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Technetium-99m Generator – Wikipedia

Technetium-99m Generator

aus Wikipedia, der freien Enzyklopädie

Ein Technetium-99m Generator ist ein Gerät zur Extraktion des metastabilen Isotops Technetium-99m aus einer Quelle, die zerfallendes Molybdän-99 enthält. Technetium-99m wird für eine Vielzahl von Anwendungen in der Nuklearmedizin benötigt.

99Mo hat eine Halbwertszeit von 66 Stunden und kann über größere Entfernungen zu Krankenhäusern und Praxen gebracht werden, wo das Zerfallsprodukt Technetium-99m (mit der für den Transport sehr ungünstigen Halbwertszeit von nur 6 Stunden) extrahiert wird. In der Nuklearmedizin wird die geringe Halbwertszeit sehr geschätzt.

Inhaltsverzeichnis

[Bearbeiten] Mechanismus

Die Halbwertszeit der Mutternuklids 99Mo ist viel größer als die des Tochternuklids 99mTc. 50 % der Gleichgewichtsaktivität wird innerhalb einer Halbwertszeit des Tochternuklids erreicht, 75 % innerhalb von zwei Halbwertszeiten des Tochternuklids. Daher ist das Entfernen des Tochternuklids (Elutionsprozess) aus dem Generator („melken“ des Generators) sinnvollerweise etwa alle 6–12 Stunden durchzuführen.

Die meisten kommerziellen 99Mo/99mTc Generatoren benutzen 99mTc Chromatographie-Säulen, in welchen 99Mo auf saurem Aluminumoxid aufgebracht ist. Drückt man eine normale Salzlösung durch die Säulen mit immobilisiertem 99Mo und löslichem 99mTc entsteht eine Salzlösung, die 99mTc enthält, zu der dann das für das jeweilige Organ spezifische Pharmazeutikum in entsprechender Konzentration gegeben wird. Das Isotop kann auch ohne pharmazeutische Markierung für bestimmte Zwecke, die reines 99mTc als primäres Radiopharmakon verlangen, verwendet werden.

Die nutzbare Lebensdauer eines 99Mo/99mTc Generators beträgt etwa drei Halbwertszeiten des Molybdäns, also etwa eine Woche. Danach ist der Gehalt an 99Mo zu gering. Somit kauft eine Klinik oder Praxis für Nuklearmedizin mindestens einen solchen Generator pro Woche oder mehrere in gestaffelter Form.

99Mo kann durch Neutronenaktivierung (nγ Reaktion) von 98Mo in einem Reaktor mit hohem Neutronenfluss erzeugt werden. Die meisten verwendeten Verfahren benutzen ein 235U Target. Durch Bestrahlung des Targets mit Neutronen entsteht 99Mo als Spaltprodukt.[1]

[Bearbeiten] Siehe auch

[Bearbeiten] Einzelnachweise

  1. Snelgrove JL et.al., DEVELOPMENT AND PROCESSING OF LEU TARGETS FOR MO-99 PRODUCTION-OVERVIEW OF THE ANL PROGRAM, International Meeting on Reduced Enrichment for Research and Test Reactors 1995

[Bearbeiten] Weblinks

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