Tese (doutorado) - Universidade Federal de Santa Catarina, Centro Tecnológico, Programa de Pós-Graduação em Engenharia Ambiental, Florianópolis, 2015. / Made available in DSpace on 2015-09-29T04:06:11Z (GMT). No. of bitstreams: 1 334723.pdf: 4064458 bytes, checksum: 38c3320ec71fb1808501e6dec11c0f14 (MD5) Previous issue date: 2015 / O lançamento de esgotos com tratamento inadequado ou muitas vezes sem tratamento tem conduzido a um cenário de constante degradação ambiental de ambientes aquáticos. Além do aporte de matéria orgânica, destaca-se também nesse processo a elevada carga de nutrientes, especialmente nitrogênio e fósforo, que desembocam nos corpos hídricos e culminam na intensificação do fenômeno de eutrofização. A grande importância na preservação dos recursos hídricos remete à busca por tecnologias que sejam capazes de garantir um efluente tratado com baixo residual de poluentes, minimizando o impacto associado ao seu lançamento. Neste contexto, esta pesquisa teve por objetivo avaliar a utilização de um biorreator à membrana (BRM), operado em batelada sequencial, na remoção de matéria orgânica e nutrientes de esgoto sanitário. Os estudos no BRM foram desenvolvidos a partir de duas etapas. A Etapa 1 envolveu a avaliação do desempenho do BRM e da filtrabilidade do licor misto mediante a variação da idade do lodo (80, 40 e 20 dias). Na Etapa 2, avaliou-se a utilização de agentes químicos (quitosana, MPE ? Membrane Performance Enhancer e FeCl3) como auxiliares na remoção de nutrientes e minimizadores do processo de colmatação das membranas. Os resultados obtidos na Etapa 1 mostraram que a redução da idade do lodo otimizou o rendimento do reator quanto à remoção de nitrogênio total. Por outro lado, a remoção de fósforo não apresentou melhora significativa com a redução da idade do lodo. Contudo, a partir da implementação da fase de pré-aeração no ciclo operacional do reator, melhores resultados foram observados quanto à remoção desse nutriente, de onde se conclui que tal fase é essencial para o bom rendimento na remoção de fósforo na configuração de reator utilizado nessa pesquisa. É importante destacar o efeito da sazonalidade sobre o desempenho do reator na remoção de fósforo, em que foram observadas menores eficiências de remoção desse nutriente no período de verão e maiores no período de inverno. Os resultados mostraram também uma deterioração da filtrabilidade do licor misto durante a operação do reator com idade de lodo de 20 dias, apresentando nesse caso uma maior velocidade de colmatação das membranas. Os resultados da Etapa 2 mostraram que a utilização dos agentes químicos no BRM teve maior efeito sobre a remoção de fósforo, em que a aplicação do FeCl3 resultou na maior eficiência de remoção desse nutriente. A adição dos agentes químicos reduziu a concentração de DQO solúvel do licor misto do BRM, condicionando uma melhor filtrabilidade, com destaque ao MPE, que alcançou uma redução de quatro vezes na velocidade de colmatação das membranas. Por fim, conclui-se, a partir das Etapas 1 e 2, que os melhores resultados formam obtidos a partir das seguintes condições operacionais: idade de lodo de 20 dias; temperatura de até 20 ºC; ciclo operacional com fase de pré-aeração e aplicação do agente químico MPE.<br> / Abstract : The discharge of wastewater without adequate treatment can lead off to several problems in an aquatic ecosystem, one of which is eutrophication due to excessive nitrogen and phosphorus loading. Therefore, the preservation of water resources requires the use of technologies that are able to ensure a treated effluent with minimum residual pollutants, reducing the impact associated with their disposal. In this context, the present study aimed to evaluate the use of a membrane bioreactor (MBR), operated in sequencing batch modality, for organic matter and nutrients removal from municipal wastewater. The studies were performed in two steps. Step 1 includes the evaluation of MBR performance and membrane fouling under different solids retention time (80, 40 and 20 days). In step 2, was evaluated the use of three different kinds of flocculants (chitosan, MPR and FeCl3) in the MBR, aiming a higher nutrient removal and lower membrane fouling. The results from step 1 showed that the solids retention time reduction improved the reactor performance regarding to total nitrogen removal. Likewise, the biological phosphorus removal process (EBPR) was also benefited. However, the MBR phosphorus removal efficiency was only improved from the use of a pre-aeration phase, prior to the beginning of the filtration phase. Although the nutrients removal was benefited from the application of lower solids retention time (20 days), it was found that the filterability of the mixed liquor under such condition was deteriorated, showing the highest membrane fouling rate in this case. The results from step 2 showed that the use of floculants in the BRM had the highest effect on the phosphorous removal process, wherein the application of FeCl3 resulted in the higher removal efficiency of this nutrient. The utilization of floculants reduced the soluble COD concentration of the mixed liquor, providing better filterability, highlighting the MPE, which achieved the higher reduction in the membrane fouling rate. At last, it concludes, from steps 1 and 2, which the best results were obtained from the following operating conditions: solids retention time of 20 days; temperature to 20 °C; operating cycle with pre-aeration phase and application of flocculant MPE.

Made available in DSpace on 2016-08-29T15:35:36Z (GMT). No. of bitstreams: 1 tese_8106_Amanda Ramos Della Fonte.pdf: 1734706 bytes, checksum: 659ea1abad3e093198a9c854e4253088 (MD5) Previous issue date: 2014-08-26 / Capes / O excesso ou a carência do iodo nos organismos humanos e animais pode acarretar modificações nos níveis dos hormônios tiroidianos, gerando variações nas reações celulares, temperatura corpórea, crescimento, e, por conseguinte alterações no metabolismo basal. Portanto deve-se contabilizar o teor de iodo nas principais fontes (alimentos e medicamentos) a fim de se ter um controle das quantidades ingeridas e da qualidade dos produtos. Para isso foi verificada a possibilidade da determinação de iodo em premixes e soluções expectorantes através da aplicação da técnica de espectrometria de emissão óptica com plasma indutivamente acoplado (ICP OES) e do método espectrofotometria UV-VIS baseado na reação de Sandell-Kolthoff. Visto que o premix se trata de uma amostra complexa foram testados diversos procedimentos de extração de iodo por banho ultrassom obtendo melhor resposta com 20,0000 g das amostras em meio à solução aquosa de citrato de sódio. Os xaropes foram preparados por diluição em meio aquoso. Para o desenvolvimento de método por ICP OES realizou-se planejamento composto central sendo neste caso, estudada a potência, o fluxo de gás de nebulização e a taxa de aspiração da amostra. Em sequência foram realizados testes de avaliação das características de desempenho, obtendo recuperações de 79,0 - 90,8 % para as amostras de premix com iodato, 81,5 - 93,3 % para as amostras de premix com iodeto, já para os xaropes obtiveram as recuperações médias de 101,0 - 104,0 %. O método cinético de Sandell-Kolthoff utilizado foi com medida em tempo fixo, no qual permitiu maior agilidade na análise. Por esta metodologia foi possível realizar análises dos xaropes obtendo 96,3 - 98,2 % de recuperação média, já nos premixes analisados neste estudo houve problemas de interferência nas reações de oxirredução que regem o método, impossibilitando a realização do ensaio. Tais métodos desenvolvidos têm como vantagens a utilização técnicas de preparação de amostra simples e o uso de equipamentos populares para a quantificação do teor de iodo nos premixes e nas soluções expectorantes. / The excess or deficiency of iodine in human and animal organisms can cause changes in the levels of thyroid hormones, causing variations in cellular reactions, body temperature, growth, and in consequence alteration in basal metabolism. Therefore is necessary quantify the iodine content of the main sources (food and medicines) in order to have a control of the quantities consumed and product quality. For this, was verified the possibility of iodine determination in premixes and expectorants solutions by applying the technique optical emission spectrometry with inductively coupled plasma (ICP OES) and UV-VIS spectrophotometry method based on the Sandell-Kolthoff reaction. Since the premix it is a complex composition sample, was tested various extraction procedures iodine with ultrasound bath, having best response with 20.0000 g of the sample in sodium citrate aqueous solution. The syrups analysis was used dilution with water. For method development by ICP OES held central composite design in which case, studied the power, the flow of nebulizer gas and the rate of aspiration of the sample.In sequence performance characteristics tests were made, obtaining recoveries from 79.0 - 90.8 % for samples with iodate premix, 81.5 - 93.3 % for samples premix with iodide, already on syrups obtained average recoveries of 101.0 - 104.0 %. The kinetic method was used with measurements at fixed time, allowing greater agility in the acquisition of results. By this method it was possible to perform analysis of the syrups obtaining 96.3 - 98.2 % average recovery, already for premixes analyzed in this study there was interference problems in the redox reaction that governing this method, making it impossible the realization this test. Developed such methods have advantages such as techniques using simple sample preparation and the use of popular equipment for the quantification of iodine in premixes and solutions in expectorants.

Submitted by Marcele Costal de Castro (costalcastro@gmail.com) on 2017-09-26T18:04:18Z No. of bitstreams: 1 ANA CRISTINA HOLANDA NASCIMENTO.pdf: 3144361 bytes, checksum: 517ad82c0a77d43e7a3be18d4b640a05 (MD5) / Made available in DSpace on 2017-09-26T18:04:18Z (GMT). No. of bitstreams: 1 ANA CRISTINA HOLANDA NASCIMENTO.pdf: 3144361 bytes, checksum: 517ad82c0a77d43e7a3be18d4b640a05 (MD5) Previous issue date: 1996-03 / Pacientes apresentando câncer de tireoide, são submetidos à administração oral de iodo -131 para a eliminação de tecido tireoidiano remanescente, após a realização de tireoidectomia subtotal. A atividade média administrada para este tratamento é de 3,7 GBq (dose para ablação), ocorrendo significante irradiação dos tecidos do corpo. Contudo, existem poucas informações conclusivas na literatura especializada a respeito da dose absorvida por estes pacientes. A partir dessas informações foi dado inicio a um estudo de acompanhamento do comportamento metabólico do radioiodo no organismo de quatro pacientes, através das medidas de sua atividade no corpo inteiro, na tireoide e nas amostras de urina e sangue. Foi realizada também a estimativa da dose absorvida pelos pacientes devido à contribuição da radiação gama do radionuclídeo, através da análise de aberrações cromossômica radioinduzidas em linfócitos. Os resultados deste acompanhamento sugerem que grande parte do tecido tireoidiano remanescente é eliminado até o dia após a dose para ablação e, a partir de então, o iodo-131 encontra-se distribuído de maneira quase que uniforme pelo corpo dos pacientes. A retenção do idodo-131 no corpo, após os dez primeiros dias pode ser representada matematicamente pela soma de dois termos exponenciais: o primeiro, com uma meia-vida biológica aproximadamente igual a 3 dias (meia-vida efetiva = 2,3 dias) e o segundo, com uma meia-vida biológica aproximadamente igual a 26 dias (meia-vida efetiva = 6,2 dias). A dose absorvida estimada através da dosimetria citogenética a partir da média das frequências observadas em 3 pacientes, após a administração da dose para a ablação, variou entre, aproximadamente, 0,3 e 0,4 Gy.

Made available in DSpace on 2014-06-12T23:14:53Z (GMT). No. of bitstreams: 2 arquivo8975_1.pdf: 730404 bytes, checksum: 1f6e386ddc44ab7288f7af4631f0cf6d (MD5) license.txt: 1748 bytes, checksum: 8a4605be74aa9ea9d79846c1fba20a33 (MD5) Previous issue date: 2002 / Universidade Federal de Pernambuco / A terapia com 131I, baseando-se na concentração do iodo radioativo no tecido tiroideano, tem por objetivo a eliminação completa dos restos tiroideanos, que permanecem após a tiroidectomia, ou a eliminação das metástases funcionantes. No caso da ablação dos restos tiroideanos, ainda prevalecem no Brasil as modalidades de atividades de 131I fixas, podendo acarretar uma dose insuficiente (atividades baixas) ou sobredoses desnecessárias com necessidade de internamento hospitalar (atividades altas). Este trabalho propõe um protocolo de planejamento individualizado de doses ablativas, o qual é feito a partir do metabolismo do paciente, bem como do conhecimento da massa dos seus restos tiroideanos. Foram feitos estudos com simuladores de remanescentes da tiróide com formas, volumes e atividades diferentes, estabelecendo os parâmetros de aquisição das imagens, utilizando Single-Photon Emission Computed Tomography (SPECT), como também os de processamento destas imagens, a fim de melhor estimar o volume e a concentração de atividade do 131I. Posteriormente, foram estudados os metabolismos do iodo em nove pacientes tiroidectomizadas, bem como encontrada a massa dos tecidos remanescentes das mesmas, aplicando os mesmos parâmetros utilizados no SPECT do simulador, e calculada a atividade que poderia ter sido administrada no lugar da atividade fixa estabelecida de 3,7 GBq (100 mCi). Foi observado que a subtração de background usando o método do percentual de contagem máxima (com o percentual de 67,5%), combinado com a correção de espalhamento (método da tripla janela de energia), pode ser um método útil e seguro para a quantificação por SPECT de volumes entre 3-10 ml. Os erros percentuais encontrados foram abaixo de 9% para fontes com geometrias regulares e de 11% para geometrias irregulares. No estudo com as pacientes, observou-se que 78% delas teriam as atividades de 131I reduzidas, variando entre 0,8-3,2 GBq (20-87 mCi). Vale ressaltar que 33% destas pacientes receberiam atividades ambulatoriais, não necessitando do internamento, caso houvesse sido aplicada a modalidade da individualização das doses. Isto resultaria numa redução de custos para estas pacientes, numa melhoria nas condições psicológicas das mesmas no transcorrer do tratamento, que seria feito em sua própria residência, como também numa redução de dose de até 78,4% em outros órgãos, como medula e gônadas. Além dos benefícios para os pacientes, há os benefícios para as clínicas, que evitariam a perda de material radioativo, uma vez que o paciente não possui restos tiroideanos e/ou metabolismo que justifiquem a atividade administrada; e para os técnicos, que reduziriam as exposições à radiação durante a manipulação e administração destas doses. Para facilitar estes cálculos da atividade terapêutica de 131I, foi criado um programa de planejamento de dose, PlanDose (Calculadora FaFa 1.0), que funciona de maneira simples e rápida. Apesar do programa ter sido desenvolvido visando a ablação dos restos tiroideanos, a princípio também pode ser usado para o cálculo da atividade para terapia de hipertiroidismo. Assim, o protocolo de atividades calculadas permite uma melhor determinação da atividade ablativa necessária para pacientes com carcinoma diferenciado da tiróide que irão se submeter a radioiodoterapia, sendo uma prática mais adequada do ponto de vista de otimização de proteção radiológica

Made available in DSpace on 2014-06-12T23:17:12Z (GMT). No. of bitstreams: 2 arquivo9142_1.pdf: 1017386 bytes, checksum: 4793d5cb13559aa388bd53c25ed0c8b0 (MD5) license.txt: 1748 bytes, checksum: 8a4605be74aa9ea9d79846c1fba20a33 (MD5) Previous issue date: 2007 / Os radionuclídeos, como o 99mTc e o 131I, têm sido utilizado, pela Medicina Nuclear, para diagnosticar e tratar inúmeras doenças que acometem os seres humanos, sendo administrados como radiofármacos. Drogas sintéticas, como o metimazol, são utilizadas no tratamento do hipertireoidismo e também para reduzir os hormônios tiroidianos antes da terapia radioativa. A interação medicamentosa com radionuclídeos pode modificar a natureza dos radiofármacos, favorecendo ou dificultando a ligação dos radionuclídeos aos órgãos ou tecidos, podendo levar a diagnósticos equivocados e expor o paciente a doses excessivas. O objetivo deste trabalho é avaliar o processo de biodistribuição dos radionuclídeos, 99mTC e 131I, em ratos Wistar tratados com metimazol por períodos de 1 e 14 dias, a fim de analisar as possíveis alterações da capacidade de ligação dos radionuclídeos em órgãos e tecidos. No estudo foram utilizados ratos wistar com 90 dias de vida submetidos à administração dos radionuclídeos 99mTc (via plexo orbital) ou 131I (via gavagem) com atividades de 370 kBq e 555kBq, respectivamente, observados em diferentes tempos de administração, sendo 30 e 120 minutos para 99mTc e 2 e 48 horas para o 131I. Os resultados mostram que ambos radionuclídeos apresentaram uma melhor capacidade de ligação após 2 horas. Após esta constatação, a biodistribuição do 99mTc e do 131I, após 2 horas, foi analisada em ratos que foram tratados com metimazol, na concentração de 0,1%, nos períodos de 1 e 14 dias, através administração oral (gavagem). Os resultados mostram que o metimazol após 1 dia de tratamento é capaz de alterar a capacidade de ligação do 99mTc aos órgãos, aumentando a sua captação no estômago e reduzindo nos demais órgãos estudados. No entanto, a captação de 131I foi reduzida em todos os orgãos estudados nos ratos tratados com o metimazol por 1 dia. Nos animais tratados com metimazol por 14 dias foi verificado um aumento na captação do 99mTc na tiróide, esôfago e estomago, enquanto foi observado que a captação de 131I apresentou uma tendência significativa a redução em todos os orgãos estudados, exceto no fígado. Pode-se concluir que no estudo in vivo com modelo animal, o tempo de captação satisfatório para ambos radionuclídeos foi de 2 horas e que o tratamento com metimazol em período longo (14 dias) modifica a captação do 131I de maneira mais efetiva do que o 99mTc, mostrando que o metimazol pode promover um efeito radioprotetor principalmente na tiróide

Na primeira parte da tese são apresentados os resultados referentes aos estudos mecanísticos da reação de ciclização de álcoois homoalílicos com o sistema iodo/iodo(III). Os experimentos demonstraram que essa reação ocorre pela intermediação de espécies eletrofílicas hipoiodídicas e que apenas um intermediário acíclico contribui efetivamente para a formação do produto desejado. Na segunda parte da tese são discutidos os resultados obtidos na ciclização com iodo/iodo(III) para uma série de substratos insaturados. Essa metodologia mostrou-se versátil, permitindo que uma grande variedade de derivados tetra-hidrofurânicos metóxi-substituídos pudessem ser obtidos a partir de álcoois primários e secundários. Em todas as reações uma mistura de diastereoisômeros cis/trans foi obtida em rendimentos moderados. Aplicando-se esse método a 4-alquenóis e ácidos carboxílicos insaturados, apenas produtos análogos aos obtidos em protocolos clássicos de ciclização eletrofílica puderam ser acessados. Nesses casos, devido a uma limitação dos substratos, a ciclização ocorre exclusivamente pelo ataque intramolecular da hidroxila/carboxila levando à formação do anel de cinco membros. Submetendo sulfonamidas homoalílicas ao sistema iodo/iodo(III) produtos de coiodação foram isolados. Pirrolidinas metóxi-substituídas foram obtidas empregando-se t-BuOK como base para promover a ciclização. Esse método se mostrou efetivo no caso de substratos suscetíveis à migração, contendo grupos arila na ligação dupla e também foi aplicado com sucesso para os álcoois homoalílicos primários e secundários, o que permitiu obter em alguns casos os tetra-hidrofuranos em rendimentos maiores do que no método convencional. / In the first part of the thesis are presented the results regarding the mechanistic studies of the cyclization reaction of homoalyl alcohols with the iodine/iodine(III) system. The experiments demonstrated that this reaction occurs through the intermediation of hypoiodidic electrophilic species and that only an acyclic intermediate effectively contributes to the formation of the desired product. In the second part of the thesis the results obtained in the cyclization with iodine/iodine(III) for a series of unsaturated substrates are discussed. This methodology proved to be versatile, allowing a large variety of methoxy-substituted tetrahydrofuran derivatives to be obtained from primary and secondary alcohols. In all reactions a mixture of cis/trans diastereoisomers was obtained in moderate yields. Applying this method to 4-alkenols and unsaturated carboxylic acids, only products analogous to those obtained in classical electrophilic cyclization protocols could be accessed. In these cases, due to a limitation of the substrates, the cyclization occurs exclusively by the intramolecular hydroxyl/carboxyl attack leading to the formation of the five-membered ring. Subjecting homoalyl sulfonamides to the iodine/iodine(III) system co-iodination products were isolated. Methoxy-substituted pyrrolidines were obtained using t-BuOK as a base to promote cyclization. This method proved to be effective in the case of substrates susceptible to migration, containing aryl groups in the double bond and was also successfully applied to the primary and secondary homoalyl alcohols, which in some cases allowed the tetrahydrofurans to be obtained in higher yields than in the conventional method.

Neste trabalho foi desenvolvida uma nova metodologia de produção de iodo-125, que resultou na primeira produção deste radionuclídeo no Brasil. Cápsulas de alumínio foram projetadas, fabricadas e avaliadas para que suportassem condições de pressão, temperatura e fluxo de nêutrons no reator nuclear IEA-R1 do IPEN sem a ocorrência de liberação de material radioativo. Foram projetados, desenvolvidos e fabricados sistemas de carregamento, descarregamento e recuperação dos gases para a manipulação do gás xenônio e do iodo. Foi desenvolvido um novo método de lavagem da cápsula, para dissolução do iodo-125 adsorvido nas paredes, por meio de imersão em banho ultrassônico. Foram irradiadas três cápsulas no reator nuclear IEA-R1, por um período de aproximadamente 60 h contínuas, a um fluxo de nêutrons de 5,5 x 1013 n cm-2 s-1. Foi produzido um total de 13,53 GBq (365,73 mCi) de iodo-125, e o único contaminante encontrado foi o radionuclídeo iodo-126. Na análise radioquímica, pelo método de cromatografia em papel ascendente, o iodo-125 em solução de NaOH apresentou percentual de iodeto acima de 98%, superior à exigência da farmacopeia americana para soluções de iodo radioativo que é de 95%. Para a análise radionuclídica foi desenvolvida uma fonte planar, a base de resina epoxídica, para a contagem do iodo-125 em detector de germânio de alta pureza. A correlação entre o iodo-125 e o iodo-126 produzido apresentou valores entre 0,5 e 0,7% após um período de decaimento de 10 d, grau de pureza suficiente para a utilização em técnicas de radioimunoensaio. / A new methodology of iodine-125 production was developed in this work, performing the first production of iodine-125 in Brazil. Aluminium capsules were designed, manufactured and evaluated to support condition as pressure, temperature and neutron flux in IEA-R1 Nuclear Reactor without releasing radioactive material into reactor pool. It was designed, developed and manufactured systems to load, unload and recover gases to manipulate the xenon gas and the iodine. A new method of capsule rinsing was developed, to dissolve the iodine-125 adsorbed in the walls, using immersion in ultrasonic bath. Three capsules were irradiated in IEA-R1 Nuclear Reactor for approximately 60 h continuous, at a neutron flux of 5.5 x 1013 n cm-2 s-1. It was produced a total of 13.53 GBq (365.73 mCi) of iodine-125 and the radionuclide iodine-126 was the only contaminant found. In radiochemical analysis, by ascending paper chromatography method, the iodine-125 in NaOH solution presented a percentage over 98%, higher than American pharmacopeia requirements for iodine radioactive solutions which is 95%. A planar source was developed, based on epoxy resin, to iodine-125 radionuclidic analysis in high purity germanium detector. The correlation between iodine-125 and iodine-126 produced showed values between 0.5 and 0.7% after a 10 d decay period, a purity grade enough to apply in radioimmunoassay techniques.

O 123I e 131I são dois radioisótopos de iodo amplamente utilizados em medicina nuclear. O 123I é utilizado para diagnóstico através da técnica de SPECT e produzido no IPEN em cíclotron a partir da reação 124Xe (p,2n)123Cs->123Xe-> 123I. Já o 131I pode ser utilizado tanto para o diagnóstico quanto para o tratamento devido às suas características físicas de decaimento &beta;- e sua elevada emissão de raios-&gamma;. Sua produção no IPEN é realizada utilizando um reator nuclear a partir da reação indireta: 130Te(n, &gamma;)->131Te->131I, onde são irradiados alvos contendo Te. Os radiofármacos preparados com estes radioisótopos passam por um rigoroso controle de qualidade onde a pureza química dos radioisótopos primários 123I e 131I está dentro dos limites estabelecidos atualmente. Entretanto, a presença de alguns contaminantes químicos prejudica a marcação de biomoléculas (anticorpos monoclonais e peptídeos) que produziriam radiofármacos de primeira geração para a área de oncologia. Com isso, o objetivo deste trabalho consiste na obtenção de um método de purificação dos radionuclídeos 123I e 131I para uma maior eficiência na marcação de biomoléculas, estabelecendo também controle do processo nos métodos de produção destes radioisótopos. A metodologia foi dividida em 3 etapas: Determinação da pureza radionuclídica através da análise de amostras de 123I e 131I no detector de germânio-hiperpuro (HPGe), determinação da pureza química de 123I e 131I através da técnica de ICP-OES e análise do comportamento de 131I em diversos adsorvedores para posterior utilização dos adsorvedores mais adequados para os testes de purificação, analisando o comportamento dos possíveis contaminantes. Quanto a pureza radionuclídica, pode-se observar a presença de radionuclídeos de Te e Co nas amostras de 131I e radionuclídeos de Te, Tc e Co para 123I. A análise de pureza química determinou a presença principalmente de Al e Mo nas amostras de 123I, provenientes do material do porta-alvo e da janela do porta-alvo e Al e Te nas amostras de 131I, provenientes da cápsula de Al utilizada na irradiação e do alvo, respectivamente. O estudo de retenção e eluição de 131I selecionou os meios adsorvedores mais promissores para sua purificação, no caso a resina catiônica Dowex 50WX4 que apresentou excelente eluição de 131I e retenção das impurezas radionuclídicas presentes em sua solução. / The 123I and 131I are iodine radioisotopes widely used in Nuclear Medicine. The radioisotope 123I is used in diagnosis through the SPECT technique and is routinely produced at IPEN in cyclotron through the reaction: 124Xe (p, 2n) 123Cs -> 123Xe -> 123I. The radioisotope 131I is used both in diagnosis and therapy due to its physical characteristics of decay by &beta;- and its &gamma;-ray emissions that are softened with the use of specific collimators for diagnosis. It is routinely produced at IPEN using the nuclear reactor through the indirect reaction: 130Te (n, &gamma;) ->131Te -> 131I, irradiating compounds containing Te. The radiopharmaceuticals prepared with these radioisotopes go through rigorous quality control tests and the chemical purity of the primary radioisotopes 123I and 131I are within the permissible limits currently defined. However, the presence of some chemical contaminants can prejudice the biomolecules labeling (monoclonal antibodies and peptides), that will produce radiopharmaceuticals of first generation to the oncology area. The aim of this work was to obtain a new purification method of these radioisotopes, allowing the labeling of biomolecules and also to established a process control on those radioisotopes. The methodology was separated on 3 steps: Evaluation of 123I e 131I radionuclidic purity using a hiperpure germanium detector, chemical purity using ICP-OES and the retention and elution study of 131I in several absorbers to choose the most appropriate for the purification tests analyzing the behavior of the possible contaminants. The radionuclidic analyses showed the presence of Te and Co on 131I samples and Te, Tc e Co on 123I samples. The chemical purity analyses showed the presence of Al and Mo in 123I, coming from the window material of the target holder and the presence of Al and Te in 131I samples, coming from the target holder and the target, respectively. The retention and elution study selected the most promising adsorber to the purification technique, in this case, the Dowex 50WX4 cationic exchange that showed an excellent 131I elution and the retention of radionuclidic and chemical impurities present in the solution.

O 123I e 131I são dois radioisótopos de iodo amplamente utilizados em medicina nuclear. O 123I é utilizado para diagnóstico através da técnica de SPECT e produzido no IPEN em cíclotron a partir da reação 124Xe (p,2n)123Cs->123Xe-> 123I. Já o 131I pode ser utilizado tanto para o diagnóstico quanto para o tratamento devido às suas características físicas de decaimento &beta;- e sua elevada emissão de raios-&gamma;. Sua produção no IPEN é realizada utilizando um reator nuclear a partir da reação indireta: 130Te(n, &gamma;)->131Te->131I, onde são irradiados alvos contendo Te. Os radiofármacos preparados com estes radioisótopos passam por um rigoroso controle de qualidade onde a pureza química dos radioisótopos primários 123I e 131I está dentro dos limites estabelecidos atualmente. Entretanto, a presença de alguns contaminantes químicos prejudica a marcação de biomoléculas (anticorpos monoclonais e peptídeos) que produziriam radiofármacos de primeira geração para a área de oncologia. Com isso, o objetivo deste trabalho consiste na obtenção de um método de purificação dos radionuclídeos 123I e 131I para uma maior eficiência na marcação de biomoléculas, estabelecendo também controle do processo nos métodos de produção destes radioisótopos. A metodologia foi dividida em 3 etapas: Determinação da pureza radionuclídica através da análise de amostras de 123I e 131I no detector de germânio-hiperpuro (HPGe), determinação da pureza química de 123I e 131I através da técnica de ICP-OES e análise do comportamento de 131I em diversos adsorvedores para posterior utilização dos adsorvedores mais adequados para os testes de purificação, analisando o comportamento dos possíveis contaminantes. Quanto a pureza radionuclídica, pode-se observar a presença de radionuclídeos de Te e Co nas amostras de 131I e radionuclídeos de Te, Tc e Co para 123I. A análise de pureza química determinou a presença principalmente de Al e Mo nas amostras de 123I, provenientes do material do porta-alvo e da janela do porta-alvo e Al e Te nas amostras de 131I, provenientes da cápsula de Al utilizada na irradiação e do alvo, respectivamente. O estudo de retenção e eluição de 131I selecionou os meios adsorvedores mais promissores para sua purificação, no caso a resina catiônica Dowex 50WX4 que apresentou excelente eluição de 131I e retenção das impurezas radionuclídicas presentes em sua solução. / The 123I and 131I are iodine radioisotopes widely used in Nuclear Medicine. The radioisotope 123I is used in diagnosis through the SPECT technique and is routinely produced at IPEN in cyclotron through the reaction: 124Xe (p, 2n) 123Cs -> 123Xe -> 123I. The radioisotope 131I is used both in diagnosis and therapy due to its physical characteristics of decay by &beta;- and its &gamma;-ray emissions that are softened with the use of specific collimators for diagnosis. It is routinely produced at IPEN using the nuclear reactor through the indirect reaction: 130Te (n, &gamma;) ->131Te -> 131I, irradiating compounds containing Te. The radiopharmaceuticals prepared with these radioisotopes go through rigorous quality control tests and the chemical purity of the primary radioisotopes 123I and 131I are within the permissible limits currently defined. However, the presence of some chemical contaminants can prejudice the biomolecules labeling (monoclonal antibodies and peptides), that will produce radiopharmaceuticals of first generation to the oncology area. The aim of this work was to obtain a new purification method of these radioisotopes, allowing the labeling of biomolecules and also to established a process control on those radioisotopes. The methodology was separated on 3 steps: Evaluation of 123I e 131I radionuclidic purity using a hiperpure germanium detector, chemical purity using ICP-OES and the retention and elution study of 131I in several absorbers to choose the most appropriate for the purification tests analyzing the behavior of the possible contaminants. The radionuclidic analyses showed the presence of Te and Co on 131I samples and Te, Tc e Co on 123I samples. The chemical purity analyses showed the presence of Al and Mo in 123I, coming from the window material of the target holder and the presence of Al and Te in 131I samples, coming from the target holder and the target, respectively. The retention and elution study selected the most promising adsorber to the purification technique, in this case, the Dowex 50WX4 cationic exchange that showed an excellent 131I elution and the retention of radionuclidic and chemical impurities present in the solution.

Dentre as diversas formas de se tratar o câncer de próstata, a braquiterapia com sementes de iodo-125 é uma opção que apresenta ótimos resultados e menor ocorrência de efeito colateral. No presente trabalho diferentes métodos de deposição de iodo radioativo em substrato de prata foram comparados com o propósito de eleger a alternativa mais adequada para a produção rotineira de sementes de iodo-125 do IPEN. A metodologia utilizada foi escolhida com base na infraestrutura disponível e na experiência dos pesquisadores presentes. Por essa razão, utilizou-se o iodo-131 para realização dos testes (mesmo comportamento do iodo-125). Quatro métodos foram selecionados: Método 1 (teste de eletrodeposição baseado no método desenvolvido por D. Kubiatowicz) com a eficiência de 65,16%; Método 2 (Reação química baseada no método desenvolvido por D. Kubiatowicz - HCl) com o resultado de 70,80% de eficiência; Método 3 (Reação química baseada no método desenvolvido pela Dra Maria Elisa Rostelato aquecimento/sulfeto) com 55,80% de eficiência; Método 4 (IQ-IPEN) apresentou o melhor resultado de eficiência, 99%. Como há mais fixação do material radioativo (que representa praticamente todo o custo da semente) por esse método, o preço final é o mais barato, sendo esse o método sugerido para ser implementado no laboratório de produção de fontes de braquiterapia do IPEN. Além disso o método é o mais rápido. / Among the different ways to treat prostate cancer, brachytherapy with iodine- 125 seeds is an option that provides good results and fewer side effects. In the present study several deposition methods of radioactive iodine in a silver substrate were compared in order to choose the most suitable alternative for the routine production to be implemented at IPENs laboratory. The methodology used was chosen based on the available infrastructure and experience of the researchers present. Therefore, the I131 was used for testing (same chemical behavior as I131). Four methods were selected: Method 1 (test based on electrodeposition method developed by D.Kubiatowicz) presented 65.16% efficiency; Method 2 (chemical reaction based on the method developed by D. Kubiatowicz - HCl) with the result of 70.80% efficiency; method 3 (chemical reaction based on the method developed by Dr. Maria Elisa Rostelato) with 55.80% efficiency; Method 4 (IQ-IPEN) resulted in 99% efficiency. Since this method has more radioactive material fixation (which represents virtually the entire cost of the seed), the final price is the cheapest. This method is the suggested one to be implemented in the IPENs laboratory for brachytherapy sources production. Besides, the method is the fasted one.