RADIOFAMACIA INTRODUÇÃO

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Introdução 
Nesta aula serão abordados os principais conhecimentos de um campo profissional muito amplo para você, futuro
farmacêutico. Aqui você tomará conhecimento de como produzir radiofármacos; os principais radioisótopos utilizados na
radiofarmácia e sua origem. 
A maioria dos conhecimentos necessários ao entendimento deste tema (radiofarmácia) já foi abordado neste curso. 
Aconselha-se a você revisar as aulas sobre: Radioimunoensaios, Proteção radiológica, Interação das Radiações com a
Matéria e Instrumentação da Medicina Nuclear. 
 O que é a Radiofarmácia? 
 
Radiofarmácia é o ramo da ciência que estuda os aspectos químicos, farmacológicos, bioquímicos e fisiológicos 
que se relacionam com o desenvolvimento de substâncias marcadas usadas: 
1. no tratamento de enfermidades (terapia) e 
2. como traçadores radioativos em diagnóstico clínico (in vitro e in vivo). 
O que é um Radiofármaco? 
 
 Radiofármaco é toda substância que por sua forma farmacêutica, quantidade e qualidade de radiação, pode ser
utilizada no diagnóstico e tratamento de enfermidades dos seres vivos. O radiofámaco possui dois componentes: 1°)
o radionuclídeo e acoplado 2°) a uma estrutura bioquímica. 
No desenvolvimento de um radiofármaco é necessário ter em mente as seguintes questões: 
 
? Sua finalidade: diagnóstica ou terapêutica? 
 
? A disponibilidade dos reagentes químicos: primários e secundários (p.ex.reagentes necessários na sua 
radiomarcação), 
 
? A disponibilidade do radioisótopo e sua exeqüibilidade (adequada meia vida, tipo e energia da radiação),
 
? Custos envolvidos na marcação radioativa (custos dos reagentes, da infra-estrutura necessária para a 
marcação: capelas especiais), 
 
? Afinidade do radioisótopo pela molécula marcada, 
 
? Afinidade do radiofármaco pelo tecido alvo. 
 
Os radiofármacos usados em diagnósticos devem atender as seguintes características: 
 
? Ter capacidade de se concentrar o mais especificamente possível no tecido alvo, 
 
? Emitir radiações penetrantes capazes de atravessar o corpo e interagir com o detector, 
? Produzir a menor dose possível ao paciente (veja esse tema em Proteção radiológica, 
 
? Permitir repetição de exames em tempos curtos (Essa qualidade constitui uma das vantagens da cintilografia 
radioisotópica em relação a metodologia da ressonância magnética) 
Na diagnose médica, geralmente, são preferidos os radiofármacos marcados com radioisótopos que tenham as seguintes 
características: 
 
emissores 
gama-puros 
Que sejam de baixa energia (entre 100 a 250keV, p.ex. 99mTc) pois o sensor dos equipamentos 
(detector) é mais eficiente para essas radiações;
 
emissores de 
pósitrons 
p.ex. 18F, 11C. Os mapeadores médicos mais eficientes, como por exemplo, o PET (Positron Emitter 
Tomography) usam a emissão simultânea e diametralmente oposta da radiação de 511 keV da
aniquilação de um posítron e um négatron.
 
T1/2 EFETIVA* A T1/2 EFETIVA deve ser curta para proporcionar menor dose ao paciente, a equipe que realiza o
exame e a equipe que dá apoio ao paciente: enfermeiros, médicos e parentes do paciente que
necessitam se manter nas proximidades do mesmo. 
 * meia vida que leva em conta o decaimento radioativo e a eliminação biológica. 
Os radiofármacos usados em terapia devem atender as seguintes características: 
? Ter capacidade de se concentrar o mais especificamente possível no tecido alvo para que as células do tecido 
alvo sofram o maior impacto (dano) possível da ação da radiação, 
 
? Transferir ao tecido alvo (tumor, tireóide) alta taxa de dose de radiação para destruir o tecido, 
 
? Não prejudicar os tecidos sadios adjacentes, 
No diagnostico médico, geralmente, são preferidos os radiofármacos marcados com radioisótopos que tenham as 
seguintes características: 
 
Emissores 
α ou β 
de energia elevada, preferencialmente E > 1000keV 
 
T1/2 
 
A meia vida dependerá de vários fatores dentre eles a cinética de concentração no tecido alvo.
Deve haver uma compatibilidade entre o tempo necessário para o radiofármaco se concentrar no
tecido alvo (tumor) e a meia vida efetiva do radiofármaco (tempo de absorção e eliminação). 
Na aula sobre a origem dos radioisótopos e física das radiações você aprendeu sobre como os radioisótopos são 
produzidos. Lá foi mostrada uma tabela de nuclídeos onde foi evidenciado que os nuclídeos estáveis estavam concentrados
numa região central, ladeado, acima e abaixo, por isótopos radioativos. Os elementos radioativos mantêm uma relação 
exagerada entre o número de prótons e nêutrons. Se a razão nêutrons/prótons for maior daquela da faixa dos isótopos
estáveis (excesso de nêutrons), o radioisótopo emitirá partículas α ou β. Ao contrário, se a razão nêutrons/prótons for 
menor daquela da faixa dos isótopos estáveis (falta de nêutrons) o radioisótopo emitirá partículas β+ ou promove a captura 
eletrônica para transformar um próton em um nêutron. 
 
Os radioisótopos artificiais que apresentam razão n/p alta são produzidos em reatores de fissão como o do IPEN, pois 
esses reatores geram nêutrons e quando estes são absorvidos pelos isótopos não radioativos aumentam a razão n/p. 
Já os radioisótopos artificiais que apresentam razão n/p baixa são produzidos em aceleradores de partículas, como por 
exemplo, o ciclotron. Os aceleradores de partículas são capazes de fornecer energia cinética (dezenas de MeV) às
partículas, como os prótons, fazendo-os se chocarem violentamente com alvos de isótopos (p.ex.) não radioativos. 
Quando essas partículas (prótons) são absorvidas pelos núcleos elas aumentam o número de prótons no núcleo diminuindo
assim, a razão n/p. 
A fissão nuclear é um fenômeno da quebra do núcleo de átomos pesados em dois fragmentos de massa 
aproximadamente iguais quando os mesmos são bombardeados por nêutrons. 
Como já mencionado em aulas passadas, a fissão nuclear corresponde a um colapso de um núcleo pesado em dois
fragmentos de massa aproximadamente iguais. Quando um elemento físsil é inserido no caroço de reator, absorvem 
nêutrons e sofrem a fissão. Elementos pesados capazes de fissionar com relativa facilidade são 235U, 239Pu, 237Np, 233U, 
232Th, e muitos outros que têm números atômicos maior que 92. A fissão de elementos pesados também pode ser induzida
em um ciclotron por meio de irradiação com partículas carregadas com alta energia, mas a probabilidade de fissão depende
do isótopo e da energia da partícula acelerada. Nuclídeos produzidos por meio da fissão pode variar em número atômico Z 
de 28 até 65. Os isótopos produzidos pela fissão são separados por procedimentos químicos apropriados que envolvem
precipitação, extração com solventes, troca iônica, cromatografia, e destilação. 
Os radionuclídeos de fissão normalmente são praticamente livres de carreador* e apresentam atividade específica
alta (razão radioatividade/massa). 
* livre de carreador significa que na amostra contendo o radioisótopo específico não existe a presença de outros
isótopos. 
Os elementos brutos contidos numa amostra de fissão é complexo contendo vários radioisótopos e portanto a
purificação se torna freqüentemente um problema sério no isolamento de um determinado radionuclideo desejado; então,
são necessários métodos meticulosos de purificação para remover os contaminantes. Os produtos de fissão normalmente 
são ricos em nêutrons e geralmente decaem pela emissão de partículas �-. 
Dentre os radioisótopos de origem na fissão os de maior interesse no campo da radiofarmácia são: 131I, 99Mo, 133Xe, e 
57Co os quais podem ser produzidos pela fissão de 235U. 
 
 
 
Alguns representantes dos elementos de fissão do 235U por nêutrons térmicos é mostrado abaixo: 
92
235U + 01n→53131I + 39102Y + 3 01n
 →4299I + 50135Sn + 2 01n
 →46117Pd + 46117Pd + 2 01n 
 →54133Xe + 38101Sr+ 2 01n 
 →55137Cs + 3797Rb + 2 01n
 →62155Sm + 3078Zn + 3 01n
 →62156Sm + 3077Zn + 3 01n
Relembrando que muitas outras combinações de elementos de fissão são também produzidas. 
A obtenção de radionuclídeos diretamente da queima do combustível nuclear (que poderia ser chamado de "lixo
nuclear") é complexa devido aos altos níveis de radiação presentes. Para isto é necessário células de processamento
especiais que envolve custo muito elevado. Além do mais, há todo um processo de inibição internacional para esta
atividade, pois dominar a tecnologia do reprocessamento implica em disponibilizar ao país uma forma eficiente de obter 
239Pu que é um dos elementos físseis usado para construir bombas atômicas. Como os cinco países (Estados Unidos,
Rússia, França, Inglaterra e China) são os principais fornecedores de combustível nuclear aos reatores de potência (e de 
pesquisa) eles condicionam a venda do material à devolução do "lixo nuclear" e geralmente estabelecem, em contrato, o
compromisso de que o país importador NÃO REPROCESSE o combustível nuclear. Dai, esta forma de produção de
radioisótopos, na prática, é reservada à somente alguns países. 
Técnica da Ativação por Nêutrons. 
Uma outra técnica de obtenção de radioisótopos em reatores de fissão é por meio da reação de captura de nêutrons,
esquematizada como: (n, γ) e representada abaixo 
 
Vários radionuclídeos de interesse são assim obtidos, por exemplo: 131Te (que decai em 131I pela emissão de partícula 
�-), 99Mo, 197Hg, 59Fe, 51Cr, e muitos outros. 
A tabela a seguir mostra os principais radionuclídeos utilizados na Radiofarmácia. 
 
A seguir serão descritos alguns dos mais importantes radionuclídeos produzidos em reatores de 
fissão. 
 
Iodo-131 - (13153I) 
O 13153I foi descoberto por Glenn T. Seaborg e John Livingood na Universidade da California
(Berkeley) em 1930. 
Características das radiações do 131I. 
N° Atômico= 53 N° Massa= 131 N° Nêutrons=78 T1/2= 8.04d 
EMISSÕES 
131mXe 
BETAS RENDIMENTO (%) ENERGIA (keV) 
 1 
 2 
 3 
 4 
 5 
6 
 2.120000 
 0.627000 
 7.360000 
 89.300003 
 0.393000 
 0.069000 
247.9 
303.9 
333.8 
606.3 
806.9 
629.7 
131I 
ELÉTRONS RENDIMENTO (%) ENERGIA (keV) 
 1 
 2 
 3 
 4 
 5 
6 
7 
8 
4.9501
0.5911
3.5346
0.4634
0.1176
0.2481
1.5421
0.2443 
3.43
24.6
45.622
74.73
79.041
249.74
329.92
359.03 
GAMAS OU RX RENDIMENTO (%) ENERGIA (keV) 
 1° 
 2° 
 3° 
 4° 
 5° 
 6° 
 7° 
 8° 
 9° 
 10° 
 11° 
 12° 
 13° 
 14° 
0.55
1.3468
2.4987
0.8883
2.6182
0.2648
6.0521
0.2507
81.164
0.3605
7.2605
0.2195
1.8025
0.2304 
4.1
29.5
29.8
33.6
80.2
177.2
284.3
325.8
364.5
503.0
637.0
642.7
722.9
329.4 
Como se observa o fóton gama mais significativo é o 364,5keV (~81%). Este nível de energia NÃO é favorável para a 
instrumentação de imageamento na Medicina Nuclear (~100 a 300keV). Também, sua meia vida (~8dias) e por ser um 
emissor beta o 131I NÃO é favorável ao seu uso pois o mesmo é eliminado fisicamente do corpo em vários dias. 
 
Aplicações Clínicas do 131I. 
O 131I é aplicado tanto para fins diagnósticos como terapêuticos. 
Fins Diagnósticos ? Estudo da glândula tireóide 
 
Imagem frontal da tireóide onde o nódulo direito é mais captante. 
(Dose de corpo inteiro ⇒ 121,6 mGy/GBq e na tireóide 350000 
mGy/GBq) 
 
? Estudo da glândula adrenal utilizando-se o 131I-MIBG 
(metoiodobenzilguanidina) 
 
 ? Imageamento de neuroblastomas utilizando o 131I-MIBG 
 
? Soro albumina marcada com 131I (RISA) na determinação da volemia. (Dose 
de corpo inteiro ⇒ 432,4 mGy/GBq) 
 
 
? Imageamento do fígado com rosa bengala [131I-
(tetraiodotracorofluoresceína)]. (Dose de corpo inteiro ⇒ 78,4 mGy/GBq) 
 
 ? Imageamento da glâdula adrenal por meio do radiotraçador 131I-(19-iodocolesterol) 
 Observações: As três últimas aplicações praticamente não são mais utilizadas sendo substituídas por moléculas 
marcadas com 99mTc em virtude deste radioisótopo apresentar dosimetria mais favorável ao paciente e ter energia de 
emissão gama mais adequada à instrumentação moderna da Medicina Nuclear. 
Fins Terapêuticos ? No tratamento de metástases de tecido tireoidiano localizados no corpo (fora da glândula 
tiróide). O 131I sendo um beta-emissor é um potente agente terapêutico capaz de destruir 
tecidos que captam iodo. 
Esta aplicação é a que apresenta os melhores resultados no campo oncológico a terapia deste 
tipo de câncer. 
 
 ? No tratamento da síndrome de Graves (hipertireoidismo). Neste tratamento é fornecido ao 
paciente até 370 MBq (10 mCi) de Na131I via oral. 
 No tratamento da doença de Plummer (multi nódulos) causando aumento da glândula da 
tireóide. 
 
Cintilografia mostrando multinóduloas (doença de Plummer) 
 ? Na terapia de neuroblastomas utilizando o 
131I-MIBG (metoiodobenzilguanidina) no 
tratamento de crianças. 
Observações Finais sobre a Aplicação do 131I em Cintilografias: 
Para fins de diagnóstico (imageamento cintilográfico) preferencialmente deve-se utilizar o 123I no lugar do 131I pois este 
último impõe ao paciente maior nível de dose. Por esta razão a partir de 1978 nos Estados Unidos é proibido o uso do 131I 
para fins de diagnóstico in vivo nos exames da tireóide. 
Tecnécio-99m (99m43Tc) 
O 99mTc é produzido bombardeando-se o 98Mo (mobilidênio) com neutrons em reator de fissão. Como resultado é 
obtido o 99Mo que decay com meia vida física de 66 horas para o 99mTc num estado metaestável. O 99mTc no metaestável 
não decai imediatamente mas permanece neste estado com meia física de seis horas emitindo um fóton gama de 140,5 keV. 
A figura abaixo mostra o esquema de decaimento do 99mTc. 
 
Portanto, no laboratório de Medicina Nuclear o 99mTc está disponível por meio de gerador contendo 0 99Mo. Este é 
eluído numa coluna de troca iônica que retém o 99Mo e elui o 99mTc formado. No jargão desses laboratórios o gerador é 
comumente chamado de "vaquinha de tecnécio". 
A tabela abaixo mostra as propriedades de desiontegração do 99mTc 
N° Atômico= 43 N° Massa= 99 N° Nêutrons=56 T1/2= 6,02h 
EMISSÕES 
ELÉTRONS RENDIMENTO (%) ENERGIA (keV) 
 1° 
 2° 
 3° 
 4° 
 5° 
 6° 
 7° 
 8° 
 9° 
74.546
24.584
10.268
2.0788
8.7928
0.6134
1.0607
0.1905
0.23 
1.626
2.102
2.17
15.5
119.46
121.59
137.47
139.59
139.96 
GAMAS OU RX RENDIMENTO (%) ENERGIA (keV) 
1° 
2° 
3° 
4° 
5° 
6° 
0.4838
2.1021
4.0194
1.2059
89.07
0.0214 
2.42
18.251
18.367
20.6
140.5099
142.63 
Como se observa o fóton gama mais significativo é o 140,5keV (~89%). Este nível de energia é favorável para a 
instrumentação de imageamento na Medicina Nuclear (~100 a 300keV). Também, sua meia vida (~6horas) é favorável ao 
seu uso pois o mesmo é eliminado fisicamente do corpo em algumas horas. 
 
Exemplo de um gerador de 99mTc (produzido pelo IPEN-CNEN/SP, à esquerda) 
O 99mTc é praticamente o marcador mais utilizado na medicina nuclear atualmente. A instrumentação da Medicina 
Nuclear denominado SPECT (Single Photon Emitter Computed Tomography) é a instrumentação mais disponível no 
mercado de cintilografias. O 99mTc é um radiotraçador por excelência para este tipo de instrumentação. 
Aplicações Clínicas do 99mTc 
Atualmente, cerca de 90% dos exames realizados em Medicina Nuclear utiliza o 99mTc como traçador. 
Está disponível no mercado nacional vários kits para serem marcados com 99mTc. Abaixo se relaciona vários kits 
disponíveis e fornecidos pelo IPEN incluindo-se uma breve descrição de seu uso. 
99mTc - DTPA (Dose de corpo inteiro ⇒ 4,3 mGy/GBq) 
· Cada frasco contém sob forma liofilizada, estéril e apirógena: Ácido Dietilenotriaminopentacético: 10 mg; SnCl2.2H2O: 1 
mg; Ácido p-Aminobenzóico: 2,0mg, 
· Produto reconstituídocom Na99mTcO4, se apresenta na forma de solução límpida, incolor, estéril e apirógena, 
· Utilizado em cintilografia renal e cerebral. 
 
99mTc - DMSA 
· Cada frasco contém sob forma liofilizada, estéril e apirógena: Ácido Dimercaptosuccínico: 1 mg; SnCl2.2H2O: 0,41 mg, 
· Produto reconstituído com Na99mTcO4, se apresenta na forma de solução límpida, incolor, estéril e apirógena, 
· Utilizado em cintilografia renal. 
 
99mTc - GHA 
· Cada frasco contém sob forma liofilizada, estéril e apirógena: Glucoheptonato de Cálcio: 100 mg; Ascorbato Estanoso: 
2mg, 
· Produto reconstituído com Na99mTcO4, se apresenta na forma de solução límpida, incolor, estéril e apirógena, 
· Utilizado em cintilografia renal e cerebral. 
99mTc - DISIDA (Dose de corpo inteiro ⇒ 4,3 mGy/GBq) 
· Cada frasco contém sob forma liofilizada, estéril e apirógena: Ácido Diisopropiliminodiacético: 20 mg; SnCl2.2H2O: 0,5 
mg, 
· Produto reconstituído com Na99mTcO4, se apresenta na forma de solução límpida, incolor, estéril e apirógena, 
· Utilizado em cintilografia hepato-biliar. 
 
99mTc - MDP (Dose de corpo inteiro ⇒ 1,9 mGy/GBq) 
· Cada frasco contém sob forma liofilizada, estéril e apirógena: Ácido Metilenodifosfônico: 5 mg; SnCl2.2H2O: 1,0 mg, 
· Produto reconstituído com Na99mTcO4, se apresenta na forma de solução límpida, incolor, estéril e apirógena, 
· Utilizado em cintilografia óssea. 
 
99mTc - Pirofosfato de Sódio 
· Cada frasco contém sob forma liofilizada, estéril e apirógena: Pirofosfato de Sódio (Na2P2O7.10H2O): 10 mg; 
SnCl2.2H2O: 2,0 mg, 
· Produto reconstituído com Na99mTcO4, se apresenta na forma de solução límpida, incolor, estéril e apirógena, 
· Utilizado em cintilografia óssea, no diagnóstico do infarto agudo do miocárdio e na marcação de hemácias "in 
vivo". 
 
99mTc - SAH 
· Cada frasco contém sob forma liofilizada, estéril e apirógena: Soro Albumina Humano: 10 mg; SnCl2.2H2O: 0,04 mg, 
· Produto reconstituído com Na99mTcO4, se apresenta na forma de solução límpida, opalescente, injetável e apirógena, 
· Utilizado em estudos circulatórios e na cintilografia de placenta. 
 
99mTc - DEXTRAN - 500 
· Cada frasco contém sob forma liofilizada, estéril e apirógena: DEXTRAN-500: 100 mg; SnCl2.2H2O: 1,5 mg, 
· Produto reconstituído com Na99mTcO4, se apresenta na forma de solução coloidal, estéril e apirógena, 
· Utilizado no estudo do sistema linfático. 
99mTc - DEXTRAN - 70 
· Cada frasco contém sob forma liofilizada, estéril e apirógena: DEXTRAN-70: 50 mg; SnCl2.2H2O: 0,75 mg, 
· Produto reconstituído com Na99mTcO4, se apresenta na forma de solução coloidal, estéril e apirógena, 
· Utilizado no estudo do sistema linfático. 
 
99mTc - Sn col. 
· Cada frasco contém sob forma liofilizada, estéril e apirógena: Fluoreto de Sódio: 1 mg; Fluoreto de Estanho: 0,125 mg; 
PVP-40: 0,5 mg, 
· Produto reconstituído com Na99mTcO4, se apresenta na forma de solução coloidal, estéril e apirógena, 
· Utilizado em cintilografia hepato-esplênica. 
 
99mTc - MAA 
· Cada frasco contém sob forma liofilizada, estéril e apirógena: Soro Albumina Humana Desnaturada: 2,2 mg; SnCl2.2H2O: 
22 µg; Glicose: 18,7 mg; Ácido Ascórbico: 4,6 mg; Acetado de Sódio: 22 mg; NaCl: 45,0 mg, 
· Produto reconstituído com Na99mTcO4, se apresenta na forma de solução opalescente, estéril e apirógena, 
· Utilizado em cintilografia pulmonar. 
 
99mTc - ECD 
· Um frasco contém sob forma liofilizada, estéril e apirógena: Etilenodicisteina Dietil éster (ECD): 1,0 mg; EDTA: 0,36 
mg; Manitol: 24 mg; SnCl2.2H2O: 0,41 mg; outro frasco contém: tampão Fosfato 0,02 Mol/L com pH 7,0 - 8,0: 1,5 mL, 
· Produto reconstituído com Na99mTcO4, se apresenta na forma de solução límpida, incolor, estéril e apirógena, 
· Utilizado no estudo de perfusão cerebral. 
 
99mTc - Fitato 
· Cada frasco contém sob forma liofilizada, estéril e apirógena: Fitato de Sódio:20 mg; SnCl2.2H2O:1 mg, 
· Produto reconstituído com Na99mTcO4, se apresenta na forma de solução límpida, opalescente, estéril e apirógena, 
· Utilizado em cintilografia hepática. 
99mTc-Sestamibi 
Além desses produtos deve-se considerar um outro mas de grande aplicação clínica: o 99mTc-Sestamibi, um complexo 
monoionico que tem a capacidade de se acumular no miocardio. após a administração intravenosa do Sestamibi o clearance 
sanguíneo do 99mTc-Sestamibi é rápido (t½ de alguns minutos) tanto em estresse como em repouso. 
A captação pelo miocardio é proporcional ao fluxo regional do miocardio. Em estado de stresse físico (esteira) 
aproximadamente 1,4% da dose injetada é captada pelo miocardio e cerca de 1% no repouso. Neste tipo de exame é 
injetado no paciente aproximadamente 740 MBq (20 mCi). Dose deste nível é injetada duas vezes no paciente: 1a vez no 
teste em estresse e 2a no repouso. (Dose de corpo inteiro ⇒ 4,6 mGy/GBq) 
A seguir, é mostrado um estudo usando o SPECT e o 99mTc-Sestamibi 
 
Imagens obtidas nos eixos transversal, coronal e sagital do coração obtida com 99mTc-Sestamibi e com a técnica G-SPECT 
(SPECT gatilhado, i.e., só registra imagem na sístole ou diástole). 
Em um ciclotron, partículas carregadas como: 
? prótons (11H), 
? trício (13H), 
? dêuterons (12H ou d), 
? partículas24α, 
? 23He 
 
 
e assim sucessivamente podem ser aceleradas, num trajeto circular e em vácuo, dentro de duas peças com o formato de "D" 
opostos, pela ação de campos eletromagnéticos extremamente elevados e concatenados. Essas partículas aceleradas acabam 
adquirindo vários kiloelectron volts (keV) ou vários bilhões de elétrons volts (BeV) de energia. A energia de aceleração 
depende do tipo do ciclotron e de seu projeto. No final do processo de aceleração, as partículas carregadas escapam do 
sistema de aceleração e se chocam com um alvo contendo um isótopo selecionado, produzindo uma reação nuclear. Por 
exemplo, se a partícula acelerada é um próton e o alvo é um isótopo ZAX ocorrerá uma reação nuclear do tipo: 
Z
AX+11p → Z+1A+1Y. 
No impacto da partícula incidente (p.ex. 11p) com o núcleo, dependendo da energia dissipada, pode produzir 
instabilidades no núcleo provocando a emissão de outras partículas do núcleo alvo, por exemplo, quando prótons de 12 
MeV incidem em alvo de 111Cd é produzido o 111In de acordo com a seguinte reação nuclear: 
48
111Cd + 11p → 49111Y + 10n 
Esta reação é também esquematizada como: 
48
111Cd (11p, 10n) 49111Y 
ou ainda, mais simplificadamente: 
111Cd (p, n) 111Y 
Reações extremamente complexas podem ocorrer no choque das partículas carregadas, por exemplo, na produção de 
89Y (Ítrio) a partir de bombardeamento de prótons com 40MeV é produzida a seguinte seqüência de reações: 
89Y + p40MeV → 89Zr + n 
→ 89Y + p 
→ 88Zr + 2n 
→ 88Y + 2 p 
→ 88Sr + 2p 
→ 87Zr + 3n 
→ 87Y + p2n 
Apesar de todas essas reações poderem ocorrer, as reações (p, 3n) e (p, p2n) são as mais prováveis, quando se utiliza 
prótons de 40 MeV. 
A seguir será mostrado como vários radioisótopos de interesse da radiofarmácia são produzidos em cíclotrons. 
Gálio-67 (3167Ga) 
O 3167Ga pode ser produzido por várias reações nucleares, a saber: 
 
66Zn (d8MeV,n) 67Ga; 68Zn (p20MeV,2n) 67Ga 64Zn (α23MeV,p) 67Ga. 
 Após a irradiação o alvo é dissolvido com ácido clorídrico 7 N e o 67Ga, livre de carreador, é extraído com eter 
isopropil. A fase orgânica é evaporada em banho maria e o resíduo é ressuspendido em HCl obtendo-se o cloreto de Ga. 
Ele pode ser complexado ao ácido cítrico para formar o citrato de gálio que é a forma mais utilizada na Medicina Nuclear. 
Na produção de 67Ga (T1/2=78h) a amostra está geralmente, contaminada com 66Ga (T1/2=9h). Comumente, espera-se o 
66Ga decair antes de iniciar o processamento químico 67Ga. Alternativamente, pode-se usar alvo enriquecido de zinco, mas, 
esta alternativa é mais onerosa. 
 
 
 
 
Características das Radiações Emitidaspelo 67Ga 
N° Atômico= 31 N° Massa= 67 N° Nêutrons=36 T1/2= 3.261d 
EMISSÕES 
ELÉTRONS RENDIMENTO (%) ENERGIA (keV) 
 1 
 2 
 3 
 4 
 5 
6 
7 
164.889999 
 60.206001 
 0.208500 
 26.811001 
 3.284400 
 1.085300 
 0.333000 
0.99 
7.53 
81.607 
83.652 
92.117 
93.175 
174.92 
FÓTON GAMA OU X RENDIMENTO (%) ENERGIA (keV) 
 1 
 2 
 3 
 4 
 5 
6 
7 
8 
9 
10 
11 
12 
 0.8286 
16.4720 
32.2970 
 6.5838 
 2.8560 
35.7000 
19.7060 
 2.2420 
15.9940 
 4.4768 
 0.1385 
 0.1247 
1.01 
8.62 
8.64 
9.57 
91.27 
93.31 
184.58 
208.95 
300.22 
393.53 
887.69 
629.41 
Como se observa os fótons gama mais significativos são: 93,31keV (~36%), 184,58keV (~20%) e 300keV (16%). 
Estes níveis de energia são favoráveis para a instrumentação de imageamento na Medicina Nuclear (~100 a 300keV). 
Também, sua meia vida (3,3dias) é favorável ao seu uso pois o mesmo é eliminado fisicamente do corpo em alguns dias. 
Aplicações Clínicas do 67Ga 
Forma mais utilizada: Citrato de Gálio 
? Imagens de tumores de tecidos moles 
? Habilidade em diferenciar tumor viável de não viável e diferenciar tecido tumoral de não tumoral 
? Detecção e estadiamento de doença Hodgkin 
? Linfoma não-Hodgkin 
? Câncer de pulmão 
? Hepatoma 
? Melanoma 
? Abscessos (infecções) 
Mecanismo de Atuação do Ga em Tumores: 
Há evidências que a transferrina (TF) e seus receptores (TFR) nas células tumorais são os fatores que mais contribuem 
para a captação do gálio no tumor: 
O Ga liga-se às moléculas transportadoras do Fe a saber: 
? Desferrioxamina 
? Lactoferrina, 
? Ferritina e 
? moléculas bacterianas transportadoras de Fe (sideróforas) 
A biodistribuição do Fe a do Ga são diferentes. O Fe encontra-se no tecido hematopoiético, nas células vermelhas e 
relativamente pouco no tumor (só o das hemácias presentes na circulação) – devido possivelmente ao estado de oxidação 
Fe+2/Fe+3. Já o Ga encontra-se apenas na forma Ga+3 – o que sugere que seu transporte não é necessariamente mediado
por um quelante. 
As células tumorais são ricas em receptores da Transferrina pois células que se proliferam rapidamente apresentam alto
nível de síntese de DNA e, conseqüentemente, alta concentração de receptores da Transferrina para regular o suprimento
de Fe para a síntese do DNA 
Sabe-se que a diminuição da produção de ATP no tumor causa a diminuição da captação de Ga. Isto sugere que há
correlação positiva entre a captação do Ga com a intensidade do nível metabólico celular. 
Outros processos também parecem contribuir para a captação do Ga em tumores malígnos. Dentre eles a ação da 
Lactoferrina, da Ferritina e de moléculas bacterianas transportadoras pelo Fe (SID - sideróforas). Estes processos ainda 
não são bem conhecidos. 
Mecanismo de localização do Gálio em abcessos. 
 A Desferrioxamina atua na captação do Ga em abscessos. 
Nos abscessos o Ga pode ser transportado por moléculas como: 
? a Lactoferrina (LF), 
? a Ferritina (FE) e 
? de bacterias transportadoras de Fe (SID - sideróforas) 
Um dos prováveis mecanismos da acumulação do Ga em abscessos é que as lesões inflamatórias ativas são infiltradas 
por leucócitos polimorfonucleares. Como a Lactoferrina está presente nos grânulos secundários desses leucócitos o Ga é 
então carreado para o abscesso por esta via (junto com a Lactoferrina). 
Conforme a idade da lesão é aumentada surgem monócitos e macrófagos que possuem sítios de ligação para a Lactoferrina 
e que contribuem para a captação do Ga pela via da Ferritina. 
As bactérias sideróforas transportadoras de Fe (SID) liberadas por organismos patogênicos nos abscessos purulentos 
constituem provavelmente no fator mais importante para acúmulo de Ga nos abscessos. 
Casos Clínicos: 
 
Cintilografia com 67Ga em paciente com HIV com febre de 
origem desconhecida. Os achados indicam pneumonia difusa, 
não esclarecida com RX 
Cintilografia com 67Ga em paciente com HIV com febre de origem desconhecida. Os achados indicam pneumonia 
difusa, não esclarecida com RX 
 
Mapeamento de C.I. com Ga-67 mostrando linfoma no peito,
baço, abdômen e virilha. Os achados no peito e baço eram
conhecidos enquanto que os demais somente foram
detectados com o exame 
 
 
Iodo-123 (53123I) 
O 53123I tem alcançado uma importância considerável na Medicina Nuclear devido às características de sua radiação.
Sua radiação tem orígem no processo da elétron captura: 
 
O 53123I é produzido em aceleradores por duas técnicas: direta e indireta. 
Na técnica direta utiliza-se reações como: 
 
121Sb (α,2n) 123I 123Te (p, n) 123I 122Te (d, n) 123I 124Te (p, 2n) 123I 
Após a irradiação o alvo é dissolvido em ácido mineral e o iodo é destilado e coletado em solução de NaOH 
Na técnica indireta a reação nuclear utilizada gera 123Xe que decai com T1/2= 2,1h no 123I. Neste caso, basta produzir o 
123Xe e logo em seguida esperar que o mesmo decaia no 123I, livre de outros contaminantes radioativos. As reações 
nucleares alternativas para produzir o 123Xe são: 
 
122Te(α42-46MeV,3n)123Xe 
123Te(3He20-30MeV,3n)123Xe 
127I(p60-70MeV,5n)123Xe 
 
 
Um outro processo importante para produzir o 123I é por meio da reação: 
124Xe (p,2n) 123Cs 
 O 123Cs tem T1/2= 5,9 min e decai em 123Xe. Este é mantido sob pressão em uma câmara e é irradiada com prótons.
Deve-se esperar um tempo suficiente (~60 min) para o 123Cs decair no 123Xe. Esta técnica tem a vantagem de ser 
completamente livre do contaminante 124I. 
Características das Radiações Emitidas pelo 123I 
N° Atômico= 53 N° Massa= 123 N° Nêutrons=70 T1/2= 13,13h 
EMISSÕES 
ELÉTRONS RENDIMENTO (%) ENERGIA (keV) 
 1 
 2 
 3 
 4 
 5 
94.07 
12.36 
13.59 
 1.75 
 0.43 
0.00319000 
0.02270000 
0.12718999 
0.15406001 
0.15798999 
FÓTON GAMA OU X RENDIMENTO (%) ENERGIA (keV) 
 1 
 2 
 3 
 4 
 5 
 6 
 7 
 8 
 9 
10 
11 
 9.3039 
 24.6310 
 45.9540 
 15.9520 
 83.4000 
 0.1259 
 0.4287 
 0.3161 
 1.3928 
 0.3820 
 0.4763 
0.0037700 
0.0272020 
0.0274720 
0.0310000 
0.1589999 
0.3463500 
0.4400199 
0.5053300 
0.5289599 
0.5385400 
0.4944399 
É o fóton gama n° 5 que tem rendimento de produção de 83,4% e energia de 159 keV o de interesse de detecção nos
sistemas de imageamento. 
Decai com T1/2= 13,13 horas e a energia gama é de 159keV, condições quase ideais para a radiodosimétria e da
instrumentação de imageamento (100 a 300 keV). 
Exame da tireóide efetuado com o 123I utiliza-se aproximadamente 37 MBq (10mCi) e a dose radiológica num exame
desta natureza é de aproximadamente 20mSv. 
Aplicações Clínicas do 123I 
O 123I vem sendo utilizado em várias aplicações diagnósticas na Medicina Nuclear, dentre essas aplicações atuais pode-
se citar: 
? Diagnóstico da glândula tireóide – Na123I 
 
? MIBG – diagnóstico de feocromocitoma e neuroblastoma, isquemia 
 
? IOH – estudo da função tubular renal 
 
? Marcadores p/ receptores cerebrais 
 
? Peptídeos 
? Bruxismo durante o sono (clique aqui para ver um artigo de Flávio Alóe e col. que tratam deste assunto) 
A investigação da função coronariana é obtida por imagens da perfusão miocárdica após submeter o paciente ao
estresse físico ou farmacológico e a seguir compara-se as imagens obtidas com o paciente em repouso. Neste exame pode-
se diagnosticar a isquemia pela análise comparativa entre as imagens pós estresse e as imagens obtidas após repouso. Nas 
imagens obtidas com o paciente em estresse (físico ou químico) observa-se imagens do coração onde a região isquêmica 
apresenta-se relativamente com pouca concentração do radiotraçador (região hipoperfundida). Se a área hipoperfundida
não revela reversibilidade após o repouso, diz-se que ocorreu fibrose ou quiçá que existe uma zona hibernante. Essa lógica
torna patente que é precisosubmeter o paciente ao estresse para provocar a reserva coronariana. Caso o paciente, não pude 
ser submetido a qualquer um dos tipos de estresse: físico ou farmacológico, como investigar suas reservas de perfusão
miocárdica? 
O coração depende, dentre outros fatores, da integridade anatômica e funcional do sistema nervoso autônomo (SNA) 
manifestada principalmente pela ação da norepinefrina (NE), entre outras, para desempenhar seu papel de bomba
propulsora de sangue para a rede vascular arterial. Esta ação do sistema simpático ocorre na fenda sináptica que se forma
entre as terminações dos neurônios pré e pós sinapticas do miocárdio. 
O fármaco metaiodobenzilguanidina, marcado com o iodo-123 (MIBG-123I), cujo principal componente, a guanidina, 
tem comportamento fisiologico bastante semelhante a norepinefrina, é o radiotraçador empregado em cintilografia de
neurotransmissão miocárdica. Como o MIBG-123I apresenta comportamento semelhante à norepinefrina, as situações que
podem modificar a ação desta , elevando ou diminuindo sua presença sangüínea, são válidas também para o MIBG-123I 
O exame se processa em duas fases: 
a) administram-se lugol, em gotas, ou iodo (não radioativo), uns dois dias antes do exame, prosseguindo com este
bloqueio da glândula tireóide por mais alguns dias,preservando sua função contra a presença de iodo radioativo livre que 
eventualmente pode estar contido na solução de 123I-MIBG. 
b) injeta-se, via intravenosa, aproximadamente 184 MBq (5 mCi) de 123I-MIBG e após 15 a 30 minutos e 4 horas após a 
injeção toma-se imagens do coração, em imagens planares , incluindo o mediastino e imagens tomográficas com o 
equipamento SPECT (Single Photon Emitter Computed Tomography). 
A razão da intensidade de acúmulo do radiofármaco, i.e., razão da intensidade de radioatividade no coração /
mediastino, é calculada nos tempos de 15-30 minutos e de 4 horas. 
Considera-se condição de normalidade uma relação de intensidade da radioatividade coração / mediastino > 1,8 e queda
dessa razão em < 10% (taxa de eliminaçao celular : Wash-out), nas imagens obtidas 4 horas após injeção do 123I-MIBG. 
Uma relação inicial coração: mediastino menor que 1,8 reflete menor inervação simpática do coraçao e uma queda
maior que 10% revela a dificuldade do coração em reter o MIBG. Conclui-se assim, que a cintilografia do miocárdio com 
123I-MIBG, em repouso, revela a anatomia e a função simpática cardíaca. 
As indicações clínica da cintilografia miocardica com o MIBG-123I são as seguintes : 
 • Transplante cardíaco 
 • Taquicardia ventricular 
 • Cardiomiopatia dilatada 
 • Doença coronariana 
 • Isquemia 
 • Diabetes mellitus 
 • Hipertensão 
 • Cardiomiopatia tóxica 
 • Insuficiência cardíaca congestiva 
 • Cardiomipatia hipertrófica primaria 
 
 
Tálio-201 (81201Tl) 
O 81201Tl é produzido pela reação: 
203Tl (p35-45MeV, 3n) 201Pb 
O 201Pb decai para o 201Tl com T1/2=9,4h. O tálio produzido por essa reação é livre de contaminantes radioativos. 
Após a irradiação do alvo de 203Tl ele é dissolvido em ácido mineral e o 201Pb é isolado por coluna de troca iônica. O 
201Pb é absorvido na coluna de troca iônica. A coluna é deixada em repouso por um tempo suficiente para que o 201Pb 
decaia para o 203Tl. Após esse tempo o tálio é eluído como cloreto de tálio. 
o 201Tl (T1/2 = 72 horas) é um radioisótopo produzido em um acelerador de elétrons: o cíclotron (reveja aula Origem 
dos Radiosótopos particularmente Cíclotron de Lawrence e a aula sobre Instrumentação Nuclear ). 
As características radiosotópicas do 201Tl são mostradas na tabela abaixo: 
 N° Atômico= 81 N° Massa= 201 N° Nêutrons=120 T1/2= 73,06h 
EMISSÕES 
ELÉTRONS RENDIMENTO (%) ENERGIA (keV) 
 1 
 2 
 3 
 4 
 5 
 6 
 7 
 8 
 9 
10 
11 
12 
13 
14 
15 
11.300 
72.505 
 8.1400 
 7.0180 
 2.5300 
 2.1736 
 7.4730 
 3.3207 
 0.2400 
 15.400 
 1.274 
 0.392 
 2.620 
 0.610 
 0.196 
0.77 
7.6 
15.8 
17.4 
27.0 
28.6 
52.2 
53.8 
82.8 
84.3 
120.5 
131.8 
152.6 
163.9 
166.6 
FÓTON GAMA OU X RENDIMENTO (%) ENERGIA (keV) 
1 
2 
3 
4 
5 
6 
7 
8 
9 
10 
44.4 
0.220 
0.220 
27.4 
46.5 
20.5 
2.65 
0.160 
10.0 
0.001 
10.0 
30.6 
32.2 
68.9 
70.8 
80.3 
135.3 
165.9 
167.4 
1.6 
É o fóton gama n° 5 e 6 com rendimento de produção de 46,5% e energia de 70,8 keV e 80,3 keV (20,5%) os fótons de 
interesse de detecção nos sistemas de imageamento. 
 
Aplicações Clínicas do 201Tl 
Atualmente o Brasil importa o 201Tl e o distribui para 34 clínicas e hospitais. A principal utilização do radiofármaco é a
investigação de doenças coronarianas, mas ele também pode ser empregado para detecção de tumores. No exame de 
tomografia por emissão de fótons simples, as imagens do órgão são captadas e reconstruídas tridimensionalmente na tela de
um monitor de alta resolução. 
 
Imagens do cérebro com 201Ta em diversos cortes mostram a recidiva de um tumor maligno na região temporal 
O tálio-201 é utilizado há cerca de 26 anos no mundo e, no Brasil, desde 1977. Apesar de sua principal função ser o
diagnóstico de doenças coronarianas é também empregado para detecção de tumores. 
O radioisótopo é injetado na forma de cloreto de tálio e comporta-se como o potássio: imediatamente segue para dentro 
das células. O tálio se distribui pelo corpo em praticamente todas as células, de forma proporcional ao fluxo sangüíneo
regional. 
Na realização do exame, o tálio é injetado quando o paciente está no pico de um exercício físico, ou seja com o
aumento do trabalho cardíaco, e em repouso. O paciente normalmente realiza o exercício em uma esteira ergométrica. 
Depois de quatro horas, com o paciente em condições de repouso, o exame é repetido. As imagens obtidas são comparadas
e analisadas. 
Se o paciente tem o funcionamento normal do órgão, o tálio se distribui homogeneamente. No caso de haver uma lesão 
em uma artéria coronária, a concentração do radioisótopo no local será menor nas outras regiões. 
Uma câmara de cintilação capta as imagens do coração, que é reconstruído tridimensionalmente na tela de um monitor
de alta resolução. O exame realizado chama-se tomografia por emissão de fótons simples. 
 
Imagem anterior e tomográficas de homem de 63 anos com 75% de estenose da artéria coronária esquerda e 75% de
estenose da artéria descendente esquerda proximal. A captação pulmonar na imagem anterior pós-exercício é aumentada ao 
contrário, não se verifica o mesmo resultado com o exame realizado pós repouso. 
 
 
Imagens funcionais obtidas por gated SPECT do mesmo paciente 
 
 
 
 
Cada vez que o tálio se desintegra, pode emitir vários tipos de radiação conforme tabela acima. As radiações de maior
interesse são os fótons de 70,8 keV e 80,3 keV. A meia-vida do radioisótopo é de 72 horas, ou seja, sua radioatividade 
decai pela metade nesse período. Em cada tomografia a dose radioativa usada é da ordem de 111 MBq (três
milicuries). Num paciente normal de 70 kg esta quantidade resulta numa dose aproximada de 10mSv. 
Comparando-se as tomadas tomográficas, corte a corte das imagens do exercício e do repouso, é possível chegar-se a 
um diagnóstico. Em uma isquemia miocárdia, por exemplo, o médico verifica que há uma falta transitória da quantidade de
sangue exigida pelo trabalho cardíaco. É um exame não-invasivo extremamente sensível e útil. Só no Incor Instituto do 
Coração são realizados de 900 a 1000 desse exame mensalmente para identificar doenças coronarianas. 
Pacientes impossibilitados de realizar o exercício por alguma razão são submetidos a estresse medicamentoso, com uso
de drogas que alteram o fluxo coronariano, como se fosse o exercício. Após o efeito dessa droga provocadoras de estresse 
medicamentoso, o tálio é injetado. 
Cerca de 80 a 85% do uso dotálio no mundo destina-se a investigações de insuficiência coronariana aguda ou crônica.
Mas o radioisótopo também é usado para visualização de tumores. 
Neste último caso, supondo que o paciente se submeteu a uma cirurgia de retirada do tumor e à radioterapia. Uma 
tomografia pode não conseguir informar se o tumor foi totalmente extirpado ou, como é mais comum, se houve recidiva.
Assim, o exame com tálio permite constatar a presença de tumor crescendo no local. A tomografia por raio-X, a 
ressonância e estudos anatômicos não permitem visualizar algo que o radioisótopo possibilita, pois a investigação dá-se no 
campo intracelular, metabólico. Se houver tumor, a atividade estará aumentada no local. 
Para pacientes que sofreram infarto e foram operados, o exame com tálio possibilita avaliar as condições do paciente 
após a cirurgia. Em outros casos, o resultado do exame permite que o médico realize um prognóstico e escolha o melhor
tratamento para o paciente, avaliando se a conduta deve ser clínica ou cirúrgica. 
Em situações onde o quadro do paciente é difícil, o exame verifica se o músculo cardíaco é recuperável ou, no jargão
médico, viável. Associado a outro exame verifica-se ainda o metabolismo do órgão. 
Todas as segundas-feiras o Ipen distribui tálio atendendo a demanda de clínicas e hospitais. As doses variam entre 111
MBq a 1,48 GBq (três e 40 mCi). 
 O trabalho de produção de novos fármacos envolve várias equipes, que estudam desde os alvos de irradiação, passando
pelo desenvolvimento de métodos químicos de separação, até a instalação de células de produção. 
 Inicialmente um alvo é irradiado no ciclotron. Em seguida, começa o trabalho do Centro de Radiofarmácia. O
radioisótopo passa por processos químicos e de controle biológico, sendo separado e fracionado nas quantidades solicitadas 
pelos médicos. 
Com o advento e aprimoramento do tomógrafo PET (positron emission tomography) os radioisótopos emissores de
pósitrons (aqueles que geram dois raios γ de 511 keV diametralmente opostos ) de meia vida curta passaram a ter uma
importância especial. Dentre esses radioisótopos destacam-se o 11C, 13N, 15O e o 18F. todos esses radioisótopos são
produzidos em ciclotron. 
Fluor-18 (18F) 
O fluor-18 possui meia-vida de 110 min. É produzido em cíclotrons pela reação 
 18O (p, n) 18F 
usando a água como alvo. O 18F é separado da água eluindo a água irradiada numa coluna de resinas quartenária de
amônio. A água H2O18 (cujo 18O não se transformou em 18F) é reaproveitada como alvo.
 
N° Atômico= 31 N° Massa= 67 N° Nêutrons=36 T1/2= 3.261d 
 EMISSÕES 
POSÍTRON 96.73 % 633.4 keV 
ELÉTRONS 3.0691 % 0.52 keV 
GAMA ou RX 1° 0.0179 % 0.525 keV 
 2° 193.46 % 511 keV 
 
 Aplicações Clínicas do 18F 
O principal uso do 18F é seu uso como marcador da 18F-fluorodeoxiglucose (FDG) usada em estudos metabólicos do
cérebro e do miocárdio. 
 
É sabido que o cérebro deriva sua energia do metabolismo da glicose. Portanto, o 18F-Fluorodeoxiglucose (18F-FDG) é 
um radiotraçador capaz de produzir uma imagem do cérebro. 18F-FDG tem a capacidade de se difundir no cérebro por meio 
do sangue atravessando a barreira encefálica e é metabolizado nas células neurais sendo ali fosforilizado em FDG-6-
Fosfato mediado pela hexoquinase. Como o FDG-6-fosfato não é um substrato da glicose e não segue a sua seqüência
metabólica, ele permanece capturado no interior das células neurais por várias horas permitindo, assim, uma adequada 
imagem da região cerebral. A eliminação do 18F-FDG apresenta três decaimentos exponenciais: 
1. t½ ≈0,2 a 0,3 minutos, 
2. t½ ≈11,6 ± 1,1 minutos e finalmente 
3. t½ ≈88 ± 4 minutos. 
Nos exames com o 18F-FDG é injetado no paciente radioatividade de (185 a 370 MBq (5 a 10 mCi). Apos a injeção do 
18F-FDG espera-se aproximadamente 40 minutos e inicia-se o exame. 
O equipamento ideal para utilizar o 18F-FDG é o PET (Positron Emissor Tomography). 
 
O exame com 18F-FDG é útil em diagnóstico de tumores cerebrais. Isto porque os tumores apresentam alto nível de 
metabolismo glicolítico enquanto os tecidos cerebrais necrosados ou normais apresentam relativamente menor atividade
metabólica gerando gradientes de distribuição da radioatividade nesses tecidos. As regiões mais ativas (por exemplo, o 
tumor) concentram mais 18F-FDG do que os tecidos relativamente menos ativos. 
Semelhantemente, alguns medicamentos ou drogas aceleram ou inibem a atividade cerebral e esse efeito pode ser
avaliado com o 18F-FDG. Até mesmo as emoções geram atividades seletivas no cérebro que podem ser localizadas com o
uso do 18F-FDG. Veja na figura abaixo um exemplo da imagem do cérebro normal e sob o efeito da droga cocaína. 
Imagens cerebrais utilizando o 18F-FDG obtidas com o
instrumento denominado PET. 
À esquerda imagem de um cérebro normal e à direita um
paciente drogado com cocaína. 
A glicose tem uma importância fundamental no metabolismo humano, pois é a primeira opção de combustível para 
gerar energia para a manutenção dos tecidos quando a glicose participa da reação: 
C6H12O6 → CO2 + H2O + ATP 
 Preferencialmente, a via glicolítica é a primeira opção energética dos tecidos para manter o seu metabolismo (seguido
dos ácidos graxos e aminoácidos). 
Como os tumores malignos necessitam relativamente de mais energia comparativamente ao tecido normal, o mesmo 
gasta proporcionalmente mais energia. 
Como os tumores malignos necessitam relativamente de mais energia em comparação ao tecido normal ao
disponibilizar 18F-FDG ao paciente o tecido tumoral e o tecido muscular do coração (um tecido muscular que gasta muita 
energia) tendem a concentrar o 18F-FDG gerando um gradiente de concentração que permitirá criar um contraste
cintilográfico (imagem formada pela diferenciação de concentração do radionuclídeo). Assim, o 18F-FDG tem sido também 
utilizado para localizar tumores e ser utilizado na cardiologia. 
Veja na figura abaixo um resultado de exame onde o 18F-FDG foi usado para este fim. 
 
Linfoma maligno com múltiplos tumores localizados com o equipamento PET 
usando o radiotraçador 18F-FDG como contrastante. 
 
Carbono-11 (11C) 
O carbono-11 tem meia-vida de 20,4 min e pode ser produzido por qualquer uma das reações seguintes: 
 
10B (d, n) 11C 10B (p, n) 11C 14N (p, �) 11C 
 Nas primeiras duas reações, o alvo é de B203 onde são produzidos os gases 11CO e 11CO2 são utilizados para produzir 
vários radiofármacos como, por exemplo, o 11C-palmitato usado na obtenção de imagens da perfusão do miocárdio no 
PET. 
A reação 14N (p, α) 11C é levada a cabo por bombardeio de uma mistura de N2 + H2 para fornecer 11CN que pela ação 
radiolítica produz 11CH4 (95-100% de rendimento). O 11CH4 reage com NH3 sob platina aquecida à 1000°C gerando (95% 
rendimento) H11CN. Várias moléculas biológicas como aminas alifáticas e nitrilamina tem sido marcadas 11C usando o 
11CN como precursor. 
Nitrogênio-13 (13N) 
O nitrogênio-13 tem meia-vida de 10 min é usado normalmente como 13NH3. É produzido por qualquer uma das 
reações seguintes: 
 
12C (d6-7MeV, n) 13N 16O (p, α) 13N 13C (p11-12MeV, n) 13N 
O 13N é convertido em 13NH3 em meio aquoso. O 13NH3 na forma iônica de NH4 é usado em exames de imagens da 
perfusão do miocárdio. Por outro lado o 13NH3 é também usado para marcar a glutamina e a aspargina para avaliar a
viabilidade de tecidos. 
Oxigênio-15 (15O) 
O oxigênio-15 tem meia-vida de 2 min. É produzido por qualquer uma das reações seguintes: 
14N (d, n) 15O 15N (p, n) 15O 
O 15O2 é passado em carvão ativado e aquecido a 600 oC para convertê-lo em C15O ou C15O2. Nestas formas, é usado na 
marcação de hemoglobulinas e para investigações clínicas dos pulmões e de disfunções cardíacas. É também usado na
forma de H215O em estudos de perfusão cerebral e cardíaca. 
 
Esta aula contou coma participação dos seguintes colaboradores: 
 Dr. José Maria Fernandes Neto 
MSc Roberta Sibila Grallert