PATRICIA DE ANDRADE MARTINS

PATRICIA DE ANDRADE MARTINS

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Determinação de estanho total por ICP-OES em reagentes liofilizados
2020 - SILVA, JOSE L. da; MARTINS, PATRICIA de A.; SANTOS, JOEL M. dos; SILVA, LAERCIO da; SILVA, NATANAEL G. da; FUKUMORI, NEUZA T.O.; MATSUDA, MARGARETH M.N.
O tecnécio-99m (99mTc) é o radioisótopo mais utilizado na medicina nuclear para obtenção de imagens para diagnóstico por SPECT. Seu estado de oxidação pode variar de -1 a +7, quando reage com uma variedade de compostos na presença de Sn(II).O cloreto estanoso diidratado é o agente redutor do 99mTc mais utilizado na formulação de reagentes liofilizados(RL). A determinação quantitativa de estanho total e Sn(II) são controles importantes para o processo de fabricação a fim de garantir a qualidade durante o prazo de validade dos RL. O objetivo deste trabalho foi quantificar o Sn total nos RL MDP-TEC e MIBI-TEC (IPEN) usando ICP-OES como método alternativo ao método colorimétrico descrito nas farmacopeias. As massas quantificadas de cloreto estanoso nos RL analisados estiveram compreendidas entre 90-110 % em relação ao descrito na bula do radiofármaco. O método analítico proposto por ICP-OES mostrou-se excelente para determinação de Sn total.
Controle radionuclídico de radiofármacos de Lu-177
2020 - MARTINS, PATRICIA de A.; SANTOS, JOEL M. dos; SILVA, JOSE L. da; SILVA, LAERCIO da; FUKUMORI, NEUZA T.O.; ARAUJO, ELAINE B. de; HIROMOTO, GORO; MATSUDA, MARGARETH M.N.
O lutécio-177 (Lu-177) é um radioisótopo produzido em reator, com meia-vida física (t/) de 6,73 dias e decaimento por emissão beta de 498,3 keV e raios y energias de 208,37 keV e 112,9 keV, adequados para o tratamento de câncer de tumores neuroendócrinos e de próstata. A determinação da pureza radionuclídica de radiofármacos de lutécio-177 visa verificar se a porcentagem de radionuclídeos atendem aos critérios estabelecidos na Farmacopeia Europeia (FE). Este trabalho tem por objetivo estabelecer as condições para realizar o controle radionuclídico de DOT-IPEN-177 produzido no IPEN-CNEN/ SP. Os resultados de identificação e pureza radionuclídica de DOT-IPEN-177 encontrados foram satisfatórios pois atenderam aos critérios estabelecidos na FE.
Adequação do ensaio de distribuição biológica de TIN-TEC à farmacopeia europeia
2018 - MARTINS, P.A.; SOUSA, J.A.; ESTRELA, I.M.O.; SILVA, N.G.; FUKUMORI, N.T.O.; MATSUDA, M.M.N.
Introdução – O ensaio de biodistribuição em animais de experimentação está especificado em monografias de alguns reagentes liofilizados (RL) marcados com tecnécio-99m nas farmacopeias e em guias da Agência Internacional de Energia Atômica (AIEA) para garantir a eficácia e a qualidade do produto. Uma vez que esse ensaio esteja descrito para um determinado radiofármaco, é mister que o fabricante o execute. O estanho coloidal (99m Tc) (TIN-TEC) é empregado em linfocintilografia, cintilografia gástrica e imagem do sistema retículoendotelial. Objetivo – Este trabalho avaliou a biodistribuição do TIN-TEC em camundongos, para adequação à farmacopeia europeia, em relação ao ensaio realizado no IPEN, o qual se baseava no guia da AIEA com a utilização de ratos da linhagem Wistar. Material e Métodos – Foram analisados 6 lotes de TIN-TEC em ratos Wistar (150-250 g) e camundongos Swiss (20-25 g). O ensaio foi realizado em 3 animais de cada linhagem, para cada lote. O RL foi marcado com 370 MBq (10 mCi) em 3 mL de solução de Na99mTcO4. Após 30 minutos de reação, administrou-se na veia caudal de cada um dos animais, uma dose de 7400 – 11100 MBq (200 – 300 μCi) em 0,2 mL. Após 20 minutos de biodistribuição, os animais foram eutanasiados com dose letal de anestésico e a radioatividade do fígado, baço, pulmão e carcaça (sem a cauda) foi medida em calibrador de doses (Ci), e o cálculo de % dose retida (% D.R.) em cada um dos órgãos foi efetuado. Resultados – Os Limites de Especificação descritos para estanho coloidal (99m Tc) na Farmacopeia Europeia 9.0 são: % D.R. Fígado+baço ≥ 80% e % D.R. Pulmão ≤ 5%. Todos os resultados de % D.R. nos órgãos de estudo encontraram-se de acordo com os limites em ambas as linhagens de animais. A % D.R. de Fígado+Baço situou-se entre 84,44 – 92,90 e 91,83 – 98,29, para camundongos e ratos, respectivamente, enquanto os resultados de % D.R. no pulmão foram similares e a % D.R. carcaça apresentou-se maior em camundongos. Discussão – A realização do ensaio de biodistribuição com resultados em conformidade com os requisitos descritos em compêndios oficiais assegura a distribuição fisiológica apropriada do radiofármaco no órgão alvo em humanos. Os resultados obtidos para o TIN-TEC em camundongos dentro dos limites de aceitação da monografia da farmacopeia europeia permitiram estabelecer a adequação aos critérios farmacopeicos. Conclusões – As diferentes linhagens de animais no ensaio de biodistribuição do TIN-TEC confirmaram a eficácia e a qualidade do produto.
Produção de sup(67)Ga: perspectivas futuras
2010 - MARTINS, P.A.; SILVA, J.L.; RAMOS, M.P.S.; FUKUMORI, N.T.O.; MATSUDA, M.M.N.; LIMA, A.L.V.P.; DAMASCENO, M.O.; BENVENUTTI, R.A.; OSSO JUNIOR, J.A.
Determination of radiochemical yield in 18F-FDG preparation by thin-layer chromatography plates
2008 - MARTINS, P.A.; CERQUEIRA FILHO, A.; SILVA, J.L.; RAMOS, M.P.S.; LIMA, J.A.S.; OLIVEIRA, I.M.; MENGATTI, J.; FUKUMORI, N.T.O.; MATSUDA, M.M.N.
Multielementar determination of trace metals in radioiodine compounds by inductively coupled plasma optical emission spectrometry
2008 - OLIVEIRA, I.M.; MARTINS, P.A.; SILVA, J.L.; RAMOS, M.P.S.; MENGATTI, J.; FUKUMORI, N.T.O.; MATSUDA, M.M.N.
Controle de qualidade de ECD-Tc-99m: um estudo retrospectivo
2013 - MARTINS, P.A.; MENDONÇA, V.; SILVA, G.N.; FREIRE, A.C.; CASTANHEIRA, C.E.; BERNARDES, D.M.L.; MENGATTI, J.; FUKUMORI, N.T.O.; MATSUDA, M.M.N.
Produção de MAG-3-Tc99m no IPEN: resultados iniciais
2013 - SILVA, G.N.; MARTINS, P.A.; CASTANHEIRA, C.E.; MENGATTI, J.; FUKUMORI, N.T.O.; MATSUDA, M.M.N.
Ciprofloxacina-sup(99m)Tc: marcacao e biodistribuicao no diagnostico de infeccao
2004 - MARTINS, PATRICIA de A.
Desenvolvimento de método para separação química de gálio-67 pela técnica de difusão térmica
2012 - MARTINS, PATRICIA de A.
Radioisótopos de gálio são estudados e avaliados para aplicações médicas desde 1949. Nos últimos 50 anos 67Ga tem sido amplamente utilizado no diagnóstico de diversas patologias, incluindo lesões inflamatórias crônicas e agudas, bacterianas ou estéreis e diversos tipos de tumores. No Brasil 30% das clinicas que prestam serviços de Medicina Nuclear utilizam o Citrato de 67Ga com uma demanda de distribuição no IPEN-CNEN/SP de 37 GBq (1 Ci) por semana. O 67Ga apresenta meia-vida física de 3,26 dias (78 horas) e decai 100% por captura eletrônica para o 67Zn estável. Seu decaimento inclui a emissão 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 reação 68Zn(p, 2n)67Ga. Após a irradiação, o alvo era totalmente dissolvido em HCl concentrado e a solução percolada em resina catiônica DOWEX 50W-X8, 200-400 mesh, condicionada em HCl 10 mol L-1. Zinco, níquel e cobre eram eluídos 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 método inédito, rápido, direto e eficiente de separação química e obtenção de 67GaCl3 a partir da difusão térmica (aquecimento do alvo) aliada à extração em ácido acético concentrado. A purificação foi realizada por cromatografia de troca iônica. Realizou-se a eletrodeposição do zinco natural em placas de cobre niquelado como substrato e os depósitos de zinco obtidos foram aderentes ao substrato, levemente brilhantes e uniformes. Os alvos foram irradiados com prótons de 26 MeV e corrente integrada de 10 μA.h. Após a irradiação, os alvos foram aquecidos a 300 °C por 2 horas e colocados em contato com ácido acético concentrado por 1 hora. O rendimento médio de extração de 67Ga obtido foi de (72±10)%. Esta solução foi evaporada e o resíduo foi retomado em NH4OH 0,5 mol L-1. O 67Ga foi purificado em resina catiônica Dowex 50WX8 em meio de NH4OH. A recuperação obtida foi de (98 ± 2) %, de 67Ga. O eluido foi evaporado e retomado em HCl 0,1 mol L-1. A pureza química foi verificada por ICP-OES encontrando-se (2 ± 1) μg mL -1 de zinco. As concentrações de ferro, cobre e níquel foram inferiores ao limite de detecção do método e aos limites de utilização de 67Ga. A pureza radionuclídica foi verificada por espectroscopia-γ utilizando um detector de germânio Hiper-Puro encontrando-se valor superior a (99,9%). Este método inédito permite a obtenção de 67Ga com alta pureza química, radioquímica e radionuclídica em condições de processamento menos agressivas e corrosivas que o método comumente utilizado.