Submitted by Claudinei Pracidelli (cpracide@ipen.br) on 2015-12-10T17:38:32Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2015-12-10T17:38:32Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:28:29Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T13:56:14Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / 90Y (T1/2 = 2,67 dias; Eβmáx = 2,28 MeV) é um radionuclídeo com eficácia estabelecida para diversas terapias de câncer, marcando biomoléculas e no tratamento da radiosinovectomia. Devido às suas propriedades nucleares, é obtido através do decaimento do 90Sr (T1/2 = 28 anos), na forma de um gerador. Vários tipos de geradores de 90Sr/90Y foram desenvolvidos, e os mais empregados são os que usam resinas de troca catiônica, onde Sr e Y são adsorvidos e 90Y é seletivamente eluído com acetato ou EDTA. A desvantagem deste tipo de gerador é a radiólise, que degrada o seu uso. O gerador eletroquímico é uma solução proposta devido ao fato de não haver efeitos significativos da radiação sobre o próprio gerador. Neste conceito, a diferença entre os potenciais eletroquímicos dos elementos Y e Sr é utilizada para se obter uma rápida separação do 90Y do 90Sr. A produção de 90Y via formação de colóides é o método mais simples para a separação, baseando-se na formação de colóides de Y em pH altamente alcalino, podendo ser filtrado e separado do Sr, sendo posteriormente dissolvido em HCl. O objetivo deste trabalho consistiu no desenvolvimento de tecnologias para o preparo de geradores de 90Sr/90Y, onde foram desenvolvidos três tecnologias, a saber: geradores do tipo coluna utilizando resinas catiônicas, geradores via formação de colóides e geradores eletroquímicos. Foram também avaliadas metodologias para o controle de qualidade radionuclídico do 90Y dos geradores desenvolvidos: cintilação líquida, identidade radionuclídica, cromatografia por extração em papel (EPC) utilizando complexantes para 90Y e técnica por Espectrometria de Emissão Ótica com Plasma Indutivamente Acoplado (ICPOES). Os resultados mostraram que os geradores utilizando resinas catiônicas obtiveram os melhores resultados em relação ao rendimento e eficiência (~ 83%) de eluição, reprodutibilidade e a pureza radionuclídica. O gerador eletroquímico mostrou um potencial para o desenvolvimento, tendo a vantagem de não sofrer os efeitos da radiólise do par 90Sr/90Y, como acontece com a resina. Das metodologias de controle qualidade radionuclídica estudadas, uma comparação e avaliação mostrou que a EPC é muito sensível e permite a avaliação praticamente instantânea da qualidade do 90Y eluído dos geradores. / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:35:06Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:00:42Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Neste trabalho foi desenvolvido o método de padronização do 123I em sistema de coincidências 4π(X,A)-γ. O 123I foi produzido no cíclotron Cyclone-30 do IPEN CNEN/SP, por meio da irradiação do 124Xe. O 123I decai com uma meia vida de 13,22 horas pelo processo de captura eletrônica seguido da emissão de radiação gama. Foi aplicada a técnica de extrapolação linear da eficiência para determinação da atividade e para determinação do coeficiente de conversão interna total do nível de 159 keV, obtido a partir da inclinação da curva de extrapolação. A curva de extrapolação experimental foi comparada com a simulação de Monte Carlo, executada pelo código ESQUEMA. As fontes radioativas foram também medidas em um sistema de espectrometria de HPGe, a fim de determinar a probabilidade de emissão gama por decaimento para várias transições gama. Todas as incertezas envolvidas e suas correlações foram analisadas aplicando a metodologia de matriz de covariância e os parâmetros medidos foram comparados com os da literatura. / Dissertação (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Submitted by Claudinei Pracidelli (cpracide@ipen.br) on 2015-12-10T17:38:32Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2015-12-10T17:38:32Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / 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. / Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Submitted by Mery Piedad Zamudio Igami (mery@ipen.br) on 2017-03-10T15:11:24Z No. of bitstreams: 1 22059.pdf: 9657330 bytes, checksum: ed07f8d493b8c9079bd2d57c8807b411 (MD5) / Made available in DSpace on 2017-03-10T15:11:24Z (GMT). No. of bitstreams: 1 22059.pdf: 9657330 bytes, checksum: ed07f8d493b8c9079bd2d57c8807b411 (MD5) / O planejamento estratégico é uma das ferramentas da administração de grande importância para a tomada de decisão. A área nuclear representa um segmento de grande importância na sociedade moderna, não só na produção de energia, bem como em muitos outros setores da economia. Objetivou-se nesse trabalho de doutorado propor a implantação de um planejamento norteado pela ferramenta estratégica, o BSC-Balanced Scorecard por meio dos indicadores de desempenho relacionais, de modo a facilitar a visualização da forma mais simples possível pelos gestores, com base nos atuais planos estratégicos institucionais do Laboratório de Produção de Fontes Seladas. A metodologia utilizada nesse estudo acadêmico de doutorado foi o estudo de caso, o qual considerou o período de pesquisa de 2008 a 2015. Entre os principais resultados esperados com esse estudo podem ser citados: uma melhor visualização dos planos estratégicos, uma ferramenta adicional de apoio a gestão, a possibilidade de mudança de periodicidade de análises de resultados e metas a serem atingidas entre outros. Diante dos resultados esperados foi possível concluir que este estudo poderá ser de grande valia para o Laboratório de Produção de Fontes Seladas, caso seu gestores optem por adotar essa ferramenta de gestão. Por fim, esta proposição possibilitaria a este laboratório, uma maior facilidade no processo de identificação e mapeamento de futuras direções da organização a partir dos recursos que possui e que, de certa forma, trarão como benefícios, maior visibilidade e ações mais eficazes. / Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear ) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

The most promising applications for targeted alpha-therapy with astatine-211 (At-211) include treatments of disseminated microscopic disease, the major medical problem for cancer treatment. The primary advantages of targeted alpha-therapy with At-211 are that the alpha-particle radiation is densely ionizing, translating to high relative biological effectiveness (RBE), and short-range, minimizing damage to surrounding healthy tissues. In addition, theranostic imaging with I-123 surrogates has shown promise for developing new therapies with At-211 and translating them to the clinic. Currently, Canada does not have a way of producing At-211 by conventional methods because it lacks alpha-particle accelerators with necessary beam energy and intensity. The work presented here was aimed at studying the Rn-211/At-211 generator system as an alternative production strategy by leveraging TRIUMF's ability to produce rare isotopes. Recognizing that TRIUMF provided production opportunities for a variety of astatine isotopes, this work also originally hypothesized and evaluated the use of At-209 as a novel isotope for preclinical Single Photon Emission Computed Tomography (SPECT) with applications to At-211 therapy research. At TRIUMF's Isotope Separator and Accelerator (ISAC) facility, mass separated ion beams of short­-lived francium isotopes were implanted into NaCl targets where Rn-211 or At-209 were produced by radioactive decay, in situ. This effort required methodological developments for safely relocating the implanted radioactivity to the radiochemistry laboratory for recovery in solution. For multiple production runs, Rn-211 was quantitatively transferred from solid NaCl to solution (dodecane) from which At-211 was efficiently extracted and evaluated for clinical applicability. This validated the use of dodecane for capturing Rn-211 as an elegant approach to storing and shipping Rn-211/At-211 in the future. Po-207 contamination (also produced by Rn-211 decay) was removed using a granular tellurium (Te) column before proceeding with biomolecule labelling. Although the produced quantities were small, the pure At-211 samples demonstrated these efforts to have a clear path of translation to animal studies. For the first time in history, SPECT/CT was evaluated for measuring At-209 radioactivity distributions using high energy collimation. The spectrum detected for At-209 by the SPECT camera presented several photopeaks (energy windows) for reconstruction. The 77-90 Po X­-ray photopeak reconstructions were found to provide the best images overall, in terms of resolution/contrast and uniformity. Collectively, these experiments helped establish guidelines for determining the optimal injected radioactivity, depending on scan parameters. Moreover, At-209-based SPECT demonstrated potential for pursuing image-­based dosimetry in mouse tumour models, in the future. Simultaneous SPECT imaging with At-209 and I-123 was demonstrated to be feasible, supporting the future evaluation of At-209 for studying/validating I-123 surrogates for clinical image-based At-211 dosimetry. This work also pursued a novel strategy for labelling cancer targeting peptides with At-211, using octreotate (TATE, a somatostatin analogue for targeting tumour cells, mostly neuroendocrine tumours) prepared with or without N-terminus PEGylation (PEG2), followed by conjugation with a closo-decaborate linking moiety (B10) for attaching At-211. Binding affinity and in vivo biodistributions for the modified peptides were determined using iodine surrogates. The results indicated that B10-PEG2-TATE retained target binding affinity but that the labelling reaction with iodine degraded this binding affinity significantly, and although having high in vivo stability, no I-123-B10-PEG2-TATE tumour uptake was observed by SPECT in a mouse tumour model positive for the somatostatin receptor (sstr2a). This suggested that further improvements are required for labelling. A new method for producing At-211 at TRIUMF is established, and At-209-­based SPECT imaging is now demonstrated as a new preclinical technology to measure astatine biodistributions in vivo for developing new radiopharmaceuticals with At-211. Combined with the theranostic peptide labelling efforts with iodine, these efforts provide a foundation for future endeavours with At-211-­based alpha-therapy at TRIUMF. All procedures were performed safely and rapidly, suitable for preclinical evaluations. All animal studies received institutional ethics approval from the University of British Columbia (UBC). / Graduate

Submitted by Marco Antonio Oliveira da Silva (maosilva@ipen.br) on 2017-05-02T11:34:44Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2017-05-02T11:34:44Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Dentre as diversas aplicações dos radioisótopos, a utilização dos radiotraçadores é considerada uma das mais importantes, no diagnóstico de funcionamento dos equipamentos de processos, em plantas de indústrias químicas e petroquímicas. Os radiotraçadores são utilizados em procedimentos analíticos para obtenção de dados qualitativos e quantitativos de sistemas, em estudos de transferências físicas e físico-químicas. Na produção de radioisótopos gasosos utilizados como traçadores em processos industriais, destacam-se o 41Ar e 79Kr, gases nobres (inertes) que possuem baixa reatividade com os demais elementos químicos. O 41Ar é um emissor gama de alta energia (1,29 MeV) e apresenta elevada porcentagem de transformações com essa energia, o que resulta em quantidades relativamente pequenas necessárias em relação a outras para uma detecção eficaz, mesmo em componentes com grandes espessuras. Atualmente, a produção de radioisótopos gasosos em reatores nucleares de pesquisa é realizada em pequenas quantidades (bateladas), por meio de ampolas de quartzo contendo o gás natural 40Ar ou 78Kr. Nesse sentido, o objetivo desse estudo é desenvolver um sistema de irradiação capaz de produzir em escala contínua, o radioisótopo gasoso 41Ar, dentre outros, com atividade de 7,4x1011 Bq (20 Ci) por ciclo de irradiação, por meio do Reator IEA-R1 de 4,5 MW, fluxo de nêutrons térmicos médio de 4,71 x 1013 ncm-2s-1, para suprir uma demanda existente em empresas de END e inspeções, e pelo próprio Centro de Tecnologia das Radiações, no IPEN/CNEN-SP. O sistema de irradiação (SI) é constituído por uma cápsula de irradiação em alumínio, linhas de transferência, válvulas agulhas, conexões anilhadas, conectores rápidos, manovacuômetro, sistema de vácuo, dewar de liquefação, blindagem em chumbo, cilindros de armazenamento e transporte (CAT), dentre outros. O SI foi aprovado nos testes de estanqueidade e estabilidade (testes de formação de bolhas, pressurização, evacuação e com equipamento leak detector SPECTRON 600 T). Na produção experimental para obtenção de 1,07x1011 Bq (2,9 Ci) de 41Ar, distribuíram-se dosímetros de alanina em diversos componentes e dispositivos do SI. Além disso, determinaram-se as taxas de exposição na parede da blindagem em chumbo, ao concentrar o gás radioativo liquefeito e no CAT, após a transferência do 41Ar, pelo medidor de radiação portátil Teletector ® Probe 6150 AD-t/H. / 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 / 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