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Estudo de metodologias de controle de qualidade do Mo-99 utilizado no preparo de geradores de Mo-99/Tc-99m (2016)

  • Authors:
  • Autor USP: SAID, DAPHNE DE SOUZA - IPEN
  • Unidade: IPEN
  • Subjects: TOMOGRAFIA COMPUTADORIZADA DE EMISSÃO; ESPECTROSCOPIA DE MASSA; GAMAESPECTROMETRIA; ESTRUTURA DOS MATERIAIS; ESTUDOS DE AVALIAÇÃO; SEMICONDUTORES; ISÓTOPOS; PRODUÇÃO INDUSTRIAL; QUALIDADE DO PROCESSO; QUALIDADE DO PRODUTO
  • Language: Português
  • Abstract: 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 recuperaçãode 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
  • Imprenta:
  • Data da defesa: 17.03.2016

  • How to cite
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    • ABNT

      SAID, ^Daphne^de^Souza; MATSUDA, Margareth Mie Nakamura; OSSO JÚNIOR, João Alberto. Estudo de metodologias de controle de qualidade do Mo-99 utilizado no preparo de geradores de Mo-99/Tc-99m. 2016.Universidade de São Paulo, São Paulo, 2016.
    • APA

      Said, ^D. ^de^S., Matsuda, M. M. N., & Osso Júnior, J. A. (2016). Estudo de metodologias de controle de qualidade do Mo-99 utilizado no preparo de geradores de Mo-99/Tc-99m. Universidade de São Paulo, São Paulo.
    • NLM

      Said ^D^de^S, Matsuda MMN, Osso Júnior JA. Estudo de metodologias de controle de qualidade do Mo-99 utilizado no preparo de geradores de Mo-99/Tc-99m. 2016 ;
    • Vancouver

      Said ^D^de^S, Matsuda MMN, Osso Júnior JA. Estudo de metodologias de controle de qualidade do Mo-99 utilizado no preparo de geradores de Mo-99/Tc-99m. 2016 ;

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