produzione di uno isotopo stabileproduzione di uno isotopo stabile

produzione di uno isotopo non stabile

Nella produzione di uno isotopoNella produzione di uno isotopoinstabile la intensita’ del fascio e ‘ ilparametro esterno piu’ rilevante

sezione di urtodimensioni del bersaglio

dipendono dal canale fisico

la generazione del Tc99m e’ determinata dalloequilibrio secolare con il Mo99

il Tc99m viene prodotto dal decadimento del M 99Mo99 ;la attivita’ del Tc99m e descritta dalla equazione del decadimento secolare

La intensita del fascio

determina la attivita’ del radiofarmaco

determina anche la concentrazione del radioisotopo nel materiale irradiato e la concentrazione finale

"Medical Isotope Production Without Highly Enriched Uranium"Committee on Medical Isotope Production without Highly Enriched Uranium;p g yNuclear and Radiation Studies Board, Division on Earth and Life Studies;National Research Council of the National Academies.The National Academies Press, Washington, D.C., 2009.ISBN: 0-309-13040-9, 240 pages. http://www.nap.edu/catalog/12569.html /

"Making Medical Isotopes",Report of the Task Force on Alternatives for Medical-Isotope Production,TRIUMF, University of British Columbia,

d d li d h i l i il blAdvanced Applied Physics Solutions, Inc., 2008 available at:http://admin.triumf.ca/facility/5yp/comm/Report-vPREPUB.pdf

Per i motivi di : non proliferazione e di sicurezzapassaggio da Uranio HEU di origine militare (U235 >20% poss 80%)passaggio da Uranio HEU di origine militare (U 35 >20%, poss. 80%)aUranio LEU (grado combustibile reattore, <20% ma poss. naturale al 3%)

restano reattori ad Uranio LEU e bersagli LEU

ad esempio reattore omogeneo con ricircolo del combustibile in soluzione propostoad esempio reattore omogeneo con ricircolo del combustibile in soluzione propostoda Babkock e Wilcox

i problemi di radiochimica di processo dei bersagli e quelli legati alla possibilei problemi di radiochimica di processo dei bersagli e quelli legati alla possibilecontaminazione di Pu239 sembrano superatii reattori ad alto flusso sono costosil l t i i hi d i di di 10 ila loro costruzione richiede periodi di approx 10 anni

SOLUZIONE CERN ADONIS

mantenere il processo fisico :fissione di U235 LEU 20% mediante neutroni termici

sostituire il reattore mediante un insieme subcritico azionato da un acceleratoredi protonidi protoniusare la radiochimica gia collaudata per i bersagli LEU

viene utilizzata la moderazione adiabatica in mezzo ad elevata massa atomica (ARC).i neutroni cedono una piccola frazione del loro momento in ogni collisione :rallentamento continuo consente di “vedere” le risonanze nelle sezioni d’urto

SOLUZIONE A BREVE TERMINEmantenere fissione di U LEU come fenomeno fisico ma produrre la fissione conparticelle di energia da 10-100 MeV prodotti mediante acceleratori

Soluzione TRIUMP : fotoni a 50 MeVla fotofissione e’ nota ; misure molto accurate sono state compiute anche in Italia (EXP.LADON ,LNF)

i rapporto fra le sezioni di urto neutroni termici / fotoni sono di approx 103 : hi di l t i t it ’ l t di i t i i it ’ di macchine di elevata intensita’ per avere un elevato numero di interazioni per unita’ di

tempo

proposto LINAC da 50 MeV 100 mA (5 MW) per approx 2013proposto LINAC da 50 MeV , 100 mA (5 MW) per approx 2013

e successivamente rete di LINAC come centri regionali di una rete “ ridondante e resiliente “ resiliente

considerazioni termiche del target di tungstenoconsiderazioni termiche del target di tungstenoconsiderazioni sul flusso di fotoneutroni dal target

Figure 3 2: Experimentally measured cross-sections for photo-Figure 3.2: Experimentally measured cross-sections for photo-fission of U-238 for photon energies up to 30 MeV. The solid-line is a fit to data and the plus signs are data from

th l b t another laboratory.

produrre fissione mediante fasci di protoni da 10 a 70 MeV : esistono misure molto precise di sezione d’urto di questo processo

La sezione d’urto del U238 e’ approx.2 barn a 70 MeV70 MeV

occorre tenere presente che allo aumentare della energia del protone incidente cambia la de a e e g a de p o o e c de e ca b a adistribuzione delle masse : abbiamo piu fissioni aumentando la energia , ma produciamo in minor percentuale Mo99produciamo in minor percentuale Mo99

Possiamo invece produrre Mo99 o direttamente Tc99m mediante una reazione nuclearenucleare

non si tratta di misurare una sezione di urto , ma di mettere a punto una metodolologia per la produzione di un isotopo per ma di mettere a punto una metodolologia per la produzione di un isotopo per impiego clinico

id i i di t i ificonsiderazioni di purezza , concentrazione specifica

e successivamente considerazioni logistiche ed economiche

sono stati proposti metodi basati sullo impiego di

F t iFotoniNeutroniProtoni

prodotti direttamente o indirettamente mediante acceleratori

le energie tipiche sono da 10 a 100 MeV

possiamo produrre direttamente il Mo99 mediante una reazione di cattura in un flusso di neutroni termici

sezioni di urto , metodologia di irraggiamento sono d i i ldescritti nel rapporto CERNla sezione di urto si presta alla attivazione nello spettro d i t i d l d t

il Mo98 rappresenta approx.il 25% del Mo naturaledei neutroni del moderatore adiabatico

principale svantaggio di principale svantaggio di questo canale di produzione e’ la bassa concentrazione del Mo99 nella matrice di Mo98Mo nella matrice di Monon separabile radiochimicamente nella preparazione del generatore p p g

3.1.1 Neutron capture 98Mo(n,γ)99MoThe neutron-capture reaction on a 98Mo target is given by 98Mo(n,γ)99Mo. The target material would be separated isotope Mo98, a 24% naturally occurring isotope of molybdenum. The target material would likely be irradiated in a nuclear reactor with an approximate flux of 3 x 1014 n/s/cm2.As a starting point, the rate of production of Mo99 from a one-gram separated-isotope target in a thermal flux of 3 x 1014 n/s/cm2 is calculated. This is given by:Y = N x σ x φWh N b f i / 8 6 6 b Where N = number of target atoms in one gram = 1/98 x 6 x 1023 = 6.1 x 1021; σ = 0.13 barns =0.13 x 10-24 cm2 and φ = 3 x 1014 n/s/cm2. Combining these quantities gives a yield Y = 2.4 x 1011 atoms of Mo99 per second per gram of t t t i ltarget material.If the target is left in the reactor for about five half-lives (i.e., 5 x 66 hours = 13.75 days), it will reach secular equilibrium with a rate of decay equal to the rate of production, i.e., Y = 2 4 1011deca s per second or Bq This is equi alent to (2 4 1011 Bq/g)/(3 7 1010 Bq/Ci) 2.4 x 1011decays per second or Bq. This is equivalent to (2.4 x 1011 Bq/g)/(3.7 x 1010 Bq/Ci) or 6.6 Ci/g of separated target material. Significant epithermal capture that tends to enhance the yield by at least a factor of 2, leading to about 12 Ci/g of separated target.1This is equivalent to 12 x 0 22 = 2 6 six day curies per gram of separated isotope at This is equivalent to 12 x 0.22 = 2.6 six-day curies per gram of separated isotope at saturation(about 2 weeks). In a one-week irradiation this would produce (1 – e-λt) x 2.6 = 2.2 six-day curies.

possiamo produrre direttamente il Mo99 mediante fotoni da Mo100( 10% approx del Mo naturale , fotoproduzione di neutroni ) prodotti ( 10% approx del Mo naturale , fotoproduzione di neutroni ) prodotti da un Linac ( approx 30 MeV )

la sezione di urto del processo sono riportate nel progetto TRIUMPp p p g

attivita’ dovuta a Mo99 e a Tc99m sono state prodotte e misurate a LINAC in diversi esperimenti in URSS

per esempio bersaglio prossimo al punto di conversione p-n di un insieme subcritico p

l d l h lla assenza di canali in competizione ci assicura che il solo Mo99 viene prodotto

Possono essere usati fasci p da ciclotrone fra 10 e 100 MeV Possono essere usati fasci p da ciclotrone fra 10 e 100 MeV per produrre Mo99

per produrre direttamente Tc99m

Esiste una vasta letteratura finalizzata alla produzione di radioisotopi Esiste una vasta letteratura finalizzata alla produzione di radioisotopi per uso clinico ; non sempre i dati sono riportati in modo omogeneo

In ITALIA LNS e MILANO hanno prodotto in passato lavori rilevanti

Dovrebbe essere possibile produzione diretta di Tc99m con separazione in situ

Questo canale non da alcun contributo alla produzione

Excitation functions for the 100Mo(p 2n)99mTc 100Mo(p pn)99Mo and 98Mo(p gamma)99mTc Excitation functions for the 100Mo(p,2n)99mTc, 100Mo(p,pn)99Mo and 98Mo(p,gamma)99mTc nuclear reactions were determined using 97.4 and 99.5% isotopic enrichment of 100Mo and 98Mo, respectively. The irradiations were performed on three different cyclotrons with overlapping data points from 6 to 65 MeV The optimum energy range for the overlapping data points from 6 to 65 MeV. The optimum energy range for the 100Mo(p,2n)99mTc reaction is 22 ->12 MeV with a peak at 17 MeV and maximum cross section of 200 mb. Over this energy range the production yield of 99mTc amounts to 11.2 mCi (415 MBq)/microA h or 102.8 mCi (3804 MBq)/microA at saturation There is no serious MBq)/microA h or 102.8 mCi (3804 MBq)/microA at saturation. There is no serious radionuclidic impurity problem. Production of 99Mo is not viable due to the low cross section (130 mb) over the proton energy range of 30 to 50 MeV. The 98Mo(p,gamma)99mTc reaction was found to have a cross section of <0.2 mb over the The Mo(p,gamma) Tc reaction was found to have a cross section of <0.2 mb over the proton energy range studied

International Journal of Radiation Applications and Instrumentation. Part A. Applied Radiation and IsotopesVolume 42, Issue 7, 1991, Pages 643-657Cyclotron production of NCA 99mTc and 99Mo. An alternative non-reactor supply source of instant 99mTc and 99Mo->99mTc generatorsManuel C. Lagunas-Solar, Phil M. Kiefer,Omar F . Carvacho ,Claudio A. Lagunas

d hand Ya Po ChaRadioisotope Program.Crocker Nuclear Laboratory University of California, Davis, CA 95616, U. S.A .

The excitation functions for the production of the directly-made 99mTc via the

100Mo(p, 2n)99mTc (Q = -7.85 MeV) reaction, (p, ) (Q 7 5 ) ,and of its parent 99Mo via the 100Mo(p, pn) -->99Mo (Q = -8.30 MeV) and 100Mo(p,2p)-->99mNb(15 s)-->99Mo (Q = -11.14 MeV) reactions, were measured in the 68-8 MeV energy range.

Single and cumulative yields for 99mTc and 99Mo, and for other Tc, Mo, Zr, Nb and Y radiocontaminants were also determined.

p( 70 MeV ) on Mo p( 70 MeV ) on Mo

Ma perche dobbiamo produrre soltanto il Tc99m

Possiamo cercare altri radioisotopi

La energia del gamma non e’ un problema

Per esempio esiste tutta una radiofarmacologia a 511 KeV (beta+ ,PET )

Stanno comparendo le prime Compton Camera ( anche a LNL )_ p p p

Che possono misurare con sensibilita e risoluzione spaziale migliore della vecchia SPECT

Su un campo di energia fino ad approx 600 KeV