طراحی و ساخت هدف مناسب جهت تولید Y87

نوع مقاله: مقاله پژوهشی

نویسندگان

1 پژوهشکده تحقیقات کشاورزی، پزشکی و صنعتی، پژوهشگاه علوم و فنون هسته‌ای، سازمان انرژی اتمی ایران، صندوق پستی: 498-31485، کرج ـ ایران

2 دانشکده فیزیک و علوم هسته‌ای، دانشگاه صنعتی امیرکبیر، صندوق پستی: 4413-15875، تهران ـ ایران

چکیده

ژنراتور mSr87Y/87 در پزشکی هسته‌ای کاربرد وسیعی دارد بطوریکه، mSr87 به علت داشتن نیمه‌عمری کوتاه (2.8h) و فوتونی با انرژی keV 388 برای تصویربرداری از اسکلت مناسب بوده و Y87 با نیمه‌عمری در حدود 80.3h و فوتونی با انرژی keV 484 برای ردیابی و تخمین دز ناشی از برخی رادیوایزوتوپ‌های استرانسیوم و ایتریوم بکار می‌رود. مطالعه تئوری سطح مقطع واکنش‌های هسته‌ای نشان می‌دهد که واکنش هسته‌ای 88Sr(p,2n)87Y در شتابدهنده سیکلوترون مناسب‌ترین روش برای تولید Y87 با بهره تولید بالا می‌باشد. هدف از این پژوهش طراحی و ساخت هدف مناسب برای انجام واکنش هسته‌ای مذکور است. بدین منظور، برنامه‌ای بزبان C نوشته شد تا با تخمین بهره تولید محصولات، محدوده مناسب انرژی پروتون (MeV 27-21) و ضخامت هدف، شرایط دستیابی به حداکثر تولید Y87 و حداقل تولید محصولات دیگر، بدست آید. بهره تولید از mCi/μA.h 0.41 با هدف نیترات استرانسیوم تا mCi/µA.h 0.57 با هدف کلرید استرانسیوم افزایش داشته است. این افزایش بهره تولید ناشی از انتقال بهتر حرارت از هدف به سیستم خنک‌کننده بعلت بهینه‌سازی نگهدارنده هدف، استفاده از ماده اولیه با نقطه ذوب بالاتر، افزایش درصد وزنی استرانسیوم در هدف و جلوگیری از هدر رفتن آکتیویته به سبب خنک شدن بهتر سطح هدف می‌باشد.

کلیدواژه‌ها


عنوان مقاله [English]

Design and Fabrication of a Suitable Target for 87Y Production

نویسندگان [English]

  • M Ghasemi 1
  • M Mirzaei 1
  • B Fateh 1
  • A Mosavi Zarandi 2
  • G Aslani 1
  • N Shadanpoor 1
  • P Roshan Farzad 1
  • M Ensaf 1
چکیده [English]

87Y/87mSr generator is widely used in nuclear medicine. 87mSr(2.8h,Eγ=388keV) and the parent isotope 87Y(80.3h,Eγ=484keV) are used for skeletal scintigraphy and dosimetry modeling.Theoretical studies of cross section indicated that 88Sr(p.2n)87Y reaction in a cyclotron appears to be an attractive way for high production of 87Y. The aim of this study is to design and fabricate a suitable target for the above reaction. A software in C language has been written to calculate the products yields, and to determine the optimum energy of proton (21-27MeV) and the target thickness in order to get a maximum yield for 87Y and a minimum yield for the rest of products. An increase of yield from 0.41mCi/μA.h for Sr(NO3)2 target to 0.57mCi/μA.h for ClSr2 target has been achieved. This gain can be due to the following reasons:i) better heat transfer from the target to the cooling system (with optimizing the target holder),ii) higher melting point of target, iii) increase of Sr weight percent in the target, iv) more activity because of  keeping the target surface cool.

کلیدواژه‌ها [English]

  • Cyclotron
  • Proton
  • Yttrium
  • Yield
  • Cross Section
  1. 1.    E. Leicht, R. Berberich, “Tumoral calcinosis: accumulation of bone-seeking tracers in the calcium deposits,” Eur. J. Nucl. Med, Vol.4, 419-421(1979).

 

  1. 2.    K. Schomacker, B. Hientzsch, “Biokinetics of tumor-affinity yttrium preparations,” Nuclear Medicine (1995).

 

  1. 3.    Prashant, K. Rohatgi, “Strontium 87m lung scans in pulmonary aspergillosis,” AMJ Roentgenol, Vol.129, 879-882 (1977).

 

  1. 4.    G. Sgouros, “Yttrium-90 biodistribution by yttrium-87 imaging: a theoretical feasibility analysis,” Med Phys (1998).

 

  1. 5.    Ziegler, J.F. Biersack, Littmark “The stopping and range of ions in solids,” (1985).

 

  1. 6.    A.G.M. Janssen, R.A.M.J. Claessens, “A rapid and high-yield preparation method for 87Y/87mSr generator, using the 88Sr(p,2n) reaction,” Department of physics, Eindhoven university of technology, Appl. Radi. Isot. Vol.37, 297-303 (1986).

 

  1. 7.   

 

mSr87

 

 

م.ر. قاسمی، پایان نامه کارشناسی ارشد، ”طراحی وساخت هدف مناسب جهت تهیه           برای مصارف پزشکی،“ دانشکده فیزیک و علوم هسته‌ای، دانشگاه صنعتی امیرکبیر (1382).                        

 

 

 

 

 

 

 

 

 

  1. 8.    S.M. Haji saeid, Afarideh-H, “The NRCAM cyclotron facilities,” Cyclotrons and their applications,” New Jersey, World Scientific, 128-131 (1995).

 

  1. 9.    Wu-long Cheng, Ai-Ren Lo, “A simple and rapid method for the preparation of 87Y/87mSr generator,” Institute of Nuclear Energy Research Atomic Energy, Council, Vol.245, 31-36 (2000).

 

  1. 10.              Yoshio Homma, Michiko Ishii, “Excitation function and yields for the production of 87mY and preparation of a 87mSr generator,” Inter. Journal of App. Radiation and Isotopes, Vol. 31, 399-403 (1980).

 

  1. 11.              Richard, B. Firestone, “Table of isotopes CD-Rom “Lawrence Berkley N.L.university of California (1996).

 

  1. 12.              S. Krane-Kenneth, “Introductory Nuclear Physics,” John wiley & sons, New York (1988).

 

  1. 13.              D.R. Sachdev, N.T. Porile, L. Yaffe, “Reaction of Sr-88 with protons of energies 7-85 MeV,” EXFOR (1967).

 

  1. 14.              S.M. Qaim “Nuclear data for medical applications,” Radiochemistry. Acta, Vol.89, 89-196 (2001).