Estudios radioquímicos para la producción de GA-67

Abstract

En este trabajo se llevó a cabo el estudio y la caracterización, desde un punto de vista radioquímico, del método de producción de Citrato de Galio-67 para aplicaciones clínicas, en el Ciclotrón de Producción del Centro Atómico Ezeiza. La reacción nuclear que se emplea en este proceso es: Zn-68 (p, 2n) Ga-67, sobre blancos de Zn enriquecido en Zn-68, si bien las pruebas se realizaron con zinc natural, debido a los elevados costos del primero. El Ga-67 se utiliza en gammagrafía planar y SPECT por ser un emisor gamma cuyas emisiones son adecuadas para esta técnica. En los últimos años se ha mejorado la calidad y precisión de las imágenes debido al perfeccionamiento en el procesamiento electrónico y a la intercomparación de las imágenes tomadas individualmente con cada uno de los tres picos de máxima intensidad. Es aún un nucleído efectivo en los hospitales que no poseen un generador de imágenes PET, pero sí poseen un SPECT o equipos de gammagrafía planar siendo los costos de operación menores. El estudio llevado a cabo estuvo orientado a abordar una gran variedad de aspectos del proceso, empleando fundamentalmente la técnica de espectrometría gamma de alta resolución mediante la medición y el análisis de muestras de las distintas etapas del proceso. Los temas considerados fueron: el análisis cualitativo de las muestras, el estudio de las condiciones de disolución del blanco, la caracterización del perfil de elución del Ga-67, el estudio tanto de los rendimientos de Ga-67 como el porcentaje de recuperación de citrato de galio y el análisis de muestras de pureza diferida. Como resultado del análisis cualitativo de las muestras se observó que las impurezas encontradas provienen de reacciones nucleares sobre isótopos del zinc natural e impurezas del material del blanco. En las condiciones de proceso no se espera su formación, y además la separación radioquímica permite una adecuada purificación del producto. Las condiciones de disolución del blanco fueron modificadas, el medio de ataque que inicialmente era HCl 12 N fue cambiado a 10 N, lo que mejora las condiciones de operación del módulo. En cuanto a la elución del Ga-67 de la columna de separación, el porcentaje de recuperación es cercano al 80 %, en un volumen de 20 ml. Los rendimientos de Ga-67 obtenidos se encuentran en buena concordancia con los valores de literatura y los cálculos teóricos, considerando solamente la reacción nuclear y la etapa de disolución del blanco. Los rendimientos asociados a la separación radioquímica en columna en general fueron mayores al 80 %. Para la etapa de evaporación y recuperación como citrato de galio, se obtuvieron rendimientos muy variables, por lo tanto será necesario continuar trabajando en su mejora. En estas condiciones, el rendimiento global de proceso se encuentra limitado por la fase de evaporación y recuperación. En vista del estudio y caracterización realizados, desde un punto de vista radioquímico, sobre el proceso de producción de citrato de Ga-67, se concluye que el método utilizado en el Ciclotrón de Producción del Centro Atómico Ezeiza es una alternativa viable para la obtención de este radionucleído con miras a sus aplicaciones clínicas.