способ получения растворов 68ga высокой чистоты

Формула изобретения

1. Способ получения растворов ⁶⁸Ga высокой чистоты путем последовательного пропускания элюата генератора ⁶⁸ Ge/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 ⁶⁸ Ga 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 ⁶⁸ Ga 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.

Описание изобретения к патенту

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 (T_½,=68,1 мин) позволяет использовать РФП необходимой активности, не создавая при этом значительной дозовой нагрузки на пациента. Кроме того, катион ⁶⁸ Ga 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 ⁶⁸ Ga элюируется с катионита смесью соляной кислоты и ацетона. Данный способ защищен патентом [7]. Заявленный способ позволяет получить очищенный и концентрированный раствор радионуклида ⁶⁸ Ga 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⁺, Ti ⁴⁺) 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 НСО ₃ ^- 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 НСО ₃ ^- 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⁺, Ti ⁴⁺) 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 ⁶⁸ Ga 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 ⁶⁸ Ga 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 ⁶⁸ Ga 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⁺, Ni ²⁺ 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/⁶⁸ Ga 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/⁶⁸ Ga (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/68 Ga
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 ⁶⁸ Ga 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 ⁶⁸ Ge/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/⁶⁸ Ga 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. ⁶⁸ Ga-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.