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.
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.
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.
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.
название | год | авторы | номер документа |
---|---|---|---|
СПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ АКТИВНОЙ ФАРМАЦЕВТИЧЕСКОЙ СУБСТАНЦИИ ДЛЯ СИНТЕЗА ПРЕПАРАТОВ ГАЛЛИЯ-68 | 2013 |
|
RU2522892C1 |
Способ получения комплексов на основе изотопа галлий-68 | 2020 |
|
RU2760273C1 |
ОСТЕОТРОПНЫЙ РАДИОФАРМАЦЕВТИЧЕСКИЙ ПРЕПАРАТ ДЛЯ ПЭТ-ВИЗУАЛИЗАЦИИ | 2014 |
|
RU2614235C2 |
РАДИОНУКЛИДНЫЙ ГЕНЕРАТОР GE/GA ДЛЯ ПОЛУЧЕНИЯ ФИЗИОЛОГИЧЕСКИ ПРИЕМЛЕМОГО РАСТВОРА GA | 1998 |
|
RU2126271C1 |
СПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ ГАЛЛИЯ-68, ЕГО ИСПОЛЬЗОВАНИЕ, А ТАКЖЕ УСТРОЙСТВО ДЛЯ ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ УКАЗАННОГО СПОСОБА | 2004 |
|
RU2343965C2 |
МИКРОВОЛНОВОЙ СПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ КОМПЛЕКСОВ, МЕЧЕННЫХ РАДИОАКТИВНЫМ ИЗОТОПОМ ГАЛЛИЯ | 2004 |
|
RU2333557C2 |
СПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ РАДИОНУКЛИДА ВИСМУТ-212 | 2010 |
|
RU2439727C1 |
СПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ РАДИОФАРМАЦЕВТИЧЕСКОГО ПРЕПАРАТА С ГАЛЛИЕМ-68 ДЛЯ ВИЗУАЛИЗАЦИИ МЕТАСТАЗОВ СКЕЛЕТА МЕТОДОМ ПЭТ | 2020 |
|
RU2757258C1 |
СПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ СИНТЕТИЧЕСКИХ МЕТАЛЛ-ПОЛИМЕРНЫХ КОМПЛЕКСОВ РАДИОИЗОТОПА ГАЛЛИЯ-68 | 2015 |
|
RU2588144C1 |
ЛИОФИЛИЗАТ ДЛЯ ПРИГОТОВЛЕНИЯ РАДИОФАРМАЦЕВТИЧЕСКОГО ПРЕПАРАТА | 2017 |
|
RU2702238C2 |
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.
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.
DANIEL R | |||
MCALISTER «Automated two column generator systems for medical radionuclides» Applied Radiation and Isotopes | |||
Приспособление для получения кинематографических стерео снимков | 1919 |
|
SU67A1 |
СПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ ГАЛЛИЯ-68, ЕГО ИСПОЛЬЗОВАНИЕ, А ТАКЖЕ УСТРОЙСТВО ДЛЯ ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ УКАЗАННОГО СПОСОБА | 2004 |
|
RU2343965C2 |
US 20080277350 A1, 13.11.2008 | |||
MEYER G.-J | |||
Ga-labelled DOTA-derivatised peptide ligands | |||
European Journal of Nuclear Medicine and |
Авторы
Даты
2012-10-20—Публикация
2011-09-26—Подача