Desenvolvimento de m??todo para separa????o qu??mica de g??lio-67 pela t??cnica de difus??o t??rmica

• Autor(a) principal: MARTINS, PATRICIA de A.
• Data de Publicação: 2012
• Tipo de documento: Tese
• Título da fonte: Repositório Institucional do IPEN
• Texto Completo: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/10147
• topic: nuclear medicine; diagnostic techniques; radiopharmaceuticals; gallium 67; copper alloys; ion exchange; resins; gamma radiation; separation processes; thermal diffusion

Radiois??topos de g??lio s??o estudados e avaliados para aplica????es m??dicas desde 1949. Nos ??ltimos 50 anos 67Ga tem sido amplamente utilizado no diagn??stico de diversas patologias, incluindo les??es inflamat??rias cr??nicas e agudas, bacterianas ou est??reis e diversos tipos de tumores. No Brasil 30% das clinicas que prestam servi??os de Medicina Nuclear utilizam o Citrato de 67Ga com uma demanda de distribui????o no IPEN-CNEN/SP de 37 GBq (1 Ci) por semana. O 67Ga apresenta meia-vida f??sica de 3,26 dias (78 horas) e decai 100% por captura eletr??nica para o 67Zn est??vel. Seu decaimento inclui a emiss??o de raios γ com energias de 93,3 keV (37%), 184,6 keV (20,4%), 300,2 keV (16,6%) e 888 keV (26%). No IPEN o 67Ga era produzido a partir da rea????o 68Zn(p, 2n)67Ga. Ap??s a irradia????o, o alvo era totalmente dissolvido em HCl concentrado e a solu????o percolada em resina cati??nica DOWEX 50W-X8, 200-400 mesh, condicionada em HCl 10 mol L-1. Zinco, n??quel e cobre eram elu??dos em HCl 10 mol L-1 e o 67Ga em HCl 3,5 mol L-1. O produto final era obtido na forma de citrato de 67Ga. Este trabalho apresenta um m??todo in??dito, r??pido, direto e eficiente de separa????o qu??mica e obten????o de 67GaCl3 a partir da difus??o t??rmica (aquecimento do alvo) aliada ?? extra????o em ??cido ac??tico concentrado. A purifica????o foi realizada por cromatografia de troca i??nica. Realizou-se a eletrodeposi????o do zinco natural em placas de cobre niquelado como substrato e os dep??sitos de zinco obtidos foram aderentes ao substrato, levemente brilhantes e uniformes. Os alvos foram irradiados com pr??tons de 26 MeV e corrente integrada de 10 μA.h. Ap??s a irradia????o, os alvos foram aquecidos a 300 ??C por 2 horas e colocados em contato com ??cido ac??tico concentrado por 1 hora. O rendimento m??dio de extra????o de 67Ga obtido foi de (72??10)%. Esta solu????o foi evaporada e o res??duo foi retomado em NH4OH 0,5 mol L-1. O 67Ga foi purificado em resina cati??nica Dowex 50WX8 em meio de NH4OH. A recupera????o obtida foi de (98 ?? 2) %, de 67Ga. O eluido foi evaporado e retomado em HCl 0,1 mol L-1. A pureza qu??mica foi verificada por ICP-OES encontrando-se (2 ?? 1) μg mL -1 de zinco. As concentra????es de ferro, cobre e n??quel foram inferiores ao limite de detec????o do m??todo e aos limites de utiliza????o de 67Ga. A pureza radionucl??dica foi verificada por espectroscopia-γ utilizando um detector de germ??nio Hiper-Puro encontrando-se valor superior a (99,9%). Este m??todo in??dito permite a obten????o de 67Ga com alta pureza qu??mica, radioqu??mica e radionucl??dica em condi????es de processamento menos agressivas e corrosivas que o m??todo comumente utilizado.