Monografia Cintilografia

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UNIVERSIDADE JOSÉ DO ROSÁRIO VELLANO-UNIFENAS 
GRADUAÇÃO EM BIOMEDICINA 
 
 
 
 
 
 
Camila da Silva Profeta 
Gleiziela Ribeiro Campos 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
SINOPSE SOBRE A OBTENÇÃO E USO DO TECNÉCIO-99m NA 
PRODUÇÃO DA IMAGEM DIAGNÓSTICA EM EXAME CINTILOGRÁFICO 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
Belo Horizonte 
2008 
 
 
 
 
 
 
CAMILA DA SILVA PROFETA 
GLEIZIELA RIBEIRO CAMPOS 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
SINOPSE SOBRE A OBTENÇÃO E USO DO TECNÉCIO-99m NA 
PRODUÇÃO DA IMAGEM DIAGNÓSTICA EM EXAME CINTILOGRÁFICO 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
Belo Horizonte 
2008 
Trabalho de conclusão de Curso 
apresentado à UNIFENAS, como parte 
das exigências do curso de Biomedicina 
para a obtenção do título de Bacharel 
em Biomedicina. 
Orientador: Profº. Ms. Hélio Ribeiro 
 
 
 
 
LISTA DE ABREVIATURAS E SIGLAS 
 
 
 
 
99mTc- tecnécio metaestável 
99Tc- tecnécio 
99Mo- molibdênio 
99Ru- rutênio 
Na+TcO-4 -pertecnetato de sódio 
TcHR- tecnécio hidrolisado e reduzido 
FTM-fotomultiplicadores 
MDP-metileno-difosfonato 
EHDP-etano-1-hidroxi-1,1-bifosfonato 
Sv- Sievert 
Gy- Gray 
SI- Sistema Internacional 
ppm- parte por milhão 
mCi- mili-curie 
µg- micro-grama 
Kev-quilo eletron-volt 
Mev-milhões de eletron-volt 
mSv- milli-sievert 
IPEN-Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares 
PET-Positron Emission Tomography 
SPECT-Tomografia por Emissão de Fóton Único 
JCHO- Joint Commission on Helthcare Organizations 
NCR- Nuclear Regulatory Commission 
USP- United States Pharmacopeia 
EP-European Pharmacopeia 
ICRP-Comissão Internacional da Radioproteção 
ICRU-Comissão Internacional de Medidas e Unidades de Proteção 
 
 
 
 
RESUMO 
 
Uma vez administrado, o radiofármaco deposita-se em um órgão ou tecido 
alvo e imagens podem ser adquiridas a partir da detecção da radiação proveniente 
do paciente utilizando-se equipamentos apropriados. Trata-se de um procedimento 
não invasivo que possibilita avaliações morfológicas e funcionais. O radionuclídeo 
99mTc é obtido a partir do decaimento radioativo de outro radionuclídeo, o 
molibdênio-99. Neste trabalho realizamos uma breve revisão bibliográfica a respeito 
das principais propriedades dos radiofármacos produzidos com tecnécio-99m e suas 
aplicações na formação da imagem diagnóstica. 
 
Palavras-chave: Radiofármaco. Tecnécio-99m. Molibdênio-99. 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
ABSTRACT 
 
 
Once administered to the patient, the Radioactivity is deposited in an organ or 
desired tissue and images can be acquired from the detection of radiation from the 
patient, using appropriate equipments. That is a noninvasive procedure, which 
enables morphological and functional assessments. The 99mTc radionuclide is 
obtained from the radioactive decay of another radionuclide, the molybdenum-99.In 
this work we have carried out a brief bibliographic review towards the main 
properties of radiopharmaceuticals produced with Technetium-99m, their utmost 
applications regarding the formulation of the diagnostic image. 
 
Key Words: Radiopharmaceuticals. Technetium-99m. Molybdenum-99. 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
LISTA DE ILUSTRAÇÕES 
 
 
Figura 1. Transição isomérica do tecnécio-99m para tecnécio-99. ...........................14 
Figura 2. Imagem externa e interna do gerador seco de 99Mo/99mTc de coluna 
cromatográfica. ..................................................................................................15 
Figura 3. Estruturas de compostos fosforados para marcação com 99mTc: pirofosfato 
(H4P2O7); metileno-difosfonato (MDP); etano-1-hidroxi-1,1-bifosfonato (EHDP).
...........................................................................................................................16 
Figura 4. Aquisição de imagens de cintilografia óssea de corpo inteiro com (metileno 
difosfonato), MDP- 99mTc, com o qual é realizada a cintilografia óssea, entre 
outros exames....................................................................................................17 
Figura 5. Esquema de uma câmara de cintilação. ....................................................20 
Figura 6. Gama câmara ou câmara cintilográfica......................................................21 
Figura 7. Relação entre as grandezas dose absorvida, equivalente e efetiva. ........25 
Figura 8. Relação dose-efeito para efeito determinísticos em uma população. ........26 
Figura 9. Efeitos determinísticos esperados em função da exposição.....................27 
 
 
 
LISTA DE TABELAS 
 
 
Tabela 1. Limites estabelecidos pela farmacopéia americana (USP-XXIII) e pela 
farmacopéia européia (EP) quanto à qualidade do eluato do gerador de 
99Mo/99mTc (Marques et al., 2001). United States Pharmacopeia (USP); 
European Pharmacopeia (EP). ..........................................................................19 
Tabela 2. Fármacos marcados com Tecnécio-99m. .................................................22 
Tabela 3. Fatores de peso da radiação, WR .............................................................24 
Tabela 4. Fatores de peso para tecido ou órgão ......................................................25 
 
 
SUMÁRIO 
1. INTRODUÇÃO ........................................................................................................9 
2. OBJETIVO GERAL ...............................................................................................10 
2.1. OBJETIVOS ESPECÍFICOS...........................................................................10 
3. JUSTIFICATIVA ....................................................................................................11 
4. REVISÂO DE LITERATURA .................................................................................12 
4.1. RADIOFÁRMACOS ........................................................................................12 
4.2. SISTEMA GERADOR DE MOLIBDÊNIO-99/TECNÉCIO-99m.......................15 
4.3. CONTROLE DE QUALIDADE DOS RADIOFÁRMACOS...............................17 
4.3.1. PUREZA RADIONUCLÍDICA ...................................................................18 
4.3.2. PUREZA QUÍMICA ..................................................................................18 
4.3.3. PUREZA RADIOQUÍMICA .......................................................................18 
4.4. CINTILOGRAFIA ............................................................................................19 
4.4.1. CÂMARA DE CINTILAÇÃO .....................................................................19 
4.5PRINCIPAIS EXAMES CINTILOGRÁFICOS QUE FAZEM USO DE 
RADIOFÁRMACOS A BASE DE 99mTc. ..............................................................21 
4.6. RADIOPROTEÇÃO ........................................................................................22 
4.6.1. GRANDEZAS DOSIMÉTRICAS...............................................................23 
4.7. EFEITOS BIOLÓGICOS DA EXPOSIÇÃO Á RADIOATIVIDADE ..................25 
4.8. PRINCÍPIOS GERAIS PARA PRÁTICAS.......................................................28 
4.8.1. O PRINCÍPIO DE JUSTIFICAÇÃO ..........................................................28 
4.8.2. O PRINCÍPIO DA OTIMIZAÇÃO..............................................................28 
4.8.3. O PRINCIPIO DA LIMITAÇÃO DE DOSE INDIVIDUAL E DE RISCO .....28 
5. CONSIDERAÇÕES FINAIS ..................................................................................306. REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS ......................................................................31 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
1 INTRODUÇÃO 
 
Desde a descoberta dos Raios X por Röentgen, em 1895 e da radioatividade 
por Becquerel, em 1896 o uso das radiações ionizantes para fins médicos avançou 
extraordinariamente. Com a descoberta da radioatividade houve grande crescimento 
no campo da pesquisa e no desenvolvimento de novas técnicas para o diagnóstico e 
terapia de doenças, contribuindo efetivamente na área da saúde humana e animal. 
Embora os efeitos maléficos das radiações ionizantes sejam bastante conhecidos, a 
compreensão do fenômeno nos últimos 100 anos também trouxe grandes benefícios 
para a humanidade, tais como a obtenção de energia elétrica, em processos 
industriais, na agricultura dentre outras áreas; entretanto é na medicina que as 
radiações tem sido utilizadas na nobre tarefa de minimizar o sofrimento humano 
(MARQUES et al., 2001). 
Para que as radiações possam ser utilizadas em medicina, as características 
físicas dos radioisótopos devem ser adequadas de maneira a serem produzidos e 
manipulados de modo que sejam aplicados de forma segura nos seres humanos. O 
elevado índice de utilização do tecnécio como marcador em medicina nuclear é 
resultado de suas propriedades físicas e químicas ideais para um radioisótopo tais 
como: meia-vida física, decaimento por emissão de radiação de gama puro com 
fótons de 140 Kev, a praticidade de obtenção do radioisótopo a partir de um sistema 
gerador de molibdênio-99/tecnécio-99m, a possibilidade do íon metálico atingir 
vários estados de coordenação dando origem a diferentes tipos de radiofármacos e 
também aos baixos índices de reações adversas desses agentes quando 
comparados a outros agentes de contrastes (MARQUES et al.,2001). 
 
 
 
2 OBJETIVO GERAL 
 
• Estudo do tecnécio-99m como um dos principais radioisótopos aplicados no 
exame cintilográfico. 
 
 2.1 OBJETIVOS ESPECÍFICOS 
 
• Discutir os princípios da radioquímica importantes ao entendimento das 
técnicas de diagnóstico por imagem em Medicina Nuclear e as características do 
tecnécio-99m levando em consideração o seu processo de produção, eluição e 
controle de qualidade na aplicação desse radiofármaco no paciente para a obtenção 
do diagnóstico por imagem. 
• Elucidar a importância da radioproteção como ferramenta indispensável das 
atividades operacionais que utilizam radiação ionizante. 
 
 
 
3 JUSTIFICATIVA 
 
A importância do estudo das aplicações médicas do tecnécio (Tc99m) se dá 
pelo fato de que nos últimos 30 anos esse radioisótopo vem sido empregado como 
importante ferramenta utilizada em diagnóstico por imagem de várias doenças e 
disfunções de órgãos que compõem o corpo humano. Atualmente grande 
quantidade de compostos produzidos a base do tecnécio-99m são utilizados em 
Medicina Nuclear gerando um volume de exames correspondentes a 80% dos 
procedimentos de rotina clínica no setor de diagnóstico por imagem através de 
radiofármacos. A realização desse trabalho de revisão bibliográfica consiste na 
elucidação da importância dos procedimentos utilizados em medicina diagnóstica 
por imagem que fazem o uso das radiações ionizantes, tanto ao fator de otimização 
dos exames quanto ao sucesso frente aos índices de cura verificados na terapia. 
A radiação,quando aplicada adequadamente, ressalta os benefícios e 
minimizam os malefícios, perante excelência da utilização em novas tecnologias nos 
mais variados campos de aplicação. 
 
 
4 REVISÃO DE LITERATURA 
 
Grande parte das técnicas de diagnóstico por imagem utilizadas em Medicina 
Nuclear usam ligações covalentes ou iônicas entre o fármaco e o elemento 
radioativo. Atualmente existem marcadores mais sofisticados, como o uso de 
anticorpos específicos para determinada proteína que podem ser utilizados como 
radiotraçadores. Dentre as várias técnicas, a cintilografia têm sido a mais aplicada 
seguida do Positron Emission Tomography (PET). 
 
 4.1 Radiofármacos 
 
Os radiofármacos são utilizados em pequenas quantidades (traços) com a 
finalidade de diagnosticar disfunções e patologias do organismo. Em menor 
extensão são utilizados na terapia de doenças, particularmente no tratamento de 
tumores. Quando a finalidade é o diagnóstico de patologias, como por exemplo, 
estudar alguma disfunção renal ou infarto do miocárdio, utiliza-se na sua 
composição radionuclídeos emissores de radiação gama. 
A radiação gama é uma onda eletromagnética que apresenta grande 
penetrabilidade nos tecidos com baixo poder de ionização em relação às radiações 
corpusculares, tais como as radiações alfa e beta, e são provenientes das emissões 
de um núcleo instável sem perda de massa, mas apenas com a conseqüente 
diminuição da energia potencial do sistema atômico. O menor poder de ionização da 
radiação gama diminui a dose de radiação absorvida pelo paciente. Os principais 
radionuclídeos emissores de radiação gama são tecnécio-99m, iodo-123, índio-111, 
gálio-67 e o tálio-201 dentre outros que são utilizados na composição dos 
radiofármacos para diagnóstico (ARAUJO, 2005). 
Para o uso em terapia, os radionuclídeos devem emitir radiação na forma de 
partículas alfa ou beta. Tais partículas apresentam alta energia e distribuem-na 
localmente destruindo as células tumorais ao interagirem com estas, apresentando 
alto grau de especificidade para a região que se quer atingir evitando que as células 
sadias possam ser atingidas. Alguns importantes radioisótopos dessa categoria são 
o iodo-131, usado no tratamento do câncer de tireóide e em casos de 
hipertireoidismo, e o samário-153 que associado a outro composto químico é 
 
 
indicado no tratamento de dor óssea provocada por metástase de alguns tipos de 
tumores primários. Ambos os compostos além da radiação beta, também emitem 
radiação gama, permitindo a obtenção de imagens dos órgãos onde estão atuando 
(MARQUES et al.,2001). 
 A maioria dos procedimentos realizados atualmente em Medicina Nuclear 
tem finalidade diagnóstica. O paciente recebe uma dose de radiofármaco composto 
por um radionuclídeo gama emissor, e é posteriormente examinado por um 
equipamento capaz de detectar a radiação oriunda do mesmo e convertê-la em uma 
imagem que representa o órgão ou sistema avaliado. Esses equipamentos são 
denominados câmaras-gama ou câmara de cintilação que adquirem imagens 
cintilográficas em um único plano, entretanto, podem estar associados á tomógrafos, 
que permitem a aquisição de imagens em cortes possibilitando a avaliação de um 
órgão em toda a sua profundidade. As imagens tomográficas em Medicina Nuclear 
são denominadas (SPECT), sigla do inglês “Single Photon Emission Computer 
Tomographt”, ou seja, Tomografia Computadorizada por Emissão de Fóton Único. 
Dessa forma, todo exame de medicina nuclear inicia-se com a administração do 
radiofármaco (ARAUJO, 2005). 
Desenvolver radiofármacos significa estudar a química das interações entres 
os elementos e diferentes moléculas (substratos ou ligantes) para o preparo de 
compostos radioativos, com afinidade por diferentes órgãos e sistemas. Atualmente, 
o radionuclídeo mais importante para a preparação de radiofármacos com finalidade 
diagnóstica é o tecnécio-99m (99mTc) devido suas características físicas ideais que 
em conjunto, possibilitam a aquisição de imagens cintilográficas com excelente 
resolução. Os substratos usados como radiofármacos geralmente são compostos 
orgânicos, mas também podem constituir-se de espécies coloidais ou particuladas, 
proteínas, anticorpos ou peptídeos, ou até mesmo células, como as vermelhas do 
sangue. A natureza do ligante determina a especificidade do radiofármaco. 
Para que ocorra uma adequada ligação entre o tecnécio-99m ás moléculas 
desejadas, deve-seconsiderar uma complexa química desse elemento, devido a 
seus múltiplos estados de oxidação que vão de +1 a +7. Pressupõe-se que na forma 
química de pertecnetato (TcO4-), o tecnécio-99m possui o estado de oxidação mais 
elevado 7+, sendo bastante estável em solução aquosa. Entretanto o tecnécio-99m 
neste estado de oxidação não se liga facilmente aos fármacos de interesse 
 
 
tornando-se necessário sua redução para estados de oxidação mais baixos com 3+, 
4+ ou 5+ (ARAUJO, 2005). 
Na maioria dos procedimentos o tecnécio-99m é reduzido pelo íon estanoso, 
promovendo um estado de oxidação mais favorável a incorporação do metal. Uma 
série de reagentes para pronta marcação com 99mTc foram desenvolvidos e estão 
disponíveis no mercado. Esses reagentes contêm uma quantidade apropriada dos 
íons Sn+2 que promovem a redução do estado de oxidação do 99mTc. Dessa 
maneira os serviços de Medicina Nuclear podem realizar a marcação das moléculas 
antes da realização dos exames devido a praticidade de obtenção do radioisótopo a 
partir do sistema gerador de 99Mo/99mTc. 
Até o presente momento todos os isótopos conhecidos do tecnécio são 
reativos, desde o tecnécio 99 ao 110 e incluem oito pares de isômeros nucleares. O 
núcleo no seu estado mais energético (metaestável), libera energia eletromagnética 
(radiação gama) na transição para um estado isomérico de mais baixa energia 
(FIG.1). O tecnécio-99m é o produto do decaimento do molibdênio-99. Cerca de 
87,5% dos átomos de molibdênio-99 de uma amostra desintegram-se por emissão 
de radiação )(
−β
 originado núcleos de 99mTc, que por sua vez, desintegram-se por 
emissão de radiação gama a 99Tc, o qual se desintegra a 99Ru estável 
(SAHA,1998). 
 
 
 
 FIGURA 1. Transição isomérica do tecnécio-99m para tecnécio-99. 
Fonte: MARQUES et al .,2001. 
 
 
 
 
Dessa forma o 99Mo/99mTc formam um par radioativo de equilíbrio transiente, 
já que o tempo de meia-vida físico do pai é cerca de dez vezes maior que a do filho. 
Esse equilíbrio possibilita a fabricação do sistema gerador de radionuclídeo de 
99Mo/99mTc (ARAUJO, 2005). 
 
 4.2 Sistema Gerador de Molibdênio-99/Tecnécio-99m 
 
Por meio de um sistema gerador de 99Mo/99mTc, o elemento tecnécio-99m 
pode ser facilmente disponibilizado no hospital, ou serviço de medicina Nuclear. O 
gerador consiste de um sistema fechado, composto por uma coluna cromatográfica 
de óxido de alumínio (Al2O3), na qual é depositada uma atividade conhecida de 99Mo 
(FIG.2). O 99Mo desintegra-se na coluna e origina-se o 99mTc. Fazendo-se passar 
através da coluna uma solução salina estéril (solução de NaCl 0,9%), coleta-se no 
líquido eluente somente o tecnécio-99m na forma de pertecnetato de sódio 
(Na+TcO4-), enquanto que o 99Mo permanece adsorvido à coluna de alumina 
(SAHA,1998). 
 
 
FIGURA 2. Imagem externa e interna do gerador seco de 99Mo/99mTc de coluna cromatográfica. 
Fonte: IPEN-TEC; THRALL et al., 2003. 
 
Após um período de crescimento ideal (aproximadamente 24horas), o gerador 
pode ser novamente eluído com rendimento teórico máximo de tecnécio-99m. A vida 
útil desse gerador pode variar de uma semana a 15 dias, dependendo da carga 
inicial de 99Mo. A cada dia, uma atividade menor de tecnécio-99m é eluída, devido 
ao próprio decaimento do elemento pai. A própria solução de pertecnetato de sódio 
 
 
eluída do gerador constitui-se em um radiofármaco. Administrada intravenosamente, 
permite a aquisição de imagens das glândulas tireóide e salivar, sendo também 
utilizada em estudos de fluxo sanguíneo e pesquisas de sangramento oculto. 
Entretanto, a grande utilidade da solução de Na99mTcO4 está no seu uso na 
marcação de moléculas, resultando em diversos radiofármacos com especificidade 
por diferentes órgãos e sistemas do organismo (ARAUJO, 2005). 
Várias moléculas são excelentes ligantes para o tecnécio-99m com aplicação 
em Medicina Nuclear diagnóstica. Uma classe importante de ligantes é representada 
por compostos fosforados como o pirofosfato (H4P2O7), um dímero anidro do orto-
fosfato; o etano-1-hidroxi-1,1-bifosfonato (HEDP ou EHDP) e o metileno-difosfonato 
(MDP) (Murphy e Ferro Flores, 2003; SAHA,1998; Wel e Redvanty, 2003) a estrutura 
química desses compostos podem ser visualizados na (FIG.3) a seguir: 
 
FIGURA 3. Estruturas de compostos fosforados para marcação com 99mTc: pirofosfato (H4P2O7); 
metileno-difosfonato (MDP); etano-1-hidroxi-1,1-bifosfonato (EHDP). 
Fonte: ARAUJO, 2005. 
 
O radiofármaco de MDP-99mTc, por exemplo, deposita-se no osso sadio, com 
preferências por áreas de crescimento ósseo. Processos inflamatórios e tumores 
ósseos concentram o radiofármaco em maior quantidade e podem ser facilmente 
diagnosticados por meios de imagens ósseas cintilográficas de corpo inteiro (FIG.4). 
O radiofármaco MDP-99mTc é um dos mais utilizados em medicina nuclear, 
particularmente na pesquisa de metástases ósseas em pacientes de câncer 
(ARAUJO, 2005). 
 
 
 
 
FIGURA 4. Aquisição de imagens de cintilografia óssea de corpo inteiro com (metileno difosfonato), 
MDP- 99mTc, com o qual é realizada a cintilografia óssea, entre outros exames. 
Fonte: RAMATY, 2007. 
 
 4.3 Controle de Qualidade dos Radiofármacos 
 
Antes de serem comercializados, os geradores passam por um controle de 
qualidade rigoroso. Esse controle é necessário para garantia de uma boa prática 
médica e atende aos requisitos do governo federal e da Joint Commission on 
Helthcare Organizations (JCHO) (THRALL et al., 2003). 
O controle de qualidade é feito somente no Instituto de Pesquisas Energéticas 
e Nucleares (IPEN-TEC), não estando disponível nas clínicas especializadas em 
exames de imagem. 
Apesar da praticidade do uso do radioisótopo a partir do seu sistema gerador, 
as reações de complexação do mesmo com o fármaco podem não ser tão eficientes 
em conseqüência da qualidade do eluato, dos componentes dos “Kits” ou até 
mesmo dos procedimentos utilizados nas marcações. Neste caso, a ineficiência do 
procedimento de eluição pode dar origem a impurezas radioquímicas, tais como: o 
próprio pertecnetato decorrente da sua não redução, o óxido de tecnécio (TcO2), 
também denominado de tecnécio hidrolisado e reduzido (TcHR), impurezas 
decorrentes da redução e não complexação do metal e de outras espécies 
reduzidas com arranjos diferentes do desejado (MARQUES et al.,2001). 
 Os principais parâmetros avaliados no controle de qualidade do eluato são 
descritos em termos do grau de pureza radionuclídica, química e radioquímica. 
 
 
 
 4.3.1 Pureza Radionuclídica 
 
Qualquer impureza radionuclídica é indesejável, podendo expor o paciente a 
uma dose extra de radiação desnecessária. O radionuclídeo contaminante mais 
comum é o molibdênio devido seu tempo de decaimento ser maior, e a sua 
determinação é importante para prevenir exposição da radiação beta. A quantidade 
de 99Mo esta sujeita a limites estipulados pela Nuclear Regulatory Commission 
(NCR), devendo ser testado a cada eluição. Para determinar a impureza 
radionuclídica o eluato é colocado numa blindagem de chumbo de 6 mm, 
determinando a atividade de 99Mo existente no mesmo. Desse modo é obtido uma 
leitura que representa a metade do valor total da amostra (MARQUES et al .,2001). 
 
 4.3.2 Pureza Química 
 
Outro controle de qualidade importante é a detecção da pureza química que 
consiste em avaliar no eluato a presença de alumina da coluna. A avaliação é feita 
através do teste calorimétrico, a reação ocorre por complexação do íon por agentes 
quelantes, levando a formação de um composto colorido (MARQUES et al .,2001). A 
concentração máxima permitida é de 10 µg/mL de alumina ,que é comparada com a 
amostra proveniente do eluato ;a cor do eluato tem que ser menos intensa que a cor 
padrão. No teste calorimétricoé feito somente avaliação qualitativa através de 
comparação. O excesso de alumina interfere na distribuição de alguns 
radiofármacos como, por exemplo, o 99mTc-metildifosfonato, sugerindo um aumento 
na atividade hepática (THRALL et al ., 2003). 
 
 4.3.3 Pureza Radioquímica 
 
Cada radiofármaco possui uma pureza radioquímica em torno de 90%. A 
presença dessas impurezas tem origem na decomposição do radiofármaco, pH, 
presença de agentes oxidantes ou redutores. No eluato, a valência desejável do 
99mTc 7+, na forma de pertecnetato (TcO4-). A padronização é feita pela United States 
Pharmacopeia (USP), e estabelece que no mínimo 95% do 99mTc presente no eluato 
esteja na valência 7+. Para melhor entender essa característica deve-se pensar que 
se 5% da atividade do 99mTc deve permanecer livre na forma de pertecnetato de 
 
 
sódio, os outros 95% correspondem a pureza radioquímica desejável, não havendo 
outras impurezas (THRALL et al .,2003). A tabela 1, abaixo mostra os limites 
estabelecidos pelos padrões farmacológicos dos E.U. A e da Europa usados como 
referência para os demais países. 
 
 
Tabela 1. Limites estabelecidos pela farmacopéia americana (USP-XXIII) e pela farmacopéia européia 
(EP) quanto á qualidade do eluato do gerador de 99Mo/99mTc (Marques et al.,2001). United States 
Pharmacopeia (USP); European Pharmacopeia (EP). 
 
Fonte: MARQUES et al.,2001. 
 
 4.4 Cintilografia 
 
A cintilografia é o método diagnóstico mais empregado em medicina nuclear 
que permite a visualização de órgãos pouco acessíveis à observação. Após a 
introdução no organismo de um radiofármaco com fixação seletiva no tecido a ser 
examinado, o paciente é colocado em uma câmara gama ou de cintilação que capta 
as emissões do isótopo radioativo usado para marcação. A obtenção da imagem 
cintilográfica é feita através de um software computacional que a reconstroem 
matematicamente fornecendo informações acerca da funcionalidade do órgão em 
estudo. Atualmente pode ser realizada cintilografia de praticamente todos os 
sistemas do corpo humano, usando um tipo de radiofármaco correspondente ao 
órgão de estudo desejado. 
 4.4.1 Câmara de Cintilação 
 
 A câmara gama é um equipamento geralmente constituído por um detector 
de raios gama, como um cristal de cintilação (mais frequentemente de iodeto de 
sódio NaI) ativado com tálio contido numa caixa escura, que transforma a energia de 
Parâmetro USP – XXIII EP 
 
 
Eficiência de eluição 
 
90% 
 
90-110% 
 
 
Pureza radionuclídica (99Mo) 
 
0,15µCi/mCi 
 
1,0µCi/mCi 
 
Pureza radioquímica 95% 95% 
 
Pureza química (Al+3 ) 10ppm 20ppm 
 
pH 4,0-7,0 4,0-8,0 
 
 
cada raio gama em muitos fótons de luz. Estes fótons são detectados com vários 
tubos fotomultiplicadores (FTM) que são oticamente acoplados. A corrente gerada 
por cada fotomultiplicador é posteriormente processada no circuito de 
posicionamento para calcular as coordenadas de x e y produzindo um valor de pulso 
Z. O pulso Z seleciona o sinal da faixa desejada e determina se o evento detectado 
deve ser usado para formação da imagem ou ser descartado. Se o evento 
relacionado ao pulso for aceito, ele será gravado espacialmente na localização 
determinada pelos pulsos x e y. Um colimador de chumbo é usado entre o paciente 
e o detector para eliminar raios gama que não tenham direção perpendicular a ele 
(o que torna as imagens mais nítidas). A produção da imagem ocorre com a ajuda 
de um computador, integrado ao equipamento (THRALL et al., 2003). 
 Verifica-se que os raios gama captados, são oriundos dos isótopos que 
constituem os radiofármacos assim como a quantidade do fármaco (eletivo) é 
absorvido conforme o metabolismo do órgão em estudo, constatando que esta 
modalidade de exame é de âmbito funcional. Um esquema simplificado da gama 
câmara pode ser vista na (FIG.5) e o equipamento como um todo na (FIG.6) à 
seguir: 
 
 
FIGURA 5. Esquema de uma câmara de cintilação. 
 Disponível em: http://www.fas.org/irp/imint/docs/rst/Intro/Part2_26d.html 
 
 
 
 
 
 
FIGURA 6. Gama câmara ou câmara cintilográfica. 
Disponível em: http://www.fas.org/irp/imint/docs/rst/Intro/Part2_26d.html 
 
 4.5 Principais Exames Cintilográficos Que Fazem Uso de Radiofármaco a 
Base de 99mTc. 
 
 A busca pela especificidade nos diagnósticos movimenta pesquisas no 
mundo todo para o desenvolvimento de novos radiofármacos, com grande interesse 
por radiofármacos de tecnécio-99m, em razão das propriedades físicas deste 
radionuclídeo, além da disponibilidade do uso através dos sistemas geradores e 
custo relativamente baixo. Nesse sentido, o conhecimento da química de 
coordenação do radionuclídeo é imprescindível para o desenvolvimento de tais 
radiofármacos (ARAUJO, 2005). 
 Atualmente existem aproximadamente 30 radiofármacos de tecnécio-99m 
(99mTc) sendo utilizados em Medicina Nuclear especialmente nas técnicas de 
cintilografia, gerando um volume de exames correspondentes a 80% da rotina clínica 
(MARQUES et al.,2001). Na tabela 2 podem-se verificar alguns exemplos de 
fármacos marcados com 99mTc e seus possíveis exames para cada caso. 
 
 
 
 
 
 
 
 
Tabela 2. Fármacos marcados com Tecnécio-99m. 
 
AGENTE 
 
APLICAÇÃO 
 
 
99mTc-enxofre coloidal 
 
Linfocintilografia 
 
 
99mTc-difosfonato 
 
Cintilografia óssea 
 
 
99mTc-gluco-heptonato 
 
Cintilografia renal 
 
 
99mTc-tetrofosmim 
 
Cintilografia de perfusão miocárdica 
 
 
99mTc-bicisato 
 
Cintilografia de perfusão cerebral 
 
 
99mTc-apctide 
 
 
Imagem de trombose venosa aguda 
 
Fonte: THRALL et al ., 2003. 
 
 4.6 Radioproteção 
 
 No ano de 1928, foi criada a Comissão Internacional de Proteção Radiológica 
“Internacional Commission on Radiological Protetion” (ICRP), é um órgão consultivo 
que fornece recomendações à proteção contra a radiação. As recomendações sobre 
os aspectos de proteção contra radiação ionizante, tratam somente da proteção ao 
homem (SILVA et al .,2003). As recomendações da ICRP pretendem servir de ajuda 
às agências reguladoras e consultivas, aos grupos de gerenciamento e aos 
profissionais que atuam em alguma área que envolva o uso de radiações ionizantes. 
A recomendação de que todas as exposições deveriam ser mantidas tão baixas 
quanto possível eram nas últimas décadas observadas, mas não aplicadas 
conscientemente. Desde então, maior ênfase tem sido colocada no requisito de 
manter todas as exposições “tão baixas quanto razoavelmente exeqüível, 
considerando fatores econômicos e socais” (ICRP-60; 2003). 
A ICRP recomenda o uso de grandezas dosimétricas definida pela Comissão 
Internacional de Medidas e Unidades de Proteção “International Commission on 
 
 
Radiation Units and Measurements” (ICRU), e estabelece relação dessas dosagens 
dosimétricas quanto ao tipo de energia e radiação incidente no organismo 
(SILVA et al., 2003). 
 
 4.6.1 Grandezas Dosimétricas 
 
 4.6.1.1 Dose Absorvida (D) 
 
A dose absorvida é a energia média depositada no tecido ou órgão, exposto a 
radiação, definida pela relação: 
m
D
d
d
 
ε
= 
 
 
 
Onde dε é a energia média depositada e dm corresponde ao volume da 
massa. A unidade no Sistema Internacional (SI) para dose absorvida é o gray (Gy), 
que corresponde à energia depositada de 1 joule/kg (SILVA et al., 2003). 
 
 4.6.1.2 Dose Equivalente 
 
Corresponde a dose de radiação absorvida, levando em consideração os 
danos da radiação com os vários tipos de tecido. É definida pela relação: 
 
 
 DW TR
 R
R
 ∑=H T 
 
Onde temos DTR que corresponde à dose média absorvida no tecido ou órgão 
T, para uma radiação R e o fator de pesoda radiação WR. No Sistema Internacional 
(SI) a unidade de dose equivalente é o Sievert (Sv), assim temos 1Sv que 
corresponde 1Joule/kg (SILVA et al., 2003). Quando a radiação é composta por 
vários tipos de energia com fatores de peso diferentes, a dose absorvida é dividida, 
cada um com seu próprio fator de peso, que no final serão somados para 
estabelecer a dose equivalente total (SILVA et al.,2003). 
 
 
 
A tabela 3 a seguir mostra os tipos de radiação relativos à sua energia e o 
fator de peso das mesmas. 
 
Tabela 3. Fatores de peso da radiação, WR. 
TIPOS DE RADIAÇÃO FAIXAS DE ENERGIA WR 
Fótons Todas as energias 1 
 
Elétrons Todas as energias 1 
 
Prótons > 2 Mev 5 
 
Partícula alfa, fragmentos de fissão e núcleos pesados Todas as energias 20 
Fonte: SILVA et al., 2003. 
 
 
 4.6.1.3 Dose Efetiva 
 
Para determinar a dose efetiva é feito um somatório dos respectivos fatores 
de peso do tecido com a dose equivalente em cada órgão e tecido do corpo. A dose 
efetiva, E, é definida pela relação: 
HWE T
 T
T
 ∑= 
 
Onde temos, HT como dose equivalente no tecido ou órgão e WT como fator 
de peso do tecido. A unidade no Sistema Internacional (SI) para dose efetiva é o 
Joule por quilograma, definido como o nome de Sievert. Temos então: 
Dose efetiva = Dose equivalente x Fator de peso do tecido (SILVA et al., 2003). A 
tabela 4, a seguir mostra os fatores de peso para tecido ou órgão. A (FIG. 7) ilustra a 
relação entre estas diferentes unidades: 
 
 
 
 
 
 
 
 
Tabela 4. Fatores de peso para tecido ou órgão. 
 
TECIDO OU ÓRGÃO 
 
WT 
 
 
Gônadas 
 
 
0,20 
 
Medula óssea 
 
0,12 
 
Cólon 
 
0,12 
 
Pulmão 
 
0,12 
 
Fígado 
 
0,05 
 
Esôfago 
 
0,05 
 
Superfície óssea 
 
0,01 
 
Restante 
 
0,05 
 
Para fins de cálculo, o restante é composto por: glândulas supra-renais, cérebro, intestino delgado, rins, 
pâncreas, baço, timo e útero. 
Fonte: SILVA et al.,2003. 
 
 
 
FIGURA7. Relação entre as grandezas dose absorvida, equivalente e efetiva. 
Fonte: BETTENCOURT et al., 1994. 
 
 4.7 Efeitos Biológicos da Exposição à Radioatividade 
 
Os efeitos biológicos das radiações estão essencialmente associados à 
transferência de energia para os tecidos. Os efeitos dependem do tipo de radiação, 
da sua energia, da dose recebida, das características dos tecidos e particularmente 
 
 
da fase de divisão celular entre outros fatores. As radiações podem causar dois tipos 
de efeitos no organismo: determinístico e estocástico. Os efeitos determinísticos são 
observados após pouco tempo de exposição, são também muitas vezes chamado 
de efeitos somáticos precoces ou simplesmente precoces. Estão relacionados ao 
mal funcionamento ou perda de função de tecidos ou órgãos, essencialmente devido 
à morte de um número significativo de células. Estes efeitos estão associados à 
exposição de doses elevadas de radiação. Para este existe um limiar de dose abaixo 
do qual a probabilidade de ocorrência do efeito é nula, e um segundo limiar a partir 
do qual a probabilidade de efeito é 100%. No entanto, atendendo à variabilidade da 
sensibilidade individual, a probabilidade de ocorrência de um determinado efeito 
varia entre estes dois limiares e por isso deixaram de se chamar efeitos não-
estocásticos, como anteriormente era usual. 
A (FIG. 8) mostra que a relação dose-freqüência para os tecidos tem a forma 
de uma curva sigmóide, onde o efeito torna-se mais freqüente a medida que a dose 
aumenta (BETTENCOURT et al .,1994). 
 
 
FIGURA 8. Relação dose-efeito para efeitos determinísticos em uma população. 
Fonte: BETTENCOURT et al., 1994. 
 
 
 Atendendo à existência de um limiar, os efeitos determinísticos 
eventualmente esperados na seqüência de uma exposição, quer que seja parcial ou 
total do organismo, são previsíveis. A forma da curva observada na (FIG.8) , assim 
 
 
como os limiares, variam, obviamente, de órgão para órgão. Por exemplo, a (FIG. 9), 
a seguir apresenta resumidamente os efeitos previsíveis em função das doses de 
exposição de corpo inteiro (BETTENCOURT et al., 1994). 
 
 
 
 
FIGURA 9. Efeitos determinísticos esperados em função da exposição. 
Fonte: BETTENCOURT et al., 1994. 
 
Os efeitos estocásticos podem surgir muito tempo após a exposição e incluem 
o aumento de risco de câncer e mutações hereditárias. Eles resultam de 
modificações provocadas a nível celular, nas cadeias de DNA e conseqüentemente 
alterando a estrutura cromossômica. Os efeitos estocásticos aparentam não ter um 
limiar de dose, admitindo-se que possam ser induzidos por doses muito baixas de 
radiação, e a probabilidade do seu aparecimento é uma função da exposição. 
Em condições normais, os efeitos determinísticos podem ser evitados 
mantendo as doses abaixo dos limiares que correspondem ao seu aparecimento. No 
que se refere aos efeitos estocásticos, apenas é possível reduzir a sua freqüência 
 
 
mantendo as doses tão baixas quanto possível. Não é porém, viável evitá-los 
totalmente , uma vez que, segundo se supõe, eles podem ocorrer mesmo em baixas 
doses. 
 
 4.8 Princípios Gerais Para Práticas 
 
O sistema de proteção radiológica é baseado nos princípios gerais de 
justificação, de otimização e da limitação de dose ou risco. Tais princípios fazem 
parte de um sistema coerente não podendo ser tratado de forma isolada (SILVA et 
al., 2003). 
 4.8.1 O Princípio de Justificação 
 
O princípio da justificação, refere-se às recomendações da ICRP, onde os 
benefícios da utilização das radiações sobressaem aos detrimentos (combinação da 
probabilidade de ocorrência de um efeito danoso á saúde e o grau de severidade 
deste efeito), incluindo processo de escolha entre as diversas opções de práticas 
(SILVA et al .,2003). 
 4.8.2 O Princípio da Otimização 
 
A otimização da prática consiste na utilização adequada e redução dos riscos 
da radiação, tanto para um indivíduo quanto para uma população. Onde a suposição 
de futuros malefícios cede lugar às reais grandezas dosimétricas, dose efetiva e 
dose coletiva. 
Convém ressaltar que a ICRP considera que o bom senso e as técnicas 
complexas de analise de custo – benefício, contribuam com a redução do detrimento 
associado à prática (SILVA et al.,2003). 
 
 4.8.3 O Princípio da Limitação de Dose Individual e de Risco 
 
A exposição de indivíduos deve ser submetida à limites de doses ou, no caso 
de exposições potenciais, sujeita a algum controle de risco. Objetivando assegurar 
que nenhum indivíduo seja exposto a riscos desnecessários. 
 
 
Os limites de doses têm sido utilizados de duas maneiras: Na aplicação em 
exposições ocupacionais, onde o limite de dose é visto como a restrição limitante 
sobre o planejamento e a operação de uma instalação, e no controle sobre cada 
acúmulo individual de dose, estruturando os procedimentos de proteção radiológica 
(SILVA et al.,2003). 
 
 
5 CONSIDERAÇÕES FINAIS 
 
A Medicina Nuclear é uma especialidade médica que utiliza elementos 
radioativos com finalidade terapêutica e diagnóstica. Para estudos diagnósticos é 
necessário que a radiação esteja numa faixa adequada para os sistemas de 
detecção. A cintilografia é o método diagnóstico mais empregado, a concentração do 
radiofármaco é observada através da obtenção por imagem cintilográfica que mostra 
a funcionalidade do sistema em estudo. O radioisótopo mais utilizado em medicina 
nuclear é o tecnécio-99m devido suas características física ideais, praticidade de 
obtenção. Entretanto, a obtenção deste, deve ser acompanhada por profissionais 
qualificados e por uma metodologia segura, para identificar e reduzir eventuaisproblemas durante a preparação e manipulação dos radiofármacos. 
Vale enfatizar que o conhecimento dos níveis de dose em radioproteção é um 
passo importante para avaliação dos riscos associados à exposição. Avaliar o risco-
benefício do exame é imprescindível para assegurar que nenhum indivíduo seja 
exposto à radiação desnecessária. Os níveis recomendados não expressam níveis 
absolutamente sem riscos e sim níveis que representam um risco aceitável. 
 
 
 
6 REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS 
 
ARAUJO, Elaine Bortoleti de et al. Garantia da qualidade aplicada à produção de radiofármacos. 
Rev. Bras. Cienc. Farm, v. 44, n. 1, p. 1-12, 2008. 
 
ARAUJO, E.B.A. Utilização do elemento Tecnécio-99m no diagnóstico e patologias e disfunções 
dos seres vivos. Cadernos temáticos de Química Nova na Escola,n.6,Jul.2005. 
 
 
BETTENCOURT, A.O., OLIVEIRA, J.C., Sérgio R. Centrais Nucleares em Portugal: Projecto 
de Livro Branco. Ministério da Indústria e Tecnologia, 1978. 
 
ESQUEMA de uma câmara de cintilação. Disponível 
em:http://www.fas.org/irp/imint/docs/rst/Intro/Part2_26d.html. Acesso em: 2008. 
 
 
GAMA câmara ou câmara cintilográfica. [2006?].Disponível 
em:http://www.fas.org/irp/imint/docs/rst/Intro/Part2_26d.html. Acesso em: 2008. 
 
 
MARQUES, F.L. OKAMOTO, M.R.Y. BUCHPIGUEL, C.A. Alguns aspectos sobre geradores e 
radiofármacos de tecnécio-99m e seus controles de qualidade. Radiol. Brás, V.34, n.4, p.233-
239, 2001. 
 
 
MARQUES, F.L.N. Os primórdios da radioquímica. Ciência Hoje, p.87, jul. 2002. 
 
MURPHY, C.A.;FERRO-FLORES,G. Compuestos de tecnecio. México: Instituto Nacional de 
Ciencias Médicas Nutrición.Salvador Zubirán, 2003. 
 
 
SAHA, G.B. Fundamentals of nuclear pharmacy. 4.ed. EUA: Springer, 1998. 
 
SILVA, T.A. PEIXOTO, J.G.P. JESUS, E.F.O.de .Sinopse das recomendações de 1990 da 
Internetional Commission on Radiological Protection.Rio de Janeiro:Programa de Engenharia 
Nuclear,2003. 
 
 
THRALL, Jomes H; ZIGSSMAN, Marvey A. Medicina Nuclear. 2. ed. Rio de Janeiro: Guanabara 
Koogam, 2003.