Cyclotron production of 67Cu: A new measurement of the 68Zn(p,2p)67Cu, 68Zn(p,2n)67Ga and 68Zn(p,3n)66Ga nuclear cross sections / Producción de 67Cu en ciclotrón: una nueva medición de secciones eficaces nucleares de 68Zn(p,2p)67Cu, 68Zn(p,2n)67Ga and 68Zn(p,3n)66Ga

Abstract The cross sections of the 68Zn(p,2p)67Cu,68Zn(p,2n)67Ga and 68Zn(p,3n)66Ga reactions were measured at the ARRONAX facility by using the 70 MeV cyclotron, with particular attention to the production of the theranostic radionuclide 67Cu. Enriched 68Zn material was electroplated on silver backing and exposed to alow-intensity proton beam by using the stacked-foils target method. Since 67Cu and 67Ga radionuclides have similar half-lives and same γ-lines (they both decay to 67Zn), a radiochemical process aimed at Cu/Ga separation was mandatory to avoid interferences in γ-spectrometry measurements. A simple chemical procedure having a high separation efficiency (>99%)was developed and monitored during each foil processing, thanks to the tracer isotopes 61Cu and 66Ga.Nuclear cross sections were measured in the energy range 35-70 MeV by using reference reactions recommended by the International Atomic Energy Agency (IAEA) to monitor beam flux. In comparison with literature data a general good agreement on the trend of the nuclear reactions was noted, especially with latest measurements, but slightly lower values were obtained in case of 67Cu. Experimental results of the 68Zn(p,2p)67Cu,68Zn(p,2n)67Ga and 68Zn(p,3n)66Ga reactions were also compared with the theoretical values estimated by using the nuclear reaction code TALYS. The production yield of the theranostic radionuclide 67Cu was estimated considering the results obtained in this work.

Resumen Las secciones eficaces de las reacciones 68Zn (p, 2p) 67Cu, 68Zn (p, 2n) 67Ga y 68Zn (p, 3n) 66Ga se midieron en la instalación ARRONAX utilizando el ciclotrón 70 MeV, con especial atención a la producción del radionucleidos teranóstico 67Cu. El material enriquecido 68Zn se galvanizó sobre soporte de plata y se expuso a un haz de protones de baja intensidad utilizando un blanco de láminas apiladas. Como los radionucleidos 67Cu y 67Ga tienen periodos de semidesintegración y líneas γ similares (ambos se desintegran a 67Zn), un proceso radioquímico dirigido a la separación Cu / Ga fue obligatorio para evitar interferencias en las mediciones de espectrometría γ. Se desarrolló un procedimiento químico simple con una alta eficiencia de separación (> 99%) durante cada procesamiento de la lámina, gracias a los isótopos trazadores 61Cu y 66Ga. Las secciones eficaces nucleares se midieron en el rango de energía de 35-70 MeV utilizando reacciones de referencia recomendadas por el Organismo Internacional de Energía Atómica (OIEA) para monitorear el flujo del haz. Al comparar con los datos de la literatura, se observó una buena concordancia en general con la tendencia de las reacciones nucleares, particularmente con las últimas mediciones, pero se obtuvieron valores ligeramente inferiores en el caso de 67Cu. Los resultados experimentales de las reacciones 68Zn (p, 2p) 67Cu, 68Zn (p, 2n) 67Ga y 68Zn (p, 3n) 66Ga también se compararon con los valores teóricos estimados usando el código de reacción nuclear TALYS. El rendimiento de producción del radionucleido teranóstico 67Cu se estimó considerando los resultados obtenidos en este trabajo.

Cyclotron production of 67Cu: A new measurement of the 68Zn(p,2p)67Cu, 68Zn(p,2n)67Ga and 68Zn(p,3n)66Ga nuclear cross sections

The cross sections of the 68Zn(p,2p)67Cu,68Zn(p,2n)67Ga and 68Zn(p,3n)66Ga reactions were measured at the ARRONAX facility by using the 70 MeV cyclotron, with particular attention to the production of the theranostic radionuclide 67Cu. Enriched 68Zn material was electroplated on silver backing and exposed to alow-intensity proton beam by using the stacked-foils target method. Since 67Cu and 67Ga radionuclides have similar half-lives and same γ-lines (they both decay to 67Zn), a radiochemical process aimed at Cu/Ga separation was mandatory to avoid interferences in γ-spectrometry measurements. A simple chemical procedure having a high separation efficiency (>99%)was developed and monitored during each foil processing, thanks to the tracer isotopes 61Cu and 66Ga.Nuclear cross sections were measured in the energy range 35-70 MeV by using reference reactions recommended by the International Atomic Energy Agency (IAEA) to monitor beam flux. In comparison with literature data a general good agreement on the trend of the nuclear reactions was noted, especially with latest measurements, but slightly lower values were obtained in case of 67Cu. Experimental results of the 68Zn(p,2p)67Cu,68Zn(p,2n)67Ga and 68Zn(p,3n)66Ga reactions were also compared with the theoretical values estimated by using the nuclear reaction code TALYS. The production yield of the theranostic radionuclide 67Cu was estimated considering the results obtained in this work.

Las secciones eficaces de las reacciones 68Zn (p, 2p) 67Cu, 68Zn (p, 2n) 67Ga y 68Zn (p, 3n) 66Ga se midieron en la instalación ARRONAX utilizando el ciclotrón 70 MeV, con especial atención a la producción del radionucleidos teranóstico 67Cu. El material enriquecido 68Zn se galvanizó sobre soporte de plata y se expuso a un haz de protones de baja intensidad utilizando un blanco de láminas apiladas. Como los radionucleidos 67Cu y 67Ga tienen periodos de semidesintegración y líneas γ similares (ambos se desintegran a 67Zn), un proceso radioquímico dirigido a la separación Cu / Ga fue obligatorio para evitar interferencias en las mediciones de espectrometría γ. Se desarrolló un procedimiento químico simple con una alta eficiencia de separación (> 99%) durante cada procesamiento de la lámina, gracias a los isótopos trazadores 61Cu y 66Ga. Las secciones eficaces nucleares se midieron en el rango de energía de 35-70 MeV utilizando reacciones de referencia recomendadas por el Organismo Internacional de Energía Atómica (OIEA) para monitorear el flujo del haz. Al comparar con los datos de la literatura, se observó una buena concordancia en general con la tendencia de las reacciones nucleares, particularmente con las últimas mediciones, pero se obtuvieron valores ligeramente inferiores en el caso de 67Cu. Los resultados experimentales de las reacciones 68Zn (p, 2p) 67Cu, 68Zn (p, 2n) 67Ga y 68Zn (p, 3n) 66Ga también se compararon con los valores teóricos estimados usando el código de reacción nuclear TALYS. El rendimiento de producción del radionucleido teranóstico 67Cu se estimó considerando los resultados obtenidos en este trabajo.

Evaluación de riesgos asociados a la producción de generadores de Molibdeno-99/Tecnecio-99m / Risk analysis applied to the production of generators of Molybdenum-99/Technetium-99m

El Tecnecio-99m es el radionúclido más utilizado en la actualidad en el campo de la medicina nuclear. El Centro Nacional de Seguridad Nuclear (CNSN) como órgano regulador de Cuba requiere la realización de análisis de riesgo a las instalaciones con peligro radiológico potencial asociado y preferentemente, que estos análisis sean realizados mediante el método de matriz de riesgo. Aunque existen varios métodos cualitativos o cuantitativos para realizar estos estudios, la existencia de bases de riesgo de partida y de códigos de análisis, así como la simplicidad de su empleo han privilegiado la matriz de riesgo como método semicuantitativo predominante. El artículo presenta los resultados de la aplicación de este método para la evaluación de los riesgos asociados a la producción de generadores de Molibdeno-99/Tecnecio-99m, que se realiza en el Centro de Isótopos (CENTIS). Empleando el código SECURE-MR Ver. 2.0 se realiza el análisis de riesgo detallado de la práctica. Se identificaron tres secuencias accidentales con nivel de riesgo alto y se determinó la importancia de barreras y reductores relacionados con factores humanos por suficiencia y capacitación de personal. Entre las aplicaciones derivadas del estudio se reportaron capacidades novedosas de análisis, así como posibilidades de monitoreo del riesgo. El modelo de riesgo desarrollado para el proceso de producción de generadores de Molibdeno-99/Tecnecio-99m unido a las capacidades de revisión, análisis y documentación ofrecidas por la herramienta permitieron la obtención de un documento coherente con el modelo, que constituye, además, una base de conocimientos efectiva para la evaluación de la seguridad de la instalación

Technetium-99m is the most commonly used radionuclide in the field of nuclear medicine. The National Center for Nuclear Safety (NCNS), as the regulatory body of Cuba, requires the carrying out of risk analysis for facilities with associated radiological hazard potential and, preferably, that these analyzes be performed using the risk matrix method. Although there are several qualitative or quantitative methods to perform these studies, the existence of basis risk starting and analysis codes and simplicity of use has been privileged the risk matrix as a predominant semi-quantitative method. The paper presents the results of the application of this method for the evaluation of the risks associated with the production of Molybdenum-99/Technetium-99m generators, which is carried out at the Isotope Center (Centis). Using the SECURE - MR Ver. 2.0 code a detailed risk analysis of its practice was carried out. Three accidental sequences of high-level risks were identified and the importance of barriers and reducers related to human factors associated to sufficiency and staff training was determined. Among the derived applications novel analysis capacities as well as risk monitoring possibilities are reported. The risk model developed for the production process of Molybdenum-99/Technetium-99m generators, joined with the ability to review, analyze and all the documentation provided by the tool, allow obtaining a completely and coherent document with the model, which constitutes an effective basis the safety of the facility

Itrio 90 como radionúclido para terapia / Ytrium 90 as a radionuclide for therapy

El 90Y es un emisor beta puro con período de semidesintegración de 64.1 horas y 2.28 MeV de energía, características apropiadas para su uso como radionúclido terapéutico. Radiofármacos de 90Y han sido efectivos en el tratamiento de diferentes enfermedades como sinovitis crónica, cáncer de hígado, dolor por metástasis óseas y tumores de origen neuroendocrino. Mención aparte merecen los resultados en el tratamiento de los linfomas no-Hodgkin, que combinan la especificidad de un anticuerpo monoclonal por el antígeno CD20 y la energía beta pura del 90Y. Aunque el período de semidesintegración del 90Y permite su transportación, se comercializa a precios elevados para una utilización sistemática o a gran escala. El hecho de que se pueda obtener a través de un generador radisotópico, basado en el equilibrio secular que se establece con el 90Sr, hace que su producción local sea atractiva, pues reduciría significativamente los costos y facilitaría su disponibilidad. En este trabajo se exponen las vías para obtener 90Y, aspectos relacionados con la calidad del producto final, sus principales aplicaciones y los resultados obtenidos en el Centro de Isótopos.

90Y is a pure beta emitter with a half-life of 64.1h and 2.28 MeV of energy, suitable properties for its use as a therapeutic radionuclide. Radiopharmaceuticals based on 90Y have been effectively used in the treatment of different diseases such as chronic synovitis, liver cancer, pain caused by bone metastases and neuroendocrine tumors. The results in the treatment of no-Hodgkin lymphoma, that combine the specificity of a monoclonal antibody for CD20 antigen and the pure beta energy of 90Y, deserve a particular distinction. Although the half-life of 90Y makes possible its transportation, it is sold at high prices for a systematic or large-scale use. The fact that 90Y can be produced through a radionuclide generator system, based on the secular equilibrium of 90Sr decaying to 90Y, is very attractive for developing a local production because the cost could be significantly reduced and 90Y availability could be guaranteed. The present work shows the ways to obtain 90Y, the aspects related to the quality of final product, the main applications and the results achieved by the Isotope Centre in this area.

Radiofármacos de galio 68 / Gallium radiopharmaceuticals 68

La tomografía de emisión de positrones (PET) es una técnica de imagen médica de gran sensibilidad y resolución, que requiere radionúclidos emisores de positrones de corta vida. Los más comúnmente usados son el 18F y el 11C. La principal dificultad de estos radionúclidos es la necesidad de instalar un ciclotrón en el sitio de uso o a distancias no muy grandes de este, por lo que se han investigado radionúclidos más convenientes como el 68Ga. Su disponibilidad a partir de los sistemas generadores de larga vida ? / 68Ga, de los que se obtiene Ga3+, utilizable durante tiempo un prolongado en sitios alejados del ciclotrón y la rica química de coordinación del 68Ga+, han posibilitado la incorporación a la práctica médica de algunos radiofármacos, así como la investigación de una variedad de complejos estables de Ga3+ acoplados ...

PET (positron emission tomography) is a technique of medical image of great sensibility and high resolution that requires short-lived positron emitting radionuclides. The most commonly used are 18F and 11C.The main difficulty of these radionuclides is the necessity to install a cyclotron in the site of use or not very far from it. Therefore convenient radionuclides have been researches, among them 68Ga. The availability of this radionuclide from long-lived ? / 68Ga generators, which can been used for along time far from the cyclotron location, and the rich coordination chemistry of 68Ga have allowed to incorporate to the medical practice some radiopharmaceuticals as well as the research of a variety of stables complexes of Ga3+ coupled to biomolecules for diagnostic imaging of cancer and cardiovascular and neurological diseases. The present work is aimed at examining the potentialities of the...