СПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ РАСТВОРОВ Ga ВЫСОКОЙ ЧИСТОТЫ Российский патент 2012 года по МПК A61K51/00 A61K103/00 B01D15/42 G01N30/02 

Описание патента на изобретение RU2464043C1

Изобретение относится к медицине, в частности к способам получения растворов 68Ga высокой чистоты с помощью радионуклидного генератора 68Ge/68Ga, и может быть использовано для синтеза радиофармпрепаратов (РФП), применяемых в позитронно-эмиссионной томографии (ПЭТ).

Радионуклид 68Ga, получаемый из радионуклидного генератора 68Ge/68Ga [1], по совокупности ядерно-физических и химических свойств, является одним из наиболее перспективных для синтеза РФП, применяемых в ПЭТ. Большой период полураспада материнского 68Ge обеспечивает продолжительный срок эксплуатации генератора. В свою очередь, малый период полураспада 68Ga (T½,=68,1 мин) позволяет использовать РФП необходимой активности, не создавая при этом значительной дозовой нагрузки на пациента. Кроме того, катион 68Ga может формировать устойчивые комплексные соединения со многими лигандами, содержащими кислород, азот и серу как атомы-доноры, что делает его пригодным для синтеза большого количества хелатных комплексов и макромолекул различного функционального назначения. Большинство меченых молекулярных визуализирующих агентов включает лигандную систему - бифункциональный хелатирующий агент (БХА), которая связывает радионуклид и содержит функциональные группы, способные связывать комплекс с биомолекулой. Наиболее значимыми полидентатными представителями используемых бифункциональных хелатирующих агентов являются ациклические лиганды N,N'-бис(2,2-диметил-2-меркаптоэтил)этилендиамин-N,N'-диуксусная кислота (6SS), трис-аминометилэтан (TAME), диэтилентриаминпентауксусная кислота (DTPA), этилендиаминтетрауксусная кислота (EDTA) и дифероксамин (DFO), а также макроциклические 1,4,7-триазациклононан-N, N', N"-триуксусная кислота (NOTA), 1,4,8,11-тетраазациклотетрадекан-1,4,8,11-тетрауксусная кислота (ТЕТА) и 1,4,7,10-тетраазациклодекан-N, N', N", N"'-тетрауксусная кислота (DOTA) и их производные. Эти хелатирующие агенты хорошо изучены и с успехом используются в синтезе биоконъюгатов, входящих в состав РФП. Их использование и синтез описаны в научной литературе и защищены рядом патентов [2-13].

Химическая форма 68Ga в элюате генератора 68Ge/68Ga, подразумевает, теоретически, его универсальное и прямое использование в приготовлении РФП, при условии наличия подходящего хелатирующего агента. Однако наличие конкурирующих химических примесей в элюате препятствует образованию комплексов 68Ga3+. Наличие в рабочем растворе примесей Cd2+; Со2+; Cu2+; In3+; Fe2+; Fe3+; Lu3+; Ni2+; Zn2+ уже в количестве 1 µМ неприемлемо для получения качественного РФП [5]. Проскок долгоживущего материнского 68Ge через колонку с сорбентом составляет 10-2-10-3% от общей активности 68Ge в генераторе на момент элюирования. Помимо всего прочего, достаточно большой объем (5 мл) элюата генератора требует концентрирования активности для мечения наномолярных количеств биоконъюгатов. Таким образом, очистка и концентрирование элюата генератора 68Ga являются необходимыми процедурами перед проведением собственно реакции мечения биоконъюгатов.

Известен способ получения химически и радиохимически чистого радионуклида 68Ga [6], согласно которому Frank Rosch и Konstantin P. Zhemosekov с соавторами предложили использовать катионный обмен для очистки и концентрирования элюата генератора 68Ge/68Ga. По описанному способу элюат генератора 68Ge/68Ga приводится во взаимодействие с катионообменной смолой Dowex 50W×8, после чего 68Ga элюируется с катионита смесью соляной кислоты и ацетона. Данный способ защищен патентом [7]. Заявленный способ позволяет получить очищенный и концентрированный раствор радионуклида 68Ga объемом 400 мкл в смеси 0,05 М НСl/97,6% ацетона с выходом более 97% от начальной активности 68Ga (с учетом распада). Полученный таким способом раствор используется непосредственно для реакции мечения биоконъюгатов. Заявленный способ характеризуется простотой реализации, быстротой, высокой степенью концентрирования и высоким выходом 68Ga, высокими коэффициентами очистки от неизотопных носителей (Zn2+, Fe3+, Ti4+) и может быть с успехом применен для синтеза меченных 68Ga ПЭТ-маркеров [8]. Однако получение меченого соединения практически в растворе ацетона делает невозможным его применение в клинических целях непосредственно после проведения реакции мечения. Поэтому после проведения реакции мечения синтезированный РФП должен пройти стадию твердофазной экстракции для удаления ацетона и повышения радиохимической чистоты. Использование твердофазной экстракции удлиняет процесс синтеза готового РФП (что приводит к потерям короткоживущего радионуклида) и влечет за собой присутствие этилового спирта в готовом препарате, что также нежелательно. Известен способ получения химически и радиохимически чистого радионуклида 68Ga, предложенный И.Великян, Б.Лунгстремом (Irina Velikyan, Bengt Långström) и др. Этот способ включает стадию очистки и концентрирования элюата генератора 68Ge/68Ga с использованием анионообменной смолы на основе полистиролдивинилбензола, содержащей НСО3- в качестве противоионов и функциональные группы четвертичного амина. По описанной технологии [9] элюат генератора 68Ge/68Ga смешивается с концентрированной соляной кислотой (для доведения концентрации НСl до 4-5 М). После этого полученный раствор приводится во взаимодействие с анионообменной смолой на основе полистиролдивинилбензола, включающей НСО3- в качестве противоионов и функциональные группы четвертичного амина. Более 99% 68Ga при этом удерживаются на смоле и могут быть впоследствии элюированы 200 мкл чистой воды. Способ характеризуется быстротой, высокой степенью концентрирования и высоким выходом 68Ga, высокими коэффициентами очистки от неизотопных носителей (Zn2+, Fe3+, Ti4+) и может быть с успехом применен для синтеза меченных 68Ga ПЭТ-маркеров. К недостаткам данного способа относятся: использование концентрированной соляной кислоты (что требует применения особо стойких конструкционных материалов), а также тот факт, что при элюировании 68Ga с анионообменной смолы водой после коцентрированной соляной кислоты крайне сложно контролировать рН конечного раствора (из-за присутствия остаточной кислоты на смоле, концентрация НСl в конечном растворе может превышать 0,1 М, что делает раствор непригодным для проведения реакции мечения биоконъюгатов).

Известен способ выделения дочернего радиоизотопа 68Ga, в значительной степени свободного от примесей материнского радиоизотопа 68Ge [12], с использованием аппарата, включающего первую колонку с сорбентом, содержащим материнский 68Ge и дочерний 68Ga, источник первого элюента, соединенный с первой колонкой для выделения дочернего 68Ga из первого сорбента; первый элюент содержит лимонную кислоту, то есть отделенный галлий существует в форме цитрата галлия, который в смесительной камере смешивают с концентрированной соляной кислотой. Цитрат галлия преобразуется в галлия тетрахлорид, который сорбируется во второй колонке, а затем элюируется водой или слабым буферным раствором для последующего мечения молекулы-мишени с окончательной доочисткой продукта на третьей колонке. К недостаткам данного способа относится уже отмеченное выше использование концентрированной соляной кислоты (что требует применения особо стойких конструкционных материалов). Кроме того, используется достаточно сложная - трехступенчатая схема очистки, при этом вопрос очистки от примесей металлов не рассматривается, и соответствующие данные не представлены.

Наиболее близким по технической сущности и достигаемому результату является способ получения растворов 68Ga с помощью системы, состоящей из двух колонок, содержащих катионит и анионит [13]. В первой колонке 68Ga сорбируется из раствора 0,1-0,5 М НСl (в примере 0,5 М) на сильнокислотном катионите (AG 50W×8), a 68Ge проходит через колонку. Для более полного отделения 68Ge колонку промывают 0,5 М НСl. Для десорбции 68Ga используют 4 М раствор НСl. Из этого раствора 68Ga сорбируется во второй колонке на анионите UTEVA (диамил[амил]фосфонат). Для десорбции 68Ga используется 2-5 мл 0,1 М НСl. Время процесса 22 мин. Выход 68Ga с учетом распада составляет 95%, примесь материнского 68Ge в продукте - менее 10-7%. Как вариант в целях экономии времени предлагается использовать одну колонку с анионитом и вести сорбцию 68Ga на анионите из 8 М раствора НСl, однако в таком случае невозможно получить такой высокий уровень очистки от 68Ge. В качестве недостатка способа сами авторы отмечают повышенное содержание в продукте кальция и фосфора, который, видимо, частично вымывается из материала анионита. Кроме того, так же как и в описанных выше способах, в данном случае необходимо использовать достаточно концентрированные растворы НСl. К недостаткам способа можно также отнести сравнительно большой объем (2-5 мл) получаемого продукта, т.е. задача концентрирования элюата генератора 68Ge/68Ga данным способом не решается.

Целью изобретения является разработка нового способа получения растворов 68Ga высокой чистоты, позволяющего получать концентрированные растворы 68Ga высокой химической и радиохимической чистоты, не содержащие органических растворителей, которые могут быть использованы для синтеза РФП с высокой удельной (молярной) активностью и радиохимической чистотой в максимально удобной для клинического использования форме.

В результате экспериментальных исследований был разработан способ получения растворов 68Ga высокой чистоты с использованием ионообменных технологий, обеспечивающий возможность снижения содержания радионуклиднои примеси 68Ge на два-три порядка, а содержания химических примесей - на 1-4 порядка при одновременном концентрировании растворов 68Ga в 15-25 раз.

Для достижения поставленной цели раствор 68Ga высокой чистоты получали в соответствии с блок-схемой, представленной на фиг.1. Согласно блок-схеме элюат генератора 68Ge/68Ga (5 мл 0,1 М НСl) подавали на первую колонку с сильнокислотной катионообменной смолой, на которой 68Ga количественно сорбировался. При этом часть химических примесей, содержащихся в элюате, и материнский радионуклид 68Ge на катионите не задерживались. Затем большинство сорбированных на катионообменной смоле химических примесей (Zn2+, In3+, Cr3+,

Cu2+, Cd2+, Pb2+, Sn2+, Al3+ и др.) количественно элюировали при промывке катионита смесью соляной кислоты и ацетона (объемная концентрация соляной кислоты от 0,2 до 1 М, объемное содержание ацетона от 20 до 80%), при этом 68Ga с катионита не элюировался. После промывки 68Ga количественно и практически селективно элюировали с катионита смесью соляной кислоты и ацетона (объемная концентрация соляной кислоты от 1,8 до 2,5 М, объемное содержание ацетона от 20 до 79%). Полученный элюат направляли на вторую колонку с сильноосновной анионообменной смолой, на которой происходила количественная сорбция 68Ga. При этом Со2+, Ti4+, Mn2+, Ni2+ и некоторые другие примеси не сорбировались. Для полного удаления следов ацетона и соляной кислоты анионообменную смолу промывали этиловым спиртом или другим подходящим органическим растворителем и просушивали воздухом или инертным газом. После чего 68Ga количественно элюировали с анионообменной смолы 200-300 мкл соляной кислоты с концентрацией 0,01-0,1 М. Таким образом, исходный раствор 68Ga был сконцентрирован в 15-25 раз. В результате получали очищенный и концентрированный раствор хлоридных комплексов 68Ga в соляной кислоте с концентрацией 0,01-0,1 М, пригодный для непосредственного использования в реакции мечения. Синтезированные с использованием полученных растворов РФП 68Ga характеризовались высокой радиохимической чистотой (более 95%).

На фиг.1 изображена блок-схема процесса получения растворов 68Ga высокой чистоты; на фиг.2 - хроматограммы реакционной смеси при проведении реакции мечения с исходным элюатом генратора 68Ge/68Ga и очищенным раствором 68Ga.

Пример 1.

Очистка модельного раствора. Используя соли (хлориды) металлов и соляную кислоту концентрации 0,1 М, готовят модельный раствор. Содержание металлов в модельном растворе показано в таблице 1.

Таблица 1 Содержание металлов в модельном растворе Элемент Концентрация, мкг/л Литий Li 0,35 Алюминий Аl 14000 Титан Ti 18000 Ванадий V 14 Хром Cr 7700 Марганец Mn 7600 Кобальт Co 3,3 Никель Ni 16000 Медь Cu 15000 Цинк Zn 9500 Германий Ge 2000 Мышьяк As 2,8 Стронций Sr 3,6 Цирконий Zr 11000 Кадмий Cd 13000 Индий In 5600 Олово Sn 7900 Сурьма Sb 4,2 Теллур Те 0,54 Таллий Tl 0,11 Свинец Pb 9500 Висмут Bi 1 Галлий Ga 18000

Полученный раствор пропускают через колонку, содержащую ионообменную смолу Dowex AG 50W×8 в H+-форме (200-400 mesh). Объем пропущенного раствора - 5 мл. Затем колонку промывают раствором соляной кислоты и ацетона (0,5 М НСl/50 об.% ацетона), после чего пропускают 5 мл раствора соляной кислоты и ацетона (2 М НСl/70 об.% ацетона). С помощью соляной кислоты с концентрацией 2 М доводят соотношение соляной кислоты и ацетона в элюате до значения (2М НСl/44 об.% ацетона). Полученный раствор пропускают через колонку с анионитом, содержащую ионообменную смолу Dowex 1×2 в Сl--форме. Затем колонку с анионитом промывают 5 мл этилового спирта. Через промытую колонку пропускают раствор 0,1 М НСl.

Таблица 2 Степень очистки модельного раствора Элемент Концентрация, мкг/л Коэффициент очистки, K=C1/C2 до очистки, C1 после очистки, С2 Литий Li 0,35 0,05 7 Алюминий Аl 14000 20 700 Титан Ti 18000 59 305 Ванадий V 14 2 7 Хром Cr 7700 250 31 Марганец Mn 7600 18,2 418 Кобальт Co 3,3 0,554 6 Никель Ni 16000 9,5 1684 Медь Cu 15000 467,6 32 Цинк Zn 9500 30 317 Германий Ge 2000 0,13 15385 Мышьяк As 2,8 0,2 14 Стронций Sr 3,6 0,2 18 Цирконий Zr 11000 1,6 6875 Кадмий Cd 13000 30,6 425 Индий In 5600 0,4 14000 Олово Sn 7900 320,7 25 Сурьма Sb 4,2 0,06 70 Теллур Те 0,54 0,01 54 Таллий Tl 0,11 0,008 14 Свинец Pb 9500 4 2375 Висмут Bi 1 0,05 20 Галлий Ga 18000 17350

Полученный элюат собирают и анализируют на содержание металлов методом индуктивно-связанной плазмы с масс-спектрометрией (ICP-MS). Результаты анализа, а также рассчитанные величины коэффициентов очистки К приведены в таблице 2.

Анализируя данные, представленные в таблице 2, можно сделать вывод, что модельный раствор галлия подвергся значительной очистке, при этом потери Ga составили лишь 3,6%.

Пример 2.

Очистка элюата генератора 68Ge/68Ga. Для получения раствора 68Ga используют генератор 68Ge/68Ga (1850 МБк от 17.06.2009). Для элюирования используют 0,1 М НСl. Объем элюата - 5 мл. Активность на момент элюирования - 435 МБк. (0,5 мл элюата отбирают для проведения анализа на содержание металлов и проскок материнского радионуклида 68Ge). Полученный элюат пропускают через колонку с катионитом, содержащую ионообменную смолу Dowex AG 50W×8 в Н4-форме (200-400 mesh). Затем колонку промывают 5 мл раствора соляной кислоты и ацетона (0,5 М НСl/50 об.% ацетона). Через промытую колонку пропускают 1 мл раствора соляной кислоты и ацетона (2М НСl/44 об.% ацетона). Полученный элюат пропускают через колонку с анионитом, содержащую ионообменную смолу Dowex 1×2 в Сl--форме, после чего колонку продувают аргоном в течение 5 мин. Затем через колонку с анионитом пропускают 300 мкл 0,1 М раствора соляной кислоты. Полученный элюат собирают. Измеряют абсолютную активность. Анализируют на содержание металлов. Активность полученного элюата через 17 мин после элюирования генератора 68Ge/68Ga составляет 358 МБк. Выход процесса очистки без учета распада составляет 82%, с учетом распада - 98%. Результаты анализа на содержание металлов (атомно-абсорбционный анализ) исходного и очищенного элюата представлены в таблице 3.

Таблица 3 Степень очистки элюата генератора 68Ge/68Ga Элемент Исходный (мкг/мл) Очищенный (мкг/мл) Коч Zn 52475 30 1750 Fe 39516 58 681 Сu 8343 47 1775 Ti 218 9 24,2 Al 681 59 11,5 Ni 480 25 19,2 Cr 69000 20 3450 68Ge/68Ga, % 3,2×10-3 1,8×10-7

Таким образом, применение разработанного способа очистки элюата генератора 68Ge/68Ga позволило получить концентрированный раствор 68Ga высокой чистоты.

Пример 3.

Очистка элюата генератора 68Ge/68Ga.

Для получения раствора 68Ga используют генератор 68Ge/68Ga (1850 МБк от 17.06.2009). Для элюирования используют 0,1 М НСl. Объем элюата - 5 мл. Активность на момент элюирования - 380 МБк. Полученный элюат пропускают через колонку с катионитом, содержащую ионообменную смолу Dowex AG 50W×8 в Н+-форме (200-400 mesh). Затем колонку промывают 5 мл раствора соляной кислоты и ацетона (0,5 М НСl/50 об.% ацетона), после чего пропускают 5 мл раствора соляной кислоты и ацетона (2 М НСl/70 об.% ацетона). С помощью соляной кислоты с концентрацией 2 М доводят соотношение соляной кислоты и ацетона в элюате до значения (2М НСl/44 об.% ацетона). Полученный раствор пропускают через колонку с анионитом, содержащую ионообменную смолу Dowex 1×2 в Сl--форме. Затем колонку с анионитом промывают 5 мл этилового спирта, после чего колонку продувают аргоном в течение 5 мин. Через промытую колонку пропускают 300 мкл раствора 0,01 М НСl. Активность полученного элюата через 20 мин после элюирования генератора 68Ge/68Ga составляет 294 МБк. Выход процесса очистки без учета распада - 77%, с учетом распада - 95%.

Пример 4.

Приготовление РФП.

По 1 мл исходного элюата генератора 68Ge/68Ga и полученного по заявляемому способу, как описано в Примере 2, концентрированного и очищенного раствора 68Ga, добавляют в 2 флакона с лиофилизатом, состоящим из 10 мг ацетата натрия и 20 мкг пептида DOTA-TATE. Затем реакционную смесь во флаконах термостатируют при температуре 95°С в течение 10 мин. Выход реакции мечения (радиохимическая чистота препарата) составляет 44% для исходного элюата и 98% при использовании концентрированного и очищенного раствора 68Ga (метод анализа - радиотонкослойная хроматография на пластинах ITLC SG, подвижная фаза - 0,05 М лимонная кислота). Хроматографический анализ показывает (фиг.2), что в результате использования предложенного способа получения раствора 68Ga высокой чистоты приготовлен РФП с высокой радиохимической чистотой.

Источники информации

1. RU №2126271 C1, 20.02.1999.

2. Meyer, G.J., H.Macke, J.Schuhmacher, W.H.Knapp and М.Hofmann. 68Ga-labelled DOTA-derivatised peptide ligands, Eur. J.Nucl. Med. Mol. Imaging (2004)31:1097-1104(2004).

3. WO 2005/057589 A2, 23.06.2005.

4. Maecke, H.R., М.Hofmann, and U.Haberkom. 68Ga-Labeled Peptides in Tumor Imaging, J. Nucl. Med. 46:172S-178S (2005).

5. Breeman W.A.P., de Jong М, Blois E, Bernard BF, Konijnenberg М., Krenning E.P.; Radiolabelling DOTA-peptides with 68Ga. Eur. J. Nucl. Med. Mol. Imaging. - 2005. - V.33. - P.478-85.

6. Zhemosekov K.P., Filosofov D.V., F.Rosch et al. Processing of generator-produced 68Ga for medical application. J. Nucl. Med. - 2007. - Vol.10. - P.1741-1748.

7. DE 102004057225 B4, 12.10.2006 (ЕР 000001820197, WO 002006056395, US 20080277350).

8. Astia, M., De Pietria, G., Rosch, F. et al. Validation of 68Ge/68Ga generator processing by chemical purification for routine clinical application of 68Ga-DOTATOC. // Nuclear Medicine and Biology. - 2008. - Vol.35. - P.721-724.

9. RU 2343965 C2, 20.01.2009 (WO 2004/089517, ЕР 1610886).

10. US 7586102 B2, 08.09.2009.

11. WO 2004/089425 A1, 21.10.2004.

12. US 7728310 B2, 01.06.2010.

13. McAlister D.R., Horwitz E.P. Automated two column generator systems for medical radionuclides. Applied Radiation and Isotopes 67 (2009) 1985-1991.

Похожие патенты RU2464043C1

название год авторы номер документа
СПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ АКТИВНОЙ ФАРМАЦЕВТИЧЕСКОЙ СУБСТАНЦИИ ДЛЯ СИНТЕЗА ПРЕПАРАТОВ ГАЛЛИЯ-68 2013
  • Ларенков Антон Алексеевич
  • Брускин Александр Борисович
  • Кодина Галина Евгеньевна
RU2522892C1
Способ получения комплексов на основе изотопа галлий-68 2020
  • Кондратенко Юлия Андреевна
  • Антуганов Дмитрий Олегович
  • Кочина Татьяна Александровна
RU2760273C1
ОСТЕОТРОПНЫЙ РАДИОФАРМАЦЕВТИЧЕСКИЙ ПРЕПАРАТ ДЛЯ ПЭТ-ВИЗУАЛИЗАЦИИ 2014
  • Котенко Константин Валентинович
  • Бушманов Андрей Юрьевич
  • Кодина Галина Евгеньевна
  • Малышева Анна Олеговна
  • Клементьева Ольга Евгеньевна
  • Семоненко Нина Петровна
  • Вороницкая Нина Николаевна
  • Графскова Татьяна Александровна
  • Лунев Александр Сергеевич
  • Жукова Мария Валерьевна
RU2614235C2
РАДИОНУКЛИДНЫЙ ГЕНЕРАТОР GE/GA ДЛЯ ПОЛУЧЕНИЯ ФИЗИОЛОГИЧЕСКИ ПРИЕМЛЕМОГО РАСТВОРА GA 1998
  • Кодина Г.Е.
  • Козлова М.Д.
  • Краснов Н.Н.
  • Малинин А.Б.
  • Севастьянов Ю.Г.
  • Севастьянова А.С.
  • Разбаш А.А.
  • Шарыгин Л.М.
RU2126271C1
СПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ ГАЛЛИЯ-68, ЕГО ИСПОЛЬЗОВАНИЕ, А ТАКЖЕ УСТРОЙСТВО ДЛЯ ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ УКАЗАННОГО СПОСОБА 2004
  • Великиан Ирина
  • Лангстром Бенгт
  • Бейер Герд Й.
RU2343965C2
МИКРОВОЛНОВОЙ СПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ КОМПЛЕКСОВ, МЕЧЕННЫХ РАДИОАКТИВНЫМ ИЗОТОПОМ ГАЛЛИЯ 2004
  • Великиан Ирина
  • Лангстром Бенгт
RU2333557C2
СПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ РАДИОНУКЛИДА ВИСМУТ-212 2010
  • Чувилин Дмитрий Юрьевич
  • Прошин Михаил Алексеевич
  • Болдырев Петр Петрович
  • Николаев Виктор Иванович
RU2439727C1
СПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ РАДИОФАРМАЦЕВТИЧЕСКОГО ПРЕПАРАТА С ГАЛЛИЕМ-68 ДЛЯ ВИЗУАЛИЗАЦИИ МЕТАСТАЗОВ СКЕЛЕТА МЕТОДОМ ПЭТ 2020
  • Постнов Андрей Александрович
  • Петриев Василий Михайлович
  • Завестовская Ирина Николаевна
  • Степанова Татьяна Владимировна
  • Тищенко Виктория Константиновна
RU2757258C1
СПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ СИНТЕТИЧЕСКИХ МЕТАЛЛ-ПОЛИМЕРНЫХ КОМПЛЕКСОВ РАДИОИЗОТОПА ГАЛЛИЯ-68 2015
  • Гаврилова Ирина Иосифовна
  • Назарова Ольга Владимировна
  • Панарин Евгений Федорович
  • Красиков Валерий Дмитриевич
  • Буров Сергей Владимирович
  • Горшков Николай Иванович
  • Шатик Сергей Васильевич
  • Токарев Александр Владимирович
  • Челушкин Павел Сергеевич
RU2588144C1
ЛИОФИЛИЗАТ ДЛЯ ПРИГОТОВЛЕНИЯ РАДИОФАРМАЦЕВТИЧЕСКОГО ПРЕПАРАТА 2017
  • Брускин Александр Борисович
  • Рахимов Марат Галиевич
  • Клементьева Ольга Евгеньевна
  • Шимчук Григорий Геннадиевич
  • Лунева Кристина Андреевна
  • Лунев Александр Сергеевич
RU2702238C2

Иллюстрации к изобретению RU 2 464 043 C1

Реферат патента 2012 года СПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ РАСТВОРОВ Ga ВЫСОКОЙ ЧИСТОТЫ

Изобретение относится к медицине, в частности к способу получения растворов 68Ga, который включает следующие стадии: взаимодействие элюата генератора 68Ge/68Ga с катионообменной смолой, промывку катионообменной смолы смесью 0,2-1 М соляной кислоты и 20-80% об. ацетона, элюирование 68Ga с катионообменной смолы смесью 1,8-2,5 М соляной кислоты и 20-80% об. ацетона, взаимодействие полученного элюата с анионообменной смолой, промывку анионообменной смолы органическим растворителем, осушение анионообменной смолы воздухом или инертным газом и элюирование 68Ga с анионообменной смолы водным раствором 0,01-0,1 М соляной кислоты, где его объем в 15-25 раз меньше объема исходного элюата генератора 68Ge/68Ga. Заявленный способ позволяет получать концентрированные растворы радионуклида 68Ga высокой химической и радиохимической чистоты, не содержащие органических растворителей, что обеспечивает возможность получения радиофармпрепаратов 68Ga с высокой молярной активностью и радиохимической чистотой. 1 з.п. ф-лы, 3 табл. 2 ил., 4 пр.

Формула изобретения RU 2 464 043 C1

1. Способ получения растворов 68Ga высокой чистоты путем последовательного пропускания элюата генератора 68Ge/68Ga через колонку с катионитом и колонку с анионитом, включающий следующие стадии: взаимодействие элюата генератора 68Ge/68Ga с катионообменной смолой, при котором происходит сорбция 68Ga, промывку катионообменной смолы с осажденным 68Ga, элюирование 68Ga с катионообменной смолы, взаимодействие полученного элюата с анионообменной смолой с осажденным 68Ga и элюирование 68Ga с анионообменной смолы водным раствором соляной кислоты, отличающийся тем, что для промывки катионообменной смолы используют смесь соляной кислоты и ацетона (объемная концентрация соляной кислоты в смеси составляет от 0,2 до 1 М, а объемное содержание ацетона - от 20 до 80%), для элюирования 68Ga с катионообменной смолы используют смесь соляной кислоты и ацетона (объемная концентрация соляной кислоты в смеси составляет от 1,8 до 2,5 М, а объемное содержание ацетона - от 20 до 79%), кроме того, после осаждения 68Ga на анионообменной смоле осуществляют промывку анионообменной смолы органическим растворителем, с последующим ее осушением воздухом или инертным газом, после чего для элюирования 68Ga с анионообменной смолы используют водный раствор от 0,01 до 0,1 М НСl, причем его объем в 15-25 раз меньше объема исходного элюата генератора 68Ge/68Ga.

2. Способ по п.1, где в качестве органического растворителя для промывки анионообменной смолы используют этиловый спирт.

Документы, цитированные в отчете о поиске Патент 2012 года RU2464043C1

DANIEL R
MCALISTER «Automated two column generator systems for medical radionuclides» Applied Radiation and Isotopes
Приспособление для получения кинематографических стерео снимков 1919
  • Кауфман А.К.
SU67A1
СПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ ГАЛЛИЯ-68, ЕГО ИСПОЛЬЗОВАНИЕ, А ТАКЖЕ УСТРОЙСТВО ДЛЯ ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ УКАЗАННОГО СПОСОБА 2004
  • Великиан Ирина
  • Лангстром Бенгт
  • Бейер Герд Й.
RU2343965C2
US 20080277350 A1, 13.11.2008
MEYER G.-J
Ga-labelled DOTA-derivatised peptide ligands
European Journal of Nuclear Medicine and

RU 2 464 043 C1

Авторы

Ларенков Антон Алексеевич

Брускин Александр Борисович

Кодина Галина Евгеньевна

Даты

2012-10-20Публикация

2011-09-26Подача