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TECNEZIO  L’ISOTOPO PIU’ USATO NEL MEDICAL IMAGING 

BREVE TRATTATO SUGLI IMPIEGHI, LE MODALITA’ ATTUALI E LE PROSPETTIVE FUTURE DI  PRODUZIONE                                      A CURA DI :  ANTONELLO CARLONI 


INDICE     

Capitolo 1 L’elemento.............................................................................................................…. 1.1 Introduzione .................................................................................................... ….

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1.2 Impieghi del tecnezio in campo medico........................................................... …. 1.3 Dispositivi di imaging medico........................................................................... …. 1.4 Scintigrafo e γ-camera....................................................................................….. 1.5 SPECT............................................................................................................. …. 1.5.1 Principi di funzionamento.............................................................................. …. 1.5.2 Protocolli di acquisizione................................................................................... • Planar Imaging................................................................................................. • Planar Imaging Dinamico................................................................................. • SPECT Imaging...........................................................................................…. 1.6 Ricostruzione delle immagini nella Spect............................................................. • Proiezione dei dati................................................................. ………………… • Trasformazione dei dati............................................................................... …. • Filtraggio dei dati......................................................................................... …. • Trasformazione inversa dei dati.................................................................. …. • Retroproiezione................................................................................................

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Capitolo 2 Produzione di 99mTc ................................................................................................ 2.1 Le tecniche..................................................................................................……. 2.2 Generatori di 99mTc: Cromatografia su colonna ..........................................….. 2.3 Produzione di 99mTc: Problematiche .................................................................

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Capitolo 3 Analisi delle diverse tecniche produttive..........................................…...……....... 3.1 Cattura neutronica: Reazione 98Mo(n,γ)99Mo......................................................... 3.2 Fotoproduzione per irraggiamento di 100Mo: Reazione 100Mo(γ,n)99Mo................. 3.3 Produzione per fotofissione:Reazione 238U(γ,F)99Mo....................................…….

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Capitolo 4 Accelleratori per la fotoproduzione di 99Mo............................................................ 4.1 Configurazione LINAC a 704 MHz......................................................................... 4.2 Configurazione LINAC a 1.3 GHz.........................................................................

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Capitolo 5 Conclusioni............................................................................................................... Bibliografia................................................................................................................

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1: L’elemento  

1.1 Introduzione  Il tecnezio (Tc) e’ un metallo di transizione della serie 4d, di numero atomico 43. E’ un elemento chimico cristallino di colore grigio - argenteo, molto raro in natura; il tecnezio è uno dei prodotti di fissione nucleare naturale ed artificiale dell'uranio e si usa in medicina nucleare per ottenere immagini scintigrafiche e tomografiche di numerosi compartimenti corporei (99mTc) e come protezione contro la corrosione (99gTc). Le sue proprietà chimiche sono intermedie fra quelle del renio e del manganese, anche se le differenze di comportamento fra Tc e Mn sono più spiccate che fra Tc e Re. Il tecnezio fu’ scoperto in maniera accidentale nel 1937 da Carlo Perrier ed Emilio Segrè nei laboratori della facoltà di Fisica dell’università di Palermo. Analizzando infatti un campione di deflettore del ciclotrone dell’università di Berkeley , costituito da molibdeno, trovarono che questo era stato attivato a seguito di bombardamento con atomi di deuterio, tramutandosi quindi in 97Tc . Le applicazioni e l’utilità del tecnezio nella forma dei suoi diversi isotopi possono essere varie, ma tra le più comuni troviamo:

• Il tecnezio produce i metalli dall’ossidazione. L’ammonio pertecnato (NH4TcO4) è un sale espressamente usato per proteggere l'acciaio dalla corrosione 95m Tc (un isotopo metastabile), con un'emivita di 61 giorni, è usato come • tracciante radioattivo dal punto di vista operativo. 99m Tc per la sua breve emivita (6,01 ore), per essere un emettitore di raggi • gamma e per la capacità di legarsi a numerose molecole di interesse biochimico (radiofarmaci) è impiegato in test di radiodiagnostica medica basati su isotopi radioattivi (radionuclidi), in particolare in alcune tecniche di imaging, come la scintigrafia ossea. 99g • Tc a temperature inferiori a 11K, è un superconduttore.

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1.2 Impieghi del tecnezio in campo medico Il tecnezio 99m (99m Tc) è un isomero metastabile del tecnezio 99. L’apice “m” indica che l’isomero e’ nuclearmente metastabile nel senso che non si tramuta in un altro elemento a seguito del decadimento radioattivo. Il 99m Tc è un isomero γ emettitore con picco energetico che si attesta attorno ad un’ energia di circa 140 KeV. Questa radiazione γ quasi monocromatica è molto pratica per essere impiegata nell’imaging funzionale in campo medico in quanto ha quasi lo stesso valore energetico dei raggi X usati in diagnostica ed inoltre dato il tempo di dimezzamento breve (T1/2 ≈ 6 ore) quando viene usato come mezzo di contrasto fornisce una dose limitata al paziente. Il tecnezio 99m viene usato per effettuare circa 20 milioni di diagnosi in medicina nucleare ogni anno. Circa l’85% delle procedure di imaging diagnostico utilizzano questo isotopo. Il 99m Tc viene impiegato per marcare un componente biologico il quale ricoprirà il ruolo di vettore per trasportare l’isotopo stesso nel distretto corporeo sul quale si vuole indagare. Così, per esempio, legando 99m Tc con esametazina, marcando una popolazione leucocitaria precedentemente estratta dal corpo del paziente con tale composto, reiniettando il tutto nel paziente ed effettuando un esame scintigrafico si riescono a localizzare focolai di infezione trasparenti ad altre indagini di imaging, come ad esempio ascessi, infiammazioni dei tessuti molli, osteomieliti. Infatti la popolazione leucocitaria marcata, una volta reimmessa nel corpo, andrà subito a riconoscere la popolazione batterica infettiva concentrandosi proprio là ove essa viene a localizzarsi. La 99m Tc-esametazina è, inoltre, in grado di oltrepassare con facilità la barriera ematoencefalica e pertanto viene utilizzata per le angiografie celebrali con ottimi risultati per inerenti la corretta visualizzazione dell’andamento della circolazione sanguigna nei vari distretti, evidenziando così con certezza la presenza di patologie ostruttive o neoplastiche. Un altro radiofarmaco, il 99m Tc-sestamibi, viene utilizzato in studi di perfusione cardiaca per realizzare dell’imaging miocardico con il quale è possibile analizzare la circolazione sanguigna attraverso il tessuto miocardico stesso. Analogamente si possono eseguire altre indagini come quelle di funzionalità renale, epatica, ossea etc, etc,. sempre utilizzando diversi farmaci marcati con tecnezio 99m. Una della analisi più notevoli effettuata con il tecnezio è la immunoscintigrafia. Questo tipo di indagine viene condotta marcando un anticorpo monoclonale o una 4   


proteina del sistema immunitario,iniettando il composto ottenuto nel corpo del paziente. L’anticorpo marcato, una volta entrato nell’organismo, andrà a concentrarsi nelle zone ove sono presenti formazioni neoplastiche. Attraverso l’impiego di rivelatori di radiazione disposti attorno al paziente diventa così possibile localizzare tali zone. La immunoscintigrafia è utilizzata anche nella diagnosi di artrite e periartrite infiammatoria (vd. Figura 1)

Figura 1: Scintigrafia spalla dx eseguita con Leukoscan‐Tc‐99m   

1.3 Dispositivi di Imaging Esistono vari dispositivi che possono essere utilizzati per prelevare le informazioni fornite dalla trasmissione della radiazione γ proveniente dal decadimento del 99mTc. L’emissione γ può essere rivelata disponendo in geometria opportuna una serie di rivelatori attorno al corpo del paziente a cui è stato somministrato il radiofarmaco. Tra di essi ricordiamo lo Scintigrafo (ai nostri giorni noto come Gamma Camera) e la SPECT.

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1.4 Scintigrafo e γ-Camera La scintigrafia rientra tra i principali procedimenti d'indagine in vivo che trovano impiego in medicina nucleare. Essa consiste nella rappresentazione visiva della distribuzione di materiali radioattivi all'interno di organi o di strutture del corpo umano, al fine di ottenere informazioni morfologiche e funzionali utilizzabili a scopo diagnostico. La funzione della sostanza marcata in scintigrafia è quella di rendere "visibili" le strutture in cui essa si accumula, tramite emissione di radiazioni rilevabili mediante vari tipi di apparecchiature, tutte basate sul sistema sopra descritto. Le indagini scintigrafiche necessitano dell'impiego di sostanze radioattive dotate di particolari caratteristiche biologiche e fisiche, nonché di apparecchiature idonee a rappresentarne la distribuzione in modo fedele e quanto più possibile dettagliato, così da fornire immagini corrispondenti alla reale situazione degli organi esaminati. Le sostanze radioattive impiegate devono verificare alcuni requisiti, tra i quali: a. la capacità di raggiungere una concentrazione sufficientemente elevata a livello della struttura in esame; b. la persistenza di tale livello di concentrazione per tutto il tempo necessario ad espletare l'indagine; c. l'emissione di radiazioni abbastanza penetranti da poter raggiungere la superficie del corpo. Tra le apparecchiature utilizzate in questo campo, le prime ad affermarsi nella pratica clinica furono gli scintigrafi propriamente detti “scanner” (vd. Figura 2). Gli scanner utilizzavano dei contatori a scintillazione in moto traslatorio, progettati in modo che il cristallo "vedesse", attraverso uno o più piccoli canali di collimazione, solo una minima parte dell'organo oggetto dell'analisi. La testa del dispositivo, contenente il rivelatore, era movimentata automaticamente su un piano orizzontale con un movimento alternato lungo linee parallele, che si ripetevano a distanze prestabilite, fino a ricoprire l'intera struttura in   esame. Durante questo movimento il rivelatore Figura 2: Scanner "vedeva" in successione numerose piccole aree dell'organo esplorato. I segnali provenienti da queste, venivano dunque avviati ad un dispositivo di registrazione meccanico o fotografico che, essendo collegato al contatore per mezzo di un braccio metallico, si spostava in maniera solidale con esso. Il risultato era un'immagine a struttura rigata il cui contorno 6   


rappresentava la proiezione ortogonale dell'oggetto (immagine planare) e la cui tonalità dipendeva dalla concentrazione relativa del materiale marcato nelle zone corrispondenti (aree più scure dove la radioattività è più intensa).  

 

 

Figura 3: Foto di una gamma camera installata presso un ospedale statunitense 

      Per gli standard odierni, tuttavia, questa  tecnica richiede, a causa della stessa natura sequenziale della scansione, tempi troppo lunghi per la formazione dell'immagine.  Ad oggi, l'apparecchiatura di base per la diagnostica in medicina nucleare è la gamma camera o "macchina fotografica nucleare"(vd.Figura 3). Essa ha avuto applicazione pratica solo a partire dagli anni ’80. Il principio era quello di utilizzare un rivelatore fisso capace di "osservare", sempre attraverso l'impiego di collimatori adatti, l'intera superficie di organi, anche voluminosi, senza bisogno di alcuno spostamento, cioè senza scansione. Le immagini fotografate in questo modo, dette "scintifoto", erano di qualità migliore, costituite da un'ombreggiatura, più o meno densa, risultante dalla giustapposizione e sovrapposizione di numerosissime chiazzette puntiformi e mancanti, dunque, della tipica struttura rigata propria delle scintigrafie. Ben presto, il metodo di costruzione e registrazione delle immagini tramite impressione su lastra fotografica fu sostituito dall'impiego delle nuove tecnologie informatiche che presero piede in seguito all'avvento dei computer (possibilità di produrre immagini in 3D!); ma la caratteristica più importante di queste apparecchiature fu rappresentata, sin dall'inizio, dalla rapidità con cui erano in grado di registrare le immagini rispetto ai tempi molto più dilatati richiesti dagli scanner. Ciò comportò alcuni notevoli vantaggi tra i quali la possibilità di esaminare molti pazienti e ottenere immagini in più proiezioni in un tempo ragionevole; ma soprattutto la possibilità di seguire, mediante rapide sequenze

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d'immagini, gli spostamenti di materiali radioattivi attraverso gli organi e le strutture corporee, così da analizzare i fenomeni biologici nella loro dinamica.

Schema di una gamma camera. In figura possiamo notare i collimatori; il cristallo rivelatore; la schiera di tubi fotomoltiplicatori; i circuiti di posizione per determinare la posizione di ciascun evento di scintillazione avvenuto nel cristallo; il computer per l'analisi dei dati e la ricostruzione delle immagini 3D.

Dalla fine degli anni '80 si cominciò a pensare che una gamma camera dotata di più rivelatori avrebbe offerto un consistente vantaggio rispetto agli allora tipici sistemi a singola testata, in particolare per quanto riguardava le applicazioni della SPECT (tomografia ad emissione di fotone singolo), che si andava affermando proprio in quegli anni. Effettivamente, grazie alla moltiplicazione della superficie di rivelazione, una gamma camera a due o tre teste è dotata, in linea di principio, di un'efficienza di sistema rispettivamente due o tre volte maggiore di quella di un tradizionale sistema a testata singola. Lo sviluppo delle gamma camere multitesta è avvenuto contemporaneamente ad un insieme d'innovazioni tecnologiche che, nel complesso, hanno consentito l'affermazione della SPECT nella pratica corrente.

   

 

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1.5 SPECT La SPECT (Single Photon Emission Computed Tomography) è una tecnica tomografica in cui l'acquisizione dei dati si effettua come già sottolineato nel paragrafo precedente, mediante rotazione delle testate di rivelazione della gamma camera intorno al corpo del paziente. Ad ogni diversa angolazione, viene acquisita un'immagine planare (planar-imaging) detta proiezione; l'insieme di tali proiezioni consente poi di ottenere delle informazioni più realistiche, in tre dimensioni (SPECTimaging), visualizzabili sotto forma di sezioni trans-assiali. Le sezioni trans-assiali (vd. Figura 5) sono immagini radiologiche relative a sottili strati (di spessore inferiore a 1 cm), delle strutture corporee indagate, ricavate secondo piani assiali, cioè trasversali rispetto all’asse corporeo maggiore, ottenute tramite utilizzo di appositi algoritmi di ricostruzione.

Figura 4: Strumento per analisi SPECT

Figura 5: Sezioni transassiali del cuore ricavate tramite

Analogamente alla PET, la tomografia computerizzata a emissione singola di fotoni permette di ottenere delle informazioni funzionali su un organo specifico o su tutto il corpo del paziente. La radiazione interna è amministrata per mezzo di un farmaco marcato con un isotopo radioattivo, o elemento tracciante (tipicamente il tecnezio). La SPECT sfrutta una tecnologia simile alla PET ma più semplice: in questo caso infatti si impiegano dei radiofarmaci marcati con isotopi che emettono direttamente radiazioni γ. Come il nome stesso suggerisce (TC a emissione di fotoni singoli), i raggi γ emessi dal tracciante radioattivo sono la sola fonte delle informazioni ottenute: essi vengono raccolti nella gamma camera e poi analizzati al fine di ricostruire un'immagine della struttura di provenienza. In questo modo è possibile determinare il funzionamento di un organo o un'altra particolare struttura corporea.

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1.5.1 Principi di Funzionamento La scintigrafia SPECT utilizza la radioattività per differenti scopi: diagnosticare la presenza di un tumore o le sue metastasi; studiare il funzionamento del cuore o del fegato; verificare la presenza di un embolo che ostruisce un vaso sanguigno, etc. Con un'unica iniezione di tracciante radioattivo si può anche studiare tutto il corpo. La radioattività è debole e quindi non pericolosa, e la sostanza radioattiva viene eliminata entro qualche giorno. Il tracciante più comunemente utilizzato è il tecnezio. Esso viene inserito in composti sintetizzati in modo tale da essere assimilati specificamente dal tessuto da indagare. Ad esempio, volendo studiare le ossa, il tecnezio viene unito a molecole contenenti fosfato, che è un elemento di base nella formazione delle ossa. Il composto marcato così ottenuto, dopo essere stato iniettato nel corpo del paziente, si fissa sulle ossa. I raggi gamma emessi dalla zona ossea ove verrà a fissarsi il composto marcato, saranno rivelabili tramite la gammacamera multitesta che viene fatta muovere lentamente al di sopra del paziente disteso. Le molecole cosi marcate, appaiono sullo schermo di un computer come punti scintillanti. La presenza di una eventuale concentrazione anomala di punti su un osso, evidenzia un'iperattività che spesso è sinonimo di lesione. 1.5.2 Protocolli di acquisizione

La SPECT camera consente di effetture vari tipi di acquisizione: 1. Planar Imaging 2. Planar Imaging Dinamico 3. SPECT Imaging

Planar Imaging

Si tratta del più semplice protocollo di acquisizione dell'immagine. In questo caso i rivelatori sono mantenuti in posizione fissa rispetto al paziente, e i dati ottenuti provengono, dunque, da un'unica angolazione. L'immagine creata mediante questo tipo di acquisizione è simile ad una radiografia a raggi X. Tale protocollo si applica generalmente per gli esami delle ossa.

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Planar Imaging Dinamico Dal momento che la gamma camera, in un'analisi di tipo planare, viene mantenuta in posizione fissa, è possibile osservare il movimento del radiotracciante attraverso il corpo tramite acquisizione di una serie successiva d'immagini planari del paziente, in un determinato periodo di tempo. Ciascuna proiezione è il risultato dell'insieme dei dati ottenuti durante un breve intervallo di tempo, tipicamente 1-10 secondi. Se si effettuano diverse proiezioni in un tempo più lungo, allora è possibile vedere l'animazione del movimento del tracciante e, su questa base, si può effettuare l'analisi dei dati. Il planar imaging dinamico è comunemente usato per misurare il flusso attraverso i filtri glomerulari renali. SPECT Imaging Ruotando la gamma camera attorno al paziente, essa acquisterà una serie di proiezioni della distribuzione del tracciante ottenute sotto differenti angolazioni. Mettendole insieme, è possibile operare la ricostruzione di un'immagine tridimensionale della distribuzione del radiofarmaco nel corpo.

Figura 6: Dal momento che il cuore è un organo in movimento, tramite una SPECT regolare si ottiene un'immagine complessiva corrispondente alla posizione media dell'organo nel tempo dell'esplorazione. E' possibile "vedere" il cuore ai vari stadi del suo ciclo di contrazione, scomponendo l'immagine media così ottenuta, nella serie delle proiezioni acquisite, ognuna, in una minima frazione del tempo complessivo dell'analisi. Ciascuna di queste "sotto-immagini" descrive il cuore ad un stadio differente del ciclo. Per fare questo, la macchina SPECT deve essere collegata ad una macchina di ECG per la misura del battito del cuore.

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1.6 Ricostruzione delle Immagini nella Spect L'algoritmo di ricostruzione tomografica delle immagini più comunemente utilizzato è la Retroproiezione Filtrata (Filtered Backprojection Method, FBP). Esso consente la ricostruzione d'immagini di buona qualità e di rilevante utilità diagnostica in tempi accettabili per l'impiego clinico. Gli stadi del processo sono i seguenti: 1. 2. 3. 4. 5.

Proiezione dei dati originali Trasformazione dei dati (dominio di Fourier) Filtraggio dei dati Trasformazione inversa dei dati (dominio spaziale) Retroproiezione

Proiezione dei dati Mentre la gamma camera ruota attorno al paziente, essa crea una serie d'immagini planari dette proiezioni. Ogni volta che si ferma, soltanto i fotoni muoventisi in direzione perpendicolare rispetto alla superficie della camera riescono a passare attraverso il collimatore. Dal momento che molti di questi fotoni provengono da sorgenti radioattive localizzate su organi disposti a differenti profondità nel corpo del paziente, si ottiene, come risultato, la sovrapposizione dei segnali emessi da tutti gli organi che si trovano lungo uno specifico percorso; una situazione molto simile, questa, a quella che si verifica generalmente in una radiografia a raggi X, dove il passaggio dalla realtà tridimensionale alla proiezione bidimensionale provoca inevitabilmente la sovrapposizione di certe strutture anatomiche (vd. Figura 7).

Figura 7: Proiezione in due dimensioni di un oggetto tridimensionale

A differenza della radiologia, però, uno studio di SPECT può disporre di molte immagini planari acquistate a varie angolazioni. Lo scopo finale è di ottenere immagini tomografiche, cioè di sezioni del corpo, in genere assiali, dal cui insieme sia possibile ottenere una visione tridimensionale, più realistica e accurata, della struttura in analisi.

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La ricostruzione avviene a partire dal sinogramma, una matrice in cui sono raccolte le proiezioni di una singola, sottile sezione, ottenute ruotandole attorno. In questo modo, l'immagine tomografica elimina le ambiguità di interpretazione, dovute alle sovrapposizioni, mostrando una fedele riproduzione della sezione stessa. Lo scopo del processo di ricostruzione è richiamare la distribuzione spaziale del radiofarmaco dai dati della proiezione.  Trasformazione dei dati La retroproiezione consente di ottenere le immagini relative alla distribuzione dell'attività dell'oggetto in esame partendo dalle proiezioni acquisite e retroproiettando verso il centro del sistema di rotazione (isocentro della gammacamera) i profili dei conteggi acquisiti. In figura 8 possiamo vedere un semplice esempio di retroproiezione: si tratta di riproiettare le immagini planari ottenute lungo le stesse direzioni di provenienza dei fotoni originari ma in verso opposto, al fine di ottenere un'approssimazione dell'oggetto. Le proiezioni interagiscono costruttivamente nelle regioni corrispondenti alle sorgenti d'emissione. Dalla figura 8 stessa, pero, si evince che la retroproiezione non potrà mai produrre una buona ricostruzione; infatti, l'intensità di una data proiezione è applicata a tutti i punti lungo il raggio che la ha prodotta, quindi anche i punti esterni all'oggetto originario ricevono un contributo.

Figura 8: Proiezioni (A) e Retroproiezioni (B) di un sorgente radioattiva, acquisite a intervalli di 45° e rappresentate come i lati di un ottagono. 

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Nelle condizioni suddette, si producono, all'atto della ricostruzione tipici artefatti detti "a stella" come mostrato nella figura 9:

Figura 9:Artefatti a stella in una ricostruzione d'oggetti localizzati.

Aumentando il numero delle proiezioni utilizzate (che nel caso pratico resterà limitato), gli artefatti a stella tendono ad essere sempre più mascherati e a lasciare in ogni caso un annebbiamento di fondo nella ricostruzione. Inoltre, data la natura casuale degli eventi radioattivi, si registra, nei dati, un rumore tale da provocare la degenerazione delle immagini ricostruite. Per ovviare a tali problemi è necessario filtrare le immagini, cioè effettuare un'operazione di convoluzione tra la funzione immagine e la funzione filtro. Si tratta di un'operazione computazionalmente intensa che associa a due funzioni, definite in un dominio, una terza funzione data dalla combinazione delle precedenti. In questo caso, combinando l'output (immagine) ottenuto dal sistema con il filtro (funzione correttiva), il rapporto convolutivo consente di ottenere un output corretto, il più vicino possibile alla distribuzione spaziale reale del radiofarmaco. Il processo di convoluzione nel dominio spaziale è equivalente ad una moltiplicazione nel dominio di frequenza: f I(x,y) = g(x.y) * h(x,y) dove: f I(x,y) è la sezione ricostruita e filtrata g(x.y) è la sezione retroproiettata h(x,y) è la funzione filtro. 14   


Per richiamare il significato di dominio spaziale e dominio di frequenza si consideri il seguente esempio illustrativo: Nella figura qui a lato è mostrato lo steccato circostante la casa di una anziana signora. Poiché la signora ha vissuto a lungo qui senza mai occuparsi della manutenzione del suo steccato, esso risulta piuttosto rovinato: una volta i picchetti erano tutti uniformemente distanziati tra di loro e, in termini di dominio spaziale, se ne contavano esattamente 33 lungo i 10 metri di larghezza della proprietà della signora. Tutto ciò può essere espresso nel dominio di frequenza dicendo che la frequenza del picchetto è di 3.3 picchetti per metro (3.3 m-1). Quando la recinzione era nuova, si poteva tracciare graficamente, nel dominio spaziale, il numero di picchetti in funzione della lunghezza; lo stesso diagramma può essere tracciato anche nel dominio della frequenza (vd. Figura 10).

Figura 10: Diagrammi nel dominio spaziale (n° picchetti vs lunghezza) e di frequenza (n° picchetti vs frequenza)

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Nel dominio spaziale, si trova un picco ogni 0.3 m sulla lunghezza complessiva di 10 m; il passaggio al dominio di frequenza porta ad ottenere, invece, un grande picco a 3.3 m-1, che corrisponde alla frequenza alla quale compaiono tutti i picchetti dello steccato. Non appena alcuni dei picchetti spariscono a causa dell'usura, si verifica un cambiamento in questi diagrammi (vd. Figura 11):

Figura 11: Diagrammi nel dominio spaziale (n° picchetti vs lunghezza) e di frequenza (n° picchetti vs frequenza)

Alcuni dei picchi scompaiono dal diagramma spaziale, mentre nello spazio di frequenza emerge un secondo picco a 1 m-1 (ora non tutti i picchetti si trovano a 0.3 m l'uno dall'altro, alcuni sono distanziati di 1 m). Questo cambiamento nel modo di visualizzare gli stessi dati è detto trasformazione. Nella formazione di un'immagine SPECT viene operata una trasformazione simile dei dati di proiezione nel dominio di frequenza in maniera tale da poter filtrare più efficientemente i dati. Tale trasformazione è la cosiddetta Trasformata di Fourier Monodimensionale.

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Filtraggio dei dati Una volta che i dati sono stati trasformati nel dominio di frequenza, essi vengono filtrati in maniera tale da ridurre gli effetti negativi del fondo, eliminando le componenti a basse ed alte frequenze, di scarsa utilitĂ  per la ricostruzione dell'immagine e generalmente caratterizzate da un pessimo rapporto segnale/rumore.

Esistono diversi tipi di filtri:

o o o o

I filtri passa basso (es. Hanning, Butterworth, etc.) riducono le alte frequenze mantenendo inalterate quelle basse; I filtri passa alto (es. filtro a Rampa) esaltano le alte frequenze; I filtri passa banda eliminano le basse frequenze caratteristiche del fondo, e le alte frequenze tipiche del rumore "elettronico"; I filtri di restoration (= recupero della risoluzione spaziale) modificano le immagini in maniera relativa alle caratteristiche del sistema di acquisizione; sono perciò concepiti appositamente al fine di compensare la risposta del sistema di rivelazione.

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Trasformazione inversa dei dati Al fine di ottenere le coordinate cartesiane (x,y,z) della distribuzione, i dati filtrati devono essere poi riportati nel dominio spaziale attraverso l’operazione di trasformazione inversa. Tale trasformazione si effettua in modo analogo a quanto fatto per la trasformazione iniziale, solo che in questo caso deve essere applicata la Trasformata monodimensionale inversa (antitrasformata) di Fourier. I dati così ottenuti risultano simili al sinogramma originale (a sinistra in figura 12), rispetto al quale godono, grazie al processo di filtraggio, di maggior chiarezza e nitidezza:

Figura 12:

Sinogramma prima del filtraggio

Sinogramma dopo il filtraggio

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Retroproiezione

L'ultimo step consiste nel cosiddetto processo di retroproiezione: ciascuna proiezione viene "spalmata" all'indietro lungo la stessa direzione in cui è stata ottenuta, cioè perpendicolarmente alla superficie d'entrata dei fotoni emessi nella gammacamera. Le regioni in cui le linee di retroproiezione provenienti da diverse angolazioni s'intersecano, rappresentano le aree a più alta concentrazione di radiotracciante.

Figura 13: Retroproiezione

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2: Produzione del 99mTc

2.1 Le tecniche La produzione del tecnezio 99 metastabile, sin dagli inizi, e cioè dal lontano 1958, è sempre stata ottenuta irraggiando degli appositi target di HEU (cioè di uranio fortemente arricchito nel suo isotopo 235) all’interno di un reattore nucleare e quindi sottoponendo questi ad un intenso flusso neutronico. L’uranio presente nel target viene cosi a essere fissionato e, tra i vari prodotti di fissione che si vengono a generare, viene prodotta una certa quantità di 99Mo che è il nuclide padre (precursore) del 99mTc. Il tempo medio di irraggiamento di un target di HEU per la produzione di 99mTc si aggira intorno ai 4 – 8 giorni. Durante la fissione si genera 99Mo che decade a 99mTc per emissione ß, con tempo di dimezzamento di 2.7 giorni. Il 99mTc decade a sua volta, per transizione isomerica, a 99 Tc, con un'emivita di 6 ore (vd. Figura 14).

  Figura 14: Schema del decadimento 99Mo-99Tc

Il 99Mo generato nel reattore nucleare viene asportato dal reattore e separato dai prodotti di fissione sotto forma di 99MoO4.

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Esistono tre diversi metodi di separazione del 99mTc dal radionuclide padre: 1. Cromatografia su colonna: eluizione con solvente 2. Estrazione con solvente 3. Sublimazione

Tra questi solo il primo offre la possibilità di concepire una semplice apparecchiatura che porta ad un prodotto finale di elevata purezza, sterile, apirogeno, adatto per l'uso immediato nella preparazione dei radiofarmaci. Attualmente i generatori di questo tipo, nonostante i continui cambiamento estetici e strutturali,continuano ad ispirarsi al modello messo a punto nel Brookheaven National Laboratory più di quaranta anni fa. Il dimensionamento della colonna cromatografica, costituita da una fase fissa di allumina,dipende dall'attività specifica della soluzione a sua volta legata al metodo di preparazione dello stesso. 2.2 GENERATORE DI 99mTC: Cromatografia su colonna Il generatore 99Mo - 99mTc è costituito da una colonna cromatografia rappresentata da un piccolo cilindro di vetro, sigillato all’estremità e contenente allumina (Al2O3), cioè la fase fissa, su cui è adsorbito il nuclide padre sotto forma di ione molibdato 99MoO4 La colonna è munita all’estremità superiore di una via di accesso, attraverso la quale è possibile fare passare una certa quantità di soluzione fisiologica (fase mobile) che permette di asportare dalla colonna il 99mTc che si è formato per decadimento del 99 Mo. Infatti il 99mTc sotto forma di ione pertecnetato 99mTcO4- è solubile in soluzione salina mentre il 99Mo sotto forma 99MoO42- è insolubile, e pertanto rimane adsorbito sulla colonna. Quest’ultimo poi decadendo dà origine ad ulteriori quantità di 99mTcO4- che possono essere in seguito eluite tramite lo stesso procedimento. La colonna ha dimensioni di circa 5 cm di altezza per 1 cm di diametro. Le ridotte dimensioni della colonna e l'impiego di un rivestimento di piombo assicurano un'adeguata protezione dalle radiazioni β- e γ prodotte. Riassumendo: Una colonnina sterile di allumina è il "cuore" del generatore 99Mo → 99mTc; essa, dopo che il 99mMo è stato adsorbito, viene introdotta in un contenitore di piombo 21   


(rappresentato nella figura 15 dall’area grigia) dallo spessore di alcuni cm per frenare le radiazioni beta emesse dal 99Mo, che sono di energia elevata (fino a 1 MeV) e le radiazioni gamma prodotte dal 99mTc che si forma. Il 99Mo decade con una emivita di 67.7 ore in 99mTc che, a sua volta, decade in 99Tc con un'emivita di 6 ore. Sulla colonnina, in mancanza di interventi esterni, sono quindi presenti, in equilibrio fra loro, sia il 99Mo (in rosso in figura) sia il 99mTc (in verde in figura).

Figura 15: Generatore di 99mTc

La colonnina è collegata all'esterno da due tubicini che, partendo dalle due estremità della stessa, finiscono in altrettanti aghi fissati in due cavità poste sulla parte superiore del generatore.

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Figura16: Sezione di un generatore di 99mTc

Per eluire il 99mTc è sufficiente infilare, in uno dei 2 aghi, un flaconcino in vetro con tappo in gomma perforabile, contenente una semplice soluzione fisiologica sterile (in azzurro nel disegno); si infila quindi nel secondo ago un altro flaconcino, simile al 23   


primo, ma nel quale è stato creato il vuoto (in bianco nel disegno), inserito in un contenitore schermato (piombo o tungsteno). La depressione creata dal vuoto provoca lo svuotamento del flaconcino contenente la soluzione fisiologica che "lava" la colonnina di resina, asportandone il 99mTc che, al termine dell'eluizione, è tutto contenuto nel secondo flaconcino, pronto per essere utilizzato per marcare i vari radiofarmaci. Subito dopo l'eluizione, la colonnina contiene quindi solo 99Mo, ma, poiché il decadimento 99Mo →99mTc continua, incomincia subito a formarsi nuovo 99mTc. Il processo di rigenerazione procede con andamento esponenziale e, in circa una emivita (6 ore), si rigenera il 50% del 99mTc, dopo 12 ore il 75% circa e dopo 18 ore il 90% circa. Dopo 4 emivite (24 ore) 99Mo e 99mTc raggiungono nuovamente l'equilibrio e il generatore è pronto per essere nuovamente eluito. Ovviamente, poiché nel frattempo il 99 Mo è decaduto, non si otterrà più la stessa quantità di 99mTc del giorno prima, bensì circa il 70% di questa. In figura 17 possiamo vedere l'andamento della concentrazione di 99Mo e 99mTc in un generatore, procedendo ad una eluizione al giorno, per una settimana:

Figura 17: Andamento della concentrazione di 99Mo e 99mTc in un generatore (1 eluizione/die)

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La principale impurezza radionuclidica presente nell’eluato potrebbe essere il 99Mo, che può essere accompagnato da altri prodotti di fissione dell’235U, quali 103Ru, 131I, 132 Te e 132I. Tuttavia solo il 99Mo è presente in quantità tali da poter essere evidenziato tramite controlli di qualità eseguiti di routine. Inoltre la presenza nell’eluato di 99Tc, proveniente sia dal decadimento del Tecnezio metastabile che dal decadimento del 99 Mo, diviene critica se il tempo trascorso dall’ultima eluizione supera le 24 ore. In questo caso non è consigliabile l’utilizzo dell’eluato per la marcatura di sostanze di natura proteica, come ad esempio anticorpi, siero albumina umana, microsfere,macro aggregati. Per lo stesso motivo sono da evitare marcature delicate con soluzioni di pertecnetato eluite da meno di 12 ore. La concentrazione di pertecnetato ottenuta per eluizione da un generatore varia nel range di 10-6 ÷10-8 Molare. Poiché la resa di eluizione, ossia il rapporto tra attività del eluito e quella del 99Mo, è sempre minore di 1, per effettuare il calcolo teorico dell’attività eludibile da un generatore, invece di riferirsi all’attività del 99Mo, ci riferiamo all’attività nominale, intendendo per attività nominale l’attività eluibile in 99m Tc alla data di taratura. Una nuova eluizione può essere fatta anche prima delle 24 ore, e l’attività in 99mTc, ricavabile, dipenderà dall’attività nominale, dal fattore di decadimento del 99Mo (F1) e anche da un parametro F2 detto fattore di crescita del 99mTc, che è legato al tempo trascorso dall’ultima eluizione. Pertanto avremo che l’attività al tempo t, sarà data dalla seguente formula: A(99mTc /t) = ANominale x F1 x F2

dove: A(99mTc /t) è l’attività in 99mTc ad un tempo t; ANominale, F1 e F2 sono noti dalle specifiche del generatore utilizzato.

A causa dell’alta attività specifica del Tc, (2.04 x 108 GBq/g; 5.5 x 109mCi/g) la massa di Tc contenente 740 MBq (20 mCi) (attività generalmente necessaria per la preparazione di un buon radiofarmaco) è di pochi microgrammi. L'attività specifica del pertecnetato (rapporto fra gli atomi di 99mTc rispetto alla totalità di Tc) dipende dal tempo passato dall'ultima eluizione del generatore. La qualità della soluzione di 99mTc sotto forma di pertecnetato dipende dalla natura del 99 Mo, ossia dal metodo in cui il nuclide padre viene ottenuto.

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Irraggiando il Mo stabile ricavato dalla fissione di U235, separato dagli altri prodotti di fissione mediante comuni tecniche analitiche, il 99Mo viene prodotto praticamente carrier-free, consentendo di ottenere 99mTc ad elevata attività specifica, con conseguente riduzione dei volumi delle colonne ed aumento delle concentrazioni attive nell’eluato. Il 99mTc viene cosi ottenuto con purezza radionuclidica del 99.99%. Sul generatore sono indicate le seguenti informazioni tecniche: attività in GBq del Mo fissato nel generatore, data di preparazione, data di taratura, data di scadenza, numero di lotto, numero di ordine. 99

Sono disponibili commercialmente, in genere, le seguenti attività, calcolate alla data di taratura e riferite al 99Mo:

10 GBq (272 mCi) 40 GBq (1088 mCi) 15 GBq (408 mCi) 50 GBq (1361 mCi) 20 GBq (544 mCi) 60 GBq (1631 mCi) 30 GBq (816 mCi) 70 GBq (1905 mCi)

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2.3 Produzione di 99mTc: Problematiche Circa il 90% di 99Mo commercialmente disponibile per la costituzione di generatori di 99m Tc a livello mondiale viene prodotto da due soli reattori: il canadese NRU e l’olandese HFR. Nel 2007, il reattore NRU è uscito fuori produzione a causa di interventi straordinari di manutenzione che ne hanno impedito l’esercizio per diverse settimane, molto più di quanto era stato precedentemente previsto. Questo ritardo nella ripresa delle attività ha messo in crisi la produzione di 99mTc rendendo così impossibile l’esecuzione di moltissime indagini diagnostiche di una certa urgenza. La produzione dell’isotopo è quindi strettamente connessa al funzionamento dei reattori: ogni qualvolta accade che un reattore venga messo in shutdown per interventi di manutenzione programmata o per interventi straordinari e gli organi di sorveglianza non ne permettono il riavvio, si incappa in un deficit di produzione. A ciò occorre aggiungere che molti reattori, tra cui anche qualche unità minore dedita alla produzione, stanno per essere smantellati poiché hanno raggiunto i limiti di età di esercizio. Sono poi sempre più pressanti al giorno d’oggi le richieste da parte degli organi governativi internazionali, di costruzione di impianti LEU (Low Enriched Uranium) al posto degli odierni HEU producenti attualmente 99Mo. Riassumendo la situazione attuale, si posso fare le seguenti considerazioni: • La produzione mondiale di 99Mo è a rischio in quanto essa è affidata, per il 90%, a soli due reattori che sono, tra l’altro, in via di smantellamento. • Il rischio di una carenza o di una crisi nella produzione potrebbe essere risolto progettando e costruendo più unità dedicate solo alla produzione di 99Mo e che possano fare fronte alle richieste radiofarmaceutiche locali. • La normativa internazionale prevede ed invita le autorità governative alla produzione di energia nucleare con LEU per rimanere fedeli alla linea di non proliferazione degli armamenti nucleari e per evitare il traffico illegale di combustibile esaurito che, nelle mani sbagliate potrebbe portare allo sviluppo, in paesi politicamente instabili, di ordigni atomici. Si rende pertanto necessario analizzare altri metodi per la produzione del 99Mo e, conseguentemente, cominciare la progettazione di più unità dedicate unicamente alla produzione alternativa di questo isotopo.

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3: Analisi delle diverse tecniche produttive

Nella figura che vediamo qui sotto sono elencati i diversi processi che portano alla produzione di 99Mo:

Figura 18: Reazioni nucleari che portano alla produzione di 99Mo: (a) Fissione neutronica di 235U; (b) Cattura neutronica; (c) Fotoproduzione da 100Mo; (d) Fotofissione di 238U

Analizziamo quindi, nei prossimi paragrafi, le peculiaritĂ  di ciascuno di essi.

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3.1 Cattura neutronica: Reazione 98Mo(n,γ)99Mo La reazione di cattura neutronica su un target di 98Mo è la seguente: 98 Mo(n,γ)99Mo. Il target è in questo caso costituito da una matrice di 98Mo presente con una abbondanza isotopica naturale del 24% nel molibdeno. La reazione di cattura neutronica viene fatta avvenire in un reattore nucleare irraggiando il campione con un flusso neutronico di circa 3x1014 n/cm2 s. Il rateo di produzione di nuclei di atomi di 99Mo è dato dalla formula classica: Y=N·σ·Φ Dove N= numero di nuclei bersaglio di 98Mo presenti in un grammo di target irraggiato (N= 1/(98·6·1023): σ= 0,13 barns; Φ= 3·1014 n/ cm2 s. Se si esegue il calcolo con i valori dati si ottiene una resa di Y= 2.4·1011 atomi di 99Mo al secondo per grammo di materiale bersaglio. Se il target viene irraggiato per un tempo di circa 5 vite medie, cioè per 13,75 ore, allora raggiungerà l’equilibrio secolare, condizione per cui il rateo di decadimento eguaglia il rateo di produzione. A tale quantità corrisponde una attività specifica di 6.6 Ci/g di 99Mo. Con un flusso epitermico si è notato un raddoppio della resa pari a Y≈ 12 Ci/g di 99 Mo.

I vantaggi connessi con questa tecnica di produzione sono legati esclusivamente al fatto che non si darebbe luogo alla contemporanea produzione di rifiuti radioattivi. Gli svantaggi sono invece più di uno: • Necessità di progettare nuovi dispositivi di separazione del nuclide 99Mo dal nuclide 98Mo. • Necessità di irraggiare il target in un reattore nucleare (unico luogo in cui è possibile trovare flussi neutronici intensi), facendo così rimanere vincolata la produzione al ciclo operativo della stessa.

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3.2 Fotoproduzione per irraggiamento di 100Mo: Reazione 100Mo(γ,n)99Mo

Il processo fotoneutronico consiste nell’irraggiare con elettroni dotati di elevata energia cinetica un target costituito da un elemento ad elevato Z, come piombo o tungsteno, così da generare un fascio di radiazioni X da frenamento. I fotoni X prodotti vengono poi convogliati verso un target di 100Mo per produrre 99Mo attraverso la reazione 100Mo(γ,n)99Mo. Il rateo di produzione di 99Mo in questo caso è più difficile da calcolare poiché bisogna tenere conto dell’assorbimento dei fotoni X all’interno del target. Il percorso massimo dei raggi X nel molibdeno è di 0.96 cm, mentre la produzione di neutroni dalla reazione (γ,n), per un target abbastanza spesso e per le energie degli X inducenti fotofissione, risulta essere di circa 1012 n/s·kW. Un target di molibdeno è quindi definito “spesso” quando la sua profondità corrisponde a circa 5 volte il range della radiazione X al suo interno, pari a 5·0,96cm≈5cm. La resa neutronica succitata è prodotta per il 30% in uno spessore pari ad un percorso massimo e per il 50% in uno spessore pari ad almeno due volte il percorso massimo. La separazione dell’isotopo 100 del molibdeno dal resto dell’elemento naturale è una operazione molto costosa, pertanto si separa solo il quantitativo necessario a costituire un target di diametro e di spessore pari entrambi a 2 cm equivalente a due volte il percorso massimo della radiazione al suo interno. In questo modo, irraggiando tale target con un fascio elettronico della potenza di 100kW si produrranno 50%·1012(n/s·kw)·100kW=5·1013 n/s. Circa il 60% di questi neutroni sarà generato dalla reazione (γ,n) di trasmutazione in Mo, il restante quantitativo proverrà dalle reazioni di moltiplicazione (γ,2n), (γ,3n) che portano ad altri isotopi stabili del molibdeno.

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Pertanto nella reazione verranno prodotti all’incirca 5·1013·0.6=3·1013 atomi/s di 99Mo con una attività totale all’equilibrio di 3·1013/3.7·1010=810 Ci.

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Tabella 1 : Produzione di 99Mo da un fascio elettronico avente energia di 50 MeV. Nella tabella vediamo l’attività di saturazione da bersagli di 99Mo e 100Mo di varie dimensioni irraggiati da un fascio di elettroni da 100 kW.

Dalla tabella 1 possiamo vedere che con densità di potenza tra i 3 ed i 5 kW sul target si può fare una stima ragionevole della resa, in attività, dal target stesso. Un target di 30g genera una attività di 700Ci/100kW e, quindi, utilizzando un fascio elettronico accelerato con una potenza di 500kW, si potrebbe ottenere, a saturazione, una attività di 3500 Ci. Questa attività è molto più elevata di quella ottenibile per cattura neutronica. I vantaggi connessi con questa tecnica di produzione sono i seguenti: • Non si dà luogo alla produzione di scorie radioattive. • Tutte le procedure relative alla costruzione e all’esercizio di un tale impianto non sono né difficoltose, ne onerose. • Ogni impianto potrebbe essere costruito in scala a seconda della produzione richiesta da esso. Gli svantaggi connessi con questa tecnica di produzione sono: • E’ necessario modificare le tecnologie dei generatori attualmente disponibili in commercio a causa della diversa composizione isotopica dei target. • Le autorità sanitarie devono ancora effettuare una verifica della viabilità di siffatti design impiantistici. • Il costo di produzione dei target di 100Mo ed il costo della separazione isotopica del 99Mo prodotto dalla matrice di 100Mo è piuttosto elevato.

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Alcuni ricercatori stanno studiando la fattibilità di generatori capaci di estrarre 99mTc direttamente da 100Mo. Se riusciranno a progettare e costruire dispositivi di questo tipo potranno essere realizzati impianti di produzione del tecnezio simili a quelli già esistenti e dotati di ciclotrone per la produzione di altri isotopi ad uso medicale. 3.3 Produzione per fotofissione: Reazione238U(γ,f)99Mo

Il processo di fotofissione è simile al processo di fotoproduzione neutronica. La fotofissione dell’uranio 238 naturale [238U(γ,f)] presenta, oltre ai tipici prodotti di fissione, il 99Mo. La sezione d’urto di fissione per l’uranio 238 è all’incirca la stessa di quella del processo di fotoproduzione neutronica ed è il 60-70% di quella che si avrebbe con un target HEU, perciò non ci sono grandi vantaggi se si usa un target di uranio arricchito al posto dell’uranio naturale. Anche in questo caso, per il calcolo della resa dal target, occorre fare delle ipotesi conservative. La resa di fissione per un fascio elettronico di potenza di 100 kW è stato calcolato usando il metodo Montecarlo. E’ ragionevole aspettarsi, da un target spesso e da un fascio elettronico da 30 MeV, una resa di circa 5·1011 f/kW·s. In questo caso la produzione del target è poco onerosa. La resa finale di fissione con un fascio elettronico di 100 kW è di (5·1011 f/kW·s) ·100kW=5·1013 f/s Il 6% di questa resa di fissione genera 99Mo. In condizioni di saturazione, quindi, dopo circa 14 giorni di irraggiamento del target (saturazione), saranno disponibili 0.06·5·1013 Bq di 99Mo corrispondenti ad una attività totale di 81Ci. Questa quantità corrisponde ad un totale di 81· 0.22=18 [sei giorni-curie]. L’unità di misura sei giorni-curie è l’unità di misura utilizzata dai produttori di tecnezio, nel commercio, e corrisponde alla quantità di prodotto, espressa in attività (Curie) emessa dal nuclide 6 giorni dopo che il nuclide padre viene rimosso dal reattore ove è stato prodotto. 0.22 è invece il valore dell’attività specifica a 6 giorni. I vantaggi connessi con questa tecnica di produzione sono i seguenti: • Impiego di target costituiti da uranio naturale che rispettano i parametri imposti dai trattati di non proliferazione.

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• Possibilità di impiego delle tecniche già note per la separazione del 99Mo dal resto dei prodotti di fissione. • Possibilità di continuare ad utilizzare gli stessi generatori 99Mo -99mTc.

Gli svantaggi connessi con questa tecnica di produzione sono invece dati dal fatto che: • Si opera con acceleratori con costi di gestione e di costruzione elevati. • Si dà luogo ad un maggiore volume delle scorie dovuto alla minore concentrazione del prodotto per grammo di materiale nel target. • Gli impianti di produzione sono soggetti a normative molto più stringenti.

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4: Acceleratori per la fotoproduzione di 99Mo

Dopo avere parlato delle modalità di produzione alternative del 99Mo si rende opportuno trattare in breve quali potrebbero essere alcune delle caratteristiche costruttive degli acceleratori in grado di ingenerare la fotofissione su target composti da uranio naturale. Per discuterne le caratteristiche si farà poi riferimento ad una produzione di circa 6 giorni curie di molibdeno. Parametri caratteristici di un LINAC sono quelli di potere accelerare un fascio elettronico fino ad una energia cinetica di 50 MeV con una corrente di fascio di 100 mA. L’adozione di una radiofrequenza nelle strutture magnetiche acceleranti (SCRF, Super Conducting Radio Frequency) costituisce poi un vantaggio notevole nello sfruttamento di un LINAC come macchina acceleratrice poiché la rende un dispositivo compatto, intrinsecamente efficiente in termini energetici e relativamente economico. La tecnologia dei LINAC attualmente disponibili in commercio permette di scegliere radiofrequenze di funzionamento comprese tra 500 MHz e gli 1.3 GHz. Nello studio che segue vengono trattati i funzionamenti alle frequenze di 704 MHz e di 1.3 GHz.

4.1 Configurazione LINAC a 704 MHz La configurazione LINAC che consideriamo per prima è quella funzionante a 704 MHz. Questa si basa su un modulo principale dotato di 5 cavità risonanti operanti a 704 MHz e progettate per sostenere una corrente media di 0.5 A. Un Klystron da 1MW e ad onda continua (CW) alimentato tramite un IGBT da 2 MW, fornisce la potenza di 2.5MW alla cavità SCRF dell’iniettore. Lo schema di massima è visibile in figura 19:

Figura 19: Layout schematico di un LINAC da 5MW basato su tecnologia SCRF a 704 MHz

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In questo schema, un iniettore di tipo termoionico è usato per fornire una corrente media di 100 mA con pacchetti elettronici risonanti a 704 MHz, ciascuno dei quali di carica totale di 140 pC. La parte principale dell’acceleratore consiste in un singolo criostato centrale in cui vengono alloggiate 5 cavità ognuna delle quali è in grado di provvedere ad un guadagno energetico di 10 MeV. Per ottenere una corrente media di 100 mA la potenza dell’impulso in radiofrequenza, che si richiede ad ogni cavità, è di 1 MW. Tale impulso viene fornito tramite un klystron la cui potenza di 1 MW è fornita da un set di accoppiatori, ciascuno da 500 KW. Dal momento che la tecnologia IGBT e’ una tecnologia scalabile, per alimentare più klystron è sufficiente una singola alimentazione, sebbene poi il numero di alimentatori viene effettivamente deciso dal costruttore. L’efficienza energetica di questo design costruttivo risulta essere del 40%. Se si considera una operatività del sistema criogenico a 2 K l’assorbimento di potenza è dell’ordine di 12 MW. Si deve tener presente che un LINAC - 704MHz può operare anche alla temperatura di 4 K. Questa minima differenza nelle opzioni di funzionamento porta innumerevoli vantaggi come la facilità e la praticità nelle operazioni, una ridotta complessità del sistema ed infine minori costi di costruzione ed esercizio dell’impianto. 4.2 Configurazione LINAC a 1.3 GHz Una configurazione siffatta segue un layout impiantistico come quello che vediamo in figura 20:

Figura 20: Layout schematico di un LINAC da 5MW basato su tecnologia SCRF a 1.3 GHz

Questo LINAC è costruito con klystron da 100 kW ciascuno dei quali costituito da un set di accoppiatori di ingresso da 50 kW e due cavità RF che possono funzionare sino ad un gradiente di 10 MV/m. Le cinque cavità SCRF sono alloggiate in un singolo criostato. Il guadagno in energia è di 1 MeV per cavità a 100 mA. Questo tipo di design è direttamente scalabile: si potrebbe progettare un layout impiantistico con 50 cavità guidate da 50 klystron, in grado di fornire la potenza di 5 MW al fascio elettronico. Le cavità verrebbero inserite all’interno di 5 criomoduli separati l’uno dall’altro da elementi focalizzanti. 35   


Raddoppiando la potenza fornita da ciascun klystron si potrebbe dimezzare il numero delle unità RF da inserire nell’impianto: 25 cavità capaci di conferire al fascio una potenza di 200 kW per unità. A tale scopo è bene mettere in risalto il fatto che sono già commercialmente disponibili klystron da 250 kW di potenza con duty factor del 60% che potrebbero essere modificati per funzionare in modalità CW.

Vantaggi connessi con la tecnica di produzione a 704 MHz: • Avere un dispositivo accelerante che usi radiofrequenze entro il normale intervallo radiotelevisivo; layout impiantistico meno impegnativo di quello che si avrebbe se tutto il dispositivo lavorasse a frequenze di 1.3 GHz. • Passaggi interni con aperture più grandi in modo da ridurre gli ‘halo effects’ e tali da aumentare l’accelerazione del fascio. • Numero inferiore di componenti del layout impiantistico, con minori costi di costruzione e di esercizio. Svantaggi: • Un impianto di raffreddamento che lavori efficientemente, portando la temperatura stabilmente a 4K è ancora sotto studio, anche se potenzialmente realizzabile. • Per costruire una centrale di produzione di 99mTc che funzioni secondo lo schema appena visto ci vogliono circa 3-4 anni.

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5: Conclusioni

La fotoproduzione di 99Mo tramite fotofissione dell’uranio 238 rappresenta un approccio originale per la produzione di 99mTc senza particolari precauzioni di sicurezza e con costi di decommissioning bassi alla fine del ciclo operativo. Il numero di unità da costruire è certamente non trascurabile, ma, operando in questo modo si potrebbero ottenere ottimi risultati in termini di stabilità e continuità di produzione, indipendenza dalla produzione entro reattori nucleari e rispetto dei trattati di non proliferazione. Gli impianti sarebbero dedicati alla produzione solo del nuclide selezionato anche se nulla esclude che, in futuro, possano essere integrati in impianti già esistenti per la produzione di altre radiofarmaci. In questo modo il nuclide 99mTc sarebbe reperibile sul mercato con continuità contribuendo a salvare la vita a milioni di persone in tutto il mondo. Ci sono molti aspetti ancora da valutare sulla progettazione e la realizzazione degli impianti ed è quindi necessario uno sforzo congiunto della comunità scientifica internazionale per portare a termine la ricerca già iniziata in questo senso. Il costo di ciascun impianto si aggirerebbe, secondo le stime fatte sino ad ora, intorno ai 30 milioni di euro ed il tempo necessario alla costruzione all’incirca di 3-4 anni.

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Bibliografia

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Tecnezio