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UNIVERSITÀ DEGLI STUDI DI CATANIAFACOLTÀ DI SCIENZE MATEMATICHE, FISICHE E NATURALI

DIPARTIMENTO DI FISICA ED ASTRONOMIA

Master Universitario di II livello inMONITORAGGIO DELLE RADIAZIONI IONIZZANTI E NON IONIZZANTI

E RISCHIO AMBIENTALEPROGETTO CIP n. 2007.IT.051.PO.003/IV/12/F/9.2.14/1368 - CUP n. E65C10000850009

Direttore: Prof. Antonio Triglia

A.A. 2010-2011Catania - luglio 2012

I CONTROLLI DI QUALITÀ IN MEDICINA NUCLEARE

SALVATORE PRIVITERA

UNIVERSITÀ DEGLI STUDI DICATANIA

Unione EuropeaFondo Sociale Europeo

"Investiamo per il vostro futuro"

REGIONE SICILIANAAssessorato Regionale dell'Istruzione

e della Formazione ProfessionaleDipartimento Regionale dell'Istruzione

e della Formazione Professionale

Ministero del Lavoroe delle Politiche Sociali

SICILIAFONDO SOCIALE EUROPEOPROGRAMMA OPERATIVO 2007-2013

Dott. G. ManninoA.O.U. Policlinico V. EmanueleCatania

Prof. S. Lo NigroUniversità degli Studi di Catania

Tutor:

Sei tu che mi hai detto di essere cresciuto come un gigantein mezzo ai nani. Ora è tempo che ti comporti come tale.

Grant Morrison, Joe the Barbarian.

Ai miei genitori. Per non aver cambiato la serratura di casa quando mihanno visto tornare con le valigie in mano e le pive nel sacco.A Paolo Borsellino. Morto per un Paese che non ne meritava la vita.A Leila. Per la birra giapponese scaduta ed i sorrisi.

Indice

Elenco delle �gure ix

Elenco delle tabelle xi

Sommario xiii

Ringraziamenti xv

1 Introduzione 1

1.1 Premessa . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 11.2 Finalità . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 21.3 Articolazione della tesi . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 2

2 Normativa italiana e comunitaria 3

2.1 Normativa italiana . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 32.2 Normativa comunitaria . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 5

3 La diagnostica medico-nucleare 7

3.1 Principi di funzionamento . . . . . . . . . . . . . . . . . . 73.2 Tipologie di strumentazione . . . . . . . . . . . . . . . . 9

3.2.1 La gamma-camera convenzionale . . . . . . . . . 93.2.2 Il tomografo SPECT . . . . . . . . . . . . . . . . 11

3.3 I collimatori . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 133.3.1 Collimatori a fori paralleli . . . . . . . . . . . . . 133.3.2 Collimatori a fori convergenti o divergenti . . . . . 153.3.3 Collimatori a pin-hole . . . . . . . . . . . . . . . 15

3.4 Strumentazione in dotazione alla Struttura di MedicinaNucleare del Presidio Ospedaliero “Vittorio Emanuele” . . 16

v

4 Generalità sui radiofarmaci tecneziati 21

4.1 Produzione del radionuclide . . . . . . . . . . . . . . . . 214.1.1 Il generatore 99Mo/99mTc . . . . . . . . . . . . . . 21

4.2 Preparazione dei radio farmaci mediante kit freddi . . . . . 234.3 Radiofarmaci in uso presso la Struttura di Medicina Nu-

cleare dell’Ospedale “Vittorio Emanuele” . . . . . . . . . 244.3.1 Sodio pertecnetato iniettabile . . . . . . . . . . . . 244.3.2 Farmaci per lo studio della perfusione miocardica:

99mTc-Sestamibi e 99mTc-Tetrofosmina . . . . . . 254.3.3 Farmaci per lo studio della perfusione cerebrale . . 26

4.3.3.1 99mTc-HMPAO . . . . . . . . . . . . . 264.3.3.2 99mTc-ECD . . . . . . . . . . . . . . . 27

4.3.4 Farmaci per l’imaging osseo . . . . . . . . . . . . 284.3.4.1 99mTc-Ossidronato . . . . . . . . . . . . 28

4.3.5 Farmaci per lo studio della funzione renale . . . . 284.3.5.1 99mTc-DMSA . . . . . . . . . . . . . . 284.3.5.2 99mTc-MAG3 . . . . . . . . . . . . . . 294.3.5.3 99mTc-DTPA . . . . . . . . . . . . . . . 30

4.3.6 Farmaci per lo studio della funzione epatopiliare . 314.3.6.1 99mTc-Br-IDA . . . . . . . . . . . . . . 31

4.3.7 Farmaci per lo studio della perfusione polmonare . 324.3.7.1 99mTc-MAA . . . . . . . . . . . . . . . 32

5 I controlli di qualità 35

5.1 Controlli di qualità sull’eluato . . . . . . . . . . . . . . . 355.1.1 Purezza radionuclidica . . . . . . . . . . . . . . . 355.1.2 Purezza chimica . . . . . . . . . . . . . . . . . . 365.1.3 Resa di eluizione . . . . . . . . . . . . . . . . . . 37

5.2 Controlli di qualità sui radiofarmaci . . . . . . . . . . . . 375.2.1 Purezza radiochimica . . . . . . . . . . . . . . . . 385.2.2 Controllo visivo . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 38

6 La purezza radiochimica dei radiofarmaci prodotti me-

diante

kit 39

6.1 Metodica analitica . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 396.1.1 La cromatografia . . . . . . . . . . . . . . . . . . 396.1.2 La cromatografia su strato sottile . . . . . . . . . . 41

6.1.2.1 Misurazione della radioattività . . . . . 436.2 Rassegna di casi reali . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 44

6.2.1 Purezza radiochimica del 99mTc-Sestamibi . . . . 456.2.2 Purezza radiochimica del 99mTc-DTPA . . . . . . 476.2.3 Purezza radiochimica del 99mTc-HMPAO . . . . . 496.2.4 Purezza radiochimica del 99mTc-MAG3 . . . . . . 55

7 Considerazioni �nali 61

Bibliogra�a 63

Elenco delle �gure

3.1 Rappresentazione schematica di una Anger camera . . . . 103.2 Schema di funzionamento di un tomografo SPECT . . . . 123.3 Possibili configurazioni delle teste in un tomografo SPECT 123.4 Tomografi SPECT in dotazione alla Struttura di Medicina

Nucleare del Presidio Ospedaliero “Vittorio Emanuele” . . 173.5 Isolatori in uso presso la camera calda dell’ospedale “Vit-

torio Emanuele” . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 183.6 Contatore Geiger-Muller in uso presso la camera calda

dell’ospedale “Vittorio Emanuele” . . . . . . . . . . . . . 19

4.1 Funzionamento di un generatore 99Mo/99mTc . . . . . . . 224.2 Profilo di eluizione di un generatore 99Mo/99mTc . . . . . 234.3 Struttura chimica del complesso 99mTc-Sestamibi . . . . . 254.4 Struttura chimica del complesso 99mTc-Tetrofosmina . . . 264.5 Struttura chimica del complesso 99mTc-HMPAO . . . . . . 274.6 Struttura chimica del complesso 99mTc-ECD . . . . . . . . 274.7 Formula di struttura dell’acido idrossi-metilen-difosfonico

(HMDP) . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 284.8 Formula di struttura dell’acido dimercapto-succinico . . . 294.9 Struttura chimica del complesso 99mTc-MAG3 . . . . . . . 304.10 Formula di struttura dell’acido dietilen-triamino-penta-acetico 314.11 Formula di struttura della Mebrofenina . . . . . . . . . . . 31

6.1 Tipico cromatogramma per una miscela a due componenti 406.2 Fasi del processo TLC . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 426.3 Scanner gamma-cromatografico in uso presso l’ospedale

“Vittorio Emanuele” . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 44

ix

6.4 Gamma-cromatogramma del 99mTc-Sestamibi . . . . . . . 466.5 Gamma-cromatogramma del 99mTc-DTPA eluito in butan-

2-one . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 506.6 Gamma-cromatogramma del 99mTc-DTPA eluito in solu-

zione fisiologica . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 506.7 Gamma-cromatogramma del 99mTc-HMPAO ottenuto in

butan-2-one . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 536.8 Gamma-cromatogramma del 99mTc-HMPAO ottenuto in

soluzione fisiologica . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 536.9 Gamma-cromatogramma del 99mTc-MAG3 eluito in butan-

2-one . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 576.10 Gamma-cromatogramma del 99mTc-MAG3 eluito in solu-

zione fisiologica . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 57

Elenco delle tabelle

4.1 Dosimetria dei principali radiofarmaci utilizzati presso lastruttura di medicina nucleare del presidio ospedaliero “Vit-torio Emanuele” . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 33

4.2 Dosimetria dei principali radiofarmaci utilizzati presso lastruttura di medicina nucleare del presidio ospedaliero “Vit-torio Emanuele” (continua) . . . . . . . . . . . . . . . . . 34

6.1 Valori di purezza radiochimica del 99mTc-Sestamibi . . . . 486.2 Prove di riproducibilità della metodica analitica per il 99mTc-

Sestamibi . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 486.3 Valori di purezza radiochimica del 99mTc-DTPA . . . . . . 516.4 Prove di riproducibilità della metodica analitica per il 99mTc-

DTPA . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 516.5 Valori di purezza radiochimica del 99mTc-HMPAO . . . . 546.6 Prove di riproducibilità della metodica analitica per il 99mTc-

HMPAO . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 546.7 Valori di purezza radiochimica del 99mTc-MAG3 . . . . . 586.8 Prove di riproducibilità della metodica analitica per il 99mTc-

MAG3 . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 586.9 Validazione della metodica per il controllo della purezza

radiochimica del 99mTc-MAG3 (fonte ROTOP PharmakaAG) . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 59

xi

Sommario

Le norme di buona preparazione in medicina nucleare introdotte nellaXII edizione della Farmacopea Ufficiale della Repubblica Italiana rap-presentano un punto di svolta nella gestione delle attività in medicinanucleare.

Unitamente alle norme di buona prassi volte ad assicurare la radiopro-tezione del personale addetto nell’atto della manipolazione di sorgenti(schermate e non) di radiazioni ionizzanti, si pone sempre maggior at-tenzione ai controlli di qualità delle preparazioni radiofarmaceutiche. Talicontrolli, da effettuarsi prima della somministrazione al paziente, garanti-scono il rispetto dei principi di giustificazione delle pratiche di medicinanucleare.

La purezza radiochimica del farmaco, garantisce in particolare che ladose assunta dal paziente sia strettamente correlata ai fini diagnostici equindi giustificata, assumendo di conseguenza un ruolo centrale nel ri-spetto dei principi della radioprotezione.

Questo elaborato ha come obbiettivo principale quello di passare in ras-segna i fondamenti della diagnostica medico-nucleare e quindi analizzareda vicino la operazioni di controllo qualità svolte all’interno della strutturadi Medicina Nucleare del Presidio Ospedaliero “Vittorio Emanuele”; nellospecifico, parte del lavoro oggetto del presente elaborato è stato finalizza-to alla messa a punto di protocolli operativi per le operazioni di controlloqualità in linea con le normative comunitarie e nazionali attualmente vi-genti, al fine di garantire sia il buon esito della pratica diagnostica sia ilminor rischio per il paziente.

Ringraziamenti

Non è mai facile rendere quanto dovuto mentre ci si accinge a consegnareun lavoro che, a conti fatti, non è mai il risultato di uno sforzo individuale.Quella che segue è una, certamente parziale, lista di persone senza il cuicontributo queste pagine non sarebbero probabilmente state scritte.

Innanzitutto, non me ne vogliano gli altri, il mio primo pensiero va alDott. Giovanni Mannino, direttore dell’Unità Operativa di Fisica Sanita-ria del Presidio Ospedaliero “Vittorio Emanuele”, e al Dott. Filippo Mar-ranzano, Responsabile della Struttura di Medicina Nucleare del medesimopresidio, i cui inestimabili consigli ed i continui incoraggiamenti mi hannopermesso di far mio un argomento pressoché nuovo, sempre spingendomia migliorare il mio operato.

Un altro sentitissimo ringraziamento va a tutto il personale tecnico dellastruttura di Medicina Nucleare, in particolare a Massimo, Luigi e Paolo,per la collaborazione, l’assistenza e, soprattutto, la pazienza.

Ovviamente, non posso dimenticare le mie compagne di scrivania Adria-na e Grazia che, tra un caffè, una battuta e un panino, hanno permesso alleore di scorrere più velocemente.

Un ultimo saluto, va infine ad Andrea il quale, per mia fortuna, non hamai cucinato (e chi ha orecchie per intendere intenda...).

Sicuramente ho dimenticato qualcuno, ma tant’è...

1 Introduzione

1.1 Premessa

Nel corso degli ultimi due decenni, la medicina nucleare ha assunto unruolo sempre maggiore nell’ambito delle pratiche diagnostiche ospedalie-re.

In linea con i principi della ICRP (International Commision of Radia-tion Protection) le pratiche di medicina nucleare vanno ampiamente giu-stificate, in modo da garantire che i rischi legati all’esposizione alle radia-zioni ionizzanti, siano ampiamente controbilanciati dai benefici derivantidall’informazione diagnostica.

A tal proposito la radioprotezione del paziente è garantita dal D.Lvon.187 del 25.05.2000, attuazione della direttiva 97/43/EURATOM, cuisi aggiungono le Norme di Buona Preparazione in Medicina Nucleare,Primo Supplemento alla Farmacopea Ufficiale della Repubblica Italiana.L’entrata in vigore di queste ultime, a lungo prorogata, è avvenuta in viadefinitiva nel Luglio 2011, rendendo obbligatori i controlli di qualità sullepreparazioni radiofarmaceutiche.

In linea con le disposizioni di legge, la struttura di Medicina Nuclearedell’Ospedale “Vittorio Emanuele”, sotto la guida dell’Unità Operativa diFisica Sanitaria, si è dotata di un piccolo laboratorio di controllo qualità alcui interno sono state svolte buona parte delle attività oggetto del presentelavoro di tesi.

CAPITOLO 1 INTRODUZIONE

1.2 Finalità

Sulla base delle attività svolte durante il periodo di tirocinio, condottoall’interno dell’U. O. di Fisica Sanitaria e della Struttura di Medicina Nu-cleare del Presidio Ospedaliero “Vittorio Emanuele” di Catania, la presen-te tesi si propone di illustrare gli aspetti più salienti delle attività di control-lo qualità dei radiofarmaci tecneziati utilizzati all’interno della strutturaospitante.

1.3 Articolazione della tesi

Il presente lavoro è suddiviso in sette capitoli, con la presente introduzionea costituirne il primo.

Il secondo capitolo è costituito da una breve rassegna della normativaconcernente la radioprotezione in ambito sanitario, con particolare atten-zione alle normative comunitarie concernenti l’impiego di farmaci marcaticon radionuclidi.

Il terzo capitolo riassume i principi di funzionamento delle tecniche dia-gnostiche medico-nucleari a singolo fotone, comprese quelle in uso pressola struttura di medicina nucleare dell’Ospedale “Vittorio Emanuele”

Il quarto capitolo entra nel merito dei radiofarmaci tecneziati, analiz-zando le tecniche di produzione del radionuclide nonché le caratteristichedei farmaci di maggior uso presso la struttura ospitante.

Il quinto capitolo descrive brevemente i controlli di qualità da effettuaretanto sul generatore del radionuclide, quanto sui radiofarmaci finiti.

Il sesto capitolo, dopo aver introdotto i principi teorici e operativi su cuisi basa la tecnica analitica adoperata per i controlli di purezza radiochi-mica, passa in rassegna i risultati dei controlli di qualità effettuati duran-te l’attività di tirocinio, con particolare attenzione a quelli maggiormenteesemplificativi della reale attività della struttura.

Il settimo ed ultimo capitolo riporta infine le conclusioni del lavorosvolto.

2

2 Normativa italiana e

comunitaria

2.1 Normativa italiana

Il D.Lgs 178 del 29/5/1991, successivamente integrato dal D.Lgs 44 del18/2/1997, emesso a “Recepimento delle direttive della Comunità econo-mica europea in materia di specialità medicinali” reca, all’Art. 1, com-ma 1: “È da intendersi come medicinale ogni sostanza o composizionepresentata come avente proprietà curative o profilattiche delle malattieumane od animali, nonché ogni sostanza o composizione da somministra-re all’uomo allo scopo di stabilire una diagnosi medica o di ripristinare,correggere o modificare funzioni organiche”.

Già in base a tale definizione il radiofarmaco è indubbiamente da con-siderarsi un medicinale. L’Art. 21, titolato “Disposizioni particolari per iradiofarmaci” afferma esplicitamente: “Sono sottoposti alla disciplina delpresente decreto i radiofarmaci per uso umano, ad eccezione dei radionu-clidi utilizzati in forma preconfezionata”.

L’Art. 21 precisa inoltre che per radiofarmaco si intende “Qualsiasimedicinale che, quando è pronto per l’uso, include uno o più radionuclidi(isotopi radioattivi) incorporati a scopo sanitario” e definisce generatori,kit e precursori richiamando la necessità che essi, così come i radiofarmaciprodotti industrialmente, siano dotati di autorizzazione alla immissione incommercio (AIC).

Dal momento però che il radio farmaco, per sua stessa natura, è ancheuna sorgente di radiazioni ionizzanti, nel suo impiego bisogna anche tenerconto delle norma di radioprotezione atta a salvaguardare tanto il pazientequanto l’operatore. In particolare, la Radioprotezione a tutela dei pazien-

CAPITOLO 2 NORMATIVA ITALIANA E COMUNITARIA

ti, è oggetto del D.Lvo n.187 del 25.05.2000, attuazione della direttiva97/43/EURATOM che insieme al decreto n.230/95 e alle disposizioni in-tegrative contenute nei D.Lvo n.241/00 e n.257/01, costituiscono un corpounico nel settore dell’impiego delle radiazioni ionizzanti.

La farmacopea prevede inoltre che tutte le preparazioni iniettabili sia-no sterili. Pertanto, la sterilità deve essere garantita indipendentementedalle operazioni che si devono compiere prima della somministrazione.Nei casi più semplici, quando il radiofarmaco è pronto all’uso, la sterili-tà è garantita dal produttore e dalla corretta modalità di somministrazione.Quando il radiofarmaco deve essere invece preparato immediatamente pri-ma dell’uso (ad esempio, radiofarmaci ottenuti mediante kit), la tecnica ele condizioni operative devono garantirne la sterilità. In base agli “Ar-gomenti generali sulla sterilità” (Farmacopea Ufficiale della RepubblicaItaliana, XII edizione, Cap. 5.1) per le preparazioni ad alto rischio, le nor-me di buona preparazione dei radiofarmaci limitano la manipolazione deiprodotti sterili (che non possono essere sottoposti a sterilizzazione termi-nale) in una zona di lavoro a flusso unidirezionale laminare di grado A (adesempio, cappa a flusso laminare), inserita in una zona di grado B (cioècamera bianca), oppure in un isolatore di classe A (dotato di filtri HEPA)in una zona di grado D, soluzione quest’ultima adottata nella camera caldadell’ospedale “Vittorio Emanuele”.

A completare il quadro normativo, le Norme di Buona Preparazionein Medicina Nucleare, pubblicate nel Primo Supplemento alla dodicesi-ma edizione della Farmacopea Ufficiale della Repubblica Italiana, recanoun insieme di norme tecniche pertinenti la preparazione dei radiofarma-ci cui le strutture di medicina nucleare devono attenersi per ottemperarealle disposizioni del D.M. 30/03/2005, ivi compresi i controlli di qualitàda effettuarsi sulle preparazioni radiofarmaceutiche, siano esse semplici ocomplesse. Al 1 Luglio 2011, è scaduto il termine ultimo per l’entrata invigore delle Norma, stabilito dal D.M. 24/06/2010, rendendo quindi talicontrolli obbligatori per tutte le strutture di medicina nucleare.

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2.2 Normativa comunitaria

Per quanto attiene alla normativa comunitaria, il testo di riferimento è lasettima edizione della Farmacopea Europea. Emanata per la prima vol-ta dal Consiglio d’Europa nel 1964, è attualmente il testo di riferimentodi trentacinque paesi europei, tra cui l’Italia, facendo da modello per lefarmacopee nazionali.

La Farmacopea Europea definisce i requisiti di purezza e attività diun’ampia gamma di prodotti radiofarmaceutici, siano essi utilizzati a finidiagnostici o terapeutici.

Nello specifico, l’edizione attualmente in vigore contiene:

• Due monografie generali

– la prima che descrive i principi e i metodi da applicare neirispettivi paragrafi delle monografie individuali

– la seconda consistente in una tabella delle caratteristiche fisi-che dei radioisotopi menzionati nella farmacopea stessa

• Cinquantasei monografie su specifici radiofarmaci, di cui:

– Quarantasei monografie dedicate ai radiofarmaci “convenzio-nali” suddivise in:

* Diciotto monografie dedicate a radiofarmaci marcati con99mTc

* Undici monografie dedicate a radiofarmaci marcati con123I o 131I

* Diciassette monografie dedicate a radiofarmaci marcaticon 32P, 89Sr, 3H, 51Cr, 57Co, 58Co, 67Ga, 111In, 81mKr,201Tl o 133Xe

– Dieci monografie dedicate a radiofarmaci marcati con radio-nuclidi emettitori di positroni.

I requisiti di qualità e i metodi di analisi contenuti nelle monografie so-no da considerarsi obbligatori per qualunque produttore farmaceutico che

5


operi in paesi che adottano la farmacopea. Nello specifico, ciò significache:

• La qualità di radiofarmaci spediti alle strutture ospedaliere sotto for-ma di medicinali “pronti all’uso” (ad esempio 201TlCl deve esseregarantita alla fonte, cioè dal produttore

• La qualità dei radiofarmaci ottenuti mediante marcatura in loco dikit farmaceutici (principalmente radiofarmaci a fase di 99mTc) vaverificata a cura della struttura ospedaliera ricevente, sulla base del-le indicazioni fornite dalla ditte produttrice, che comunque si con-fanno alle disposizioni contenute nelle monografie della farmacopeastessa.

Affinché un farmaco possa essere considerato di qualità adeguata aglistandard della farmacopea Europea, è necessario che questo soddisfi tut-ti i requisiti stabiliti nelle monografie pertinenti. Previa autorizzazionedi un’autorità competente (ad esempio l’Agenzia Italiana del Farmaco),la qualità di un farmaco può infine essere testata con metodi alternati-vi a quelli proposti dalla Farmacopea Europea, ammesso che si possadimostrare incontrovertibilmente che questi metodi forniscano gli stessirisultati di quelli ufficiali.

6

3 La diagnostica

medico-nucleare

3.1 Principi di funzionamento

La scintigrafia è una tecnica della medicina nucleare che permette la mi-sura in vivo della concentrazione locale di radiofarmaci che emettono rag-gi γ singoli. Si tratta dunque di una tecnica di imaging “in emissione”.Infatti, al contrario delle cosiddette tecniche “in trasmissione”, come laradiografia a raggi X o la TAC, dove i fotoni vengono emessi da una sor-gente esterna e vengono rivelati dopo aver attraversato il corpo in esame,nella scintigrafia i fotoni vengono emessi in seguito al decadimento γ diun radioisotopo presente all’interno del corpo stesso. Nel decadimentoγ , un nucleo eccitato passa a uno stato a minore energia emettendo unaradiazione elettromagnetica sotto forma di un raggio γ . La stima dellaconcentrazione locale dei radiofarmaci avviene dunque attraverso la mi-sura dell’intensità della radiazione gamma emessa nel decadimento dellasostanza radioattiva, che è legata alla densità di attività locale ρ(x,y,z)del radioisotopo stesso. Quella che si ottiene sarà dunque un’immaginefunzionale che fornisce informazioni sulla distribuzione spaziale e sull’in-tensità dei processi biologici, metabolici o molecolari che coinvolgono ilradiofarmaco utilizzato.

Il modo più semplice di visualizzare la distribuzione ρ(x,y,z) è quellodi produrre una cosiddetta immagine proiettiva bi-dimensionale della di-stribuzione stessa. Questa è, ad esempio, la tecnica utilizzata in radiografiaa raggi X. In radiografia la direzione di propagazione dei raggi X, lungo laquale avviene la proiezione, è determinata dalla posizione della sorgentee dal punto di interazione nel rivelatore. Invece, nel caso dell’imaging a

CAPITOLO 3 LA DIAGNOSTICA MEDICO-NUCLEARE

emissione di singoli fotoni, i raggi γ vengono emessi in maniera isotro-pa nello spazio (cioè in tutte le direzioni). Per ottenere una immagine diproiezione occorre dunque selezionare fisicamente la direzione dei fotoniche incidono sul rivelatore. Tipicamente si selezionano quei fotoni chevengono emessi parallelamente tra loro lungo una direzione ortogonale alrivelatore stesso. Questa funzione di “selezione” è svolta da un opportuno“collimatore” costituito da una piastra di materiale che attenua fortemen-te i raggi γ (ad esempio piombo) dove sono praticati dei fori paralleli traloro. In questo modo possono attraversare il collimatore solo quei fotoniemessi nella direzione dell’asse dei fori, mentre i fotoni aventi una dire-zione inclinata rispetto a questi vengono assorbiti nel materiale presentetra i fori stessi (setti).

L’immagine proiettiva si ottiene misurando il numero di fotoni Nγ emes-si lungo una determinata linea ovvero: Nγ = k

∫L ρ(x,y,z)dl . Tale quantità

è chiamata “integrale di linea” della distribuzione ρ(x,y,z) lungo la dire-zione L, che nel nostro caso è data dalla direzione dell’asse dei fori del col-limatore. Il fattore k è un coefficiente di proporzionalità che tiene conto,ad esempio, dell’efficienza del processo di rivelazione. Ponendo, ad esem-pio, l’asse y lungo questa direzione, la precedente equazione si riduce a:Nγ(x,z) = k

∫L ρ(x,z,y)dy, che rappresenta un’immagine bidimensionale

in (x,z) ottenuta proiettando la distribuzione lungo l’asse y.

Si noti comunque che nella pratica il numero di fotoni misurati non èesattamente quello previsto dal modello di “integrale di linea”. Rispettoal caso ideale, il numero di fotoni misurati sarà infatti ridotto a causa del-le interazioni che i fotoni stessi possono avere nell’attraversare il corpodel paziente. I possibili meccanismi di interazione (che implicano quindiuna attenuazione del fascio di fotoni) sono: la diffusione Compton (doveil fotone viene deviato dalla sua direzione di volo e perde parte della suaenergia) e l’effetto fotoelettrico (dove il fotone viene completamente as-sorbito). Particolare attenzione deve essere posta a quei fotoni che sonostati diffusi, in quanto questi possono essere rivelati dalla gamma-camera.Tale interazione implica una deviazione del raggio γ rispetto alla sua dire-zione iniziale e, dunque, la perdita della correlazione tra la linea definitadal collimatore e il punto di emissione. Per evitare questa evenienza, tra

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i raggi γ registrati, quelli che hanno una energia minore del valore dell’e-nergia caratteristica del raggio γ emesso dal radioisotopo in uso vengonosolitamente scartati. Infatti, la diminuita energia indica che il fotone hasubito un’interazione Compton, che può essere avvenuta nel paziente, maanche nel collimatore o nel rivelatore, prima di essere rivelato. Per taleragione tali eventi devono essere eliminati.

3.2 Tipologie di strumentazione

Nella pratica clinica, le tecniche di imaging ad emissione di singolo fotoneprevedono due modalità di acquisizione: planare e tomografica.

Tramite la tecnica planare è possibile acquisire una singola proiezionedella distribuzione del radiofarmaco. Nella pratica clinica ci si riferisce aquesta tecnica con il nome di scintigrafia.

Tramite una tomografia è invece possibile rilevare la distribuzione delradiofarmaco in tre dimensioni a partire da un insieme di proiezioni pla-nari acquisite a vari angoli di rotazione attorno al paziente. La tecni-ca di imaging tomografico a emissione di singolo fotone viene chiamataSPECT.

Entrambe le tecniche si basano sullo stesso rivelatore: la gamma-camera.

3.2.1 La gamma-camera convenzionale

Nella sua forma convenzionale, una gamma-camera consiste in un col-limatore, in una lastra di un cristallo scintillatore accoppiato otticamen-te a un insieme di fotomoltiplicatori e in una elettronica di lettura e ac-quisizione dei dati. Tale assieme viene solitamente chiamato “testa dirivelazione”.

Il cristallo scintillatore è la parte attiva del processo di rivelazione deiraggi γ . La probabilità che un raggio γ di energia nota E interagisca conuno scintillatore di un dato materiale dipende dallo spessore del materialeattraversato e dal coefficiente di attenuazione lineare µ(E). Tale probabi-lità è data dalla seguente relazione che esprime il numero N(x) di fotoni

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che riescono ad attraversare uno spessore x di materiale, dato il numeroN0 di fotoni incidenti: N(x) = N0e−µ(E)x.

Il valore di µ(E) dipende dal numero atomico Z e dalla densità ρ delmateriale stesso e dall’energia E del fotone. Tale valore risulta solitamen-te tabulato in termini di µ(E)/ρ (coefficiente di attenuazione massico,espresso in cm2/g o in m2/kg).

Tipicamente come materiale scintillatore viene utilizzato ioduro di so-dio drogato con tallio (NaI(Tl)) il cui coefficiente di attenuazione massicoper fotoni da 140 keV vale 0,654 cm2/g.

Una volta emesso dal cristallo scintillatore, il fotone va rivelato in mo-do tale da valutarne energia e posizione di origine. Il fonorivelatore èconvenzionalmente detto “Anger camera”, dal nome di Hal Anger che laintrodusse nel 1958. La “Anger camera” (figura 3.1) è costituita da uninsieme di fotomoltiplicatori disposti su una griglia regolare a base esago-nale e accoppiati otticamente al cristallo scintillatore attraverso opportunecolle ottiche.

Figura 3.1: Rappresentazione schematica di una Anger camera

I segnali provenienti dai singoli fotomoltiplicatori vengono poi elabora-ti da un sistema elettronico e trasferiti a un computer per la loro successivaanalisi. Il valore dell’energia depositata dal raggio γ può essere ottenutodalla somma dei segnali elettrici provenienti dai singoli fotomoltiplicato-ri. Tale informazione serve inoltre come segnale di consenso per l’acqui-sizione, in quanto solo i segnali aventi un’intensità superiore ad un pre-determinato valore soglia che tenga conto dei fattori di attenuazione sonoconsiderati significativi e, dunque, acquisiti. D’altra parte, le coordinatex,y del punto di impatto del raggio γ nel cristallo possono essere determi-nate dalla distribuzione spaziale dei segnali registrati. La localizzazione

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spaziale è infatti ottenuta pesando la posizione dei fotomoltiplicatori coin-volti nell’evento, ciascuno con l’intensità del segnale da esso prodotto ecalcolando la media dei valori ottenuti.

La somma dei segnali provenienti dai fotomoltiplicatori è utilizzata perselezionare solo i fotoni aventi un’energia il cui valore rientra in uno o piùintervalli di energie. La selezione degli eventi tramite finestra energeticaserve a selezionare solo quei fotoni emessi dalla sorgente γ di interesse eche non hanno subito interazioni Compton nell’oggetto/paziente, in quan-to questi porterebbero a una degradazione della qualità dell’immagine.Solitamente la scelta dei valori ottimali della finestra energetica avvieneprima dell’inizio dello studio, in base alle caratteristiche del radioisotopoutilizzato e del sistema di rivelazione. A tal fine, il parametro caratteristicodi una gamma-camera è la risoluzione energetica.

3.2.2 Il tomografo SPECT

Quanto detto finora, si applica alle immagini di distribuzione planare diun radioisotopo. Nell’imaging planare a emissione, l’intensità osservatain una data zona dell’immagine è una funzione dell’attività radioattiva pre-sente lungo una nota direzione di propagazione. L’immagine risultante èdunque una proiezione bidimensionale della distribuzione tridimensionaledell’attività presente nel corpo.

Un tomografo SPECT è un sistema di imaging che consente la pro-duzione di immagini che rappresentano la distribuzione del radioisotopoin tre dimensioni. Ciò si ottiene ricombinando con un opportuno soft-ware una serie di immagini bidimensionali ottenute da diverse angolazioni(figura 3.2).

Un’acquisizione tomografica si considera “completa” quando sono sta-te acquisite le proiezioni da un certo numero di posizioni angolari su unarco di almeno 180°. Si noti infatti che dopo una rotazione di 180° ledirezioni di volo dei raggi γ che vengono acquisite sono le stesse dell’ac-quisizione a 0°, mentre ciò che cambia è il verso di propagazione deglistessi. Un tomografo SPECT è solitamente costituito da una o più teste,ciascuna accoppiata al relativo collimatore, poste in rotazione attorno al

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Figura 3.2: Schema di funzionamento di un tomografo SPECT

paziente. L’acquisizione può avvenire attraverso due modalità operative.La prima è quella a rotazione continua, in cui i rivelatori sono ruotati avelocità costante intorno al paziente e i dati sono quindi raggruppati in unnumero finito (tipicamente 64 o 128) di valori angolari (o proiezioni). Laseconda modalità, detta step-and-shoot, prevede un movimento a scatti avarie posizioni angolari predeterminate.

I sistemi SPECT differiscono l’uno dall’altro per il numero di teste uti-lizzate (figura 3.3), che tipicamente possono essere da una a tre, con unasensibilità che è solitamente direttamente proporzionale al numero di testeutilizzate.

(a) A testasingola

(b) A testadoppiaantero-posteriore

(c) A testadoppiaantero-laterale

(d) A testa tripla

Figura 3.3: Possibili configurazioni delle teste in un tomografo SPECT

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3.3 I collimatori

Diversamente dalla tecnica PET, la SPECT non ha limiti intrinseci di ri-soluzione spaziale. Le uniche limitazioni stanno nel trovare un ottimalecompromesso tra risoluzione spaziale e sensibilità, fattori entrambi di-pendenti dalle caratteristiche del collimatore utilizzato. Ne consegue chenell’imaging ad emissione di singolo fotone l’ottimizzazione del collima-tore e la scelta delle sue caratteristiche, anche in relazione alla specificaapplicazione, risultano il punto cruciale per la qualità dell’immagine.

I collimatori sono solitamente classificati in base al materiale di costru-zione, alla geometria, e alla forma e dimensione dei fori.

Idealmente un collimatore funziona come un filtro binario. Quando unfotone incide sul collimatore, questo può raggiungere il rivelatore sotto-stante solo se la sua direzione di volo rispetta le condizioni geometrichedefinite dai fori del collimatore stesso. Nella pratica si scelgono mate-riali ad alto numero atomico Z e ad alta densità ρ . I materiali più co-muni sono leghe di piombo (Z = 82, ρ = 11.3 g/cm3). Altri possibilimateriali sono leghe di tungsteno (Z = 74, ρ = 19.4 g/cm3) oppure oro(Z = 79, ρ = 19.3 g/cm3). Questi ultimi materiali sono comunque menoutilizzati del piombo, a causa della difficoltà di lavorazione del tungstenoe del costo dell’oro.

La geometria del collimatore definisce la condizione geometrica di ac-cettanza dei fotoni incidenti sulla gamma-camera. Esistono vari tipi dicollimatori, tra i quali è possibile citare: i collimatori a fori paralleli, a foriconvergenti o divergenti, e quelli a pin-hole.

3.3.1 Collimatori a fori paralleli

Un collimatore a fori paralleli consiste in un blocco di materiale in cui so-no praticati dei fori paralleli tra loro e perpendicolari al rivelatore. Si trattadella geometria più comunemente usata nella strumentazione, in quantofornisce ampi campi di vista e restituisce una proiezione in dimensionireali della distribuzione di attività all’interno del paziente.

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Idealmente un tale collimatore dovrebbe selezionare solo i raggi γ cheviaggiano in una direzione ortogonale al rivelatore. In pratica, a causa del-la dimensione finita della sezione dei fori, il collimatore accetterà fotonicon un angolo di incidenza compreso in un certo range di valori. Comeconseguenza immediata, aumentando la dimensione dei fori, così comeriducendone la lunghezza, si peggiora la risoluzione spaziale.

Per una maggiore praticità, i collimatori a fori paralleli per applicazionicliniche sono classificati non in base alla forma e dimensione dei fori eallo spessore e materiale dei setti, ma semplicemente in virtù della lororisoluzione spaziale ed efficienza relative e del loro range di energie diapplicazione. Questo semplifica la loro scelta in funzione dell’uso richie-sto, indipendentemente dal produttore del collimatore che può scegliereparametri diversi per ottenere le stesse o simili caratteristiche.

Generalmente si individuano quattro grandi categoria di collimatori afori paralleli[1]:

• Collimatori LEHR (Low Energy, High-Resolution): si utilizzanocon radioisotopi che emettono raggi γ di bassa energia per (ad esem-pio 123I e 99mTc) ottenere un’elevata risoluzione spaziale sacrifican-do la sensibilità.

• Collimatori LEGP (Low Energy, General-Purpose): si utilizzanocon radioisotopi che emettono raggi γ di bassa energia per ottenereun compromesso ottimale tra risoluzione spaziale ed efficienza.

• Collimatori MEGP (Medium Energy, General-Purpose): si utilizza-no con radioisotopi che emettono raggi γ di energia intermedia (adesempio 67Ga) per ottenere un compromesso ottimale tra risoluzio-ne spaziale ed efficienza

• Collimatori HEGP (High Energy, General-Purpose): si utilizzanocon radioisotopi che emettono raggi γ di alta energia (ad esempio131I) per ottenere un compromesso ottimale tra risoluzione spazialeed efficienza.

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3.3.2 Collimatori a fori convergenti o divergenti

Per alcune particolari applicazioni può essere utile utilizzare collimatoriche hanno fori che, anziché essere tra loro paralleli, sono tracciati lungodirezioni convergenti o divergenti. I collimatori a fori convergenti hannola caratteristica di ingrandire l’immagine dell’oggetto sul rivelatore. Sipossono dunque utilizzare solo su oggetti che hanno dimensioni inferioria quelle del rivelatore. Grazie alla loro particolare geometria, questi colli-matori sono intrinsecamente più efficienti di un collimatore a fori paralle-li. In virtù dell’aumento di efficienza e dell’ingrandimento dell’immagi-ne, tali collimatori possono essere utilizzati per ottenere un’immagine dioggetti relativamente piccoli con aumentata sensibilità o con una miglio-re risoluzione spaziale, a seconda dei parametri scelti per la costruzionedel collimatore. D’altro lato, i collimatori a fori divergenti sono inveceutilizzati in quei casi dove si voglia ottenere un’immagine di un oggettodi dimensioni superiori a quelle del rivelatore a disposizione. In entram-bi i casi, lo svantaggio principale consiste nel fornire immagini distortedella distribuzione di attività nel campo di vista, a causa del fatto che l’in-grandimento dipende dalla distanza della sorgente dal collimatore. Questofatto risulta particolarmente importante nell’imaging planare (dove si devecompensare mentalmente tale distorsione), mentre nella SPECT si può ov-viare attraverso un’accurata modellizzazione del collimatore da applicarenell’algoritmo di ricostruzione delle immagini.

3.3.3 Collimatori a pin-hole

Negli ultimi anni, specialmente nel campo dell’imaging ad alta risoluzio-ne, si sta diffondendo l’uso di collimatori a pin-hole. Questi consistono inun unico foro con una forma a doppio cono. Sebbene tramite questi col-limatori sia possibile ottenere un’elevata risoluzione spaziale, ad esempiosfruttando al massimo l’ingrandimento e utilizzando un pin-hole con unforo molto piccolo, il loro limite di applicazione consiste nel fatto chel’efficienza cala molto rapidamente all’aumentare della distanza tra il foroe l’oggetto. In questo caso, infatti, l’efficienza geometrica è data dalla fra-zione di angolo solido sottesa dal foro e vista da un certo punto del campo

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di vista. Così come l’efficienza, anche la dimensione del campo di vistadipende dalla distanza d dal collimatore. Infatti, il campo di vista di uncollimatore a pin-hole è definito dal cono proiettato dal rivelatore attraver-so il pin-hole stesso. In particolare, il campo di vista aumenta in modolineare con la distanza d, ma l’efficienza sarà maggiore per piccoli valoridi d dove il campo di vista è minimo.

3.4 Strumentazione in dotazione alla

Struttura di Medicina Nucleare del

Presidio Ospedaliero �Vittorio

Emanuele�

La struttura di medicina nucleare dell’ospedale “Vittorio Emanuele” di-spone di due tomografi SPECT a doppia testa “General Electrics MPSMillenium” dotati di collimatori a fori paralleli LEGP (figura 3.4 a e b) edi un tomografo SPECT a doppia testa “General Electrics Infinia” dotatodi collimatore a fori paralleli HEGP (figura 3.4 c). Tutti e tre gli strumentipossono operare sia nella configurazione antero-posteriore che in quellaantero-laterale.

Dei tre tomografi, uno è provvisto di collimatori paralleli ad alta energiaper l’uso di 131I, gli altri due di collimatori a bassa energia.

Oltre ai tre tomografi, la struttura dispone di una camera calda di classeD provvista di due isolatori “Commecer Eliza” di classe A (figura 3.5)uno per la preparazione dei radiofarmaci, l’altro per la manipolazione delmateriale autologo del paziente.

La radioattività nell’ambiente lavorativo, dovuto tanto alla manipola-zione delle sorgenti quanto alla presenza dei pazienti, è monitorata da unaserie di contatori Geiger-Muller “Commecer MA-GM” (figura 3.6).

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(a) (b)

(c)

Figura 3.4: Tomografi SPECT in dotazione alla Struttura di MedicinaNucleare del Presidio Ospedaliero “Vittorio Emanuele”

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(a) Banco di manipolazione dei radiofarmaci

(b) Banco di manipolazione per materiale autologo

Figura 3.5: Isolatori in uso presso la camera calda dell’ospedale “VittorioEmanuele”

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Figura 3.6: Contatore Geiger-Muller in uso presso la camera caldadell’ospedale “Vittorio Emanuele”

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4 Generalità sui

radiofarmaci tecneziati

4.1 Produzione del radionuclide

I radionuclidi utilizzati per la preparazione di radiofarmaci ottenuti permezzo di kit commerciali possono essere direttamente in soluzione sterile,apirogena dal produttore (ad esempio 90YCl3 o 111InCl3) o prodotti in locomediante eluizione di un generatore portatile come nel caso del 99mTc.

In entrambi i casi, è compito della struttura verificare che il radionuclidesoddisfi le caratteristiche di purezza garantita dal fornitore. Qualora ciònon accadesse, il prodotto va isolato, identificato e respinto secondo ledisposizioni di legge.

Allo stato attuale, oltre il 90% dai radiofarmaci usati a fini diagnosticisono marcati con 99mTc; ciò è dovuto:

• all’ampio intervallo di stati di ossidazione del Tc che permette laproduzione di una grande varietà di complessi;

• alle favorevoli proprietà fisiche dell’isotopo 99mTc (Eγ = 142 keV,T1/2 = 6.07 ore);

• alla semplicità di produzione dell’isotopo

4.1.1 Il generatore 99Mo/99mTc

Come già accennato, l’isotopo 99mTc viene prodotto per eluizione da ungeneratore 99Mo/99mTc (Figura 4.1). Questo è costituito da una colonnacromatografica impaccata di ossido di alluminio in cui il 99Mo è adsorbito

CAPITOLO 4 GENERALITÀ SUI RADIOFARMACI TECNEZIATI

sotto forma di ione permolibdato 99MoO 2–4 ; dopo un tempo di 67,7 ore,

il 99Mo decade a 99mTc, facendo sì che lo ione permolibdato si converta aione pertecnetato secondo la reazione:

99MoO 2–4 −−→ 99mTcO –

4 + β− + ν .

Lo ione pertecnetato così prodotto può essere facilmente estratto da unasoluzione di NaCl di concentrazione 0.9% P/V (soluzione fisiologica),venendo così estratto sotto forma di pertecnetato di sodio.

Come si vede dalla figura la colonna, inserita all’interno di un’opportu-na schermatura di piombo e sotto vuoto, è munita di due valvole. L’elui-zione avviene inserendo un flacone di soluzione fisiologica nella prima eduna fiala vuota nella seconda; la variazione di pressione farà sì che la so-luzione fisiologica passi attraverso la colonna riempiendo la seconda fialadi soluzione di pertecnetato di sodio.

Figura 4.1: Funzionamento di un generatore 99Mo/99mTc

Terminata l’eluizione, la colonna conterrà solo molibdeno che ovvia-mente continuerà a decadere a tecnezio secondo la propria legge di deca-dimento; in circa 6 ore si rigenera circa il 50% di tecnezio che raggiunge-rà l’equilibrio con il molibdeno, e potrà quindi essere nuovamente eluito,

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dopo circa 24 ore dall’eluizione precedente. Ovviamente, l’attività di tec-nezio ottenuta dalla nuova eluizione sarà circa il 70% di quella ottenuta daquella precedente (figura 4.2).

Figura 4.2: Profilo di eluizione di un generatore 99Mo/99mTc

4.2 Preparazione dei radio farmaci

mediante kit freddi

I cosiddetti kit sono miscele di reagenti non radioattive, sterili e apirogenegeneralmente liofilizzate e conservate in fiale di vetro in atmosfera inerte.

Questi kit contengono la sostanza da marcare, solitamente un chelanteorganico, unitamente ad un agente riducente e a vari agenti stabilizzantiche assicurano la stabilità e l’affidabilità del radiofarmaco prodotto dallareazione tra il chelante e il 99mTc.

La presenza dell’agente riducente è resa necessaria dal fatto che il Tec-nezio viene introdotto nell’ambiente di reazione sotto forma di ione per-tecnetato, vale a dire nello stato di ossidazione più elevato, il quale è notoformare pochi complessi stabili[2]. Affinché la reazione di marcatura ab-bia buon esito, è quindi necessario ridurre il tecnezio ad uno stato di ossi-dazione più basso, solitamente Tc V. L’agente riducente più comunementeutilizzato è il cloruro stannoso (SnCl2) per via della sua elevata solubilitàin ambiente acquoso[3].

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In assenza dell’agente chelante, la reazione tra pertecnetato di sodio ecloruro stannoso procederebbe interamente verso la formazione di ossidodi Tecnezio (TcO2) idrolizzato, cionondimeno pur in presenza dell’agentechelante, la formazione della specie idrolizzata è una reazione competi-tiva, facendo sì che l’ossido di tecnezio sia una possibile impurezza nelprodotto di reazione finale.

I reagenti forniti nel kit, sono solitamente presenti in eccesso stechio-metrico rispetto al pertecnetato di sodio, ciò per assicurare il decorreredella reazione verso il consumo totale di ione pertecnetato, ciononostanteè sempre possibile che non tutto lo ione reagisca col risultato che la mi-scela finale contenga una piccola quantità di ione pertecnetato libero comeulteriore impurezza.

Idealmente, la reazione di marcatura può essere esemplificata comesegue:

99mTcO –4 +Sn ++ +nL−−→ 99mTcLn

dove con L si indica un generico legante organico.Oltre ai componenti descritti, i kit possono contenere piccole quantità di

altre sostanze quali antiossidanti, soluzioni tampone, agenti solubilizzantie catalizzatori.

4.3 Radiofarmaci in uso presso la

Struttura di Medicina Nucleare

dell'Ospedale �Vittorio Emanuele�

4.3.1 Sodio pertecnetato iniettabile

Il 99mTc-Pertecnetato, che si ottiene in soluzione fisiologica direttamenteeluendo il generatore 99Mo/99mTc, può essere utilizzato come radiofarma-co vero e proprio. Infatti, dopo somministrazione per via endovenosa gliioni pertecnetato rimangono in equilibrio nel sangue, in parte liberi e inparte legati alle proteine plasmatiche.

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Il pertecnetato di sodio viene principalmente utilizzato per le scintigra-fie tiroidee e delle ghiandole salivari[4, 5, 6].

4.3.2 Farmaci per lo studio della perfusionemiocardica: 99mTc-Sestamibi e99mTc-Tetrofosmina

Il 99mTc-metossi-isobutil-isonitrile (99mTc-Sestamibi) (Figura 4.3) e la 99mTc-Tetrofosmina (Figura 4.4) sono radiofarmaci lipofilici carichi positiva-mente.

Figura 4.3: Struttura chimica del complesso 99mTc-Sestamibi

Il 99mTc-Sestamibi è costituito da una struttura ottaedrica di sei leganti,al centro della quale si trova l’atomo di tecnezio, la Tetrofosmina è inveceuna difosfina lipofilica con una struttura caratterizzata da un nocciolo diquattro atomi di fosforo leganti il 99mTc[7], stabilizzato da due atomi diossigeno (O−−Tc−−O) e da due leganti difosfinici.

Una volta iniettati per via endovenosa, entrambi i radiofarmaci diffon-dono rapidamente negli spazi interstiziali extracellulari, quindi attraver-sano le membrane cellulari mediante diffusione passiva (e non tramite icanali cationici), con un meccanismo dipendente dallo stato metabolicodelle cellule e in virtù della loro lipofilicità. La loro ritenzione all’internodelle cellule tumorali è legata alla perfusione e alla grandezza del gradien-te elettrico, e l’entità di questa ritenzione riflette in generale la densità e lavitalità cellulare.

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La 99mTc-Tetrofosmina [8, 9] e il 99mTc-Sestamibi [10, 11, 12, 13] ven-gono utilizzati per gli studi di perfusione miocardica eseguiti in due giornidiversi, rispettivamente dopo stress e a riposo.

Figura 4.4: Struttura chimica del complesso 99mTc-Tetrofosmina

Oltre che per la scintigrafia miocardica, il 99mTc-Sestamibi può essereusato anche per la scintigrafia paratiroidea[14, 15, 16, 17].

4.3.3 Farmaci per lo studio della perfusionecerebrale

4.3.3.1 99mTc-HMPAO

Il radiofarmaco 99mTc-HMPAO (Figura 4.5) è utilizzato per eseguire lascintigrafia cerebrale di perfusione (con acquisizione secondo la metodicaSPECT), allo scopo di valutare le alterazioni di flusso ematico cerebraleregionale che caratterizzano alcune condizioni patologiche come la malat-tia di Alzheimer e altre forme di demenza, e le patologie cerebrovascolariin generale[18, 19]. Questo radiofarmaco è inoltre utilizzato per effet-tuare la marcatura in vitro dei leucociti autologhi per la visualizzazionescintigrafica dei focolai di infezione[20].

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Figura 4.5: Struttura chimica del complesso 99mTc-HMPAO

4.3.3.2 99mTc-ECD

Il 99mTc-ECD (o 99mTc-Bicisato) (Figura 4.6) è costituito da un gruppoTc−−O legante il derivato diestere ECD (etil-cisteinato-dimero), costituitoda due residui cisteinici collegati da un ponte etilenico. Nel complesso acarica neutra che ne risulta, l’atomo di 99mTc è legato a due atomi di zolfodeprotonati e a due di azoto, di cui uno ha perso un protone. Il complessoneutro che ne deriva ha forma molecolare piramidale a base quadrata, conil gruppo Tc−−O apicale.

Figura 4.6: Struttura chimica del complesso 99mTc-ECD

Analogamente all’utilizzo del 99mTc-HMPAO, la scintigrafia con 99mTc-ECD è indicata per valutare anomalie di perfusione cerebrale regionale,con le stesse applicazioni cliniche[21].

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4.3.4 Farmaci per l'imaging osseo

4.3.4.1 99mTc-Ossidronato

Il 99mTc-Ossidronato (o 99mTc-HMDP) appartiene alla categoria dei difo-sfonati.

Figura 4.7: Formula di struttura dell’acido idrossi-metilen-difosfonico(HMDP)

I difosfonati organici sono attualmente i radiofarmaci più utilizzati perlo studio scintigrafico dell’osso, in ragione della loro efficacia, economia,bassa dosimetria e facile disponibilità[22, 23].

L’accumulo dei difosfonati a livello dei principali siti di rimaneggia-mento osseo è dovuto principalmente a un meccanismo di chemioadsor-bimento sulla superficie dei cristalli di idrossiapatite idrata, cioè quella direcente formazione.

Una volta iniettato per via endovenosa, il radiofarmaco si distribui-sce rapidamente nello spazio extracellulare, e la captazione da parte deltessuto osseo ha inizio immediatamente.

4.3.5 Farmaci per lo studio della funzione renale

4.3.5.1 99mTc-DMSA

Il 99mTc-DMSA (DMSA = acido dimercapto-succinico) è il radiofarma-co di scelta per effettuare la scintigrafia renale statica, che fornisce infor-mazioni soprattutto relativamente alla morfologia e alla vascolarizzazionerenale.

Dopo iniezione endovenosa il radiofarmaco si lega per circa il 90% alleproteine plasmatiche[24], e la sua frazione di estrazione renale è del 5% a

28


ogni passaggio. Dopo 1 ora dalla somministrazione circa il 50% dell’at-tività somministrata si è legata all’epitelio dei tubuli contorti prossimali edopo circa 3 ore si raggiunge la concentrazione corticale renale massimadel radiofarmaco.

Figura 4.8: Formula di struttura dell’acido dimercapto-succinico

Le acquisizioni per la scintigrafia renale statica sono infatti effettuatenell’arco di tempo fra 1 e 3 ore dall’iniezione, fornendo ottime immaginidella corticale renale (con un rapporto di legame tra corticale e midollarerenale di circa 22:1)[25]. Si verifica poi una lenta dismissione del radio-farmaco, tanto che 6 ore dopo la somministrazione il 34% dell’attivitàiniettata è ancora ritenuta a livello della corticale renale. Immagini moltotardive (6-24 ore) sono in genere acquisite soltanto in caso di ostruzionerenale e la loro qualità risulta comunque non ottimale, soprattutto a cau-sa della tardiva concentrazione del radiofarmaco anche a livello epatico,con un’intensità inversamente proporzione alla captazione e alla funzionerenale.

4.3.5.2 99mTc-MAG3

99mTc-MAG3 (MAG3 = mercapto-acetil-triglicina, o Betiatide) (Figura4.10) è un radiofarmaco la cui struttura chimica contiene (oltre a una strut-tura coordinante per legare il 99mTc, che presenta 3 atomi di azoto e 1 dizolfo) un radicale anionico carbossile (−COO−) e un atomo di ossigenoappartenente a un gruppo carbonile (C−−O) o idrossile (OH), che deter-mina il legame con uno specifico recettore localizzato nei tubuli renali; aquesto livello avviene quindi un’attiva secrezione del radiofarmaco, cheha già subito una parziale filtrazione a livello glomerulare.

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Il 99mTc-MAG3 è principalmente utilizzato nello studio della funzionerenale tubulare, dopo iniezione per via endovenosa, il radio farmaco è in-fatti eliminato dal sangue soprattutto tramite secrezione tubulare (>90%,specialmente a livello del tubulo contorto prossimale), senza subire pro-cessi di riassorbimento tubulare; il restante 10% di eliminazione renale èinvece dovuto alla filtrazione glomerulare. Una scintigrafia renale dinami-ca con 99mTc-MAG3 permette di determinarne la clearance, che esprimequindi la velocità di estrazione tubulare e permette di calcolare il flussoplasmatico renale per ogni singolo rene.

Figura 4.9: Struttura chimica del complesso 99mTc-MAG3

Il 99mTc-MAG3 è attualmente utilizzato come radiofarmaco di primascelta in età pediatrica, nello studio del rene trapiantato, e nei soggetti confunzione renale compromessa. Infatti, nei pazienti con riduzione dellafunzione renale anche grave, l’elevata percentuale di estrazione permettedi ottenere comunque buone immagini con un elevato rapporto bersaglio-fondo [26].

4.3.5.3 99mTc-DTPA

Il 99mTc-DTPA (DTPA = acido dietilen-triamino-penta-acetico) è un com-posto chelato del 99mTc con peso molecolare di circa 500 Dalton e caricaelettrica negativa, è il radiofarmaco più comunemente utilizzato per studirenali di perfusione, funzione e pervietà delle vie escretrici.

La sua principale caratteristica è quella di venir eliminato esclusiva-mente per filtrazione glomerulare (non soggetto quindi a secrezione e/o

30


riassorbimento tubulare), rendendo il 99mTc-DTPA particolarmente ido-neo per effettuare la scintigrafia renale sequenziale[27] e per il calcolo delfiltrato glomerulare (clearance renale)[28].

Figura 4.10: Formula di struttura dell’acido dietilen-triamino-penta-acetico

4.3.6 Farmaci per lo studio della funzioneepatopiliare

4.3.6.1 99mTc-Br-IDA

I derivati dell’IDA (IDA = acido immino-diacetico) sono analoghi dellalidocaina costituiti da anioni lipofilici con bassa affinità per le proteineplasmatiche.

Nella pratica clinica si utilizza soprattutto la 99mTc-Mebrofenina o 99mTc-Br-IDA[29].

Figura 4.11: Formula di struttura della Mebrofenina

Quando presenti in circolo, questi radiofarmaci sono captati dagli epa-tociti mediante carrier non sodio-dipendenti situati sul versante ematicodella membrana cellulare, con un meccanismo simile a quello che per-mette la concentrazione intracellulare (contro gradiente elettrochimico e

31


di concentrazione) della bilirubina, degli acidi biliari e di altri anioni me-tabolizzati nel fegato mediante il sistema delle ligandine e di glicuronoco-niugazione. Il legame dei derivati dell’IDA con i recettori per la bilirubinaè circa 15 volte più forte di quello per la bilirubina stessa; pertanto, èpossibile effettuare l’esame anche con elevati valori di bilirubinemia[30].

4.3.7 Farmaci per lo studio della perfusionepolmonare

4.3.7.1 99mTc-MAA

I macroaggregati di albumina (MMA) consistono in particelle di albumi-na umana di forma irregolare le cui dimensioni variano fra 10 e 90 µm,comunque non maggiori di 150 µm.

I 99mTc-MAA sono utilizzati principalmente per la scintigrafia di per-fusione polmonare[31]; infatti, a causa delle loro dimensioni le particellemarcate rimangono intrappolate all’interno del primo letto capillare cheincontrano, cioè quello polmonare, dopo iniezione per via endovenosasistemica[32].

La tabella 4.1 e 4.2 riassumono le dosi al corpo intero e ai principaliorgani interessati dei radiofarmaci utilizzati presso la struttura di medicinanucleare del presidio ospedaliero “Vittorio Emanuele”.

32


Tabella 4.1: Dosimetria dei principali radiofarmaci utilizzati presso lastruttura di medicina nucleare del presidio ospedaliero“Vittorio Emanuele”

Radiofarmaco

Attività

sommini-

strata

Dose

effettiva in

paziente di

70 Kg

Dose

assorbita,

primo

organo

critico

Dose

assorbita,

secondo

organo

critico

Dose

assorbita,

terzo

organo

critico

99mTcO –4 185 MBq 2.2 mSv

Colon

superiore:

11.5 mSv

Parete

stomaco:

5.4 mSv

Tiroide:

4.3 mSv

Farmaci per lo studio della perfusione miocardica

99mTc-Sestamibi 740 MBq 6.3 mSvColecisti:

28.9 mSv

Rene: 26.6

mSv

Colon

prossimale:

20 mSv

99mTc-

Tetrofosmina (a

riposo)

740 MBq 5.3 mSvColecisti:

36.3 mSv

Colon

ascenden-

te: 22.2

mSv

Colon di-

scendente:

16.3 mSv

99mTc-

Tetrofosmina

(sotto sforzo)

740 MBq 4.4 mSvColecisti:

24.4 mSv

Colon

ascenden-

te: 14.8

mSv

Colon di-

scendente:

11.1 mSv

Farmaci per lo studio della perfusione cerebrale

99mTc-ECD 740 MBq 8.1 mSvVescica:

53.7 mSv

Colecisti:

18.1 mSv

Colon

inferiore:

11.1 mSv

99mTc-HMPAO 500 MBq 4.7 mSvRene: 17

mSv

Tiroide: 13

mSv

Vescica:

11.5 mSv

33


Tabella 4.2: Dosimetria dei principali radiofarmaci utilizzati presso lastruttura di medicina nucleare del presidio ospedaliero“Vittorio Emanuele” (continua)

Radiofarmaco

Attività

sommini-

strata

Dose

effettiva in

paziente di

70 Kg

Dose

assorbita,

primo

organo

critico

Dose

assorbita,

secondo

organo

critico

Dose

assorbita,

terzo

organo

critico

Farmaci per l’imaging osseo

99mTc-HMDP 740 MBq 4.4 mSvOsso: 46.6

mSv

Vescica:

37 mSv

Midollo

osseo: 7.1

mSv

Farmaci per lo studio della funzione renale

99mTc-DTPA 200 MBq 1.1 mSvVescica:

13 mSv

Utero: 1.6

mSv

Rene: 0.9

mSv

99mTc-MAG3 185 MBq 1.3 mSvVescica:

10.6 mSv

Colecisti:

8 mSv

Rene: 3.2

mSv

99mTc-DMSA 74 MBq 0.4 mSvRene: 12.6

mSv

Vescica:

1.4 mSv

Milza,: 1

mSv

Farmaci per lo studio della funzione epatopiliare

99mTc-Br-IDA 150 MBq 2.2 mSvColecisti:

16.5 mSv

Colon

superiore:

13.8 mSv

Colon

inferiore:

9.3 mSv

Farmaci per lo studio della perfusione polmonare

99mTc-MAA 185 MBq 1.7 mSvPolmone:

12.4 mSv

Fegato: 3

mSv

Vescica:

1.9 mSv

34

5 I controlli di qualità

5.1 Controlli di qualità sull'eluato

La Farmacopea Europea contiene due diverse monografie sul pertecnetatodi sodio, a seconda della sorgente di 99Mo usata per la produzione delgeneratore; la monografia 124 fa riferimento ai generatori che usano comesorgente 99Mo fissile, la monografia 283 fa riferimento ai generatori cheusano come sorgente 99Mo non fissile.

Dei criteri di qualità enunciati nella farmacopea, quelli principali sono:

• Purezza radionuclidica

• Purezza chimica

• Resa di eluizione

5.1.1 Purezza radionuclidica

La purezza radionuclidica è definita come il rapporto percentuale tra l’at-tività totale dell’eluato e quella direttamente attribuibile al Tecnezio.

Le impurezze radionuclidiche presenti nell’eluato sono direttamente cor-relate alla tecnica di produzione del radionuclide padre. Va da sé che, qua-lunque sia il metodo di produzione utilizzato, l’impurezza radionuclidicaprincipale dell’eluato è costituita dalla presenza di 99Mo, che può venirrilasciato dalla resina di allumina costituente la colonna.

Tradizionalmente, la purezza radionuclidica dell’eluato viene valutatamediante spettroscopia γ . Onde evitare una saturazione del rivelatore ènecessario lasciar riposare l’eluato per almeno cinque giorni dall’eluizio-ne, in modo da assicurare il decadimento del 99mTc; fatto ciò la presenza

CAPITOLO 5 I CONTROLLI DI QUALITÀ

di 99Mo nel primo eluato, effettuate le opportune correzioni, sarà rivelatadalla presenza del picco a 740 keV nello spettro.

Appare ovvio come tale tecnica non è facilmente integrabile in un siste-ma di controllo qualità ad uso ospedaliero dal momento che, richiedendoun’attesa eccessivamente lunga prima della misura, non permette di valu-tare la purezza dell’eluato prima dell’uso dello stesso per la produzionedi farmaci e quindi della somministrazione al paziente. Per questa ra-gione si è soliti preferire una tecnica forse meno precisa ma sicuramentepiù rapida che si basa sull’uso di un calibratore di attività, vale a direun contatore a pozzetto. Questa metodica prevede di effettuare ripetu-te misure di attività dell’eluato in presenza ed in assenza di opportuneschermature di piombo, tali da abbattere l’attività dovuta ai raggi γ emes-si dal 99mTc

(Eγ = 140 keV

)ma non quella dovuta a quelli emessi dal

99Mo(Eγ = 740 keV

). Con questa procedura, la purezza radionuclidica

dell’eluato può essere calcolata come:

%AMo = 100K AS−AFA0

dove A0 è l’attività dell’eluato misurata in assenza di schermatura, AS èl’attività misurata in presenza della schermatura, AF è il fondo strumentalee K è la costante di schermatura per i fotoni emessi dal 99Mo dipendentedallo spessore di Pb utilizzato.

Il limite massimo consentito di contaminazione da 99Mo è fissato allo0.1% dell’attività totale dell’eluato.

5.1.2 Purezza chimica

Oltre che dalla presenza del radionuclide padre, l’eluato di 99mTc può es-sere contaminato dalla presenza di ioni Al 3+ derivanti dalla degradazionedel materiale d’impaccamento della colonna.

Elevate concentrazioni di tale ione, possono risultare tossiche per il pa-ziente e ciò rende necessario un controllo quotidiano della concentrazionedi ioni Al 3+ ad ogni eluizione del generatore.

Tale controllo viene solitamente effettuato per mezzo di apposite carti-ne indicatrici e di una soluzione a concentrazione nota (10 ppm) di AlCl3.

36


La reazione tra gli ioni Al 3+ e il materiale costituente la cartina, dà luogoalla formazione di un precipitato di colore rosso intenso. Il controllo vie-ne quindi effettuato per confronto tra la colorazione prodotta dalla gocciadi riferimento e quello prodotto da una goccia dell’eluato del generatore.Una colorazione di minore intensità del precipitato prodotto da quest’ul-tima, garantisce che siano rispettati i limiti di concentrazioni di ioni Al 3+

che, in base alle disposizioni della Farmacopea Europea, non deve infattisuperare i 10 ppm.

5.1.3 Resa di eluizione

Un parametro di estrema importanza per valutare le prestazioni di un ge-neratore è la cosiddetta resa di eluizione, definita come il rapporto percen-tuale tra l’attività di 99mTc eluita e la radioattività teoricamente disponibilealla data dell’eluizione.

Le principali cause di rendimento inferiore rispetto a quello atteso so-no riconducibili agli effetti della radiolisi, al danneggiamento del letto diallumina e a problemi di natura meccanica.

A seconda del tipo di generatore, la resa di eluizione può variare tra80% e 100% dell’attività teorica e va valutata quotidianamente per veri-ficarne la costanza, in quanto elevate fluttuazioni nel valore giornalierosono indici di scarse prestazioni del generatore.

5.2 Controlli di qualità sui radiofarmaci

Le norme della Farmacopea Ufficiale della Repubblica Italiana stabilisco-no che i farmaci rispondano a precisi requisiti di sterilità, apirogenicità,purezza chimica e biologica.

Nel caso specifico dei composti radiofarmaceutici, un importante fatto-re di qualità e rappresentato dalla purezza radiochimica.

All’atto pratico, quest’ultimo fattore è l’unico posto sotto la diretta re-sponsabilità della struttura ospedaliera, in quanto tutti gli altri requisitisono garantiti dalla ditta produttrice del kit posto che, nella marcatura

37


del farmaco, vengano seguite scrupolosamente le indicazioni fornite nelfoglietto illustrativo che accompagna il kit stesso.

5.2.1 Purezza radiochimica

La purezza radiochimica di un radiofarmaco è definita come il rappor-to percentuale tra l’attività direttamente attribuibile al farmaco marcato el’attività totale della soluzione iniettabile.

Come accennato infatti nel capitolo precedente, la procedura di marca-tura del farmaco porterà, oltre che al prodotto desiderato, anche ad impu-rezze costituite principalmente da sottoprodotti di riduzione del Tecnezioe ione pertecnetato non legato.

La purezza radiochimica assume quindi un ruolo chiave nel processo dicontrollo di qualità in quanto assicura che al paziente non venga sommi-nistrata una dose indebita in quanto proveniente da forme di Tecnezio chenon producono informazione diagnosticamente utile.

La purezza radiochimica del preparato radiofarmaceutico va controllataprima della somministrazione al paziente ogni qualvolta viene utilizzatoun nuovo lotto di farmaco ed almeno una volta al mese.

Il criterio di purezza per il rilascio del farmaco varia a seconda del kited è indicato nei fogli illustrativi dei kit stessi oltre che nelle monografiedella Farmacopea Europea, ove presenti.

5.2.2 Controllo visivo

Il criterio di purezza per il rilascio del farmaco varia a seconda del kit ed èindicato nei fogli illustrativi dei kit stessi oltre che nelle monografie dellaFarmacopea Europea, ove presenti.

La presenza di eventuale particolato, precipitazioni o di torbidità, po-trebbe infatti indicare una scarsa qualità del radiomarcato precludendoneil rilascio al paziente.

Tale test, di rapida e facile esecuzione, va comunque eseguito con leadeguate protezioni, onde evitare un’indebita dose al cristallino dell’ope-ratore.

38

6 La purezza radiochimica

dei radiofarmaci prodotti

mediante kit

6.1 Metodica analitica

6.1.1 La cromatogra�a

La tecnica analitica maggiormente utilizzata nei controlli di purezza radio-chimica è la cromatografia. Tale tecnica, essenzialmente separativa, basail proprio principio di funzionamento sulle differenti velocità con cui i di-versi componenti di una miscela vengono trasportati attraverso una fasestazionaria da un’opportuna fase mobile in un processo detto di eluizio-ne; dove con fase stazionaria si intende una sostanza in fase solida, mentrecon fase mobile si intende una sostanza liquida o gassosa che, muovendosiattraverso la fase stazionaria, trasporta i componenti della miscela.

La caratteristica principale della della tecnica, risiede nel fatto che fasemobile e fase stazionaria sono caratterizzate da un’apprezzabile differenzadi polarità; la separazione delle componenti della miscela avverrà dunquein base alla maggiore affinità del singolo componente per una delle duefasi. A titolo esemplificativo, un componente che ha maggior affinità perla fase mobile, verrà mal trattenuto da quella stazionaria separandosi piùin fretta dal resto della miscela.

Tradizionalmente si parla di cromatografia a fase diretta nel caso in cuila fase stazionaria sia più polare della fase mobile e di cromatografia a faseinversa nel caso contrario.

CAPITOLO 6 LA PUREZZA RADIOCHIMICA DEI RADIOFARMACI PRODOTTI MEDIANTE KIT

Quando il sistema cromatografico viene accoppiato ad un opportunorivelatore, la tecnica consente anche di identificare i componenti dellamiscela.

Un cromatogramma (figura 6.1) non è altro che una rappresentazionegrafica della separazione dei componenti. Analizzando il cromatogram-ma riportato in figura si possono introdurre alcuni concetti chiave dellacromatografia.

L’altezza del picco non è altro che una visualizzazione del segnale emes-so dal rivelatore ed è quindi direttamente proporzionale alla concentrazio-ne dello stesso all’interno della miscela.

L’ampiezza di base del picco, solitamente indicata con WB, è una mi-sura della ritenzione di un componente, indica cioè quanto questo vengatrattenuto dalla fase stazionaria. D’altro canto la distanza tra un picco el’origine del cromatogramma è funzione della velocità con cui il campioneviene trasportato dalla fase mobile. A tal proposito due importanti fattorida tenere in considerazione in cromatografia sono il fattore di selettività ela risoluzione[33].

Figura 6.1: Tipico cromatogramma per una miscela a due componenti

Il fattore di selettività α per una miscela di due componenti A e B èdefinito come il rapporto tra il coefficiente di ripartizione della specie più

40


trattenuta (KB) e quello della specie meno trattenuta (KA): α = KBKA

.La risoluzione è invece una misura quantitativa della capacità del siste-

ma cromatografico di separare i componenti di una miscela; R = 2∆ZWA+WB

,dove ∆Z è la distanza dell’ultimo picco dall’origine del cromatogramma,WA l’ampiezza di base del picco relativo al componente A e WB l’ampiezzadi base relativa al componente B; nel caso di due picchi adiacenti, o peggioancora sovrapposti, si deve necessariamente assumere che WA ≈WB.

Solitamente i metodi cromatografici vengono suddivisi in cromatografiasu colonna e cromatografia planare.

Nella cromatografia su colonna, la fase stazionaria è un solido finemen-te suddiviso contenuto all’interno di una colonna di vetro, mentre la fasemobile è un liquido o un gas che viene fatto passare all’interno della colon-na. In questo caso, il rivelatore è posto all’uscita della colonna e l’ascissadel cromatogramma è solitamente il tempo impiegato dal campione peruscire percorrere la colonna.

Nella cromatografia planare la fase mobile può essere costituita o da unapolvere finemente suddivisa dispersa su di un supporto inerte, come nelcaso della cromatografia su strato sottile, o da un foglio di carta di spessoree porosità uniforme e ben definite. La fase mobile è costituita in entrambii casi da un solvente all’interno del quale viene immersa una porzione difase stazionaria. Appare quindi chiaro come nella cromatografia planare,il processo di eluizione avvenga per effetto delle forze capillari.

6.1.2 La cromatogra�a su strato sottile

La cromatografia su strato sottile (o TLC, dall’inglese “Thin Layer Chro-matography”) è la tecnica usata nella maggior parte delle procedure dicontrollo qualità dei radiofarmaci tecneziati[34]. Ciò è principalmentedovuto alla semplicità di esecuzione della tecnica e ai tempi relativamentebrevi rispetto alle tradizionali tecniche di cromatografia su colonna.

Rispetto alla cromatografia su colonna, la cromatografia su strato sottilepresenta alcune peculiarità che è il caso di analizzare più in dettaglio.

Anche questa volta il fattore discriminante è il fattore di ritenzione cheverrà però espresso come rapporto tra la distanza che l’analita ha percorso

41


sulla lastrina cromatografica e la distanza percorsa dal solvente nello stes-so tempo; per questa ragione in TLC si è soliti parlare di fronte relativo.Nella maggior parte dei casi rilevanti in radiofarmacia si osservano specieche si muovono con il solvente (R f = 1) e specie che invece rimangonoall’origine (R f = 0).

Particolare attenzione va inoltre posta all’inserimento del campione cheva infatti depositata sulla lastrina a qualche centimetro dal bordo, ondeevitare che parte del campione si perda quando la lastrina viene deposi-tata nella camera di eluizione; allo stesso modo e per ragioni analoghe, èimportante accertarsi di interrompere il processo di eluizione prima che lafase mobile abbia percorso l’interezza della lastrina.

Ulteriore fattore critico è costituito dal condizionamento della cameradi eluizione, occorre cioè sigillare la camera (solitamente un beaker o uncilindro graduato) per almeno dieci minuti prima di depositarvi la lastrinaper dar modo al solvente di raggiungere l’equilibrio con i propri vapori.

Il processo cromatografico vero e proprio (figura 6.2), consiste quindinell’immersione della lastrina cromatografica all’interno della camera dieluizione e quindi nella rilevazione delle tracce di radioattività presentisulla lastrina una volta ultimata l’eluizione.

Figura 6.2: Fasi del processo TLC

Nella pratica comune, la fase stazionaria è dispersa su un supporto difibra di vetro, materiale che garantisce dei tempi di eluizione più rapidirispetto a quelli convenzionali, ragion per cui si è soliti parlare di “cro-matografia su strato sottile istantanea” o ITLC. Più specificatamente siparla di ITLC-SA nel caso in cui la fase stazionaria sia costituita da acidosilicico e di ITLC-SG nel caso in cui questa sia costituita da gel di silice.

42


6.1.2.1 Misurazione della radioattività

Ultimato il processo di eluizione, è necessario misurare la radioattivi-tà presente sulla lastrina per quantificare i componenti della miscela evalutare quindi la purezza radiochimica del radiofarmaco in esame.

I metodi più comunemente in uso si basano sul conteggio delle sin-gole parti della lastrina mediante un contatore a pozzetto o sulla scan-sione dell’intera lastrina mediante una gamma-camera (solitamente unoscintillatore NaI(Tl).

Il primo metodo prevede il taglio della lastrina in corrispondenza dipunti specifici, ognuno dei quali scelto in base agli R f dei possibili com-ponenti della miscela, e quindi la lettura della radioattività delle singolefrazioni.

Il secondo metodo prevede la disposizione della lastrina su di un ap-posito supporto che viene poi scansionata da una gamma-camera mossada un braccio meccanico lungo la lastrina. La risultante distribuzione diradioattività viene solitamente visualizzata sotto forma di cromatogram-ma tramite un opportuno software di acquisizione ed elaborazione dati. Inquesto caso la risoluzione della tecnica dipende, oltre che dai fattori men-zionati in precedenza, anche dalla lunghezza della lastrina e dalla velocitàdi scansione del braccio meccanico.

Nello specifico del lavoro oggetto del presente elaborato, il laboratoriodi controllo dell’ospedale “Vittorio Emanuele” è dotato di uno scannergamma-cromatografico “Veenstra VCS-203” (figura 6.3).

Lo strumento in questione è costituito dalle seguenti componenti:

• Supporto per lastrine ITLC

• Gamma-camera con scintillatore NaI(Tl) e collimatore da 8mm dispessore e 2mm di ampiezza

• Scheda di acquisizione PC per analizzatore multicanale

• Software di acquisizione ed elaborazione dati VCS-203

43


Oltre alla scansione delle lastrine cromatografiche, lo strumento consentel’analisi spettroscopica dei campioni e il riconoscimento dei radionuclidigrazie al database spettroscopico a corredo.

Figura 6.3: Scanner gamma-cromatografico in uso presso l’ospedale“Vittorio Emanuele”

6.2 Rassegna di casi reali

Il lavoro svolto presso l’unità di medicina nucleare del presidio ospeda-liero “Vittorio Emanuele” è stato dedicato, oltre che alla gestione del la-boratorio di controllo qualità, alla realizzazione di un adeguato insieme diprotocolli e procedure operative standard volte a semplificare l’esecuzio-ne dei controlli di purezza radiochimica dei radiofarmaci in uso presso lastruttura.

Le norme della Farmacopea Ufficiale della Repubblica Italiana, preve-dono che tali controlli siano eseguiti di routine ad ogni variazione di lotto,ed almeno una volta al mese, preventivamente alla somministrazione delfarmaco al paziente.

Le pagine che seguono riportano la descrizione di alcuni dei casi piùesemplificativi.

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6.2.1 Purezza radiochimica del 99mTc-Sestamibi

Tra i radiofarmaci in uso presso la struttura ospitante, il 99mTc-Sestamibiè di sicuro quello utilizzato con maggior frequenza. Come accennato inprecedenza, questo viene utilizzato negli studi di perfusione miocardica enelle scintigrafie paratiroidee.

La marcatura con 99mTc del Sestamibi avviene tramite il gruppo isoni-trile, con una reazione che richiede la presenza di Tecnezio nella nello sta-to ridotto monovalente[1]. Comunemente commercializzato sotto il nomedi Cardiolite, il kit contiene SnCl2 e il gruppo 2-metossi-isobutil-isonitrile(MIBI) presente sotto forma di complesso rameoso preformato tetrakis-(2-metossi-isobutil-isonitrile) Cu(I) tetrafluoroborato (Cu(MIBI)+4 ·BF –

4 )che, previa riduzione dello ione 99mTc 7+ a 99mTc + ad opera del cloru-ro stannoso, formerà il complesso 99mTc-(MIBI)6 a seguito di scambiocationico tra gli ioni Cu + e Tc +[3].

Le principali impurezze radiochimiche presenti nel complesso così for-mato sono costituite dallo ione pertecnetato TcO –

4 libero e da colloidi ditecnezio idrolizzato.

Sebbene la farmacopea europea raccomandi l’uso di lastrine TLC a fa-se inversa e di solventi quali acetonitrile e metanolo quali fasi mobili, èanche accettato il metodo raccomandato dal produttore per via dei minoririschi che questo pone per la salute degli operatori, ragion per cui quest’ul-timo metodo è stato preferito anche nella messa a punto delle procedureoperative della struttura ospitante ed è quello che viene discusso in questolavoro.

Il metodo in questione è un’analisi cromatografica ascendente che usacome fase stazionaria delle lastre TLC polimeriche ricoperte di ossido dialluminio, la fase mobile è invece costituita da etanolo al 95%. La dif-ferenza di polarità tra le due fasi è sufficiente affinché il complesso li-pofilico 99mTc-Sestamibi migri solidale con il solvente separandosi dalleimpurezze idrofiliche.

Il criterio di accettabilità per il rilascio del farmaco prevede una purezzaradiochimica superiore al 94%.

La procedura prevede la deposizione di una goccia di etanolo ad un cen-timetro dal fondo della lastrina e la successiva deposizione di una goccia

45


di radiomarcato, una volta che il campione si sia completamente essiccatosi lascia eluire la lastrina in un cilindro contenente un’opportuna quantitàdi fase mobile fino a che questa non ha percorso almeno cinque centimetrisulla superficie della lastrina.

Una volta che la lastrina si sia completamente asciugata, l’attività vieneletta attraverso la scanner Veenstra VCS-203 con la procedura già illustra-ta in precedenza.

La figura 6.4 mostra l’aspetto di un tipico cromatogramma in cui si nota-no il picco all’origine dovuto all’attività delle impurezze idrofiliche e quel-lo predominante alla fine del cromatogramma attribuibile al complessolipofilico 99mTc-Sestamibi.

Figura 6.4: Gamma-cromatogramma del 99mTc-Sestamibi

La tabella 6.1 riporta i valori di purezza radiochimica ottenuti duran-te le prove effettuate nel periodo di stage. Come si può notare, uno deicampioni esaminati in data 12/06/2012 presenta un valore di purezza in-feriore allo standard richiesto. Una nuova marcatura, effettuata con unflacone differente dello stesso lotto, ha dato però un risultato nettamentemigliore permettendo così di escludere che la scarsa resa della marcaturaprecedente fosse dovuta ad una non conforme qualità del lotto, attribuen-

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dola quindi ad un errore procedurale, individuato successivamente ad uninadeguato riscaldamento della miscela di reazione.

Al fine di vagliare la riproducibilità della tecnica analitica adoperata,il controllo di qualità del campione marcato in data 10/05/2012 è statoeseguito ripetutamente. Come si può notare dai dati riportati in tabella 6.2la tecnica adoperata produce risultati adeguatamente consistenti, tale dafar giustificare l’uso di questa procedura in luogo di quella suggerita dallaFarmacopea Ufficiale.

6.2.2 Purezza radiochimica del 99mTc-DTPA

Il complesso 99mTc-DTPA viene utilizzato principalmente nello studiodella funzionalità renale. Esso viene ricostituito a partire da un kit com-merciale “freddo” e da un eluato di Na 99mTcO4 avente un’attività com-presa tra 3.7 MBq e 2 GBq. Il kit utilizzato per la preparazione del radio-farmaco, denominato Pentacis, è costituito da un liofilizzato di pentetatodi calcio trisodico (CaNa3-DTPA) e cloruro stannoso. La ricostituzionedel radiofarmaco avviene a seguito di una reazione di scambio cationicotra il tecnezio, precedentemente ridotto dal cloruro stannoso ad uno statodi ossidazione compreso tra 3 e 5, e gli ioni Ca 2+ e Na+.

Le principali impurezze radiochimiche presenti nel farmaco così costi-tuito, sono ancora una volta costituite dallo ione pertecnetato libero e dalTecnezio idrolizzato [35].

La metodica utilizzata per valutare la purezza radiochimica del com-plesso 99mTc-DTPA è quella raccomandata dalla farmacopea europea. Que-sta metodica prevede lo sviluppo di due lastrine per cromatografia su stratosottile impregnate di gel di silice (ITLC-SG) in due differenti fasi mobili.

Il primo sistema, in cui la fase mobile è costituita da butan-2-one, per-mette di valutare la quantità di ione pertecnetato libero in quanto questo,qualora sia presente, migra con il fronte del solvente, ma non permette didiscriminare tra l’attività dovuta al complesso 99mTc-DTPA e al tecnezioidrolizzato, poiché questi rimangono all’origine della lastrina (figura 6.5).

L’attività dovuta al solo tecnezio idrolizzato viene invece valutato tra-mite il secondo sistema cromatografico in cui il ruolo della fase mobile

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Tabella 6.1: Valori di purezza radiochimica del 99mTc-SestamibiData Purezza radiochimica

27/04/2012 94 %04/05/2012 96 %08/05/2012 94.5 %15/05/2012 95 %22/05/2012 98 %31/05/2012 97.6 %06/06/2012 98.2 %12/06/2012 92 %12/06/2012 98.1 %26/06/2012 97.2 %

Tabella 6.2: Prove di riproducibilità della metodica analitica per il 99mTc-Sestamibi

Campione Purezza radiochimica1 95.2 %2 95 %3 94.9 %4 95.5 %5 95.1 %6 94.8 %7 95 %8 94.7 %9 94.9 %10 95.2 %

Analisi dei datiMedia 95.03 %

Deviazione Standard 0.23 %

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è svolto dalla soluzione fisiologica; in questo sistema il tecnezio idroliz-zato resterà all’origine della lastrina mentre il complesso 99mTc-DTPAmigrerà con il fronte del solvente insieme allo ione pertecnetato liberoeventualmente presente (figura 6.6).

La purezza radiochimica del complesso 99mTc-DTPA viene quindi valu-tata sottraendo all’attività totale quella dovuta al secondo picco nel sistemaeluito in butan-2-one e quella dovuta al primo picco nel sistema eluito insoluzione fisiologica. Affinché il farmaco possa essere somministrato, ènecessario riscontrare un valore di purezza radiochimica superiore al 95%.

La tabella 6.3 mostra i risultati dei controlli effettuati nel corso dell’at-tività di tirocinio.

Analogamente a quanto fatto per i controlli di qualità del complesso99mTc-Sestamibi, anche in questo caso è stata vagliata la riproducibili-tà della metodica (tabella 6.4) che ha ancora una volta portato a risultatisoddisfacenti.

6.2.3 Purezza radiochimica del 99mTc-HMPAO

Il complesso 99mTc-HMPAO viene usato principalmente come agente diperfusione cerebrale in quanto capace di superare, grazie al suo basso pesomolecolare e alla sua natura lipofila, la barriera emato-encefalica sempli-cemente seguendo il gradiente di concentrazione sanguigna [1], venendoquindi usato nella diagnosi di morbo di Alzheimer e degli ictus cerebrali.Viene inoltre usato nella marcatura dei leucociti autologhi nella diagnosidi focolai d’infezione.

Il kit utilizzato contiene l’agente chelante (RR,SS)-4,8-diaza-3,6,6,9-tetrametil-undecano-2,10-dione bisozima (esametazima), cloruro stanno-so come agente riducente e cloruro di sodio come eccipiente. Il chelante silega al tecnezio nella forma ridotta pentavalente dando luogo al radiofar-maco che è in realtà una miscela racema dei due stereoisomeri levogiro edestrogiro. A seguito di idrolisi in vitro, il complesso così formato dà luo-go ad un complesso idrofilo secondario incapace di attraversare la barrieraemato-encefalica [3], è quindi necessario che sia il controllo di qualità chela somministrazione al paziente avvengano nel più breve tempo possibile

49


Figura 6.5: Gamma-cromatogramma del 99mTc-DTPA eluito in butan-2-one

Figura 6.6: Gamma-cromatogramma del 99mTc-DTPA eluito in soluzionefisiologica

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Tabella 6.3: Valori di purezza radiochimica del 99mTc-DTPAData Purezza radiochimica

20/04/2012 96 %26/04/2012 97 %04/05/2012 98.2 %17/05/2012 95.5 %23/05/2012 97.1 %29/05/2012 96 %08/06/2012 95 %19/06/2012 97.4 %

Tabella 6.4: Prove di riproducibilità della metodica analitica per il 99mTc-DTPA

Campione Purezza radiochimica1 97.1 %2 96.8 %3 96.5 %4 97.5 %5 97 %6 96.4 %7 96.7 %8 97 %9 97.9 %

10 97.2 %Analisi dei dati

Media 97.01 %Deviazione Standard 0.45 %

51


dalla avvenuta marcatura. Quando non è usato per la marcatura di leuco-citi, il complesso viene solitamente stabilizzato con blu di metilene che neestende la stabilità in vitro fino a sei ore dalla marcatura.

Studi di letteratura riportano per il complesso lipofilo 99mTc-HMPAOuna concentrazione pari al 83%[36] e 80.8%[19] della miscela finale, ra-gion per cui la farmacopea europea raccomanda una purezza radiochimicanon inferiore al 80 % per il rilascio del farmaco al paziente.

Oltre al già citato complesso idrofilo secondario, il tecnezio idrolizzatoe lo ione pertecnetato possono costituire fonti di impurezza radiochimicanella miscela dei prodotti di marcatura.

La presenza del complesso idrofilo rende lievemente più complesso va-lutare la purezza radiochimica del radiofarmaco 99mTc-HMPAO in quantola separazione cromatografica tra le varie componenti della miscela nonè sempre ottimale. Anche in questo caso quindi, la farmacopea euro-pea raccomanda una metodica di analisi che prevede l’uso di due lastrineITLC-SG in cui la quantità di complesso lipofilo viene determinata in-direttamente per sottrazione dall’attività totale dei contributi dovuti alleimpurezze.

Delle due lastrine, una viene eluita in butan-2-one (figura 6.7) per-mettendo di discriminare le componenti lipofile, vale a dire il complesso99mTc-HMPAO e in parte lo ione pertecnetato libero, che si muovono conil fronte del solvente da quelle idrofile, ossia complesso secondario e iltecnezio idrolizzato, che invece restano all’origine della lastrina.

La lastrina eluita in soluzione fisiologica (figura 6.8) mostra invece unasituazione più complessa poiché mentre il pertecnetato libero si muovecon il fronte del solvente, le restanti componenti della miscela rimangonoin prossimità dell’origine senza separarsi del tutto.

Le tabelle 6.5 e 6.6 mostrano rispettivamente i risultati dei controlli diqualità eseguiti sulle marcature di 99mTc-HMPAO e le prove di riprodu-cibilità eseguite sulla metodica. Sono evidenziati in rosso quei campioniche, non avendo rispettato i livelli di qualità imposti dalla farmacopeaeuropea, sono stati rigettati.

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Figura 6.7: Gamma-cromatogramma del 99mTc-HMPAO ottenuto inbutan-2-one

Figura 6.8: Gamma-cromatogramma del 99mTc-HMPAO ottenuto insoluzione fisiologica

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Tabella 6.5: Valori di purezza radiochimica del 99mTc-HMPAOData Purezza radiochimica

20/04/2012 81 %26/04/2012 80.4 %10/05/2012 75.2 %10/05/2012 81%15/05/2012 80.8 %25/05/2012 70%25/05/2012 80.5%29/05/2012 81.6 %06/06/2012 82.3 %21/06/2012 80.3 %

Tabella 6.6: Prove di riproducibilità della metodica analitica per il 99mTc-HMPAO

Campione Purezza radiochimica1 82.5 %2 82.3 %3 82.8 %4 81.9 %5 82 %6 82.3 %7 82.4 %8 80.9 %9 82 %10 82.6 %



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6.2.4 Purezza radiochimica del 99mTc-MAG3

Il complesso 99mTc-MAG3 viene usato nello studio della funzionalità delrene trapiantato, principalmente in pazienti in età pediatrica.

Il kit è composto dalla specie chelante betiatide (N,N,N-benzoiltio-acetil-triglicina), cloruro stannoso come agente ossidante e tartrato di sodio bi-idrato (Na2C4H2O6 ·2 H2O) come agente stabilizzante.

La marcatura avviene per reazione tra l’agente chelante e il tecnezio,previa riduzione di quest’ultimo allo stato pentavalente ad opera del clo-ruro stannoso. Durante il processo di marcatura può anche formarsi unapiccola quantità di tecnezio tartrato, ragion per cui occorre operare ad altetemperature per favorire lo scambio di leganti tra il gruppo tartrato e lamercapto-triglicina.

Le principali impurezze radiochimiche del radiofarmaco risultante sonoquindi costituite dallo ione pertecnetato libero, dal tecnezio idrolizzato edal tecnezio tartrato.

Il controllo della purezze del complesso 99mTc-MAG3 è quello che pre-senta le maggiori difficoltà. Tanto il metodo raccomandato dalla farma-copea europea, quanto quello consigliato dal produttore sono infatti didifficile integrazione nel sistema di controllo qualità di una struttura dimedicina nucleare.

Il metodo raccomandato in farmacopea si basa su una tecnica mista cheprevede la quantificazione del tecnezio idrolizzato mediante cromatografiasu carta e la quantificazione del pertecnetato libero e del complesso 99mTc-MAG3 mediante cromatografia liquida ad alta pressione (HPLC).

D’altro canto il metodo consigliato dal produttore, si basa sull’uso dicartucce di estrazione cromatografica a fase inversa con un procedimen-to che prevede l’estrazione delle varie componenti della miscela con trediversi solventi e il conteggio separato di ognuna delle fasi estratte.

Fortunatamente in letteratura sono presenti svariati metodi basati sullacromatografia a strato sottile validati sia rispetto al metodo ufficiale, siarispetto a quello raccomandato dal produttore del kit [37, 38, 39, 40].

Dei quattro metodi, quello proposto da Seetharaman et alii è sicura-mente quello di più facile esecuzione ma mancando parte del materialerichiesto, si è optato per implementare un metodo basato su un kit com-

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merciale messo in vendita dalla ROTOP Pharmaka AG, anch’esso validatorispetto alla metodica ufficiale.

Il metodo in questione si basa sullo sviluppo di due lastrine ITLC-SArispettivamente in butan-2-one e soluzione fisiologica.

La lastrina eluita in butan-2-one (figura 6.9) permette di quantificare laconcentrazione di ione pertecnetato libero, valutando l’attività dovuta alpicco presente nella regione finale del cromatogramma.

La lastrina eluita in soluzione fisiologica (figura 6.10) permette inve-ce di quantificare la concentrazione del tecnezio idrolizzato, attraversol’attività relativa al picco presente all’origine del cromatogramma.

La purezza radiochimica del complesso 99mTc-MAG3 viene quindi va-lutata per sottrazione dei contributi dovuti alle due principali impurezzedall’attività totale. Il valore di purezza da riscontrare per autorizzare lasomministrazione del radiofarmaco al paziente ai sensi della farmacopeaeuropea deve essere superiore al 96%.

Le tabelle 6.7 e 6.8 riportano rispettivamente i risultati delle prove ef-fettuate durante il periodo di tirocinio e delle prove di riproducibilità delmetodo. Come riferimento, vengono anche riportati (tabella 6.9) i dati re-lativi alle prove di validazione del metodo stesso forniti dalla ditta ROTOPPharmaka AG.

Dai dati riportati si può notare come la metodica scelta fornisca datiriproducibili e in buon accordo con le metodiche ufficiali, sebbene evi-denzi talvolta una tendenza a sovrastimare i valori di purezza radiochimi-ca, e può quindi essere presa in considerazione per essere integrata nelsistema di controllo qualità del reparto di medicina nucleare dell’aziendaospitante.

Restano ancora da valutare le metodiche riportate in letteratura.

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Figura 6.9: Gamma-cromatogramma del 99mTc-MAG3 eluito in butan-2-one

Figura 6.10: Gamma-cromatogramma del 99mTc-MAG3 eluito in soluzio-ne fisiologica

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Tabella 6.7: Valori di purezza radiochimica del 99mTc-MAG3

Data Purezza radiochimica30/05/2012 96.5 %05/06/2012 96.4 %08/06/2012 97 %13/06/2012 98 %15/05/2012 95.8 %20/06/2012 97 %28/06/2012 98.5 %

Tabella 6.8: Prove di riproducibilità della metodica analitica per il 99mTc-MAG3

Campione Purezza radiochimica1 97.8 %2 97.5 %3 98 %4 98.3 %5 98.4 %6 97.9 %7 98.6 %8 98 %9 97.2 %10 98.4 %



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pion

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3

197

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.896

.51.

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.71.

92

98.0

98.2

97.8

0.2

0.4

-0.2

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.695

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0.4

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80.

80.

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0.7

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0.4

796

.796

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28

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997

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.62.

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0.4

0.5

1198

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31.

612

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2.1

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11.

51.

9

Tabella 6.9: Validazione della metodica per il controllo della purezzaradiochimica del 99mTc-MAG3 (fonte ROTOP Pharmaka AG)

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7 Considerazioni �nali

Il lavoro svolto durante l’attività di tirocinio ha permesso di prendere partealle routinarie attività di controllo qualità di una struttura ospedaliera dimedicina nucleare.

In particolare è stato possibile mettere in atto un’attività di raziona-lizzazione delle operazioni di laboratorio volte principalmente alla rea-lizzazione di opportune procedure operative finalizzate a semplificare leoperazioni di controllo qualità da parte del personale tecnico.

Un altro importante aspetto conseguente all’attività del periodi di ti-rocinio, è infine consistito nella messa a punto di un protocollo di con-trollo qualità per il complesso 99mTc-MAG3 di provata riproducibilità, disemplice esecuzione e validabile rispetto alle procedure ufficiali.

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