Abstract: A produção e o fornecimento de animais de laboratório de alta qualidade são de importância fundamental para a realização de pesquisas científicas de vanguarda, com reprodutibilidade e universalidade. Por sua vez, a qualidade desses animais depende, em grande parte, das instalações disponíveis para a sua produção e alojamento, de forma a garantir as condições necessárias ao seu bem-estar e segurança, atendendo aos princípios éticos que regem a atividade. As instalações também têm de preencher outros requisitos, tais como: a funcionalidade dos ambientes, que devem possibilitar o manejo adequado e eficiente dos animais, facilitando a execução das atividades rotineiras; o respeito a princípios ergonômicos, para proporcionar um ambiente seguro e o bem-estar dos operadores. O projeto das instalações é de importância vital para que os requisitos mencionados sejam atingidos. O Biotério do Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN) foi projetado no ano de 1964 e as instalações foram planejadas com o objetivo de ser uma unidade de produção e manutenção de animais, contudo, naquela época não havia as recomendações atuais no que diz respeito ao controle sanitário, genético e ambiental. Assim, o desenho original da unidade apresenta uma distribuição de área inadequada, que impossibilita a completa segregação de animais pós-ensaio, colônias de produção e estoque, bem como animais portadores de alterações em seu \"background\" genético. A instalação do biotério ocupa uma área de 840 m2, com um pavimento, onde estão distribuídas as áreas de produção e estoque de modelos animais originários da própria instituição, bem como a manutenção de animais oriundos de outras instituições nacionais e do exterior. O Biotério do IPEN fornece animais para testes biológicos dos lotes de radiofármacos, produzidos na Diretoria de Radiofármacos DIRF - do IPEN, antes de serem enviados aos hospitais e clínicas de todo o Brasil, para utilização na Medicina Nuclear. Fornece também ratos e camundongos para testes de materiais odontológicos, ensaios com hormônios e para pesquisas de novos fármacos e radiofármacos, dentre outros. Muitos dos modelos produzidos no IPEN são únicos no Brasil e constituem-se, portanto, em um importante patrimônio que deve ser preservado. Este trabalho descreve as atividades que vêm sendo executadas atualmente no Biotério do IPEN, englobando o projeto de reforma e a adequação das instalações.

Palavras-Chave: laboratory animals; laboratory buildings; animal shelters; nuclear facilities; nuclear medicine; quality control; standardization

LAINETTI, ELIZABETH B. de F. Analise critica para adequacao fisica e implantacao de novos procedimentos na divisao de animais de laboratorios do IPEN. Orientador: Nanci do Nascimento. 2009. 136 f. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, Sao Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2009.tde-06112009-160154. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/9442. Acesso em: $DATA.

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Abstract: De acordo com o relatório do Conselho Nacional de Proteção Radiológica (NCRP, 2004), nos Estados Unidos foi registrado um aumento médio anual nas exposições médicas de 0,6 mSv/ano para 3 mSv/ano entre os anos de 1987 a 2006. No Brasil, vem crescendo a taxas próximas de 10% ao ano, e os exames de diagnóstico por imagem, segundo dados do DATASUS, tiveram acréscimo de 45,27% entre dezembro de 2000 a 2006 (SOARES, 2011). As crianças são mais sensíveis à exposição à radiação e por terem maior expectativa de vida, têm maior chance e risco de manifestar as consequências dessa exposição ao longo de suas vidas. "Este trabalho tem por objetivo geral a identificação e avaliação da dose entregue aos pacientes em radiografia médica, em exames de tórax pediátrico na faixa etária de um a cinco anos", conforme termos adotados pela ANVISA, Ministério da Saúde e OMS. Para isso, foi desenvolvido um objeto simulador de polimetilmetacrilato (PMMA), especialmente projetado para avaliação da dose de radiação em paciente pediátrico. Para as avaliações foram utilizados dosímetros termoluminescentes (TLD) de CaSO4:Dy (sulfato de cálcio dopado com disprósio), desenvolvido pelo Laboratório de Materiais Dosimétricos do IPEN/CNEN (FORNER, 2019), e seguidos os procedimentos do Comitê de Avaliação de Serviços de Ensaio e Calibração - CASEC (IRD, 2001). As exposições com raios X foram efetuadas em um Serviço Público Municipal de Pronto Atendimento (PA), situado no Município de Cotia, fora do IPEN, parceiro do trabalho.

Palavras-Chave: pediatrics; children; diagnosis; radiotherapy; radiology; nuclear medicine; polyacrylates; pmma; radiation injuries; radiation detection; radiation detectors; thermoluminescent dosemeters; dosimetry; absorbed radiation doses; effective radiation doses; equivalent radiation doses; genetically significant dose; clinical trials; patients; occupational exposure; regional analysis

SOUSA JUNIOR, ADERSON R. de. Avaliação de dose em radiologia diagnóstica pediátrica. Orientador: Letícia Lucente Campos Rodrigues. 2021. 90 f. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2020.tde-15072021-163406. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/32264. Acesso em: $DATA.

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Abstract: De acordo com a norma CNEN-NN-3.05 (2013), um Serviço de Medicina Nuclear (SMN) deve conter pelo menos um ativímetro em operação, sendo este utilizado de modo obrigatório e diário. Visando assegurar que a rotina de procedimentos de um SMN não seja interrompida e evitando prováveis danos ao equipamento delicado e pesado para ser deslocado, pode-se justificar o favoritismo pela implantação de uma técnica de calibração "in situ". Neste trabalho foram caracterizadas quatro radionuclídeos, sendo eles ,67Ga, 201Tl, 131I e o ,99mTc, os mesmos foram medidos experimentalmente com a utilização de um ativímetro. As respostas obtidas foram comparadas através do penEasy, de uso geral, baseado no pacote PENELOPE Monte Carlo, com o objetivo de estudar a resposta câmara de ionização CRC-25R da marca CAPINTEC ao variar parâmetros que influenciam suas características de resposta. Os radionuclídeos em estudo apresentaram comportamentos similares entre eles através da simulação e um comportamento padrão nos resultados experimentais. A altura do ativímetro com maior eficiência depende do radionuclídeo e do volume dentro do frasco. No entanto, é necessário estabelecer fatores de correção para cada amostra, geometria e volume considerando as incertezas associadas. É possível observar uma relação entre o frasco e a distância do fundo do detector, que assume um comportamento crescente. A maior deposição de energia pode ser medida entre 5cm e 7cm em relação ao fundo do poço. A partir dessas alturas, os fótons começam a escapar do detector pela abertura do equipamento, reduzindo a eficiência do volume sensível em absorver os fótons em aproximadamente ±20%.

Palavras-Chave: monte carlo method; calculation methods; simulation; anemometers; in-situ processing; calibration; validation; nuclear medicine; metrology; comparative evaluations

BUENO, LETICIA K. Caracterização de fontes de referência para a calibração "in situ" de ativímetros com validação utilizando simulações de Monte Carlo. Orientador: Maria da Penha Albuquerque Potiens. 2021. 92 f. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2021.tde-31032022-110125. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/33118. Acesso em: $DATA.

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Abstract: Dentre as infecções fúngicas mais comuns, a candidíase é um sério problema de saúde pública em todo mundo. Uma das drogas mais utilizadas para o tratamento é a Anfotericina-B, que além de ser nefrotóxica, tem potencial de causar resistência da levedura a esse antifúngico. A cintilografia pulmonar de inalação/perfusão, é um dos exames atualmente utilizados para diagnóstico de tromboembolismo pulmonar. No entanto, pacientes com alterações respiratórias inespecíficas que realizam esse procedimento na tentativa de exclusão diagnóstica, podem estar diante de uma pneumonia fúngica, ainda não diagnosticada. A literatura é escassa quando se busca relacionar o comportamento das leveduras às baixas doses de radiação gama e seu perfil de resistência frente à Anfotericina B, após irradiadas. Como objetivo buscou-se avaliar o perfil comportamental dos fungos, "in vitro", diante de baixas doses de radiação gama oriunda dos radiofármacos utilizados em exames de cintilografia pulmonar inalação/perfusão e após a irradiação, em relação a Anfotericina B. Para isso realizou-se um estudo prospectivo de caso controle com cepas de Candida albicans distribuídas em três tubos de ensaio com quantidades idênticas acrescidas de solução salina e 40 mCi de 99mTc (Tecnécio meta estável) puro, 40 mCi de 99mTc-DTPA e 6 mCi de 99mTc-MAA respectivamente, mantendo um tubo de ensaio sem ser irradiado para fins de controle. Todo experimento sendo realizado em triplicata. Essa exposição à radiação se deu por 36 horas, acarretando seis meias-vidas do 99mTc, onde ao final da sexta meia-vida praticamente não se encontrou mais atividade radioativa significativa. Para as análises de cinética de crescimento e sensibilidade ao antifúngico foram utilizados os testes de Análise de Variância (ANOVA) baseada num modelo de medidas repetidas e o teste de Shapiro-Wilk. Observou-se que houve diminuição do halo de crescimento dos fungos que foram irradiados em comparação ao grupo controle frente à Anfotericina B. Entretanto, os fungos não apresentaram um perfil previsível de crescimento e comportaram-se de maneiras distintas quando analisados entre os grupos (99mTc-DTPA, 99mTc puro, 99mTc-MAA, Controle), e também quando avaliados em relação aos tempos (0h, 2h, 4h, etc).

Palavras-Chave: fungal diseases; lungs; pneumonia; candida; in vitro; tracer techniques; isotope applications; molybdenum 99; technetium 99 target; radioisotopes; curie point; performance testing; gamma radiation; diagnosis; computerized tomography; biomedical radiography; radioimmunoscintigraphy; blood vessels; public health; image processing; nuclear medicine

CARVALHO, ALLYSSON D. de. Comportamento dos fungos do gênero Candida diante dos radiotraçadores emissores gama utilizados na cintilografia pulmonar inalação/perfusão e seu perfil de sensibilidade frente a Anfotericina B após a irradiação. Orientador: Carlos Alberto Zeituni. 2020. 65 f. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2020.tde-11092020-132730. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/31492. Acesso em: $DATA.

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Abstract: Atualmente, as doses administradas em procedimentos radiocirúrgicos são extremamente elevadas, quando comparadas a outros procedimentos radioterápicos. A acurácia dosimétrica para esses tipos de tratamentos requer um comissionamento de campos pequenos de radiação a serem parametrizados em um sistema de planejamento computadorizado. A medição dosimétrica (relativa e direta) de campos pequenos representa um desafio, pois pode introduzir erros na entrega de dose; assim, alguns parâmetros dosimétricos (perfil de dose e porcentagem de dose na profundidade) da interação da radiação com a matéria podem ser comprometidos como o equilíbrio de partículas carregadas. Para melhor mensurar esses dados dosimétricos, alguns detectores são empregados. Mesmo com o uso destes detectores específicos, faz-se necessário identificar e avaliar as incertezas que podem provir do efeito do tamanho do volume e do arranjo experimental do detector sob o campo de radiação. Neste trabalho, as medições dosimétricas foram obtidas com filmes radiocrômicos (medição de referência), câmaras de ionização de volume sensível pequeno, diodos e detectore de diamante. Para correlacionar os parâmetros físicos e dosimétricos obtidos com os detectores, foram utilizados formalismos matemáticos. Esses formalismos matemáticos propostos mostraram-se eficazes quando aplicados à dosimetria de campos pequenos circulares em aceleradores lineares clínicos da fabricante Elekta, modelo Versa HD®, com feixes de fótons (6 MV), com e sem o uso do filtro aplainador (flattening filter).

Palavras-Chave: linear accelerators; rilac; linac-ring accelerators; quadrupole linacs; radiation detectors; small angle scattering; fractionated irradiation; surgical materials; filters; gamma sources; ionization chambers; dose rates; radiation doses distributions; radiation dose units; measuring methods; phantoms; pmma; computer-aided manufacturing; data covariances; three-dimensional calculations; mathematical solutions; clinical trials; dosimetry; radiotherapy; nuclear medicine

GROPPO, DANIELA P. Correlação de parâmetros físicos e dosimétricos de diferentes detectores utilizados em dosimetria de campos pequenos para radioterapia em um acelerador linear clínico. Orientador: Linda Viola Ehlin Caldas. 2020. 135 f. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/T.85.2020.tde-16062021-145616. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/32239. Acesso em: $DATA.

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Abstract: As fontes radioativas seladas são usadas na verificação de detectores de câmara de ionização, os quais medem a atividade dos radioisótopos usados nas mais diversas áreas, como na Medicina Nuclear. A medida da atividade dos radioisótopos deve ser feita com exatidão, pois será administrada em um paciente. Para garantir o adequado funcionamento dos detectores de câmara de ionização, são estipulados ensaios normatizados pela Agência Internacional de Energia Atômica (IAEA) e a Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN) utilizando-se fontes radioativas seladas de Bário-133, Césio-137 e Cobalto-57. Os testes avaliam a exatidão, precisão, reprodutibilidade e linearidade da resposta do equipamento. O foco deste trabalho foi o estudo e o desenvolvimento dessas fontes radioativas padrão de Bário-133, Césio-137 e Cobalto-57, utilizando um polímero, no caso resina epóxi comerciais do tipo éter diglicidílico do bisfenol A e um agente de cura a base de poliamina modificada da dietilenotriamina ,para imobilizar o material radioativo. A matriz polimérica apresenta a função primordial de fixar e imobilizar o conteúdo radioativo não permitindo seu vazamento dentro dos limites técnicos exigidos pelas normas de proteção radiológica no quesito de características de uma fonte selada e, adicionalmente, ter a capacidade de reter a emanação de quaisquer gases que venham a se formar durante o processo de fabricação e do período de vida útil deste artefato. O processo de manufatura de uma fonte selada padrão consiste no envasamento, em um frasco de geometria padronizada, de uma quantidade, em volume fixo, de uma matriz polimérica no interior da qual é adicionada e dispersada homogeneamente uma quantidade precisa e exata em atividade de um material radioativo padrão. Nesse sentido, realizou-se um estudo para a escolha da resina epóxi, analisando suas características e propriedades. Foram realizados estudos e testes, verificando a máxima miscibilidade da resina com a água (solução ácida, simulando as condições da solução radiativa), perdas de propriedades mecânicas e térmicas, bem como o controle de dose radioativa para a completa cura (irradiadores de cobalto).Foram produzidas fontes de césio-137 e bário-133, realizou-se testes para determinação do grau de homogeneidade na dispersão do material radioativo na matriz e testes de imersão das fontes seladas produzidas para verificar a estanqueidade do sistema desenvolvido, obtendo um resultado satisfatório de acordo com as normas. Analisando todos os resultados obtidos, as fontes seladas podem ser confeccionadas em matriz epóxi DGEBA e endurecedor poliamínico DETA modificado, desde que a quantidade de material radioativo, na forma de solução ácida, adicionado à composição não ultrapasse um teor de 20%. A cura da resina epóxi pode ser melhorada em relação a ambiente, com uso da irradiação desde que seja exposta a uma dose ao redor de 33 kGy durante a cura. Nos testes de estanqueidade, verificou-se que as fontes são estanques, as medições da atividade da água utilizada nos testes mostraram um valor inferior a 185 Bq (de acordo com a International Standard Organization- Radiation protection sealed radioactive sources - ISO 9978), comprovando a eficiência da resina epóxi como material para selar o material radioativo. Tendo a finalidade de criar uma tecnologia nacional capaz de suprir a demanda deste produto no mercado interno e atingir excelência em qualidade através da acreditação e certificação do produto junto aos órgãos competentes.

Palavras-Chave: nuclear medicine; diagnosis; ionization chambers; sealed sources; resins; polymerization; standard model; barium 133; cesium 137; cobalt 57; mechanical properties; thermodynamic properties; radiation dose units; radiation monitoring; comparative evaluations; radiation detectors

TIEZZI, RODRIGO. Desenvolvimento de fontes radioativas seladas imobilizadas em resina epóxi para verificação de detectores utilizados em medicina nuclear. Orientador: Maria Elisa Chuery Martins Rostelato. 2016. 66 f. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2016.tde-07032016-140958. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/26370. Acesso em: $DATA.

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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: Radiofármacos marcados com diferentes radionuclídeos são utilizados em aplicações diagnósticas e terapêuticas em Medicina Nuclear. Nos últimos anos houve um aumento no interesse pela terapia radionuclídica, com a introdução de novos radiofármacos aplicados para destruir especificamente determinada célula ou impedir sua proliferação indesejável. Uma modalidade terapêutica que emprega radiofármacos é a radiosinovectomia (RSV), na qual o radiofármaco é administrado na cavidade articular, sendo uma alternativa de tratamento existente para artropatia de várias etiologias e, em particular, àquelas associadas à artrite reumatóide e à hemofilia. O presente trabalho objetivou estudar a marcação de compostos com 90Y e 177Lu visando otimizar as condições de produção e controle de qualidade de pureza radioquímica, avaliar a estabilidade dos produtos gerados e realizar estudos preliminares de biodistribuição animal de radiofármacos com potencial para aplicação em radiosinovectomia. O estudo da produção do citrato coloidal de 90Y (Cit-90Y) foi baseado em procedimento de marcação utilizando solução de 90YCl3 (37 - 54 MBq) levada previamente à secura, seguida da adição de solução de nitrato de ítrio, e citrato de sódio em pH 7,0 com aquecimento à 37º C por 30 minutos. A produção de hidroxiapatita (HA) marcada com 90Y foi estudada tendo como base procedimento de marcação utilizando ácido cítrico monohidratado, nitrato de ítrio e a solução de 90YCl3 (37 - 370MBq). Incubou-se a mistura durante 30 minutos à temperatura ambiente e adicionou-se a hidroxiapatita em meio aquoso e incubou-se à temperatura ambiente durante 30 minutos sob forte agitação. Na produção de HA-177Lu, utilizou-se solução de 177LuCl3 (296 MBq), em presença de óxido de lutécio em meio de NaCl 0,9% pH 7, sob agitação contínua à temperatura ambiente durante 30 minutos. Diversos parâmetros de reação foram estudados para os três radiofármacos. O rendimento das marcações foi determinado por meio de centrifugação após lavagem das partículas com NaCl 0,9%. A análise de pureza radioquímica das marcações foi realizada por meio de cromatografia líquida ascendente utilizando diferentes sistemas cromatográficos. A análise do tamanho das partículas radiomarcadas foi realizada utilizando-se membranas filtrantes de poros de diferentes tamanhos. O comportamento biológico da HA-90Y e HA-177Lu foi estudado a partir da administração intra-articular (joelho) de 18,5 22,2 MBq /0,1 mL do respectivo radiofármaco. Foram adquiridas imagens cintilográficas em gama-câmara em diferentes tempos para determinar a retenção e o extravasamento da atividade da articulação. O método utilizado para produção do Cit-90Y resultou em baixo rendimento de marcação (cerca de 20%), com baixa porcentagem de atividade ligada às partículas com tamanho apropriado para aplicação em RSV. Apesar do baixo rendimento de marcação, as partículas radiomarcadas separadas por centrifugação apresentaram estabilidade relativa de cerca de 70% após 5 dias. A marcação da HA-90Y resultou em excelentes rendimentos de marcação (> 95%). A reação foi otimizada para aplicação rotineira com a redução do tempo de reação para 15 minutos e utilização de apenas um procedimento de centrifugação e lavagem. A marcação da HA com 177Lu resultou em excelente rendimento (> 95%), com otimização da % de ligação às partículas >12m, sendo que os melhores resultados foram obtidos nas marcações realizadas na ausência de óxido de lutécio. A HA marcada com 90Y e 177Lu apresentaram estabilidade in vitro, armazenado à temperatura ambiente dentro do período avaliado de 5 e 7 dias, respectivamente. Foram definidos sistemas cromatográficos em papel e em camada delgada para determinação da pureza radioquímica das preparações. Os estudos de biodistribuição realizados com a hidroxiapatita marcada com 90Y e 177Lu mostraram a estabilidade in vivo dos compostos, não tendo ocorrido extravasamento articular nem liberação do radionuclídeo livre para a circulação, confirmando o potencial de ambos para aplicação em radiosinovectomia.

Palavras-Chave: radiopharmaceuticals; labelled compounds; yttrium 90; lutetium 177; mucopolysaccharides; chemical analysis; nuclear medicine; viral diseases

COUTO, RENATA M. Desenvolvimento de radiofarmaco para radiosinovectomia. Orientador: Elaine Bortoleti de Araujo. 2009. 102 f. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, Sao Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2009.tde-29062009-155807. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/11519. Acesso em: $DATA.

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