Submitted by Claudinei Pracidelli (cpracide@ipen.br) on 2015-08-12T12:31:56Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2015-08-12T12:31:56Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / No processo de fabricação do gerador de 99Mo/99mTc é fundamental, não só evitar a introdução de contaminantes microbianos, como também avaliar o efeito que a atividade radioativa pode provocar em microrganismos. Os objetivos deste trabalho foram: estudar os processos de esterilização por radiação gama (60Co) dos acessórios e da coluna de alumina (Al2O3) que compõem o sistema do gerador de 99Mo/99mTc, e avaliar a eficácia da radiação gama na morte de microrganismos em geradores de 99Mo/99mTc na mínima (9,25 GBq) e na máxima (74 GBq) atividade radioativa. Acessórios do gerador foram irradiados com doses absorvidas de 15, 25 e 50 kGy e as colunas de alumina com 10, 15, 25 e 50 kGy. A alumina das colunas irradiadas foi avaliada por análise combinada de microscopia eletrônica de varredura (MEV) e análise elementar por espectroscopia de energia dispersiva (EDS), e difração de raios X. O Teflon® foi avaliado por termogravimetria (TGA) e calorimetria exploratória diferencial (DSC). Cálculos dosimétricos foram realizados para o alvo de maior dose na coluna do gerador de 9,25 GBq e 74 GBq. Suspensões quantificadas de B. subtilis e esporos de B. pumilus foram inoculadas em colunas irradiadas a 25 kGy e observou-se que a coluna de alumina representou uma barreira física para a contaminação do eluato, pois a recuperação microbiana foi reduzida. Verificou-se que o B. subtilis na forma vegetativa mostrou menor afinidade pela alumina em relação aos esporos de B. pumilus. A recuperação microbiana foi menor no gerador com atividade radioativa em relação ao gerador sem radioatividade. Foi desenvolvido um indicador biológico de esporos de B. pumilus que consistiu em uma tira de alumínio com sílica gel colocado externamente à coluna e as quantidades recuperadas tanto no gerador de 9,25 GBq quanto no de 74 GBq mostraram redução na viabilidade. O uso de filtros Sep-Pak® e 0,22 μm no sistema do gerador mostrou eficiência na retenção de 4,9 x 106 UFC de B. subtilis, garantindo a esterilidade do produto terminado. / Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Submitted by Maria Eneide de Souza Araujo (mearaujo@ipen.br) on 2015-10-08T12:42:46Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2015-10-08T12:42:46Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / O transporte de materiais radioativos deve ser realizado em embalados capazes de suportar tanto condições normais, quanto acidentais de transporte. O objetivo deste trabalho foi a seleção de materiais que possam viabilizar a fabricação de um embalado para o transporte de substâncias que sejam fontes de alta radioatividade, em especial o Mo-99, cujo produto do decaimento radioativo é o Tc-99m, utilizado para fins diagnósticos na medicina nuclear. Para tanto, foi realizada a seleção dos possíveis materiais que podem ser utilizados para a fabricação de um embalado, com o auxílio do programa CES EduPack e a metodologia desenvolvida por Ashby. O programa ESTAR foi utilizado para verificar a ocorrência de radiação de freamento e o programa XCOM para o cálculo do coeficiente de atenuação da radiação gama de alguns dos materiais selecionados para compor a blindagem do embalado. Posteriormente, a espessura necessária para a blindagem da radiação foi calculada. A partir dos resultados obtidos, os materiais selecionados como candidatos potenciais para a fabricação da blindagem foram as ligas de tungstênio. Com relação à parte do embalado que oferece isolamento térmico e proteção ao impacto, destacam-se as madeiras, os aglomerados e os compensados. No que concerne ao revestimento interno e externo, os materiais selecionados se concentram nos aços. / Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Um dos radionuclídeos que se destaca mundialmente é o molibdênio-99. O 99Mo é o gerador do radioisótopo mais amplamente usado para a preparação de radiofármacos para fins de diagnóstico em medicina nuclear, o tecnécio-99m. Neste estudo, as nanopartículas de magnetita foram sintetizadas por precipitação de íons Fe2+ em meio alcalino e tratadas por irradiação de microondas e foram aplicadas na separação do 99Mo por adsorção. O material foi caracterizado por FTIR, MEV, DRX, DSC, TGA e EDS. Os estudos de adsorção foram realizados utilizando a técnica em batelada e em colunas de leito fixo. Verificou-se a influência das espécies de Al e os radioisótopos Te, I e Ru na adsorção de 99Mo. Os efeitos do pH, tempo de contato, temperatura, concentração e dose do adsorvente foram investigados. Modelos de isotermas de adsorção Langmuir e Freundlich foram usados para obter informações sobre o processo de adsorção e os modelos cinéticos de pseudo-primeira ordem, pseudo-segunda ordem e difusão intrapartículas foram estudados para avaliar a cinética de adsorção. Soluções de dessorventes para a recuperação do 99Mo foram investigadas. A nova via de síntese de nanomagnetita proposta mostrou-se simples e rápida, fazendo uso de um único reagente. As nanopartículas de magnetita apresentaram forma esférica de aproximadamente de 20 nm e polidispersão heterogênea. As caracterizações por DRX, DSC e TGA confirmaram a predominância da fase magnetita nas amostras. A adsorção de 99Mo nas nanopartículas de magnetita foi próxima de 100% no intervalo de pH entre 1 e 11, durante 30 min de tempo de contato e 15 mg de dose do adsorvente. O modelo de isoterma de adsorção de Langmuir apresentou melhor acordo para a remoção 99Mo pelas nanopartículas de magnetita, e a cinética de adsorção foi melhor descrita pelo modelo de pseudo-segunda ordem. A caracterização por EDS indicou ausência de contaminação. A recuperação do 99Mo da nanomagnetita com solução de NaOH foi superior a 95% e os elementos Ru, Te, Al e I não interferiram na propriedade adsortiva da nanomagnetita. Estes resultados mostraram que nanopartículas de magnetita são bons adsorventes para o Mo e, por conseguinte, tem grande potencial para aplicação no processo de separação e purificação do 99Mo de fissão. / One of radionuclides that stand out globally is the Molybdenum-99. The 99Mo is the radionuclide generator most widely used radioisotope for the preparation of radiopharmaceuticals for diagnostic purposes in nuclear medicine, Technetium-99m. In this study, magnetite nanoparticles were synthesized by precipitation of Fe2+ ions in an alkaline medium and treated by microwave irradiation and were studied for 99Mo adsorption and recovery The synthesized material was characterized by FTIR, SEM, XRD, DSC, TGA and EDS. Adsorption studies were carried out using the batch technique and fixed bed columns. The influence of the Al and the radioisotopes of Te, I and Ru species on 99Mo adsorption of was verified. Effects of pH, contact time, temperature, concentration and adsorbent dosage were investigated. Adsorption isotherm models of Langmuir and Freundlich were used to obtain information on the adsorption process and the kinetic models of pseudo first-order, pseudo-second order and intraparticle diffusion were studied to evaluate the adsorption. Desorbent solutions for 99Mo recovery were investigated. The new route for nanomagnetite synthesis was found to be simple and fast using of just one reagent. The magnetite nanoparticles showed spherical shape with about 20 nm in diameter and heterogeneous polydispersion. The characterizations by XRD, DSC and TGA confirmed the predominance of magnetite phase. The adsorption of 99Mo was close to 100% by the magnetite nanoparticles in the pH range from 1 to 11 for 30 min of contact time and 15 mg of adsorbent dosage. Langmuir adsorption isotherm model showed better agreement for the 99Mo adsorption by nanomagnetite nanoparticles, and the adsorption kinetics was better described by the pseudo second order model. The nanoparticle characterization by EDS indicated no contamination. The recovery of 99Mo with NaOH 2 mol L-1 from the magnetite nanoparticles was higher than 95% and the elements Ru, Te, Al and I did not interfere in the adsorption property of magnetite nanoparticles. These results showed that magnetite nanoparticles were good adsorbent for 99Mo and therefore have great potential for application in the process of separation and purification of fission 99Mo.

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:27:01Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T13:56:47Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Fundação de Amparo à Pesquisa do Estado de São Paulo (FAPESP) / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP / FAPESP:06/54851-8

Submitted by Claudinei Pracidelli (cpracide@ipen.br) on 2015-11-12T09:53:58Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2015-11-12T09:53:58Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:27:01Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T13:56:47Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Fundação de Amparo à Pesquisa do Estado de São Paulo (FAPESP) / Uma média de 80 % dos radiofármacos usados nas clínicas são marcados com 99mTc por suas propriedades físicas adequadas e fácil obtenção através de geradores de 99Mo/99mTc. A Diretoria de Radiofarmácia (DIRF) do IPEN-CNEN/SP desenvolveu um gerador cromatográfico tipo gel de MoZr com 99Mo produzido pela da reação 98Mo(n,)99Mo que ocorre no reator Nuclear IEA-R1 do IPEN-CNEN/SP. O gel é composto de molibdato de zircônio com volume de eluição de 12 mL com uma atividade de 11100 MBq (300 mCi) produzindo uma concentração radioativa de 925 MBq (25 mCi)/mL. O gerador de fissão produz uma concentração radioativa maior, de 1850 MBq (50 mCi)/mL. Pretende-se com esse trabalho desenvolver um gerador 99 Mo/99mTc tipo gel com a qual se possa eluir 99mTc obtendo-se uma concentração radioativa adequada para atender a demanda de mercado sem perder a qualidade. Foram desenvolvidos dois tipos de sistemas de concentração o único e o em série. O sistema mais adequado para o gerador de 99Mo/99mTc do tipo gel de MoZr estéril e automatizado à vácuo foi o sistema de concentração em série utilizando o cartucho Dionex 2,5 cc/QMA. O gerador de gel é eluído com 10 mL de solução de NaCl 0,1 % sendo o pertecnetato retido no cartucho aniônico QMA e eluído com 4 mL de solução de NaCl de 0,9 %. O processo dura no máximo 30 minutos. A eficiência de eluição do sistema de concentração foi de 90 %. No início de 2009 aconteceu uma crise mundial do abastecimento de 99Mo fazendo com que surgisse a necessidade do desenvolvimento de tecnologias alternativas para a produção de geradores de 99Mo/99mTc utilizando 99Mo produzido por fissão ou o desenvolvimento de um método adequado para estender a vida útil deste gerador. Os resultados deste trabalho mostraram que é possível utilizar o mesmo sistema de concentração desenvolvido para o gerador de gel, o que levará a um fator de concentração de 3 para o 99mTc eluído. / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP / FAPESP:06/54851-8

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:35:26Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:05:40Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Tecnécio-99m (99mTc), o produto de decaimento do molibdênio-99 (99Mo), é um dos radioisótopos mais utilizados na medicina nuclear, abrangendo cerca de 80% de todos os procedimentos de radiodiagnóstico médico pelo mundo. Atualmente o Brasil necessita de uma quantidade de aproximadamente 450 Ci de 99Mo por semana. Devido à crise e à escassez em seu fornecimento que vem sendo observada no cenário mundial desde 2008, o IPEN decidiu desenvolver um projeto próprio para produção de 99Mo através da fissão do urânio-235. O objetivo deste trabalho de dissertação foi desenvolver cálculos neutrônicos e temo-hidráulicos para avaliar a segurança operacional de um dispositivo para produção de 99Mo a ser irradiado no núcleo do reator IEA-R1. Neste dispositivo serão alojados dez alvos do tipo dispersão de UAlx-Al com baixo enriquecimento de urânio (LEU) e densidade de 2,889 gU/cm³. Para o cálculo neutrônico foram utilizados os programas computacionais HAMMER-TECHNION e CITATION e as temperaturas máximas atingidas nos alvos foram calculadas com o código MTRCR-IEAR1. Os cálculos demonstram que a irradiação do dispositivo deverá ocorrer sem consequências adversas à operação do reator. A quantidade total de 99Mo foi calculada com o programa SCALE e considerando que o tempo necessário para o processamento químico e recuperação do 99Mo será de cinco dias após a irradiação, teremos disponível para distribuição uma atividade de 99Mo de 176 Ci para 3 dias de irradiação, 236 Ci para 5 dias de irradiação e 272 Ci para 7 dias de irradiação dos alvos. / Dissertação (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Submitted by Claudinei Pracidelli (cpracide@ipen.br) on 2015-11-12T09:53:58Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2015-11-12T09:53:58Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / O objetivo deste trabalho foi desenvolver uma forma alternativa de se produzir alvos para irradiação contendo urânio, destinados à produção do par de radionuclídeos 99Mo-99mTc. Estes alvos foram obtidos por metalurgia do pó, utilizando-se pós de níquel e de cobre, servindo o compactado como meio de encapsulamento para um cilindro de urânio a ser irradiado. O desenvolvimento compreendeu as etapas de caracterização química e física dos pós-utilizados. Os alvos foram compactados em prensa uniaxial e em prensa isostática a frio. As amostras foram sinterizadas em três atmosferas diferentes: argônio, hidrogênio e em alto vácuo. Quando do uso conjunto de cobre e níquel, foi feita sinterização por dois corpos, i.e., um compactado de níquel contendo o núcleo para ser irradiado e um compactado de cobre para servir de infiltrante. Isto, visando a eliminação de porosidade interconectada, permitindo o selamento do conteúdo físsil no interior do compactado. Os alvos após sinterização foram caracterizados fisicamente sendo avaliada a massa específica, pelo método geométrico e pelo princípio de Arquimedes. A porosidade foi medida pela técnica de porosimetria de mercúrio. Os alvos prontos foram caracterizados micro estruturalmente por microscopia óptica e eletrônica de varredura. Os resultados indicaram que a densificação do níquel foi diretamente proporcional à pressão de compactação obtendo-se 87% de densidade relativa após prensagem a 800 MPa (limite superior de compactação para ligas metálicas) e sinterização por 4 h a 600 ºC em atmosfera de hidrogênio. A sinterização por dois corpos (níquel com cobre) mostrou-se promissora para o uso como invólucro para núcleos, em termos de integridade estrutural e selamento devido à ausência de porosidade interconectada. / Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

In the field of nuclear medicine, radioisotopes are used for applications such as diagnostic imag- ing, treatment, and equipment sterilization. The most commonly used radioisotope in medicine is technetium-99m (Tc-99m). It is used in 80% of all nuclear medicine procedures. Its parent isotope is molybdenum-99 (Mo-99). NRU, which is now closed, formerly produced 40% of the worlds demand for Mo-99. The production capacity of this reactor has been supplemented by a network of cyclotrons and a modified research reactor. This study aims to provide an alternative means of production for Mo-99, as well as other radioisotopes by modifying the center pin of a standard 37-element bundle of a CANDU reactor. The neutron transport code DRAGON, and the neutron diffusion code DONJON were used to model a CANDU-9 reactor. The lowest, median, and highest power channels were chosen as candi- dates for the modified bundles. It was found that the reactor parameters were altered by a negligible amount when any one channel was used to house the modified bundles. Significant quantities of the radioisotope lutetium-177 as well as the generating isotopes of the alpha-emitting radioisotopes lead- 212/bismuth-212, and radium-223 were produced. However, only minute amounts of molybdenum-99, and the generating isotope of bismuth-213 were produced. / Thesis / Master of Applied Science (MASc)

O 99mTc é o radionuclídeo mais utilizado em medicina nuclear. No Brasil os geradores de 99Mo/99mTc são produzidos exclusivamente pelo Centro de Radiofarmácia do IPEN-CNEN/SP, com 99Mo importado de diferentes fornecedores. O 99Mo (t1/2 = 66 h), por ser um produto de fissão do 235U, pode conter impurezas radionuclídicas prejudiciais à saúde humana. Dessa forma, para que o gerador seja utilizado de forma segura, é necessário que o 99Mo seja avaliado por ensaios de controle de qualidade e atenda à alguma especificação descrita em farmacopeia. A Farmacopeia Europeia (FE) apresenta monografia, com parâmetros (identificação, pureza radioquímica e pureza radionuclídica), métodos de análise, e limites, para avaliação da qualidade da solução de [99Mo] na forma de molibdato de sódio, que é utilizada como matéria-prima no preparo dos geradores de 99Mo/99mTc. No entanto, observa-se uma dificuldade na implementação e execução dos métodos por parte dos produtores de geradores, com pouca literatura sobre o assunto, provavelmente devido à falta de praticidade dos métodos propostos e à extensa lista de reagentes utilizados. Nesse trabalho foram avaliados vários parâmetros de qualidade do 99Mo descritos na monografia da FE. Foram estudados métodos de separação do 99Mo de suas impurezas radionuclídicas por extração em fase sólida (SPE) e por TLC. Após separação por SPE, foi proposta a quantificação de metais por ICP-OES para avaliar a porcentagem de retenção de Mo e a porcentagem de recuperação de Ru e Te e Sr em diversos tipos de cartuchos, em substituição ao uso de radiotraçadores. Observou-se que a marca de cartucho de SPE para separação do 99Mo recomendada pela FE apresentou baixa recuperação para Ru, quando comparado aos outros cartuchos de troca aniônica disponíveis no mercado. Amostras de 99Mo de diferentes fornecedores mundiais foram analisadas. Observou-se que é possível realizar a quantificação de 103Ru em amostras de 99Mo mesmo com tempos de decaimento acima de 4 semanas. Um método alternativo de separação do 99Mo do 131I por TLC apresentou resultados promissores. Não foi feita a quantificação das impurezas radionuclídicas emissoras beta e alfa. Todas as amostras analisadas apresentaram resultados dentro das especificações da FE para pureza radioquímica (>95%) e pureza radionuclídica. / 99mTc is the most used radionuclide in nuclear medicine. In Brazil, the 99Mo/99mTc generators are exclusively produced by Radiopharmacy Center at IPENCNEN/ SP, by importing 99Mo from different suppliers. 99Mo (t1/2 = 66 h) is a fission product of 235U and it can have radionuclidic impurities that are prejudicial for human health. For safe use of generators, it is necessary to perform the evaluation of 99Mo by quality control tests in order to assess if 99Mo complies with the specifications. The European Pharmacopoeia (EP) presents a monograph for evaluation of the quality of the [99Mo] solution as sodium molybdate,that is used as raw material for 99Mo/99mTc generators production, including specification parameters (identification, radiochemical purity and radionuclidic purity), analysis methods and limits. However, it has been observed difficulties on the execution and implementation of these methods by the generators producers, with a few literature about this subject, probably due to complexity of the proposed methods. In this work, many quality control parameters of 99Mo described in the EP monograph were evaluated. Separation methods for 99Mo from its radionuclidic impurities by solid phase extraction (SPE) and TLC were studied. After SPE separation, the quantification of metals by ICP-OES to evaluate the percentage of retention of Mo and the percentage of recovery of Ru, Te and Sr using different types of cartridges were proposed, replacing radiotracers use. It was observed that the specific type of SPE cartridge recommended by the EP for separation of 99Mo presented low recoveries for Ru, compared to other available anion exchange SPE cartridges. 99Mo samples from different worldwide suppliers were analyzed. It was observed that quantification of 103Ru in 99Mo samples with decay time higher than 4 weeks is possible. An alternative method for separation of 131I from 99Mo showed promising results by TLC. The quantification of beta and alpha emitters radionuclidic impurities was not performed. All analysed samples presented results that comply with EP specifications for radiochemical purity (>95%) and for radionuclidic purity.