Resumen Introducción : Una de las áreas de la farmacia vinculadas a la radiación ionizante es la Radiofarmacia que se refiere al estudio, preparación, control y dispensación de los radiofármacos a nivel industrial y hospitalaria. Se entiende como radiofármaco a cualquier producto que esté preparado para su uso con la finalidad diagnóstica y terapéutica que contenga uno o más radionucleidos (isótopos radioactivos) que son utilizados en combinación con moléculas o solos para ser administrados por vía oral o parenteral. El Instituto Nacional de Medicina Nuclear (INAMEN) a nivel nacional lidera ese campo desde 1962 al servicio de la población boliviana. Objetivo : Determinar el uso y diagnóstico de los radiofármacos que son utilizados con mayor frecuencia en medicina nuclear en el INAMEN en la gestión 2021. Metodología : Estudio descriptivo y retrospectivo donde se analizaron los reportes de solicitud de preparación y dispensación de radiofármacos en el laboratorio de Radiofarmacia del INAMEN. Estos datos fueron procesados para determinar que radiofármacos son los más demandados para el diagnóstico y terapia medica nuclear en nuestro departamento. Resultados . Se determinó que de las 2100 solicitudes presentadas al laboratorio de Radiofarmacia, el 42% corresponde al metilen difosfonato-99mTc, el 21% corresponde a los isotopos de 99mTc y el 11% corresponde al isotopo 131I. Conclusión . El análisis de los datos concluye que la principal demanda de radiofármacos es para radiotrazadores de tumores y para la yodoterapia.

Abstract Introduction : One of the areas of pharmacy linked to ionizing radiation is Radiopharmacy, which refers to the study, preparation, control and dispensing of radiopharmaceuticals at an industrial and hospital level. A radiopharmaceutical is understood as any product that is prepared for use for diagnostic and therapeutic purposes that contains one or more radionuclides (radioactive isotopes) that are used in combination with molecules or alone to be administered orally or parenterally. The National Institute of Nuclear Medicine (INAMEN) at the national level has led this field since 1962 at the service of the Bolivian population. Objective : Determine the use and diagnosis of the radiopharmaceuticals that are most frequently used in nuclear medicine in the INAMEN in the 2021 administration. Methodology : Descriptive and retrospective study where the reports requesting the preparation and dispensing of radiopharmaceuticals in the INAMEN Radiopharmacy laboratory were analyzed. These data were processed to determine which radiopharmaceuticals are the most in demand for nuclear medical diagnosis and therapy in our department. Results : It was determined that of the 2100 applications submitted to the Radiopharmacy laboratory, 42% correspond to methylene diphosphonate-99mTc, 21% correspond to 99mTc isotopes and 11% correspond to 131I isotopes. Conclution : The analysis of the data concludes that the main demand for radiopharmaceuticals is for tumor radiotracers and iodotherapy.

Abstract In the beginning, radionuclide-labeled monoclonal antibodies were widely employed for the study of various diseases, mainly oncological, by immunoscintigraphy. They were gradually replaced by molecules with better performance such as peptides and 18F-FDG. However, in the present century, the wide introduction of immunotherapy produced a paradigm shift in the use of radiolabeled monoclonal antibodies for the proper selection and follow-up of patients to be treated with immunotherapy, re-emerging of the immune-single photon emission tomography (immuno-SPECT), the immune-positron emission tomography (immuno-PET) and the co-registered image with computed tomography (CT) as imaging modalities of great value in the management of cancer. The aim of the present work was to provide an overview of the evolution of nuclear imaging with radiolabeled monoclonal antibodies and their main applications over the time, mainly in the study of patients with cancer.

Resumen Los anticuerpos monoclonales marcados con radionucleidos fueron en sus inicios ampliamente empleados para el estudio de diversas enfermedades, fundamentalmente oncológicas mediante la inmunogammagrafía. Estos fueron poco a poco sustituidos por moléculas con mejores prestaciones como los péptidos y la 18F-fluordesoxiglucosa (18F-FDG). No obstante, en el presente siglo, la amplia introducción de la inmunoterapia produjo un cambio de paradigma en cuanto al empleo de los anticuerpos monoclonales radiomarcados para la adecuada selección y seguimiento de los pacientes a ser tratados con inmunoterapia, resurgiendo la inmunotomografía por emisión de fótón único (inmuno-SPECT), la inmunotomografía por emisión de positrones (inmuno-PET) y la imagen corregistrada con la tomografía axial computarizada (TAC), como modalidades de gran valor en el manejo del cáncer. El objetivo del presente trabajo fue brindar una panorámica acerca de la evolución de la imagen nuclear con anticuerpos monoclonales radiomarcados y sus principales aplicaciones en el tiempo, fundamentalmente en el estudio de los pacientes con cáncer.

ABSTRACT To commemorate the 500th anniversary of the city of Havana, the Isotope Center reviews its activity since its creation. The production of radionuclidemarked compounds and other radiochemical work at the Institute of Nuclear Physics, inaugurated in 1969, stimulated the applications of open radioactive sources, which can be considered as the most tangible organized antecedent of the center. Later in the 1980s, the Executive Secretary for Nuclear Affairs accelerated, diversified and expanded nuclear applications, developed the training of highly qualified staff and experts as well as international cooperation. The creation of the Center for Applied Nuclear Development Studies coincided with the consolidation of a group of biotechnological research and production institutions and with these applications gaining importance in Nuclear Medicine. It was soon recognized that it was not possible to continue managing a growing inventory of radionuclides. As a result, CENTIS, a specialized center with a complete cycle, was designed and built, which comprised not only research and development, but also production and marketing. When in 1994 CENTIS became part of the Nuclear Energy Agency, investment was concluded and the production methodologies of the most important radiopharmaceuticals were established. In more than 20 years of work CENTIS has become the main support of Nuclear Medicine in the country. With its metrological capabilities in the magnitude of radioactivity and its non-clinical and clinical research, it is increasingly part of the socio-economic life of the country and its capital. In this paper the main results of each stage are detailed in relation to the mission of the center and a technical assessment is made regarding the actions taken to favor their target sectors: health and biomedical research. Periods of five years in favor of centuries.

RESUMEN En tributo a los cinco siglos de ciudad el Centro de Isótopos hace recuento de su actividad. La obtención de compuestos marcados con radionucleidos y otros trabajos radioquímicos en el Instituto de Física Nuclear, inaugurado en 1969, estimularon las aplicaciones de las fuentes radiactivas abiertas, por lo que puede considerarse el antecedente organizado más palpable del centro. Posteriormente en los años 80, la Secretaria Ejecutiva para Asuntos Nucleares aceleró, diversificó y amplió las aplicaciones, desarrolló la formación de cuadros y especialistas y la colaboración internacional. La puesta en operación del Centro de Estudios Aplicados al Desarrollo de la Energía Nuclear coincidió con la consolidación de un grupo de instituciones de investigación y producción biotecnológica y con el auge de las aplicaciones en Medicina Nuclear. Pronto se reconoció que no era posible continuar el manejo de un inventario cada vez mayor de radionucleidos, por lo que se diseñó y construyó un centro especializado a ciclo completo: investigación-desarrollo, producción y comercialización, el CENTIS. Durante su integración en 1994 a la Agencia de Energía Nuclear, se concluyó la inversión y se establecieron las metodologías de producción de los más importantes radiofármacos. En más de 20 años de labor CENTIS se ha convertido en el principal soporte de la Medicina Nuclear del país. Con sus capacidades metrológicas en la magnitud radiactividad y sus investigaciones no clínicas y clínicas, se inserta de forma cada vez más estrecha en la vida socio-económica del país y su capital. En el trabajo se detallan los principales resultados de cada etapa en lo relacionado a la misión del centro y se hace una valoración técnica de hacia dónde se encaminan acciones en favor de sus sectores destino: salud e investigación biomédica. Lustros en favor de siglos.

Abstract The cross sections of the 68Zn(p,2p)67Cu,68Zn(p,2n)67Ga and 68Zn(p,3n)66Ga reactions were measured at the ARRONAX facility by using the 70 MeV cyclotron, with particular attention to the production of the theranostic radionuclide 67Cu. Enriched 68Zn material was electroplated on silver backing and exposed to alow-intensity proton beam by using the stacked-foils target method. Since 67Cu and 67Ga radionuclides have similar half-lives and same γ-lines (they both decay to 67Zn), a radiochemical process aimed at Cu/Ga separation was mandatory to avoid interferences in γ-spectrometry measurements. A simple chemical procedure having a high separation efficiency (>99%)was developed and monitored during each foil processing, thanks to the tracer isotopes 61Cu and 66Ga.Nuclear cross sections were measured in the energy range 35-70 MeV by using reference reactions recommended by the International Atomic Energy Agency (IAEA) to monitor beam flux. In comparison with literature data a general good agreement on the trend of the nuclear reactions was noted, especially with latest measurements, but slightly lower values were obtained in case of 67Cu. Experimental results of the 68Zn(p,2p)67Cu,68Zn(p,2n)67Ga and 68Zn(p,3n)66Ga reactions were also compared with the theoretical values estimated by using the nuclear reaction code TALYS. The production yield of the theranostic radionuclide 67Cu was estimated considering the results obtained in this work.

Resumen Las secciones eficaces de las reacciones 68Zn (p, 2p) 67Cu, 68Zn (p, 2n) 67Ga y 68Zn (p, 3n) 66Ga se midieron en la instalación ARRONAX utilizando el ciclotrón 70 MeV, con especial atención a la producción del radionucleidos teranóstico 67Cu. El material enriquecido 68Zn se galvanizó sobre soporte de plata y se expuso a un haz de protones de baja intensidad utilizando un blanco de láminas apiladas. Como los radionucleidos 67Cu y 67Ga tienen periodos de semidesintegración y líneas γ similares (ambos se desintegran a 67Zn), un proceso radioquímico dirigido a la separación Cu / Ga fue obligatorio para evitar interferencias en las mediciones de espectrometría γ. Se desarrolló un procedimiento químico simple con una alta eficiencia de separación (> 99%) durante cada procesamiento de la lámina, gracias a los isótopos trazadores 61Cu y 66Ga. Las secciones eficaces nucleares se midieron en el rango de energía de 35-70 MeV utilizando reacciones de referencia recomendadas por el Organismo Internacional de Energía Atómica (OIEA) para monitorear el flujo del haz. Al comparar con los datos de la literatura, se observó una buena concordancia en general con la tendencia de las reacciones nucleares, particularmente con las últimas mediciones, pero se obtuvieron valores ligeramente inferiores en el caso de 67Cu. Los resultados experimentales de las reacciones 68Zn (p, 2p) 67Cu, 68Zn (p, 2n) 67Ga y 68Zn (p, 3n) 66Ga también se compararon con los valores teóricos estimados usando el código de reacción nuclear TALYS. El rendimiento de producción del radionucleido teranóstico 67Cu se estimó considerando los resultados obtenidos en este trabajo.

Resumen Se llevaron a cabo cálculos por el Método Monte Carlo con diferentes compuestos de radionucleidos emisores de positrones, tales como el FDG (18F), acetato de carbono (11C), amonio (13N), etc, los cuales fueron incorporados en un volumen de tejido blando, con el propósito de estimar el tipo de partículas producidas y sus energías, los caminos libres medios y las dosis absorbida de radiación a diferentes distancias con respecto al centro del volumen. El volumen de tejido fue modelado con un radio más grande que el alcance máximo de los positrones, luego de producirse el proceso de aniquilación emitiendo fotones de 0.511 MeV. Se obtuvieron resultados de dosis absorbida y alcances máximos para varios órganos y tejidos y diferentes radiofarmacos. El código de simulación utilizado fue el Geant4.

Abstract Monte Carlo calculations were carried out with radioactive sources of monoenergetic positron-emitters used in compounds, like FDG (18F), Acetate (11C), and Ammonium (13N), were incorporated into a soft tissue volume, in the aim to estimate the type of particles produced their energies, their mean free paths, and the absorbed dose at different distances with respect to the center of the volume. The volume was modeled with a radius larger than the maximum range of positrons in order to produce 0.511 MeV annihilation gamma-ray photons. With the obtained results the absorbed dose, in various organs and tissues able to metabolize different radiopharmaceutical drugs, can be estimated. The simulation code used was Geant4.

La manipulación de fuentes no selladas en Medicina Nuclear ha dado lugar a un riesgo significativo de exposición interna de los trabajadores. El 131I se destaca entre los radionucleidos de uso frecuente por su amplia aplicación en diagnóstico y tratamiento de enfermedades de tiroides. Este trabajo presenta el desarrollo de técnicas de bioensayos "in vivo", con el fin de cuantificar la incorporación de 131I utilizado en Medicina Nuclear. También se presentan los resultados de la investigación de la exposición interna de trabajadores involucrados en el manejo de dosis terapéuticas de 131I. El sistema de detección "in vivo" fue calibrado con el simulador de tiroides desarrollado en el IRD (Brasil) y con el cual cuenta la UTN-IVIC (Venezuela). Los trabajadores controlados en este estudio tuvieron resultados mensurables en cuanto a la incorporación, por lo cual, es menester establecer su control a futuro y también nos da la posibilidad de evaluar las incorporaciones en casos de sospecha de un accidente. La estimación de la dosis efectiva más alta fue 1,28x10-5 Sv por inhalación y 1,27x10-5 Sv por ingestión. El método propuesto mostró sensibilidad para su aplicación en la estimación de la dosis efectiva por incorporación de 131I en TOEs sobre la base de AMD calculado (mínimo 244Bq y máximo 287Bq), el cual se encuentra tres órdenes de magnitud por debajo del nivel máximo de 1mSv, considerando el escenario de incorporación único, compuesto en forma de vapor (tipo F) y la inhalación como la principal vía de entrada de 131I en el cuerpo.

Handling a variety of unsealed sources in Nuclear Medicine has led to a significant risk of internal exposure for workers. 131I stands out among the radionuclides of frequent use due to its wide application in diagnosis and treatment of thyroid diseases. This study presents the development of in vivo bioassay techniques, in order to quantify the incorporation of 131I used in nuclear medicine. It also presents the results of research related to the internal exposure of a group of workers involved in handling therapeutic doses of 131I. The in vivo detection system was calibrated with a thyroid phantom developed at IRD (Brazil) which is also used at the UTN-IVIC (Venezuela). The workers monitored in this study presented measurable intake. Therefore, it is important to ensure future monitoring of such exposure. It also gives us the possibility of evaluating intake in cases of suspected accidents. The highest estimated effective dose was 1,28x10-5 Sv by inhalation and 1,27x10-5 Sv by ingestion. The proposed method showed enough sensitivity for its application in the assessment of the effective dose for 131I intake by workers. The minimum detectable effective dose associated with the MDA (244 to 287 Bq) is three orders of magnitude below the recording level of 1 mSv, considering a single intake by inhalation of a Type F compound of 131I in the form of vapor.

Se presentan concentraciones de radón (Rn222) y evaluación de radio (Ra226) disueltos en agua. El objetivo es contribuir al monitoreo volcánico, adaptando y validando metodología analítica. El muestreo fue de tipo discreto y mensual, desde junio 2011 hasta marzo 2013. Las concentraciones de radón varían de 0,48 ± 0,1 a 1,54 ± 0,13 Bq/L (promedio 1,24 Bq/L); concentraciones de radio se evaluaron de enero a diciembre 2012, los valores encontrados no demuestran detección de radio al nivel de confianza del 95 % respecto al límite de detección (4,2 mBq/L). En noviembre 2012 se observó disminución de radón, posiblemente relacionado a anomalías de subducción con epicentro a 143 km del cerro Pacho, registrando sismicidad volcánica 40 días antes con incrementos de microsismos y actividad volcano-tectónica. Se ha generado las primeras mediciones de radón en agua termal, estableciendo la línea base para evaluar el comportamiento de estos radionucleidos con la actividad sísmica.

Radon (222Rn) concentrations and radio (226Ra) evaluation dissolved in thermal spring water are presented. The aim is to contribute to volcanic monitoring, adapting and validating analytical methodology. Sampling was discreet and monthly type, from June 2011 to March 2013. Radon levels vary from 0,48 ± 0,1 to 1,54 ± 0,13 Bq/L (average 1,24 Bq/L); radio concentrations were evaluated from January to December 2012, the values found do not show radio detection confidence level of 95% with respect to the detection limit (4,2 mBq/L). In November 2012 there was a reduction of radon possibly related to subduction anomalies with epicenter at 143 km from cerro Pacho, volcanic seismicity was also recorded 40 days before with increments of microearthquakes and volcano-tectonic activity. The study produced the first measurements of radon in thermal water, setting the baseline for evaluating the behavior of these radionuclides with seismic activity.

This paper shows the monitoring intervals that can be used in the Internal Contamination Laboratory of the Center for Radiation Protection and Hygiene for direct measurement of the radionuclides I-125 and I-129 in the thyroid gland. Two measuring systems were used, one of them with a scintillation detector and the other one with a Phoswich detector. Both detectors were placed inside a low background shielding chamber (2.5 x 2.5 x 2.5 m) coated with 15 cm of steel, 3 mm of lead, 1.8 mm of tin and 1.5 mm of copper. The minimum detectable activity for each system was calculated, and based on this, the applicable monitoring intervals were determined, so that an intake corresponding to 5 % of the Annual Intake Limit can be detected. The results showed that for the radionuclide I-125 all the intervals tested (120, 90, 60, 30, 14 and 7 days) can be used in monitoring both systems. In the case of the radionuclide I-129, only the intervals of 120, 90 and 60 days can be implemented by using the scintillation detector whereas for the Phoswich detector, all the tested intervals can be used

El trabajo muestra los intervalos de monitoreo que se pueden utilizar en el Laboratorio de Contaminación Interna del Centro de Protección e Higiene de las Radiaciones para medir directamente en la glándula tiroides los radionúclidos <img width=18 height=15 src="http://img/revistas/nuc/n55/e01045514.jpg">y <img width=19 height=15 src="http://img/revistas/nuc/n55/e02045514.jpg">. Se emplearon dos sistemas de medición, uno con un detector de centelleo y otro con un detector Phoswich. Ambos detectores se ubicaron dentro de una cámara de bajo fondo de 2.5 x 2.5 x 2.5 m de dimensión recubierta con 15 cm de acero, 3 mm de plomo, 1.8 mm de estaño, y 1.5 mm de cobre. Se calculó la actividad mínima detectable para cada sistema y en función de esta se determinaron los intervalos de monitoreo aplicables, de forma tal que una incorporación correspondiente al 5 % del límite anual de incorporación se pueda detectar. Se obtuvo que para el <img width=18 height=15 src="http://img/revistas/nuc/n55/e01045514.jpg">, todos los intervalos evaluados (120, 90, 60, 30, 14, y 7 días) se pueden utilizar en el monitoreo con ambos sistemas. En el caso del radionúclido <img width=19 height=15 src="http://img/revistas/nuc/n55/e02045514.jpg">, con la instalación del detector de centelleo solo se pueden aplicar los intervalos de 120, 90, y 60 días, y para la instalación con el Phoswich, todos los evaluados

The aim of this work was to develop an analytical method in order to determine the isotopic composition of different elements in soil samples and to determine the existence of contamination. The method used in the digestion of the samples was the EPA 3050B, and some metal concentration were determined including uranium and thorium. For elements with even lower concentrations such as plutonium and radium a treatment after mineralization by EPA, was necessary. The measurement technique used was mass spectrometry with quadrupole and plasma induced associated (ICP-MS). Results of the analysis performed in two laboratories showed a good correspondence. This method allowed to perform the isotopic characterization of studied soils and results showed that the studied soils do not present any local pollution and that the presence of plutonium-239, is due to global fallout.

El objetivo de este trabajo fue desarrollar un método analítico que permitiera determinar la composición isotópica de diferentes elementos en muestras de suelos y dilucidar la existencia o no de contaminación. El método utilizado en la digestión de las muestras fue el EPA 3050B, el cual permitió determinar las concentraciones de algunos metales y del uranio y el torio. Para elementos con concentraciones aún más bajas como el plutonio y el radio, fue necesario un tratamiento posterior a la mineralización por EPA. La técnica de medición utilizada fue la espectrometría de masa con cuadrupolo y plasma inducido asociado (ICP-MS). Los resultados de los análisis ejecutados en dos laboratorios demostraron una buena correspondencia. Este método permitió hacer la caracterización isotópica deseada y se demostró que los suelos estudiados no presentan ningún tipo de contaminación local y que la presencia del plutonio-239 es debida a las precipitaciones radioactivas globales.

ABSTRACT The capabilities of the LowBackground Gamma Spectrometer (LBGS) at InSTEC were studied for environmental purposes. Fifty three glines were identified in the LBGS background spectrum. The Minimum Detectable Activity for <img width=32 height=15 src="http:/img/revistas/nuc/n46/e01044609.jpg">, <img width=22 height=14 src="http:/img/revistas/nuc/n46/e04044609.jpg">, <img width=32 height=14 src="http:/img/revistas/nuc/n46/e02044609.jpg">, <img width=30 height=13 src="http:/img/revistas/nuc/n46/e05044609.jpg">, <img width=34 height=17 src="http:/img/revistas/nuc/n46/e03044609.jpg">and <img width=20 height=13 src="http:/img/revistas/nuc/n46/e06044609.jpg">were calculated using the detector’s volumetric efficiency simulated by Monte Carlo method. Validation was performed by absolute and relative analysis of radionuclide activities present in a marine sediment certified material.

RESUMEN Se determinan las potencialidades del Espectrómetro Gamma de Bajo Fondo del InSTEC con fines ambientales. Se identificaron 53 líneas gamma en el espectro de fondo natural del espectrómetro. Se calculan las actividades mínimas detectables para los radionucleidos <img width=32 height=15 src="http:/img/revistas/nuc/n46/e01044609.jpg">, <img width=22 height=14 src="http:/img/revistas/nuc/n46/e04044609.jpg">, <img width=32 height=14 src="http:/img/revistas/nuc/n46/e02044609.jpg">, <img width=30 height=13 src="http:/img/revistas/nuc/n46/e05044609.jpg">, <img width=34 height=17 src="http:/img/revistas/nuc/n46/e03044609.jpg">and <img width=20 height=13 src="http:/img/revistas/nuc/n46/e06044609.jpg">empleando la eficiencia volumétrica del detector simulada por Monte Carlo. Como validación se determinan, por vía absoluta y relativa, las actividades de los radionucleidos presentes en un estándar de sedimento marino.

ABSTRACT In nuclear medicine, the administered doses of the radiopharmaceutical are expressed through the amount of radioactivity contained in the drug. The measurement of this activity, performed using a radionuclide calibrator, is of the utmost importance to guarantee the national and international comparability of clinic results and the radiological safety of the patient. In this paper, the transferring of the becquerel unit to the radionuclide calibrators employed in the nuclear medicine practice in Cuba is detailed. The obtained results with an in situ calibration service, which is based on the direct comparison with standards of the specific measured radionuclides, are presented. Outcomes of international and national measurement comparisons are shown. They validate the uncertainty estimates of the calibration coefficients installed in the instruments for measurements of <img width=27 height=12 id="_x0000_i1030" src="http://img/revistas/nuc/nuc44/images/e03044408.jpg">, <img width=18 height=14 id="_x0000_i1031" src="http://img/revistas/nuc/nuc44/images/e05044408.jpg">and <img width=24 height=12 id="_x0000_i1032" src="http://img/revistas/nuc/nuc44/images/e04044408.jpg">, the main gamma emitters that have been used in Cuban nuclear medicine.

RESUMEN En medicina nuclear, las dosis del radiofármaco administradas se expresan mediante la actividad del radionucleido en el preparado. La medición de esa actividad se realiza en el activímetro y resulta primordial para garantizar la comparabilidad nacional e internacional de los resultados clínicos relacionados y la seguridad radiológica del paciente. En este trabajo se detalla la transferencia de la unidad becquerel a los activímetros empleados en medicina nuclear en Cuba. Se presentan los resultados de la implantación de un servicio de calibración in situ, basado en la comparación directa con muestras de referencia de los radionucleidos específicos sujetos a medición. Los resultados de las comparaciones de medición internacionales y nacionales que se muestran, validan los estimados de incertidumbre de los coeficientes de calibración, determinados para la medida en estos instrumentos de la actividad de los principales emisores gamma que se han utilizado en la medicina nuclear cubana: <img width=27 height=12 id="_x0000_i1026" src="../images/e03043303.jpg">, <img width=18 height=14 id="_x0000_i1027" src="../images/e05043303.jpg">y <img width=24 height=12 id="_x0000_i1028" src="../images/e04043303.jpg">.

ABSTRACT Particle emitting radionuclides (e.g. b--emitters 90Y and 177Lu, b-emitter 149Tb, Auger electron emitter 165Er or positron emitter 86Y) are more and more frequently used in research and clinical practice for imaging and radionuclide targeted therapy in nuclear medicine. These radiometals, altogether threevalent lanthanides or actinides with high specific radioactivity, coupled to biomolecule carriers (peptides or monoclonal antibodies) through chelating link (e.g. DTPA or DOTA) bind to specific antigens and/or receptors of diseased tissues, which enables the imaging (positron emitters) or destruction (b--, a-, and Auger electron emitter) of the diseased tissue releasing the antigens or carrying the receptors. The radionuclide precursor 90YCl3 (solution of hard b--emitter 90Y in diluted HCl) with high purity and specific activity is already commercially produced and succesfully used in nuclear medicine, e.g. for radioimmunotherapy (RIT) of Lymphoma. Specification and purity of our product obtained using extraction 90Sr/90Y generator (using technology of centrifuge extractors with di-2-ethylhexylphosphoric acid, D2EHPA) is examined and compared to other similar products in this contribution. A standard method for determination of labelling efficiency of the 90YCl3 precursor based on its reaction with DOTA-Tyr3-Octreotide (DOTA-TOC) and ITLC-SG chromatographic separation is described and proposed for the quality control.

Los radionucleidos emisores de partículas (ej. emisores b 90Y y 177Lu, emisores a 149Tb, emisor de electrones Auger 165Er o emisor de positrones 86Y) se emplean cada vez más en la investigación, en la práctica clínica para el procesamiento de imágenes y en la terapia dirigida de radionuclidos en medicina nuclear. Estos radiometales junto con actínidos o lantánidos trivalentes con alta actividad específica, asociados a portadores de biomoléculas (péptidos o anticuerpos monoclonales) por medio de un enlace con quelatos (ej. DTPA o DOTA) se unen a antígenos específicos receptores de tejidos afectados que permiten el procesamiento de imágenes (emisores de positrones) o la destrucción (b--, a-, y emisores de electrones de Auger) de los tejidos afectados que liberan los antígenos o portan los receptores. El precursor del radionucleido 90YCI3 (solución de emisor b- duro - 90Y en HCI diluido) con elevada pureza y actividad específica ya se produce comercialmente y se usa exitosamente en la medicina nuclear, por ejemplo, para la radioinmunoterapia (RIT) del linfoma. En esta contribución se examina la especificación y la pureza de nuestro producto, obtenido mediante extracción con generador 90Sr/90Y (empleando la tecnología de extractores por centrifugado con ácido di-2-ethylhexyl phosphoric D2EHPA) y se compara con otros productos similares. Se describe y propone para el control de la calidad un método estándar para determinar la eficiencia en el marcaje del precursor del 90YCI3 basado en su reacción con DOTA-Tyr3-ostreotido (DOTA-TOC) y separación cromatográfica ITLC-SG.