produzione di uno isotopo stabile

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Giustina Giordani
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1 produzione di uno isotopo stabile

2 produzione di uno isotopo non stabile Nella produzione di uno isotopo instabile la intensita del fascio e il parametro esterno piu rilevante sezione di urto dimensioni del bersaglio dipendono dal canale fisico la generazione del Tc 99m e determinata dallo equilibrio secolare con il Mo 99

sezione di urto dimensioni del bersaglio dipendono dal canale fisico la

il Tc 99m viene prodotto dal decadimento del Mo

radiofarmaco determina anche la concentrazione

3 il Tc 99m viene prodotto dal decadimento del Mo 99 ; la attivita del Tc 99m 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

fascio determina la attivita del radiofarmaco determina anche la

4 "Medical Isotope Production Without Highly Enriched Uranium" Committee on Medical Isotope Production without Highly Enriched Uranium; Nuclear and Radiation Studies Board, Division on Earth and Life Studies; National Research Council of the National Academies. The National Academies Press, Washington, D.C., ISBN: , 240 pages. / "Making Medical Isotopes", Report of the Task Force on Alternatives for Medical-Isotope Production, TRIUMF, University of British Columbia, Advanced d Applied Physics Solutions, Inc., 2008 available at:

ISBN: 0-309-13040-9, 240 pages. http://www.nap.edu/catalog/12569.

5 Per i motivi di : non proliferazione e di sicurezza passaggio da Uranio HEU di origine militare (U 235 >20%, poss. 80%) a Uranio 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 proposto da Babkock e Wilcox i problemi di radiochimica di processo dei bersagli e quelli legati alla possibile contaminazione di Pu 239 sembrano superati i reattori ad alto flusso sono costosi la loro costruzione richiede ihid periodi di approx 10 anni SOLUZIONE CERN ADONIS mantenere il processo fisico : fissione di U 235 LEU 20% mediante neutroni termici sostituire il reattore mediante un insieme subcritico azionato da un acceleratore di protoni usare la radiochimica gia collaudata per i bersagli LEU

processo dei bersagli e quelli legati alla possibile contaminazione di Pu 239 sembrano superati i reattori ad alto flusso sono costosi la loro costruzione richiede ihid periodi di approx 10 anni

6 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

7 SOLUZIONE A BREVE TERMINE mantenere fissione di U LEU come fenomeno fisico ma produrre la fissione con particelle di energia da MeV prodotti mediante acceleratori Soluzione TRIUMP : fotoni a 50 MeV la 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 10 3 : macchine di elevata intensita it per avere un elevato numero di interazioni i i per unita di tempo proposto 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 considerazioni termiche del target di tungsteno considerazioni termiche del target di tungsteno considerazioni sul flusso di fotoneutroni dal target

LADON,LNF) i rapporto fra le sezioni di urto neutroni termici / fotoni sono di approx 10 3 : macchine di elevata intensita it per avere un elevato numero di interazioni i i per unita di tempo

8 Figure 3.2: Experimentally measured cross-sections for photofission 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 another laboratory.

9 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 U 238 e approx.2 barn a 70 MeV

10 occorre tenere presente che allo aumentare della energia e del protone o incidente e cambia a la distribuzione delle masse : abbiamo piu fissioni aumentando la energia, ma produciamo in minor percentuale Mo 99

distribuzione delle masse : abbiamo piu fissioni

11 Possiamo invece produrre Mo 99 o direttamente Tc 99m mediante una reazione nucleare non si tratta di misurare una sezione di urto, ma di mettere a punto una metodolologia per la produzione di un isotopo per impiego clinico considerazioni i i di purezza, concentrazione specifica e successivamente considerazioni logistiche ed economiche sono stati proposti metodi basati sullo impiego di Fotoni Neutroni Protoni prodotti direttamente o indirettamente mediante acceleratori le energie tipiche sono da 10 a 100 MeV

purezza, concentrazione specifica e successivamente considerazioni logistiche ed economiche sono stati proposti metodi basati

descritti inel rapporto CERN la sezione di

12 possiamo produrre direttamente il Mo 99 mediante una reazione di cattura in un flusso di neutroni termici il Mo 98 rappresenta approx.il 25% del Mo naturale sezioni di urto, metodologia di irraggiamento sono descritti inel rapporto CERN la sezione di urto si presta alla attivazione nello spettro dei neutroni del moderatore adiabatico principale svantaggio di questo canale di produzione e la bassa concentrazione del Mo 99 nella matrice di Mo 98 non separabile radiochimicamente nella preparazione p del generatore

il 25% del Mo naturale sezioni di urto, metodologia di irraggiamento sono descritti inel rapporto CERN la sezione di urto si

14 3.1.1 Neutron capture 98 Mo(n,γ) 99 Mo The neutron-capture reaction on a 98 Mo target is given by 98 Mo(n,γ) 99 Mo. The target material would be separated isotope Mo 98, 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 Mo 99 from a one-gram separated-isotope target in a thermal flux of 3 x n/s/cm 2 is calculated. This is given by: Y = N x σ x φ Where N = number of target atoms in one gram = 1/98 x 6 x = 6.1 x ; σ = 0.13 barns =0.13 x cm2 and φ = 3 x n/s/cm 2. Combining these quantities gives a yield Y = 2.4 x atoms of Mo 99 per second per gram of target t material. If the target is left in the reactor for about five half-lives (i.e., 5 x 66 hours = days), it will reach secular equilibrium with a rate of decay equal to the rate of production, i.e., Y = x decays per second or Bq. This is equivalent to (2.4 x Bq/g)/(3.7 x 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.1 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.

The target material would likely be irradiated in a nuclear reactor with an approximate flux of 3 x 1014 n/s/cm2.

sezione di urto del processo sono riportate nel progetto TRIUMP attivita dovuta a

15 possiamo produrre direttamente il Mo 99 mediante fotoni da Mo100 ( 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 TRIUMP attivita dovuta a Mo 99 e a Tc 99m sono state prodotte e misurate a LINAC in diversi esperimenti in URSS

17 l d l h l la assenza di canali in competizione ci assicura che il solo Mo 99 viene prodotto per esempio bersaglio prossimo al punto di conversione p-n di un insieme subcritico

Possono essere usati fasci p da ciclotrone fra 10 e

Tc 99m Esiste una vasta letteratura finalizzata alla

sempre i dati sono riportati in modo omogeneo In

18 Possono essere usati fasci p da ciclotrone fra 10 e 100 MeV per produrre Mo 99 per produrre direttamente Tc 99m 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

produzione di radioisotopi per uso clinico ; non sempre i dati sono riportati

20 Dovrebbe essere possibile produzione diretta di Tc 99m con separazione in situ

21 Questo canale non da alcun contributo alla produzione

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

25 International Journal of Radiation Applications and Instrumentation. Part A. Applied Radiation and Isotopes Volume 42, Issue 7, 1991, Pages Cyclotron production of NCA 99m Tc and 99 Mo. An alternative non-reactor supply source of instant 99m Tc and 99 Mo- > 99m Tc generators Manuel C. Lagunas-Solar, Phil M. Kiefer,Omar F. Carvacho,Claudio A. Lagunas and Ya Po Cha Radioisotope Program.Crocker Nuclear Laboratory University of California, Davis, CA 95616, U. S.A. The excitation functions for the production of the directly-made 99m Tc via the 100 Mo(p, 2n) 99m Tc (Q = MeV) reaction, and of its parent 99 Mo via the 100 Mo(p, pn) --> 99 Mo (Q = MeV) and 100 Mo(p,2p)--> 99m Nb(15 s)--> 99 Mo (Q = MeV) reactions, were measured in the 68-8 MeV energy range. Single and cumulative yields for 99m Tc and 99 Mo, and for other Tc, Mo, Zr, Nb and Y radiocontaminants were also determined.

26 p( 70 MeV ) on Mo

27 Ma perche dobbiamo produrre soltanto il Tc 99m 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 )_ Che possono misurare con sensibilita e risoluzione spaziale migliore della vecchia SPECT Su un campo di energia fino ad approx 600 KeV

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