Un target a basso costo per la produzione diretta di 99mTc mediante ciclotrone

In Medicina Nucleare è possibile ottenere immagini funzionali grazie all’iniezione nel paziente di un radiofarmaco. Quello più utilizzato nelle procedure diagnostiche di Medicina Nucleare è il 99mTc, un gamma emettitore con tempo di dimezzamento di circa sei ore. Attualmente, questo nuclide è prodotto attraverso generatori di 99Mo-99mTc, sfruttando il decadimento β- del 99Mo. Da diversi anni, però, si cerca in tutto il mondo una soluzione alternativa alla produzione di 99mTc, poiché il 99Mo si ottiene in reattori nucleari a partire dalla reazione di fissione del 235U, ma tali reattori sono stati quasi tutti costruiti più di cinquanta anni fa e necessitano continuamente di spegnimenti prolungati e riparazioni. L’alternativa più accreditata è quella relativa alla produzione diretta di 99mTc in ciclotrone attraverso l’irraggiamento di 100Mo con protoni. Il problema principale risiede nella scelta della forma chimica che contenga il 100Mo e del tipo di target da irraggiare. Quest’ultimo deve resistere ad alte correnti e a lunghi tempi di irraggiamento per ottenere quantità di 99mTc sufficienti a soddisfare almeno il fabbisogno del centro ospedaliero in cui è prodotto. Questo lavoro di tesi, svolto presso il Servizio di Fisica Sanitaria del Policlinico S.Orsola-Malpighi, è basato sulla realizzazione di un target a basso costo di triossido Molibdeno arricchito per la produzione diretta di 99mTc. Si sono inoltre valutate le impurezze e l’attività del nuclide di nostro interesse a seguito di irraggiamenti nel ciclotrone PETtrace.