مطالعه ی نظری و تجربی تولید رادیونوکلید درمانی تربیم-161 در رآکتور تحقیقاتی تهران

تربیم-161 به دلیل ویژگی‌های مناسب واپاشی، یک رادیو‌نوکلید امیدبخش برای توسعه‌ی کمپلکس‌های درمانی جدید است ومی‌تواند جای‌گزین مناسبی برای لوتسیم-177 باشد. در این مطالعه، روش‌های تولید تربیم-161، مورد ارزیابی نظری و عملی قرار گرفت. درشیوه‌ی نظری، با حل معادله‌های دیفرانسیلی زنجیره‌ی واپاشی و با اعمال مقدارهای ثابت موجود در معادله‌ها، فعالیت پرتوزایی رادیونوکلیدتربیم-161 و تمام ناخالصی‌های تولیدی محاسبه شد. روش عملی غالب تولید تربیم-161، تولید غیرمستقیم آن از طریق واکنش زنجیره‌ای tb161gd (β)161gd(n, γ)160 است. در این روش از هدف گادولینیم-160 غنی شده و یا گادولینیم طبیعی استفاده می‌شود. در مطالعه‌ی حاضر، برای تولید تربیم-161، گادولینیم طبیعی در رآکتور تحقیقاتی تهران با شار نوترون گرمایی حدود 1s 2cm 1013×3 به مدت34 ساعت مورد پرتودهی قرار گرفت. فعالیت هر کدام از محصول‌های واکنش با استفاده از طیف‌سنجی پرتو گاما ارزیابی شد. نتایج نشان داد که در این شرایط، حدود 0/11 میلی‌کوری تربیم-161 تولید شده بود. داده‌های حاصل از حل معادله‌های واپاشی، این مقدار را تایید نمود. لذا، می‌توان نتیجه گرفت که با پرتودهی طولانی مدت 10 میلی‌گرم از گادولینیم-160 غنی شده، تولید حدود صد میلی‌کوری تربیم-161 امکان‌پذیر خواهد بود.

Theoretical and experimental studies of 161Tb production as a new therapeutic radionuclide at Tehran Research Reactor

Because of the suitable decay characteristics of terbium161 (161Tb), it is a promising radioisotope for development of new therapeutic complexes and also a good alternative to 177Lu. In this study, the production routes of 161Tb are evaluated by both theoretical and experimental methods. In the theoretical approach the chain decay equations are solved and the activity of the radionuclide and all of the other products are obtained by imposing constant values in the equations. The main route for the 161Tb production is the 160Gd(n,γ)161Gd (β)161Tb reaction as an indirect production method. In this method, natural or enriched gadolinium can be used. For the 161Tb production, 1 mg of natural gadolinium is irradiated at the Tehran Research Reactor, using thermal neutron flux of 3×1013 cm2 s1 for 34 hours. The activity of each product is evaluated by means of gamma spectrometry. The results show that about 0.11 mCi of 161Tb is produced in this condition. Due to confirmation of the calculations with experiments, it can be concluded that production of about 100 mCi of 161Tb is possible by a long time irradiation of 10 mg of enriched 160Gd.