Investigación y desarrollo de ungenerador automático portátil de 99Mo-99Mtc para la descentralización de la medicina nuclear a nivel nacional con fines de inclusión social

La producción de 99mTc, de gran importancia en la medicina nuclear, a nivel nacional se encuentra centralizada con una red de distribución de limitado alcance por el relativo corto periodo de semidesintegración del 99mTc (6,02 h) que impide llegar a zonas alejadas del país, limitando por ende el acceso de la población a los beneficios de su aplicación. Con el objetivo de descentralizar la producción y ampliar la red de distribución del 99mTc, se ha propuesto la construcción de un generador automático portátil de 99Mo-99mTc basado en el método de extracción por solventes, planteando asimismo optimizar las diversas etapas de la producción del 99Mo y por consiguiente del 99mTc, con el objetivo de incrementar la actividad específica de este último a fin de asegurar su adecuada aplicación clínica, es decir, la obtención de una imagen nítida que conlleve a un diagnóstico médico veraz y resolutivo con la menor cantidad de material radiactivo posible en el organismo. Una de las etapas más importantes reside en mejorar la conversión del isótopo estable 98Mo al radioisótopo 99Mo mediante la modificación de la componente epitérmica del flujo neutrónico existente en el núcleo del reactor, siendo el objetivo fundamental del presente proyecto de investigación postdoctoral. Para tal efecto se llevarán a cabo una serie de tareas orientadas a realizar un estudio conceptual de una facilidad de irradiación para la producción de 99Mo en el reactor RP-10 de Huarangal por medio de simulaciones empleando el código Monte Carlo N Particle (MCNP) procediéndose luego a realizar su validación a través de un conjunto de mediciones experimentales de perfiles de flujo neutrónico y actividades específicas de 99Mo, considerándose la mejor configuración obtenida de las simulaciones por MCNP. Para llevar a cabo tales mediciones es de crucial importancia la implementación de una caja de irradiación de aluminio en donde mediante monitores de Au-Cu se determinará el flujo neutrónico tanto térmico como epitérmico y en tanto, para la comparación de la tasa de reacción se utilizarán monitores de Mo aplicando el método de activación bajo cadmio. Los resultados por simulación finalmente se contrastarán con los obtenidos experimentalmente con el objetivo en primera instancia de validar la metodología implementada y en segundo lugar, para corroborar el incremento efectivo de la tasa de reacción del 99Mo por presencia de berilio. A través de la presente investigación se espera establecer los criterios metodológicos para la optimización de la producción de 99Mo y de otros radioisótopos de interés mediante la caracterización de los parámetros de flujo asegurando la obtención de un nivel de actividad específica de 99mTc lo suficiente para su aplicación clínica.

EF-015 - Investigacion Postdoctoral en Perú - Continuadores