OTTIMIZZAZIONE DELLA PRODUZIONE DI RADIONUCLIDI NON CONVENZIONALI PER MEZZO DI ACCELERARATORI, A SCOPO BIOMEDICO

Presso il Laboratorio di Radiochimica del LASA-Segrate, si svolgono attività di ricerca nei campi della Fisica Nucleare, della Chimica Nucleare e della Fisica Applicata che riguardano lo studio dell'ottimizzazione della produzione di radionuclidi ad alta attivita' specifica e vita media breve, non convenzionali e non reperibili sul mercato, per mezzo di irraggiamento di opportuni bersagli in Ciclotrone, LINAC e Reattore Nucleare a scopo biomedico, tossicologico ed ambientale. Tale attivita' si articola su tre tematiche principali: "Ottimizzazione delle Condizioni di Irraggiamento" per ottenere i radionuclidi in oggetto nelle migliori condizioni di purezza, indispensabili per gli impieghi biomedici di tipo radiodiagnostico e/o radioterapeutico; "Messa a punto di Metodiche di Processamento Radiochimico" per separare gli isotopi prodotti dalle targhette irraggiate, nelle condizioni di massima resa, rapidita' e riproducibilita', data la breve vita media di molti dei radionuclidi in oggetto; "Messa a punto di Metodiche di Controllo di qualita' Chimica, Radiochimica, Radionuclidica e Biologica", affinche' i radionuclidi prodotti possano essere impiegati in condizioni di massima sicurezza nei pazienti. Una delle applicazioni dei composti marcati che sta acquistando un ruolo sempre più importante è il loro utilizzo nella radioterapia metabolica; l'introduzione di tali composti marcati nell'organismo sotto forma di soluzioni (radiofarmaci) consente di irraggiare il tumore in maniera selettiva e specifica, risparmiando i tessuti sani circostanti. Tra i radionuclidi in fase di studio/applicazione i radionuclidi di 186g-Re (t1/2 = 90.64 h) e di 153-Sm (t1/2 = 46.27 h) presentano alcune importanti peculiarità: essi sono simultaneamente emettitori gamma nel range utile per la radiodiagnostica (90-200 keV) e quindi consentono di visualizzare la biocinetica del radiofarmaco mediante i comuni strumenti radiodiagnostici quali gamma-camera e SPECT, ed inoltre sono dotati di emivite brevi ma comunque adatte per gli scopi radioterapici. Il 186g-Re viene prodotto con reattore termico per cattura radiativa di neutroni (n,gamma), su bersagli di renio metallico arricchito in 185-Re con conseguente produzione di renio in modalità Carrier Added, non particolarmente adatto alla radioterpia metabolica. Si sta studiando un metodo alternativo, ancora poco utilizzato e comunque non utilizzato commercialmente, per produrre il 186g-Re ad alta attività specifica, che è rappresentato dall'irraggiamento in ciclotrone mediante reazioni 186-W(p,n) e (d,2n) indotte da fasci di protoni o deuteroni su bersagli di tungsteno. Si sta mettendo a punto un'opportuna separazione radiochimica dei nuclidi di renio dai targets irraggiati. In tale fase la possibilità per i ricercatori coinvolti di utilizzare dei dosimetri digitali permetterebbe loro il controllo diretto dell'esposizione, oltre ovviamente ai dosimetri fotografici imposti dalla normativa vigente e già in uso presso il Laboratorio.