Curso de OPERADORES de INSTALACIONES ...csn.ciemat.es/MDCSN/recursos/ficheros_md/1901503726...En los estudios “vivo/vitro”, basados en la medida de muestras biológicas después

Curso de OPERADORES DE INSTALACIONES RADIACTIVAS. MODULO MEDICINA NUCLEAR (IR_OP_MN) TEXTOS

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Curso de OPERADORES de INSTALACIONES RADIACTIVAS (IR).

MÓDULO MEDICINA NUCLEAR

TEXTOS


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TEMA 1.

LOS RADIONUCLEIDOS Y LA MEDICINA NUCLEAR


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Contenido

1.1. Definición de la Medicina Nuclear. ................................................................................. 4

1.3. Características ideales de un radionucleido para ser utilizado en Medicina Nuclear en

Técnicas de Imagen Planar y de SPECT. ................................................................................. 5

2. PRODUCCIÓN DE RADIONUCLEIDOS ..................................................................................... 7

2.1. El reactor nuclear ............................................................................................................ 7

2.2. El ciclotrón....................................................................................................................... 9

2.3. Generadores.................................................................................................................. 13

2.4. El generador de 99Mo/ 99mtc ...................................................................................... 17

2.5. Consideraciones teóricas: cinéticas de crecimiento y decaimiento del par

99Mo/99mTc........................................................................................................................ 19

2.6. Principio del generador cromatográfico 99Mo/99mTc ................................................ 20

2.7. Rendimiento en tecnecio. ............................................................................................. 21

2.8. Control de calidad del eluido del generador. ............................................................... 22

3. PREPARACIÓN DE RADIOFÁRMACOS ................................................................................... 24

3.1. Definiciones. .................................................................................................................. 24

3.2. Síntesis del compuesto no radiactivo (vector selectivo) .............................................. 24

3.3. Reacción del radionucleido con el compuesto no radiactivo ....................................... 24

3.4. Mecanismo de localización de los radiofármacos ........................................................ 25

3.5. Control de calidad de radiofármacos ............................................................................ 26

4. MODELOS EXPERIMENTALES Y EVALUACIÓN DE DATOS DE LA DISTRIBUCIÓN BIOLÓGICA

DE RADIOFÁRMACOS ............................................................................................................... 28


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1. INTRODUCCIÓN

1.1. Definición de la Medicina Nuclear. La Medicina Nuclear es la especialidad médica que utiliza los radionucleidos con fines diagnósticos y terapéuticos siempre que, en este último caso, no se trate de fuentes encapsuladas. WAGNER sitúa en los vértices de un triángulo, Figura 1, los tres factores fundamentales de la especialidad: EL PROBLEMA BIOMÉDICO, LA INSTRUMENTACIÓN Y LOS RADIONUCLEIDOS (radiofármacos), y en el centro del triángulo aparece EL PACIENTE como razón de ser de la misma.

Figura 1

1.2. Radiofármacos Un radiofármaco se define como cualquier producto que cuando esté preparado para su uso con finalidad terapéutica o diagnóstica contenga uno o más radionucleidos (isótopos radiactivos) (RD 1345/2007) Un radiofármaco, Figura 2, consta de dos partes bien diferenciadas: en primer lugar la molécula soporte a la que se une el radionucleido y que conocemos como “VECTOR SELECTIVO”, puesto que condiciona la ruta metabólica del radiofármaco, ya que va dirigida al órgano diana que se quiere estudiar y, por otra parte, el propio radionucleido o “VECTOR DE INFORMACIÓN”, ya que la detección de la radiación emitida permite valoraciones cualitativas y/o cuantitativas del proceso estudiado. Existen también, otro tipo de radiofármacos (compuestos de carácter iónico), en los que el radionucleido es determinante, por sí mismo, de la ruta metabólica del compuesto.


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Figura 2. Radiofármaco En los estudios “in vivo” con radionucleidos es preceptiva la administración al paciente de un radiofármaco para obtener, mediante detección externa de la radiación, la información deseada. Habrá de utilizarse un radiofármaco adecuado al tipo de estudio previsto con objeto de obtener la máxima información y, por otra parte, conseguir el periodo de semidesintegración efectivo (TE ) más conveniente para lograr la menor dosis de radiación al paciente. WAGNER estima que el periodo de semidesintegración de un radionucleido (TF) utilizado con fines diagnósticos, vendrá dado por la siguiente expresión:

TF = Ln 2 · TE

en la que TE representa el tiempo de duración del estudio.

El radionucleido, componente radiactivo del radiofármaco, será, preferiblemente, emisor γ puro y con una energía de emisión próxima a los 150 keV., energía óptima para los sistemas de detección actuales en las técnicas planares y de SPECT. 1.3. Características ideales de un radionucleido para ser utilizado en Medicina Nuclear en Técnicas de Imagen Planar y de SPECT.

Estas características se resumen en la Tabla 1.

Tabla 1: Características ideales de un radionucleido para imagen planar y SPECT

A. EMISOR GAMMA PURO.

B. ENERGIA GAMMA ADECUADA A LOS SISTEMAS DE DETECCION.

C. PERIODO DE SEMIDESINTEGRACION (Tf) ACORDE CON EL ESTUDIO A EFECTUAR.

D. FACIL DE UNIRSE A MOLECULAS.

La Tomografía por Emisión de Positrones (PET) requiere cámaras específicas para la detección de fotones de 511 keV originados en la reacción de aniquilación. La Figura 3 sintetiza la situación actual de los estudios de imagen con radionucleidos.


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Figura 3. Estudios de imagen con radionucleidos

Tabla 2: Características ideales de un radionucleido emisor de positrones para imagen PET En los estudios “vivo/vitro”, basados en la medida de muestras biológicas después de haber administrado al paciente un radiofármaco, no es tan crítico que los límites de la emisión energética del radionucleido sean tan estrechos como en el caso de las técnicas de imagen, si bien hay que considerar la pérdida de sensibilidad en la detección con el aumento de la energía de emisión. Para los estudios “in vitro” no se precisa la administración de un radiofármaco al paciente y solamente se exige el procesamiento de muestras biológicas.

Los procedimientos terapéuticos con radionucleidos se realizan con emisores β- y α generalmente de energías elevadas.

1.1. Características ideales de un radionucleido para terapia metabólica. Las características ideales que debe poseer un isótopo para terapia metabólica son:

- Alta afinidad por el tejido tumoral. - Alta tasa de transferencia de energía. - Escasa/nula inclusión en tejidos sanos circundantes (poca profundidad de

penetración) y a distancia. - Nula redistribución. - Emisión gamma que permita realización de imágenes de control/confirmación del

depósito del radionucleido.

A. EMISOR DE POSITRONES PURO

B. PERIODO DE SEMIDESINTEGRACIÓN QUE PERMITA SU TRANSPORTE

C. FACILIDAD PARA EL MARCAJE DE MOLÉCULAS.

D. ADECUADA INCLUSIÓN EN LAS VÍAS METABÓLICAS

E. BAJA ENERGÍA DE EMISIÓN DE POSITRONES


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La forma en la que un radionucleido se desintegra buscando su estabilidad depende, fundamentalmente, de la relación N/P (Neutrones/Protones) de su núcleo. Relaciones N/P muy elevadas condicionan desintegraciones que originan radionucleidos emisores α y β- que no son las radiaciones más deseables para la realización de estudios “in vivo”. Los radionucleidos NATURALES configuran este apartado. Los radionucleidos ARTIFICIALES utilizados en Medicina Nuclear se obtienen sometiendo nucleidos estables al bombardeo de partículas fuertemente energéticas ya sean en aceleradores o en el reactor nuclear. Podemos distinguir cuatro modos de producción de radionucleidos. Tabla 2.

2. PRODUCCIÓN DE RADIONUCLEIDOS 2.1. El reactor nuclear Reacciones nucleares con neutrones Los neutrones son muy eficaces en la producción de radionucleidos debido a que no poseen carga eléctrica y, por tanto, no experimentan la repulsión del núcleo. Las energías de los neutrones producidos en los reactores nucleares son muy variables; en la Tabla 3 aparece una clasificación de los neutrones según su velocidad y energía. En la producción de radionucleidos en el reactor nuclear han de considerarse: la reacción nuclear, el “blanco”, las condiciones de irradiación y el tratamiento químico del blanco irradiado.

Tabla 3. Clasificación de los neutrones según su energía

DENOMINACION ENERGIA (eV) VELOCIDAD (cm/s)

FRÍOS 0.005 9.66·104

TÉRMICOS 0.025 2.2·105

EPITÉRMICOS 1 1.38·106

LENTOS 102 1.38·107

INTERMEDIOS 104 1.38·108

RÁPIDOS 106 1.38·109

ULTRARRÁPIDOS 108 1.28·1010


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La producción de radionucleidos se realiza fundamentalmente mediante las siguientes reacciones nucleares:

• Reacción (n,γ)

• Reacción (n,γ) seguida de decaimiento.

• Reacción (n,p) o (n,α)

• Reacción (n,fisión) Elección del”blanco” En la elección del "blanco" han de considerarse diversos criterios. El primero de ellos está relacionado con la misma naturaleza del radionucleido obtenido. Su producción ha de ser muy selectiva para evitar posibles nucleidos parásitos incompatibles con los estudios "in vivo". Por ello, el elemento "blanco" se somete a un enriquecimiento del isótopo útil. El Cromo natural que no contiene nada más que un 4.3% de 50Cr se enriquece hasta un 80 o 90% antes de someterlo a la reacción nuclear en el reactor. Así mismo, es de gran importancia la pureza química. Tanto los productos utilizados en la preparación del "blanco" como los del tratamiento químico posterior a la irradiación serán de una gran pureza. Finalmente hemos de considerar la estabilidad química. Los "blancos" no sufrirán

descomposición alguna en el reactor, ya sea por efecto térmico o por acción de la radiación γ. Habitualmente son metálicos o están constituidos por los óxidos o carbonatos correspondientes. Fisión nuclear En la fisión nuclear un núcleo se escinde por la acción de neutrones térmicos en dos nuevos núcleos diferentes de él. Si consideramos un núcleo de número másico A y número atómico Z, podemos suponer que se fisiona produciendo dos núcleos iguales (A/2, Z/2), pero tales que la suma de sus masas es menor que la del núcleo original. La pérdida de masa se transforma en energía pudiendo alcanzar valores muy elevados. El isótopo 235U, que se encuentra en el uranio natural, es una mezcla de tres isótopos con números de masa 234, 235 y 238 y cuyas abundancias isotópicas son del 0.006 %, 0.714 % y 99.28 %, respectivamente. Si los dos nucleidos producidos en la fisión son radiactivos, se desintegrarán por una serie de emisiones ß- sucesivas hasta llegar a los correspondientes nucleidos estables. Una representación esquemática de la fisión nuclear del 235U aparece en la Figura 4.

+

⟩

2,

22,

2),(

ZAM

ZAMZAM


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Por cada fisión del 235U, además de los productos de fisión, quedan en libertad de 2 a 3 neutrones y una gran cantidad de energía que aparece en forma de radiación y calor. 2.2. El ciclotrón La construcción de aceleradores surge de la necesidad de obtener en el laboratorio partículas que posean dirección, intensidad y energía controlables, ya que muchos de los conocimientos de Física Nuclear han surgido de experimentos en los cuales el núcleo se ha bombardeado con partículas de alta energía. Así, han aparecido aparatos como el ciclotrón, betatrón, generador de Van der Graff, aceleradores lineales, etc. El término acelerador de partículas se generaliza para incluir dispositivos que, por sí mismos, sólo pueden proporcionar grandes diferencias de potencial pero que, cuando se combinan con un tubo de iones apropiado, los acelera, dotándolos de altas energías. Los iones positivos más comúnmente utilizados en experimentación nuclear son los protones, deuterones y núcleos de

helio (partícula α). Aún antes del descubrimiento del neutrón en 1932, COCKROFT y WALTON diseñaron el primer acelerador de partículas cargadas para estudiar la estructura nuclear. Un grupo importante de aceleradores lo constituyen aquellos en los que las partículas cargadas siguen trayectorias circulares, recibiendo en cada vuelta una energía adicional acumulativa.

92 p

144 n

n

Neutrón lento

92

Protones

143

Neutrones

235U Núcleo

intermedio

n

236

n n

143Ba

56p

92n

β-

57p

91n

143La

β-

60p

88n

143Nd

Núcleo estable

58p

90n

143Ce

β- γ

1.4d

59p

89n

143Pr

β-

13d

36p

54n

90Kr

β-

0.5min

37p

53n

90Rb

β-

80s

38p

52n

90Sr

β-

25a

39p

51n

90Y

β-

60h

40p

50n

90Zr

Núcleo

estable

Figura 4. Representación esquemática de la fisión nuclear del 235U


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Aunque la energía recibida en cada revolución puede ser relativamente pequeña, después de un número suficiente de revoluciones, la partícula habría alcanzado una gran velocidad. Cuando se le ha dotado de la energía deseada, sale del dispositivo y se utiliza en la experiencia nuclear. A este tipo pertenecen en CICLOTRON y el BETATRON. El ciclotrón, acelerador fundamental en la producción de radionucleidos, es un dispositivo ideado por LAWRENCE y LIVIGSTON (1931) para producir partículas de alta energía sin utilizar previamente ninguna alta tensión. Está constituido esencialmente por dos cámaras metálicas planas semicirculares denominadas "DES" por su semejanza con la letra D. Estas "DES" están situadas dentro de un cilindro metálico entre los polos de un electroimán, de tal forma que el campo magnético es perpendicular a la base del cilindro y paralelo al eje. Las Figuras 5 y 6 muestran una representación esquemática del ciclotrón.

Figura 5. Representación esquemática de la sección de un ciclotrón.

Las "DES" están aisladas una de otra en una cámara de vacío. Se conectan a un oscilador de alta frecuencia que crea un campo eléctrico entre ellas y hace cambiar el signo de la tensión unas 107 veces por segundo. Para producir iones se coloca entre las "DES" un filamento que, al

“Des”

Pieza polar

superior

Pieza polar

inferior

Bobinas de excitación

Figura 6. Esquema de la planta de un ciclotrón.


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ponerse incandescente, emite electrones. Estos electrones se hacen incidir sobre un gas, colocado previamente en la cámara de vacío, disociando e ionizando sus moléculas y dando

lugar a protones, deuterones o partículas α. Cuando una partícula cargada sale de la fuente, es acelerada dentro de las "DES" en una u otra dirección por acción del campo eléctrico establecido por el oscilador. Dentro de las "DES" el campo eléctrico es pequeño, debido a que está concentrado principalmente a través del entrehierro y la partícula cargada recorre una trayectoria circular a velocidad constante bajo la influencia del campo magnético. La frecuencia del oscilador y la intensidad del campo magnético se regulan de tal modo que, cuando la partícula cargada alcanza otra vez el entrehierro, el campo eléctrico se ha invertido, comunicando a la partícula una nueva aceleración. Así, la partícula cargada recorre una nueva trayectoria de radio mayor, por acción del campo magnético, pero llega al entrehierro después de transcurrir el mismo intervalo de tiempo, sufriendo una nueva aceleración, puesto que el campo eléctrico ha vuelto a cambiar de signo. Este proceso se repite gran número de veces hasta que la partícula recorre una trayectoria próxima a la periferia de las "DES". Las partículas se conducen finalmente al lugar donde se realizará la reacción nuclear. La energía alcanzada por las partículas es de varios MeV en cada revolución.

• Radionucleidos producidos en el ciclotrón En el ciclotrón pueden obtenerse numerosos nucleidos de indudable utilidad en Medicina Nuclear.

Podemos distinguir dos categorías:

Emisores ß+ 11C, 13N, 15O, 18F, 75Br y 76Br con breves periodos de desintegración.

Emisores γ: 67Ga, 111In, 123I, 201Tl que con períodos de semidesintegración más largos se producen en instalaciones extrahospitalarias para ser distribuidos posteriormente.

El 67Ga se obtiene comercialmente mediante la reacción 68Zn(p,2n)67Ga. Se utiliza como “blanco” el 68Zn isotópicamente enriquecido sobre una base de cobre. En este proceso el “blanco” es interno. El blanco es bombardeado con un haz de protones de 26 Mev durante 10 a 20 horas, dando lugar a varios curios de 67Ga. La formación de 123I puede lograrse mediante diversas reacciones nucleares. Todas ellas presentan una serie de inconvenientes que se traducen en el elevado costo del producto: bajo rendimiento, muy baja pureza radioquímica o altos requerimientos energéticos.

La reacción 127I(p,5n)123Xe →123I produce grandes cantidades de, relativamente puro, 123I, con variables pero generalmente bajos porcentajes de 125I como impureza radionucleídica. Esta reacción se verifica con protones de 60 a 70 MeV y ciclotrones que puedan llegar a estas energías no son muchos y además son de costo muy elevado.


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Un buen compromiso es la reacción 124Te(p,2n)123I, habitualmente usada para producir 123I. Se utiliza como blanco externo 124Te isotópicamente enriquecido siendo bombardeado con protones de 20 a 25 MeV durante varias horas con una producción de 100 a 200 mCi por hora. La principal impureza es un 4 ó 5 % de 124I. El 18F es uno de los radionucleidos emisores de positrones de periodo de semidesintegración relativamente corto (110 m) que se obtiene utilizando blancos externos en forma gaseosa. Otros radionucleidos, también emisores de positrones y con periodos de semidesintegración breves y que se obtienen de forma similar son el 11C, 13N y 15O. La reacción nuclear más útil para la producción de 18F es la 18O (p,n) 8F ya que presenta numerosas ventajas tales como un buen rendimiento y fácil separación del H2

18O, además de conseguir un 18F de elevada actividad específica. El “blanco” está constituido por H2

18O que se sitúa en un contenedor de aluminio. En la Tabla 4 aparecen algunos radionucleidos obtenidos en el CICLOTRON. Algunas reacciones nucleares empleadas para la obtención de los isótopos emisores de positrones más utilizados en PET son: (Tabla 5) Tabla 5. Reacciones nucleares obtención isótopos emisores de positrones 11C 13N 15O 18F

Reacciones Nucleares

14N(p,a)11C 16O(p,a)13N 14N(d,n)15O 18O(p,n)18F

10B(d,n)11C 13C(p,n)13N 15N(p,n)15O 20Ne(d,a)18F

11B(d,2n)11C 12C(d,n)13N 16O(a,pn)18F

11B(p,n)11C 19F(p,pn)18F

12C(p,pn)11C

Tabla 4. Algunos radionucleidos producidos en ciclotrón.

Radionucleido Reacción nuclear

123I

124Xe (p,2n)

123I

67Ga

68Zn (p,2n)

67Ga

111In

111Cd (p,n)

111In

201Tl

203Tl

201Pb

(p,3n)

→CE→

201Pb

201Tl

15 O

14N (d,n)

15 O

13N

10B (p,γ)

13N

11C

14N (p,γ)

11C

18F

16O (3H,n)

18F


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Las posibilidades de obtener cada uno son muy variables, pero deben tenerse en cuenta tres condicionantes:

1. la partícula acelerada necesaria para producir la reacción (p, n, ). 2. La Energía mínima necesaria a la que dicha partícula debe incidir sobre el blanco

para que la reacción tenga lugar. 3. Disponibilidad del material blanco.

Esto determina que las reacciones nucleares utilizadas en ciclotrones de uso hospitalario se reduzcan. 2.3. Generadores Determinados radionucleidos originan, por su desintegración, otro nucleido también radiactivo. A este segundo radionucleido se le da el nombre de hijo, así como al primero el de padre, y decimos que, entre los dos, existe una relación genética. Un generador puede definirse como cualquier sistema que incorpore un radionucleido (padre) que, en su desintegración origine otro radionucleido (hijo) que se utilizará como parte integrante de un radiofármaco. Después de la separación comenzará a generarse nuevos átomos de radionucleido hijo, Permaneciendo en el generador hasta una nueva separación.

• Técnicas de separación del radionucleido hijo Se han desarrollado diversos procedimientos para separar el hijo del padre, tales como precipitación, destilación, sublimación, extracción líquido-lquido y la cromatografía en columna (intercambio iónico). Extracción líquido-líquido La extracción líquido-líquido se basa en las diferentes solubilidades en dos solventes, uno de ellos, generalmente, solvente orgánico y el otro agua, de los derivados orgánicos y/o minerales de los nucleidos padre e hijo.

Esta técnica es muy selectiva aunque presenta cierto tipo de inconvenientes, como son:

• manipulación de solventes orgánicos,

• necesidad de evaporación de los solventes y recuperación, del radionucleido en un tampón,

• producción de residuos líquidos,

• manipulaciones complejas en recintos blindados,

• Método no desarrollado para el medio hospitalario. Esta técnica de purificación del radionucleido hijo debe realizarse en el lugar de producción, lo que exige un periodo de semidesintegración del radionucleido hijo lo suficientemente largo por problemas logísticos de distribución hospitalaria.


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Intercambio iónico (cromatografía en columna)

Es el procedimiento universalmente aceptado, para separar el radionucleido hijo, por su menor complejidad, elevados rendimientos de elución y posibilidad de incorporación en un sistema cerrado.

• Características ideales de un generador Las características ideales de un generador aparecen en la Tabla 6.

Tabla 6. Características ideales de un generador.

1. Eluido estéril y apirógeno.

2. Eluyentes salinos (compatibles con la administración en humanos y la preparación de radiofármacos).

3. Condiciones químicas no violentas.

4. Almacenamiento a temperatura ambiente y atmósfera normal.

5. Radionucleido hijo emisor gamma puro, adecuado periodo de semidesintegración y emisión óptima para los sistemas de detección.

6. Eficacia de separación elevada. Ausencia de radionucleido padre en el eluido.

7. Periodo de semidesintegración del padre suficientemente corto para facilitar la regeneración del hijo y suficientemente largo para que el generador tenga una duración adecuada.

8. Propiedades químicas del radionucleido hijo que permitan la preparación de radiofármacos por medio de kits.

9. De la desintegración del radionucleido hijo se derivan nucleidos estables o radionucleidos de periodo de semidesintegración muy largo.

10. Protección del sistema padre-hijo no complicada.

11. Procedimiento de separación sin gran intervención del operador, evitando exposiciones innecesarias a la radiación.

12. Sistemas fácilmente recargables.

En la Tabla 7 figura una relación de generadores de radionucleidos

Tabla 7. Sistemas generadores.

Padre / hijo T1/2 Gamma emisión

(KeV) Padre Hijo

Rb81/Kr81m 4.58 h 13.3 s 191

Mo99/Tc99m 67 h 6.03 h 141

Sn113/In113m 115.1 d 1.66 h 392

Cd115/In115m 53.4 h 4.5 h 336

W178/Ta178m 21.5 d 9.3 m 93

Os191/Ir191m 15.4 d 4.9 s 129

Hg195m/Au195m 40 h 30.6 s 262

Fe52/Mn52m 8.28 h 21 m 511-1424


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Zn62/Cu62 9.13 h 9.7 m 511-1173

Ge68/Ga68 287 d 68.3 m 511-1080

Sr82/Rb82 25 d 76 s 511-780

Te118/Sb118 6 d 3.5 m 511-1230

Xe122/I122 20.1 h 3.6 m 511-564

Sr90/Y90 28 y 64.2 h (beta)

W188/Re188 69.4 d 16.98 h 155 (+ beta)

Ra224/Bi212 3.6 d 60.5 m (alfa)

Generador cromatográfico Los generadores basados en el intercambio iónico se conocen como SISTEMAS O GENERADORES CROMATOGRÁFICOS y el proceso de separación del radionucleido hijo recibe el nombre de ELUCIÓN. El material intercambiador/adsorbente se dispone en una columna cromatográfica de vidrio entre discos de vidrio poroso que permitan el paso del eluyente. La elución se realiza pasando el eluyente a través de la columna en la que se encuentra adsorbido el radionucleido padre, dando lugar a la separación del radionucleido hijo sin actuar sobre el padre. La Figura 7 representa el esquema de un generador cromatográfico.

Eluyente

Esferas de vidrio

Lana de vidrio

Material adsorbente

Disco de vidrio

Eluido

Figura 7. Esquema de un generador cromatográfico


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Las ventajas de este procedimiento cromatográfico son, entre otras, las siguientes:

• gran selectividad en la separación padre-hijo

• el radionucleido es obtenido como producto inyectable

• facilidad de utilización

• el método es fácilmente realizable en medio hospitalario Los inconvenientes de la técnica son de entidad menor:

• necesidad de disponer de padre con elevada actividad específica para minimizar el tamaño de la columna

• riesgo de radiolisis del soporte fundamentalmente cuando el padre tiene un periodo largo y/o una emisión o muy energética.

Rendimiento de elución: es el porcentaje de radionucleido hijo en el interior del generador que es separado durante el proceso de elución. La contaminación que podemos encontrar en un generador cromatográfico es la siguiente:

• Radionucleídica: trazas de otros radionucleidos en el eluido. Estas impurezas contribuyen al aumento de la tasa de radiación del paciente. La naturaleza de las mismas viene determinada por la vía de producción del radionucleido padre.

• Química y biológica: impurezas químicas procedentes del material cromatográfico o del propio eluyente, efecto negativo en el procesamiento posterior del radionucleido hijo.

• Radioquímica: fracción de la radiactividad total que no se encuentra en la forma química deseada.

Existen dos tipos de generadores cromatográficos: generadores de presión positiva y generadores de presión negativa. En ambos casos el radionucleido padre está dentro de la columna del generador, resguardada por una protección de plomo. A los dos se les adapta un terminal con filtro de 0.22micras para asegurar la esterilidad del eluido y atrapar cualquier partícula que pudiera escapar de la columna.

1. Generador de presión negativa (Figura 9): el vacío existente en el vial de elución actúa sobre el eluyente del reservorio a través de la columna cromatográfica, dando lugar a la separación del radionucleido hijo.

Si en lugar del reservorio se conecta un vial conteniendo un determinado volumen de eluyente, el proceso se realizará de idéntica forma pero la situación final de la columna cromatográfica será distinta; en el primer caso quedará humidificada por el eluyente (GENERADOR DE COLUMNA HÚMEDA), pero en la segunda de las posibilidades, la columna quedará seca al final de la elución (GENERADOR DE COLUMNA SECA). 2. Generador de presión positiva (Figura 8): el vial de elución está a la presión

atmosférica y el vial con el volumen deseado de eluyente y con presión positiva es conectado a la entrada de la columna del generador.

La mayoría de los generadores son de presión negativa en sus variantes de columna húmeda o seca.


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En ciertas ocasiones puede producirse una fisura o canalización de la columna que condiciona bajos rendimientos de elución, ya que el eluyente no atraviesa la columna de forma homogénea y la separación del radionucleido hijo es muy deficiente.

Fig. 8. Generador de presión positiva Fig. 9. Generador de presión negativa 2.4. El generador de 99Mo/ 99mtc En 1937 EMILIO SEGRE y CARLO PERRIER, estudiando la radiactividad de una placa de Molibdeno, perteneciente a un deflector sustituido del ciclotrón de Berkeley (UCLA) y que les había facilitado LAWRENCE, descubren el elemento 43 del Sistema Periódico de los elementos, el TECNECIO, situado entre el Manganeso y el Renio. La hipótesis de trabajo fue la siguiente: tratándose del elemento 42 (Mo), sería posible encontrar isótopos del elemento 43 que se hubieran formado por las reacciones (d,n) o por

(n,γ) seguida de decaimiento ß-.

1. (d,n):

2. (n,γ):

El Tecnecio descubierto por SEGRE y PERRIER estaba constituido por una mezcla de los radioisótopos metaestables 95mTc y 97mTc con periodos de semidesintegración de 61 y 91 días respectivamente. En 1938 SEGRE vuelve a Berkeley y junto con GLENN T. SEABORG estudia isomería nuclear y logran aislar el 99Tc (T1/2 = 21.400 años) y el isómero metaestable 99mTc con seis horas de periodo de semidesintegración. Advirtieron en seguida que el 99mTc era un producto de la desintegración del 99Mo y del

estudio de sus emisiones ß- y γ encontraron que tenía una intensa transición isomérica.

[ ] nYCHX AZn

AZ

AZ

10

11

21

21 +→→+ +

+++

νhXnX AZ

AZ +→+ +11

0−+

++ +→ βYX A

ZA

Z11

1


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Más tarde SEGRE y WU detectan Tc entre los productos de fisión del Uranio. BRONIEWSKI realiza un estudio sobre la sistemática de los núcleos concluyendo que no existen isótopos estables del elemento Tecnecio. En la Tabla 8 aparecen los isótopos conocidos del Tecnecio, todos ellos radiactivos.

Tabla 8. Isótopos del Tecnecio

ISÓTOPO T1/2 EMISIÓN ISÓTOPO T1/2 EMISIÓN

90mTc 5 s β-, γ 99mTc 6.0 h γ, β-

90Tc 7.9 s β-, γ 99Tc 2.1·105 a β-, γ

91Tc 3.3 s β-, γ 100Tc 15.8 s β-, γ

92Tc 3.14 m β-, γ 101Tc 14.2 m β-, γ

93mTc 43.5 m ε+, γ 102mTc 4.3 m β-, γ

93Tc 2.7 h ε, β+, γ 102Tc 4.3 m β-, γ

94mTc 53 m β+, γ 103Tc 5.3 s β-, γ

94Tc 4.9 h ε, β+, γ 104Tc 18.2 m β-, γ

95mTc 60 d ε, β+, γ 105Tc 7.6 s β-, γ

95Tc 20 h ε+, γ 106Tc 35.8 s β-, γ

96mTc 52 m ε+, γ 107Tc 21 s β-, γ

96Tc 4.3 d ε+, γ 108Tc 5.0 s β-, γ

97mTc 91 d γ 109Tc 1.4 s β-

97Tc 2.6·106 a β-, γ 110Tc 0.83 s β-, γ

98Tc 4.2·106 a β-, γ

A finales de 1950, en el Brookhaven National Laboratory (BNL), MARGARET GREENE y WALTER TUCKER desarrollan un generador de 99mTc a partir de Molibdeno (99Mo), dentro del programa de desarrollo de isótopos. La primera comunicación sugiriendo el uso del 99mTc como trazador médico fue presentada por POWELL RICHARDS (BNL) durante el 7th International Electronic and Nuclear Symposium celebrado en Roma en junio de 1960. El extraordinario crecimiento y las amplias posibilidades diagnósticas de la Medicina Nuclear se deben fundamentalmente, a las excelentes propiedades radiofísicas y radioquímicas del 99mTc y a la concepción y desarrollo del generador 99Mo/99mTc.En la Tabla 9 se reflejan las características ideales de un radionucleido para su utilización en estudios "in vivo" con técnicas de imagen PLANAR o SPECT, junto a las específicas del 99mTc.


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Tabla 9. Los radioisótopos en la Medicina Nuclear. Imagen Planar y Spect.

CARACTERÍSTICAS IDEALES DEL RADIONUCLEIDO

CARACTERÍSTICAS DEL 99mTc

Emisión gamma puro Emisión gamma puro (Prácticamente)

Adecuado período de semidesintegración 6 horas Energía gamma compatible con los

sistemas de detección (∼150 keV)

140 keV

Facilidad de marcaje con diferentes compuesto

Metal de transición con diversos estados de valencia y múltiples posibilidades de formar complejos

2.5. Consideraciones teóricas: cinéticas de crecimiento y decaimiento del par 99Mo/99mTc El 99mTc se origina por desintegración del 99Mo, obtenido éste último por reacción (n, fisión)

del 235U o por la reacción nuclear 98Mo(n,γ)99Mo. La secuencia de formación del 99mTc y del 99Tc a partir del 99Mo aparece en la Figura 10.

99Mo (66.02 h)

99Ru

(Estable)

99mTc (6.02 h)

99Tc (2.1·105 a)

β- β-

(12.5 %)

β-

(87.5 %)

β-

(9·10-5 %)

IT

Figura 10. Formación del 99mTc y del 99Tc a partir del 99Mo.


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La Figura 11 refleja la variación de la radiactividad de la pareja 99Mo/99mTc en función del tiempo. 2.6. Principio del generador cromatográfico 99Mo/99mTc Con anterioridad al desarrollo del generador cromatográfico, el 99mTc era extraído con metiletilcetona a partir de una solución de molibdato sódico (99Mo) en NaOH al 20%. Actualmente y de forma generalizada, la separación del 99mTc de su padre el 99Mo se realiza mediante un procedimiento cromatográfico aplicable al generador de columna sólida. Un generador consta de una columna de cristal o plástico que se carga con alúmina (Al2O3). El anión molibdato 99MoO4

2- es fijado por la alúmina en medio ácido y en estas condiciones de pH, el 99MoO4

2- da lugar a oligómeros, tales como el heptamolibdato Mo70246-, o a

heteropolímeros como Al(Mo6O24)9-, especies que se unen, de forma irreversible, a la superficie de la alúmina Figura 12.

Figura 11. Evolución de la radioactividad de la par eja 99Mo/99mTc.

0,2

0,4

0,6

0,8

1,0

0 20 40 60 80

Tiempo (h)

log.

Act

ivid

ad99Mo

99mTc

tmax tequilibrio

Esferas de vidrio

Suero fisiológico

Lana de vidrio

Alúmina (Al2O3)

Filtro

99mTcO4-

Figura 12. Esquema de un generador cromatográfico de 99Mo/99mTc.


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El 99mTc se eluye del 99Mo mediante una solución acuosa estéril de NaCl al 0.9%. Inmediatamente después de la elución comienza el crecimiento del 99mTc en la columna por desintegración del 99Mo. Puede realizarse una nueva elución cuando se haya alcanzado el equilibrio (22.9 horas) o antes, si fuera necesario, si bien el rendimiento no sería el máximo y dependería del tiempo transcurrido entre la elución previa y la actual. El 99Mo en la columna 99MoO4

2- tiene una carga 2- y el 99mTc existente en la columna, formado a partir del 99Mo se encuentra en forma de 99mTcO4

-, con una carga iónica del 1-. La interacción con la resina puede expresarse del siguiente modo: Puesto que la unión del 99Mo a la resina es más fuerte que la del 99mTc, la elución con suero fisiológico remueve la débil unión del 99mTcO4

- permaneciendo fijado el 99Mo en la alúmina de la columna. 2.7. Rendimiento en tecnecio. La actividad de 99mTc obtenida en la elución de un generador se sitúa entre el 85 y el 95% de su valor teórico. La concentración de la actividad de 99mTc en el eluido aumenta inicialmente, alcanza un máximo y finalmente decrece con el aumento de volumen del eluido. Figura 13. En el momento de cargar el generador con 99Mo, la actividad de 99mTc, (A99mTc)0 habrá decaído a valores inferiores al 1% en 24 horas y no habrá porque tenerla en consideración al

499

499

224

99 TcORRMoORRMoO m+→→+ ++−

Figura 13. Relación decrecimiento-crecimiento de un generador 99Mo-99mTc.

1

10

100

0 1 2 3 4 5 6 7 8

Tiempo (días)

Act

ivid

ad (

mC

i)

99Mo (66 h)99mTc (6 h)


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calcular el 99mTc obtenido al día siguiente. Sin embargo, si el tiempo transcurrido entre dos eluciones sucesivas es solamente de algunas horas, la contribución de (A99mTc)0 habrá que tenerla presente. Si la elución del generador se realiza cada 24 horas, se habrá alcanzado un equilibrio transitorio entre el 99Mo y el 99mTc. El 99Mo (12.8%) y el 99mTc, decaen a 99Tc y en consecuencia, los dos isótopos del Tc se encontrarán en el eluido de un generador como consecuencia de sus periodos de semidesintegración, la fracción de 99mTc en el eluido va decreciendo y aumentando la correspondiente al 99Tc a medida que transcurre el tiempo post elución. También habrá una participación importante de 99Tc cuando se espacia el tiempo entre eluciones. Puesto que el 99Tc y el 99mTc compiten en un procedimiento químico de marcaje, la eficacia de éste puede verse afectada ya que los “kits” comerciales contienen pequeñas cantidades de agente reductor (generalmente Sn2+). Esta situación puede ser crítica si se utiliza “eluídos de fin de semana” (más de 24 horas sin eluir el generador). En determinadas preparaciones de radiofármacos, se especifica el contenido máximo admisible en 99Tc lo que condiciona tiempo máximo de utilización de un eluido y el tiempo transcurrido entre dos eluciones. 2.8. Control de calidad del eluido del generador. Puesto que el eluido del generador, bien directamente o tras un procesamiento adecuado, se utiliza en humanos, es necesario realizar una serie de controles del eluido antes de su utilización. PUREZA RADIONUCLEIDICA El 99Mo que pudiera existir en el eluido procede de pequeñas cantidades del mismo arrastradas en el proceso de elución. Esta impureza aumenta la dosis de radiación al paciente y disminuye la calidad de la imagen. La máxima actividad de 99Mo que permite la

Nuclear Regulatory Commision (NRC) y la US PHARMACOPEA (USP) es de 0.15 µCi de 99Mo/mCi de 99mTc (1.5 Bq/10KBq) por dosis administrada en el momento de su administración. La REAL FARMACOPEA ESPAÑOLA establece el límite en 0.1% de 99Mo con relación a la

utilización total de 99mTc (1 µCi de 99Mo/1mCi de 99mTc). La contaminación de 99Mo se determina por detección de los fotones de 740 KeV y 780 KeV en un activímetro o en un detector de centelleo NaI(Tl), conectado a un analizador multicanal.


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En el activímetro, el vial que contiene el eluido se introduce, para su medida, en un contenedor de Pb que tiene unos 6 mm de espesor con objeto de frenar los fotones de 140 KeV del 99mTc y detectar, solamente, los fotones del 99Mo de 740 y 780 KeV. Si el 99Mo de un generador procede de la fisión nuclear, pueden aparecer radionucleidos contaminantes tales como 131I, 132Te, 103Ru, 99Zr, 124Sb, 134Cs y 86Rb, que los encontraríamos, posteriormente, en el eluido. La USP XXVIII establece los límites para estos radionucleidos. Los diferentes ensayos de pureza radionucleídica son efectuados sistemáticamente por el productor de generadores. PUREZA QUIMICA El eluido puede estar contaminado por iones Al3+. Esta posible contaminación del eluido procede de la naturaleza del lecho de la columna del generador: Al2O3. La existencia de Al3+ en el eluido interfiere la preparación de 99mTc sulfuro coloidal. El "buffer" de fosfato en las preparaciones coloidales tiende a precipitar con exceso de Al. También se ha comprobado la interferencia del Al en el marcaje de hematíes, dando lugar a la aglutinación de los mismos.

El límite permitido por la USP XXVIII es de 10 µg Al/mL99mTc procedente de 99Mo de fisión. El Al puede detectarse colorimétricamente utilizando ácido auríntricarboxílico cuantificando la cantidad de Al existente por comparación con soluciones estándar de Al. Los Kits comerciales para efectuar este ensayo disponen del tiras con un agente acomplejante que adquieren intensidades de color variables en función del contenido en Al del eluido del 99mTc, color que es comparado con el correspondiente al de la tira que

contiene una concentración conocida (15 µg/mL) de Al. Si la intensidad de color fuera superior a la del estándar, se desecharía el eluido de 99mTc. PUREZA RADIOQUIMICA El 99mTc en el eluido ha de estar en la forma de 99mTcO4

- y cualquier otra forma química del 99mTc es considerada como impureza radioquímica. El límite de impurezas radioquímicas los establece la USP en no más del 5%. La detección de estas impurezas, así como las existentes después de la preparación de un radiofármaco se determinan por diferentes procedimientos tales como la cromatografía en papel, cromatografía en capa fina (TLC), cromatografía gel, extracción en fase sólida, extracción en fase líquida, HPLC, electroforesis, etc. PH El pH del eluido se situará entre 4.5 y 7.5 siendo 5.5 el pH habitual obtenido en eluídos de diferentes generadores.


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3. PREPARACIÓN DE RADIOFÁRMACOS 3.1. Definiciones. EQUIPO REACTIVO. Cualquier preparado industrial que deben combinarse con el radionucleido para obtener el radiofármaco final. PRECURSOR. Todo radionucleido producido industrialmente para el marcado radiactivo de otras sustancias antes de su administración. MARCAJE. Proceso mediante el cual un radionucleido se une a un determinado ligante para formar el radiofármacos final. RADIOFÁRMACO TECNECIADO. Aquel radiofármaco que incluye en su estructura el isótopo radiactivo 99mTc. En la preparación de un radiofármaco cabe distinguir tres procesos fundamentales:

� Producción de radionucleido (vector de información, v.i.) � Síntesis des compuesto no radiactivo (vector selectivo, v.s.) � Proceso de formación del radiofármaco, es decir, reacción del radionucleido

con el compuesto no radiactivo. Ya se hizo referencia, anteriormente, a la obtención de radionucleidos que, recordaremos, podía lograrse mediante un procedimiento primario (Reactores y Ciclotrones) o bien de forma indirecta o procedimiento secundario a través de los generadores de radionucleidos. 3.2. Síntesis del compuesto no radiactivo (vector selectivo) El segundo paso en la preparación de radiofármacos lo constituye la síntesis orgánica o inorgánica del compuesto no radiactivo (v.s.). La síntesis puede ser más o menos compleja y dependiendo del estudio clínico a realizar el v.s. puede actuar como “transportador” del radionucleido al órgano o tejido “blanco” o al reaccionar con el radionucleido constituir un complejo con propiedades químicas y biológicas diferentes. En cualquier caso el v.s. debe reunir una serie de requisitos:

1) Posibilidad de formulación tipo “kit” 2) Constituir una molécula capaz de experimentar modificaciones químicas y/o

sustituciones. 3) Máxima estabilidad “in vivo” del producto final a menos que se requiera una

biotransformación para lograr el mayor tiempo posible de permanencia o un rápido tránsito a través del órgano “blanco”.

4) Poder estabilizar cualquiera de los estados de oxidación más bajos del Tc en solución acuosa para la preparación de radiofármacos de este radionucleido.

5) Posibilidad de ser radiomarcado por simple reacción de intercambio en la fase final de la preparación de radiofármacos del yodo.

Habrá que tener en cuenta cundo se sintetiza un compuesto no radiactivo la utilización del producto final en reacción con su comportamiento biológico. 3.3. Reacción del radionucleido con el compuesto no radiactivo


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La tercera y última etapa en la preparación de radiofármacos consiste en la reacción de un radionucleido (v.i.) y un compuesto no radiactivo (v.s). Este último paso puede consistir, por ejemplo, en la adición de 99mTcO4

- a un vial que contiene el v.s.; también en una reacción de intercambio entre I- radiactivo y no radiactivo en una molécula; reacciones de sustitución en un compuesto orgánico o síntesis directas de radiofármacos emisores de positrones. 3.4. Mecanismo de localización de los radiofármacos

1. Transporte activo. Implica la utilización, en el paso al interior de la célula, de vías metabólicas normales que precisan consumo de energía. Ejemplo: captación tiroidea de yodo, captación miocárdica de talio-201…

2. Fagocitosis: es la capacidad de atropamiento de partículas coloidales que poseen algunas células del organismo, las pertenecientes al sistema reticular fagocítico. Ejemplo: captación de radiocoloides por las células de Küpffer hepáticas.

3. Bloqueo capilar: este mecanismo hace referencia a la producción intencionada de una microembolización del lecho capilar por partículas biodegradables. Ejemplo: los macroagregados de albúmina humana, cuyas partículas tienen un diámetro comprendido entre los 10 y 90 μm, ocasionan una obstrucción transitoria y limitada de los capilares pulmonares (diámetro 7μm) cuando son inyectados en una vena periférica. En la realización de una gammagrafía de perfusión pulmonar deben de utilizarse entre 200000 y 700000 partículas con objeto de conseguir una distribución suficientemente homogénea. Con este rango, se bloquea 1 de cada 1000 capilares pulmonares, y se mantiene un margen de seguridad elevado.

4. Secuestro celular. Es el mecanismo que actúa en el caso de los pequeños volúmenes (menor de 10 mL), de hematíes antólogos marcados con pertecnetato y desnaturalizados mediante calor que se utilizan para obtener gammagrafías esplénicas sin interferencia hepática. Los eritrocitos labilizados son rápidamente atrapados y destruidos en los sinusoides del bazo, siempre que la función del órgano sea normal.

5. Intercambio y difusión simple. Es el mecanismo en el que el radiofármaco difunde a través de la membrana celular y/o se une a alguno de sus componentes, Ejemplo. La fijación del 18FNa a nivel óseo, por intercambio con los iones hidroxilo en la superficie de los cristales de hidroxiapatita.

6. Localización compartimental. Capacidad de algunos radiofármacos de permanecer de forma duradera en un compartimento orgánico sin difusión exterior significativa. Ejemplo: gases nobles utilizados para gammagrafía de ventilación pulmonar, hematíes como marcadores del pool vascular.

7. Quimioabsorción. Este mecanismo explica la avidez de los compuestos fosfatados marcados con 99mTc por los cristales de hidroxiapatita de la fase mineral ósea, con incorporación a su vía metabólica.

8. Reacción antígeno-anticuerpo: se basa en la unión de anticuerpos monoclonales marcados y altamente purificados a los determinantes antigénicos de la superficie de la célula tumoral contra los que se han desarrollado. Ejemplo: 111In.antiCEA para la localización de tumores colorectales.


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9. Unión a receptores: mecanismo por el cual radiofármacos de ciertas características son capaces de unirse a receptores celulares específicos tal como ocurre con la 123IMIBG (unión a receptores adrenérgicos).

3.5. Control de calidad de radiofármacos En la Unidad de Radiofarmacia se preparan radiofármacos por adición del radionucleido apropiado al vial que contiene el reactivo correspondiente. Este proceso da lugar a la formación de un compuesto químico (radiofármaco) y por tanto habrá que realizar los adecuados controles para comprobar la idoneidad del producto final. De una forma general distinguiremos dos tipos de controles de calidad: BIOLÓGICOS Y FISICOQUÍMICOS.

• Controles biológicos

Dentro de este apartado consideraremos los test de ESTERILIDAD, APIROGENICIDAD, TOXICIDAD Y BIODISTRIBUCIÓN. ESTERILIDAD La esterilidad se entiende como la ausencia de microorganismos viables en el radiofármaco. Se utilizan dos métodos para la realización del test: Cultivo de colonias y Radioespirometría. APIROGENICIDAD Los pirógenos son polisacáridos o proteínas producidas por el metabolismo de microorganismos o residuos de membranas celulares. Los ensayos habitualmente utilizados son: Test de la Farmacopea americana (USP) y el Test de Limulus Amebocito Lisado (LAL). TOXICIDAD Los radiofármacos no ofrecen respuesta farmacológica debido a que solamente contienen trazas del compuesto químico utilizado como agente quelante del radionucleido con el que se realiza la unión. BIODISTRIBUCIÓN Este ensayo asegura la distribución “in vivo” del radiofármaco y es realizado por el fabricante del “kit frío” utilizando animales de experimentación.

• Test fisicoquímicos Estos test incluyen: APARIENCIA FÍSICA, TAMAÑO DE PARTÍCULA, pH, PUREZA RADIONUCLEÍDICA Y PUREZA RADIOQUÍMICA APARIENCIA FÍSICA Comprobación visual del radiofármaco antes de su administración.


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TAMAÑO DE PARTÍCULA El tamaño de partícula de los coloides se determina mediante un ultra microscopio y el de los agregados con un microscopio de luz. pH Control del pH del radiofármaco mediante papel de pH.

• Pureza radionucleídica Se define como la fracción de radiactividad total correspondiente al radionucleido constitutivo del radiofármaco y que se encuentra presente en el mismo. En la unidad de Radiofarmacia se investiga por ejemplo, la presencia de 99Mo en el eluido del generador 99Mo/99mTc. La presencia de radionucleidos no deseados puede detectarse y cuantificarse por espectrometría mediante un analizador multicanal conectado a un detector con cristal de NaI (Tl) o semiconductor Ge(Li).

• Pureza radioquímica

La pureza radioquímica de un radiofármaco es la fracción de radiactividad total en la forma química deseada. La preparación diaria de radiofármacos exige el control de la pureza radioquímica con el fin de detectar posible impureza que afectarían a los resultados de los estudios efectuados. Las impurezas radioquímicas que pueden encontrarse en radiofármacos de 99mTc son las siguientes:

� 99mTcO4-. 99mTc libre como 99mTcO4

- que no ha sido reducido por el Sn (II) o bien por reoxidación del 99mTcO4

- reducido. � R-Tc. Tecnecio reducido hidrolizado que incluye el coloide de Sn-99mTc insoluble y

el 99mTcO2. � 99mTc ligado. El compuesto de 99mTc que se desea obtener.

Se recomienda siempre una pureza radioquímica superior al 90% si bien este valor dependería del tipo de estudio a realizar. La pureza radioquímica se determina, entre otros procedimientos, mediante cromatografía líquida, planar o en columna. En la cromatografía planar la fase estacionaria puede ser papel o una capa fina de absorbente sobre el soporte adecuado. En la Unidad de Radiofarmacia la técnica más utilizada es la cromatografía planar, mientras que la cromatografía en columna se reserva para procedimientos de investigación.


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La cromatografía líquida de alta presión (HPLC) se utiliza, preferentemente, para la separación de componentes de una muestra con relación estructural muy estrecha (isómeros). 4. MODELOS EXPERIMENTALES Y EVALUACIÓN DE DATOS DE LA DISTRIBUCIÓN BIOLÓGICA

DE RADIOFÁRMACOS

Sintetizado un radiofármaco y definida su estructura química son preceptivos una serie de estudios en animales de experimentación con objeto de: 1. Conocer la realización del radiofármaco. 2. Cuantificar la distribución del compuesto marcado en los diferentes órganos

/estructuras del animal. También se puede programar la determinación de las curvas de desaparición del radiofármaco en sangre y plasma a diferentes intervalos de tiempo, así como la excreción urinaria. Para determinar la distribución de una sustancia marcada en un sistema biológico se llevarán a cabo las siguientes etapas:

1. Administrar una dosis conocida del radiofármaco al animal seleccionado para realizar el estudio.

2. Reservar una muestra del compuesto para obtener las imágenes convenientes en

el equipo de detección adecuado con objeto de conocer la distribución del radiofármaco.

3. Obtención de muestras (sangre/orina).

4. Sacrificio del animal y separación de órganos y tejidos para cuantificar la

radiactividad posteriormente.

5. Transformar todas las muestras en un estado físico uniforme para su posterior contaje, lo que permitirá establecer comparaciones bajo idéntica geometría de contaje.

6. Determinar el porcentaje de la dosis original en cada muestra por comparación con

los standard preparados. Los tejidos separados de un animal sacrificado deben ser reducidos a un estado uniforme para su posterior contaje. La razón de preparar muestras uniformes para la medida de la radiactividad obedece a mantener la geometría de contaje que permita el obtener conclusiones adecuadas.


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La correcta preparación de las muestras pasa por el tratamiento de los tejidos con agentes oxidantes en combinación con ácidos concentrados que permitan convertirlos en muestras líquidas de composición uniforme. La digestión con ácido nítrico concentrado es un método satisfactorio excepto cuando el tejido va acompañado de gran cantidad de grasa en cuyo caso puede utilizarse alcohol isoamílico para la extracción de la misma a partir de la mezcla de digestión con ácido nítrico. Ciertas muestras no requieren tratamiento previo antes de proceder al contaje de la radiactividad como por ejemplo sangre, orina y otro tipo de líquidos. Tal vez se requiere una simple dilución a un determinado volumen antes de proceder al contaje. El referirse al porcentaje de la dosis administrada por gramo de tejido evita la variación causada por diferencias en la dosis administrada.

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