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 2014-10-09T12:38:37Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:05:27Z (GMT). No. of bitstreams: 1 06044.pdf: 6865948 bytes, checksum: a08cf9df31bad7efc0884ad8cc855442 (MD5) / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:34:11Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:06:46Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Este trabalho apresenta os métodos de padronização de 111In e 99mTc, em sistemas de coincidências 4πβ-γ. O 111In foi produzido em cíclotron pela reação 111Cd(p, n)111In; decai com uma meia vida de 2,8 dias pelo processo de captura eletrônica populando os níveis excitados do 111Cd, emitindo raios gama de 171 keV e 245 keV. O 99mTc decai com uma meia vida de 6,007 h por transição isomérica do decaimento radioativo do 99Mo . A padronização do 111In foi feita no sistema 4πβ-γ constituído de um detector proporcional em geometria 4π acoplado a dois cristais cintiladores de NaI(Tl) com eletrônica convencional. A radiação gama selecionada para medida em coincidência foi de (171 + 245) keV. A escolha da janela gama foi baseada na análise da previsão da curva de extrapolação obtida na simulação de Monte Carlo. A padronização do 99mTc foi feita num sistema 4πβ-γ usando um contador proporcional de janela fina acoplado a um cristal de cintilação NaI (Tl). A eficiência beta foi variada por discriminação eletrônica, usando sistema de coincidências por software (SCS). A padronização do 99mTc foi feita pela seleção de dois intervalos gama, um no pico de absorção total de 140 keV e outro no pico de absorção total dos raios X de 20 keV. O resultado da atividade experimental de duas soluções de 111In concorda com o resultado obtido pela simulação de Monte Carlo. As atividades experimentais do 99mTc para os dois intervalos gama selecionados estão de acordo dentro da incerteza experimental, indicando que a metodologia adotada é adequada. / Dissertação (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Submitted by Claudinei Pracidelli (cpracide@ipen.br) on 2015-01-07T16:11:01Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2015-01-07T16:11:01Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Fundação de Amparo à Pesquisa do Estado de São Paulo (FAPESP) / A imagem molecular oferece a perspectiva de detectar doenças bem antes de os sintomas surgirem. A vasculatura tumoral é vital no crescimento do tumor e na disseminação de metástases, sendo assim alguns radiofármacos são dirigidos para a angiogênese. O glioma, tumor cerebral de baixa incidência porém alta mortalidade, requer um diagnóstico precoce para favorecimento da abordagem terapêutica. O objetivo desse estudo foi o desenvolvimento de novo radiofármaco para diagnóstico por imagem de glioma, baseado em peptídeos angiogênicos (GX1 e GX1-RGD) marcados com o radioisótopo tecnécio-99m. O desempenho dos conjugados peptídicos mostraram-se bastante parecidos em diversas avaliações. Eles foram radiomarcados com alta pureza radioquímica (>96%) e estáveis em soro até pelo menos 4h. Ambos são hidrofílicos e com baixa ligação às proteínas plasmáticas. A biodistribuição em animais sadios demonstrou alta excreção renal e depuração sanguínea rápida para ambos os radiotraçadores. Nos estudos in vitro, o 99mTc-HYNIC-PEG4-c(GX1) apresentou picos de ligação aos 60 min e o 99mTc-HYNIC-E-[c(RGDfk)-c(GX1)]) aos 120 min, nas células endoteliais HUVEC, usadas como controle, e nas células tumorais das linhagens U87MG e T98G. A captação tumoral nos animais foi mais acentuada para células U87MG, especialmente para o 99mTc-HYNIC-E-[c(RGDfk)-c(GX1)]) (2,87 ± 0,53% DI/g) aos 60 min p.i., com boa visualização em imagens adquiridas por gama-câmara e micro-SPECT/CT. Estudos realizados com os peptídeos conjugados à nanopartículas magnéticas para visualização em ressonância magnética também demonstraram especificidade dos produtos em tecidos tumorais. O desempenho do 99mTc-HYNIC-E-[c(RGDfk)-c(GX1)]) foi superior que o do traçador GX1, quanto à captação no glioma humano, podendo ser considerado como um promissor radiofármaco para diagnóstico de gliomas. / Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP / FAPESP:11/12405-0

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

Submitted by Claudinei Pracidelli (cpracide@ipen.br) on 2016-02-03T12:08:21Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2016-02-03T12:08:21Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / O crescimento anual no número de procedimentos realizados em Medicina Nuclear se deve em primeiro lugar à vantagem de não serem invasivos. Cerca de 80% dos diagnósticos realizados em Medicina Nuclear utilizam radiofármacos preparados com tecnécio-99m devido a suas características físicas ideais, disponibilidade e baixo custo. Dentre os radiofármacos utilizados para identificar processos de infecção e inflamação estão os leucócitos marcados com tecnécio-99m, considerado o padrão ouro e o citrato de gálio (67 Ga), atualmente comercializado no Brasi. Os leucócitos marcados possuem a desvantagem da técnica laboriosa de marcação nem sempre disponível nos centros de Medicina Nuclear, enquanto o citrato de gálio (67 Ga) não é específico e possui energias desfavoráveis para a dosimetria do paciente e para a aquisição de imagens. Neste cenário, novas moléculas para diagnóstico de focos de infecção têm sido pesquisadas, particularmente envolvendo biomoléculas, como os peptídeos antimicrobianos. Nesta categoria, a Ubiquicidina na forma de um fragmento sintético (UBI 29-41) despertou o interesse de pesquisadores que estudaram a marcação com tecnécio-99m utilizando métodos direto e indireto. Um reagente liofilizado de UBI 29-41descrito na literatura demonstrou eficácia no diagnóstico de focos de infecção utilizando-se imagens cintilográficas, porém o produto não está disponível no Brasil. O objetivo deste trabalho foi estudar a marcação do fragmento de UBI 29-41 com tecnécio-99m por método direto e avaliar a utilização de soluções tampão no procedimento de marcação, de modo a flexibilizar o volume da solução de pertecnetato de sódio a ser utilizado, o que constitui aspecto de ineditismo deste trabalho. O fragmento foi radiomarcado com diferentes volumes de soluções tampão alcalinas (carbonato e fosfato) e a utilização dos tampões em substituição à solução de hidróxido de sódio possibilitou realizar a marcação com diferentes volumes da solução de pertecnetato de sódio, sem comprometimento do rendimento de marcação. Uma formulação liofilizada foi avaliada, demonstrando estabilidade por período de 12 meses, viabilizando a produção rotineira do agente de marcação. Os estudos de biodistribuição das preparações efetuadas com os diferentes tampões demonstraram que os complexos formados apresentam características gerais de biodistribuição semelhantes ao composto padrão descrito na literatura, incluindo rápido clareamento sanguíneo e alta captação renal, condizente com a eliminação do produto por esta via. Entretanto, as preparações estudadas apresentaram captação hepática maior e captação renal menor que o composto padrão. As preparações estudadas captaram no foco de infecção provocado por S.aureus e demonstraram potencial para aplicação clínica no diagnóstico em Medicina Nuclear. Como pré-requisito para a realização de estudos clínicos de um novo composto foi realizado estudo de cito e genotoxicidade, cujos resultados demonstraram a segurança das preparações estudadas. / Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Submitted by Pedro Silva Filho (pfsilva@ipen.br) on 2017-10-09T13:37:26Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2017-10-09T13:37:26Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / O aumento nos casos de obesidade em todo o mundo tem gerado grande preocupação e estimulado pesquisas na prevenção e tratamento dessa condição patológica. A combinação de diabetes tipo 2 ou resistência insulínica com obesidade agrava o potencial evolutivo da enfermidade. Mesmo pacientes submetidos com sucesso à cirurgia bariátrica ou metabólica, podem não se curar do diabetes, pois a melhora das taxas circulantes de glicose e insulina nem sempre corresponde à recuperação da massa beta pancreática. Até o momento, não há consenso sobre como medir a massa de células beta in vivo. As ferramentas disponíveis padecem de baixa sensibilidade e especificidade, muitas vezes revelando-se também complexas e dispendiosas. Incretinas radiomarcadas ,como os análogos do peptídeo glucagon-like-peptide-1 / GLP-1, têm-se revelado promissoras para avaliação de células beta pancreáticas, em diabetes e insulinoma. O objetivo do presente trabalho foi o desenvolvimento de dois conjugados de análogo de incretina GLP-1, marcados com tecnécio-99m, a fim de propor um método não invasivo de imagem, para monitoração da massa de células beta pancreáticas, em organismos afetados por obesidade. O estudo foi conduzido em diferentes modelos animais, incluindo obesidade induzida por dieta hiperlipídica, estado pós-obesidade em que o distúrbio inicialmente gerado foi parcialmente corrigido, e como controle, diabetes induzido com aloxana. Nos resultados, os radiotraçadores alcançaram um rendimento radioquímico superior a 97%. O melhor radiomarcador, dentre os dois análogos ensaiados, foi o 99mTc-HYNIC-βAla-Exendin-4. Animais com obesidade induzida por dieta revelaram captação reduzida nas células beta pancreáticas. A restrição dietética (estado pós-obesidade) não se seguiu de recuperação completa, embora notável melhora de glicemia haja sido observada. Estudos futuros são indicados em modelos de obesidade, diabetes tipo 2 e tratamento dietético, incluindo cirurgia bariátrica e metabólica. / Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Submitted by Pedro Silva Filho (pfsilva@ipen.br) on 2017-11-22T17:07:51Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2017-11-22T17:07:51Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / 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. / Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Submitted by Claudinei Pracidelli (cpracide@ipen.br) on 2016-06-22T14:26:41Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2016-06-22T14:26:41Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Submitted by Claudinei Pracidelli (cpracide@ipen.br) on 2016-06-22T14:26:41Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2016-06-22T14:26:41Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / 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. / Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP