NGHIÊN CỨU PHƯƠNG PHÁP CHẾ TẠO ĐỒNG VỊ 99mTc TỪ BIA MoO3 NHỜ NGUỒN NEUTRON ĐỒNG VỊ Am-Be

ĐẠI HỌC QUỐC GIA THÀNH PHỐ HỒ CHÍ MINH
TRƯỜNG ĐẠI HỌC KHOA HỌC TỰ NHIÊN
--------------

NGUYỄN THỊ MINH CHÂU

NGHIÊN CỨU PHƯƠNG PHÁP CHẾ TẠO
ĐỒNG VỊ 99mTc TỪ BIA MoO3 NHỜ
NGUỒN NEUTRON ĐỒNG VỊ Am-Be
Chuyên ngành: Vật Lý Nguyên Tử, Hạt Nhân và Năng Lượng Cao
Mã số: 60 44 05

LUẬN VĂN THẠC SĨ VẬT LÝ

NGƯỜI HƯỚNG DẪN KHOA HỌC
PGS. TS CHÂU VĂN TẠO

TP. HỒ CHÍ MINH-2011


1

LỜI CẢM ƠN

Để có thể hoàn thiện được đề tài này, tôi xin chân thành gửi lời cảm ơn đến
PGS.TS Châu Văn Tạo, người thầy đã tận tình chỉ bảo và định hướng cho tôi trong
suốt quá trình nghiên cứu và hoàn thành đề tài. Thầy đã luôn dõi theo quá trình thực
hiện đề tài của tôi và đã cho tôi những ý kiến bổ ích giúp tôi giải quyết được những
khó khăn, vướng mắc trong quá trình thực hiện đề tài.
Xin cám ơn đến TS Huỳnh Trúc Phương cùng các Thầy Cô trong Hội đồng
chấm luận văn đã đọc và góp ý giúp cho luận văn của tôi được hoàn thiện hơn.

Xin chân thành gửi lời cám ơn đến Th.S Dương Văn Đông - Giám đốc trung
tâm nghiên cứu và điều chế đồng vị phóng xạ đã cung cấp tài liệu và giúp đỡ tôi
trong việc tìm hiểu các phương pháp tách chiết.
Xin gửi lời cám ơn đến các Thầy Cô đã trang bị cho tôi những kiến thức
chuyên ngành cũng như sự chỉ bảo của các Thầy Cô trong suốt quá trình học tập.
Tôi xin cảm ơn Bạn Bè đã động viên và giúp đỡ tôi trong suốt quá trình học
tập và thực hiện đề tài.
Cuối cùng con xin cảm ơn Ba, Mẹ đã luôn bên cạnh và động viên con trong
công việc cũng như trong cuộc sống.

TP. HCM, 06/2011
NGUYỄN THỊ MINH CHÂU


2

MỤC LỤC
Trang
Danh mục các bảng ................................................................................................... i
Danh mục các hình vẽ .............................................................................................. ii
Mở đầu ................................................................................................................................. 1
Chương 1: TỔNG QUAN .........................................................................................3
1.1. Giới thiệu về sản xuất đồng vị phóng xạ ..........................................................3
1.2. Tình hình sử dụng và sản xuất 99Mo hiện nay ..................................................5
1.3. Các phương pháp sản xuất 99Mo ......................................................................6
1.3.1. Chế tạo 99Mo theo phương pháp phân hạch 235U.......................................7
1.3.2. Chế tạo 99Mo theo phương pháp kích hoạt neutron ...................................9
1.3.3. Các phương pháp khác ............................................................................10
1.4. Các phương pháp tách chiết 99mTc .................................................................12
1.4.1. Phương pháp chiết cột .............................................................................12

1.4.2. Phương pháp chiết dung môi ...................................................................14
1.4.3. Phương pháp chiết thăng hoa...................................................................14
1.5. Ứng dụng của 99mTc trong y học hạt nhân......................................................16
Chương 2: CHẾ TẠO 99Mo THEO PHƯƠNG PHÁP KÍCH HOẠT
NEUTRON ...........................................................................................18
2.1. Nguyên liệu ....................................................................................................18
2.2. Các loại nguồn neutron...................................................................................19
2.2.1. Nguồn neutron đồng vị ...........................................................................19
2.2.2. Máy phát neutron .....................................................................................19
2.2.3. Lò phản ứng hạt nhân ..............................................................................20
2.3. Các phương pháp chiếu xạ .............................................................................20
2.3.1. Container chiếu xạ ...................................................................................20
2.3.2. Các phương pháp chiếu xạ.......................................................................21
2.3.3. Chiếu xạ ...................................................................................................22
2.4. Quá trình phân rã phóng xạ - Hoạt độ phóng xạ ............................................25


3

2.4.1. Quá trình phân rã phóng xạ .....................................................................25
2.4.2. Hoạt độ phóng xạ .....................................................................................28
2.4.3. Hoạt độ của 99Mo và 99mTc theo lý thuyết ...............................................31
2.4.4. Hoạt độ 99Mo và 99mTc theo thực nghiệm ................................................35
Chương 3: THỰC NGHIỆM ........................................................................................ 37
3.1. Giới thiệu thiết bị thí nghiệm .........................................................................37
3.1.1. Thiết bị chuẩn bị mẫu ..............................................................................37
3.1.2. Thiết bị chiếu mẫu - nguồn neutron.........................................................38
3.1.3. Thiết bị đo ................................................................................................40
3.1.4. Dụng cụ tách chiết ...................................................................................40
3.2. Thực nghiệm xác định đường cong hiệu suất theo năng lượng gamma.........41

3.2.1. Đối với mẫu có dạng hình trụ ..................................................................41
3.2.2. Đối với mẫu có dạng hình lá (tấm) ..........................................................42
3.3. Thực nghiệm xác định thông lượng neutron nhiệt và trên nhiệt ....................44
3.4. Thực nghiệm chế tạo đồng vị 99mTc nhờ nguồn neutron đồng vị Am-Be ......45
3.4.1. Chuẩn bị mẫu và chiếu mẫu.....................................................................45
3.4.2. Đo hoạt độ phóng xạ ................................................................................46
Kết luận .................................................................................................................... 52
Danh mục các công trình ........................................................................................ 53
Tài liệu tham khảo .................................................................................................. 54
Phụ lục ...................................................................................................................... 55


i

DANH MỤC CÁC BẢNG
Stt 

Tên 

Trang 
3 

1  Bảng 1.1: Các chuỗi đồng vị phóng xạ 
2 

Bảng 1.2: So sánh các dạng khác nhau của máy phát đồng vị
99

Mo/

16 

99m

Tc 

3  Bảng 2.1: Các đồng vị Mo và sản phẩm kích hoạt neutron 

19 

4  Bảng 3.1: Bảng số liệu của mẫu chuẩn IAEA – 375 

41 

5  Bảng 3.2: Hiệu suất của detector đối với mẫu hình học tấm 

43 

6 

Bảng 3.3: Thông lượng neutron nhiệt và trên nhiệt của nguồn

45 

Am-Be 
7  Bảng 3.4: Thời gian chiếu và khối lượng của các nhóm mẫu 

45 

8  Bảng 3.5: Thời gian đo mẫu

47 

9  Bảng 3.6: Diện tích đỉnh năng lượng quan tâm 

47 

10 Bảng 3.7: Hoạt độ riêng của 99Mo

47

11

Bảng 3.8: Diện tích đỉnh 140,5keV của nhóm 99mTc ở lần chiết thứ

12 Bảng 3.9: Hoạt độ riêng của 99mTc ngay sau khi chiết lần 1
13

48

nhất

Bảng 3.10: Diện tích đỉnh 140,5keV của nhóm

48

99m

Tc ở lần chiết

49

thứ hai

14 Bảng 3.11: Hoạt độ riêng của 99mTc ngay sau khi chiết lần 2

50


ii

DANH MỤC CÁC HÌNH VẼ
Stt

Tên

Trang

1

Hình 1.1: Các con đường chế tạo 99Mo trong lò phản ứng

7

2

Hình 1.2: Các con đường chế tạo 99Mo/99mTc bởi máy gia tốc

11

3

Hình 1.3: Sơ đồ hệ thống máy phát đồng vị 99Mo/99mTc

13

4

Hình 2.1: Sự phân rã của bia chiếu xạ liên tục

21

5

Hình 2.2: Bia chiếu xạ gián đoạn

22

6

Hình 2.3: Đồ thị hoạt độ phóng xạ của 99Mo theo thời gian chiếu

23

7

Hình 2.4: Sơ đồ phân rã của 99Mo

31

8

Hình 3.1: Ống chiếu và ống đựng mẫu

38

9

Hình 3.2: Bột molybden trioxit

38

10

Hình 3.3: Cấu hình của nguồn Am-Be dùng kích hoạt neutron

39

11

Hình 3.4: Hệ chuyển mẫu nhờ bơm áp lực

39

12

Hình 3.5: Hệ phổ kế gamma với detector HPGe

40

13

Hình 3.6: Dụng cụ tách chiết

40

14

Hình 3.7: Đường cong hiệu suất đối với mẫu hình học trụ

42

15

Hình 3.8: Đường biểu diễn hiệu suất theo năng lượng với mẫu
hình học tấm

16  Hình 3.9: Phễu chiết tách 99mTc ra khỏi 99Mo 

44
48 


iii

17 

18 

Hình 3.10: Đường cong hoạt độ riêng của 99mTc chiết lần 1 theo

khối lượng MoO3 
Hình 3.11: Đường cong hoạt độ riêng của 99mTc chiết lần 2 theo
khối lượng MoO3 

49 

50


1

MỞ ĐẦU
Ngày nay, với sự phát triển không ngừng của khoa học kỹ thuật, đời sống
con người ngày càng được cải thiện, các nhu cầu của con người ngày càng được
nâng cao. Một trong những nhu cầu quan trọng được đặt lên hàng đầu đó là nhu cầu
về sức khỏe. Y tế phát triển, tuổi thọ con người được nâng cao so với trước đây.
Bên cạnh đó, dân số thế giới tăng nhanh, con người khai thác tài nguyên ngày một
nhiều hơn, nhiều nhà máy công nghiệp mọc lên, một khối lượng lớn chất thải được
thải ra môi trường. Chính vì vậy, môi trường ngày càng bị ô nhiễm, nhiều loại bệnh
mới xuất hiện, đặc biệt số người mắc bệnh ung thư ngày càng gia tăng. Phát hiện
ung thư sớm và chữa trị kịp thời là một yêu cầu đối với ngành y học nhằm kéo dài
tuổi thọ của người bệnh. Sự ra đời của y học hạt nhân góp phần vào việc phát hiện
và chữa trị một số bệnh nan y này.
Y học hạt nhân là một nhánh của y học, nó sử dụng các đồng vị phóng xạ
trong việc chẩn đoán chức năng ở các bộ phận đặc biệt của con người hoặc điều trị
chúng. Hầu hết trong các trường hợp, từ các thông tin thu được các bác sĩ sử dụng
để thực hiện một chẩn đoán nhanh, chính xác về căn bệnh của bệnh nhân. Trong
một số trường hợp khác, các đồng vị phóng xạ có thể được sử dụng để điều trị các
cơ quan bị bệnh hay các khối u. Trong y học hạt nhân, để chẩn đoán chức năng của
các cơ quan trong cơ thể, người ta sử dụng các chất đánh dấu đưa vào cơ thể bệnh

nhân, những chất đánh dấu này phát gamma, đi qua cơ thể người bệnh và được ghi
nhận bởi gamma camera. Dựa vào hình ảnh thu được, các bác sĩ có thể chẩn đoán
được căn bệnh của bệnh nhân. Những chất đánh dấu thường là những đồng vị có
thời gian bán rã ngắn kết hợp với các dược chất, trong đó các quá trình sinh lí cụ thể
đã được xem xét kỹ lưỡng.
Trong số các đồng vị phóng xạ được sử dụng cho chẩn đoán thì 99mTc là một
đồng vị được sử dụng rộng rãi nhất hiện nay. Sở dĩ 99mTc được sử dụng rộng rãi như
vậy vì

99m

Tc có nhiều ưu điểm như chu kỳ bán hủy 6,02 giờ đủ dài để tiến hành

kiểm tra các quá trình trao đổi chất nhưng cũng đủ ngắn để giảm thiểu liều bức xạ
cho bệnh nhân; nó phát gamma năng lượng thấp, thoát ra khỏi cơ thể bệnh nhân và


2

được ghi nhận bởi detector. Với những ưu điểm trên, 99mTc đã trở thành một đồng vị
được sử dụng ngày càng nhiều trong các ca chẩn đoán trong y học hạt nhân (chiếm
khoảng 80% các ca chẩn đoán trong y học hạt nhân). Do nhu cầu sử dụng đồng vị
này ngày càng tăng nên nguồn cung 99mTc hiện nay đang trở nên thiếu hụt.
Vì

99m

Tc là một đồng vị phóng xạ quan trọng, được sử dụng rộng rãi nhất

trong các ca chẩn đoán y học hiện nay nên chúng tôi thực hiện đề tài này nhằm tìm

hiểu qui trình chế tạo

99m

Tc ngay tại bộ môn Vật Lý Hạt Nhân – nơi có nguồn

neutron Am-Be không chỉ phục vụ cho công việc giảng dạy, học tập mà còn phục
vụ cho việc nghiên cứu.
Chúng tôi thực hiện đề tài này trong ba chương:
Chương 1: Tổng quan. Chương này chúng tôi giới thiệu tổng quát tình hình
sử dụng 99mTc và các phương pháp chế tạo đồng vị 99mTc hiện nay trên thế giới.
Chương 2: Chế tạo 99Mo theo phương pháp kích hoạt neutron: trình bày các
bước chế tạo 99Mo theo phương pháp kích hoạt neutron được sử dụng hiện nay.
Chương 3: Thực nghiệm. Với những thiết bị hiện có tại bộ môn Vật Lý Hạt
Nhân trường Đại Học Khoa Học Tự Nhiên, chúng tôi nghiên cứu phương pháp chế
tạo đồng vị

99m

Tc, bước đầu xây dựng đường cong thực nghiệm biểu thị mối quan

hệ giữa hoạt độ riêng của 99mTc và khối lượng mẫu chiếu.
Kết luận.


3

Chương 1

TỔNG QUAN

1.1. Giới thiệu về sản xuất đồng vị phóng xạ
Trong tự nhiên có gần 300 hạt nhân gồm những nguyên tố khác nhau và các
đồng vị của chúng. Đồng vị hạt nhân là những hạt nhân có cùng số proton nhưng
khác nhau về số neutron, nghĩa là chúng có cùng số Z nhưng khác nhau về số khối
A. Các đồng vị không bền phân rã bằng cách phát α , β hay bức xạ γ , một số nhân

nặng có thể phân rã bằng cách phân hạch. Hầu hết những đồng vị phóng xạ tìm thấy
trong tự nhiên nằm ở một trong bốn chuỗi phóng xạ cho ở bảng 1.1.
Bảng 1.1 Các chuỗi đồng vị phóng xạ

Chuỗi

Hạt nhân mẹ

Sản phẩm cuối cùng (bền)

Thorium

232
90

Th

208
82

Pb

Neptunium

237
93

Np

209
83

Bi

Uranium

238
92

U

206
82

Pb

Actinium

235
92

U

207

82

Pb

Các nhân trong chuỗi phóng xạ phân rã để biến thành hạt nhân khác bằng cách phát
α , β cho đến khi đạt được trạng thái bền. Do đặc tính bức xạ của các đồng vị

phóng xạ cũng như năng lượng phát ra của bức xạ mà chúng được ứng dụng trong
các lĩnh vực: công nghiệp, nông nghiệp, nghiên cứu cũng như trong y học. Các
đồng vị phóng xạ trong tự nhiên thường là những nguyên tố nặng, có rất ít các
nguyên tố nhẹ như

40
19

K,

87
37

Rb ,

50
23

V ,…Nhưng các nhân phóng xạ nhẹ cũng có thể

được tạo ra bằng cách cung cấp cho nó một năng lượng dư (excess energy) bằng
cách chiếu xạ các nguyên tố đó bởi neutron trong lò phản ứng hay hạt tích điện như
proton, deuteron, alpha bằng máy gia tốc.

Sản xuất đồng vị phóng xạ phục vụ cho các ngành khác nhau của nền kinh tế
là một chương trình hạt nhân quan trọng của một quốc gia. Các đồng vị phóng xạ có


4

thể được sản xuất bằng phản ứng hạt nhân của nguyên tố bia với neutron trong lò
phản ứng hoặc trong cyclotron. Để thu được đồng vị phóng xạ thích hợp cho việc sử
dụng, người ta đòi hỏi phải có một quá trình xử lí kĩ càng cho mọi trường hợp. Các
thông số kĩ thuật của sản phẩm cuối cùng và các thủ tục kiểm tra để đảm bảo chất
lượng sản phẩm cũng là một phần thiết yếu của chương trình sản xuất đồng vị
phóng xạ.
Hai nguồn tạo đồng vị phóng xạ nhân tạo chính hiện nay là máy gia tốc và lò
phản ứng. Trong đó, đồng vị phóng xạ được tạo ra bởi lò phản ứng chiếm chủ yếu.
Lò phản ứng cung cấp một thể tích lớn cho bia chiếu xạ và có thể chiếu xạ đồng
thời nhiều mẫu. Do đó, lò phản ứng có tính kinh tế cho việc sản xuất và có khả năng
sản xuất nhiều loại đồng vị phóng xạ. Sản xuất đồng vị phóng xạ bởi máy gia tốc
chiếm một tỉ lệ nhỏ trong tổng số các đồng vị phóng xạ được sử dụng. Máy gia tốc
thường được dùng để sản xuất những đồng vị phóng xạ không thể sản xuất được bởi
lò phản ứng hoặc những đồng vị phóng xạ có thuộc tính đặc biệt.
Chương trình sản xuất đồng vị phóng xạ bao gồm nhiều hoạt động liên quan
mật thiết với nhau như chế tạo bia, chiếu xạ bia trong lò hay trong máy gia tốc, vận
chuyển bia chiếu xạ đến phòng thí nghiệm phóng xạ, chế biến hóa phóng xạ hay
đóng gói nguồn kín, kiểm tra chất lượng và vận chuyển tới người sử dụng cuối
cùng. Mỗi một bước đều đòi hỏi các chuyên gia từ những ngành tương ứng, đòi hỏi
phòng thí nghiệm phải được trang bị các thiết bị để xử lí phóng xạ và các cơ sở hạ
tầng phụ trợ khác. Việc sản xuất đồng vị phóng xạ bắt đầu với một qui mô đáng kể
ở một số nước vận hành lò nghiên cứu từ những năm 1950.
Trước đây, cơ quan năng lượng nguyên tử quốc tế IAEA đã từng biên soạn
một tài liệu hướng dẫn về việc sản xuất 15 đồng vị phóng xạ và nó được phát hành

năm 1966. Sau đó, với sự tăng trưởng nhanh chóng trong việc xây dựng các lò
nghiên cứu mới và sự gia tăng tương ứng trong việc sản xuất và sử dụng đồng vị
phóng xạ, IAEA đã biên soạn lại và phát hành một tài liệu hướng dẫn công phu và
toàn diện hơn vào năm 1971, tài liệu này hướng dẫn việc sản xuất 25 đồng vị phóng
xạ trong lò phản ứng và 8 đồng vị phóng xạ được sản xuất bởi máy gia tốc. Cả hai


5

tài liệu hướng dẫn này đều là nguồn tài liệu tham khảo hữu ích cho các nhà khoa
học làm việc trong lĩnh vực sản xuất đồng vị phóng xạ trên thế giới. Trong đó, tài
liệu phát hành năm 1971 được xuất bản khá nhiều lần. Với sự phát triển việc sản
xuất đồng vị phóng xạ diễn ra ngay sau đó (từ 1971) thì việc xuất bản một tài liệu
cập nhật đã được xem xét trong cuộc họp năm 1998. Hội nghị thấy rằng việc cập
nhật tất cả các đối tượng trong hướng dẫn năm 1971 có thể không phù hợp với tình
hình thực tế do những phát triển mới đã diễn ra từ sau đó nên một tài liệu đã được
biên soạn lại và được phát hành vào năm 2003. Tài liệu hướng dẫn này chỉ tập trung
vào các đồng vị sản xuất trong lò, nó chứa các thủ tục cho việc sản xuất 48 đồng vị
phóng xạ quan trọng trong lò. Đây là những đóng góp của các nhà sản xuất đồng vị
phóng xạ lớn từ các vùng khác nhau của thế giới trên cơ sở kinh nghiệm thực tế của
họ. Trong trường hợp các đồng vị phóng xạ được sử dụng rộng rãi như I-131, P-32,
Mo-99, các thủ tục cho việc sản xuất được đóng góp từ nhiều trung tâm khác nhau
để người dùng có thể so sánh các thủ tục này [8].
Trong số các đồng vị phóng xạ sử dụng trong y học hạt nhân, các đồng vị
phóng xạ dùng trong chẩn đoán chiếm hơn 90%, trong đó 99mTc chiếm hơn 80% các
ca chẩn đoán trong y học hạt nhân [6]. Với chu kỳ bán rã ngắn T  6,02 giờ, sau khi
tiêm vào cơ thể bệnh nhân thì chỉ sau một thời gian ngắn 99mTc sẽ rã hết nên ít ảnh
hưởng tới cơ thể bệnh nhân. Tuy nhiên, chu kỳ bán rã ngắn này là ưu điểm đồng
thời cũng là nhược điểm của nó. Với chu kỳ bán rã ngắn như vậy thì

99m

Tc chỉ có

thể đáp ứng được nhu cầu tại chỗ. Chính vì vậy người ta không trực tiếp chế tạo
đồng vị

99m

Tc mà chế tạo đồng vị mẹ của nó là

99

Mo có chu kỳ bán rã dài hơn

( T  66 giờ) có thể vận chuyển đi xa được.

1.2. Tình hình sử dụng và sản xuất 99Mo hiện nay
Hơn 10.000 bệnh viện trên khắp thế giới sử dụng đồng vị phóng xạ trong y
học, và khoảng 90% các ca là cho chẩn đoán. Với những ưu điểm nổi bật của mình,
99m

Tc là đồng vị phóng xạ được sử dụng phổ biến nhất hiện nay với 30 triệu ca mỗi

năm, chiếm khoảng 80% các ca chẩn đoán trong y học hạt nhân trên thế giới.


6

Ở một số nước phát triển (chiếm 26% dân số thế giới) tần số chẩn đoán y học

hạt nhân là 1,9 % /năm. Ở Hoa Kỳ, có khoảng 18 triệu ca trong 1 năm trong số 305
triệu người, và ở Europe khoảng 10 triệu ca trong số 500 triệu người. Ở Australia có
khoảng 560.000 ca trong 1 năm trong số 21 triệu người,…. Nhu cầu của thế giới
hiện nay ước tính khoảng 10.000 Ci/tuần (6 ngày) Người ta dự đoán rằng nhu cầu sẽ
tăng vài phần trăm mỗi năm [3].
Việc cung ứng 99Mo hiện nay được tiến hành chủ yếu bởi những nhà sản xuất
lớn như MDS Nordion, Convidien, IRE, NTP. Tuy nhiên, do nhu cầu sử dụng ngày
càng tăng cao làm cho khả năng cung ứng đồng vị này hiện đang bị thiếu hụt
nghiêm trọng. Do đó, người ta đưa ra nhiều phương pháp mới để chế tạo đồng vị
này nhằm khắc phục tình trạng thiếu hụt.
Ở Việt Nam hiện nay người ta không chế tạo đồng vị 99Mo mà nhập nguồn
99

Mo phân hạch từ các nước khác, sau đó sản xuất các máy phát đồng vị 99Mo/99mTc

và cung ứng cho các bệnh viện.

1.3. Các phương pháp sản xuất 99Mo
99

Có nhiều cách khác nhau để chế tạo

Mo như sử dụng phương pháp kích

hoạt neutron, phương pháp phân hạch hạt nhân,…Các nguồn tạo đồng vị 99Mo chủ
yếu hiện nay là từ các lò nghiên cứu. Bằng cách sử dụng phản ứng (n, γ) với bia
molybden có chứa đồng vị

98

Mo. Chế tạo

không đắt nhưng hoạt độ riêng của

99

Mo theo phương pháp này tuy giá cả

99

Mo không cao. Hoặc chế tạo 99Mo bởi phân

hạch 235U, chế tạo theo phương pháp này tuy đắt hơn nhưng hoạt độ riêng 99Mo cao.
Các phương pháp chế tạo 99Mo chủ yếu hiện nay được tóm tắt ở hình 1.1. Yêu cầu
kĩ thuật cho việc sản xuất 99Mo bằng phương pháp kích hoạt dùng phản ứng (n, γ)
thì đơn giản hơn và nằm trong khả năng của hầu hết các nước đang phát triển có lò
nghiên cứu hoạt động. Còn trong phương pháp phân hạch, yêu cầu kĩ thuật và thiết
bị (cơ sở hạ tầng) phức tạp hơn, và có thể chỉ thực hiện được ở các nước có nền
công nghệ hạt nhân tiên tiến.


7

Sản xuất 99Mo
trong lò phản ứng

Phân hạch uranium

Kích hoạt bia
molybden

Bia uranium có độ
giàu cao (HEU)

Bia molybden được
làm giàu 98Mo

Bia uranium có độ
giàu thấp (LEU)

Bia molybden tự
nhiên

Hình 1.1 Các con đường chế tạo 99Mo trong lò phản ứng.
1.3.1. Chế tạo 99Mo theo phương pháp phân hạch 235U
Phân hạch hạt nhân là một phương pháp sản xuất đồng vị khá phổ biến dựa
trên nguyên tắc phá vỡ hạt nhân nặng thành hạt nhân có số khối nhỏ hơn. Hầu như
nguồn cung cấp 99Mo trên thế giới hiện nay được tạo ra bởi sự phân hạch hạt nhân
235

U. Khi 235U bắt neutron, phản ứng phân hạch có thể xảy ra như sau:
235

U 1 n  236 U 99 Mo 135 Sn  2n

131 I 102 Y  3n
137 Cs  97 Rb  2n
…
Như vậy, các sản phẩm phân hạch thường gặp khi phân hạch

235

U là Iodine-131

(131I), Cesium-137 (137Cs) và đồng vị được sử dụng rộng rãi trong trong y học hạt
nhân là Molybden-99 (99Mo). 99Mo có hoạt độ riêng cao tồn tại ở dạng molybdate
được tách khỏi sản phẩm phân hạch và dùng để chế tạo máy phát đồng vị
99

Mo/99mTc.
Hai loại bia được sử dụng cho việc sản xuất 99Mo phân hạch hiện nay là bia

uranium có độ giàu cao (HEU) chứa hơn 90% khối lượng 235U và bia uranium có độ
giàu thấp (LEU) chứa ít hơn 20% khối lượng 235U [6]. Hiện tại, hầu hết bia được sử
dụng cho việc sản xuất 99Mo là bia HEU. Việc chiếu xạ bia uranium làm giàu được


8

thực hiện ở các vị trí chiếu xạ trong vùng hoạt của lò phản ứng. Sau khi chiếu xạ,
các bia này được để rã cho đến sau 24 giờ để giảm gamma tức thời và các sản phẩm
phân hạch có thời gian sống ngắn.

1.3.1.1. Bia uranium có độ giàu cao (HEU)
Ngày nay, việc sản xuất 99Mo chủ yếu bằng cách sử dụng bia HEU. Sử dụng
bia HEU cho hoạt độ riêng cao. Các lò phản ứng hạt nhân được sử dụng để sản xuất
hơn 40 sản phẩm kích hoạt và 5 sản phẩm quan trọng trong y học hạt nhân là
133
99

Xe, 89Sr, 90Y, 99Mo. Hiện nay,

131

I,

131

I,

133

Xe là các sản phẩm được tạo ra cùng với

Mo với phương pháp hòa tan kiềm.
Bia sau khi chiếu xạ có hoạt độ cao, các bức xạ gamma cao phát ra từ bia, và

quá trình của nó rất phức tạp. Có hai cách để tách 99Mo từ bia uranium chiếu xạ đó
là quy trình kiềm và quy trình axit. Hầu hết các nhà sản xuất lớn sử dụng cách thứ
nhất vì nó thích hợp cho bia có chứa nhôm và cho phép sản xuất sản phẩm phụ là
131

I. Quy trình xử lí bia được tiến hành trong các hot cell (lớp bảo vệ tương đương

200-250mm chì [5]). Ở đó, bia được hòa tan với dung dịch NaOH, molybden được
tách ra, lọc sạch, kiểm tra chất lượng và đóng gói.
Sau quy trình tách

99

Mo, còn lại một lượng lớn

235

U chứa trong bia và trở

thành rác thải. Theo nguyên lý, nó có thể phục hồi và tái sử dụng nhưng người ta
cho rằng việc mua HEU sạch lại rẻ hơn vì vậy con đường tái chế nhiên liệu này thì
khó thực hiện.
Trong việc tách molybden và thu được 99mTc sạch, có các chất bẩn phóng xạ
là 131I và 103Ru và nồng độ của nó không được vượt quá 50ppm. Ngày nay, nồng độ
của 131I và 103Ru có trong technetium được tách ra ít hơn 3ppm và 0,2ppm [6].
Ưu điểm của phương pháp này là hoạt độ riêng của

99

Mo khá cao (cỡ

104 Ci/g). Đó chính là nguồn cung cấp đồng vị 99Mo quan trọng nhất trên thế giới
hiện nay. Tuy nhiên phương pháp này yêu cầu kỹ thuật rất cao, bố trí phức tạp, tốn
kém. Bên cạnh đó, phương pháp này tạo ra lượng lớn chất thải phóng xạ nên chi phí
xử lý rác thải rất lớn.


9

1.3.1.2. Bia uranium có độ giàu thấp (LEU)
Mặc dù sử dụng bia HEU cho hoạt độ riêng cao hơn nhưng để giảm thiểu
mối lo ngại về vũ khí hạt nhân, thế giới đang nỗ lực trong việc sử dụng bia LEU
thay cho bia HEU. Nhưng mỗi nhà sản xuất

99m

Tc đều có một quy trình sản xuất

riêng do đó nếu sử dụng bia LEU thay cho HEU thì các quy trình chế tạo 99Mo sạch
cũng cần phải sửa đổi lại. Công việc này trở nên khó khăn và tốn rất nhiều thời
gian.
Bản chất cạnh tranh cao của kinh doanh và các quy định nghiêm ngặt về
quản lí việc sản xuất thuốc làm cho các nhà sản xuất không muốn thay đổi quy trình
của họ. Vì vậy, muốn thay thế bia HEU thành bia LEU trong việc sản xuất 99Mo thì
phải sửa đổi ít nhất quy trình sản xuất đã được sử dụng rộng rãi và có khả năng hữu
dụng nhất.
Để đạt lượng 99Mo tương đương, các bia LEU phải chứa 5 đến 6 lần uranium
như các bia HEU mà họ thay thế. Thay LEU cho HEU trong hầu hết các trường hợp
sẽ đòi hỏi việc thay đổi thiết kế bia và các quá trình hóa học. Ba thách thức lớn đã
được xác định: sửa đổi thiết kế bia và quá trình xử lí bia nên thay đổi ít nhất có thể,
đảm bảo sản lượng 99Mo cao và sạch, hạn chế bất lợi kinh tế.

1.3.2. Chế tạo 99Mo theo phương pháp kích hoạt neutron
Kích hoạt neutron cho bia molybden tự nhiên nhìn chung là phương pháp ít
phức tạp nhất để sản xuất

99m

Tc. Tuy nhiên trong hầu hết các máy phát đồng vị

thương mại, hạn chế của phương pháp này là cho hoạt độ riêng thấp. Điều này đã
làm cho các nhà sản xuất lựa chọn phương pháp phân hạch hạt nhân mặc dù nó bất
lợi ở chỗ là giá thành đắt hơn và đòi hỏi một chiến lược quản lí chất thải phức tạp

hơn. Chính vì vậy, hầu như toàn bộ

99m

Tc hiện nay được sử dụng cho các ca chẩn

đoán y học đều được chiết từ các máy phát đồng vị
99

99

Mo/99mTc có hoạt độ riêng

Mo cao. Việc sản xuất các máy phát đồng vị này được điều khiển bởi một số nước

có cơ sở hạ tầng hạt nhân tiên tiến và có khả năng chiết

99

Mo sạch từ sản phẩm

phân hạch của 235U. Mặc dù phương pháp chế tạo này chiếm đa số trong thương mại
nhưng kỹ thuật này đắt và là mối nguy hiểm tiềm tàng đến môi trường nếu như


10

không quản lí thích hợp. Tạo ra

99

Mo bằng cách kích hoạt neutron trực tiếp lên

molybden là phương pháp chế tạo 99Mo đơn giản nhất. Sản xuất theo phương pháp
này,

99m

Tc được sản xuất ra chỉ có thể cung cấp ngay tức thời cho các bệnh viện

xung quanh. Gần đây, sự thay đổi công nghệ đã được phát triển với 99Mo được tạo
thành do kích hoạt neutron sẽ kết hợp trong dạng gel rắn của zirconium hay
titanium molybdate. Sử dụng công nghệ này,

99m

Tc có thể được sản xuất trong các

cơ sở y học hạt nhân một cách dễ dàng. Nó cũng tiện lợi như các máy phát đồng vị
phóng xạ sử dụng 99Mo phân hạch (99Mo chế tạo theo con đường phân hạch 235U).
Vật liệu bia thích hợp nhất cho việc sản xuất 99Mo có hoạt độ riêng thấp là
MoO3, kích hoạt neutron xảy ra qua phản ứng

98

Mo(n, γ)99 Mo . Bia được sử dụng

phổ biến nhất là molybden tự nhiên MoO3 (trong đó đồng vị 98Mo chiếm 24,13%).
Mặc dù phương pháp này có hạn chế là hoạt độ riêng thấp nhưng với qui
trình sản xuất đơn giản không đòi hỏi kĩ thuật cao và cơ sở hạ tầng phức tạp, nó vẫn

đặc biệt thích hợp ở những nước đang phát triển có lò nghiên cứu hoạt động.
Trong phương pháp chế tạo 99Mo bằng phản ứng (n, γ) , để thu được hoạt độ
99

Mo cao hơn người ta có thể sử dụng bia MoO3 được làm giàu 98Mo.
Nguồn neutron chủ yếu phục vụ cho việc sản xuất 99Mo hiện nay là lò phản

ứng. Ngoài ra người ta còn có thể sử dụng máy phát neutron.
1.3.3. Các phương pháp khác [8]

Hiện nay, các nhà khoa học đang nghiên cứu và đưa ra các phương pháp sản
xuất đồng vị 99mTc mới, đánh giá tiềm năng của mỗi phương pháp nhằm khắc phục
tình trạng thiếu hụt 99mTc trên thế giới cũng như giảm bớt sự phụ thuộc vào việc sử
dụng uranium làm bia chiếu xạ. Một số phương pháp chế tạo 99Mo hay

99m

Tc mới

đang được nghiên cứu trong thời gian gần đây đó là nhờ vào máy gia tốc. Các con
đường chế tạo 99Mo hay 99mTc trong máy gia tốc được tóm tắt trong hình 1.2.


11

Sản xuất
Mo qua
phản ứng
(n, γ )

99

Bia 98Mo
Bia với nhân
nặng (Pb, Ta,
W,…)

n
Bia 235U

proton
Bia

100

Sản xuất
Mo qua
phản ứng
(n,f)

99

Sản xuất
Tc qua
phản ứng
(p,2n)

99m

Mo

Máy gia
tốc hạt

Sản xuất
Mo qua
phản ứng
( γ ,f)

99

Bia 238U
electron

deuteron

Bia bức xạ
hãm

γ
Bia 100Mo

Bia Carbon

n

Bia 100Mo

Sản xuất
Mo qua

phản ứng
( γ ,n)

99

Sản xuất
Mo qua
phản ứng
(n,2n)

99

Hình 1.2 Các con đường chế tạo 99Mo/99mTc bởi máy gia tốc.

Với kỹ thuật sản xuất dựa trên cơ sở máy gia tốc, 99Mo hoặc 99mTc có thể được sản
xuất trực tiếp thông qua sự tương tác của các hạt năng lượng cao với vật liệu bia.
Trong một số kỹ thuật máy gia tốc khác, các hạt mang điện sơ cấp (electron, proton,
deuteron,…) được tăng tốc và được sử dụng để tạo ra các hạt thứ cấp (photon,
neutron), sau đó những hạt này tương tác với hạt nhân bia để tạo ra 99Mo hay 99mTc.
99

Mo/99mTc có thể được chế tạo qua một số phản ứng sau:

 Phản ứng

100

Mo(p,2n)99m Tc : sản xuất

99m

Tc theo phản ứng này, hạt proton được

gia tốc sẽ đập vào bia 100Mo tạo ra 99mTc và hai neutron. Như vậy, 99mTc được tạo ra


12

trực tiếp cho việc sử dụng và chỉ cung ứng tại chỗ do thời gian sống của 99mTc thấp.
 Phản ứng

238

U( γ, f )99 Mo : phân hạch quang học 238U được gây ra bởi các gamma

năng lượng cao, những gamma này được tạo ra thông qua bức xạ hãm của electron
năng lượng cao sinh ra trong máy gia tốc. Quá trình của bia chiếu xạ tương tự như
phương pháp phân hạch trong lò phản ứng.
 Phản ứng

100

Mo( γ, n )99 Mo : Đồng vị 99Mo có thể được tạo ra do photon bắn vào

bia 100Mo được làm giàu.
 Phản ứng

100

Mo(n,2n)99 Mo : neutron năng lượng cao được tạo ra bởi việc bắn phá

của deuteron lên bia cacbon tự nhiên. Sau đó, neutron này sẽ được bắn vào bia
100

Mo được làm giàu để tạo ra 99Mo.

 Phản ứng

235

U(n , f )99 Mo : theo cách này, neutron được tạo ra bởi sự phá vỡ hạt

nhân do proton năng lượng cao đập vào bia kim loại nặng. Những neutron được sử
dụng cho sự phân hạch hạt nhân uranium có trong bia tương tự như trong lò phản
ứng.
Và trong những phương pháp trên thì chế tạo trực tiếp
tạo
100

99

99m

Tc trong cyclotron, chế

Mo bằng phương pháp phân hạch quang học 238 U( γ, f )99 Mo hay phản ứng

Mo( γ, n )99 Mo được đánh giá là có tiềm năng.

1.4. Các phương pháp tách chiết 99mTc

Hạt nhân mẹ

Mo sau khi phát β  sẽ biến đổi thành hạt nhân con

99

99m

Tc.

Đồng vị 99mTc được hình thành trong hỗn hợp của nó với hạt nhân mẹ. Để có thể sử
dụng 99mTc cho các chẩn đoán trong y học hạt nhân thì 99mTc cần phải được tách ra
khỏi hỗn hợp với hạt nhân mẹ. Có ba phương pháp chủ yếu để tách
99

99m

Tc ra khỏi

Mo đó là phương pháp chiết cột, chiết dung môi và chiết thăng hoa.

1.4.1. Phương pháp chiết cột

Phương pháp chiết cột là phương pháp được sử dụng chủ yếu trong các máy
phát đồng vị 99Mo/99mTc hiện nay. Một máy phát đồng vị sử dụng phương pháp này
gồm cột bằng thủy tinh được chứa đầy chất hấp thụ như oxit nhôm hoặc chất nhựa
trao đổi ion bao quanh hạt nhân mẹ 99Mo. Cả 99Mo và

99m

Tc đều được kết hợp với


13

nhôm dưới dạng ion molybdate ( 99 MoO 24  ) và ion pertechnetate ( 99m TcO 4 ). Ở đây,
có một sự khác nhau đáng kể về ái lực giữa
99

MoO 24  liên kết với nhôm chặt chẽ hơn

tách

99

MoO 24  ,

99m

99m

TcO 4 với nhôm, trong đó

TcO 4 . Đây chính là cơ sở cho việc

99m

Tc ra khỏi 99Mo trong các máy phát đồng vị dạng cột. Do có sự khác nhau

về ái lực của

99

MoO 24  ,

chảy qua cột nhôm,

99 m

99m

TcO 4 nên khi cho dung dịch nước muối sinh lí (NaCl)

TcO 4 sẽ được tách rửa và chảy vào ống chân không.

Máy phát đồng vị 99Mo/99mTc được sản xuất để ứng dụng trên toàn thế giới
có một hệ thống tinh vi để gạn lọc an toàn hạt nhân phóng xạ con. Cột của máy phát
được che chắn cẩn thận bởi chì, và toàn bộ hệ thống phải được che chắn đầy đủ để
làm giảm bớt sự nhiễm bức xạ lên thao tác viên ở mức độ cho phép. Hình 1.3 cho
thấy sơ đồ hệ thống máy phát đồng vị 99Mo/99mTc.
Chân không
Chì

99

Mo được nạp
lên cột nhôm

Nước muối sinh lí

Hình 1.3 Sơ đồ hệ thống máy phát đồng vị 99Mo/99mTc.

Phương pháp này được sử dụng để chiết 99mTc từ 99Mo phân hạch. Nó có ưu
điểm là các máy phát đồng vị có thể xách tay được và được vận hành đơn giản, hiệu
suất chiết cao. Tuy nhiên, nó có nhược điểm là qui trình xử lí sản phẩm phân hạch


14

phức tạp và tốn kém, đòi hỏi phải có sự đầu tư lớn và giá thành sản phẩm cao.
1.4.2. Phương pháp chiết dung môi

Phương pháp này được sử dụng dựa trên sự khác nhau về khả năng tan của
99

MoO 24  và

99m

TcO 4 trong dung môi MEK (Methyl Ethyl Keton). Đồng vị 99Mo

được hòa tan trong dung dịch KOH hoặc NaOH sau đó được khuấy đảo mạnh với
MEK,

99m

TcO 4 sẽ hòa tan trong dung dịch MEK. Sau khi hòa tan trong MEK, lớp

dung dịch kiềm chứa

99

MoO 24  nằm ở phía dưới sẽ được tách ra và dùng lại, còn lớp

MEK ở phía trên có chứa

99m

TcO 4 được đổ qua cột nhỏ chứa Al2O3 để làm sạch rồi

được làm bay hơi ở nhiệt độ tương đối thấp (440C - 550C) cho đến khô. Sau khi
MEK đã bay hơi hết, còn lại

99m

Tc được hòa tan trong nước muối sinh lí NaCl và

được lọc qua màng để loại bỏ tạp chất.
Phương pháp này được sử dụng để chiết 99mTc từ 99Mo có hoạt độ riêng thấp.
Nó có ưu điểm là rẻ, thiết bị đơn giản, hiệu suất chiết cao và sử dụng được ở các
nước đang phát triển. Tuy nhiên nó có nhược điểm là yêu cầu huấn luyện nhân viên
cao, dễ gây cháy do việc dùng MEK.
1.4.3. Phương pháp chiết thăng hoa

Phương pháp này được sử dụng dựa trên sự khác nhau về nhiệt độ thăng hoa
của Tc2O7 và MoO3 trong máy phát đồng vị thăng hoa. 99MoO3 được nạp lên ống
thẳng đứng, cho một dòng oxi đi qua một ống và ống được đun nóng đến nhiệt độ
thích hợp. Khi đó 99mTc bay hơi và hơi đi qua một bộ lọc để loại bỏ MoO3 bị cuốn
theo.

99m

Tc ở dạng Tc2O7 tách ra khỏi MoO3 nóng chảy và ngưng tụ trên bề mặt

lạnh sau đó được rửa giải trong nước muối sinh lí và vô trùng. Quá trình trên mất
khoảng 60 phút.
Một máy phát đồng vị thăng hoa khác trong đó NaMoO4 được sử dụng là sản
phẩm ban đầu. Máy phát bao gồm một ống liên kết với một đĩa thủy tinh để nhận
mẫu và có các thiết bị làm nóng xung quanh. Một luồng khí đi xuyên qua ống và
sản phẩm thăng hoa được bám trên bề mặt lạnh ở lối ra hoặc đi vào một lọ chứa, ở
đó nó có thể được rửa giải trong điều kiện vô trùng.


15

Hiệu suất chiết của máy phát đồng vị thăng hoa thấp, khoảng 25-30% và cần
phải điều chỉnh cẩn thận nhiệt độ cần thiết để duy trì hiệu suất tương ứng. Sự phân
tách 99mTc từ bột MoO3 đã từng được thực hiện với hiệu suất cao hơn 80% khi nung
hơn 30 phút với nhiệt độ 8000C trong không khí.
Ưu điểm của phương pháp này là rẻ, được sử dụng để chiết 99Mo có hoạt độ
riêng thấp, độ sạch hóa học cao, không yêu cầu xử lí hóa học gì thêm. Tuy nhiên nó
có nhược điểm là hiệu suất chiết thấp, không tiện lợi khi dùng trong bệnh viện.
Tùy vào phương pháp chế tạo 99Mo bằng con đường phân hạch hạt nhân hay
kích hoạt neutron mà người ta lựa chọn phương pháp chiết tương ứng và mỗi
phương pháp chiết đều có ưu nhược đỉểm riêng của nó. Bảng 1.2 so sánh ưu, nhược
điểm của mỗi phương pháp.


16

Bảng 1.2 So sánh các dạng khác nhau của máy phát đồng vị 99Mo/99mTc

Máy phát đồng vị
dạng cột
99

Mo lấy từ

99

Máy phát đồng

Máy phát chiết

vị thăng hoa

dung môi

Mo từ bia

phân hạch

làm giàu

Vận hành máy

Đơn giản

Đơn giản

Phức tạp

Phức tạp

Xách tay

Có

Có

Có thể

Không

Thấp

Thấp

Cao

Cao

Cao (80%)

Cao (80%)

Thấp (25– 50%)

Cao (85 – 90%)

Thấp

Thấp

Thấp

Thấp

Hoạt độ riêng

Không chất

Không chất

của 99Mo

mang

mang

Có chất mang

Có chất mang

Cao

Thấp

Thấp

Thấp

Cao

Rất cao

Thấp

Thấp

Liều xạ chiếu
Nhân viên
Hiệu suất
99m

TcO4-

Tạp chất có thể
có trong
99m

TcO4-

Thải xạ liên
quan đến sản
99

xuất Mo
Tổng giá thành

1.5. Ứng dụng của 99mTc trong y học hạt nhân
99

Mo sau khi được tạo thành sẽ tiếp tục phân rã beta để tạo ra đồng vị 99mTc

và đồng vị này có nhiều ứng dụng trong y học hạt nhân đặc biệt là trong chẩn đoán
hình ảnh. Nó được sử dụng rộng rãi như vậy vì nó có các ưu điểm nổi bật sau:


99m

Tc có chu kỳ bán hủy T  6,02 giờ đủ dài để kiểm tra các quá trình

trao đổi chất và đủ ngắn nên chỉ sau 24 giờ lượng

99m

Tc được tiêm vào

cơ thể bệnh nhân đã phân rã hơn 90%, do đó ít ảnh hưởng tới cơ thể bệnh
nhân.


17



99m

Tc khi phân rã, nó phát ra gamma và electron năng lượng thấp. Vì

không phát β năng lượng cao nên giảm liều chiếu cho bệnh nhân.



99m

Tc phát ra gamma năng lượng thấp (140,5 keV), đi qua cơ thể bệnh

nhân và được phát hiện chính xác bởi gamma camera.

 Việc chế tạo ra máy phát đồng vị 99Mo/99mTc rẻ.
Ngoài ra,

99m

Tc còn dễ dàng kết hợp với một số dược chất tạo thành dược chất

phóng xạ.
Với những ưu điểm đó nó thường được dùng để chụp chẩn đoán chức năng các cơ
quan như não, cơ tim, tuyến giáp, phổi, gan, túi mật, thận, cột sống, máu và các
khối u. Khi

99m

Tc kết hợp với chất thiếc, nó có khả năng kết hợp với hồng cầu, do

vậy nó được sử dụng để lập bản đồ các rối loạn trong hệ thống tuần hoàn. Nó
thường được dùng để phát hiện các chỗ bị chảy máu trong hệ tiêu hóa, các ion

pyrophotphat với 99mTc bám vào canxi tích lũy trong cơ tim bị tổn thương do đó nó
còn có thể sử dụng để chẩn đoán tổn thương sau khi bị nhồi máu cơ tim. Chất keo
của

99m

Tc chứa lưu huỳnh được lá lách lọc sạch, nên nó cũng có thể được sử dụng

để chiếu chụp cấu trúc của lá lách. Để chẩn đoán sự tồn tại của các khối u trong cơ
thể, 99mTc được kết hợp với các dược chất thích hợp tạo thành các dược chất phóng
xạ, các dược chất phóng xạ này sau khi được tiêm vào cơ thể sẽ tập trung vào các cơ
quan hay mô mà ta quan tâm, sau đó dùng các thiết bị chụp chẩn đoán để tìm kiếm
và phát hiện các khối u. Nơi nào ghi nhận được nhiều gamma phát ra, nơi đó có
khối u tồn tại. Kỹ thuật này hữu ích để phát hiện các chỗ ung thư khó phát hiện
chẳng hạn những vùng liên quan tới ruột [11].


18

Chương 2

CHẾ TẠO 99Mo THEO PHƯƠNG PHÁP
KÍCH HOẠT NEUTRON
2.1. Nguyên liệu

Khi lựa chọn vật liệu bia chiếu xạ thích hợp cho các qui trình sản xuất, người
ta thường chú ý đến những đặc tính sau:

 Vật liệu bia chiếu xạ phải dễ tìm,
 Phải chịu được mọi thay đổi hóa học và vật lí (ổn định) trong suốt quá

trình chiếu xạ,

 Mật độ của nhân bia mà ta quan tâm càng nhiều càng tốt,
 Bia sau khi chiếu xạ có thể được xử lí mà không cần có thêm sự chú ý
đặc biệt nào,

 Nên sử dụng các bia có độ sạch hóa học cao để tránh sự tạo thành các hạt
nhân phóng xạ không mong muốn hoặc bia sau khi chiếu xạ chứa các tạp
chất phóng xạ có thể loại bỏ dễ dàng ra khỏi sản phẩm sau cùng,

 Vật liệu bia nên tồn tại ở dạng hóa học thích hợp để có thể dễ dàng cho
quá trình xử lí chiếu xạ. Bia ở dạng kim loại hay oxit luôn được ưa thích
hơn.
Dựa vào những đặc tính trên, để chế tạo đồng vị phóng xạ

99

Mo người ta

thường chọn vật liệu bia là molybden tự nhiên tồn tại ở dạng MoO3. Cả bia
molybden tự nhiên và molybden được làm giàu 98Mo đều có thể được sử dụng.
Molybden tự nhiên gồm có bảy đồng vị bền nhưng khi kích hoạt bởi neutron
thì chỉ có ba đồng vị molybden phóng xạ được tạo thành như bảng 2.1.
Do lượng 93Mo và

101

Mo tạo thành bé,

101

Mo lại có chu kỳ bán rã ngắn nên

chúng là các tạp chất không đáng kể trong việc chiết 99mTc.
Để thu được

99

Mo có hoạt độ riêng cao hơn người ta có thể sử dụng bia

molybden được làm giàu 98Mo. Tuy nhiên, cần phải chiếu xạ một khối lượng lớn bia