Made available in DSpace on 2014-10-09T12:26:13Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:10:09Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / O aumento da demanda no Brasil pelo radiofármaco [18F]FDG para exames de tomografia por emissão de pósitron (PET-CT) e sua meia-vida de 109,7 minutos exigem uma atenção especial para a cadeia produtiva deste radiofármaco. Desde a irradiação da água enriquecida em 18O até a passagem do paciente pelo tomógrafo, numa seqüência de procedimentos que pode durar até cerca de seis horas, todas as etapas da cadeia produtiva devem ter a maior confiabilidade possível, pois qualquer falha em uma das etapas será sentida na extremidade da cadeia produtiva. A falta de indicação de posição da válvula do Sistema de Carga e Descarga do Porta-alvo de 18F- no Centro de Aceleradores Cíclotron levou a perda de produção de 18F-, contaminação da Sala de Irradiação e aumento da dose dos trabalhadores envolvidos na operação e manutenção dos sistemas de irradiação. Este trabalho testou o comportamento de três tipos de sensores de posição (microswitch, reedswitch e sensor de proximidade indutivo) no ambiente da Sala de Irradiação 1.2 do Centro de Aceleradores Cíclotron, que está sujeito a altas taxas de radiação gama e nêutrons devido à produção rotineira de 18F- e 123I, através deste teste foi possível encontrar o sensor de posição mais adequado para trabalhar no porta-alvo de 18F-, e através da reprogramação do controlador lógico programável, foi possível evitar este tipo de falha durante a produção de 18F- no Centro de Aceleradores Cíclotron, e aumentar a confiabilidade na cadeia produtiva do [18F]FDG. / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

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Made available in DSpace on 2014-10-09T12:34:55Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:06:59Z (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:09/07417-9

Submitted by Claudinei Pracidelli (cpracide@ipen.br) on 2015-12-22T09:27:04Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2015-12-22T09:27:04Z (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 2014-10-09T12:34:55Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:06:59Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Fundação de Amparo à Pesquisa do Estado de São Paulo (FAPESP) / Uma grande variedade de moléculas já foi identificada por apresentar alta afinidade por receptores superexpressos em células tumorais, e a radiomarcação dessas moléculas oferece a possibilidade de novos compostos com aplicações diagnósticas e terapêuticas em medicina nuclear. Dentre essas moléculas, a bombesina (BBN) é uma das que despertam maior interesse, uma vez que um de seus receptores BB2 são superexpressos em células de tumores de próstata, mama, cólon, pâncreas e pulmão, além de glioblastomas e neuroblastomas. Derivados da bombesina, agonistas e antagonistas dos receptores BB2 já foram propostos para essa finalidade e apresentaram resultados promissores em estudos pré-clínicos. Entretanto, a maioria deles apresenta o incoveniente da alta captação em tecidos sadios, como pâncreas e intestino, o que pode prejudicar a eficiência diagnóstica e causar efeitos adversos na terapia. Nesse contexto, o objetivo deste trabalho foi estudar a marcação de uma nova série de derivados da bombesina com índio-111 (111In) e gálio-68 (68Ga), de modo a avaliar seu potencial para diagnóstico de tumores que superexpressam BB2 por tomografia computadorizada por emissão de fóton único (SPECT) ou por emissão de pósitrons (PET). Os peptídeos estudados apresentam estrutura genérica YGn-BBN(6-14)-Q, em que Q é o grupamento quelante, n é o número de aminoácidos glicina do espaçador YGn e BBN(6-14) é a sequência original de aminoácidos da BBN do aminoácido 6 ao 14. Estudou-se também o derivado em que a metionina (Met) terminal da sequência da bombesina foi substituída pela norleucina (Nle). A avaliação experimental dos derivados da bombesina foi dividida em quatro etapas: estudos computacionais, marcadores moleculares para SPECT, marcadores moleculares para PET e estudos toxicológicos. Os estudos computacionais consistiram na determinação dos coeficientes de partição (log P) e distribuição (log D) teóricos dos derivados da bombesina conjugados ao quelante DTPA (ácido dietileno-triamino-pentacético e DOTA (1,4,7,10-tetraazaciclododecano-tetracético). No desenvolvimento de marcadores moleculares para SPECT os derivados da bombesina de diferentes espaçadores conjugados ao DTPA e radiomarcados com 111In foram avaliados para determinação do melhor espaçador para aplicação in vivo, considerando não apenas as propriedades in vivo, mas também a estabilidade. Uma vez definido o espaçador, o derivado escolhido conjugado ao quelante DTPA ou DOTA foi submetido a estudos comparativos in vitro e in vivo utilizando linhagens tumorais que expressam os receptores BB2 em níveis variados, de modo a determinar o agente quelante mais adequado para aplicação in vivo. Nessa fase experimental, alguns estudos foram realizados também com um derivado da BBN BZH3, amplamente descrito pela literatura. No desenvolvimento de marcadores moleculares para PET, o derivado composto pelo espaçador e quelante escolhido foi radiomarcado com 68Ga e submetido a estudos de biodistribuição in vivo. Por fim, estudos toxicológicos em ratos foram realizados por meio da administração de um excesso dos derivados da BBN, a fim de avaliar a segurança para futura aplicação em estudos clínicos. Todos os derivados conjugados ao DTPA foram radiomarcados com 111In com alta pureza radioquímica e alta atividade específica (174 GBq/μmol). Os marcadores moleculares obtidos apresentaram alta estabilidade frente à reação de marcação e baixa estabilidade à temperatura ambiente, a qual foi aumentada com a adição de agentes estabilizantes. A análise em soro humano indicou degradação tempo-dependente dos marcadores moleculares pelas enzimas do soro e aumento da estabilidade com o acréscimo de aminoácidos glicina no espaçador, bem como pela substituição da Met terminal pela Nle. Os estudos em CLAE e de log P confirmaram os resultados de log P teórico e indicaram que os marcadores moleculares apresentam baixa lipofilicidade, a qual decresce com o aumento do espaçador e aumenta com a substituição do aminoácido terminal. Os estudos in vivo demonstraram que os marcadores moleculares de DTPA-111In apresentam rápido clareamento sanguíneo, excreção primariamente renal e baixo acúmulo abdominal. O marcador molecular que apresentou maior captação tumoral foi aquele com a Nle terminal (YG5N), e esse foi submetido à análise comparativa entre os quelantes bifuncionais DTPA e DOTA. O YG5N-DOTA foi radiomarcado com 111In com alta atividade específica (100 GBq/μmol). Ensaios de saturação em células de tumor de próstata (PC-3 e LNCaP) e mama (T-47D) in vitro demonstraram afinidade semelhante para o peptídeo conjugado a ambos quelantes, mas o YG5N-DOTA-111In se ligou mais às células de tumor de próstata, mas não às células de tumor de mama. Esse marcador molecular também foi mais internalizado pelas células PC-3. Os estudos in vivo indicaram maior estabilidade do marcador molecular conjugado ao DOTA em soro de camundongo, mas captação dos dois peptídeos semelhante pelo tumor de células PC-3 e LNCaP, embora esse último tenha demonstrado uma concentração duas vezes menor do receptor BB2. A imagem SPECT/CT dos tumores foi possível com os dois peptídeos. Em comparação com o derivado BZH3-111In, os marcadores moleculares apresentaram captação tumoral semelhante, mas as imagens foram mais favoráveis devido à menor captação abdominal. O YG5N-DOTA foi então radiomarcado com 68Ga, obtendo-se alta pureza radioquímica, e seu perfil de distribuição foi semelhante ao do derivado radiomarcado com 111In, com significativa captação pelo tumor de células PC-3. Os ensaios de tolerância toxicológica demonstraram que os derivados da bombesina são seguros até a concentração administrada, não apresentando toxicidade hematológica, hepática ou renal. O derivado da BBN YG5N conjugado ao DTPA ou DOTA é uma ferramenta promissora e segura para o diagnóstico de tumores que superexpressam os receptores BB2 por SPECT e PET. / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP / FAPESP:09/07417-9

Submitted by Claudinei Pracidelli (cpracide@ipen.br) on 2015-12-22T09:27:04Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2015-12-22T09:27:04Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Receptores para o peptídeo liberador de gastrina (GRPr) são super expressos em vários tipos de células cancerígenas, incluindo câncer de mama e próstata. A Bombesina é um análogo do peptídeo GRP de mamíferos que se liga com alta especificidade e afinidade aos receptores do peptídeo liberador de gastrina (GRPr). Significantes pesquisas têm sido realizadas para desenvolver e radiomarcar um análogo da bombesina para diagnóstico de tumores de próstata e mama, utilizando-se técnicas de SPECT e PET, com radionuclídeos como 111In e 68Ga. O objetivo deste trabalho foi estudar a marcação com 111In de uma série inédita de peptídeos derivados de bombesina e determinar o potencial de aplicação no diagnóstico de tumores de próstata em modelos animais. Vários estudos foram realizados para padronizar o procedimento de marcação, variando-se temperatura, tempo de marcação, massa do peptídeo e atividade do radionuclídeo. Os resultados demonstraram que os análogos da bombesina estudados podem ser marcados com índio-111 com alto rendimento de marcação e alta atividade específica. Os estudos de biodistribuição em animais normais demonstraram que o derivado de BBN com espaçador aminoacídico Gly5 apresentou captação pancreática e intestinal expressiva, sugerindo ser o melhor derivado. Dois derivados DOTA- conjugados, com espaçador Gly5 foram radiomarcados com gálio-68 e investigados em modelo animal com tumor de próstata humano, indicando o potencial para aplicação do peptídeo radiomarcado no diagnóstico por PET. / Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Submitted by Marco Antonio Oliveira da Silva (maosilva@ipen.br) on 2016-08-26T11:07:48Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2016-08-26T11:07:48Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / O sistema microPET/CT é um importante equipamento utilizado nas pesquisas de imagem diagnóstica em pequenos animais. O radiofármaco mais usado nesta tecnologia é o fluordeoxiglicose marcado com flúor-18. Este estudo tem como objetivo efetuar o controle radiológico no laboratório de pesquisa microPET/CT do Centro de Radiofarmácia do IPEN-CNEN/SP, de forma a satisfazer tanto as normas nacionais como as recomendações internacionais. O laboratório está classificado pela equipe de radioproteção da instalação como área supervisionada, nas quais embora não seja obrigatória a adoção de medidas específicas de proteção e segurança, devem ser submetidas reavaliações regulares das condições do ambiente de trabalho. Visando assegurar a proteção radiológica dos trabalhadores diretamente envolvidos no manuseio do equipamento, realizou-se o monitoramento do local de trabalho e a avaliação do controle de dose individual. Inicialmente foi feito o monitoramento pré-operacional, isto é, o levantamento radiométrico no laboratório. Além disso, mediu-se nível de radiação externa nas instalações do laboratório e suas adjacências, por meio da colocação de nove dosímetros termoluminescentes (TL) de CaSO4:Dy, em locais previamente selecionados. Os indivíduos ocupacionalmente expostos foram avaliados mensalmente por meio do uso de dosímetros TL posicionados no tórax e por medidas de corpo inteiro, tomadas a cada seis meses. O período do estudo foi de dois anos, com início em abril de 2014. Para o controle do microPET/CT realizou-se testes de desempenho de acordo com o protocolo padrão do equipamento e em conformidade com a norma desenvolvida pela força tarefa para estudos com PET em animais Animal PET Standard Task Force. O presente estudo permitiu demonstrar que os níveis de radiação das áreas (estimativas de dose ambiente e dose efetiva), assim como a blindagem do equipamento estão adequados de acordo com os limites da exposição ocupacional. Ressalta-se a importância de se seguir rigorosamente os princípios de radioproteção, já que se trata de pesquisas com fontes radioativas não seladas. / Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Fundação de Amparo a Pesquisa do Estado de Minas Gerais / Os radionuclídeos utilizados na tomografia por emissão de posítrons (PET) são produzidos utilizando um acelerador cíclotron. Os nêutrons produzidos durante a operação do cíclotron contribuem para exposição direta ou indireta dos Indivíduos Ocupacionalmente Expostos (IOEs), devido ao aumento da radiação de fundo da casamata. Além disso, há um aumento nas emissões de gases radioativos provenientes da ativação dos elementos do ar dentro da casamata, que quando liberados constitui um problema para radioproteção dos indivíduos do público. Dos vários métodos utilizados para caracterizar o espectro neutrônico, o espectrômetro de multiesferas de Bonner (EB) é um dos sistemas espectrométricos mais utilizados. Neste trabalho foi utilizado o sistema EB com detectores termoluminescentes (TL), do tipo TLD600 e TLD700 como detector de nêutrons, para medir os espectros de energia de nêutrons em quatro pontos no interior da casamata do cíclotron GE PETtrace-8 do Centro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear (CDTN). Foram realizadas medidas em quatro pontos em torno do cíclotron. Os espectros de nêutrons foram desdobrados utilizando os códigos BUMS, NSDUAZ e BUNKIUT e os resultados convertidos em equivalente de dose ambiente H*(10). Considerando o termo fonte de radiação fornecido pelo fabricante do cíclotron, pôde-se constatar a grande influência dos nêutrons de recuo nos espectros de energia encontrados em todos os pontos. Houve uma boa concordância nos espectros de nêutrons obtidos, utilizando os códigos BUNKIUT (com espectros iniciais retangular e Maxwelliano) e NSDUAZ. Os valores de taxa de fluência encontrados no presente trabalho foram da mesma magnitude dos valores reportados na literatura e são coerentes com os obtidos por cálculos téóricos utilizando o termo fonte de radiação disponibilizado pelo fabricante. Com relação aos valores de equivalente de dose ambiente, as taxas horárias por A (microampère) variaram de aproximadamente 67 mSv/h a 936 mSv/h . Para uma corrente típica de 40 A, esses valores são próximos de 2,7 Sv/h a 37 Sv/h, valores da mesma ordem dos reportados na literatura. A metodologia empregada para a caracterização do campo de radiação em torno do cíclotron do CDTN mostrou-se adequada e pode ser utilizada em mais pontos da casamata, de maneira a descrever melhor o espectro e, consequentemente, estimar o equivalente de dose ambiente. / The radionuclides used in positron emission tomography (PET) are generally produced using a cyclotron accelerator. The operation of the cyclotron produces an undesirable neutron radiation field. The knowledge of the neutron radiation field around not-self-shielded PET cyclotrons is an important issue for optimization of radiation protection of the workers and individuals of the public. For the workers, neutrons contribute not only for immediate radiation exposure as for long-term exposure due to activation of cyclotron components and the concrete in the bunker walls. For the individuals of the public the main concern is the dispersal of radioactive gases produced by activation of the air inside the cyclotron vault. The multisphere system, or Bonner sphere spectrometer (BSS), has been widely used to measure neutron spectrum. The substitution of the active detectors of the BSS system by thermoluminescent detectors (specifically TLD-600 and TLD-700 pairs) has become a reliable procedure in spectrometry of high intensity mixed radiation field. In this study we utilized the BSS system with TLD600 and TLD700 to measure the energy spectra of neutrons at four points inside the bunker of the cyclotron GE PETtrace-8 of the Development Centre of Nuclear Technology (CDTN). Four points inside the bunker of the cyclotron were studied. The neutron spectra were unfolded using codes BUMS, NSDUAZ e BUNKIUT and the results converted to ambient dose equivalent H*(10). Considering the source-term of radiation provided by the manufacturer of the cyclotron, we could see the great influence of room return effect in energy spectra at all points. The values of total fluence rates for all points have the same magnitudes of values reported in the literature and are consistent with those obtained by theoretical calculations using the source-term of radiation provided by the manufacturer of the cyclotron. The ambient equivalent dose rates for 1 A ranged from about 67 mSv/h to 936 mSv/h. For a typical 40 A typical current these values were 2.7 Sv/h and 37 Sv/h. These values are of the same order than the reported in the literature. The methodology utilized in this study to characterize the neutron radiation field around the CDTN cyclotron proved to be adequate and can be used in more points inside the bunker in order to better describe the spectrum and thereby estimate the ambient dose equivalent.

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:36:04Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T13:59:49Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Dissertação (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:36:04Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T13:59:49Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / O presente trabalho tem como objetivo a padronização de 68Ga, um emissor de pósitrons de meia-vida curta, usado em PET (Tomografia por Emissão de Pósitrons). A padronização do 68Ga foi realizada em um sistema de coincidência 4πβ-γ, que consiste de um detector proporcional em geometria 4π a gás fluente acoplado a um detector de cristal semicondutor HPGe, para a detecção de raios gama. A aquisição de dados foi realizada por meio de um Sistema de Coincidência por Software (SCS), desenvolvido no Laboratório de Metrologia Nuclear (Laboratório de Metrologia Nuclear - LMN) no IPEN-CNEN / SP. Os resultados finais foram obtidos a partir de um ajuste de curva multiparamétrica aplicando-se uma metodologia que leva em consideração a matriz de covariância combinando os resultados experimentais com aqueles determinados pela simulação Monte Carlo. / Dissertação (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP