Um dos radionuclídeos que se destaca mundialmente é o molibdênio-99. O 99Mo é o gerador do radioisótopo mais amplamente usado para a preparação de radiofármacos para fins de diagnóstico em medicina nuclear, o tecnécio-99m. Neste estudo, as nanopartículas de magnetita foram sintetizadas por precipitação de íons Fe2+ em meio alcalino e tratadas por irradiação de microondas e foram aplicadas na separação do 99Mo por adsorção. O material foi caracterizado por FTIR, MEV, DRX, DSC, TGA e EDS. Os estudos de adsorção foram realizados utilizando a técnica em batelada e em colunas de leito fixo. Verificou-se a influência das espécies de Al e os radioisótopos Te, I e Ru na adsorção de 99Mo. Os efeitos do pH, tempo de contato, temperatura, concentração e dose do adsorvente foram investigados. Modelos de isotermas de adsorção Langmuir e Freundlich foram usados para obter informações sobre o processo de adsorção e os modelos cinéticos de pseudo-primeira ordem, pseudo-segunda ordem e difusão intrapartículas foram estudados para avaliar a cinética de adsorção. Soluções de dessorventes para a recuperação do 99Mo foram investigadas. A nova via de síntese de nanomagnetita proposta mostrou-se simples e rápida, fazendo uso de um único reagente. As nanopartículas de magnetita apresentaram forma esférica de aproximadamente de 20 nm e polidispersão heterogênea. As caracterizações por DRX, DSC e TGA confirmaram a predominância da fase magnetita nas amostras. A adsorção de 99Mo nas nanopartículas de magnetita foi próxima de 100% no intervalo de pH entre 1 e 11, durante 30 min de tempo de contato e 15 mg de dose do adsorvente. O modelo de isoterma de adsorção de Langmuir apresentou melhor acordo para a remoção 99Mo pelas nanopartículas de magnetita, e a cinética de adsorção foi melhor descrita pelo modelo de pseudo-segunda ordem. A caracterização por EDS indicou ausência de contaminação. A recuperação do 99Mo da nanomagnetita com solução de NaOH foi superior a 95% e os elementos Ru, Te, Al e I não interferiram na propriedade adsortiva da nanomagnetita. Estes resultados mostraram que nanopartículas de magnetita são bons adsorventes para o Mo e, por conseguinte, tem grande potencial para aplicação no processo de separação e purificação do 99Mo de fissão. / One of radionuclides that stand out globally is the Molybdenum-99. The 99Mo is the radionuclide generator most widely used radioisotope for the preparation of radiopharmaceuticals for diagnostic purposes in nuclear medicine, Technetium-99m. In this study, magnetite nanoparticles were synthesized by precipitation of Fe2+ ions in an alkaline medium and treated by microwave irradiation and were studied for 99Mo adsorption and recovery The synthesized material was characterized by FTIR, SEM, XRD, DSC, TGA and EDS. Adsorption studies were carried out using the batch technique and fixed bed columns. The influence of the Al and the radioisotopes of Te, I and Ru species on 99Mo adsorption of was verified. Effects of pH, contact time, temperature, concentration and adsorbent dosage were investigated. Adsorption isotherm models of Langmuir and Freundlich were used to obtain information on the adsorption process and the kinetic models of pseudo first-order, pseudo-second order and intraparticle diffusion were studied to evaluate the adsorption. Desorbent solutions for 99Mo recovery were investigated. The new route for nanomagnetite synthesis was found to be simple and fast using of just one reagent. The magnetite nanoparticles showed spherical shape with about 20 nm in diameter and heterogeneous polydispersion. The characterizations by XRD, DSC and TGA confirmed the predominance of magnetite phase. The adsorption of 99Mo was close to 100% by the magnetite nanoparticles in the pH range from 1 to 11 for 30 min of contact time and 15 mg of adsorbent dosage. Langmuir adsorption isotherm model showed better agreement for the 99Mo adsorption by nanomagnetite nanoparticles, and the adsorption kinetics was better described by the pseudo second order model. The nanoparticle characterization by EDS indicated no contamination. The recovery of 99Mo with NaOH 2 mol L-1 from the magnetite nanoparticles was higher than 95% and the elements Ru, Te, Al and I did not interfere in the adsorption property of magnetite nanoparticles. These results showed that magnetite nanoparticles were good adsorbent for 99Mo and therefore have great potential for application in the process of separation and purification of fission 99Mo.

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. / 99mTc is the most used radionuclide in nuclear medicine. In Brazil, the 99Mo/99mTc generators are exclusively produced by Radiopharmacy Center at IPENCNEN/ SP, by importing 99Mo from different suppliers. 99Mo (t1/2 = 66 h) is a fission product of 235U and it can have radionuclidic impurities that are prejudicial for human health. For safe use of generators, it is necessary to perform the evaluation of 99Mo by quality control tests in order to assess if 99Mo complies with the specifications. The European Pharmacopoeia (EP) presents a monograph for evaluation of the quality of the [99Mo] solution as sodium molybdate,that is used as raw material for 99Mo/99mTc generators production, including specification parameters (identification, radiochemical purity and radionuclidic purity), analysis methods and limits. However, it has been observed difficulties on the execution and implementation of these methods by the generators producers, with a few literature about this subject, probably due to complexity of the proposed methods. In this work, many quality control parameters of 99Mo described in the EP monograph were evaluated. Separation methods for 99Mo from its radionuclidic impurities by solid phase extraction (SPE) and TLC were studied. After SPE separation, the quantification of metals by ICP-OES to evaluate the percentage of retention of Mo and the percentage of recovery of Ru, Te and Sr using different types of cartridges were proposed, replacing radiotracers use. It was observed that the specific type of SPE cartridge recommended by the EP for separation of 99Mo presented low recoveries for Ru, compared to other available anion exchange SPE cartridges. 99Mo samples from different worldwide suppliers were analyzed. It was observed that quantification of 103Ru in 99Mo samples with decay time higher than 4 weeks is possible. An alternative method for separation of 131I from 99Mo showed promising results by TLC. The quantification of beta and alpha emitters radionuclidic impurities was not performed. All analysed samples presented results that comply with EP specifications for radiochemical purity (>95%) and for radionuclidic purity.

Tecnécio-99m (99mTc), o produto de decaimento do molibdênio-99 (99Mo), é um dos radioisótopos mais utilizados na medicina nuclear, abrangendo cerca de 80% de todos os procedimentos de radiodiagnóstico médico pelo mundo. Atualmente o Brasil necessita de uma quantidade de aproximadamente 450 Ci de 99Mo por semana. Devido à crise e à escassez em seu fornecimento que vem sendo observada no cenário mundial desde 2008, o IPEN decidiu desenvolver um projeto próprio para produção de 99Mo através da fissão do urânio-235. O objetivo deste trabalho de dissertação foi desenvolver cálculos neutrônicos e temo-hidráulicos para avaliar a segurança operacional de um dispositivo para produção de 99Mo a ser irradiado no núcleo do reator IEA-R1. Neste dispositivo serão alojados dez alvos do tipo dispersão de UAlx-Al com baixo enriquecimento de urânio (LEU) e densidade de 2,889 gU/cm³. Para o cálculo neutrônico foram utilizados os programas computacionais HAMMER-TECHNION e CITATION e as temperaturas máximas atingidas nos alvos foram calculadas com o código MTRCR-IEAR1. Os cálculos demonstram que a irradiação do dispositivo deverá ocorrer sem consequências adversas à operação do reator. A quantidade total de 99Mo foi calculada com o programa SCALE e considerando que o tempo necessário para o processamento químico e recuperação do 99Mo será de cinco dias após a irradiação, teremos disponível para distribuição uma atividade de 99Mo de 176 Ci para 3 dias de irradiação, 236 Ci para 5 dias de irradiação e 272 Ci para 7 dias de irradiação dos alvos. / Technetium-99m (99mTc), the product of radioactive decay of molybdenum-99 (99Mo), is one of the most widely used radioisotope in nuclear medicine, covering approximately 80% of all radiodiagnosis procedures in the world. Nowadays, Brazil requires an amount of about 450 Ci of 99Mo per week. Due to the crisis and the shortage of 99Mo supply chain that has been observed on the world since 2008, IPEN/CNEN-SP decided to develop a project to produce 99Mo through fission of uranium-235. The objective of this dissertation was the development of neutronic and thermal-hydraulic calculations to evaluate the operational safety of a device for 99Mo production to be irradiated in the IEA-R1 reactor core at 5 MW. In this device will be placed ten targets of UAlx-Al dispersion fuel with low enriched uranium (LEU) and density of 2.889 gU/cm³. For the neutronic calculations were utilized the computer codes HAMMER-TECHNION and CITATION and the maximum temperatures reached in the targets were calculated with the code MTRCR-IEAR1. The analysis demonstrated that the device irradiation will occur without adverse consequences to the operation of the reactor. The total amount of 99Mo was calculated with the program SCALE and considering that the time needed for the chemical processing and recovering of the 99Mo will be five days after the irradiation, we have that the 99Mo activity available for distribution will be 176 Ci for 3 days of irradiation, 236 Ci for 5 days of irradiation and 272 Ci for 7 days of targets irradiation.

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. / 99mTc is the most used radionuclide in nuclear medicine. In Brazil, the 99Mo/99mTc generators are exclusively produced by Radiopharmacy Center at IPENCNEN/ SP, by importing 99Mo from different suppliers. 99Mo (t1/2 = 66 h) is a fission product of 235U and it can have radionuclidic impurities that are prejudicial for human health. For safe use of generators, it is necessary to perform the evaluation of 99Mo by quality control tests in order to assess if 99Mo complies with the specifications. The European Pharmacopoeia (EP) presents a monograph for evaluation of the quality of the [99Mo] solution as sodium molybdate,that is used as raw material for 99Mo/99mTc generators production, including specification parameters (identification, radiochemical purity and radionuclidic purity), analysis methods and limits. However, it has been observed difficulties on the execution and implementation of these methods by the generators producers, with a few literature about this subject, probably due to complexity of the proposed methods. In this work, many quality control parameters of 99Mo described in the EP monograph were evaluated. Separation methods for 99Mo from its radionuclidic impurities by solid phase extraction (SPE) and TLC were studied. After SPE separation, the quantification of metals by ICP-OES to evaluate the percentage of retention of Mo and the percentage of recovery of Ru, Te and Sr using different types of cartridges were proposed, replacing radiotracers use. It was observed that the specific type of SPE cartridge recommended by the EP for separation of 99Mo presented low recoveries for Ru, compared to other available anion exchange SPE cartridges. 99Mo samples from different worldwide suppliers were analyzed. It was observed that quantification of 103Ru in 99Mo samples with decay time higher than 4 weeks is possible. An alternative method for separation of 131I from 99Mo showed promising results by TLC. The quantification of beta and alpha emitters radionuclidic impurities was not performed. All analysed samples presented results that comply with EP specifications for radiochemical purity (>95%) and for radionuclidic purity.

Tecnécio-99m (99mTc), o produto de decaimento do molibdênio-99 (99Mo), é um dos radioisótopos mais utilizados na medicina nuclear, abrangendo cerca de 80% de todos os procedimentos de radiodiagnóstico médico pelo mundo. Atualmente o Brasil necessita de uma quantidade de aproximadamente 450 Ci de 99Mo por semana. Devido à crise e à escassez em seu fornecimento que vem sendo observada no cenário mundial desde 2008, o IPEN decidiu desenvolver um projeto próprio para produção de 99Mo através da fissão do urânio-235. O objetivo deste trabalho de dissertação foi desenvolver cálculos neutrônicos e temo-hidráulicos para avaliar a segurança operacional de um dispositivo para produção de 99Mo a ser irradiado no núcleo do reator IEA-R1. Neste dispositivo serão alojados dez alvos do tipo dispersão de UAlx-Al com baixo enriquecimento de urânio (LEU) e densidade de 2,889 gU/cm³. Para o cálculo neutrônico foram utilizados os programas computacionais HAMMER-TECHNION e CITATION e as temperaturas máximas atingidas nos alvos foram calculadas com o código MTRCR-IEAR1. Os cálculos demonstram que a irradiação do dispositivo deverá ocorrer sem consequências adversas à operação do reator. A quantidade total de 99Mo foi calculada com o programa SCALE e considerando que o tempo necessário para o processamento químico e recuperação do 99Mo será de cinco dias após a irradiação, teremos disponível para distribuição uma atividade de 99Mo de 176 Ci para 3 dias de irradiação, 236 Ci para 5 dias de irradiação e 272 Ci para 7 dias de irradiação dos alvos. / Technetium-99m (99mTc), the product of radioactive decay of molybdenum-99 (99Mo), is one of the most widely used radioisotope in nuclear medicine, covering approximately 80% of all radiodiagnosis procedures in the world. Nowadays, Brazil requires an amount of about 450 Ci of 99Mo per week. Due to the crisis and the shortage of 99Mo supply chain that has been observed on the world since 2008, IPEN/CNEN-SP decided to develop a project to produce 99Mo through fission of uranium-235. The objective of this dissertation was the development of neutronic and thermal-hydraulic calculations to evaluate the operational safety of a device for 99Mo production to be irradiated in the IEA-R1 reactor core at 5 MW. In this device will be placed ten targets of UAlx-Al dispersion fuel with low enriched uranium (LEU) and density of 2.889 gU/cm³. For the neutronic calculations were utilized the computer codes HAMMER-TECHNION and CITATION and the maximum temperatures reached in the targets were calculated with the code MTRCR-IEAR1. The analysis demonstrated that the device irradiation will occur without adverse consequences to the operation of the reactor. The total amount of 99Mo was calculated with the program SCALE and considering that the time needed for the chemical processing and recovering of the 99Mo will be five days after the irradiation, we have that the 99Mo activity available for distribution will be 176 Ci for 3 days of irradiation, 236 Ci for 5 days of irradiation and 272 Ci for 7 days of targets irradiation.