01_Cap 1_Modulo10

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Aplicación del procedimiento de obtención de los radiofármacos ❘ 13
capítulo
 1
APLICACIÓN DEL 
PROCEDIMIENTO 
DE OBTENCIÓN DE 
LOS RADIOFÁRMACOS
????
Sumario
1. Bases químicas y radiofarmacéuticas de la medicina nuclear
2. Recepción de radiofármacos
3. Almacenamiento
4. Producción de radionúclidos
5. Generadores de radionúclidos
6. El activímetro
7. Control de calidad del generador
14 ❘ TÉCNICAS DE RADIOFARMACIA
1. BASES QUÍMICAS 
Y RADIOFARMACÉUTICAS 
DE LA MEDICINA NUCLEAR
1.1. Fundamentos químicos
Para la realización de los estudios de medicina nuclear (gammagrafías) 
se utilizan trazadores radiactivos. Estos permiten obtener la imagen 
del órgano estudiado gracias a su afi nidad por dicho órgano. De esta 
forma se puede captar desde el exterior la radiación emitida por el tra-
zador radiactivo acumulado en el órgano y obtener una imagen morfo-
funcional del mismo.
Para que un determinado compuesto pueda ser empleado con esta fi na-
lidad se requieren una serie de propiedades físicas y químicas similares 
al del resto de los medicamentos que usamos rutinariamente. Algunas 
de las más importantes son:
❱ Afi nidad elevada por el órgano que se desea estudiar. Cuanta más 
cantidad de agente que va a dar lugar a la imagen se deposite en el 
órgano, mejor contraste y mejor calidad tendrá la imagen obtenida. 
❱ Especifi cidad elevada para que el compuesto no se una a otras 
moléculas u órganos que no son de interés en nuestro estudio. Esto 
es especialmente importante cuando el agente empleado es radiacti-
vo, ya que no es deseable exponer a la radiación órganos que no son 
objeto del estudio o que pueden ser radiosensibles. 
❱ La biodistribución y cinética del compuesto debe corresponderse 
con el proceso bioquímico que tratamos de estudiar y, además, debe 
perdurar en el tiempo lo sufi ciente para poder ser estudiado con los 
medios de imagen. 
Este capítulo pretende dar a conocer los fundamentos químicos de la medicina nuclear. 
Se identifi carán los conceptos de radiotrazador y radiofármaco, se explicará el origen y las 
características de los radionúclidos utilizados en medicina nuclear, así como la estructura 
de un generador y el proceso de elución. Se enseñará a realizar el cálculo de la actividad 
que se puede eluir en un momento determinado, así como a realizar el control de calidad 
del mismo. Finalmente, pretende explicar la estructura y el funcionamiento del activímetro 
y realizar el control de calidad del mismo.
Aplicación del procedimiento de obtención de los radiofármacos ❘ 15
❱ En el caso de los trazadores de medicina nuclear, se añade la 
limitación de que sea, además, compatible con la vida del elemento 
radiactivo al que está unido.
1.2. El radiofármaco
La forma más correcta de denominar a los trazadores radiactivos, y 
la empleada en la normativa vigente y en el entorno sanitario, es la 
de radiofármacos. La palabra trazador tiene, en cualquier caso, su 
justifi cación, y explica un principio básico del uso de tales compuestos 
para fi nes diagnósticos. Las cantidades de compuesto administradas 
a los pacientes para realizar estos estudios son tan extremadamente 
bajas que son incapaces de generar acción farmacológica alguna y, por 
tanto, de modifi car procesos biológicos que pudieran alterar el resul-
tado de la exploración. Cuando una sustancia aparece en la naturaleza 
en cantidades despreciables se la denomina traza. De aquí el nombre 
de trazador. 
Un radiofármaco es, por tanto, un compuesto radiactivo usado para el 
diagnóstico y/o tratamiento de enfermedades humanas cuya aplicación 
se realiza en los servicios de medicina nuclear.
Los radiofármacos están formados por una sustancia que actúa como 
vehículo (componente o fármaco) y un elemento radiactivo (radio-
núclido). El componente aporta al radiofármaco las características de 
fi jación o afi nidad por un órgano o tejido diana por participar de alguna 
forma en la función fi siológica del mismo, mientras que el radionúcli-
do aporta la emisión radiactiva que servirá para obtener una imagen 
diagnóstica, refl ejo de su distribución en el órgano o sistema que se 
estudia. En ocasiones, esta dualidad fármaco-radionúclido no es tan 
evidente y por sí solo el radionúclido, debido a la forma química en 
la que se presenta, puede actuar como un radiofármaco completo 
y mostrar afi nidad a un órgano concreto. Así, mientras que en los 
radiofármacos tecneciados el radionúclido 99mTc y el componente (por 
ejemplo, el Metilen-Difosfonato –MDP–) se individualizan fácilmente, 
en otros, como el 131I-Yoduro sódico (131INa), el radionúclido es el 131I 
y el componente es la propia molécula de Yoduro Sódico (INa) en la 
que se presenta.
Para poder obtener una imagen de valor diagnóstico mediante la radia-
ción emitida por un órgano en el que se ha fi jado o depositado un deter-
minado radiofármaco, es necesario que estos cumplan una serie de 
requisitos. 
RECUERDA QUE
Un trazador radiactivo 
es aquella sustancia 
radiactiva que se 
utiliza en cantidades 
despreciables o 
“trazas”.
Un 
radiofármaco es 
un compuesto 
radiactivo usado 
para el diagnóstico 
y/o tratamiento 
de enfermedades 
humanas cuya 
aplicación se realiza 
en los servicios de 
medicina nuclear.
16 ❘ TÉCNICAS DE RADIOFARMACIA
El radiofármaco ideal debe reunir las siguientes características: 
❱ El aspecto más importante que determina la elección de la molécula 
que se va a marcar es su afinidad por el órgano o sistema que se 
desea estudiar. El mejor contraste en la imagen se consigue si la 
captación del radiofármaco es máxima en la zona estudiada y mínima 
en las estructuras colindantes. Esta relación se conoce con el nombre 
de figura de mérito (FM) y se expresa por la relación:
 Ao – Af
 FM = –––––––––
 Ao + Af
Donde Ao es la actividad concentrada en el órgano que se desea 
estudiar y Af la actividad de fondo.
❱ Las propiedades que determinan la elección del radionúclido están 
relacionadas con las características físicas, ya que la radiación debe 
poder alcanzar el sistema detector de los equipos de imagen 
(gammacámaras y tomógrafos) sin verse atenuada ni dispersada 
de forma significativa en su trayectoria. Esta necesidad impone una 
restricción muy considerable respecto al tipo de radionúclidos que se 
pueden emplear para el marcaje de los radiofármacos en medicina 
nuclear destinados al diagnóstico.
Las características que deben reunir los radionúclidos son:
◗ Tipo de emisión radiactiva. El radionúclido debe desintegrarse 
mediante captura electrónica (CE), transición isomérica (TI) o por 
emisión de positrones (β+), ya que el tipo de desintegración va 
íntimamente ligada al tipo de emisión producida, y estos tipos de 
desintegración dan lugar a emisión de radiación electromagnética. 
Se deben evitan los radionúclidos emisores β– dado que no con-
tribuyen a la obtención de la imagen y sí a aumentar la dosis de 
radiación absorbida por el paciente. En ningún caso se administra-
rán emisores alfa α.
◗ Energía de la emisión radiactiva. La emisión energética del 
radionúclido se sitúa próxima a los 150 keV. Aunque la gammacá-
mara sea capaz de detectar valores energéticos en un amplio 
intervalo, entre 80 y 400 keV, su valor óptimo de detección se 
sitúa alrededor de 150 keV. Y, por otro lado, la detección de los 
fotones de 511 keV resultado de la aniquilación de las emisio-
nes β+ se realiza con equipos especiales diseñados para este fin 
(Tomógrafos PET).
El 99mTc, con una emisión gamma pura de 140 keV se considera el 
radionúclido ideal y, por tanto, su uso está ampliamente generali-
zado en los servicios de medicina nuclear de todo el mundo.
Los 
radiofármacos 
están formados 
por una sustancia 
que actúa como 
vehículo (componente 
o fármaco) y un 
elemento radiactivo 
(radionúclido).
El radiofármaco 
ideal debe: (1) tener 
afinidad por el órgano 
o sistema que se 
desea estudiar, (2) 
tener un radionúclido 
emisor gamma de 
energía adecuada, (3) 
con un T1/2 efectivoadecuado, (4) que 
pueda marcarse con 
elevada eficiencia y 
estabilidad, y (5) ser 
de fácil disponibilidad 
y económico.
Aplicación del procedimiento de obtención de los radiofármacos ❘ 17
❱ Un periodo de semidesintegración efectivo adecuado. El periodo 
de semidesintegración efectivo del radiofármaco debe ser corto pero 
suficiente para realizar el estudio deseado de forma completa. Este 
depende de su vida media física (T1/2 físico) y biológica (T1/2 bioló-
gico) y su cálculo viene dado por la siguiente expresión:
 T1⁄2 físico × T1⁄2 biológico
 T1⁄2 efectivo = –––––––––––––––––---------––––
 T1⁄2 físico + T1⁄2 biológico
El periodo de semidesintegración ideal resultaría de multiplicar 0,693 
por el tiempo de espera tras la administración del radiofármaco. Por 
ejemplo, si un radiofármaco tarda 60 min en acumularse en el órga-
no diana, el trazador debería idealmente tener una vida media de 42 
min. Esto es, lógicamente un planteamiento teórico que solo tiene 
un valor orientativo.
❱ El marcaje del radiofármaco debe reunir una elevada eficiencia y 
estabilidad. La eficiencia del marcaje valora el porcentaje de radiofár-
maco correctamente marcado con mínima presencia de impurezas. 
La estabilidad del marcaje garantiza la integridad del radiofármaco el 
tiempo suficiente para realizar la exploración. En este sentido, algu-
nos compuestos marcados se descomponen por la radiación emitida 
por el radionúclido. Este fenómeno se produce por la rotura de los 
enlaces por la acción directa de la radiación (autorradiólisis) o por la 
acción de radicales libres generados por efecto de la radiación en 
el solvente (radiólisis indirecta). La radiólisis es directamente pro-
porcional a la actividad específica (actividad por unidad de masa de 
la molécula marcada medida en MBq/mol o en µCi/µg), a la energía 
de la radiación y al periodo de semidesintegración. Para asegurar la 
administración de un radiofármaco en correcto estado es fundamental 
realizar controles de calidad y, una vez preparado, minimizar el tiempo 
hasta su administración al paciente.
❱ Finalmente, los componentes que integran el radiofármaco deben 
reunir fácil disponibilidad y economía.
El que un elemento radiactivo presente emisión α o β no lo excluye 
necesariamente de poder emplearse en medicina nuclear. La misma 
característica que los aleja de los requerimientos diagnósticos (daño 
celular por depósito de energía) los acerca a su uso terapéutico para 
destruir selectivamente órganos y tejidos. La terapia metabólica repre-
senta la vertiente no diagnóstica del uso de los radiofármacos, si bien 
supone un porcentaje muy bajo del total de las pruebas realizadas en 
los servicios de medicina nuclear. El ejemplo más representativo y efi-
ciente de los radiofármacos empleados para terapia, es el Yodo 131. 
18 ❘ TÉCNICAS DE RADIOFARMACIA
Se deposita selectivamente en las células tiroideas, su emisión beta 
es capaz de destruir estas células gracias a su energía y a un periodo 
biológico suficientemente alto y su emisión gamma permite realizar 
imágenes que informan de la evolución del tratamiento.
Una situación un tanto especial dentro de los radiofármacos empleados 
para diagnóstico en medicina nuclear, son los destinados a su uso en 
PET (Tomografía por Emisión de Positrones) porque incumplen casi en 
su totalidad todas las bondades que se han reconocido anteriormente 
para un radiofármaco ideal de uso humano. 
❱ Su disponibilidad es considerablemente limitada al fabricarse en 
instalaciones donde se debe contar con un ciclotrón. El marco legal 
de su comercialización y el hecho de requerir unas instalaciones de 
fabricación muy exigentes, tanto desde el punto de vista farmacéu-
tico como radiactivo, la necesidad de un equipamiento costoso, de 
un personal especializado y una difícil distribución comercial, como 
consecuencia de sus cortos periodos de semidesintegración, redunda 
en un precio de mercado por dosis significativamente mayor que los 
radiofármacos convencionales. 
❱ Si nos centramos en sus propiedades físicas lo primero que llama 
la atención es que es un emisor beta (concretamente de positro-
nes β+). La reacción de aniquilación de los positrones con la materia 
genera radiación electromagnética en forma de dos fotones gamma 
de 511 KeV que convenientemente registrada y procesada en los 
tomógrafos PET da lugar a las correspondientes imágenes.
❱ La energía de los fotones de aniquilación también se aleja de las 
propiedades ideales para poder ser registrados por los cristales de 
centelleo convencionales [cristales de INa (Tl)] que constituyen los 
sistemas de detección de equipos de imagen en medicina nuclear. 
Se requieren materiales más densos (BGO, GSO, LSO, etc.) y de 
mayor espesor para detener totalmente fotones de esa energía y 
provocar así la detección de un evento radiactivo. Una parte muy 
significativa del precio de los tomógrafos PET en comparación con las 
gammacámaras, reside en este aspecto. El último aspecto diferencial 
entre los radiofármacos convencionales y los dedicados a PET es 
su proceso de fabricación o marcaje. Mientras los radiofármacos 
tecneciados se marcan, en general, mediante procedimientos relati-
vamente sencillos en los que se mezclan los compuestos (kits fríos) 
con el eluido del generador Mo/Tc, los radiofármacos PET requieren 
de una síntesis química relativamente compleja cuyo proceso debe 
ser controlado de forma exhaustiva. Todo ello corresponde al proceso 
de fabricación de un medicamento industrial.
Aplicación del procedimiento de obtención de los radiofármacos ❘ 19
1.3. Marco legal. Uso en el entorno sanitario
Los trazadores radiactivos se consideran agentes de diagnóstico, ya que 
en la ley del medicamento (Ley 25/1990) se matiza que, como tal, se 
considera “toda sustancia o combinación de sustancias que se presenta 
como poseedora de propiedades para el tratamiento o la prevención 
de enfermedades en seres humanos o animales, o que puede usarse 
con el fin de restaurar, corregir o modificar las funciones fisiológicas, 
ejerciendo una acción farmacológica, inmunológica o metabólica, o de 
establecer un diagnóstico médico”. Asimismo, deben cumplir, como 
el resto de medicamentos, con los requisitos de eficacia, seguridad y 
calidad, determinantes de su aplicación clínica. 
Un radiofármaco, según la mencionada ley, es “todo producto que una 
vez preparado para su uso con finalidad diagnóstica o terapéutica con-
tenga uno o más radionúclidos (isótopos radiactivos)”. 
Cuando en las unidades asistenciales de medicina nuclear se realizan 
procedimientos complejos o delicados de marcaje y preparación de 
radiofármacos, deben contar con instalaciones apropiadas y ser super-
visadas por especialistas en radiofarmacia. En otras ocasiones, los 
servicios de medicina nuclear reciben el material radiactivo en forma de 
monodosis, desde Unidades de Radiofarmacia Centralizadas. 
En el caso de las unidades de producción y comercialización de radio-
fármacos PET las exigencias son mayores y se requiere la autorización 
como Laboratorio Farmacéutico por parte de la Agencia Española del 
Medicamento y Productos Sanitarios (AEMPS).
2. RECEPCIÓN DE RADIOFÁRMACOS
La periodicidad con la que los servicios y unidades de medicina nuclear 
reciben los diferentes radiofármacos o radionúclidos en sus instalacio-
nes depende de diferentes de aspectos. Los generadores de tecnecio 
representan, con diferencia, la parte más significativa del movimiento 
del material radiactivo de uso médico y, lo más habitual, es recibirlos al 
inicio de cada semana. En función de la actividad clínica del servicio, 
se recibirán uno o varios generadores y de mayor o menor actividad 
nominal, con la intención general de que puedan utilizarse durante toda 
la semana. 
Para radiofármacos más especiales o de uso menos cotidiano, de vida 
más corta o que exijan un transporte más especial, es habitual pedirlos 
y recibirlos a demanda y adaptándose a fechas y días determinados 
La ley delmedicamento define 
al radiofármaco como 
“toda sustancia o 
combinación de 
sustancias que se 
presenta como 
poseedora de 
propiedades para 
el tratamiento o 
la prevención de 
enfermedades en 
seres humanos o 
animales, o que 
puede usarse 
con el fin de 
restaurar, corregir 
o modificar las 
funciones fisiológicas 
ejerciendo una acción 
farmacológica, 
inmunológica o 
metabólica, o 
de establecer un 
diagnóstico médico”.
20 ❘ TÉCNICAS DE RADIOFARMACIA
que en muchos casos vienen marcados por la disponibilidad de los 
fabricantes o de los medios de transporte, ya que la mayor parte de 
ellos se fabrican en países extranjeros.
Independientemente del tipo de radiofármaco o radionúclido recibido en 
un centro, el procedimiento de recepción debe estar perfectamente 
establecido y formar parte del reglamento de funcionamiento de la 
instalación radiactiva. La normativa vigente contempla la existencia de 
zonas concretas en las instalaciones radiactivas para la recepción 
de los bultos. Esta zona debe ser de acceso restringido a personas 
ajenas a la instalación y al público. 
El procedimiento debe realizarse solo por personal autorizado de la 
instalación radiactiva, es decir, por un operador o supervisor. La recep-
ción de radiofármacos, como todos los procedimientos realizados en 
las instalaciones radiactivas y especialmente de uso médico, debe con-
templar, más allá de su fin último, criterios básicos de justificación y 
optimización a las exposiciones a radiaciones ionizantes, como medio 
de garantizar la seguridad del personal, de los pacientes y del público. 
Cuando se recibe cualquier material radiactivo, el primer paso es com-
probar el estado general del bulto y verificar que el sobreembalaje y 
su acondicionamiento está en perfecto estado y no presenta golpes ni 
está deteriorado. Ante la menor duda sobre la integridad del contenido 
o del blindaje que protege el material radiactivo, se deben extremar 
las precauciones y posibles riesgos de una contaminación, por lo que 
es importante colocar el bulto sospechoso en un lugar seguro. Ante 
cualquier tipo de incidente con material radiactivo, el operador debe 
informar al supervisor de la instalación de la situación y será este quien 
asuma la responsabilidad de las actuaciones a seguir. En función del 
riesgo y alcance del incidente, se establece en cada instalación una 
serie de procedimientos de emergencia que pueden ir desde su sim-
ple anotación en el Diario de Operación hasta el aviso inmediato a la 
sala de emergencias del Consejo de Seguridad Nuclear (SALEM). Esta 
última situación es extremadamente difícil que ocurra porque los con-
tenedores dedicados al transporte de material radiactivo deben superar 
por diseño y normativa (ADR), una serie de pruebas tremendamente 
selectivas que simulan condiciones de uso muy exigentes e impactos 
de gran violencia.
Una vez recibido el bulto radiactivo y comprobado su estado de integri-
dad, se debe constatar que el material entregado se corresponde 
con el solicitado, tanto el tipo de radiofármaco como la actividad nomi-
nal solicitada, y proceder posteriormente a su inventariado y almace-
namiento inmediato en los lugares destinados para ello. 
La recepción 
de radiofármacos 
debe realizarse 
solo por personal 
autorizado de la 
instalación radiactiva.
Aplicación del procedimiento de obtención de los radiofármacos ❘ 21
En el caso de los radiofármacos emisores de positrones (como la 18FDG), 
su distribución es todavía más delicada a causa de su corto periodo de 
semidesintegración. Cualquier mínimo retraso en la entrega, sea cual 
sea la causa, provoca la pérdida de parte o incluso todo el envío, por lo 
que los tiempos de viaje y espera en las instalaciones se reducen a lo 
mínimo indispensable, siendo habitual que los pacientes estén espe-
rando la llegada de las dosis. Cuando una instalación realiza un número 
significativo de exploraciones diarias es habitual, más rentable y más 
seguro dividir las dosis de FDG en varios envíos.
3. ALMACENAMIENTO
Todo el material radiactivo existente en una instalación debe estar, en 
menor o mayor medida, protegido por el equipamiento de seguridad 
correspondiente, permanecer en él hasta el momento de ser utilizados 
y ser manipulado por personal autorizado y adiestrado (operadores y 
supervisores de instalaciones radiactivas), bajo los procedimientos de 
trabajo establecidos en el reglamento de funcionamiento de la ins-
talación. Su misión es la de evitar o limitar en lo posible, la exposición 
a radiaciones de cualquier colectivo. Más allá de los requerimientos 
generales de almacenamiento que pueda necesitar un compuesto para 
mantener sus propiedades (temperatura, humedad, etc.), cada radionú-
clido tiene una energía de emisión única que le define como una huella 
digital. En función del tipo de radiación emitida por el radionúclido, 
y especialmente de su energía y actividad, los dispositivos de almace-
namiento blindados empleados en los servicios de medicina nuclear se 
diseñan con propiedades concretas. Como no sería eficiente diseñar 
blindajes específicos para cada radionúclido, en la práctica se opta por 
dividirlos en grupos en función de su energía (alta o baja) y de su 
tipo de emisión (gamma o beta). 
Mientras la radiación gamma γ (radiación electromagnética) se atenúa 
con elementos densos (de alto número atómico Z) como el plomo o 
el tungsteno, para la radiación beta β-, y por tratarse de una partícula 
con poca capacidad de penetración en la materia, es preferible usar 
materiales ligeros como los plásticos (metacrilato). Esto no significa que 
no se atenúen también frente a materiales densos, como el plomo o el 
tungsteno, pero no es apropiado utilizar estos últimos materiales por 
producirse un fenómeno físico (Bremsstrahlung) en el que se genera 
una nueva radiación (rayos X) denominada radiación de frenado. 
Cuanta más alta sea la actividad de la fuente radiactiva o la energía 
de emisión de una determinada radiación, mayor deberá ser también el 
espesor del blindaje. Cada radionúclido necesita un espesor concreto 
Todo el material 
radiactivo existente 
en una instalación 
debe estar protegido 
por el equipamiento 
de seguridad 
correspondiente.
22 ❘ TÉCNICAS DE RADIOFARMACIA
de un material determinado para atenuar un 50 % su intensidad. Dicho 
espesor representa para ese material su capa hemirredutora (CHR). La 
CHR varía considerablemente de unos radionúclidos a otros aunque se 
usen en el mismo entorno. Si consideramos el plomo como elemento 
atenuante, la CHR para el 99mTc es de 0,3 mm, mientras que para el 
18F, empleado en el marcaje de radiofármacos PET, es de 4,5 mm. En 
la práctica esto se traduce en que, para conseguir en ambos casos un 
blindaje de similar eficiencia frente a la exposición radiactiva, el blin-
daje necesario en PET será unas 15 veces más caro y pesado que 
el usado para tecneciados. 
Un apartado muy especial dentro de los sistemas de almacenamiento 
de material radiactivo dentro de los servicios de medicina nuclear, es el 
dedicado a los residuos radiactivos. Todo lo anteriormente descrito es 
igualmente válido para los residuos generados en la actividad clínica, 
pero concretamente a ellos se les aplican dos restricciones adiciona-
les por motivo de su vida media y su estado físico. 
La gestión de residuos más habitual en el ámbito sanitario del diagnósti-
co es el envejecimiento radiactivo. Radiofármacos para el uso humano 
no pueden ser evidentemente de vida larga, por lo que su tiempo de 
envejecimiento es, también, relativamente corto. Durante ese periodo, 
se guardan en salas adaptadas donde también se confinan en el interior 
de muebles blindados con los requerimientos anteriormente descritos. 
Con el fin de no acumular grandes volúmenes de residuos, además de 
mantener la segregación en función de su energía, también se hace 
teniendo en cuenta su vida media. Es decir, no mezclando los que se 
pueden desclasificar en pocos días con losque lo hacen en meses. Tam-
poco se mezclan residuos líquidos con sólidos para facilitar su gestión. 
4. PRODUCCIÓN DE RADIONÚCLIDOS
Por su origen, los radionúclidos pueden ser naturales (presentes en la 
naturaleza) o artificiales (generados por la actividad humana).
4.1. Radionúclidos naturales
La radiactividad ha estado presente en nuestro planeta desde su crea-
ción y hasta la actualidad solo han perdurado aquellos radionúclidos 
con vidas medias del orden de los miles de millones de años y también 
algunos de sus hijos. Algunos de estos elementos están presentes en 
la naturaleza, en los suelos y en los alimentos, y por tanto también en 
nuestros organismos en cantidades infinitesimales. Algunos de los más 
importantes son el 40K o el 14C. 
Aplicación del procedimiento de obtención de los radiofármacos ❘ 23
Los radionúclidos naturales forman familias o series radiactivas que 
aglutinan la mayor parte de los radionúclidos naturales y que son el 
resultado de la existencia de forma natural de sustancias que al desin-
tegrarse dan lugar a otros elementos radiactivos y, a su vez, estos se 
desintegran y dan lugar a otros que también lo son. Hay tres grandes 
familias: familia del uranio, familia del torio y familia del actinio. 
Todas ellas terminan en un isótopo estable del plomo y están consti-
tuidas por cientos de radionúclidos distintos (Tabla 1).
Serie del torio Serie del radio Serie del actinio Serie del neptunio
Núclido
Modo de 
desintegración
Núclido
Modo de 
desintegración
Núclido
Modo de 
desintegración
Núclido
Modo de 
desintegración
Th 232 α U 238 α Pu 239 α Pu 241 β-
Ra 228 β- Th 234 β- U 235 α Am 241 α
Ac 228 β- Pa 234 β- Th 231 β- Np 237 α
Th 228 α U 234 α Pa 231 α Pa 233 β-
Ra 224 α Th 230 α Ac 227
β- 98,62 %
α 1,38 %
U 233 α
Rn 220 α Ra 226 α Th 227 α Th 229 α
Po 216 α Rn 222 α Fr 223 β- Ra 225 β-
Pb 212 β- Po 218
α 99,98 %
β- 0,02 %
Ra 223 α Ac 225 α
Bi 212
β-64,06 %
α 35,94 %
At 218
α 99,90 %
β- 0,10 %
Rn 219 α Fr 221 α
Po 212 α Rn 218 α Po 215
α 99,99977 %
β- 0,00023 %
At 217 α
Tl 208 β- Pb 214 β- At 215 α Bi 213 α
Pb 208 . Bi 214
β- 99,98 %
α 0,02 %
Pb 211 β- Tl 209 β-
Po 214 α Bi 211
α 99,724 %
β- 0,276 %
Pb 209 β-
Tl 210 β- Po 211 α Bi 209 α
Pb 210 β- Tl 207 β- Tl 205 .
Bi 210
β- 99,99987 %
α 0,00013 %
Pb 207 .
Po 210 α
Tl 206 β-
Pb 206 .
Series radiactivas naturales TABLA 1
24 ❘ TÉCNICAS DE RADIOFARMACIA
Salvo excepciones, como es el caso de la utilización del 14C para datar 
fósiles, ninguno de los radionúclidos que la naturaleza genera es válido 
para estudios gammagráficos. Por su naturaleza, los radionúclidos 
naturales no presentan las propiedades necesarias para poder ser 
usados en diagnóstico. 
4.2. Radionúclidos artificiales
Si los elementos radiactivos naturales no son de gran interés para el 
diagnóstico médico, la obtención de radionúclidos útiles tiene que pasar 
por la acción del hombre, y para ello se utilizan reactores nucleares y 
ciclotrones. 
El uso de elementos radiactivos para el uso en diagnóstico o de fuen-
tes generadoras de radiación, como los aceleradores para radioterapia, 
ofrecen ventajas incuestionables para los seres humanos y la ren-
tabilidad de su uso se mide en términos de coste-beneficio, es decir, 
el riesgo o el daño para el paciente siempre debe ser compensado 
por el resultado del acto médico. 
La ventaja de crear radionúclidos artificiales es que existe una cierta 
capacidad para “diseñarlos” con unas características determinadas que 
puedan ser de utilidad en el entorno médico. 
La obtención de radionúclidos se puede hacer mediante la utilización 
de reactores nucleares, ciclotrones y generadores de radionúclidos.
4.2.1. Reactor nuclear
La obtención de radionúclidos en un reactor nuclear se basa en el pro-
ceso de fisión del núcleo de uranio-235 (235U) en la vasija de un 
reactor nuclear. Una reacción de fisión es una fragmentación de un 
núcleo atómico pesado en dos núcleos ligeros mediante el bombardeo 
con neutrones. El material que contienen los nucleidos fisionables se 
denomina combustible, siendo el 235U el principal combustible nuclear, 
a pesar de encontrarse en una proporción de tan solo el 0,71 % en el 
uranio natural, dado que la forma mayoritaria, el 238U, no es fisionable 
por los neutrones térmicos.
En una reacción de fisión nuclear (Figura 1) se generan: radionúclidos 
más ligeros y nuevos neutrones (en promedio, 2,5 neutrones por núcleo 
de 235U fisionado) con una energía igual o superior a la de los neutro-
nes incidentes, radiación gamma y gran cantidad de energía calorífica 
que, en una central nuclear, es empleada para producir vapor de agua 
Por su 
naturaleza, los 
radionúclidos 
naturales no 
presentan las 
propiedades 
necesarias para 
poder ser usados en 
diagnóstico.
La ventaja de 
crear radionúclidos 
artificiales es que 
existe una cierta 
capacidad para 
“diseñarlos” con 
unas características 
determinadas.
La obtención 
de radionúclidos 
se puede hacer 
mediante la utilización 
de reactores 
nucleares, ciclotrones 
y generadores de 
radionúclidos.
Aplicación del procedimiento de obtención de los radiofármacos ❘ 25
y generar energía eléctrica. Una 
vez iniciada la fi sión por un neu-
trón externo, los nuevos neutrones 
liberados son capaces de continuar 
la fi sión de otros núcleos de 235U, 
por lo que la reacción se mantiene 
por sí misma (reacción en cade-
na). Precisamente, la clave de la 
seguridad del reactor nuclear es 
su capacidad para controlar esta 
reacción en cadena que puede 
resultar extremadamente peligro-
sa si evolucionara sin control. Para 
ello incorpora moderadores, como 
el agua o el grafi to, que disminu-
yen el número y la energía de neu-
trones rápidos, manteniendo las 
condiciones ideales para proseguir 
la fi sión del 235U de forma controla-
da. Todo este proceso tiene lugar 
en el interior de la vasija del reactor 
de la central nuclear construida en 
hormigón y diseñada para actuar 
como elemento de contención en 
caso de accidente (Figura 2).
Del mismo modo que se bom-
bardea el 235U, pueden fi sionarse 
otros elementos, obteniéndose 
radionúclidos de interés en medici-
na nuclear. La reacción de fi sión se 
induce por el efecto de un neutrón 
que penetra en el núcleo atómico 
y se incorpora transitoriamente a 
este. El exceso de masa y energía 
que recibe el núcleo hace que las 
partículas de este se reacomoden 
provocando la expulsión de algún 
tipo de radiación con el objetivo de 
alcanzar un estado de menor ener-
gía (mayor estabilidad). 
Las reacciones nucleares se for-
mulan esquemáticamente de la 
siguiente forma: a la izquierda se 
Figura 1. Reacción de fi sión nuclear.
radiación
radiación
uranio
neutrón
neutrón
neutrón neutrón
núcleo de uranio
bromo
lantano
bario
kriptón
Barras de control
(boro o cádmio)
Moderador
(grafito)
Barras de combustible
(235 U)
Figura 2. Esquema de un reactor: el reactor nuclear consiste en un gran bloque de 
grafi to (que actúa de moderador) en el cual, a través de unos canales, se insertan 
las barras del combustible nuclear (uranio), las barras de control (de boro o cadmio) 
o las barras del blanco a bombardear. 
26 ❘ TÉCNICAS DE RADIOFARMACIA
señala el núclido bombardeado; a continuación, y entre paréntesis, se 
indica la partícula proyectil y la partícula emergente; y fi nalmente, a la 
derecha, se señala el núclido obtenido.
Las reacciones más utilizadas en un reactor nuclear para producir 
radionúclidos son las siguientes:
❱ Reacción neutrón-gamma. Es la más frecuente. El bombardeo del 
material blanco con neutrones genera, tras la fi sión, un isótopo del 
material original y fotones de radiación γ. La obtención de un isóto-
po del material blanco determina que la separación de los átomos 
de ambos núclidos no sea posible dadas sus similares propiedades 
fi sicoquímicas, por lo que el producto no está libre de portador y su 
actividad específi ca es baja. Un ejemplo es: 
98Mo (n, γ) 99Mo --------------- 98Mo +n à γ + 99Mo
❱ Reacción neutrón-protón. Se bombardea el material blanco con 
neutrones rápidos. El producto es un nuevo elemento fácilmente 
separable del elemento bombardeado. De este modo se obtiene un 
radionúclido libre de portador y con alta actividad específi ca. Un ejem-
plo de este tipo de reacción es: 
14N (n, p) 14C --------------- 14N + n à p + 14C
❱ Reacción neutrón-alfa. El único ejemplo de esta reacción que es 
útil en el campo de la medicina nuclear es la producción de tritio (3H) 
a partir de 6Li. 
6Li (n, α) 3H --------------- 6Li + n à 3H + α
Como las tres reacciones descritas implican la adición de un neutrón 
a un núcleo y la emisión de un fotón γ o partícula de carga positiva, el 
producto obtenido muestra un incremento de la relación neutrón/pro-
tón, y por eso con mucha frecuencia resulta un emisor β–.
El resultado fi nal es un átomo de un núclido diferente. Si el producto 
de esta reacción contiene únicamente átomos radiactivos del elemento 
de interés se dice que se encuentra libre de portador y su actividad 
específi ca puede ser muy elevada. 
Algunos de los radionúclidos más importantes en medicina nuclear que 
proceden de un reactor nuclear son el 131I o el 99Mo, empleado en los 
generadores de tecnecio. Puede verse un video sobre el funcionamien-
to de un reactor nuclear en el siguiente enlace: 
http://www.youtube.com/watch?v=9utd_YVM2L4
RECUERDA QUE
Los productos 
del reactor suelen 
ser no libres de 
portador, de baja 
actividad específica 
y económicamente 
baratos.
http://www.youtube.com/
watch?v=9utd_YVM2L4
Aplicación del procedimiento de obtención de los radiofármacos ❘ 27
4.2.2. Ciclotrones
Los ciclotrones son un tipo concreto de aceleradores que presentan 
ciertas características que les hacen interesantes para la fabricación de 
elementos emisores de positrones. El tamaño de un ciclotrón depen-
de de la energía fi nal de la partícula que se acelera y, por ello, existen 
ciclotrones grandes o industriales y pequeños o de aplicación médica 
(baby cyclotron).
Los ciclotrones para producir radionúclidos PET (Figura 3) son 
pequeños, ya que se necesita una energía relativamente baja (10 a 18 
MeV). Son baratos comparados con otros aceleradores y son técnica-
mente bastante sencillos y robustos. A diferencia de los aceleradores 
lineales, funcionan de forma resonante. Es decir, la partícula acelerada 
alcanza su energía fi nal a base de impulsos, describiendo una trayec-
toria en espiral dentro de la cámara del ciclotrón, que se encuentra 
sometida a alto vacío (Figura 4). También en el interior de la cámara se 
encuentra la fuente de iones, donde se inyecta el gas con las partículas 
a acelerar, los electrodos (llamadas D por su aspecto) y el sistema de 
extracción del haz hacia los targets o blancos. Los electrodos están 
sometidos a una diferencia de potencial cuya misión es acelerar las 
partículas cargadas (ión hidruro H--), y perpendicular a estos existe un 
campo magnético (1,5 T), normalmente de origen resistivo, que pro-
voca una trayectoria espiral en la partícula acelerada. Un sistema de 
Figura 3. La imagen muestra un ciclotrón abierto para poder mostrar su estructura 
interna.
28 ❘ TÉCNICAS DE RADIOFARMACIA
radiofrecuencia se encarga de cambiar la polaridad entre los electrodos 
para que la partícula perciba durante toda la trayectoria un impulso en la 
misma dirección. Cuando el haz de partículas alcanza su última vuelta, 
un sistema de extracción consistente en un carrusel de láminas de 
grafi to, se interpone en el camino del haz, extrayendo a la partícula (ión 
hidruro H--) sus dos electrones. De la lámina emerge un haz de pro-
tones que, por efecto del campo magnético, cambiará su dirección de 
giro en dirección a los target donde se encuentra el elemento blanco.
En el siguiente enlace se puede ver la estructura de un ciclotrón medi-
co: http://www.youtube.com/watch?v=qqv7TvDfqfU
En el siguiente enlace se puede ver una animación sobre el funciona-
miento del ciclotrón y el bombardeo del blanco por la partícula cargada: 
http://www.youtube.com/watch?feature=player_detailpage&v= 
3hxBZdmBDio
http://www.youtube.com/
watch?v=qqv7TvDfqfU
http://www.youtube.com/
watch?feature=player_
detailpage&v=3hxBZdmBDio
Figura 4. Esquema del funcionamiento de un ciclotrón: una partícula cargada se crea 
en la fuente de iones (S), situada en el centro de la ranura de los dos electrodos huecos 
en forma de letra D (a y b) y se dirige hacia el polo opuesto, de tal forma que la alter-
nancia en el voltaje de los electrodos obliga a la partícula a describir una órbita espiral, 
alcanzando una velocidad creciente al sufrir dos aceleraciones con cada ciclo y saliendo 
por la ventana (w) por acción del defl ector.
D
B A
W
V
Voltaje
alternante
IMAN
IMAN
S
BA
W
S
En el proceso de obtención de un radionúclido infl uyen ciertos aspectos 
como el tipo de partícula que actúa de proyectil, su energía o el elemen-
to que hace de blanco (target). Es el caso de los elementos emisores 
de positrones fabricados en los ciclotrones para PET. Los núcleos exci-
tados que alcanzan su estabilidad emitiendo positrones son aquellos 
que presentan un exceso de protones en su núcleo. Los núcleos ligeros 
de elementos estables bombardeados con protones sufren reacciones 
Aplicación del procedimiento de obtención de los radiofármacos ❘ 29
nucleares cuyo resultado es un nuevo elemento radiactivo y la emisión 
de radiación, tanto electromagnética como de partículas (neutrones y 
alfa). Con una relación entre protones y neutrones alterada a favor de 
los primeros, la forma prioritaria en la que el núcleo alcanza su estabi-
lidad es mediante la emisión de positrones. 
Las reacciones más comúnmente utilizadas en el ciclotrón son:
❱ Reacción deuterón-neutrón: se caracteriza por el bombardeo del 
elemento blanco con deuterones. Estas partículas se incorporan al 
núcleo, que a su vez emite un neutrón. Un ejemplo de esta reacción 
nuclear es el siguiente:
56Fe (d, n) 57Co --------- 56Fe + d à n + 57Co
❱ Reacción alfa-neutrón-protón: utiliza como proyectil una partícula α 
que se incorpora al elemento blanco que, a su vez, emite un neutrón 
y un protón. 
16O (α, n, p) 18F ------------ 16O + α à n + p + 18F
❱ Reacción alfa-neutrón-neutrón: se caracteriza por el bombardeo 
con partículas α y la emisión de dos neutrones. La producción de 
123I a partir del antimonio-121 (121Sb) es un ejemplo de este tipo de 
reacción: 
121Sb (α, 2n) 123I ---------- 121Sb + α à 2n + 123I
Las reacciones nucleares más habituales para obtener radionúclidos 
para PET en ciclotrones hospitalarios son:
18O (p, n) 18F
14N (p, α) 11C
16O (p, α) 13N
15N (p, n) 15O
Son también producidos en ciclotrones, pero en los denominados 
ciclotrones industriales, algunos radionúclidos habituales en medicina 
nuclear, como el 123I, el 67Ga o el 111In.
Las principales ventajas del ciclotrón se deducen del tipo de proyectil 
utilizado. Al bombardear con partículas subatómicas con carga eléctrica 
el producto final posee un número atómico diferente al del elemen-
to bombardeado, sus propiedades fisicoquímicas son distintas y, por 
eso, es posible su separación química. Por tanto, los productos del 
ciclotrón son libres de portador y gozan de alta actividad especí-
Los productos 
del ciclotrón suelen 
ser libres de 
portador, de alta 
actividad específica, 
emisores gamma γ 
puros o emisores de 
positrones y “caros” 
económicamente.
30 ❘ TÉCNICAS DE RADIOFARMACIA
fica. Además, son deficientes en neutrones y tienden a desintegrarse 
por emisión de positrones, por captura electrónica o por ambos meca-
nismos. Su principal desventaja es el elevado coste de los radionúcli-
dos obtenidos, sensiblemente superior a los generados en el reactor 
nuclear, ya que el ciclotrón solo puede bombardear un material blanco 
a la vez. 
Pueden verse vídeos sobre la producción de radiofármacos en el ciclo-
trón en los siguientes enlaces:
http://www.youtube.com/watch?v=6BxyqFK2KRIhttp://www.youtube.com/watch?v=k-eBjJmkItE
5. GENERADORES DE RADIONÚCLIDOS
La exploración clínica requiere radionúclidos de vida media corta para 
que la dosis de radiación absorbida por el paciente sea baja. Debido a su 
bajo periodo de semidesintegración (T1/2), estos radionúclidos deben 
obtenerse en el mismo hospital o en sus proximidades. Esto se puede 
conseguir con un generador o, en el caso de los estudios de PET, con el 
empleo de ciclotrones hospitalarios, como los descritos anteriormente.
Un generador es un sistema que permite obtener un radionúclido de 
T1/2 corto (radionúclido hijo) a partir de la desintegración de otro radio-
núclido de vida media más larga (radionúclido padre). El proceso de 
obtención del radionúclido hijo se denomina elución. 
Para que una pareja de radionúclidos padre/hijo pueda utilizarse en un 
generador debe reunir cuatro requisitos:
❱ Sus periodos de semidesintegración (T1/2) deben ser muy dife-
rentes. Lo ideal es que el T1/2 del radionúclido padre sea bastante 
largo para permitir su envasado en el interior del generador, traslado 
al hospital y uso durante un tiempo suficiente para rentabilizar todo el 
proceso. Por el contrario, el radionúclido hijo, dado que se va a admi-
nistrar al paciente, debe tener un T1/2 lo suficientemente corto como 
para permitir la exploración sin irradiar prolongadamente al paciente.
❱ Es necesario que las propiedades fisicoquímicas de ambos núcli-
dos sean muy diferentes para permitir una separación sencilla de 
ambos. El objetivo es que el eluido solo contenga el radionúclido hijo. 
El padre debe mantenerse en el generador permitiendo con su des-
integración obtener más radionúclido hijo en eluciones posteriores. 
http://www.youtube.com/
watch?v=6BxyqFK2KRI
http://www.youtube.com/watch?v=k-
eBjJmkItE
Un generador 
es un sistema que 
permite obtener un 
radionúclido de T1/2 
corto (radionúclido 
hijo) a partir de la 
desintegración de 
otro radionúclido de 
vida media más larga 
(radionúclido padre).
Aplicación del procedimiento de obtención de los radiofármacos ❘ 31
❱ El radionúclido hijo debe ser inocuo y, puesto que el objetivo que 
se persigue es realizar una gammagrafía, debe ser un emisor pre-
ferentemente gamma, con un nivel de emisión adecuado para ser 
detectado por la gammacámara (unos 150 KeV) y con unas propieda-
des químicas que le den capacidad de agregación para poder marcar 
una gran variedad de moléculas y poder emplearse así para estudios 
de diferentes órganos y sistemas.
❱ El acceso al radionúclido padre debe resultar sencillo y barato, 
para que el generador resulte viable económicamente. 
Con esta base se han buscado distintas parejas de radionúclidos padre/
hijo aptos para constituir un generador. En la Tabla 2 se muestran dis-
tintos sistemas de generadores de utilidad en medicina nuclear.
Padre Hijo Columna Eluyente
99Mo 99mTc Al2O3 0,9 % ClNa
113Sn 113mIn ZrO2 0,05N ClH
87Y 97mSr Dowex 0,15M NaHCO3
68Ge 68Ga Al2O3 0,005M EDTA
62Zn 62Cu Dowex 2N HCl
137Cs 137mBa Molidofosfato amónico 0,1N HCl + 0,1N N H4Cl
81Rb 81mKr BioRad AG50 Agua o aire
82Sr 82Rb SnO2 0,9 % ClNa
191Os 191mIr BioRad AG1 Salino 4 %
195Hg 195mAu Gel de sílice recubierto de ZnS Sol. de tiosulfato sódico
Características de otros generadores TABLA 2
5.1. El generador 99Mo/99mTc
El 99Mo tiene una vida media de 67 h frente a las 6,02 h del 99mTc, es 
decir, 11 veces mayor. Comparando las propiedades fisicoquímicas de 
ambos, sus diferencias permiten eluir exclusivamente el 99mTc, man-
teniendo el 99Mo en el generador. El tecnecio no es tóxico y reúne 
propiedades físicas casi ideales, al ser un emisor γ puro y de 140 keV 
de energía. Finalmente, el acceso al molibdeno es sencillo y no espe-
cialmente costoso. Se puede obtener como subproducto de la fisión 
del 235U o por bombardeo con neutrones del 98Mo en el reactor nuclear.
32 ❘ TÉCNICAS DE RADIOFARMACIA
En la Figura 5 se esquematiza el proceso de 
desintegración del molibdeno en el interior 
del generador que lleva a la obtención del 
tecnecio. Por tanto, el 99Mo decae por emi-
sión β– en un 87,5 % de las desintegraciones 
hacia 99mTc, que, a su vez se desintegra por 
transición isomérica hacia 99Tc. En este pro-
ceso se produce la emisión γ que interesa 
en las aplicaciones clínicas. El radionúclido 
fi nal, el 99Tc (no metaestable), es también 
radiactivo, emisor β–, y con un prolongado 
periodo de semidesintegración, pero resulta 
totalmente inocuo dado el bajo nivel energé-
tico de su emisión.
Entre los núclidos padre e hijo se establece 
un equilibrio transitorio al cabo de un tiempo, 
similar a algunas vidas medias del núclido 
hijo y, desde ese momento, este decae apa-
rentemente con una vida media similar a la 
Figura 5. Esquema de desintegración del molibdeno 99Mo.
99Mo
(66,02h)
99mTc
(6,02 h)
99Ru
(estable)
99Tc
(2,14 x 105 años)
12,5%
87,5%
γ
β−
β− β−
del padre (Figura 6). Después de la elución la actividad del núclido hijo 
comienza de nuevo a crecer hasta alcanzar el equilibrio transitorio.
Los generadores de 99mTc pueden ser de presión positiva o de pre-
sión negativa y de columna seca o de columna húmeda. Los de 
Figura 6. Esquema del equilibrio transitorio entre 99Mo y 99mTc.
99mTc
99mMo
99Tc
0,5
eluido
0,1
0 1
1
2 3 4 5 d.
Aplicación del procedimiento de obtención de los radiofármacos ❘ 33
presión negativa y columna seca los más utilizados y poseen un siste-
ma de elución de la columna que está abierto por sus dos extremos, 
de tal forma que una vez que el eluyente pasa a través de la misma, 
se produce paso de aire que deseca la misma con objeto de evitar la 
radiolisis del agua del solvente. Los generadores de columna húmeda 
contienen en su interior un depósito con el eluyente y, tras la elución, 
esta no se puede desecar, de tal forma que el eluyente debe contener 
agentes oxidantes, tales como hipoclorito, peróxido de hidrógeno, etc. 
en pequeñas cantidades, para evitar que el 99mTc-pertecnetato generado 
pueda reducirse y quedar retenido en la columna, con la consiguiente 
disminución del rendimiento de elución.
5.2. La elución
La elución del generador es el procedimiento mediante el que se extrae 
el 99mTc-pertecnetato generado a partir de la desintegración del 99Mo 
existente en la columna del generador.
En el cuerpo del generador (Figuras 7 y 8), se encuentra un compar-
timento estéril donde se ubica una columna cromatográfi ca de pirex 
La elución 
del generador es 
el procedimiento 
mediante el que se 
extrae el 99mTc-
pertecnetato 
generado a partir 
de la desintegración 
del 99Mo existente 
en la columna del 
generador.
Figura 7. Cuerpo del generador. 
Pb C
F
A B
A y B: viales
C: columna
F: filtro
Pb: plomo
Figura 8. Esquema del generador Mo-Tc: el generador cons-
ta de una columna (C) que contiene el molibdeno, que está 
cerrada por abajo por un fi ltro (F) para evitar la salida del Mo y 
confi nada en un recinto blindado por plomo (Pb), y un circuito 
de entrada y otro de salida conectados a los viales (A y B) para 
realizar la elución del tecnecio.
34 ❘ TÉCNICAS DE RADIOFARMACIA
provista en su base de un filtro de vidrio calcinado destinado a retener 
la alúmina que contiene. La alúmina (Al2O3) adsorbe el ión molibdato 
(MoO4
2–) en cantidades variables según la actividad nominal del genera-
dor. La elución se realiza con suero fisiológico (0,9 % NaCl). Al atravesar 
la columna de alúmina, el suero fisiológico no logra arrastrar el 99Mo 
que, por su carácter fuertemente aniónico, permanece unido a la alúmi-
na. La unión del 99mTc es más débil y el suero consigue arrastrarlo. De 
este modo, en el vial de elución se obtiene una solución estéril, apiróge-
na e isotónica, de 99mTc en forma de pertecnetato de sodio (Na99mTcO4). 
La concentración de 99mTc en el eluido es extraordinariamente baja, del 
orden de 10-6 a 10-9 M. El cuerpo del generador se encuentra adecua-
damente aislado por un blindaje de plomo.
En el siguiente enlace puede verse un vídeode cómo se hace la elución 
del generador:
http://www.youtube.com/watch?v=f_Nhia9lEmE
5.3. Otros generadores
El uso de cualquier otro generador de medicina nuclear es residual 
cuando se compara con el grado de generalización y las virtudes del 
generador de Mo/Tc. A pesar de ello existen algunos otros, tanto en 
medicina nuclear convencional como en PET. La dificultad ocasional 
para poder recibir radiofármacos desde un ciclotrón por problemas geo-
gráficos ofrece cierto protagonismo, en algunos países, a generadores 
PET como el de 68Ge/68Ga o el 82Sr/82Rb. El primero, con aplicación en 
oncología (tumores neuroendocrinos) para el marcaje de péptidos, y 
el segundo, dedicado a estudios cardiológicos en PET. Mientras del 
segundo se recoge el eluido listo para su administración al paciente, el 
primero se eluye por fracciones con HCl, para posteriormente realizar 
una síntesis química que, como ocurre en la fabricación de todos los 
radiofármacos PET, requiere un procedimiento delicado en un ambiente 
y en unas instalaciones controladas.
6. EL ACTIVÍMETRO
El activímetro o calibrador de dosis (Figura 9), es un equipo de medida 
de la radiación de vital importancia en los servicios de medicina nuclear, 
al ser el instrumento encargado de medir de forma exacta y precisa la 
cantidad de actividad que se va a administrar a un paciente. 
Podemos medir la radiactividad a través de los efectos que provoca 
su interacción con la materia. Algunos de los métodos más habituales 
http://www.youtube.com/watch?v=f_
Nhia9lEmE
El activímetro o 
calibrador de dosis es 
el equipo de medida 
de la radiación 
encargado de medir 
de forma exacta y 
precisa la cantidad 
de actividad que se 
va a administrar a un 
paciente. 
Aplicación del procedimiento de obtención de los radiofármacos ❘ 35
son mediante (1) el uso de los cristales de centelleo, que provocan 
eventos luminosos que es posible transformar en un pulso eléctrico; (2) 
la impresión o el ennegrecimiento de placas radiográfi cas, que se 
conoce desde hace décadas y aún hoy se usa para fi nes dosimétricos; 
y (3) el más habitual, y principio de los activímetros y otros detectores 
de radiación, que es la ionización de gases confi nados en cámaras 
que generan una corriente eléctrica entre sus electrodos cuando se les 
somete a una diferencia de potencial.
Cuando la radiación atraviesa una cámara con gas a presión, es capaz 
de ionizar sus átomos y crear pares de iones que se dirigen a su corres-
pondiente ánodo o cátodo. La corriente generada es proporcional a la 
intensidad de la radiación y puede cuantifi carse a través de un elec-
trómetro 
Un activímetro consta de una electrónica que recibe y transforma una 
señal de corriente en un valor de actividad (mCi o MBq) y una cámara 
cilíndrica con forma de pozo herméticamente sellada, en cuyo interior 
existen dos electrodos cilíndricos coaxiales que, sometidos a una dife-
rencia de potencial, forma dicha señal desde los pares de iones genera-
dos en el gas (Figura 10). A diferencia de otros instrumentos de medi-
da de la radiación que trabajan en otros regímenes de tensión (como 
los contadores proporcionales o de avalancha (Geiger), las cámaras de 
ionización lo hacen a baja tensión donde no se producen ionizaciones 
Figura 9. Activímetro. 
36 ❘ TÉCNICAS DE RADIOFARMACIA
secundarias en el gas. La señal producida es más débil pero mantiene 
su proporcionalidad con la intensidad y con el tipo de radiación. De esta 
forma un activímetro debe tener programadas y calibradas la respuesta 
para los radionúclidos de uso más habitual.
Figura 10. Esquema del activímetro: es una cámara de ionización que, confi nada en 
un blindaje (a), posee un electrodo interno (b) y otro externo (c), entre los que circulará 
una corriente eléctrica cuando se produzca la ionización del gas contenido en la cámara 
por acción de la radiación. Para que la cámara no se contamine, el receptáculo donde 
se introduce el vial o jeringa a medir está protegido por un protector (d).
a
a
b b
c
d
Aunque los activímetros son equipos muy estables durante varios años, 
dada su relevancia en la seguridad del paciente, debe ser sometido 
periódicamente a diferentes tipos de calibraciones y verifi caciones. 
Nunca debe comenzarse a usar un activímetro sin haberle realizado una 
prueba de estabilidad diaria con una fuente calibrada. La normativa 
española establece en el RD 1841/1997 sobre Criterios de Calidad en 
Medicina Nuclear un programa de verifi caciones periódicas que con-
templan la estabilidad diaria y pruebas cuatrimestrales de exactitud y 
precisión.
Los controles que deben realizarse en el activímetro hacen referencia 
a la constancia y precisión, y al control de respuesta de fondo.
Los controles que deben realizarse en el activímetro hacen referencia 
a la constancia y precisión, y al control de respuesta de fondo.
Aplicación del procedimiento de obtención de los radiofármacos ❘ 37
❱ Control de constancia y precisión. El objetivo es comprobar la esta-
bilidad en la respuesta del funcionamiento del calibrador de dosis para 
las diferentes condiciones de medida.
El procedimiento de control de constancia y precisión es el siguiente:
◗ Material necesario. Se requiere una fuente de 137Cs sellada y cer-
tifi cada con una actividad aproximada de 200 µCi.
◗ Realización del control. Se inicia midiendo el fondo en los diver-
sos canales del activímetro. A continuación se introduce la fuente 
en este, se realizan 10 medidas en cada canal y se anotan las lec-
turas corregidas por el fondo medido en cada canal.
◗ Cálculos. Se calculan la media y el coefi ciente de variación de las 
medidas corregidas por cada canal.
◗ Límites de aceptación. El límite de aceptación está condiciona-
do por la precisión obtenida durante la calibración. Sin embargo, 
variaciones en el valor del factor de estabilidad superiores a ± 5 % 
evidenciarán un cambio en la respuesta del equipo. Por tanto, el 
valor del coefi ciente de variación obtenido deberá ser inferior a un 
5 %, y el error relativo de la media deberá ser menor del 10 % del 
valor medido el día que se ha tomado como referencia corregido 
por el decay de la fuente.
❱ Control de respuesta de fondo. Tiene como fi nalidad observar 
la respuesta del activímetro sin tener ninguna fuente radiactiva 
en las proximidades y en las condiciones de conexión eléctrica 
habituales.
El procedimiento de control de respuesta de fondo es el siguiente:
◗ Material necesario. Ninguno.
◗ Realización del control. Hay que medir 10 veces el fondo en los 
diversos canales del activímetro.
◗ Cálculos. Hay que calcular la media de las medidas y su coefi ciente 
de variación.
◗ Límites de aceptación. Un incremento en la respuesta de fondo 
de más de un 20 % debe ser investigado.
◗ Comentario. Hay que tener en cuenta que las variaciones en las 
lecturas pueden ser debidas a contaminación radiactiva del propio 
equipo o a un incremento de la radiación ambiental, por lo que hay 
que investigar estas posibilidades en caso de medidas fuera de los 
límites de aceptación.
7. CONTROL DE CALIDAD 
DEL GENERADOR
Diversos factores pueden afectar al funcionamiento adecuado del gene-
rador que hay que tener en cuenta para su correcta utilización. 
RECUERDA QUE
En el eluido del 
generador, además de 
realizar su control de 
calidad, debemos 
determinar la actividad 
eluida, la masa de 
tecnecio y la actividad 
específica.
38 ❘ TÉCNICAS DE RADIOFARMACIA
7.1. Cálculo de actividad eluida y rendimiento 
de elución
El cálculo de la actividad que se puede obtener de un generador de Mo/
Tc no es fácil, dado que el proceso de elución no es capaz de extraer 
todo el tecnecio existente en la columna, la desintegración del 99Mo 
solo genera 99mTc en el 87,5 % de las mismas y los tiempos transcu-
rridos desde la carga del generador con el 99Mo y el tiempo entre las 
eluciones pueden ser mal conocidas.
Sin embargo, el conocimiento de la estimación de actividad de 99mTc 
que podemos eluir en un momentodado es de suma importancia para 
conocer el rendimiento de elución y poder planificar el trabajo. No es lo 
mismo eluir una pequeña cantidad de 99mTc-pertecnetato que permita 
usarlo para realizar pocas gammagrafías que eluir una gran cantidad que 
no vamos a utilizar en su totalidad y, por otro lado, dejaría a “cero” el 
generador durante un tiempo.
La actividad de elución del 99mTc que se puede obtener en un momen-
to dado se puede formular matemáticamente a partir de la expresión 
siguiente:
A Tc(t) = 1,09833 A Mo (0) ( e -0,01034 t – e -0,11550 t ) 
Donde A Tc(t) es la actividad de 99mTc que podemos eluir en el momento 
actual y A Mo(0) es la actividad inicial de 99Mo, siendo t el tiempo tras-
currido desde la última elución, expresado en horas. 
Esta fórmula debe ser corregida por un factor que tenga en cuenta el 
hecho de que solamente en el 87,5 % de las desintegraciones el 99Mo 
decae a 99mTc y por otro factor que tenga en cuenta la imposibilidad 
material de eluir todo el 99mTc existente en la columna.
Evidentemente, la utilización diaria de estas fórmulas matemáticas es 
de poca aplicación práctica, engorrosa y de difícil manejo. Por ello, para 
simplificar el cálculo se pueden considerar las variables temporales a 
través de los factores F1, que valora el decay del molibdeno, y F2, que 
toma en cuenta el crecimiento de la actividad debida al tecnecio desde 
la última elución, siguiendo la siguiente expresión:
A Tc(t) = AMo nominal x F1 x F2
Donde A Tc(t) es la actividad de 99mTc que podemos eluir en el momento 
actual y A Mo nominal es la actividad inicial de 99Mo.
Estos parámetros son fáciles de obtener, ya que la actividad nominal 
del molibdeno (actividad con la que se ha cargado el generador en 
fábrica) viene indicada en la etiqueta del propio generador junto a la 
fecha de calibración del mismo. La actividad de 99Mo en el momento 
Aplicación del procedimiento de obtención de los radiofármacos ❘ 39
Factor F1: desintegración del 99Mo Factor F2: desintegración del 99mTc
Horas
Días
0 +4 +8 +12 +16 +20
Tiempo**
(Horas)
F2
–6 4,54 4,35 4,17 4,00 3,83 3,68 1 0,096
–5 3,53 3,38 3,24 3,11 2,98 2,86 2 0,182
–4 2,74 2,63 2,52 2,42 2,32 2,22 3 0,259
–3 2,13 2,04 1,96 1,88 1,80 1,73 4 0,329
–2 1,66 1,59 1,52 1,46 1,40 1,34 5 0,392
–1 1,29 1,23 1,18 1,13 1,09 1,04 6 0,449
0* 1,000 0,959 0,919 0,882 0,845 0,811 7 0,500
1 0,777 0,745 0,715 0,685 0,657 0,630 8 0,546
2 0,604 0,579 0,555 0,533 0,511 0,490 9 0,587
3 0,470 0,450 0,432 0,414 0,397 0,381 10 0,624
4 0,365 0,350 0,336 0,322 0,309 0,296 11 0,658
5 0,284 0,272 0,261 0,250 0,240 0,230 12 0,688
6 0,220 0,211 0,203 0,194 0,186 0,179 13 0,715
7 0,171 0,154 0,158 0,151 0,145 0,139 14 0,740
8 0,133 0,128 0,122 0,117 0,113 0,108 15 0,762
9 0,1035 0,0993 0,0952 0,0913 0,0875 0,0839 16 0,782
10 0,0805 0,0772 0,0740 0,0709 0,0680 0,0652 17 0,800
11 0,0625 0,0600 0,0575 0,0551 0,0529 0,0507 18 0,816
12 0,0486 0,0466 0,0447 0,0429 0,0411 0,0394 19 0,831
13 0,0378 0,0362 0,0347 0,0333 0,0319 0,0306 20 0,844
14 0,0294 0,0282 0,0270 0,0259 0,0248 0,0238 21 0,856
15 0,0228 0,0219 0,0210 0,0201 0,0193 0,0185 22 0,866
16 0,0177 0,0170 0,0163 0,0156 0,0150 0,0144 23 0,876
17 0,0138 0,0132 0,0127 0,0122 0,0117 0,0112 24 0,884
18 0,0107 0,0103 0,0099 0,0094 0,0091 0,0087 48 0,956
19 0,0083 0,0080 0,0077 0,0073 0,0070 0,0068 72 0,962
20 0,0065 0,0062 0,0060 0,0057 0,0055 0,0052 96 0,963
21 0,0050 0,0048 0,0046 0,0044 0,0043 0,0041 >96 0,963
22 0,0039 0,0037 0,0036 0,0034 0,0033 0,0032
23 0,0030 0,0029 0,0028 0,0027 0,0026 0,0025
*Tiempo de calibración. **Tiempo desde la última elución.
Valor del factor F1 y F2 para el cálculo de la actividad que se 
puede eluir de un generador en un momento dado TABLA 3
de la elución se obtiene multiplicando la actividad nominal por el factor 
F1, y para valorar la generación de 99mTc debe considerarse, además, el 
tiempo trascurrido desde la elución precedente a través del factor F2. 
Los valores de F1 y F2 se obtienen de la Tabla 3. 
40 ❘ TÉCNICAS DE RADIOFARMACIA
El rendimiento de elución se define como la proporción de radionúcli-
do hijo en el interior del generador que es separado durante el proceso 
de elución. Por tanto, el rendimiento de elución vendrá dado por el 
cociente entre la actividad eluida y la actividad teórica a eluir, siendo 
habitualmente del 85 al 95%. 
7.2. Masa de tecnecio y actividad específica 
Otro parámetro importante a conocer respecto a la elución del 99mTc-per-
tecnetato se refiere a la actividad específica del eluido, es decir, la cantidad 
de actividad por unidad de masa de Tc existente en el eluido. Para ello, 
tenemos que conocer el número de átomos de Tc, tanto 99mTc como 99Tc, 
existentes en el eluido, ya que en el generador continuamente se produ-
cen átomos de 99mTc y de 99Tc y, a su vez, el 99mTc se va desintegrando a 
99Tc, con lo que se van acumulando átomos de 99Tc que tienen el mismo 
comportamiento que los átomos de 99mTc, pudiendo interferir entre sí y 
provocando bajos rendimientos de marcaje o escasa captación en los 
órganos si el 99mTc-pertecnetato se usa directamente como radiofármaco. 
El cálculo de la masa de Tc se hace mediante la fórmula:
µg Tc = GBqeluidos X 5,14x10-3 / F
Donde F es un factor que relaciona el número de átomos de 99mTc con el 
número total de átomos de Tc en función del tiempo transcurrido desde la 
última elución del generador. Este factor lo podemos obtener de la Tabla 4.
Horas Día 0 Día 1 Día 2
- 0,28 0,13
2 0,78 0,26 0,13
4 0,70 0,24 0,12
6 0,63 0,23 0,11
8 0,57 0,21 0,11
10 0,51 0,20 0,10
12 0,47 0,19 0,10
14 0,43 0,18 0,10
16 0,39 0,17 0,09
18 0,36 0,16 0,09
20 0,34 0,15 0,08
22 0,30 0,14 0,08
24 0,28 0,13 0,08
Valor del factor F para el cálculo de la masa 
de tecnecio en el eluido
TABLA 4
Aplicación del procedimiento de obtención de los radiofármacos ❘ 41
Conociendo la masa de tecnecio en el eluido y la actividad, se calcula 
la actividad específica como la actividad por unidad de masa. 
Actividad específica (mCi/µg) = actividad (mCi) / masa (µg)
7.3. Control de calidad del eluido
El eluido del generador debe cumplir una serie de características seña-
ladas por la farmacopea española y europea, ya que se considera un 
radiofármaco y, por ende, un medicamento.
Estas características son: pureza radionúclida, pureza radioquímica y 
pureza química. 
7.3.1. Pureza radionúclida
El eluido del generador puede contener pequeñas cantidades de 99Mo, 
resultado de pequeñas cantidades de 99Mo arrastradas en el proceso 
de elución. 
Esta impureza aumenta la dosis de irradiación al paciente, ya que emite 
partículas β y, por otro lado, disminuye la calidad de la imagen obtenida. 
La máxima actividad de 99Mo que permite la farmacopea es del 0,1 % 
de 99Mo con relación a la utilización total de 99mTc, lo que representa 1 
µCi de 99Mo por cada 1 mCi de 99mTc. 
La determinación de la contaminación por 99Mo puede hacerse por 
métodos físicos basados en la distinta emisión radiactiva del 99Mo y del 
99mTc o mediante métodos químicos basados en el distinto comporta-
miento químico del Mo y el Tc. 
En el método físico se determina la cantidad de 99Mo por detección de 
los fotones de 740 keV y 78o keV en un activímetro o un detector de 
centelleo conectado a un analizador multicanal. En el activímetro, el vial 
conteniendo el eluido se introduce en un contenedor de plomo de 6 
mm de grosor (suficiente para frenar los fotones de 140 keV del 99mTc 
y detectar solamente los procedentes del 99Mo).
En el método químico, una alícuota del eluido se hace reaccionar con 
sustancias específicas, como el Etil-Xantato de potasio, que reaccionan 
entre sí dando un producto coloreado que se puede cuantificar median-
te colorimetría. 
42 ❘ TÉCNICAS DE RADIOFARMACIA
Junto al 99Mo, en el eluido se pueden detectar otros contaminantes 
radionúclidos que proceden de la propia contaminación del 99Mo. La 
naturaleza de las impurezas viene determinada por la procedencia del 
99Mo, de tal forma quesi el 99Mo procede de fisión nuclear pueden 
aparecer contaminantes tales como 131I, 132Te, 123Ru, 99Zr, 124Sb, 134Cs o 
68Rb que posteriormente pueden aparecer en el eluido. 
La farmacopea limita la cantidad de estos contaminantes en el eluido 
a una proporción de una parte por millón. La detección y cuantificación 
de esta contaminación se hace mediante espectrometría, utilizando un 
detector de centelleo conectado a un analizador multicanal. 
7.3.2. Pureza radioquímica
La pureza radioquímica se define como la fracción de la radiactividad 
total que se encuentra en la forma química deseada.
El 99mTc en el eluido ha de estar en forma química de pertecnetato 
(99mTcO4Na) y cualquier otra forma química ha de ser considerada como 
impureza radioquímica. 
El límite de impurezas radioquímicas que admite la farmacopea es del 
5 % y para su detección y cuantificación se utilizan diferentes pro-
cedimientos, siendo los más utilizados la cromatografía en papel y la 
cromatografía en capa fina (TLC), cromatografía en gel, extracción en 
fase sólida o en fase líquida, la HPLC, etc. 
7.3.3. Pureza química
El eluido del generador puede contener ciertas impurezas químicas que 
habitualmente van a proceder del material cromatográfico de la columna 
(alúmina) o del eluyente utilizado para realizar la elución.
El eluido del generador Mo-Tc puede estar contaminado con aluminio 
procedente de la alúmina con la que se carga la columna, ya que duran-
te la absorción del 99Mo a la columna de alúmina se forman iones Al3+ 
que pueden aparecer en el eluido posterior, aunque normalmente estos 
cationes son removidos durante el lavado posterior de la columna en el 
proceso de fabricación del generador. 
El límite permitido por la farmacopea es de 10 µg/ml de eluido.
El Al puede detectarse mediante métodos colorimétricos al hacer reac-
cionar una alícuota de eluido con un ácido tricarboxílico, como el aurin-
Aplicación del procedimiento de obtención de los radiofármacos ❘ 43
carboxílico, cuantificando la cantidad existente de Al por comparación, 
con una solución patrón de aluminio. La forma más habitual es utilizando 
kits comerciales que proporcionan tiras con un agente complejante que 
adquieren diferentes intensidades de color en función del contenido de 
Al del eluido, color que es comparado con el correspondiente al de la 
tira que contiene la cantidad conocida de Al. Si la intensidad de color 
producida por el eluido fuese superior a la producida por el patrón, se 
desecharía el eluido.
44 ❘ TÉCNICAS DE RADIOFARMACIA
RESUMEN
✓ Para la realización de los estudios de medicina nuclear (gammagra-
fías) se utilizan trazadores radiactivos (radiotrazadores).
✓ Un radiofármaco es un preparado radiactivo usado para el diagnós-
tico y/o tratamiento de enfermedades humanas, cuya aplicación se 
realiza en los servicios de medicina nuclear.
✓ El procedimiento de recepción de los radiotrazadores debe reali-
zarse solo por personal autorizado de la instalación radiactiva, es 
decir, por un operador o supervisor.
✓   La producción artificial de radionúclidos se hace de forma primaria 
en los reactores nucleares y en ciclotrones mediante el bombardeo 
de los blancos con neutrones en el caso del reactor, y con partículas 
cargadas en el caso del ciclotrón.
✓   Los radionúclidos producidos en el reactor se caracterizan por ser 
habitualmente de baja actividad específica, NO libres de portador, 
excedentarios en neutrones (emisión beta) y relativamente baratos.
✓   Los radionúclidos producidos en el ciclotrón son alta actividad espe-
cífica, libres de portador, excedentarios en protones (emisión gam-
ma o positrones) y relativamente caros.
✓   Un generador es un sistema que permite obtener un radionúclido de 
T1/2 corto (radionúclido hijo) a partir de la desintegración de otro 
radionúclido de vida media más larga (radionúclido padre). El proce-
so de obtención del radionúclido hijo se denomina elución. 
✓ El activímetro o calibrador de dosis es un equipo de medida de la ra-
diación que permite medir de forma exacta y precisa la cantidad de 
actividad que se va a administrar a un paciente. Es una cámara de Ioni-
zación y los controles que deben realizarse en el activímetro hacen re-
ferencia a la constancia y precisión, y al control de respuesta de fondo
✓ Al realizar el control de calidad del generador Mo-Tc hay que conocer:
– Cálculo de la actividad eluida y rendimiento de elución.
–   Masa de  tecnecio y actividad específica.
–   Control de calidad del eluido: pureza radionúclida, pureza radio-
química y pureza química.
Aplicación del procedimiento de obtención de los radiofármacos ❘ 45
G L O S A R I O
Acelerador de partículas: instrumento para aumentar la velocidad y 
energía de partículas elementales cargadas mediante la aplicación de 
fuerzas electromagnéticas. 
Actividad: número de transformaciones nucleares que se producen en 
una cantidad de radionúclido por unidad de tiempo. En el SI de medidas 
su unidad es el becquerel (Bq) que equivale a una desintegración por 
segundo.
Actividad específica: es la actividad por unidad de masa. Se expresa 
en Bq por gramo (Bq/g).
Activímetro o calibrador de dosis: instrumento capaz de medir la 
actividad contenida en una muestra.
Ánodo: electrodo positivo hacia el cual son atraídos los aniones o iones 
negativos. 
Blindaje: cualquier material u objeto empleado para absorber la radiación. 
Calibrador: dispositivo, generalmente electrónico, que permite deter-
minar la actividad de una fuente o muestra radiactiva.
Cámara caliente: término utilizado coloquialmente para designar el 
laboratorio de radiofarmacia.
Cámara de ionización: dispositivo empleado para detectar radiación. 
Consta de un envase cerrado que contiene un gas y dos electrodos 
sometidos a una diferencia de potencial, de tal forma que al recibir 
cualquier tipo de radiación, el gas se ioniza formando pares de iones que 
se dirigen hacia el electrodo apropiado, produciéndose una corriente 
eléctrica que puede ser medida.
Ciclotrón: dispositivo para acelerar partículas cargadas empleando un 
gran electromagneto y diseñado de forma tal que las partículas reciben 
empujes que las aceleran, mientras son mantenidas en un curso espiral 
por el campo magnético. 
Electrón-voltio: energía adquirida por un electrón al acelerar libremente 
a través de una diferencia de potencial de un voltio. Su símbolo es eV.
Eluato: compuesto que resulta de la elución.
Elución: acción de eluir.
46 ❘ TÉCNICAS DE RADIOFARMACIA
Eluir: extraer o separar sustancias adsorbidas en un medio sólido 
mediante el lavado progresivo con un líquido apropiado.
Equilibrio radiactivo: estado que se alcanza cuando la tasa de desin-
tegración de un elemento radiactivo es igual a la tasa de formación del 
nuevo elemento que se origina.
Generador: dispositivo que permite obtener fácilmente un radionúclido 
de vida media corta a partir de la desintegración de otro radionúclido 
de vida media más larga.
Laboratorio caliente: sitio de almacenamiento y procesamiento de 
sustancias radiactivas, alejado de las áreas de trabajo.
Libre de portador: término usado para designar un radionúclido en 
forma pura, sin mezcla del isótopo estable.
Positrón: partícula atómica con masa igual al electrón, pero de carga 
positiva.
Radiofármaco: fármaco radiactivo. Según la ley del medicamento (Ley 
25 / 1990) es “toda sustancia o combinación de sustancias que se pre-
senta como poseedora de propiedades para el tratamiento o prevención 
de enfermedades en seres humanos o animales o que puede usarse 
con el fin de restaurar, corregir o modificar las funciones fisiológicas 
ejerciendo una acción farmacológica, inmunológica o metabólica, o de 
establecer un diagnóstico médico”.
Reactor nuclear: sistema capaz de realizar una fisión nuclear controlada 
liberando grandes cantidades de energía.
Vida media: tiempo durante el cual se pierde la mitad de la cantidad 
originalmente existente de un elemento radiactivo.
Aplicación del procedimientode obtención de los radiofármacos ❘ 47
EJERCICIOS
❱  E1. Realiza la elución de un generador 99Mo-99mTc.
❱  E2. Calcula la actividad que se puede eluir de un generador con los datos 
reales de un generador aportados por el profesor.
❱  E3. Calcula la actividad específica del eluido de un generador a partir de los 
datos reales de un generador aportados por el profesor.
❱  E4. Realiza el control de calidad del eluido de un generador.
EVALÚATE TÚ MISMO
 1. Un generador de 99Mo-99mTc para uso humano es un:
  q a) Aparato que genera diversos radiofármacos.
  q b) Sistema que permite obtener una solución estéril y apirógena de 99mTc-
pertecnetato.
  q c) Sistema mediante el cual se marca una sustancia.
  q d) Sistema donde se obtiene la producción de 99Mo.
 2. Se denomina radiofármaco a:
  q a) Un compuesto químico a dosis farmacológicas.
  q b) Un nucleido en forma estable.
  q c) Una sustancia sin acción farmacológica.
  q d) Un preparado marcado con un radionúclido.
 3. Las reacciones nucleares empleadas en el reactor nuclear son las denomi-
nadas:
  q a) Protón – neutrón.
  q b) Alfa – neutrón.
  q c) Neutrón – protón.
  q d) Todas las respuestas anteriores son correctas.
48 ❘ TÉCNICAS DE RADIOFARMACIA
 4. Los radionúclidos obtenidos mediante el ciclotrón se caracterizan por:
  q a) Ser deficientes en protones.
  q b) Ser emisores beta negativos.
  q c) Tener baja actividad específica.
  q d) Ninguna respuesta es correcta.
 5. El método más utilizado para preparar radiofármacos es:
  q a) Preparando diariamente la solución madre del radiofármaco.
  q b) Comprando el radiofármaco ya marcado.
  q c) Marcando el radiofármaco a partir de los kits de radiofármacos.
  q d) Las respuestas b y c son correctas.
 6. No es necesario conocer uno de estos parámetros para calcular la actividad 
que podemos eluir de un generador en un momento determinado. ¿Cuál es?:
  q a) Actividad nominal del generador.
  q b) Fecha y hora de calibración del generador.
  q c) Fecha de caducidad del generador.
  q d) Fecha y hora de última elución del generador.
 7. El activímetro es un detector de radiación basado en:
  q a) Contador Geiger-Muller.
  q b) Cámara de ionización.
  q c) Detector de centelleo sólido.
  q d) Detector de semiconductores.
 8. Señala cuál de las siguientes no es una de las características ideales de un 
radionúclido utilizado en medicina nuclear con fines diagnósticos:
  q a) Emisor gamma puro.
  q b) Energía adecuada para los sistemas de detección (entre 100 y 250 KeV 
para gammacámaras y 511 KeV para PET).
  q c) Periodo de desintegración adecuado al estudio a realizar (minutos o horas).
  q d) Penetración baja (1-10 mm).
 9. De las siguientes reacciones nucleares que se pueden dar en un reactor 
nuclear, en una de ellas se obtiene un radionúclido con alta actividad es-
pecífica, por lo que es muy útil en medicina nuclear. Señala cuál:
  q a) Reacción gamma-protón.
  q b) Reacción neutrón-protón.
  q c) Reacción protón-gamma.
  q d) Reacción protón-neutrón.
Aplicación del procedimiento de obtención de los radiofármacos ❘ 49
10. ¿Cuál es el principal producto de utilidad en medicina nuclear que se ob-
tiene en un reactor nuclear por la fisión de los átomos de 235U?:
  q a) 99Tc.
  q b) 131I.
  q c) 123I.
  q d) 99Mo.
11. ¿Cuál es la ventaja de los ciclotrones respecto a los reactores nucleares 
para la obtención de radionúclidos para uso médico?:
  q a) Al bombardear con partículas cargadas, los átomos obtenidos son ele-
mentos distintos del blanco, por lo que se obtiene un elemento con alta 
actividad específica.
  q b) Al poder seleccionar el blanco, en el reactor se puede obtener cualquier 
elemento radiactivo que nos interese.
  q c) Como los ciclotrones permiten bombardear con neutrones, los elemen-
tos obtenidos son isótopos del blanco.
  q d) Los reactores permiten obtener gran cantidad de actividad dado que se 
puede bombardear el blanco durante un tiempo prolongado.
12. ¿Cuál es el uso más habitual de los radionúclidos obtenidos en un ciclo-
trón?:
  q a) Tratamiento de cáncer, especialmente de tiroides.
  q b) Tomografía por emisión de positrones (PET).
  q c) Tomografía por emisión de fotón simple (SPECT).
  q d) Densitometría.
13. En un generador de radionúclidos, ¿cómo se denomina al proceso de ex-
tracción del radionúclido “hijo”?:
  q a) Dilución.
  q b) Extracción.
  q c) Disolución.
  q d) Elución.
14. ¿Cuál de las siguientes características no pertenece a un radiofármaco?:
  q a) Se compone de un vector selectivo y un vector de información.
  q b) Se compone de una molécula de soporte y un radionúclido.
  q c) Tiene acción farmacológica.
  q d) Puede ofrecer diferente información dependiendo de la vía de adminis-
tración. 
50 ❘ TÉCNICAS DE RADIOFARMACIA
15. En un generador de 99Mo/99mTc la actividad de 99mTc crece hasta un 
máximo, que ocurre a las 23h aproximadamente, donde empieza a decaer 
provocando:
  q a) mayor desgaste en la alúmina de la columna.
  q b) más impurezas de aluminio.
  q c) mayor concentración de 99Tc.
  q d) una disminución del pH.
16. La producción primaria de radionúclidos tiene lugar en:
  q a) generadores de radionúclidos.
  q b) centrales nucleares.
  q c) reactores nucleares y aceleradores.
  q d) aceleradores de neutrones.
17. En medicina nuclear el activímetro es el calibrador de dosis; por lo gene-
ral, son:
  q a) Cámaras de ionización con aire a baja presión.
  q b) Cámaras de ionización con gas a presión.
  q c) Cámaras de ionización con aire a alta presión.
  q d) Un activímetro es un contador Geiger-Muller.
18. Los sistemas generadores de 99Mo/99mTc se clasifican en:
  q a) Generadores de columna húmeda y columna seca.
  q b) Generadores para obtener 99mTc o 99Tc.
  q c) Generadores de columna húmeda y semiseca.
  q d) Generadores para obtener 99Mo y 99Tc.
19. En los procedimientos diagnósticos, en medicina nuclear, el radionúclido 
debe:
  q a) Emitir radiación gamma y beta.
  q b) Emitir radiación neutrónica.
  q c) Emitir radiación beta inferior a 1 MeV.
  q d) Emitir radiación gamma entre 100 y 250 KeV.
20. La actividad específica de un radiofármaco se expresa en:
  q a) Ci/m o Bq/m.
  q b) Ci/ml o Bq/ml.
  q c) Ci/m2 o Bq/m2.
  q d) Ci/g o Bq/g.