O emissor - 177Lu é um radioisótopo terapêutico promissor para o tratamento curativo de câncer usando proteínas marcadas. Possui meia-vida de 6,71 dias e energia - máxima e média de 421 e 133 keV, respectivamente, resultando na radiação de em uma pequena área do tecido. O decaimento é acompanhado pela emissão de raios-g com baixa energia de 208 keV (11%) e 113 keV (6,4%), adequados para a aquisição de imagens. O 177Lu pode ser produzido por dois métodos diferentes, diretamente, irradiando-se alvos naturais de óxido de lutécio (Lu2O3) (176Lu, 2,6%) ou em alvos de Lu2O3 enriquecidos (em 176Lu), e também indiretamente, irradiando-se os alvos de óxido de itérbio (Yb2O3), acompanhado pela separação radioquímica dos isótopos de lutécio e itérbio. O objetivo deste trabalho é o desenvolvimento de um método de produção do 177Lu através de reação nuclear (n, g), tanto pelo método direto de produção, como pelo método indireto de produção. Foram irradiados alvos de óxido de lutécio e de itérbio para a avaliação da atividade produzida e a separação química do lutécio e do itérbio foi estudada utilizando diferentes resinas de troca de íons. Para a produção direta, o melhor resultado obtido foi utilizando o alvo Lu2O3 enriquecido em 39,6%. Já pelo método indireto de produção os melhores resultados obtidos foram com o processo de separação no qual se utiliza o -HIBA 0,25M como eluente. Pelos resultados obtidos é possível produzir o 177Lu de baixa atividade específica para o uso na marcação de moléculas destinadas ao alívio de dor óssea e para radiosinoviortese.

The - emitter 177 Lu is a promising therapeutic radioisotope for the curative treatment of cancer using labelled proteins. It has a half life of 6.71 day and maximum and average - energies of 421 and 133 keV, respectively, resulting in a short range of irradiation of tissue. The decay is accompanied by the emission of low energy -radiation of 208.3 keV (11%) and 113 keV (6.4%), suitable for simultaneous imaging. 177Lu can be produced by two different routes, namely, by irradiation of natural Lu2O3 target (176Lu, 2.6%) or enriched (in 176Lu) Lu2O3 target, and also by irradiation of Yb target (Yb2O3) followed by radiochemical separation of 177Lu from Yb isotopes. The objective of this work is the development of a method of the production of 177Lu through of the (n, g) nuclear reaction, by the direct and indirect method of production. Targets of lutetium oxide and yterbium oxide were irradiated for evaluation of the activity produced and the chemical separation of lutetium and ytterbium was studied using different ion exchange resins. For the direct method, the best results were obtained using the target Lu2O3 enriched in 39.6%. The best results for the indirect method were achieved with the process of separation using 0.25M - HIBA as eluent. The results showed that it is possible to produce 177Lu of low specific activity for labeling molecules used for bone pain relief and in radiosynoviortesy.