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Die
Erfindung betrifft ein Verfahren und eine Vorrichtung zur Isolierung
eines 68Ga-Radionuklids aus einem 68Ge/Ga-Generatoreluat und zum Markieren
eines Markierungsvorläufers
mit dem 68Ga-Radionuklid zu einem Radiopharmakon.
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Das
Positron-emittierende 68Ga-Radionuklid mit
T½ =
68 min ist von großer
praktischer Bedeutung für
die klinische Positronen-Emission-Tomographie (PET). Für die Erzeugung
von Radionukliden werden bekannte Radionuklidgeneratoren eingesetzt,
wobei die erhaltenen Tochter-Radionuklide im Allgemeinen kurze Halbwertszeiten
T½ im
Vergleich mit ihren Mutter-Radionukliden
haben.
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Solchen
Radionuklidgeneratoren liegt ein Konzept der effektiven radiochemischen
Separation zerfallender Mutter- und Tochter-Radionuklide in solcher
Weise zugrunde, dass das Tochternuklid in radionuklidisch und radiochemisch
möglichst
reiner Form erhalten werden soll.
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Im
Vergleich zu in-house-Radionuklidproduktionsanlagen wie Beschleunigern
oder Nuklearreaktoren bietet die Verfügbarkeit kurzlebiger Radionuklide
von Radionuklidgeneratoren eine preiswerte und einfache Alternative.
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Die
Entwicklung von Radionuklidgeneratoren der letzten drei Jahrzehnte
war stets geprägt durch
das wachsende Spektrum der Anwendung von Radionukliden und markierten
Agenzien in der Medizin, insbesondere für die nuklearmedizinische Diagnostik.
Zusätzlich
wurden in den letzten Jahren viel versprechende Anwendungen von
Generator-basierten therapeutischen Radionukliden in der Nuklearmedizin,
Onkologie und Kardiologie entwickelt. Diese wachsende Bedeutung
von Radionuklidgeneratoren hat eine breite Entwicklung der Produktion
von Radionukliden für
Radionuklidgeneratoren, für
adequate radiochemische Separationen wie auch für ein zuverlässiges technisches
Design von Radionuklidgeneratorsystemen stimuliert.
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Der
erste Generator für
Anwendungen in den Lebenswissenschaften wurde schon 1920 entwickelt und
machte über 222Rn (T½ =
3.825 d) für
die Herstellung von Radon-Seeds für die Strahlentherapie die Tochter 226Ra (T½ =
1.60·103 a) verfügbar.
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Praktische
Bedeutung haben Radionuklidgeneratoren jedoch erst 1951 in Form
des 132Te (T½ = 3.26
d)/132I(T½ =
1.39 h) Generators, und in viel bedeutenderem Maße 1957 durch die wegweisende Entwicklung
des 99Mo/99mTc Generators
(Stang et al. 1954, 1957) erreicht. Schnell wurde das Potenzial des
Tochternuklids Technetium für
medizinische Nutzungen deutlich und tatsächlich wurden erste klinische
Anwendungen bereits 1961 beschrieben, die seitdem die radiopharmazeutische
Chemie und Nuklearmedizin revolutioniert haben.
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Die
breite Nutzung des 99Mo/99mTc-Generatorsystems
in der Nuklearmedizin ist ein typisches Beispiel für die Bedeutung
von Radionuklidgeneratoren für
Klinika und Radiopharmakahersteller für eine breite Palette diagnostischer
Radiopharmaka. Mehr als 35 000 diagnostische Studien mit 99mTc werden täglich allein in den USA, das
sind mehr als 12 Millionen Anwendungen pro Jahr, geschätzter Weise durchgeführt.
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Radionuklidgenerator-Entwicklungen
sind oft systematisiert worden. Detaillierte Berichte hierüber haben
sich verschiedenen Aspekten gewidmet: Mutter-Tochter Halbwertszeiten,
Reaktor-produzierte Nuklide, Beschleuniger-produzierte Nuklide,
Zyklotron-Produktion von Generatormutter-Nukliden, ultrakurzlebige
Generator-produzierte Radionuklide, Generatorbasierte Positron-emittierende
Radionuklide, klinische Anwendungen.
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Inzwischen
wurden verschiedene andere Generatorsysteme entwickelt und einige
davon haben signifikante praktische Bedeutung erlangt. Zurzeit bestimmen 68Ge(T½ = 270.8 d)/68Ga(T½ = 68 min) Generatorsysteme
den Stand der Technik. Verschiedene Sepaxationstypen, 68Ga-Ausbeuten
und 68Ge-Gehalte sind nachfolgend angeführt.
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Die
anfänglichen
Generatorsysteme trennten 68Ga als EDTA-Komplex
von 68Ge ab, das auf Aluminia oder Zirkoniumoxid
adsorbiert war, wobei die resultierende neutrale [68Ga]EDTA-Lösung zur Darstellung von Tumoren
dient. Nach analogem Konzept wurde 68Ge
auf Antimon oxid Sb2O5 zurückgehalten und 68Ga mit Oxalat-Lösungen eluiert. Anionaustausch-Harze
und verdünnte
HF-Lösungen
als Eluens erlaubten hoch-effektive Separationen aufgrund der signifikanten
Unterschiede der Verteilungskoeffizienten der Elemente. Der Durchbruch
an 68Ge lag unter 10–4 Prozent
für bis
zu 600 Elutionen; die 68Ga-Ausbeute war
größer 90%.
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In
all diesen Generatorsystemen war eine weitere Nutzung der Generatoreluate
für 68Ga-Markierungen nicht möglich. Daher wurden 68Ge/68Ga-Generatoren
entwickelt, die zu ionischen 68Ga3+-Eluaten
führten.
In diesen Fällen
wurde 68Ge auf anorganischen Matrizen wie
Alumina Al(OH)3 und Fe(OH)3,
auf SnO2, ZrO2,
TiO2 oder CeO2 fixiert. Zinn(IV)oxid
SnO2 zeigte die besten Parameter hinsichtlich
des 68Ge-Durchbruchs (10–6-10–5 %
per Bolus) und der 68Ga3+-Elutionsausbeute
(70-80 %) in 1 MHCl. Da Ge(IV) bekanntermaßen stabile Komplexe mit Phenol-Gruppen
bildet, wurde auch die 68Ge(VI)-Adsorption
auf 1,2,3-trihydroxybenzene(pyrogallol)formaldehyd-Harzen ausgenutzt.
Damit wurden für
einen 370 MBq (10 mCi)-Generator 68Ga3+-Elutionsausbeuten
von 75 % und 68Ge-Durchbrüche von
niedriger 0.5 ppm im Verlauf einer 68Ge-Halbwertszeit
beschrieben.
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Der 68Ge-Gehalt definiert die radiochemische Reinheit
der separierten 68Ga-Fraktion. Selbst eine initiale
Kontamination von etwa 10–2 %, entsprechend beispielsweise
1 μCi 68Ge in einer 68Ga-Fraktion eines 10
mCi-68Ge/Ga-Generatorsystems, erscheint
in Hinblick auf eine anschließende
medizinische Anwendung bereits grenzwertig.
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68Ga-Eluatvolumen und chemische Reinheit sind
weitere maßgebliche
Größen für die Verwendung
von 68Ga zur Synthese von Radiopharmaka.
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In
allen derzeit kommerziell erhältlichen 68Ge/Ga-Generatorsystemen sind Elutionsvolumina von
mehreren ml unterschiedlicher HCl-Lösungen erforderlich. Neben
den beträchtlichen
Volumina ist die chemische Reinheit dieser 68Ga-Eluate
ein weiterer kritischer Aspekt von 68Ge/Ga-Generatorsystemen.
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Höchste chemische
Reinheiten, insbesondere ein minimaler Gehalt an diversen metallischen
Kationen, sind erforderlich für
effiziente Markierungsreaktionen mit hohen Ausbeuten. Dies gilt speziell
in den Fällen,
wo die Markierungschemie über
bifunktionelle Chelatbildner konzipiert ist. Dabei können bereits
geringe Gehalte an stabilem 68Zn als unmittelbares
Zerfallsprodukt des 68Ga, an Titan, in den
Fällen, wo
die 68Ge/Ga-Generatorsystem-Ionenaustauschersäule aus
TiO2 gebildet ist, und speziell auch an Eisen
hohe Markierungsausbeuten verhindern.
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Derzeit
verfügbare
kommerzielle 68Ge/Ga-Generatorysteme beschränken sich
auf effektive 68Ga-Elutionen und beinhalten nicht die Modalitäten für Volumenminimierung
und Reinigung der Generatoreluate sowie Markierungen potenzieller Radiopharmaka.
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Initiale
Volumina der Eluate liegen bei wenigen ml bis hin zu 10 ml von HCl-Lösungen unterschiedlicher
Konzentrationen. Sowohl Markierungsreaktionen als auch Befüllungen
von Ballons erfordern in der Regel kleinere Volumina von etwa 0.5
ml bis 0.1 ml. Daher sind chemische bzw. technologische Strategien
erforderlich, die unmittelbar anschließend an die initiale Generatorelution
das Eluatvolumen verringern.
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Zum
zweiten kann das Generatoreluat chemische und radiochemische Verunreinigungen
enthalten, die effiziente radiochemische Markierungsausbeuten mit
hoher Ausbeute verhindern. Diese chemischen Verunreinigungen können stammen aus:
- – dem
Generatorsäulenmaterial
(beispielsweise TiO2);
- – trivalentem
Fe, das in Spuren allgegenwärtig
ist und insbesondere mit diversen Elektrolyten während der Generatorherstellung
oder -benutzung eingeführt
werden kann;
- – 68Zn als stabile metallische Verunreinigung,
die systeminhärent
kontinuierlich als Zerfallsprodukt des 68Ga
auf der Generatorsäule
generiert wird;
- – 68Ge als Mutter-Radionuklid, wobei selbst
geringe Kontaminationen von weniger als 0,01 % des 68Ge
im Eluat eine ähnliche
Zahl von Atomen repräsentiert
wie das 68Ga selbst.
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Neben
dem Aspekt der chemischen Verunreinigung durch 68Ge
im Generatoreluat ist diese Kontamination auch radiochemisch relevant
besonders hinsichtlich der potenziellen medizinischen Anwendungen.
Die post-Elutions-Prozedur sollte daher explizit eine chemische
Strategie zur weiteren Separation des 68Ge
beinhalten.
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Drittens
spielt die 68Ga-Markierung potenzieller
Radiopharmaka eine zentrale Rolle, wofür die entsprechenden chemischen
Reaktionsparameter optimiert werden müssen.
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Das
trivalente Gallium hydrolysiert bereits ab pH > 2 und besitzt eine ausgeprägte Tendenz
zur Adsorption an Oberflächen
von Glas und Polymeren bei pH > 3,
insbesondere im Zustand der geringen 68Ga-Konzentrationen
(no-carrier-added), wie sie sich aus dem Generatorsystem ergibt.
Schließlich sind
im Fall der Markierungschemie von targeting-Vektoren über bifunktionelle
Chelatoren wie beispielsweise DOTA wegen der Komplexierungskinetik sowie
wegen der Aqua-Chemie
des Ga(III)-Kations spezielle Reaktionsbedingungen auszuwählen.
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Zusätzlich zu
den mit dem Betrieb des Generatorsystems verbundenen metallischen
Verunreinigungen, die mit dem 68Ga eluiert
werden, können auch
bei den in der Regel bei 68Ga-Markierungen verwendeten
Puffersystemen dort enthaltene Verunreinigungen u.U. hohe Markierungsausbeuten
behindern.
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Auch
Prozesse der Solvensverdampfungen zur Reduzierung der Volumina der
Generatoreluate oder der finalen Lösungen der 68Ga-Radiopharmaka können zu
Aktivitätsverlusten
führen,
sowohl durch die damit verbundene längere Prozessdauer als auch
durch Adsorptionsverluste an den Gefäßwänden.
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Es
sind vereinzelt experimentelle Konzeptionen zur Minimierung des
Eluatvolumens für 68Ge/Ga-Generatorsysteme entwickelt worden.
Einige dieser Realisierungen (Meyer et al. 2004, Velikyan et al.
2004) minimieren das initiale Eluatvolumen durch Mischung mit einigen
ml konzentrierter HCl, wobei eine insgesamt 6 M HCl-Lösung eines
erhöhten
Volumens von ca. 15 ml resultiert. Dieses große Volumen wird anschließend auf
eine Anionaustauscher-Säule
transferiert, auf der 68Ga adsorbiert wird. Danach
wird 68Ga mit weniger als 1 ml Wasser eluiert. Zwar
realisiert diese zeitaufwendige Prozedur eine Verringerung des Volumens
der 68Ga-Fraktion,
jedoch gibt es keine offensichtliche parallele Strategie zur Separation
chemischer Verunreinigungen aus dem initialen Generatoreluat.
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Dieser
Fraktion wird anschließend
10-20 nmol DOTATOC in einem kleinen Volumen einer wässrigen
1 M HEPES- oder anderen Pufferlösung zugegeben.
Auch hier können
potenzielle Verunreinigungen durch das konzentrierte Puffersystem
nicht ausgeschlossen werden.
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Diese
Faktoren können
die Ursache dafür sein,
dass unter Standard-Erhitzungsprotokollen Markierungsausbeuten von 68Ga-DOTATOC und analoger Verbindungen von
lediglich 5820 % erreicht werden (Meyer et al. 2004). Höhere Ausbeuten
werden durch Mikrowellen-unterstützte
Erhitzung beschrieben (Velikyan et al. 2004).
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Keines
der derzeit verfügbaren
kommerziellen Generatorsysteme enthält die entsprechenden chemischen
oder technologischen Strategien, um die erwähnten Probleme zu lösen.
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Aufgabe
der Erfindung ist es, ein Verfahren und eine Vorrichtung zu schaffen,
die hochreines 68Ga-Eluat, das weitgehend
frei von chemischen und radiochemischen Verunreinigungen ist, mit
hoher Ausbeute und sehr geringem Eluatvolumen zur Verfügung zu
stellen. Im Rahmen dieser Aufgabe sollen auch die chemischen Reaktionsparameter
wie der pH-Wert des 68Ga für die Markierung
von Markierungsvorläufern
optimiert werden. Des Weiteren soll ein Verfahren zur Markierung
potenzieller Radiopharmaka für
die Positronen-Emission-Tomographie bereitgestellt werden.
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Diese
Aufgabe wird erfindungsgemäß durch ein
Verfahren gelöst,
bei dem initiales 68Ge/Ga-Generatoreluat direkt
einem Kationenaustauscher zugeführt
und 68Ga auf dem Kationenaustauscher quantitativ
adsorbiert, gleichzeitig chemisch und radiochemisch gereinigt wird
und das 68Ga-Radionuklid mit einem Markierungsvorläufer aus
einem Ligand oder einem mit einem Liganden kovalent verknüpften Peptid oder
Protein zu einem Radiopharmakon kombiniert wird.
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In
Weiterbildung des Verfahrens wird der Kationenaustauscher aus der
Gruppe der stark sauren Kationenaustauscher Polystyrol/Divinylbenzen (DVB)-Harze
mit einem DVB-Anteil von 2 bis 20 %, bezogen auf die vernetzten
Polymere der Harze, ausgewählt
und wird die Matrix des Kationenaustauschers selektiv mit 68Ga beladen. Die sulfonierten Polystyrol/Divinylbenzen
(DVB)-Harze besitzen eine gelartige Struktur und weisen permanent
negativ geladene Sulfonsäure-Gruppen
auf. Jede dieser aktiven Gruppen hat eine festgelegte elektrische
Ladung und ist im Gleichgewicht mit einer Anzahl von äquivalenten
entgegengesetzt geladenen Ionen, die frei sind mit anderen Ionen
der gleichen Ladung sich auszutauschen.
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Bereits
während
der Absorption von 68Ga auf dem Kationenaustauscher
erfolgt eine chemische Reinigung dadurch, dass das initial eluierte 68Ge nicht adsorbiert wird und damit die
radiochemische 68Ge-Kontamination bis auf
einen Wert kleiner 10–8 Prozent verringert
wird.
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In
Ausführung
des Verfahrens wird weiterhin die auf dem Kationenaustauscher adsorbierte 68Ga-Fraktion
mit sauren Lösungen
des Typs HCl/Aceton oder HCl/Ethanol oder analogen Systemen so gereinigt,
dass chemische Verunreinigungen wie Fe(III) und Zn(II) von dem Kationenaustauscher eluiert
werden. Während
der Eluierung verbleibt 68Ga vollständig auf
dem Kationenaustauscher, und es erfolgt eine weitgehend Abtrennung
von initial eluiertem Ti(IV).
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Das
durch die Eluierung erhaltene chemisch und radiochemisch reine 68Ga-Radionuklid kann unmittelbar zur Synthese
von Radiopharmaka eingesetzt werden.
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Die
weitere Ausgestaltung dieses Verfahrens ergibt sich aus den Merkmalen
der Patentansprüche 6
bis 16.
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Die
Vorrichtung zur Isolierung eines chemisch und radiochemisch gereinigten 68Ga-Radionuklids aus einem 68Ge/Ga-Generatoreluat
und zum Markieren eines Markierungsvorläufers mit dem 68Ga-Radionuklid
enthält
in Ausgestaltung der Erfindung eine über eine Leitung mit einem 68Ge/Ga-Generator verbundene Fördereinrichtung,
eine Anzahl von Fordereinrichtungen zur Reinigung der auf einem
Kationenaustauscher adsorbierten 68Ga-Fraktion,
eine Synthese-Einrichtung,
in die eine Leitung von dem Ausgang des Kationenaustauschers führt, und
in der das 68Ga-Radionuklid der Markierungsvorläufer zu
einem Radiopharmakon umgesetzt werden, sowie zur Reinigung des Radiopharmakons
eine Kartusche, an deren Eingang Fördereinrichtungen über Leitungen
angeschlossen sind und deren Ausgang über ein 3-Wege-Ventil mit einer
Leitung verbunden ist, die aus der Synthese-Einrichtung herausführt, ein Vorratsgefäß und ein
Produktgefäß für die Aufnahme des
Radiopharmakons.
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An
Hand der 1 und 2 wird die
Vorrichtung und ihre Arbeitsweise zum Isolieren einer 68Ga-Fraktion
aus einem 68Ge/Ga-Generator, deren Reinigung
und Volumenreduzierung zur Gewinnung des 68Ga-Radionuklids
sowie die Markierung von Markierungsvorläufern mit dem gereinigten 68Ga-Radionuklid beschrieben. Es zeigen:
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1 schematisch
die erfindungsgemäße Vorrichtung,
und
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2 das
Ablaufschema der Arbeitsweise der Vorrichtung.
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Entsprechend
der relativ kurzen Halbwertszeit von 68 min des 68Ga
muss die gesamte Prozedur der Generatorelution, Reinigung, Volumenreduzierung,
sowie Markierung optimiert werden: Alle 10 min zerfallen mehr als
7 % der 68Ga-Radioaktivität. Viele der
derzeit etablierten Generatorsysteme mit anschließender Markierungsreaktion
benötigen
bis zu einer Stunde bis zum Abschluss der Gesamtprozedur. Alternative
Verfahren mit beispielsweise der Hälfte dieser Gesamtzeit bedeuten
bereits eine signifikante Erhöhung
der finalen Radioaktivität
des 68Gamarkierten Radiopharmakons. Dies
ist insbesondere deshalb relevant, weil dies auch eine entsprechende
Minimierung der initial benötigten 68Ge-Aktivität des Generatorsystems zur
Folge haben kann, was sich als Kostenfaktor auswirkt.
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Die
Vorrichtung nach 1 umfasst einen 68Ge/Ga-Generator 1,
dem eine Fördereinrichtung 2, beispielsweise
in Gestalt eines Kolbens, einer Spritze oder einer peristaltischen
Pumpe (Schlauchradpumpe), über
eine Leitung vorgeschaltet ist. Die Fördereinrichtung 2 ist
in nicht gezeigter Weise mit einem flüssigkeitsgefüllten Speicher
bzw. Vorratsbehälter
verbunden, wenn es sich um eine Schlauchradpumpe handelt. Im Fall
eines Kolbens oder einer Spritze sind diese direkt mit einer Flüssigkeit
gefüllt. Der
Ausgang des Generators 1 ist über ein erstes 3-Wege-Ventil 12 mit
dem Kationenaustauscher 14 eingangsseitig verbunden. Des
Weiteren sind Fördereinrichtungen 3, 4, 5, 6, 7 über Leitungen
an das 3-Wege-Ventil 12 angeschlossen. Für diese
Fördereinrichtungen,
ebenso wie für
nachfolgend beschriebene Fördereinrichtungen,
gelten die zur Fördereinrichtung 2 gemachten
Aussagen gleichfalls. An Stelle eines 3-Wege-Ventils kann auch ein
Mehrwegschieber zum Einsatz gelangen. Ebenso ist es möglich in die
einzelnen Leitungen Regelventile, Auf-Zu-Ventile oder Hähne einzubauen,
die die einzelne Leitung bei Bedarf unterschiedlich weit öffnen bzw.
voll öffnen oder
komplett absperren.
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Der
Kationenaustauscher 14 ist ausgangsseitig an ein zweites
3-Weg-Ventil 15 angeschlossen. Eine Leitung 25 führt von
dem 3-Weg-Ventil 15 zu einem Abfallgefäß 19, eine weitere
Leitung 23 führt
von dem 3-Wege-Ventil 15 in ein Markierungsgefäß 21, das
in einer Synthese-Einrichtung 20 der Vorrichtung angeordnet
ist. Die beheizbare Synthese-Einrichtung 20 ist mit einer
Heizung 22 ausgerüstet
und sitzt auf einem senkrecht verfahrbaren Tisch 27 auf.
Durch Absenken des Tisches 27 wird der Zugang zu dem Markierungsgefäß 21 erleichtert.
Die bisher beschriebenen Komponenten der Vorrichtung dienen der
Isolierung des 68Ga-Eluats, seiner Volumenreduzierung und
Reinigung. An Stelle eines vertikal verfahrbaren Tisches kann eine
lagefeste Platte die Synthese-Einrichtung 20 aufnehmen,
ebenso ein seitlich auf Schienen oder Rollen verfahrbarer Schlitten.
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Eine
Leitung 24 führt
aus dem Markierungsgefäß 21 zu
einem dritten 3-Wege-Ventil 13. Das 3-Wege-Ventil 13 ist eingangsseitig
mit einer Kartusche 11 verbunden. Von dem 3-Wege-Ventil 13 führt des
Weiteren eine Leitung 25 zu einem Vorratsgefäß 18 für das gereinigte
Markierungsagens. Eine weitere Leitung 26 verbindet das
Vorratsgefäß 18 mit
dem Produktgefäß 17.
In dieser Leitung 26 ist vor dem Eintritt in das Produktgefäß 17 ein
Filter 16 angeordnet. In dem Produktgefäß 17 wird das Radiopharmakon
zur Verabreichung an eine Person bereitgestellt und kann daraus
jederzeit entnommen werden.
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Die
Einheit aus Filter 16, Produktgefäß 17, Leitung 26 dient
der Sterilfiltration, bei der es sich um einen selbständigen Prozessschritt
handelt, der isoliert ausgeführt
werden kann. Bei Bedarf kann daher die Einheit 16, 17 aus
der Gesamtvorrichtung entkoppelt und selbständig betrieben werden.
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Die
Arbeitsweise der Vorrichtung wird an Hand des Ablaufschemas gemäß 2 beschrieben.
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Von
der Fördereinrichtung 2 wird
in nicht gezeigter Weise Druck auf das Elutionsmittel zur initialen 68Ge/Ga-Generatorelution aus dem 68Ge/Ga-Generator 1 ausgeübt. Das
Eluat gelangt über
das erste 3-Wege-Ventil 12 auf den Kationenaustauscher 14 und
weiter über
die Komponenten 15 und 25 in das Gefäß 19.
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Der
Kationenaustauscher ist ein stark saurer Kationenaustauscher aus
der Gruppe Polystyrol/Divinylbenzen (DVB)-Harze mit einem DVB-Anteil
von 2 bis 20 %, bezogen auf die vernetzten Polymere der Harze. Die
sulfonierten Polystyrol/Divinylbenzen (DVB)-Harze besitzen eine
gelartige Struktur und weisen permanent negativ geladene Sulfonsäure-Gruppen
auf. Jede dieser aktiven Gruppen hat eine festgelegte elektrische
Ladung und ist im Gleichgewicht mit einer Anzahl von äquivalenten
entgegengesetzt geladenen Ionen, die frei sind mit anderen Ionen
der gleichen Ladung sich auszutauschen.
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Auf
dem Kationenaustauscher 14 wird zunächst 68Ga3+ adsorbiert, das initial u. a. mit Fe(III), Zn(II),
Ti(IV) und 68Ge kontaminiert ist. Es folgt
dabei gleichzeitig die Elution des gesamten Volumens des initialen
Generatoreluats. Dabei wird gleichzeitig der darin enthaltene Anteil
an 68Ge entfernt.
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Es
folgt die Elution der Anteile an Fe(III) und Zn(II), die gemeinsam
mit 68Ga auf dem Kationenaustauscher adsorbiert
wurden. Hierzu wird durch die Fördereinrichtungen 3 eine
saure Lösung
aus HCl/Aceton oder HCl/Ethanol oder analogen Systemen über das
erste 3-Wege-Ventil 12 in den Kationenaustauscher 14 gedrückt und
Fe(III) und Zn(II) ausgespült
und über
das geöffnete
zweite 3-Wege-Ventil 15 in das Abfallgefäß 19 geleitet.
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Danach
wird durch die Fördereinrichtung 4 Luft
durch die Leitungen gedrückt,
um diese zu spülen
und eventuelle Rückstände an Fe(III)
und Zn(II) zu entfernen.
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Im
nachfolgenden Schritt wird durch die Fördereinrichtung 5,
die mit einer zweiten sauren Lösung aus
HCl/Aceton oder HCl/Ethanol oder analogen Systemen gefüllt ist,
diese Lösung
durch das 3-Wege-Ventil 12 dem Kationenaustauscher 14 zugeführt und
durch diese saure Lösung 68Ga von dem Kationenaustauscher eluiert
und über
das 3-Wege-Ventil 15 sowie Leitung 15 in das Markierungsgefäß 21 eingeleitet.
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Danach
wird wieder über
die Fördereinrichtung 4 Luft
durch die Leitungen gedrückt,
um diese zu spülen
und eventuelle Rückstände an 68Ga zu erfassen und in das Markierungsgefäß 21 einzuleiten.
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Die
beschriebenen Prozesse bewirken, das initial von Generator eluiertes
Ti(IV) nicht gemeinsam mit der 68Ga-Fraktion
in das Markierungsgefäß gelangen
kann, womit eine weitere chemische Reinigung gegeben ist.
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Die
noch vorhandenen Rückstände an Ti(IV) und
evtl. 68Ge auf dem Kationenaustauscher 14 werden
zu gegebener Zeit zuerst mit HCl aus der Fördereinrichtungen 6 ausgespült und in
das Abfallgefäß 19 abgeführt; anschließend der
Kationenaustauscher analog mit Wasser aus der Fördereinrichtungen 7 gewaschen,
wodurch der Kationenaustauscher schließlich für eine neue Prozedur bereit
steht.
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Das
Markierungsgefäß kann entweder
leer sein und dann zur Befüllung
von Ballons mit dem jetzt minimierten 68Ga-Volumen
oder zur Synthese von Radiopharmaka genutzt werden. Der letzte Fall
wird im Weiteren beschrieben:
In dem Markierungsgefäß 21 erfolgt
die Markierung des Markierungsvorläufers mit dem gereinigten 68Ga-Radionuklid zu dem Radiopharmakon. Dieser Vorläufer besteht
aus einem Liganden oder einem mit einem Liganden kovalent verknüpften Peptid
oder Protein, wobei das 68Ga-Radionuklid
von dem Liganden chemisch gebunden wird. Der Ligand wird u.a. aus
der Gruppe linearer oder zyklischer Plyaminopolycarbonsäuren (DTPA,
EDTA oder DOTA u.a) oder anderer, auch Phosphor und Schwefel als
Donoratome enthaltenden Ligandenstrukturen ausgewählt, das
Peptid aus der Gruppe Octreotid, Bombesin, Gastrin und v.a.m., wobei
das jeweils gewählte
Peptid eine möglichst
hohe Affinität
zu Tumorzellen bzw. Tumorzellmembranständigen Rezeptoren wie auch zu
Rezeptoren an anderen Organen haben. Analog können modifizierte Proteine
in Form von Antikörpern zur
Bindung an Tumorantigene verwendet werden.
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Für die Reaktion
des 68Ga-Radionuklids mit dem Liganden des
Markierungsvorläufers
ist eine gewisse kinetische Energie erforderlich, die durch Aufheizen
des Markierungsvorläufervolumens
in der Synthese-Einrichtung 20 auf eine geeignete Temperatur
erzeugt wird. Für
DOTATOC beispielsweise ist die optimale Temperatur gleich/höher 95 °C.
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Der
pH-Wert des Markierungsvorläufers
in dem Markierungsgefäß 21 liegt
im Bereich von 2 bis 5. Für
das Radiopharmakon 68Ga-DOTATOC beträgt ein bevorzugter
pH-Wert beispielsweise 2,3. Der pH-Wert wird durch das Volumen an
Wasser und Markierungsvorläufer,
bevorzugt ohne eine Pufferlösung,
und der zugeführten
HCl/Aceton- oder HCl/Ethanol-Lösung
oder analoger Systeme eingestellt. Es ist aber auch möglich, den
pH-Wert mit Hilfe einer Pufferlösung
oder z.B. HEPES einzustellen, wodurch sich ein veränderter
optimaler pH-Wert ergeben kann.
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Die
Menge des Markierungsvorläufers
aus einem Ligand oder einem mit einem Liganden kovalent verknüpften Peptid
oder Protein, beispielsweise DOTATOC, im Markierungsgefäß 21 beträgt etwa
1 bis 100 nmol, bevorzugt 7 bis 14 nmol, hinzu kommt noch ein entsprechendes
Volumen an Wasser bzw. Puffer oder HEPES oder analoger Systeme,
um den pH-Wert einzustellen.
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Nach
erfolgter Markierung des Markierungsvorläufers mit der gereinigten 68Ga-Fraktion zu dem Radiopharmakon wird
die keine Flüssigkeit
enthaltende Fördereinrichtung 8 bei
geöffneten
3-Wege-Ventil 13 so
betrieben, dass über
die Leitung 24 aus dem Markierungsgefäß 21 das Radiopharmakon auf
die Kartusche 11 aufgebracht und fixiert wird. Danach schließt das 3-Wege-Ventil 13 die
Leitung 24 und öffnet
die Leitung 25, die in das Vorratsgefäß 18 – oder optional
in ein weiteres, nicht gezeigtes Vorratsgefäß – führt. Durch Betätigen der
Fördereinrichtung 9 wird
die Kartusche 11 mit reinem Wasser oder analogen Lösungsmitteln
gewaschen, die freies 68Ga- oder andere,
nichtmarkierte 68Ga-Spezies eluieren, und
in nicht gezeigter Weise abführen,
beispielsweise in das nun nicht mehr benötigte Markierungsgefäß 21 zurück.
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Danach
erfolgt durch Betätigen
der Fördereinrichtung 10,
die weniger als 0,1 ml Ethanol oder analoge Lösungsmittel enthält, die
Elution des Radiopharmakons, beispielsweise von 68Ga-DOTATOC, von der
Kartusche 11 und dessen Einleiten in das Vorratsgefäß 18,
das eine isotonische Kochsalzlösung
enthält.
Alternativ kann die angegebene Fraktion auch in ein leeres Vorratsgefäß 18 eluiert
werden, was prinzipiell die Entfernung des Ethanol oder analoger
Lösungsmittel
erlaubt.
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Danach
schließt
das 3-Wege-Ventil 13 die Leitung 25 und mittels
einer nicht gezeigten Vorrichtung wird das Radiopharmakon durch
die Leitung 26 aus dem Vorratsgefäß 18 gezogen und über ein
Filter 16 in das Produktgefäß 17 eingeleitet.
Durch das Filter 16 erfolgt eine sterile Filterung, so
dass danach das Radiopharmakon für
die Anwendung bereit steht.
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Die
Bindung des 68Ga am Markierungsvorläufer beträgt mehr
als 75 %, bezogen auf die zerfallskorrigierte Aktivität des initialen 68Ge/Ga-Generatoreluats. Beispielsweise beträgt die Reaktivität des Markierungsvorläufers bei
10 mCi des 68Ge/Ga-Generatoreluats nach
einer, fünf
und zehn Minuten bis zu 80 %, 90 % und mehr als 95 %.
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Die
Dauer des Verfahrens vom Aufbringen des initialen Generatoreluats
bis zur Bereitstellung des Radiopharmakons beträgt etwa 20 min.
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Die
Fördereinrichtungen 2 bis 10 und
die mit ihnen verbundenen Leitungen können mit Unterdruck beaufschlagt
werden, um die Lösungen
durch die Leitungen zu transportieren.
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Speziell
für die
Bildgebung neuroendokriner Tumore mit Markierungsreagenzien wie
[68Ga]DOTA-DPhe1-Tyr3-Octreotid([68Ga]DOTATOC)
und PET bzw. analogen Verbindungen mit veränderten Chelatoren oder veränderten
Peptidaminosäuresequenzen hat
sich seit etwa dem Jahr 2000 eine hervorragende neue Anwendung der 68Ge/Ga-Generatoreluate ergeben, die als
Tumortargeting-Vektoren verwendet werden. Das Octapeptid Octreotid
besitzt eine hohe Affinität
zum sstr2-Subtyp von humanen Somatostatinrezeptor-exprimierenden
Tumoren, und der konjugierte makrozylische bifunktionelle Chelator
DOTA bindet das trivalente 68Ga3+ koordinativ
mit hoher thermodynamischer und kinetischer Stabilität auch in vivo.
Trotz der relativ kurzen Halbwertszeit des 68Ga erlaubt
dieser Typ der 68Ga-markierten Verbindungen eine
exzellente Visualisierung von Tumoren und kleinen Metastasen. Dieser
Ansatz des Tumortargetings mit 68Ga kann
möglicherweise
auf eine Vielzahl von anderen Tumoren ausgedehnt werden, wobei dann andere
Peptide eingesetzt werden.
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68Ga findet auch Anwendungen in der myocardialen
Perfusionsdiagnostik in Form des [68Ga]BAT-TECH-Komplexes
als Perfusions-Tracer. Dies zeigt, dass grundsätzlich jede Art der 68Ga-Markierung über Ligandstrukturen für die nuklearmedizinische
Diagnostik insgesamt verwendbar sind bzw. in Zukunft sein werden.
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Die "kit"-artige Synthese
bietet ebenso einen weiteren Vorteil wie die Nutzung der PET unabhängig von
einer in-house-Direktproduktion von etablierten Positronemittern
wie beispielsweise 18F.
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Parallel
dazu findet derzeit eine starke Verbesserung der molekularen Bildgebung
durch die Kombination von PET und der Computer-Tomographie statt,
was ebenfalls das Anwendungspotenzial68Ga-markierter
Imaging-tracer vergrößert. Aus
diesen Gründen
wird die Verfügbarkeit
von optimierten 68Ge/Ga-Generatorsystemen mehr
und mehr bedeutsam. Die effektive Produktion des 68Ge
nimmt unter radiochemischen und ökonomischen
Aspekten zur Zeit eine Schlüsselstellung
ein.
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Eine
interessante und potentiell bedeutende Anwendung des 68Ga
ohne Markierungschemie liegt im Bereich der 68Ga-gefüllten Angioplasty-Behälter für die Inhibierung
der arteriellen Restenose nach koronarer Angioplastie. Diese Anwendung
von höher-energetischen
Positronemittern folgt den bekannten Anwendungen mit 188Re
und anderen medium- und hoch-energetischen β–-Emittern. Da hier
die flüssigen 68Ga-Eluate eingesetzt werden, bieten minimale
Volumina der Voraussetzungen.
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Die
Vorrichtung ist auch dafür
geeignet, Radiogallium-Lösungen
aufzukonzentrieren und zu reinigen. Ebenso ist sie zum Reinigen,
zur Volumenreduktion von Gallium-Radioisotopen und zur Markierung
von Markierungsvorläufern
mit dem 66Ga- oder 67Ga-Radioisotop
geeignet.
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Selbstverständlich ist
die Vorrichtung genau so zum Markieren von Liganden oder von einem
mit einem Liganden kovalent verknüpften Peptid oder Protein mit
anderen Radionukliden als 68Ga geeignet. Ein
Beispiel hierfür
ist 90Y, bei dem eine Reinigung des Eluats
von anderen Metallen vorgenommen werden muss.
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- 1
- 68Ge/Ga Generator
- 2
- Fördereinrichtung
- 3
- Förderein-
- 4
- richtungen
- 5
- (Pumpe,
- 6
- Spritze,
- 7
- Kolben)
- 8
- Fördereinrichtungen,
- 9
- (Pumpe,
Spritze
- 10
- Kolben)
- 11
- Kartusche
- 12
- 3-Wege-
- 13
- Ventile
- 14
- Kationenaustauscher
- 15
- 3-Wege-Ventil
- 16
- Filter
- 17
- Produktgefäß
- 18
- Vorratsgefäß
- 19
- Abfallgefäß
- 20
- Synthese-Einrichtung
- 21
- Markierungsgefäß
- 22
- Heizung
- 23
-
- 24
- Leitungen
- 25
-
- 26
-
- 27
- Tisch