Made available in DSpace on 2014-10-09T12:46:45Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T13:56:46Z (GMT). No. of bitstreams: 1 08358.pdf: 3987174 bytes, checksum: bd5e0ea6705a189997deab3c68d85291 (MD5) / Fundação de Amparo à Pesquisa do Estado de São Paulo (FAPESP) / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP / FAPESP:99/08249-9

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:48:56Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T13:57:51Z (GMT). No. of bitstreams: 1 09629.pdf: 3007133 bytes, checksum: 7b28af344b4eacb107f05cbefe8ffa4d (MD5) / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:41:32Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T13:59:11Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / O 131I é um radioisótopo de iodo amplamente utilizado em medicina nuclear, pode ser utilizado tanto para diagnóstico quanto para tratamento devido às suas características físicas de decaimento - e sua elevada emissão de raios-y. Sua produção no IPEN é realizada utilizando um reator nuclear a partir da reação indireta: 130Te (n,y) 131mTe 131Te 131I, onde são irradiados alvos contendo Te. Pode também ser produzido via produto de fissão de 235U, onde, o 235U irradiado produz cerca de 300 elementos diferentes, entre eles o 131I. O 131I produzido nesse método apresenta altas atividade específica e concentração radioativa, o que facilita a produção de compostos marcados com o radionuclídeo. O objetivo deste trabalho é desenvolver um método de recuperação de 131I no processo de produção de 99Mo pela rota de dissolução ácida de alvos de 235U, com a qualidade necessária para ser utilizado em Medicina Nuclear. O 131I encontra-se em 2 fases no processo, tanto na fase gasosa produzida na dissolução ácida dos alvos de U metálico e a menor parte em solução. Foram utilizados diversos materiais para captura e recuperação de 131I nas 2 fases do processo, a fase gasosa e a solução de dissolução dos alvos de U. Foram testadas colunas de alumina com Cu, alumina ácida com Cu, nanoesferas de Ag, cartuchos aniônicos, resina aniônica, colunas de carvão ativado, microesferas de Ag e microesferas de Cu. Soluções contendo 131I em NaOH 0,1 mol.L-1 foram percoladas pelos materiais e os eluídos foram analisados em calibrador de dose. Foi também estudada a precipitação de AgI e dissolução desse precipitado em NH4OH 0,1 mol L-1 e Na2S2O3 5%. Dentre os testes realizados, a princípio, os resultados de recuperação variaram de acordo com o material, o carvão ativado apresentou rendimento de recuperação entre 42% a 83%. Já o rendimento de recuperação da coluna de alumina com Cu variou de 20% a 85%. Os testes com nanoesferas de Ag apresentaram rendimento de recuperação de 26% utilizando NaOH 0,1 mol L-1 e 72% utilizando Na2S2O3 como eluentes. Testes com cartuchos aniônicos apresentaram os melhores resultados com uma porcentagem de recuperação de 81 a 90%. Testes utilizando 131I na sua forma gasosa apresentaram uma retenção de 66,45% e não foram realizados testes para recuperação do 131I retido. Nos testes utilizando precipitação de AgI a porcentagem de retenção de 131I foi de 100%. É possível concluir que os cartuchos aniônicos e a precipitação de AgI foram as melhores opções para a retenção de 131I, e as colunas de alumina com Cu tem um grande potencial para eluição do radionuclídeo 131I na forma química adequada. / Dissertação (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:52:20Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:00:49Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / O desenvolvimento da Medicina Nuclear, aliado à evolução dos equipamentos de diagnóstico e terapia, necessita, cada vez mais, da disponibilidade comercial de radioisótopos. Nesse contexto, o IPEN tem buscado atender e abastecer o mercado nacional. Um dos investimentos nesta área foi a aquisição de um ciclotron de 30 MeV, modelo Cyclone-30, que permitiu a produção dos radioisótopos tais como, o 18F, 67Ga, 201Tl e o 123I, sendo este último o foco do presente trabalho. Através de dados de produções rotineiras de 123I via irradiação com prótons em alvo gasoso de Xenônio com enriquecimento superior a 99,8% em 124Xe, foi realizado um estudo para identificar os fatores relevantes que influenciam diretamente o rendimento de obtenção de 123I com altíssimo grau de pureza. Embora a metodologia seja bem conhecida, quando se trata de produção comercial há uma escassez de dados sobre os parâmetros operacionais utilizados. Os parâmetros avaliados foram: pressão do gás 124Xe, intensidade de corrente de feixe de prótons, tempo de irradiação, temperatura de operação do sistema durante a irradiação, tempo de espera para formação de 123I, tempo de aquecimento do porta-alvo para recuperação do 123I formado, temperatura de aquecimento da solução de lavagem e influência do revestimento interno da câmara de irradiação com Ni. Com os resultados obtidos, foi possível alterar as condições operacionais nas produções rotineiras, conduzindo a um aumento de eficiência do processo em torno de 30%. / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:46:15Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:02:08Z (GMT). No. of bitstreams: 1 07979.pdf: 4233452 bytes, checksum: b0bf4293ebbffde6ad549e194856f538 (MD5) / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:49:44Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:02:22Z (GMT). No. of bitstreams: 1 09993.pdf: 2422070 bytes, checksum: 4df4c1107df8d91b9340502252588a78 (MD5) / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:49:49Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:03:08Z (GMT). No. of bitstreams: 1 09823.pdf: 5677236 bytes, checksum: 27d602ac9c2983702bad63976780b075 (MD5) / Fundação de Amparo à Pesquisa do Estado de São Paulo (FAPESP) / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP / FAPESP:99/04130-7

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:41:27Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:03:27Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / O radiofármaco FLT-18F é um análogo do nucleosídeo timidina e um promissor marcador da proliferação tumoral para imagens em PET. A síntese deste radiofármaco não é simples e, muitas vezes, apresenta baixos rendimentos. Este radiofármaco já vem sendo estudado há alguns anos, porém, não há produção, nem estudos clínicos, no Brasil. O estudo do processo produtivo e a sua adequação às diretrizes de Boas Práticas de Fabricação (ANVISA) são de extrema importância. Este trabalho teve como objetivo estudar a síntese deste radiofármaco, avaliar os métodos de controle de qualidade que serão utilizados na rotina de produção futura, realizar estudos de citotoxicidade, estudos de biodistribuição e imagens PET em animais, contribuindo para o desenvolvimento e elaboração do protocolo de validação de processo e estabelecimento das metodologias analíticas a serem utilizadas durante a rotina de produção. Inicialmente, foi estudada a síntese e produção do produto FLT-18F, com a avaliação de três temperaturas diferentes de marcação, a m de vericar o comportamento do rendimento radioquímico e a estabilidade do produto nal. Os estudos de metodologia analítica compreenderam as análises de identicação radionuclídica, determinação dos pers cromatográcos, pureza radioquímica, solventes residuais e pH. Estudos in vitro do FLT- 18F de internalização e citotoxicidade também foram feitos. Nos estudos in vivo, avaliou-se a farmacocinética, biodistribuição em animais sadios e em animais com modelos tumorais, além de imagens PET/CT de animais com melanoma. O produto nal apresentou alta pureza radioquímica e mostrou-se estável por até 10 horas após a síntese, porém obteve-se um rendimento radioquímico relativamente baixo, conforme descrito na literatura. As metodologias analíticas testadas mostraram-se adequadas para o uso no controle de qualidade do FLT-18F. Nos estudos in vitro o FLT-18F apresentou uma signicativa porcentagem de ligação às células tumorais e a molécula não radiomarcada não foi considerada tóxica para estas células estudadas. A biodistribuição e as imagens apresentaram resultados compatíveis com o esperado. As contribuições para a validação de processo foram satisfatórias e auxiliarão na validação futura do processo produtivo do radiofármaco em estudo. / Dissertação (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:45:54Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:05:35Z (GMT). No. of bitstreams: 1 07312.pdf: 3603508 bytes, checksum: 963e59f9eb3fb8b6959c554770d86544 (MD5) / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Submitted by Claudinei Pracidelli (cpracide@ipen.br) on 2014-11-10T12:35:45Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-11-10T12:35:45Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP