ASPECTOS DOSIMÉTRICOS DA OCORRÊNCIA DE IMPUREZAS RADIONUCLÍDICAS DE 99 Mo EM ELUATOS DE 99m Tc

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1 2005 International Nuclear Atlantic Conference - INAC 2005 Santos, SP, Brazil, August 28 to September 2, 2005 ASSOCIAÇÃO BRASILEIRA DE ENERGIA NUCLEAR - ABEN ISBN: ASPECTOS DOSIMÉTRICOS DA OCORRÊNCIA DE IMPUREZAS RADIONUCLÍDICAS DE EM ELUATOS DE B. C. S. D. Robalinho, C. E. G. R. Alves e B. M. Dantas Instituto de Radioproteção e Dosimetria - CNEN Av. Salvador Allende s/n Recreio dos Bandeirantes Rio de Janeiro - RJ robalo@ird.gov.br RESUMO Foram realizadas coletas de eluatos de em dois Serviços de Medicina Nuclear (SMN) do Rio de Janeiro, com o objetivo de avaliar a contaminação de em relação à atividade do gerador de / e ao dia da coleta ao longo da semana. A medida foi realizada nos próprios frascos de eluição utilizando um detector cintilador de NaI(Tl) 3 x3 localizado na sala do Contador de Corpo Inteiro no Laboratório de Medidas In Vivo do IRD. Para essas medidas, foram criadas três geometrias, que foram calibradas em eficiência x energia, com o uso de uma solução padrão contendo coquetel de radionuclídeos ( 139 Ce, 137 Cs, 88 Y, 65 Zn) fornecido pelo LNMRI do IRD. As amostras foram medidas determinando-se as atividades de e. Posteriormente procedeu-se ao cálculo do MBT (molybdenum break through), definido como a razão entre as atividades do e do e comparou os valores medidos com os limites estabelecidos nas Farmacopéias Americana e Européia. Baseado nos dados conclui-se que existe necessidade de incluir este tipo de controle nos Programa de Controle de Qualidade dos SMNs. 1. INTRODUÇÃO O é um produto de decaimento do e emite fótons de 140 kev, sendo utilizado atualmente em 85% dos diagnósticos em medicina nuclear realizados no Brasil. A obtenção do dá-se a partir da eluição de geradores produzidos pelo IPEN, cujas atividades variam entre 250 mci e 2000 mci. A presença de em eluatos do gerador acarreta aumento desnecessário da dose absorvida pelo paciente devido à sua emissão de partículas beta e, além disso, provoca degradação de imagem devido aos seus fótons de 740 kev. Esta preocupação com a contaminação de já é antiga [1] porém a Norma CNEN específica para a área de medicina nuclear [2] não estipula limite de impurezas nem estabelece a necessidade de realização deste controle de qualidade nas clínicas onde o é utilizado. A medida de e pode permite a a determinação do valor de MBT (molybdenum break through), definido como a razão entre as atividades do e no eluato. Este valor deve ser comparado com os limites estabelecidos internacionalmente pela USP (United States Pharmacopeia) e EP (European Pharmacopeia) [3] que são, respectivamente, e 0,15 e 1,0 µci/ mci Este controle deve ser realizado pelos Serviços de Medicina Nuclear como parte de seus Programas de Controle de Qualidade dos eluatos. Considerando-se o valor de MBT e as meia-vidas do (6,01h) e do (66h) deve-se determinar o tempo máximo de uso do

2 eluato para administração ao paciente a partir da eluição do gerador de forma a não ultrapassar os limites de impureza radionuclídica estabelecidos. 2. MATERIAIS E MÉTODOS Calibração do Detector NaI(Tl) na geometria de Medição As medidas foram realizadas no interior da sala blindada do Laboratório de Medidas In Vivo do IRD. Foi utilizado o detector cintilador de NaI(Tl) 3 x 3 contido em uma blindagem de chumbo de 3 cm acoplado aos módulos eletrônicos de amplificação e análise acoplados a um sistema computacional Canberra. O espectro gerado é analisado através do software Genie2000, que utiliza 1024 canais, permitindo a discriminação das linhas relativas ao e. A calibração, em cada uma das geometrias, foi feita utilizando uma solução padrão contendo coquetel de radionuclídeos (139Ce, 137Cs, 88Y, 65Zn) fornecido pelo LNMRI do IRD e, para obter-se uma boa estatística de contagem, o tempo de contagem para cada uma delas foi assim estabelecido: distante, 15 horas; intermediária, 2 horas e; próxima, 0,5 hora. Relaciondo a contagem com a eficiência obtida na energia de cada um destes radionuclídeos, calcula-se a atividade no instante da medida. O sistema foi calibrado em eficiência x energia para três geometrias de contagem diferentes: distante (d), intermediária (i) e próxima (p). (d) (i) (p) Figura 1. Geometrias de contagem para os frascos de eluição do utilizando detector NaI(Tl)3x Controle de qualidade da instrumentação Background. A medida de background (radiação de fundo) é feita durante 15 horas, no período noturno, com o intuito de verificar se não houve contaminação do sistema da detecção. A Figura 2 apresenta o resultado de uma série de medidas. Observa-se apenas variações estatísticas da contagem ao longo do tempo, demonstrando que o sistema não apresenta contaminação detectável nas faixas de energia de interesse

3 Figura 2. Medições de BG para controle do local de medidas Estabilidade eletrônica. Antes de cada jornada de medidas é feita a aferição do sistema eletrônico, utilizando uma fonte padrão de 137 Cs, calibrada pelo LNMRI/IRD, durante um período de 300 segundos. A Figura 3 mostra que o sistema se manteve estável durante todo o período, garantindo que os dados medidos não estão sujeitos a incertezas que não sejam as de natureza estatística inerentes ao sistema de detecção. Figura 3. Estabilidade do sistema eletrônico. 2.1 Calibração do Sistema As curvas para Eficiência x Energia obtidas foram as abaixo representadas. Podemos perceber que quanto mais longe colocamos a fonte do detector, menos varia a eficiência.

4 Figura 4. Curvas de calibração para as três geometrias acima citadas. Com estas curvas podemos fazer a relação entre a contagem para e com a eficiência nas suas energias de emissão e, com isso, calcular o valor da atividade no momento da medida. 3.2 Cálculo de MDA (menor atividade detectável) para cada geometria nas regiões de e A atividade mínima detectável depende do tempo de medição e da geometria de contagem e não precisam ser iguais ao tempo de calibração do sistema. No presente trabalho, os tempos escolhidos para as geometrias distante (d), intermediária (i) e próxima (p) são, respectivamente, 1200, 600 e 300 segundos. Tabela 1. MDA para as três geometrias Distante (d) Intermediária (i) Próxima (p) 59 Bq 661Bq 38 Bq 439 Bq 6 Bq 74 Bq 1,6 nci 17,9 nci 1,0 nci 11,9 nci 0,2 nci 2,0 nci 2.3. Medições dos eluatos de Tecnécio As determinações das atividades de e foram realizadas no Laboratório de Medidas in Vivo do IRD diretamente nos frascos de eluição coletados em dois Serviços de

5 Medicina Nuclear na cidade do Rio de Janeiro. Os frascos foram coletados de geradores de atividades distintas ao longo da semana, anotando-se a atividade do gerador, a atividade da eluição, o dia e a hora da eluição. 3. RESULTADOS E DISCUSSÕES A Tabela 2 apresenta os valores de MBT calculados na amostras de eluatos coletadas nos SMNs e medidas no Laboratório de Medidas In vivo do IRD. Os valores medidos são corrigidos para o momento da eluição do gerador para comparação com os limites internacionais. A correção baseia-se na equação do decaimento radioativo explicitando-se o tempo A 0 : A 0 = Ae ( + ln2/ T 1. t) / 2 (1) onde, A 0 é a atividade na data e hora da eluição, A é a atividade da medida, T 1/2 é a meia vida do radionuclídeo e t é o tempo entre a eluição e a medição (em horas). Baseado nos valores de atividades determinados no momento da eluição do gerador pode-se calcular o tempo de validade em que o valor de MBT do eluato encontra-se dentro dos limites de cada farmacopéia. Observa-se que nenhuma das mostras ultrapassou o limite da EP. Porém duas amostras analisadas apresentaram valores de MBT inadequados segundo a USP Tabela 2. Cálculo do MBT MBT Tempo de Validade para A (µci) injeção no Atividade Eluída (Bq) Atividade Eluída A (mci) paciente (horas) (µci) (mci) EP USP 7,0E+03 2,2E+09 0,189 60,20 0, ,7E+04 1,8E+09 2,620 47,90 0, ,6E+04 1,2E+09 1,500 31,90 0, ,1E+04 2,4E+09 1,370 65,40 0, ,0E+04 1,3E+09 0,550 33,76 0, ,9E+02 4,8E+07 0,016 1,29 0, ,5E+04 1,1E+09 2,560 30,07 0,085 23,5 5,5 8,1E+03 4,9E+07 0,218 1,31 0, ,8E+03 1,6E+07 0,103 0,42 0,245 13,5 0 3,1E+02 1,7E+10 0, ,67 < 1E-3 104,5 86,5 5,8E+03 5,1E+08 0,156 13,70 0, ,5 1,7E+03 3,8E+09 0, ,09 <1E-3 73,5 55,5 3,7E+00 2,4E+08 0,0001 6,57 0, Limite US: 0,15 µci/ mci Limite EP: 1,0 µci/ mci

6 4. CONCLUSÕES E SUGESTÕES Os resultados obtidos até o presente momento demonstram a ocorrência de em eluatos de nos SMNs participantes deste levantamento. O estudo irá prosseguir para ampliar o levantamento a um número mais significativo de SMNs buscando-se correlacionar os valores de MBT medidos com o tipo de gerador e o dia da coleta. Os resultados deste estudo fornecerão subsídios para justificar a inclusão do controle de MBT nos Programas de Qualidade dos SMNs, controle este que deverá ser feito em todas as eluições. REFERÊNCIAS [1] DW Anderson, DE Raeside, and VJ Ficken. Determination of impurity activities in fission-product generator eluate. J. Nucl. Med : [2] Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN). Requisitos de Radioproteção e Segurança para Serviços de Medicina Nuclear. Norma CNEN-NE Rio de Janeiro, RJ: CNEN, [3] FLN Marques, MRY Okamoto, CA Buchepiguel. Alguns Aspectos sobre Geradores e Radiofármacos de Tecnécio 99m e seus Controles de Qualidade. Radiol Bras 2001;34(4):