Made available in DSpace on 2014-10-09T12:26:48Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:06:13Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Dentre os vários radioisótopos existentes, o 99mTc e o 188Re apresentam propriedades físicoquímicas bastante específicas que os qualificam para utilização em Medicina Nuclear nas áreas de diagnóstico e terapia, respectivamente. Além disso, estes radiofármacos podem ser distribuídos à classe médica sob a forma de sistemas geradores de 99Mo-99mTc e 188W-188Re, garantindo autonomia e praticidade em sua utilização. O presente projeto de mestrado tem por objetivo determinar a capacidade de alguns materiais adsorvedores para retenção de molibdênio e tungstênio, visando o preparo de sistemas geradores de 99Mo-99mTc e de 188W- 188Re com características adequadas para aplicação em Medicina Nuclear. Quantidades conhecidas, em massa, de molibdênio (Mo) e tungstênio (W) foram adicionadas às soluções carga previamente preparadas, com valores de pH ajustados entre 1 e 7, e estas por sua vez foram então percoladas ao longo de diferentes dispositivos contendo em seu interior alumina, resina ou composto de poli-zircônio também denominado PZC. As eluições foram realizadas com um intervalo de tempo de aproximadamente 24 horas entre uma outra para os sistemas geradores de 99Mo-99mTc e de cerca de 48 horas para os sistemas geradores de 188W-188Re em função da diferença da meia-vida física existente entre os elementos pai e filho envolvidos em ambas as reações. As amostras eluídas dos sistemas geradores contendo tanto 99mTc quanto 188Re foram submetidas a testes de controle de qualidade visando-se determinar o grau de pureza radionuclídica, radioquímica e química de cada uma delas, mas nenhuma contaminação significativa por 99Mo, 188W, tecnécio ou rênio nos estados coloidais assim como zircônio foi detectada tanto nas soluções carga eluídas quanto nas soluções extraídas com solução salina para qualquer valor de pH estudado. Os cartuchos comerciais de alumina do tipo Sep Pak Ácida retiveram de maneira mais eficiente o molibdênio presente nas soluções carga eluídas quando comparados aos demais dispositivos comerciais de retenção utilizados. Entretanto, quando esta comparação estende-se as colunas cromatográficas de alumina, conclui-se que o emprego da alumina ácida como adsorvedor é ainda mais eficaz do que a utilização dos cartuchos do tipo Sep Pak Ácida e da própria alumina calcinada convencional, porém ainda assim não supera a performance apresentada pelo PZC. Os experimentos realizados com tungstênio, os quais envolveram a utilização de cartuchos comerciais de retenção de Sep Pak Ácida, assim como o emprego de alumina sob as formas calcinada convencional e ácida, revelaram que a alumina ácida constitui o melhor material adsorvedor. Quanto ao pH das soluções carga, observou-se que este deve ser ajustado de modo a ser mantido sempre que possível por volta de 5 (pH ácido) para as soluções preparadas contendo molibdênio sob a forma não radioativa como carregador, enquanto que para as soluções carga preparadas com tungstênio o pH deve ser neutro. / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:49:01Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:09:53Z (GMT). No. of bitstreams: 1 09667.pdf: 3707895 bytes, checksum: ad91686f76ce883f87484fe1515e1379 (MD5) / Dissertacao [Mestrado] / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:32:24Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:10:31Z (GMT). No. of bitstreams: 1 01534.pdf: 1740231 bytes, checksum: 18d3de906b0a893fda982fd191cb363d (MD5) / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Submitted by Claudinei Pracidelli (cpracide@ipen.br) on 2015-08-12T12:31:56Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2015-08-12T12:31:56Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / No processo de fabricação do gerador de 99Mo/99mTc é fundamental, não só evitar a introdução de contaminantes microbianos, como também avaliar o efeito que a atividade radioativa pode provocar em microrganismos. Os objetivos deste trabalho foram: estudar os processos de esterilização por radiação gama (60Co) dos acessórios e da coluna de alumina (Al2O3) que compõem o sistema do gerador de 99Mo/99mTc, e avaliar a eficácia da radiação gama na morte de microrganismos em geradores de 99Mo/99mTc na mínima (9,25 GBq) e na máxima (74 GBq) atividade radioativa. Acessórios do gerador foram irradiados com doses absorvidas de 15, 25 e 50 kGy e as colunas de alumina com 10, 15, 25 e 50 kGy. A alumina das colunas irradiadas foi avaliada por análise combinada de microscopia eletrônica de varredura (MEV) e análise elementar por espectroscopia de energia dispersiva (EDS), e difração de raios X. O Teflon® foi avaliado por termogravimetria (TGA) e calorimetria exploratória diferencial (DSC). Cálculos dosimétricos foram realizados para o alvo de maior dose na coluna do gerador de 9,25 GBq e 74 GBq. Suspensões quantificadas de B. subtilis e esporos de B. pumilus foram inoculadas em colunas irradiadas a 25 kGy e observou-se que a coluna de alumina representou uma barreira física para a contaminação do eluato, pois a recuperação microbiana foi reduzida. Verificou-se que o B. subtilis na forma vegetativa mostrou menor afinidade pela alumina em relação aos esporos de B. pumilus. A recuperação microbiana foi menor no gerador com atividade radioativa em relação ao gerador sem radioatividade. Foi desenvolvido um indicador biológico de esporos de B. pumilus que consistiu em uma tira de alumínio com sílica gel colocado externamente à coluna e as quantidades recuperadas tanto no gerador de 9,25 GBq quanto no de 74 GBq mostraram redução na viabilidade. O uso de filtros Sep-Pak® e 0,22 μm no sistema do gerador mostrou eficiência na retenção de 4,9 x 106 UFC de B. subtilis, garantindo a esterilidade do produto terminado. / Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

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) / 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 / 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) / 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 / 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 / Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP