Abstract: O 67Ga é um importante radiofármaco usado para identificar processos inflamatórios em doenças crônicas, diagnóstico por imagem de tumores em tecidos moles e a possibilidade de avaliar o resultado para intervenção terapêutica. Neste trabalho desenvolveu-se um módulo de processamento de 67Ga, com o objetivo de reduzir as intervenções na célula quente, causadas pela oxidação dos materiais metálicos e desgastes nas mangueiras das bombas peristálticas, que soltavam resíduos e bloqueavam a passagem através das válvulas utilizadas no processo. Utilizaram-se materiais como: acrílico, PVC, PEEK e teflon e vácuo como meio de transferência de fluidos líquidos na maioria dos procedimentos, com estas modificações obteve-se redução no comprimento das mangueiras de transferência, aumentando o rendimento do processo com menos intervenções para manutenção e menos tempo de exposição dos trabalhadores à radiação, garantindo a qualidade e reduzindo-se o tempo do processamento. Utilizando-se um sistema móvel para deslocamento do módulo de processamento, facilitou-se a limpeza e manutenção da célula que opera com material radioativo, atendendo-se a Resolução da Diretoria Colegiada da ANVISA que dispõe sobre as Boas Práticas de Fabricação de Medicamentos (RDC-17).

Palavras-Chave: radiopharmaceuticals; gallium 67; hot cells; automation; production

NEGRINI, AGUINALDO D. Automacao de celulas de producao de radiofarmacos. Orientador: Valdir Sciani. 2010. 104 f. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, Sao Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2010.tde-03082011-083217. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/9579. Acesso em: $DATA.

Esta referência é gerada automaticamente de acordo com as normas do estilo IPEN/SP (ABNT NBR 6023) e recomenda-se uma verificação final e ajustes caso necessário.

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Abstract: Radioisótopos de gálio são estudados e avaliados para aplicações médicas desde 1949. Nos últimos 50 anos 67Ga tem sido amplamente utilizado no diagnóstico de diversas patologias, incluindo lesões inflamatórias crônicas e agudas, bacterianas ou estéreis e diversos tipos de tumores. No Brasil 30% das clinicas que prestam serviços de Medicina Nuclear utilizam o Citrato de 67Ga com uma demanda de distribuição no IPEN-CNEN/SP de 37 GBq (1 Ci) por semana. O 67Ga apresenta meia-vida física de 3,26 dias (78 horas) e decai 100% por captura eletrônica para o 67Zn estável. Seu decaimento inclui a emissão de raios γ com energias de 93,3 keV (37%), 184,6 keV (20,4%), 300,2 keV (16,6%) e 888 keV (26%). No IPEN o 67Ga era produzido a partir da reação 68Zn(p, 2n)67Ga. Após a irradiação, o alvo era totalmente dissolvido em HCl concentrado e a solução percolada em resina catiônica DOWEX 50W-X8, 200-400 mesh, condicionada em HCl 10 mol L-1. Zinco, níquel e cobre eram eluídos em HCl 10 mol L-1 e o 67Ga em HCl 3,5 mol L-1. O produto final era obtido na forma de citrato de 67Ga. Este trabalho apresenta um método inédito, rápido, direto e eficiente de separação química e obtenção de 67GaCl3 a partir da difusão térmica (aquecimento do alvo) aliada à extração em ácido acético concentrado. A purificação foi realizada por cromatografia de troca iônica. Realizou-se a eletrodeposição do zinco natural em placas de cobre niquelado como substrato e os depósitos de zinco obtidos foram aderentes ao substrato, levemente brilhantes e uniformes. Os alvos foram irradiados com prótons de 26 MeV e corrente integrada de 10 μA.h. Após a irradiação, os alvos foram aquecidos a 300 °C por 2 horas e colocados em contato com ácido acético concentrado por 1 hora. O rendimento médio de extração de 67Ga obtido foi de (72±10)%. Esta solução foi evaporada e o resíduo foi retomado em NH4OH 0,5 mol L-1. O 67Ga foi purificado em resina catiônica Dowex 50WX8 em meio de NH4OH. A recuperação obtida foi de (98 ± 2) %, de 67Ga. O eluido foi evaporado e retomado em HCl 0,1 mol L-1. A pureza química foi verificada por ICP-OES encontrando-se (2 ± 1) μg mL -1 de zinco. As concentrações de ferro, cobre e níquel foram inferiores ao limite de detecção do método e aos limites de utilização de 67Ga. A pureza radionuclídica foi verificada por espectroscopia-γ utilizando um detector de germânio Hiper-Puro encontrando-se valor superior a (99,9%). Este método inédito permite a obtenção de 67Ga com alta pureza química, radioquímica e radionuclídica em condições de processamento menos agressivas e corrosivas que o método comumente utilizado.

Palavras-Chave: nuclear medicine; diagnostic techniques; radiopharmaceuticals; gallium 67; copper alloys; ion exchange; resins; gamma radiation; separation processes; thermal diffusion

MARTINS, PATRICIA de A. Desenvolvimento de método para separação química de gálio-67 pela técnica de difusão térmica. Orientador: João Alberto Osso Junior. 2012. 101 f. Tese (Doutoramento) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/T.85.2012.tde-16012013-102607. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/10147. Acesso em: $DATA.

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Abstract: O crescimento anual no número de procedimentos realizados em Medicina Nuclear se deve em primeiro lugar à vantagem de não serem invasivos. Cerca de 80% dos diagnósticos realizados em Medicina Nuclear utilizam radiofármacos preparados com tecnécio-99m devido a suas características físicas ideais, disponibilidade e baixo custo. Dentre os radiofármacos utilizados para identificar processos de infecção e inflamação estão os leucócitos marcados com tecnécio-99m, considerado o padrão ouro e o citrato de gálio (67 Ga), atualmente comercializado no Brasi. Os leucócitos marcados possuem a desvantagem da técnica laboriosa de marcação nem sempre disponível nos centros de Medicina Nuclear, enquanto o citrato de gálio (67 Ga) não é específico e possui energias desfavoráveis para a dosimetria do paciente e para a aquisição de imagens. Neste cenário, novas moléculas para diagnóstico de focos de infecção têm sido pesquisadas, particularmente envolvendo biomoléculas, como os peptídeos antimicrobianos. Nesta categoria, a Ubiquicidina na forma de um fragmento sintético (UBI 29-41) despertou o interesse de pesquisadores que estudaram a marcação com tecnécio-99m utilizando métodos direto e indireto. Um reagente liofilizado de UBI 29-41descrito na literatura demonstrou eficácia no diagnóstico de focos de infecção utilizando-se imagens cintilográficas, porém o produto não está disponível no Brasil. O objetivo deste trabalho foi estudar a marcação do fragmento de UBI 29-41 com tecnécio-99m por método direto e avaliar a utilização de soluções tampão no procedimento de marcação, de modo a flexibilizar o volume da solução de pertecnetato de sódio a ser utilizado, o que constitui aspecto de ineditismo deste trabalho. O fragmento foi radiomarcado com diferentes volumes de soluções tampão alcalinas (carbonato e fosfato) e a utilização dos tampões em substituição à solução de hidróxido de sódio possibilitou realizar a marcação com diferentes volumes da solução de pertecnetato de sódio, sem comprometimento do rendimento de marcação. Uma formulação liofilizada foi avaliada, demonstrando estabilidade por período de 12 meses, viabilizando a produção rotineira do agente de marcação. Os estudos de biodistribuição das preparações efetuadas com os diferentes tampões demonstraram que os complexos formados apresentam características gerais de biodistribuição semelhantes ao composto padrão descrito na literatura, incluindo rápido clareamento sanguíneo e alta captação renal, condizente com a eliminação do produto por esta via. Entretanto, as preparações estudadas apresentaram captação hepática maior e captação renal menor que o composto padrão. As preparações estudadas captaram no foco de infecção provocado por S.aureus e demonstraram potencial para aplicação clínica no diagnóstico em Medicina Nuclear. Como pré-requisito para a realização de estudos clínicos de um novo composto foi realizado estudo de cito e genotoxicidade, cujos resultados demonstraram a segurança das preparações estudadas.

Palavras-Chave: nuclear medicine; diagnosis; labelled compounds; technetium 99; technetium isotopes; gallium 67; gallium isotopes; peptides; synthetic fuels; bioassay; comparative evaluations

DIAS, LUIS A.P. Desenvolvimento de um radiofármaco para marcação com Tc-99m para a identificação de infecção utilizando um peptídeo catiônico sintético. Orientador: Elaine Bortoleti de Araujo. 2015. 183 f. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/T.85.2016.tde-11012016-135639. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/25672. Acesso em: $DATA.

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Abstract: Este trabalho tem como objetivo investigar a concentração de impurezas radioativas gama emissoras presentes nas soluções dos radiofármacos produzidos no Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN em São Paulo. Para que este radiofármaco possa ser utilizado adequadamente, sua qualidade deve ser avaliada de acordo com os procedimentos estabelecidos de acordo com os \"Requisitos Gerais para a Competência de Laboratórios de Teste e Calibração\", ISO / IEC 17025: 2005 e pelas \"Boas Práticas de Fabricação\" (BPF), controladas pela ANVISA (Agência Nacional de Vigilância Sanitária), no Brasil. Para determinar a atividade, dos radiofármacos das impurezas gama emissoras, foi utilizado um espectrômetro gama de alta resolução em duas distâncias fonte-detector; uma de 18 cm e outra de 1,7 cm. Para a distância de 18 cm, o espectrômetro HPGe foi calibrado com energias gama entre 81 kev e 1408 kev, medindo ampolas seladas de 60Co, 133Ba, 137Cs e 152Eu, padronizadas no Laboratório de Metrologia Nuclear (LMN) do IPEN. Para impurezas com baixas atividades, utilizou a distância fontedetector de 1,7 cm. A esta distância, o efeito soma em cascata é muito elevado, tornando difícil a medição das ampolas de calibração padrão, com isso, a curva de eficiência do espectrômetro foi obtida por um código de simulação de Monte Carlo, desenvolvido no IPEN. Neste código, todos os detalhes do sistema de detecção são modelados e as curvas de resposta para raios X e raios gama são calculadas pelo código de transporte de radiação MCNPX. Os espectros gama foram analisados pelo programa Alpino, que aplica o método de integração numérica da área sob os fotopicos de absorção total. Para as impurezas gama emissoras não detectadas visualmente, os limites de detecção foram calculados a partir da taxa de contagem de fundo, sob a área do pico de interesse. As soluções radioativas analisadas foram 67Ga,99Mo, 99mTc, 111In, 131I, 153Sm, 177Lu e 201Tl. Os resultados da relação entre a atividade do radionuclídeo em análise e as impurezas identificadas apresentaram acordo com os certificados de análise dos fabricantes, assim como, com as especificações da ANVISA.

Palavras-Chave: gamma detection; radiation detectors; gamma spectroscopy; gamma dosimetry; calibration; inspection; impurities; gallium 67; molybdenum 99; technetium 99; indium 111; iodine 131; samarium 153; lutetium 177; thallium 201; quality control; nuclear medicine; radioisotopes; radiopharmaceuticals; brazilian cnen

ALMEIDA, JAMILLE da S. Estudo das impurezas radioativas gama emissoras presentes nos radiofármacos produzidos no IPEN-CNEN/SP. Orientador: Marina Fallone Koskinas. 2017. 127 f. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2017.tde-10082017-113643. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/28039. Acesso em: $DATA.

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Abstract: O Laboratório de Metrologia Nuclear (LMN) do Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN) desenvolveu recentemente o Sistema de Coincidência por Software (SCS), para a digitalização e registro dos sinais de seus sistemas de coincidências 4πβ-γ utilizados na padronização de radionuclídeos. O sistema SCS possui quatro entradas analógicas independentes que possibilitam o registro simultâneo dos sinais de até quatro detectores (vias β e γ). A análise dos dados é realizada a posteriori, por software, incluindo discriminação de amplitudes, simulação do tempo-morto da medida e definição do tempo de resolução de coincidências. O software então instalado junto ao SCS estabeleceu a metodologia básica de análise, aplicável a radionuclídeos com decaimento simples, como o 60Co. O presente trabalho amplia a metodologia de análise de dados obtidos com o SCS, de modo a possibilitar o uso de detectores com alta resolução em energia (HPGe), para padronização de radionuclídeos com decaimentos mais complexos, com diferentes ramos de decaimento ou com transições metaestáveis. A expansão metodológica tem suporte na elaboração do programa de análise denominado Coincidence Analyzing Task (CAT). A seção de aplicação inclui as padronizações do 152Eu (diferentes ramos de decaimento) e do 67Ga (nível metaestável). A padronização do 152Eu utilizou uma amostra de uma comparação internacional promovida pelo BIPM (Bureau International des Poids et Mesures), podendo-se comparar a atividade obtida com o valores de laboratórios mundialmente reconhecidos, de modo a avaliar e validar a metodologia desenvolvida. Para o 67Ga, foram obtidas: a meia-vida do nível metaestável de 93 keV, por três diferentes técnicas de análise do conjunto de dados (βpronto-γatrasado-HPGe, βpronto-γatrasado-NaI e βpronto- βatrasado); as atividades de cinco amostras, normalizadas por Monte Carlo e as probabilidades de emissão gama por decaimento, para nove transições.

Palavras-Chave: radioisotopes; energy-level transitions; metastable states; coincidence methods; signals; data processing; computerized simulation; analog systems; branching ratio; beta decay; gamma decay; gallium 67; europium 152; radiation detectors; standardization

BRANCACCIO, FRANCO. Metodologia de aquisição de dados e análise por software, para sistemas de coincidências 4pß-? e sua aplicação na padronização de radionuclídeos, com ênfase em transições metaestáveis. Orientador: Mauro da SIlva Dias. 2013. 126 f. Tese (Doutoramento) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/T.85.2013.tde-03102013-104013. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/10559. Acesso em: $DATA.

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