99mTc is a widely used radionuclide for SPECT (Single Photon Emission Computed Tomography) diagnostics thanks to its short half-life (about 6h) and the low-energy gamma ray emission (140 keV) well suited for diagnostic devices. In medicals, 99mTc is mostly provided through its precursor 99Mo. In 2009 the Nuclear Energy Agency (NEA) formed the High-Level Group on Security of Supply of Medical Radioisotopes (HLG-MR), in order to study the supply chain of 99Mo/99mTc in the world for short, medium and long term period. The HLG-MR delivered a report highlighting how the shortage of 99mTc supply was mostly due to the well-established but aged production chain essentially based on old nuclear reactors. A review of different technologies for producing 99Mo/99mTc was also provided by the HLG-MR based respectively on: a) HEU (highly enriched Uranium) and LEU (low enriched Uranium) targets in fission reactors; b) 98Mo thermal neutron activation in nuclear reactors; c) direct cyclotron production; d) photo-fission reactions on 238U; e) 99Mo photo-production and f) fast neutron-induced reactions. In this technical report, the use of 99mTc in nuclear medicine is discussed focusing on the recently documented great worldwide demand and shortage of this radionuclide. The specific method for producing 99mTc via 100Mo(n,2n)99Mo reaction is discussed in detail as it was investigated also in ENEA. The 99Mo activity achieved by means of 14 MeV neutron irradiation on natural Molybdenum sample at the Frascati Neutron Generator (FNG) facility, at the Research Centre of ENEA-Frascati, was accurately assessed, by tracing it to the standards provided by the Italian National Institute of Ionizing Radiation Metrology (INMRI), located at the Research Centre of ENEA-Casaccia. The results of 99Mo specific activity obtained at ENEA were then compared with those documented in feasibility studies of a Japanese research group, which used the same technique, showing a good agreement within the uncertainties of measurements. The whole experiment carried out in ENEA was supported by simulations performed with the Fluka Monte Carlo code, whose predictions have been benchmarked against the experimental data collected at ENEA-FNG relying on the traceability to the activity standards developed and maintained at the ENEA-INMRI laboratories, Radioactivity section. A Figure of Merit (FoM) was then introduced in order to compare the performances of the different methods (accelerator or neutron based) used for 99Mo production. The FoM was obtained by taking into account the 99Mo activity produced and the power of the facility used. This allowed to evaluate the 99Mo efficiency production at FNG and to extrapolate the obtained data to the new infrastructure for generating 14 MeV neutron which is New Sorgentina Fusion Source (NSFS). Last, but not the least, a financial FoM was introduced in order to take into account the cost parameter of each facility considered for 99Mo production respect to the weakly activity produced for this radionuclide.

Il 99mTc è un radionuclide ampiamente usato in tutto il mondo per diagnosi di tipo SPECT (Single Photon Emission Computed Tomography) grazie alla sua breve vita media (circa 6 h) e all’emissione di fotoni di bassa energia (140 keV), particolarmente idonei per la strumentazione diagnostica utilizzata. In campo medico, il 99mTc viene principalmente fornito attraverso il suo precursore 99Mo, che ad oggi viene ricavato essenzialmente come prodotto di fissione di target irraggiati in reattori nucleari. Nel 2009 l’Agenzia per l’Energia Nucleare (NEA), a fronte dell’evidenza di un’imminente carenza a livello mondiale di 99mTc, ha costituito un gruppo di lavoro di alto livello sulla sicurezza nella produzione di radioisotopi medici (HLG-MR) allo scopo di studiare tutti i possibili canali di produzione di 99Mo/99mTc nel breve, medio e lungo periodo. Come risultato di questa accurata indagine, il HLG-MR ha rilasciato un rapporto che evidenzia come la carenza di produzione di 99mTc sia principalmente dovuta alla ben consolidata, ma vetusta, catena di produzione, essenzialmente basata su reattori nucleari di vecchia generazione. Il HLG-MR ha anche prodotto una rassegna di differenti tecnologie per la produzione di 99Mo/99mTc, basata rispettivamente su: a) bersagli HEU (Uranio altamente arricchito) e LEU (Uranio a basso arricchimento) nei reattori a fissione; b) attivazione di 98Mo mediante neutroni termici in reattori nucleari; c) produzione diretta da ciclotroni; d) reazioni di fotofissione in 238U; e) foto produzione di 99Mo e f) reazioni indotte da neutroni veloci. Nel presente rapporto tecnico, si descrive l’uso di 99mTc in medicina nucleare focalizzando l’attenzione sulla recente e ben documentata vasta richiesta e critica carenza di tale radionuclide a livello mondiale. Viene, in particolare, discusso il metodo di generazione del 99mTc per mezzo della reazione 100Mo(n,2n)99Mo. Proprio con riferimento a quest’ultimo canale di produzione, in ENEA è stato recentemente condotto uno studio di fattibilità di produzione del 99Mo, come descritto in dettaglio nel seguito. L’attività di 99Mo, ottenuta irraggiando con neutroni da 14 MeV un bersaglio di Molibdeno naturale presso l’impianto Frascati Neutron Generator (FNG), sito nel Centro Ricerche ENEA di Frascati, è stata accuratamente determinata mediante misure riferibili ai campioni nazionali di attività dell’Istituto Nazionale di Metrologia delle Radiazioni Ionizzanti (INMRI) presso il Centro Ricerche Casaccia dell’ENEA (Santa Maria di Galeria, Roma). I risultati dell’attività specifica di 99Mo ottenuta in ENEA sono stati confrontati con quelli documentati da un gruppo di ricerca giapponese, che ha usato la stessa tecnica, mostrando un ottimo accordo entro le incertezze di misura. L’intero esperimento svolto in ENEA e le stime predittive estrapolate dai risultati sperimentali sono state supportate con simulazioni Monte Carlo effettuate con il codice Fluka. I modelli Monte Carlo sono stati validati attraverso il confronto delle stime di attività prodotte a ENEA-FNG con i corrispettivi valori misurati presso l’ENEA-INMRI, avvalendosi della riferibilità ai campioni primari di attività sviluppati e custoditi nella sezione Radioattività dell’Istituto. Al fine di confrontare in modo quantitativo l’efficienza di produzione del 99Mo attraverso i metodi implementati nelle diverse tipologie di impianti (acceleratori e reattori), è stata introdotta un’adeguata Figura di Merito (FoM) basata sull’attività di 99Mo prodotta dall’impianto e la potenza dello stesso. Ciò ha consentito di valutare l’efficienza di produzione di 99Mo a FNG, permettendo di estrapolare questo dato all’impianto di nuova concezione di neutroni a 14 MeV quale è la New Sorgentina Fusion Source (NSFS). Infine, ma non meno importante, è stata introdotta una FoM finanziaria, da considerarsi come un parametro di costo delle varie facility prese in esame per la produzione di 99Mo e l’attività prodotta settimanalmente per questo radionuclide.

99mTc production via 100Mo(n,2n)99Mo reaction using 14 MeV neutrons from a D-T neutron source: Discussion for a scientific case

Pietropaolo, A.;Quintieri, L.;Capogni, M.
2016-11

Abstract

Il 99mTc è un radionuclide ampiamente usato in tutto il mondo per diagnosi di tipo SPECT (Single Photon Emission Computed Tomography) grazie alla sua breve vita media (circa 6 h) e all’emissione di fotoni di bassa energia (140 keV), particolarmente idonei per la strumentazione diagnostica utilizzata. In campo medico, il 99mTc viene principalmente fornito attraverso il suo precursore 99Mo, che ad oggi viene ricavato essenzialmente come prodotto di fissione di target irraggiati in reattori nucleari. Nel 2009 l’Agenzia per l’Energia Nucleare (NEA), a fronte dell’evidenza di un’imminente carenza a livello mondiale di 99mTc, ha costituito un gruppo di lavoro di alto livello sulla sicurezza nella produzione di radioisotopi medici (HLG-MR) allo scopo di studiare tutti i possibili canali di produzione di 99Mo/99mTc nel breve, medio e lungo periodo. Come risultato di questa accurata indagine, il HLG-MR ha rilasciato un rapporto che evidenzia come la carenza di produzione di 99mTc sia principalmente dovuta alla ben consolidata, ma vetusta, catena di produzione, essenzialmente basata su reattori nucleari di vecchia generazione. Il HLG-MR ha anche prodotto una rassegna di differenti tecnologie per la produzione di 99Mo/99mTc, basata rispettivamente su: a) bersagli HEU (Uranio altamente arricchito) e LEU (Uranio a basso arricchimento) nei reattori a fissione; b) attivazione di 98Mo mediante neutroni termici in reattori nucleari; c) produzione diretta da ciclotroni; d) reazioni di fotofissione in 238U; e) foto produzione di 99Mo e f) reazioni indotte da neutroni veloci. Nel presente rapporto tecnico, si descrive l’uso di 99mTc in medicina nucleare focalizzando l’attenzione sulla recente e ben documentata vasta richiesta e critica carenza di tale radionuclide a livello mondiale. Viene, in particolare, discusso il metodo di generazione del 99mTc per mezzo della reazione 100Mo(n,2n)99Mo. Proprio con riferimento a quest’ultimo canale di produzione, in ENEA è stato recentemente condotto uno studio di fattibilità di produzione del 99Mo, come descritto in dettaglio nel seguito. L’attività di 99Mo, ottenuta irraggiando con neutroni da 14 MeV un bersaglio di Molibdeno naturale presso l’impianto Frascati Neutron Generator (FNG), sito nel Centro Ricerche ENEA di Frascati, è stata accuratamente determinata mediante misure riferibili ai campioni nazionali di attività dell’Istituto Nazionale di Metrologia delle Radiazioni Ionizzanti (INMRI) presso il Centro Ricerche Casaccia dell’ENEA (Santa Maria di Galeria, Roma). I risultati dell’attività specifica di 99Mo ottenuta in ENEA sono stati confrontati con quelli documentati da un gruppo di ricerca giapponese, che ha usato la stessa tecnica, mostrando un ottimo accordo entro le incertezze di misura. L’intero esperimento svolto in ENEA e le stime predittive estrapolate dai risultati sperimentali sono state supportate con simulazioni Monte Carlo effettuate con il codice Fluka. I modelli Monte Carlo sono stati validati attraverso il confronto delle stime di attività prodotte a ENEA-FNG con i corrispettivi valori misurati presso l’ENEA-INMRI, avvalendosi della riferibilità ai campioni primari di attività sviluppati e custoditi nella sezione Radioattività dell’Istituto. Al fine di confrontare in modo quantitativo l’efficienza di produzione del 99Mo attraverso i metodi implementati nelle diverse tipologie di impianti (acceleratori e reattori), è stata introdotta un’adeguata Figura di Merito (FoM) basata sull’attività di 99Mo prodotta dall’impianto e la potenza dello stesso. Ciò ha consentito di valutare l’efficienza di produzione di 99Mo a FNG, permettendo di estrapolare questo dato all’impianto di nuova concezione di neutroni a 14 MeV quale è la New Sorgentina Fusion Source (NSFS). Infine, ma non meno importante, è stata introdotta una FoM finanziaria, da considerarsi come un parametro di costo delle varie facility prese in esame per la produzione di 99Mo e l’attività prodotta settimanalmente per questo radionuclide.
99mTc is a widely used radionuclide for SPECT (Single Photon Emission Computed Tomography) diagnostics thanks to its short half-life (about 6h) and the low-energy gamma ray emission (140 keV) well suited for diagnostic devices. In medicals, 99mTc is mostly provided through its precursor 99Mo. In 2009 the Nuclear Energy Agency (NEA) formed the High-Level Group on Security of Supply of Medical Radioisotopes (HLG-MR), in order to study the supply chain of 99Mo/99mTc in the world for short, medium and long term period. The HLG-MR delivered a report highlighting how the shortage of 99mTc supply was mostly due to the well-established but aged production chain essentially based on old nuclear reactors. A review of different technologies for producing 99Mo/99mTc was also provided by the HLG-MR based respectively on: a) HEU (highly enriched Uranium) and LEU (low enriched Uranium) targets in fission reactors; b) 98Mo thermal neutron activation in nuclear reactors; c) direct cyclotron production; d) photo-fission reactions on 238U; e) 99Mo photo-production and f) fast neutron-induced reactions. In this technical report, the use of 99mTc in nuclear medicine is discussed focusing on the recently documented great worldwide demand and shortage of this radionuclide. The specific method for producing 99mTc via 100Mo(n,2n)99Mo reaction is discussed in detail as it was investigated also in ENEA. The 99Mo activity achieved by means of 14 MeV neutron irradiation on natural Molybdenum sample at the Frascati Neutron Generator (FNG) facility, at the Research Centre of ENEA-Frascati, was accurately assessed, by tracing it to the standards provided by the Italian National Institute of Ionizing Radiation Metrology (INMRI), located at the Research Centre of ENEA-Casaccia. The results of 99Mo specific activity obtained at ENEA were then compared with those documented in feasibility studies of a Japanese research group, which used the same technique, showing a good agreement within the uncertainties of measurements. The whole experiment carried out in ENEA was supported by simulations performed with the Fluka Monte Carlo code, whose predictions have been benchmarked against the experimental data collected at ENEA-FNG relying on the traceability to the activity standards developed and maintained at the ENEA-INMRI laboratories, Radioactivity section. A Figure of Merit (FoM) was then introduced in order to compare the performances of the different methods (accelerator or neutron based) used for 99Mo production. The FoM was obtained by taking into account the 99Mo activity produced and the power of the facility used. This allowed to evaluate the 99Mo efficiency production at FNG and to extrapolate the obtained data to the new infrastructure for generating 14 MeV neutron which is New Sorgentina Fusion Source (NSFS). Last, but not the least, a financial FoM was introduced in order to take into account the cost parameter of each facility considered for 99Mo production respect to the weakly activity produced for this radionuclide.
99Mo/99mTC production;99mTc shortage;14 MeV neutron beams
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