Gruppo per la manipolazione e la stampa su flaconi farmaceutici

L’obiettivo di questa tesi di laurea è lo sviluppo dell’automazione delle tecniche per il trattamento di radiofarmaci, in particolare riguardo alle pratiche di trasferimento di dati sulla superficie del contenitore includente il radiofarmaco. Lo scopo è passare dall’applicazione manuale di etichette, ad una scrittura automatizzata dei dati direttamente sulla superficie del contenitore. Lo sviluppo del progetto sarà realizzato con l’ausilio del programma di modellazione 3D PTC Creo Elements, ritenuto il sistema CAD più idoneo per la realizzazione di progetti ex novo come quello in oggetto. La modellazione verrà effettuata per tentativi, valutando caso per caso varie opzioni, fino al raggiungimento del risultato ottimale. Dopo aver descritto i processi produttivi attuali e l’integrazione del dispositivo all’interno di essi, viene illustrato il funzionamento passo passo del dispositivo, partendo dalla fase di entrata, proseguendo con la fase di centraggio e stampa, terminando con la fase di scarico. Viene successivamente illustrato il prodotto finito e le relative problematiche riscontrate durante le fasi di prova del prototipo, in particolare, difetti nella trascrizione dei dati sulla superficie del contenitore e difetti progettuali dell’intero sistema. Vengono infine illustrate le possibili soluzioni, in particolare un nuovo sistema di fissaggio del contenitore.

Integrazione informativa per la medicina nucleare: analisi del framework proposto da IHE

La presente tesi ha come obiettivo quello di illustrare il flusso informativo che gestisce lo scambio dei dati relativi a cure radioterapiche nell’ambiente di medicina nucleare. La radioterapia comprende tutte quelle cure a base di sostanze radioattive o radiazioni che vengono somministrate a scopo diagnostico o terapeutico. Le due tecniche più utilizzate sono la brachiradioterapia e la radioterapia a fasci esterni. La prima è utilizza solo in casi selezionati di tumori direttamente accessibili e la sua caratteristica principale è la rapida diminuzione della dose con l'allontanarsi dalla sorgente, la seconda tecnica invece consiste nell’irradiare la zona interessata dall’esterno, utilizzando come sorgente di radiazioni una macchina chiamata acceleratore lineare, posta all’esterno del corpo del paziente. Questa terapia ha come obiettivo primario quello di ottenere la migliore distribuzione di dose nel volume bersaglio, risparmiando quanto più possibile i tessuti sani. Già dalla nascita della radioterapia, questa tecnica era caratterizzata dalla presenza di immagini digitali, cioè al contrario di altri reparti radiologici dove le immagini diagnostiche venivano impresse su pellicole, qui le informazioni circolavano già in formato elettronico. Per questo motivo già da subito si è avvertita l’esigenza di trovare una modalità per lo scambio, in maniera efficiente e sicura, di dati clinici per organizzare al meglio la cura del paziente e la pianificazione, anche con macchinari di diversi produttori, del trattamento radioterapico. In tutto questo ha svolto un ruolo fondamentale la proposta di IHE del framework di medicina nucleare, dove si dettavano linee guida per coordinare in maniera semplice e vantaggiosa l’integrazione informativa dei vari attori del processo di cura radioterapico.

L'uso degli acceleratori in medicina nucleare

In questo lavoro di tesi si indaga come gli acceleratori di particelle si siano rivelati di fondamentale utilità nel settore medico-sanitario, risolvendo problematiche fisiche ed economiche legate alla produzione di radioisotopi. Per riuscire ad effettuare procedure terapeutiche e diagnostiche di qualità senza ricondursi a tecniche invasive, sta diventando sempre più importante disporre di ciclotroni nelle vicinanze delle strutture ospedaliere. Di fronte alla carenza di radionuclidi e alla necessità di produrre nuovi radiofarmaci, il mondo si sta muovendo per affiancare ai pochi reattori nucleari rimasti operativi, progetti nati dalla collaborazione di diversi centri di ricerca. In particolare in Italia è in corso un progetto, il TECHN-OPS, portato avanti da diverse sezioni INFN (compreso quella di Bologna), che si pone l’obiettivo di supplire al bisogno di 99m-Tc sfruttando una rete limitata di ciclotroni (che utilizzano bersagli di molibdeno arricchito) e lo sviluppo di metodi di riciclo di 100-Mo e di ottimizzazione delle varie fasi di produzione.

Dosimetria interna da inalazione in Medicina Nucleare

Scopo di questo lavoro è l’individuazione di una metodica che permetta la valutazione dosimetrica interna dei lavoratori in Medicina Nucleare, dell’I.R.S.T. I radionuclidi impiegati hanno elevata volatilità e tempi di dimezzamento molto brevi quindi, diventa di fondamentale importanza la misura della concentrazione in aria. come radioisotopo d'interesse è stato considerato il F-18. Per la misura della contaminazione in aria è stato utilizzato un sistema progettato dall’azienda MecMurphil (MP-AIR). L’aria attraversa un beaker Marinelli, posto in un pozzetto schermato in piombo (5/6 cm di spessore più rivestimento in rame di 3 mm) nel quale è inserito un rivelatore a scintillazione NaI(Tl) a basso fondo in modalità di campionamento continuo. Attraverso il software MAIR-C, collegato al rivelatore, è stato possibile calibrarlo in energia, FWHM e efficienza. I locali analizzati, poiché quotidianamente frequentati dal personale, sono: Laboratorio caldo, Corridoio, Attesa calda, Camere degenza, e Radiofarmacia. Mediante l’uso di fogli di calcolo, è stata determinata la concentrazione media presente nei diversi locali. I risultati ottenuti hanno mostrato che la concentrazione massima di F-18 è nella radiofarmacia.Le persone con accesso ai locali “caldi” sono state classificate, sulla base delle attività da loro svolte in: medici, TSRM, infermieri e radiofarmacisti. Per ognuna di queste figure è stato stimato il tempo di permanenza all’interno dei locali.Si è proceduto, poi, alla validazione del metodo utilizzato per il calcolo della dose interna per inalazione, applicando quanto riportato nella pubblicazione I.C.R.P. 66, che ha come scopo principale quello di determinare i limiti annuali d’introduzione dei radionuclidi per i lavoratori.Le metodiche, applicate al solo radioisotopo F-18, permettono di ricavare una prima stima della dose inalata dagli operatori, aprendo un’ ampia gamma di possibili sviluppi futuri.

Imaging medico-nucleare: Principi di funzionamento e campi applicativi

Descrizione dei principi fisici alla base della medicina nucleare. Descrizione delle modalità di imaging medico-nucleare come scintigrafia, SPECT e PET e principali campi applicativi.

Studio di fattibilità della produzione diretta di tc-99m mediante ciclotrone

Le caratteristiche del 99mTc e la possibilità per gli ospedali di produrlo in loco quotidianamente grazie ai generatori, hanno reso questo radioisotopo il più utilizzato della fisica medica: è richiesto in circa l’80% delle procedure di medicina nucleare con circa 7 milioni di somministrazioni all’anno in Europa e 8 milioni negli USA. Inoltre il campo di applicabilità del 99mTc è molto vasto: viene infatti utilizzato per scintigrafie ossee, epatiche, renali, celebrali, tiroidee e per il controllo della funzionalità epatica. A causa del notevole incremento dell’insorgenza di patologie oncologiche e dell’aumento della popolazione, la richiesta di 99mTc è sempre cresciuta negli anni ed è ancora destinata a crescere nei prossimi; l’unico fattore attenuante è lo sviluppo di altre tecniche di diagnostica funzionale come la PET ( Positron Emission Tomography ). Nonostante la creazione del 99mTc da generatori di 99Mo sia ancora oggi il metodo di produzione più efficiente, si sta ponendo recentemente la necessità di ricercare nuove tecniche di produzione dell’isotopo per soddisfare le grandi quantità richieste dal mercato globale. Questo accade perché malgrado l’utilizzo del 99mTc sia in forte crescita, la produzione di 99Mo è destinata a diminuire in quanto necessita di reattori nucleari: gli ingenti costi delle moderne centrali e le elevate quantità di scorie prodotte, stanno guidando la politica mondiale verso una denuclearizzazione che renderà in pochi anni impossibile soddisfare la richiesta di 99Mo della medicina nucleare. Questo lavoro di tesi si colloca in questo contesto, cioè nella ricerca di un metodo alternativo per la produzione di 99mTc: l’irraggiamento con protoni di un target di 100Mo arricchito, in un ciclotrone ad uso medicale. L’obbiettivo che si vuole raggiungere è fornire una stima attendibile su tale produzione, valutare la qualità dell’isotopo e mettere in luce eventuali problematiche riscontrabili.

Determinazione sperimentale della minima attivita rivelabile dei calibratori di attivita dei radionuclidi

I calibratori di attività dei radionuclidi sono strumenti fondamentali per la pratica diagnostica e terapeutica in Medicina Nucleare. Il loro ruolo principale è quello di quantificare accuratamente l’attività dei radiofarmaci somministrata ai pazienti, vengono pertanto progettati per avere una accuratezza di misura ottimale per attività relativamente alte. Lo scopo di questo studio è stato quello di determinare il livello di minima attività rivelabile (o Minimum Detectable Activity, MDA) di diversi modelli di calibratori di attività, al fine di estendere l’utilizzo di questi strumenti ad altre applicazioni. E’ stata quindi eseguita un’estesa campagna di misure sperimentali sui principali modelli di calibratori commercialmente distribuiti. Le modalità di misura della MDA sviluppate sono basate su un adattamento delle tecniche di riferimento per altri tipi di strumenti; tali tecniche, non solo rispondono all’obiettivo immediato, ma hanno permesso di dimostrare che è possibile una determinazione generalizzata della MDA di questa classe di apparecchiature. I risultati che verranno presentati sono stati ottenuti con una metodologia indipendente dal tipo di apparecchiatura e sono basati su misurazioni che possono essere replicate in ogni laboratorio.

Taratura di un calibratore di attività per radionuclidi emettitori di positroni a brevissimo tempo di dimezzamento

I calibratori di attività sono strumenti fondamentali in medicina nucleare, utilizzati da ogni struttura al fine di quantificare l’attività di radiofarmaco da somministrare al paziente. L'accurata taratura di questi strumenti richiederebbe la disponibilità di sorgenti di riferimento certificate per ciascun radionuclide di interesse; tuttavia vi è una importante serie di casi in cui questo metodo non è praticabile a causa delle caratteristiche del radionuclide, come ad esempio il brevissimo tempo di dimezzamento. Lo scopo di questo studio è stato determinare il fattore di taratura per un radioisotopo PET a brevissimo tempo di dimezzamento, il 11C, per il quale non sono commercialmente reperibili delle sorgenti certificate, eseguendo un’accurata misura dell’efficienza di rivelazione di un moderno rivelatore per spettrometria allo specifico valore di energia di 511 keV dei fotoni di annichilazione. Lo strumento utilizzato è un nuovo rivelatore a CZT (tellururo di cadmio-zinco), il Kromek GR1, un rivelatore compatto che opera a temperatura ambiente, caratterizzato da una interessante risoluzione energetica e da una efficienza di rivelazione contenuta, quest’ultima adeguata per l’analisi di campioni che hanno un’attività relativamente elevata, come di frequente accade nei siti di produzione dei nuclidi radioattivi. Le misure sperimentali sono state eseguite cercando di ottimizzare ogni passaggio al fine di minimizzare le incertezze, in modo da ottenere una stima accurata del fattore di taratura, secondo una modalità tracciabile ad uno standard accreditato NIST e riproducibile per qualunque altro radioisotopo PET. Potranno quindi essere constatati i fattori di taratura noti di altri radionuclidi e successivamente stimati i fattori per radioisotopi sperimentali anche mediante diversi modelli di calibratori.

Advanced aspects of radiation protection in the use of particle accelerators in the medical field

In this work, the well-known MC code FLUKA was used to simulate the GE PETrace cyclotron (16.5 MeV) installed at “S. Orsola-Malpighi” University Hospital (Bologna, IT) and routinely used in the production of positron emitting radionuclides. Simulations yielded estimates of various quantities of interest, including: the effective dose distribution around the equipment; the effective number of neutron produced per incident proton and their spectral distribution; the activation of the structure of the cyclotron and the vault walls; the activation of the ambient air, in particular the production of 41Ar, the assessment of the saturation yield of radionuclides used in nuclear medicine. The simulations were validated against experimental measurements in terms of physical and transport parameters to be used at the energy range of interest in the medical field. The validated model was also extensively used in several practical applications uncluding the direct cyclotron production of non-standard radionuclides such as 99mTc, the production of medical radionuclides at TRIUMF (Vancouver, CA) TR13 cyclotron (13 MeV), the complete design of the new PET facility of “Sacro Cuore – Don Calabria” Hospital (Negrar, IT), including the ACSI TR19 (19 MeV) cyclotron, the dose field around the energy selection system (degrader) of a proton therapy cyclotron, the design of plug-doors for a new cyclotron facility, in which a 70 MeV cyclotron will be installed, and the partial decommissioning of a PET facility, including the replacement of a Scanditronix MC17 cyclotron with a new TR19 cyclotron.

Un target a basso costo per la produzione diretta di 99mTc mediante ciclotrone

In Medicina Nucleare è possibile ottenere immagini funzionali grazie all’iniezione nel paziente di un radiofarmaco. Quello più utilizzato nelle procedure diagnostiche di Medicina Nucleare è il 99mTc, un gamma emettitore con tempo di dimezzamento di circa sei ore. Attualmente, questo nuclide è prodotto attraverso generatori di 99Mo-99mTc, sfruttando il decadimento β- del 99Mo. Da diversi anni, però, si cerca in tutto il mondo una soluzione alternativa alla produzione di 99mTc, poiché il 99Mo si ottiene in reattori nucleari a partire dalla reazione di fissione del 235U, ma tali reattori sono stati quasi tutti costruiti più di cinquanta anni fa e necessitano continuamente di spegnimenti prolungati e riparazioni. L’alternativa più accreditata è quella relativa alla produzione diretta di 99mTc in ciclotrone attraverso l’irraggiamento di 100Mo con protoni. Il problema principale risiede nella scelta della forma chimica che contenga il 100Mo e del tipo di target da irraggiare. Quest’ultimo deve resistere ad alte correnti e a lunghi tempi di irraggiamento per ottenere quantità di 99mTc sufficienti a soddisfare almeno il fabbisogno del centro ospedaliero in cui è prodotto. Questo lavoro di tesi, svolto presso il Servizio di Fisica Sanitaria del Policlinico S.Orsola-Malpighi, è basato sulla realizzazione di un target a basso costo di triossido Molibdeno arricchito per la produzione diretta di 99mTc. Si sono inoltre valutate le impurezze e l’attività del nuclide di nostro interesse a seguito di irraggiamenti nel ciclotrone PETtrace.

Realizzazione e convalida del modello Monte Carlo di un calibratore di attività per radiofarmaci

I calibratori di attività sono strumenti molto importanti per la pratica, diagnostica e terapeutica, in medicina nucleare, perché permettono di associare ad un radiofarmaco una misura accurata dell’attività dell’isotopo in esso contenuto; questo è fondamentale in quanto l’attività della sorgente esprime la quantità di farmaco somministrata al paziente. In questo lavoro è stato sviluppato il modello Monte Carlo di un calibratore di attività ampiamente diffuso nei laboratori di radiofarmacia (Capintec CRC-15), utilizzando il codice Monte Carlo FLUKA. Per realizzare il modello si è posta estrema attenzione nel riprodurre al meglio tutti i dettagli delle componenti geometriche della camera e dei campioni delle sorgenti radioattive utilizzati. A tale scopo, la camera di ionizzazione di un calibratore è stata studiata mediante imaging TAC. Un’analisi preliminare è stata eseguita valutando il confronto tra l’andamento sperimentale dell’efficienza della camera in funzione dell’energia dei fotoni incidenti e quello ottenuto in simulazione. In seguito si è proceduto con la validazione: si sono studiati a questo proposito la risposta del calibratore in funzione dell’altezza della sorgente e i confronti tra i fattori relativi (rispetto ad una sorgente certificata di 137Cs) e le misure di confronto sono state eseguite con diverse sorgenti certificate di 133Ba, 68Ge-68Ga, 177Lu ed uno standard tarato internamente di 99mTc. In tale modo, si è ricoperto l'intero campo di interesse dei principali radionuclidi impiegati nelle applicazioni diagnostiche e terapeutiche di Medicina Nucleare. Il modello sviluppato rappresenta un importante risultato per l’eventuale determinazione di nuovi fattori di calibrazione o per un futuro studio relativo all’ottimizzazione della risposta del calibratore.

Valutazione sperimentale della purezza radionuclidica per diversi lotti di radiofarmaco "Xofigo" (223Ra-cloruro)

Nell'ambito della terapia medico-nucleare si fa uso di radionuclidi legati a molecole di interesse biologico per poter irradiare le cellule cancerogene di un determinato tessuto, al fine di provocarne l'inattivazione e la morte. Il 223Ra-cloruro è un radiofarmaco di recente introduzione volto al trattamento di metastasi ossee dovute al tumore della prostata. Esso è un emettitore alfa ed è ottenuto tramite un generatore caricato con 227Ac/227Th all'equilibrio. Il radiofarmaco, oltre al breakthrough del progenitore, può contenere anche tracce di 226Ra e 228Th, derivanti dal suo processo produttivo. In questo lavoro di tesi è stato valutato il valore di purezza radionuclidica del 223Ra-cloruro, ricercando la presenza dei suddetti contaminanti, attraverso l'analisi del radiofarmaco mediante uno spettrometro gamma con rivelatore HPGe. Nonostante in uno dei lotti sia stata effettivamente rilevata la presenza del progenitore 227Ac, le misure eseguite hanno comunque confermato l'alto valore di purezza radionuclidica riportato nel Summary of Product Characteristics (SPC) del radiofarmaco. Ciò conferma che non viene somministrata una dose di radiazione ingiustificata al paziente dovuta alla presenza dei contaminanti e semplifica la relativa gestione dei rifiuti radioattivi e le procedure autorizzative.