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

• Main Author: Daphne de Souza Said
• Other Authors: João Alberto Osso Júnior
• Language: Portuguese
• Published: Universidade de São Paulo 2016
• Subjects: controle de qualidade; espectrometria gama; extração em fase sólida; gerador de Tc-99m; molibdênio-99; gamma spectrometry; molybdenum-99; quality control; solid phase extraction; Tc-99m generator
• Online Access: http://www.teses.usp.br/teses/disponiveis/85/85131/tde-13052016-130311/

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.