengan setidaknya 3 sumber yang mempunyai energi emisi sinar gamma yang lebar (seperti ⁵⁷Co, ¹³⁷Cs dan ⁶⁰Co). Bila ditentukan penyimpangan dengan pengukuran-pengukuran tersebut, maka perlu dilakukan kalibrasi ulang atau perbaikan alat atau perbaikan alat dan kalibrasi ulang secara menyeluruh sistem pencacah sebelum digunakan lebih lanjut.

    Penetapan cara perbandingan langsung dengan baku kalibrasi Suatu sistem pengukuran yang selektif pada energi (misalnya penganalisis tinggi pulsa) tidak diperlukan dalam prosedur ini. Gunakan bejana pengion atau sistem pencacah integral dengan dektektor NaI(Tl). Faktor geometri yang konsisten untuk setiap cuplikan sangat diperlukan agar diperoleh hasil pengukuran yang tepat. Jika dilakukan berhati-hati ketepatan metode ini mendekati ketepatan laju peluruhan baku kalibrasi yang diketahui.

    Tentukan laju cacahan sistem detektor untuk baku kalibrasi dari radionuklida yang akan ditetapkan (gunakan aktivitas yang cukup agar memberikan pengukuran statistik yang baik, tetapi tidak terlalu besar agar tidak timbul masalah waktu mati), dan dengan pemilihan baku demikian hingga mendapatkan ketepatan yang optimum untuk sistem yang digunakan. Ukur secara teliti sejumlah larutan cuplikan (encerkan bila perlu), masukkan ke dalam wadah yang sama dengan wadah yang digunakan untuk baku, dan ukur cacahan cuplikan selama waktu dan kondisi geometri yang sama dengan yang digunakan untuk baku. Jika perbedaan waktu pengukuran antara cuplikan dan baku lebih dari 12 jam, uji kestabilan sistem pengukuran dalam waktu 8 jam setelah pengukuran cuplikan menggunakan sumber yang berumur panjang. Rekam respons alat pencacah terhadap sumber yang juga digunakan pada waktu kalibrasi, dan bila responsnya melebihi ± 3% dari respons semula, maka perlu dilakukan kalibrasi ulang. Lakukan koreksi pada kedua penetapan radioaktivitas terhadap cacahan latar belakang dan hitung radioaktivitas dalam µCi per mL, dengan rumus:

S adalah kekuatan baku dalam µCi; D adalah faktor pengenceran; g dan b berturut-turut adalah laju cacahan hasil pengukuran untuk cuplikan dan baku.

    Penetapan cara sistem pencacah integral yang terkalibrasi Sama dengan prosedur yang diberikan pada penetapan cara perbandingan langsung, kecuali bahwa efisiensi sistem detektor ditentukan dan direkam untuk setiap radionuklida yang akan ditetapkan, dan tidak hanya dengan merekam laju cacahan baku. Jadi, efisiensi untuk radionuklida tertentu, x, ditentukan dengan _x = b_x/s_x ;b_xadalah laju cacahan yang telah dikoreksi terhadap cacahan latar belakang dan waktu mati, untuk baku kalibrasi radionuklida, x; dan s_x adalah aktivitas baku kalibrasi yang telah disertifikasi, dengan transformasi perdetik. Radioaktivitas ditentukan dengan rumus:

D adalah faktor pengenceran; g_x adalah laju cacahan cuplikan (dikoreksi terhadap cacahan latar belakang dan waktu mati); _x adalah efisiensi untuk radionuklida yang bersangkutan.

    Penetapan aktivitas dari suatu kurva kalibrasi Kemampuan dalam pengukuran intensitas absolut sinar gamma bisa dicapai dengan menggunakan analisis tinggi pulsa pada saluran ganda. Efisiensi deteksi foto puncak dari sistem detektor dapat ditentukan sebagai fungsi energi sinar gamma dengan menggunakan suatu seri laju baku pemancar sinar gamma, dan laju emisi sinar gamma suatu radionuklida yang tidak terdapat dalam seri baku bisa ditentukan dengan cara interpolasi dari kurva efisiensi tersebut. Namun demikian, harus diperhatikan ahwa kurva efisiensi sistem detektor harus mencakup seluruh daerah energi yang diperlukan dengan menggunakan sejumlah titik kalibrasi yang cukup sepanjang sumbu energi foto puncak.

        Pemilihan alat pencacah dan sistem terkalibrasi Spektrometer sinar gamma digunakan untuk identifikasi radionuklida pemancar sinar X atau sinar gamma pada peluruhannya. Persyaratan untuk suatu sistem pencacah yang sesuai untuk identifikasi dan penetapan radionuklida yang digunakan dalam radiofarmaka adalah: (a) Daya pisah detektor didasarkan pada foto puncak 662 keV dari  ¹³⁷C_s – ^137mBa harus 8,0% atau lebih baik; (b) Detektor harus dilengkapi dengan pemegang cuplikan yang didesain agar geometrinya tetap untuk menjamin keberulangan geometri pencacahan dan (c) Penganalisis tinggi pulsa harus mempunyai saluran yang cukup agar dapat menggambarkan secara jelas foto puncak yang diamati.

       Prosedur Persyaratan minimal untuk meme-lihara kalibrasi peralatan harus terdiri dari pengujian mingguan dengan sumber acuan yang sesuai dan kalibrasi ulang secara keseluruhan setiap setengah tahun. Jika pada pengujian mingguan terjadi penyimpangan lebih dari 4,0% dari nilai yang ditentukan pada waktu kalibrasi, maka perlu dilakukan kalibrasi ulang secara menyeluruh pada saat itu.

        Cara ini terdiri dari tiga tahap yaitu integrasi foto puncak, penentuan kurva efisiensi foto puncak dan perhitungan aktivitas cuplikan.

    Integrasi Foto Puncak Cara untuk penentuan luas puncak menggunakan pendekatan Gaussian untuk menetapkan foto puncak. Bagian yang tetap dari jumlah total cacahan foto puncak dapat diperoleh dengan mengambil lebar puncak, a₁ pada bagian tertentu dari maksimum, dimana bentuk puncak secara eksperimen telah mendekati Gaussian dan dikalikan dengan laju cacahan pada saluran dari puncak, P, setelah laju cacahan puncak dikoreksi terhadap kontribusi laju cacahan puncak dikoreksi terhadap kontribusi Compton dan latar belakang. Cacahan latar belakang biasanya dapat di tentukan dengan interpolasi linier. Hal ini digambarkan pada Gambar 2

    Bentuk kurva foto puncak paling mendekati garis lurus pada 0,606 P dan kontribusi sebagian saluran-saluran lain terhdap a dapat diperkirakan secara teliti dengan cara interpolasi. Hitung a dengan persamaan:

c dan d dan juga c’ dan d’ berturut-turut adalah laju cacahan saluran tunggal pada kedua sisi dari 0,606 p; D dan D^’adalah nomor-nomor saluran (lokasi) berturut-turut d dan d’. Lokasi variabel yang diperlukan pada foto puncak dapat dilihat pada Gambar 3.

    Dari nilai laju cacahan yang telah diketahui pada saluran dari foto puncak, P, dan lebar puncak pada 0,606 P; a, adalah fraksi luas foto puncak yang terkalibrasi yang dapat diperoleh dari hasil kali a x P(aP).

    Tahap-tahap perhitungan yang diperlukan untuk menggunakan cara di atas adalah sebagai berikut:

(1)    Kurangi foto puncak yang akan diukur dengan kontribusi Compton dan latar belakang.

(2)    Tentukan laju cacahan saluran puncak (laju cacahan saluran maksimum setelah dikurangi Compton dan latar belakang), P.

(3)    Kalikan Pdengan 0,606, dan tentukan garis horizontal yang sesuai dengan lebar puncak, a.

(4)    Tentukan lebar puncak a, dengan memasukkan nilai-nilai variable (diperoleh dengan cara yang ditunjukkan pada Gambar 3)  ke dalam persamaan  untuk a.

(5)    Bagian luas puncak terkalibrasi yang diinginkan sama dengan   a x P atau F = aP dimana F adalah bagian luas puncak yang sebanding dengan laju pancaran sumber radioaktif.

Metode ini merupakan cara yang cepat dan tepat untuk penetapan laju emisi sinar gamma dari sumber, sambil terutama menghindarkan perkiraan subjektif pada bentuk puncak-puncak ikutan.

Kesalahan yang disebabkan oleh penggunaan laju cacah saluran maksimum, dari penggunaan maksimum teoritis atau laju saluran puncak, adalah sekitar 1,0% jika a = 6 atau lebih besar.

KALIBRASI EFISIENSI FOTO PUNCAK

Radionuklida-radionuklida seperti yang tercantum dalam Tabel disertai beberapa data peluruhan nuklirnya, tersedia sebagai baku pembanding. Sejumlah yang cukup sumber baku pembanding radioaktif harus dipilih untuk mendapatkan kurva kalibrasi yang mencakup daerah yang diinginkan. Jika mungkin, sumber baku radionuklida-radionuklida yang dianalisis termasuk di dalamnya. Hitung laju emisi sinar gamma dengan persamaan:

A_s adalah aktivitas, dalam peluruhan per detik baku yang digunakan; b adalah jumlah sinar gamma tiap peluruhan pada energi tersebut.

Ukur dengan tepat sejumlah larutan baku tiap radionuklida dalam wadah yang sama dan tentukan fraksi luas foto puncak (F) masing-masing baku.

Menggunakan persamaan _p =F/?, hitung efisiensi foto puncak _p dan gambar grafik dalam bentuk log-log antara _pterhadap energi sinar gamma dapat dilihat pada Gambar 4

Tabel sifat-sifat Nuklir^(1,2)

1)          Untuk tujuan pengukuran sinar gamma atau sinar X radiasi fluoresensi dari perisai timbal (khususnya, sinar X timbal K 76 keV) dapat mempengaruhi hasil kuantitatif. Untuk mengatur efek ini atau menekan radiasi dapat dilakukan dengan cara melapisi timbal yang terpapar dengan lembaran kadmium setebal antara 0,06 inci dan 0,08 inci; kemudian lapisi kadmium dengan tembaga setebal antara 0,02 inci dan 0,04 inci.

2)          Yang biasanya disertakan hanyalah emisi foton yang mempunyai limpahan lebih besar atau sama dengan 1%.

3)          Notasi K mengacu pada emisi sinar-X

4)         Energi rata-rata dan intensitas total yang diukur dari kelompok foton-foton tidak dapat dipisahkan oleh detektor Nal (T1).

5)          Untuk intensitas foton ini agar digunakan, seluruh positron yang diemisi harus dihilangkan dari bahan sumber.

6)         Riam

PENETAPAN AKTIVITAS CUPLIKAN

Dengan cara yang sama seperti pada pembuatan kurva kalibrasi, tentukan luas fotopuncak utama (F) pada cuplikan atau alikot yang diukur saksama dengan volume dan wadah yang sama seperti pada baku. Dari kurva kalibrasi, tentukan harga _p untuk radionuklida yang diukur. Dengan menggunakan persamaan:

hitung laju emisi sinar gamma (?). Hitung aktivitas (A) dari contoh dalam satuan peluruhan per detik dengan persamaan:

b adalah jumlah sinar gamma tiap pelarutan; D adalah faktor pengenceran.

    Untuk mendapatkan aktivitas dalam satuan µCi atau mCi, bagi A berturut-turut dengan 3,7 x 10⁴ atau 3,7 X 10⁷. Hubungan di atas berlaku juga untuk aktifitas dari kapsul atau cuplikan yang tidak diencerkan; dalam hal ini faktor pengenceran; D adalah sama.