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. / This work aims to investigate the concentration of radioactive impurities gamma emitters in the radiopharmaceutical solutions produced at Nuclear and Energy Research Institute -IPEN in São Paulo, So that this radiopharmaceutical may be used properly, its quality should be evaluated in accordance with the procedures established by quality control agencies, such as \"General Requirements for the Competence of Testing and Calibration Laboratories\", ISO/IEC 17025:2005 and the \"Good Laboratory Practice\" (GLP), controlled by ANVISA (National Agency Health Surveillance), in Brazil, requiring a confirmation of the values of impurities related at the certificates supplied by the manufacturers. To determine the activity, a high resolution gamma spectrometer were used in two source-detector distances. One was 18 cm and the other 1.7 cm. For the 18 cm distance, the high pure germanium spectrometer was calibrated in the energy range between 81 keV and 1408 keV by measuring sealed ampoules of 60Co, 133Ba, 137Cs and 152Eu, standardized at the Nuclear Metrology Laboratory (NML) of IPEN. For lower activity of the impurities, the distance source-detector of 1.7 cm was assumed. However, as at this distance, the sum coincidence effect is very high, making the measurement of the standard calibration ampoules difficult, the spectrometer efficiency curve was obtained by a Monte Carlo simulation code, developed at IPEN. In this code, all details of the detection system are modeled and the response curves for x-rays and gamma rays are calculated by the MCNPX radiation transport code. The gamma spectra were analyzed by Alpino code, which applies the method of numeric peak integration of the area under the photopeaks. For gamma emitter impurities, not visually detected, the decision threshold and the detection limits were calculated from the background count rate, under the peak area. The radiopharmaceutical solutions analyzed were 67Ga,99Mo, 99mTc, 111In, 131I, 153Sm, 177Lu and 201Tl. The results of impurities ratio for analyzed solutions are in accordance with the manufacturers´ certificate and with the ANVISA.

Orientador: Celso Dario Ramos / Tese (doutorado) - Universidade Estadual de Campinas, Faculdade de Ciências Médicas / Made available in DSpace on 2018-08-16T23:06:04Z (GMT). No. of bitstreams: 1 Lima_MarianadaCunhaLopesde_D.pdf: 5311684 bytes, checksum: 4e6a0ba6a1a013ca5e9a995b127a5a95 (MD5) Previous issue date: 2010 / Resumo: A diferenciação entre obstrução mecânica e dilatação das vias urinárias sem obstrução é extremamente importante para se determinar o tratamento correto. O objetivo deste trabalho foi avaliar a utilidade do estudo renal dinâmico com diurético (ERDD) com L,L-etilenodicisteína marcada com tecnécio-99m (EC-99mTc) em pacientes com resultados indeterminados ou possíveis falso-positivos para obstrução no ERDD com ácido dietilenotriaminopentacético marcado com 99mTc (DTPA-99mTc). Noventa e dois pacientes foram estudados, sendo 63 do sexo masculino e 29 do sexo feminino, com idades variando de um mês a 74 anos (média 16,6 +/-21,25 anos), num total de 103 rins com padrão cintilográfico indeterminado (20/103) ou possível resultado falso positivo para obstrução atribuível à função glomerular reduzida ou dilatação acentuada das vias excretoras (83/103) no ERDD com DTPA-99mTc (<60% de excreção do radiofármaco em 20 minutos - tempo em que 50% do radiofármaco foi excretado pelos rins (T½) >15 minutos). Os pacientes foram então submetidos a ERDD com EC-99mTc, sendo realizadas imagens dinâmicas antes e após a administração venosa de furosemida e seguindo-se o mesmo protocolo de aquisição de imagens utilizado com DTPA-99mTc. O intervalo de tempo entre os ERDD com DTPA-99mTc e com EC-99mTc variou de 2 a 64 dias. As taxas de excreção aos 20 minutos após a injeção de furosemida foram calculadas para ambos radiofármacos e foram estatisticamente comparadas utilizando-se o teste t pareado. A porcentagem de excreção após a administração de furosemida foi de 25,3% +/- 18,2% para DTPA-99mTc e de 41,2 +/- 26,1% para EC-99mTc (p<0,0001). Utilizando-se EC-99mTc, obstrução foi excluída em 36 de 103 rins, com excreção >60%. Dez dos 83 rins (12,0%) que apresentavam padrão obstrutivo ao DTPA-99mTc revelaram-se indeterminados no ERDD com EC-99mTc. Houve concordância nos resultados do ERDD com EC-99mTc e com DTPA-99mTc em 54/83 rins com padrão obstrutivo (65,1%) e em 3/20 rins com padrão indeterminado (15,0%). O estudo com EC-99mTc é mais efetivo que o com DTPA-99mTc na exclusão de obstrução das vias urinárias, apresentando menos resultados falso-positivos e indeterminados. O radiofármaco EC-99mTc pode substituir o DTPA-99mTc na avaliação de pacientes com dilatação do trato urinário / Abstract: The differentiation between mechanic obstruction and dilation without obstruction is critical to determine the correct treatment approach. The aim of this study was to evaluate the utility of diuretic dynamic renal scintigraphy (DDRS) with 99mTc-EC in patients with indeterminate or possible false-positive results for urinary obstruction by 99mTc-DTPA DDRS. A total of ninety-two patients (63 male; mean age 16.6 ± 21.25 years) were studied, with a total of 103 kidneys presenting indeterminate (20/103) or possible false-positive results for obstruction attributable to reduced renal function or severe kidney dilation (83/103) by 99mTc-DTPA DDRS (<60% of radiopharmaceutical excreted in 20 minutes - half-time clearance (T½) >15 minutes). Patients were reimaged after intravenous injection of 99mTc-EC, with dynamic images before and after furosemide administration using the same acquisition parameters applied in the previous 99mTc-DTPA study. Time interval between 99mTc-DTPA and 99mTc-EC renograms was 2 to 64 days. The percentage of excreted material 20 minutes after furosemide was calculated using both radiopharmaceuticals, and were statistically compared using the paired samples t test. The excretion after furosemide injection was 25.3%±18.2% for 99mTc-DTPA and 41.2±26.1% for 99mTc-EC, with a statistically significant difference between both radiopharmaceuticals (p<0.0001). Using 99mTc-EC obstruction was excluded in 36 of 103 kidneys, which excreted > 60%. A total of 10 of 83 kidneys (12.0%) with an obstructive pattern by 99mTc-DTPA study turned out to be indeterminate by 99mTc-EC DDRS. There was an agreement between 99mTc-EC and 99mTc-DTPA studies in 54 of 83 kidneys with obstructive (65.1%) and in 3 of 20 (15.0%) with indeterminate patterns. 99mTc-EC is more effective than 99mTc-DTPA for excluding obstruction, presenting less false-positive and indeterminate results. 99mTc-EC can substitute 99mTc-DTPA to evaluate patients with urinary tract dilation / Doutorado / Fisiopatologia Cirúrgica / Doutor em Ciências

Orientadores: Ubirajara Ferreira, Celso Dario Ramos / Dissertação (mestrado) - Universidade Estadual de Campinas, Faculdade de Ciencias Medicas / Made available in DSpace on 2018-08-05T22:49:34Z (GMT). No. of bitstreams: 1 Lima_MarianadaCunhaLopesde_M.pdf: 913938 bytes, checksum: 416039055b58df18b23ec94d21f82bce (MD5) Previous issue date: 2005 / Resumo: Os estudos de Medicina Nuclear são os métodos de imagem mais adequados para se estimar a função renal e adicionam informações funcionais aos estudos anatômicos, como a ultra-sonografia e os métodos radiológicos. O DMSA-99mTc é o radiofármaco de escolha para imagens de alta resolução do córtex renal, permitindo, também, estimar a massa de parênquima renal funcionante. Os exames atuais medem a função relativa entre os rins, independentemente do nível de creatinina.Diferentes técnicas para se medir a função renal absoluta (FRA), ou seja, isolada de cada rim, com DMSA-99mTc têm sido descritas utilizando imagens planas e a tomografia computadorizada por emissão de fótons únicos (SPECT). Entretanto, essas técnicas são de difícil execução e implantação na rotina diária. O objetivo deste trabalho foi testar um método mais simples para se determinar a FRA com DMSA-99mTc antes de nefrectomias e validá-lo utilizando-se as contagens radioativas das próprias peças de nefrectomia como referência. Foram estudados dezessete pacientes (12 pacientes do sexo feminino e cinco do sexo masculino), com idades variando de 22 a 82 anos (média 50,8 anos), selecionados para a realização de nefrectomia por diferentes indicações. A cintilografia renal foi realizada três a quatro horas após a administração venosa de 185 MBq (05 mCi) de DMSA-99mTc. A captação renal de DMSA-99mTc foi determinada utilizando-se os seguintes parâmetros: a radioatividade da seringa (medida com um calibrador de dose); a imagem da seringa antes da injeção; a imagem do rim três a quatro horas após a injeção do radiofármaco (imagem in vivo); a imagem da peça de nefrectomia (imagem ex vivo), que não sofre atenuação dos tecidos extra-renais. O valor de referência para a captação de DMSA-99mTc no rim operado foi considerado como aquele determinado medindo-se a radioatividade diretamente na própria peça de nefrectomia utilizando o mesmo calibrador de dose usado para medir a dose de DMSA-99mTc injetada no paciente antes da cirurgia. As FRA foram calculadas utilizando as imagens in vivo e ex vivo dos rins. Esses valores foram comparados com os valores de referência (captação de DMSA-99mTc) através de análise de regressão linear. A média das FRA obtidas com as imagens in vivo e ex vivo e com o método de referência foram, respectivamente, 5,6%, 6,4% e 6,8%. Os valores de FRA foram muito semelhantes àqueles obtidos com o método de referência, conforme foi demonstrado pela análise de regressão linear, que revelou r-quadrado de 0,96 (imagem in vivo e método de referência) e 0,99 (imagem ex vivo e método de referência). O método cintilográfico testado para se determinar a função renal absoluta com DMSA-99mTc é simples e aplicável ao uso rotineiro. Esse método apresenta excelente correlação com a medida direta da radioatividade em peças de nefrectomia / Abstract: The studies with radionuclides in Nuclear Medicine are the most adequate imaging methods to estimate the renal function, adding functional information to the anatomic studies, such as ultrasound and X-ray methods. 99mTc-DMSA is the radiopharmaceutical of choice for high-resolution imaging of the renal cortex and estimating the functional renal mass. The present studies with DMSA-99mTc measure the relative tubular function, independently of the creatinine levels. Different techniques to measure the absolute uptake of 99mTc-DMSA by the kidneys, that is the quantification of isolated renal 99mTc -DMSA uptake, have been described using planar and single photon emission tomography (SPECT), but the methods remain quite complicated and not feasible for the routine use. The aim of this study was to test a simplified method to determine absolute renal function (ARF) with 99mTc-DMSA before nephrectomies, using the radioactive counts of nephrectomy specimens as reference. A total of 17 patients were studied, 12 female and five male, 22 to 82 years old (mean 50.8). All patients had been selected for nephrectomy due to different indications. The renal scintigraphy was performed 3 to 4 hours after the intravenous administration of 185 MBq (05 mCi) of 99mTc-DMSA. The in vivo renal uptake of 99mTc-DMSA was determined using the radioactivity of the syringe before the injection (measured with a dose calibrator); the image of the syringe before injection; the image of the kidney, obtained three to four hours after the radiopharmaceutical administration (in vivo image) and the image of the nephrectomy specimen (ex vivo image), which does not have the tissue atenuation. The reference value for renal uptake of 99mTc-DMSA was determined by measuring the radioactivity of the nephrectomy specimen with the same dose calibrator. The ARF values were calculated using the in vivo and ex vivo images. These values were compared to the reference values (99mTc-DMSA uptake) applying linear regression. The mean ARF values obtained with the images in vivo and ex vivo and with the reference method were, respectively, 5.6%, 6.4% and 6.8%. The ARF values were very similar to those obtained with the reference method, as shown by the linear regression analysis, revealing an r-square of 0.96 (in vivo image and the reference method) and 0.99 (ex vivo image and reference method). The attenuation correction method used over the in vivo images of the kidneys was found to be efficient, since the values obtained with the in vivo and ex vivo images were very similar, with linear regression analysis revealing an r-square of 0.95. The proposed method to determine the absolute renal function with 99mTc-DMSA is simple and feasible for routine clinical use. This method demonstrates excellent correlation with the direct measurement of the radioactive counts of nephrectomy specimens / Mestrado / Pesquisa Experimental / Mestre em Cirurgia

Neste trabalho foi realizado uma comparação entre três tipos de alvos (UAl2-Al, U-Ni cilíndrico e U-Ni placa) para a produção de 99Mo por fissão do 235U. Para isso foram desenvolvidas análises neutrônicas e termo-hidráulicas. Também foram realizados experimentos para se validar as metodologias de cálculo termo-hidráulica e neutrônica utilizadas neste trabalho. Para os cálculos neutrônicos foram utilizados os programas NJOY99.0, AMPX-II e HAMMERTECHNION, para geração das seções de choque, e os programas SCALE 6.0 e CITATION para os cálculos tridimensionais dos núcleos, queima do combustível e produção de 99Mo. Para os cálculos termo-hidráulicos foram utilizados os programas MTRCRIEAR1 e ANSYS CFX para calcular as variáveis térmicas e hidráulicas dos dispositivos de irradiação e compará-las a limites e critérios de projeto estabelecidos. Primeiro foram realizadas análises neutrônicas e termo-hidráulicas para o reator IEA-R1 com os alvos de UAl2-Al (10 miniplacas). As análises demonstraram que a atividade total obtida para o 99Mo nas miniplacas não atende à demanda dos hospitais brasileiros (450 Ci/semana) e que nenhum limite de projeto termo-hidráulico é ultrapassado. Em seguida foram realizados os mesmos cálculos para os três tipos de alvo no Reator Multipropósito Brasileiro (RMB). As análises neutrônicas demonstraram que os três alvos podem atender à demanda dos hospitais brasileiros. As análises termo-hidráulicos demonstram que será necessário uma velocidade mínima no dispositivo de irradiação de 7 m/s para o UAl2, de 8 m/s para o alvo de U-Ni cilíndrico e de 9 m/s para o alvo de U-Ni placa para que nenhum limite de projeto seja ultrapassado. Foram realizados experimentos em uma bancada de aferição de vazão para se validar a metodologia de cálculo termo-hidráulico. Os experimentos realizados para se validar os cálculos neutrônicos foram feitos no reator IPEN/MB-01. Todos os experimentos foram simulados com as metodologias acima descritas e os resultados comparados entre si. Os resultados das simulações apresentaram boa concordância com os resultados experimentais. / In this work neutronic and thermal-hydraulic analyses were made to compare three types of targets (UAl2-Al, U-Ni cylindrical and U-Ni plate) used for the production of 99Mo by fission of 235U. Some experiments were conducted to validate the neutronic and thermal-hydraulics methodologies used in this work. For the neutronic calculations the computational programs NJOY99.0, AMPX-II and HAMMERTECHNION were used to generate the cross sections. SCALE 6.0 and CITATION computational programs were used for three-dimensional calculations of the reactor cores, fuel burning and the production of 99Mo. The computational programs MTRCR-IEAR1 and ANSYS CFX were used to calculate the thermal and hydraulic parameters of the irradiation devices and for comparing them to limits and design criteria. First were performed neutronic and thermal-hydraulic analyzes for the reactor IEA-R1 with the targets of UAl2-Al (10 miniplates). Analyses have shown that the total activity obtained for 99Mo on the miniplates does not meet the demand of Brazilian hospitals (450 Ci/week) and that no limit of thermo-hydraulic design is overtaken. Next, the same calculations were performed for the three target types in Multipurpose Brazilian Reactor (MBR). The neutronic analyzes demonstrated that the three targets meet the demand of Brazilian hospitals. The thermal hydraulic analysis shows that a minimum speed of 7 m/s for the target UAl2-Al, 8 m/s for the cylindrical target U-Ni and 9 m/s for the target U-Ni plate will be necessary in the irradiation device to not exceed the design limits. Were performed experiments using a test bench for validate the methodologies for the thermal-hydraulic calculation. The experiments performed to validate the neutronic calculations were made in the reactor IPEN/MB-01. All experiments were simulated with the methodologies described above and the results compared. The simulations results showed good agreement with experimental results.

Submitted by Almir Azevedo (barbio1313@gmail.com) on 2014-07-28T16:55:19Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-07-28T16:55:19Z (GMT). No. of bitstreams: 0 Previous issue date: 2014 / O iodo-124 é um emissor de pósitron com 4,2 dias de meia vida física. Seu decaimento dá-se por emissão de pósitrons (23,3%) e captura eletrônica (76,7%). Suas características físicas e químicas o tornam um isótopo atrativo para aplicações médicas. O desenvolvimento de novas técnicas de imagens, melhorias na tecnologia do Tomografia por Emissão de Pósitrons (PET), o desenvolvimento de novos detectores e métodos computacionais de processamento de sinal, abrem novas perspectivas para a sua aplicação. Os crescentes usos da tecnologia PET em oncologia, em estudos de farmacocinética e de metabolismo de drogas, fazem dos radiofármacos marcados com 124I uma ferramenta de grande interesse e utilidade. O uso de moléculas marcadas com 124I destaca-se especialmente devido à conveniente meia-vida do 124I. Esta característica possibilita diagnóstico por imagens, em centros PET longe do local de produção de radionuclídeos. Dentro deste contexto, este trabalho apresenta um método de produção e separação de 124I. Este método é inovador e pioneiro no país. Baseia-se no desenvolvimento e utilização de alvos de natTeO2 nanoestruturados. Estes alvos são irradiados em um acelerador de partículas carregadas, de energia variável, o cíclotron CV-28 do IEN. As irradiações são realizadas com feixes de prótons de 24 MeV de energia inicial. Na preparação dos alvos nanos particulados o destaque foi a simplicidade do método, que usa a técnica de sol-gel para obtenção de nano partículas, o TeCl4 como precursor e a água como solvente. O 124I produzido foi separado do material alvo por destilação seca e capturado numa solução de NaOH (0,02M), em sistema automatizado. O rendimento de alvo grosso foi de 6,81 MBq/Ah, sendo o rendimento da síntese de aproximadamente 90%. O 124I obtido foi então utilizado em estudos preliminares de biodistribuição. Estes estudos forma realizados em um MicroPET, modelo LabPET4 do CDTN, em camundongos tipo Swiss. Os resultados da aplicação de Na124I mostraram alta qualidade de imagem PET da tireoide, sendo que a máxima captação deu-se 6h após injeção / Iodine-124 is a positron emitter with physical half-life of 4.2 days. Its decay occurs by positron emission (23.3%) and electron capture (76.7%). Their physical and chemical characteristics make it an attractive isotope for medical applications. The development of new imaging techniques, improvements in Positron Emission Tomography (PET), the development of new detectors and computational methods of signal processing, open new perspectives for its application. The increasing use of PET technology in medical oncology, pharmacokinetics and drug metabolism, make the radiopharmaceuticals labeled with 124I a tool of great interest and usefulness. The use of 124I - labeled molecules stands out particularly due to the convenient half-life of 124I. This feature enables diagnostic imaging in PET centers far away from the radionuclides producing center. Within this context, this work presents a method for the production and separation of 124I. This method is innovative and pioneering in the country. It is based on the development and use of nanostructured targets of natTeO2. These targets are irradiated in a charged particles accelerator, with variable energy, the IEN´s CV-28 cyclotron. The irradiations are performed with 24 MeV, initial energy, proton beams. In the preparation of nanoparticulated targets the highlight was the simplicity of the method that uses the sol-gel technique for obtaining nanoparticles, TeCl4 as precusor and water as solvent. The produced 124I was separated from the target material by dry distillation and trapped in a NaOH solution (0.02M), in an automated system. The thick target yield was 6.81 MBq/Ah, and the synthesis yield was 90%. The 124I obtained was then used in preliminary biodistribution studies. These studies were performed on a microPET, model LabPET 4 of the CDTN, in Swiss type mice. The results of the application of Na124I showed high quality PET imaging of the thyroid, with the maximun uptake at 6h after injection

Submitted by Almir Azevedo (barbio1313@gmail.com) on 2017-06-23T12:20:40Z No. of bitstreams: 1 dissertação mestrado ien 2015 Fagner Santos do Carmo.pdf: 2634463 bytes, checksum: 492adfb185de630bd9eb4395153ea9a5 (MD5) / Made available in DSpace on 2017-06-23T12:20:41Z (GMT). No. of bitstreams: 1 dissertação mestrado ien 2015 Fagner Santos do Carmo.pdf: 2634463 bytes, checksum: 492adfb185de630bd9eb4395153ea9a5 (MD5) Previous issue date: 2015-06 / O câncer de próstata é o segundo tipo mais prevalente em homens no mundo inteiro, originando milhares de mortes todos os anos e apresentando elevadas taxas de incidência futura de novos acometimentos. Comparada as técnicas diagnósticas disponíveis, a conjugação de aptâmeros a radionuclídeos, mostra-se eficaz na entrega de drogas a processos tumorais, onde há a capacidade de rastreamento da rota fisiológica percorrida pelo radiomarcado e da mensuração do concentrado em regiões anatômicas específicas através da PET/CT. A afinidade e a especificidade dos aptâmeros promovem o direcionamento seletivo do radioisótopo a tecidos e órgãos MUC1positivos. Dessa forma, este trabalho objetivou a radiomarcação do anti-MUC1 aos radioisótopos 68Ga e 22Na como agente de imagiologia molecular in vivo para o diagnóstico precoce e preciso do processo carcinogênico em próstata. A radiomarcação do aptâmero anti-MUC1 com o 68Ga e o 22Na foi avaliada com a incubação do oligonucleotídeo diretamente a soluções individuais dos radioisótopos em diferentes tempos e temperatura. Apresentando-se eficiente em todos os processos independentemente das variações aplicadas. Corridas cromatográficas em CCD foram aplicadas obtendo marcação de um composto com pureza radioquímica média de 89,07% (89,07±7,79) para o 68Ga e 90,37% (90,37±13,61) para o 22Na, valores superiores ao fator de aceitação para a implementação clínica. Para confrontar os resultados da CCD, a solução radiomarcada também foi sujeita a análises em CLAE, onde foi confirmada a radiomarcação do aptâmero anti-MUC1 com o 68Ga no tempo de retenção médio de 4,842 minutos (4,842±0,03) e 3,679 (3,679±0,51) para o 22Na. No intuito de avaliar o comportamento do oligonucleotídeo radiomarcado in vivo, o anti-MUC1 foi conjugado ao 99mTc e administrado a ratos Wistar sadios, revelando rápido clareamento sanguíneo (0,10±0,06), alta captação do material radioativo no rins (esquerdo 0,94±011 e direito 1,01±0,32) devido a excreção preferencial ser renal. A baixa captação em fígado (0,19±0,09) evidenciou a estabilidade do composto radiomarcado e insignificativas captações de órgãos abdominais mostraram a tendência da minimização dos efeitos da radiação de fundo. Não foi possível detectar a captação cerebral, portanto o complexo não atravessa a barreira hematoencefálica e todos os outros órgãos obtiveram captação em faixa muito baixa ou não detectável. Os resultados de marcação e biodistribuição descritos neste estudo determinaram o potencial do aptâmero anti-MUC1 radiomarcado aos radioisótopos emissores de prósiton 68Ga e 22Na a atuar como agente de imagiologia molecular na área da medicina nuclear.

Made available in DSpace on 2014-06-12T23:14:23Z (GMT). No. of bitstreams: 2 arquivo2678_1.pdf: 1751073 bytes, checksum: 0c1663cb0478674537f8d157ff6d7415 (MD5) license.txt: 1748 bytes, checksum: 8a4605be74aa9ea9d79846c1fba20a33 (MD5) Previous issue date: 2010 / Coordenação de Aperfeiçoamento de Pessoal de Nível Superior / Os calibradores de radionuclídeos são instrumentos essenciais nos serviços de medicina nuclear (SMN) para a determinação da atividade dos radiofármacos que serão administrados aos pacientes. O desempenho inadequado desses equipamentos leva a doses sub ou superestimadas, comprometendo o sucesso de diagnósticos ou terapias. A intercomparação é uma ferramenta importante para avaliação da qualidade da medição da atividade de radiofármacos nos serviços de medicina nuclear, uma vez que avalia o procedimento de medição como um todo, incluindo o desempenho dos profissionais envolvidos. O propósito deste trabalho é implantar o programa de intercomparação de medidas de atividade de radiofármacos utilizados em SMN localizados na região Nordeste do Brasil, utilizando fontes de 99mTc, 131I, 67Ga, 201Tl e 57Co. Um calibrador de radionuclídeos comercial foi caracterizado como equipamento de referência para este programa. O programa de medidas de atividade foi implantado em serviços de medicina nuclear dos estados de Alagoas, Ceará, Paraíba, Pernambuco, Piauí, Rio Grande do Norte e Sergipe. Verificou-se que 89% dos resultados apresentaram valores dentro dos limites estabelecidos pela CNEN (±10%) e 11% dos resultados foram considerados inaceitáveis decorrentes da utilização de equipamentos baseados em detectores do tipo Geiger-Müller e da falta de treinamento dos operadores. Os serviços cujas medidas se encontraram fora dos limites estabelecidos poderão contar com a colaboração do laboratório de referência, contribuindo com a otimização do procedimento de medição empregado pelo SMN

Este trabalho apresenta um estudo exploratório do tipo transversal sobre a relação das doenças crônicas e o uso da tecnologia nuclear. O aumento na prevalência das doenças crônicas nos países em desenvolvimento é preocupante e devem ser avaliados cuidadosamente dentro das sociedades, organizações e seus indivíduos. Os avanços tecnológicos vivenciados nas últimas décadas, em especial, na área da tecnologia nuclear criam expectativas para lidar com o desafio das doenças de modo mais eficiente. Entretanto, pouco foi explorado sobre esse tema por um prisma dos agentes médicos que compõem esse sistema de relações entre a doença e a tecnologia. A necessidade de planejamentos públicos e privados para lidar com essa problemática podem se beneficiar de uma avaliação inicial sobre um tema ainda emergente, mas que deverá compor a agenda de planejamento em saúde e tecnologia nos próximos anos. Por meio de uma metodologia mista, composta por abordagem qualitativa e quantitativa buscou-se configurar e revelar as importantes dimensões sobre o tema dessa pesquisa. A pesquisa de campo foi composta tanto de entrevistas analisadas através de técnicas da teoria fundamentada e também de questionários enviados via web analisados estatisticamente através da análise fatorial exploratória. Tais empreendimentos permitiram revelar dimensões que compõem a percepção entre a doença crônica e o uso da tecnologia nuclear. Essas dimensões apresentadas na forma de um constructo teórico foram então discutidas de um ponto de vista da teoria social e de inovação tecnológica. / This research is an exploratory cross-sectional study about the relationship of chronic disease and the use of nuclear technology. There is a concern over the increase of the prevalence of chronic disease in developing countries and it should hence be carefully evaluated in the context of societies, organizations and individuals. The technological advances experienced in the last decades especially in the nuclear technology area have created expectations to deal more efficiently with the challenge of chronic diseases. However little has been explored in this area under the point-of-view of medical doctors as agents who make this system of relations between disease and technology. The necessity for public and private planning to deal with this set of problems can benefit through an initial evaluation about the forthcoming theme, but should incorporate the agenda of health and technology planning for the following years. Using mixed methodology, made up of qualitative and quantitative approach, this research sought to reveal and configure important dimensions around the theme of this study. The field research was made up of interviews analyzed using techniques of fundamental theory and also of questionnaires sent by web analyzed statistically using exploratory factor analysis. These ventures allowed dimensions to be revealed that make up the perception of chronic disease and the use of nuclear technology. These dimensions presented in a form of a theoretical construct that were then discussed under the point of view of social theory and technological innovation.

Os radiofármacos são preparações farmacêuticas com finalidade diagnóstica ou terapêutica que, quando prontas para o uso, contêm um ou mais radionuclídeos. São utilizados em Medicina Nuclear para diagnóstico e terapia de várias doenças. O tecnécio-99m-mercaptoacetiltriglicina (MAG3-99mTc) foi primeiramente preparado em 1986 na Universidade de Utah pelo Dr. Alan R. Fritzberg e tem sido utilizado para avaliação da filtração glomerular e dos túbulos renais. O objetivo deste trabalho foi definir as condições de preparação de uma formulação para obtenção de MAG3 na forma de um reagente liofilizado comercial, para ser marcado com 99mTc. Inicialmente foram preparados lotes teste baseados nas formulações europeia e americana, com pH final 6 e os resultados foram insatisfatórios. A mudança de pH para 12 resultou em aumento na pureza radioquímica, porém sem estabilidade de marcação com 99mTc em até 4 horas. O teste com a formulação cubana em pH 9,5 resultou em pureza radioquímica (% PRq) maior que 90% até 4 horas de marcação. O limite especificado para % PRq é de 90%. Com base nos resultados anteriores, foram definidos os componentes da formulação IPEN e três lotes do produto liofilizado com 100 frascos cada, foram avaliados quanto à estabilidade radioquímica e biológica até cerca de 9 meses. Quatro lotes piloto produzidos com 230 frascos liofilizados cada, estão em estudo de estabilidade até o presente momento. As atividades de marcação com 99mTc foram 0,74 - 3700 MBq (5 - 100 mCi), em 3 mL de NaCl 0,9%. A % PRq foi determinada em até 240 minutos de marcação utilizando cromatografia em camada delgada, com 2 sistemas diferentes: Metiletilcetona:acetato de etila 60:40 (v/v) em fita de iTLC-SG para determinação de 99mTcO4- em Rf = 1 e Acetonitrila:água 50:50 (v/v) em fita Whatman 3MM para determinação de 99mTcO2 em Rf = 0. Os resultados foram expressos como média % PRq &plusmn; desvio padrão considerando-se análises em duplicata de dois frascos para cada um dos tempos de marcação. 0,74 MBq (200 &mu;Ci) de atividade mínima ou 129,5 MBq (3500 &mu;Ci) de atividade máxima de marcação em 0,1 mL NaCl 0.9% foram administrados em camundongos Swiss e a radioatividade nos rins, fígado e vesícula, estômago, intestino e carcaça foi medida após 45 minutos. Os valores foram expressos como média % DI (Dose Injetada) &plusmn; DP. O estudo de toxicidade aguda foi realizado em um grupo de 10 camundongos machos da linhagem Balb/c, pesando entre 20-30 g, com cerca de dois meses de vida, por um período de 14 dias. Todos os resultados de controle de qualidade atenderam aos critérios especificados. Observou-se que o preparo e a adição dos reagentes, a quantidade de cloreto estanoso e o valor de pH nas etapas intermediárias foram fatores importantes na obtenção de um radiofármaco para marcação com 99mTc, como no caso do MAG3. / Radiopharmaceuticals are pharmaceutical preparations for diagnostic or therapeutic purposes that, when ready for use, contain one or more radionuclides. They are used in Nuclear Medicine for diagnosis and therapy of various diseases. Technetium-99m-mercaptoacetyltriglycine (99mTc-MAG3) was first prepared in 1986 at the University of Utah by Dr. Alan R. Fritzberg and has been used to assess glomerular filtration and renal tubules. The objective of this work was to define the preparation conditions of the formulation to obtain MAG3 in the form of a commercial lyophilized reagent to be labeled with 99mTc. Test lots were initially prepared based on the European and American formulations with final pH 6 and the results were unsatisfactory. The change in pH to 12 resulted in an increased radiochemical purity, however without 99mTc labeling stability in up to 4 hours. Testing with the Cuban formulation at pH 9.5 resulted in radiochemical purity (% PRq) greater than 90% up to 4 hours of labeling. The limit specified for % PRq is 90%. Based on the above results, the components of the IPEN formulation were defined and three batches of the lyophilized product with 100 vials each were evaluated for radiochemical and biological stability up to about 9 months. Four pilot batches produced with 230 freeze-dried vials each are currently in stability studies. The 99mTc labeling activities were 0.74 3,700 MBq (5 - 100 mCi) in 3 mL 0.9% NaCl. The % PRq was determined in up to 240 minutes of labeling using thin layer chromatography with 2 different systems: methyl ethyl ketone:ethyl acetate 60:40 (v/v) on iTLC-SG strip for determination of 99mTcO4- in Rf = 1 and acetonitrile:water 50:50 (v/v) on Whatman 3MM strip for determination of 99mTcO2 in Rf = 0. The results were expressed as mean % PRq &plusmn; Standard Deviation (SD) considering duplicate analyzes of two vials for each of the labeling times. 0.74 MBq (200 &mu;Ci) of minimal labeling activity or 129.5 MBq (3,500 &mu;Ci) of maximum labeling activity in 0.1 mL 0.9% NaCl were administered in Swiss mice and radioactivity in the kidneys, liver and gallbladder, stomach, intestine and carcass was measured after 45 minutes. Values were expressed as mean % ID (Injected Dose) &plusmn; SD. The acute toxicity study was performed on a group of 10 male Balb/c mice, weighing between 20-30 g with about two month old, for a period of 14 days. All quality control results met the specified criteria. It was found that the preparation and addition of the reactants, the amount of stannous chloride and the pH value in the intermediate steps were important factors in obtaining a radiopharmaceutical for labeling with 99mTc as in the case of MAG3.

O desenvolvimento de moléculas radiomarcadas com alta especificidade para um órgão ou tumor tem contribuído para a obtenção de um diagnóstico de precisão em medicina nuclear.Um caso particular são os peptídeos radiomarcados para a localização de tumores neuroendócrinos como os derivados sintéticos da somatostatina.Atualmente, o DTPA-octreotideo-111In é o radiofármaco mais utilizado com o propósito de visualizar tumores que expressem receptores para somatostatina. Contudo, o uso do indio-111 como radionuclídeo oferece limitações em relação a sua disponibilidade (produto de ciclotron), suas características físicas como meia-vida (67 horas) e emissor de fótons de média energia (171 keV e 245 keV) que não favorecem a obtenção de imagens tipo SPECT (Single Photon Emission Computed Tomography). As propriedades físicas favoráveis do tecnécio-99m (99mTc) fazem dele o radioisótopo mais adequado para substituir o indio-111 (111In) na marcação desses peptídeos. Este trabalho avaliou a preparação e marcação do reagente liofilizado HYNIC-Tyr3-octreotato (HYNIC-octreotato) com 99mTc, baseado em metodologia descrita na literatura, utilizando tricina e EDDA (ácido etilenodiaminadiacetico) como coligantes. Foram estudados os parâmetros de marcação (tempo de incubação, temperatura, volume e atividade do pertecnetato de sódio) e estabilidade do liofilizado. Adicionalmente, estudou-se a influência de pré-congelamento com nitrogênio (N2) líquido na estabilidade do liofilizado, bem como a influência de manitol na pureza radioquímica e biodistribuição do complexo. Os estudos de estabilidade revelaram que o método de liofilização utilizado, empregando o pré-congelamento com nitrogênio líquido possibilitou a obtenção de um reagente liofilizado com estabilidade de 4 meses quando armazenado sob refrigeração. A estabilidade do reagente liofilizado obtido sem pré-congelamento com nitrogênio líquido foi semelhante à obtida com o pré-congelamento.Os estudos de marcações determinaram as melhores condições de marcação, para as quais se obteve pureza radioquímica maior que 90%.A presença de manitol na formulação não influenciou na formação do complexo HYNIC-Octreotato-99mTc, conforme avaliação realizada por CLAE e estudos cintilográficos de distribuição do composto em coelhos.Estudos de biodistribuição invasivos realizados em camundongos Nude com tumor (células AR42J de tumor pancreático) e camundongos Swiss normais, bem como estudos cintilográficos realizados em coelhos e camundongos Nude revelaram cinética de distribuição rápida, acúmulo renal e captação tumoral significativa do peptídeo radiomarcado. Os resultados dos estudos de marcação com 99mTc, produção de reagente liofilizado e biodistribuição sugerem que o radiofármaco HYNIC-octreotato-99mTc apresenta potencial para aplicação em diagnóstico de tumores neuroendócrinos em medicina nuclear. / The development of radiolabeled molecules with high specificity for an organ or tumor has been contributed to the precise diagnostic in nuclear medicine. Somatostatin labeled derivatives constitutes a particular example of labeled peptide applied in the localization of neuroendocrine tumors. Nowadays, the 111In-DTPA-octreotideo is the radiopharmaceutical applied in diagnostic procedures for the visualization of tumors with high expression of somatostatin receptors. However, the 111-indium is a radionuclide that presents some limitations related to availability (cyclotron production), half-life (67 hours) and the emission of medium energy photons (171 keV e 245 keV), not favorable to the acquisition of images in SPECT (Single Photon Emission Computed Tomography). The favorable physical properties of the 99m-technetium (99mTc) make this radionuclide the more favorable to substitute the 111-indium on peptide labeling procedures. This work studied the preparation and labeling of a lyophilized kit of HYNIC-Tyr3-octreotate (HYNIC-octreotate) with 99mTc, base on previously described procedures and using tricine and EDDA (ethylendiaminediacetic acid) as coligands. It was studied the labeling parameters (incubation time, temperature, volume and perthecnetate activity) and the stability of the lyophilized preparation. Additionally, it was studied the influence of the pre-freezing using liquid nitrogen in the stability of the lyophilized preparation, as well as the influence of manitol in the labeling yield and biological distribution of the complex. The stability studies showed that the lyophilization using liquid nitrogen pre-freezing resulted in a lyophilized preparation with stability over 4 month when stored under refrigeration. The stability of the lyophilized preparation obtained without liquid nitrogen pre-freezing was similar.The labeling studies determined the best labeling conditions, resulting in a radiochemical yield superior than 90%. The use of manitol in the formulation did not influence the formation of the complex 99mTc-HYNIC-Octreotate, as evidenced in HPLC and in the scintigraphic studies of the complex biodistribution in rabbits. Invasive biodistribution studies using xenographed Nude mice (pancreatic tumor cells AR42J) and healthy Swiss mice, and scintigraphic studies in rabbits showed the fast kinetic distribution, renal uptake and significative tumoral uptake of the labeled peptide. The results of labeling studies with 99mTc, the production of the lyophilized kit and the biodistribution studies suggest that the 99mTc-HYNIC-Octreotate is a potential radiopharmaceutical to be applied in the diagnostic of neuroendocrine tumors in nuclear medicine.