An alternative method for producing molybdenum-99 (Mo-99) could help increase the supply of this key isotope used to provide essential healthcare to millions of patients worldwide, revealed a recent paper, based on IAEA-supported research and co-authored by an IAEA expert.
As major research reactors supplying Mo-99 are aging and ceasing production, the alternative method discussed in the paper offers a simplified way to diversify production and help ensure continued Mo-99 supplies for uninterrupted nuclear medicine services.
Troubles in the past
In 2009, reactors producing Mo-99 in Canada and the Netherlands were temporarily shut down for necessary repairs and maintenance. This caused a major disruption in healthcare services worldwide, leading to cancelled medical scans, postponed operations and, in some cases, required reverting back to old, less effective techniques. While supply conditions have since improved, health officials and scientists have been looking into alternatives to address what a recent U.S. National Academies report called “supply vulnerabilities”.
“This disruption was really a wake-up call that something needed to be changed in how we are producing Mo-99,” said Danas Ridikas, Research Reactor Specialist at the IAEA and a co-author of the paper. “Diversification of how and where Mo-99 is produced, increasing efficiencies in the way the isotope is used, and devising a business model to recover production costs have become essential to ensure a continued, stable and economically viable supply of Mo-99.”
Mo-99 is the parent isotope of technetium-99m (Tc-99m), the most widely used radionuclide for medical imaging. Because Tc-99m is unstable and decays quickly, its more stable parent isotope is produced and transported to hospitals.
With a research reactor in Canada ceasing production in October 2016, and another large producer in the Netherlands scheduled to go offline by 2024, finding alternative production methods are becoming more critical, Ridikas explained. Producing Mo-99 by irradiating natural or enriched molybdenum is one of the lesser-used yet viable alternatives to fulfil domestic needs, in particular for countries with research reactor facilities, he said.
Irradiating molybdenum
This technique, already in use in Chile, India, Kazakhstan, Peru, Russian and Uzbekistan, involves a simpler production process and generates less radioactive waste than the traditional method of producing Mo-99 through fission from uranium. In addition, it can improve the utilization of research reactors. Several countries, including Jordan, Mexico and Morocco, are considering implementation of the technique.
While the new method shows potential, experts are still evaluating its efficiency. In December 2015, an IAEA workshop on the subject brought together experts from 15 research reactor facilities in 12 countries to explore the method and its feasibility. Experiments to irradiate natural molybdenum targets, carried out in several research reactors with IAEA support, clearly showed that the Mo-99 obtained through irradiation produced less Mo-99 per gram of material irradiated than the fission method. However, the amount obtained should still be sufficient to meet local needs in several countries.
Irradiating enriched molybdenum would yield a higher ratio of Mo-99, but would require a more expensive raw material. Therefore, using natural molybdenum despite the lower yield may be more optimal, Ridikas said. “The cost-effectiveness of irradiation and processing, compared to the fission method, still needs to be determined.”
The lessons learned from the workshop and data on the approximate production capacities of the reactors formed the basis for the paper by Ridikas and several other scientists published recently in the Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry. It also serves as a platform for continued research. A related workshop on irradiated target processing and preparation of Tc-99m generators, based on Mo-99 production by neutron capture, will be organized by the IAEA in 2017 in Kazakhstan.
Producción de Mo99 (n,Ɣ)
Ing. Manuel Castro Vicente / Esta dirección de correo electrónico está siendo protegida contra los robots de spam. Necesita tener JavaScript habilitado para poder verlo.
La demanda creciente de Mo99 a escala mundial es una oportunidad para estudiar nuevas tecnologías, nuevos métodos de producción, mejorar los rendimientos de producción, optimizar las posiciones y flujos de irradiación en el reactor nuclear entre otras.
La metodología de producción de Mo99 por irradiación neutrónica utilizando blancos de MoO3, nunca ha estado en situación de abandono ni en obsolescencia en los centros nucleares que tienen celdas para el procesamiento de este tipo de blancos; por el contrario, la tecnología se mantiene muy vigente; justamente por esa razón, el año 2014 el OIEA, invitó a un grupo de expertos de diferentes países para comparar entre sus laboratorios, los resultados de la producción de Mo99 , mediante la reacción Mo98(n,γ)Mo99; irradiando blancos de Trióxido de Molibdeno y Molibdeno metálico. Los resultados son por demás muy interesantes y ponen de relieve la importancia de esta vieja metodología de producción.
Frente a los resultados obtenidos por esa iniciativa científica del OIEA; es necesario destacar que desde Abril de 1990, el IPEN utiliza la tecnología de irradiación de blancos de MoO3 para producir Tc99m por extracción con solventes. El Tc99m sigue siendo el radiofármaco de mayor demanda a nivel mundial en los procedimientos de medicina nuclear. Esa tecnología sigue vigente en muchos centros nucleares de Asia, Medio Oriente y América Latina; siendo de gran utilidad para satisfacer parcialmente la demanda local de los países productores. En este sentido, el personal de la Planta de Producción de Radioisótopos del IPEN ha acumulado mucha experiencia a lo largo de estos últimos 25 años; a tal punto que en los casi 7800 (25x52x6) procesos de producción de Tc99m que se han llevado a cabo en ese periodo, solo se han producido 2 rechazos de los lotes de producción; uno de ellos recuperable. Esto da una idea amplia de lo seguro del método, la confianza en los controles de calidad, la vasta experiencia del personal y la satisfacción del usuario.
Y, la pregunta que muchos se hacen entonces es: ¿Porque no se pueden producir generadores de Mo99/Tc99m utilizando el Mo99 que se produce en el RP10?. La respuesta es también bastante sencilla: La actividad específica del Mo99 (n,Ɣ) es muy baja; la capacidad de adsorción de la alúmina en la columna del generador es de 40 mg MoO3/gr de Al2O3. Es por esa razón que las columnas de los generadores de fisión son muy pequeñas y las columnas de un generador Mo99(n,Ɣ) resultan por el contrario muy grandes; el blindaje inmanejable y el volumen del Tc99m eluido muy elevado; lo que finalmente lo hacen impráctico para su utilización en un centro de medicina nuclear.
El Tc99m obtenido a partir del Mo99, es de lejos el radioisótopo de mayor uso en los estudios de medicina nuclear (80% de los procedimientos médicos); frente a esa realidad, el OIEA permanentemente está preocupado en apoyar otras tecnologías para la obtención y/o producción de Mo99 que complementen a aquellas que los países han desarrollado localmente. En este orden de cosas, históricamente el OIEA ha apoyado las siguientes tecnologías:
•Generador-Concentrador
•Generador de Gel MoZr (Pre-matriz)
•Generador de Gel MoZr (Post-matriz)
•Generador de sublimación
•Generador de Gel MoTi (Pre-matriz)
•Generador de Gel MoTi (Post-matriz)
A estos desarrollos, debe agregarse la posibilidad de producir Mo99 en un ciclotrón por las reacciones (p,n) y (p,α) utilizando blancos enriquecidos. Un proyecto ambicioso es el “Diseño, suministro e instalación de un Ciclotrón, laboratorio de radiofarmacia, laboratorio de control de calidad y otros equipos” de la Universidad de Costa Rica; en plena licitación internacional; donde se espera producir 6 Ci de Tc99m por bombardeo de un solo blanco durante 6 horas.
Finalmente es necesario referirse a la tecnología de fisión; donde el Mo99 es uno de los tantos subproductos de la fisión del U235.
La producción comercial de Mo99 por fisión es el método más usado a nivel mundial. En el mercado mundial, existen sólo cuatro organizaciones que producen comercialmente y suministran Mo99 para atender el 95 % de la demanda. Esas organizaciones utilizan 5 reactores; los cuales vienen operando por más de 45 años; uno de ellos, El reactor National Research Universal (NRU) gestionado por Atomic Energy of Canada Limited es un reactor de investigación que anunció su clausura definitiva para el 2016. El 5% restante del Mo99 es abastecido por pequeñas producciones locales o regionales. Esta situación, unida a las paradas de mantenimiento y problemas de seguridad están impulsando la búsqueda de nuevas alternativas de producción de Mo99.
Por otra parte es necesario destacar que debido a aspectos regulatorios y de salvaguardas, la tendencia actual es la de emplear blancos de LEU. La recuperación y purificación del Mo99 del blanco de LEU irradiado se puede llevar a cabo tanto por métodos de disolución ácida y básica. Desde el punto de vista de la infraestructura se requiere la construcción de celdas calientes de diseño complejo y costoso. La construcción, montaje y PES de 6 celdas de producción de 35 cm de espesor se estima en unos 10 millones de dólares.
La disposición de los residuos radiactivos es otro aspecto importante a tener en cuenta y su costo y viabilidad dependerá del tipo de residuos a producir: Alta o baja actividad. La manipulación y transporte de los materiales radiactivos deberá realizarse en contenedores estandarizados; los cuales están disponibles en el mercado internacional y su costo dependerá de las actividades y tipos de materiales radiactivos a transportar (Blancos irradiados, Mo99 y residuos provenientes del procesamiento de los blancos).
