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.
Das Positron-emittierende 68Ga- Radionuklid mit T½ = 68 min ist von großer praktischer Bedeutung für die klinisch Positronen-Emission-Tomographie (PET). Für die Erzeugung von Radionukliden werden bekannte Radionuldidgeneratoren eingesetzt, wobei die erhaltenen Tochter-Radionuldide im Allgemeinen kurze Halbwertszeiten T½ im Vergleich mit ihren Mutter-Radionukliden haben.
Solchen Radionuklidgeneratoren liegt ein Konzept der effektiven radiochemischen Separation zerfallender Mutter- und Tochter-Radionuldide in solcher Weise zugrunde, dass das Tochternuldid in radionuklidisch und radiochemisch möglichst reiner Form erhalten werden soll.
Im Vergleich zu in-house-Radionuklidproduktionsanlagen wie Beschleunigern oder Nuklearreaktoren bietet die Verfügbarkeit kurzlebiger Radionuklide von Radionuklidgeneratoren eine preiswerte und einfache Alternative.
Die Entwicklung von Radionuldidgeneratoren der letzten drei Jahrzehnte war stets geprägt durch das wachsende Spektrum der Anwendung von Radionuldiden und markierten Agenzien in der Medizin, insbesondere für die nuklearmedizinische Diagnostik und Therapie. 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. Der erste Generator für Anwendungen in den Lebenswissenschaften wurde schon 1920 entwickelt und machte über 226Ra (T½ = 1.60 · 103 a) für die Herstellung von Radon-Seeds für die Strahlentherapie die Tochter ) 222Rn (T½ = 3.825 d) verfügbar.
Praktische Bedeutung haben Radionuldidgeneratoren 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 Nuldearmedizin revolutioniert haben.
Die breite Nutzung des 99Mo/99Tc-Generatorsystems in der Nuklearmedizin ist ein typisches Beispiel für die Bedeutung von Radionuldidgeneratoren für Klinika und Radiopharmakahersteller für eine breite Palette diagnostischer Radiopharmaka. Mehr als 3 5 000 diagnostische Studien mit 99mTc werden täglich allein in den USA, das sind mehr als 12 Millionen Anwendungen pro Jahr, geschätzter Weise durchgeführt.
Radionuldidgenerator-Entwicklungen sind oft systematisiert worden. Detaillierte Berichte hierüber haben sich verschiedenen Aspekten gewidmet: Mutter-Tochter-Halbwertszeiten, Reaktor-produzierte Nuldide, Beschleuniger-produzierte Nuldide, Zyklotron-Produktion von Generatormutter- Nukliden, ultrakurzlebige Generator-produzierte Radionuklide, Generatorbasierte Positron-emittierende Radionuldide, klinische Anwendungen.
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 Separationstypen, 68Ga-Ausbeuten und 68Ge-Gehalte sind nachfolgend angerührt.
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 Antimonoxid 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%.
In all diesen Generatorsystemen war eine weitere direkte 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 M HCl. Da Ge(IV) bekanntermaßen stabile Komplexe mit Phenol-Gruppen bildet, wurde auch die 68Ge(VI)-Adsorption auf 1,2,3-trihydroxybenzen(pyrogallol)-formaldehyd-Harzen ausgenutzt. Damit wurden für einen 370 MBq (10 mCi)-Generator 68Ga3+-Elutionsausbeuten von größer 50 % und 68Ge-Durchbrüche von niedriger als 0.01 ppm im Verlauf der ersten Nutzungen beschrieben.
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.
68Ga-Eluatvolumen und chemische Reinheit sind weitere maßgebliche Größen für die Verwendung von 68Ga zur Synthese von Radiopharmaka.
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.
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.
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.
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.
Zum zweiten kann das Generatoreluat chemische und radiochemische Verunreinigungen enthalten, die effiziente radiochemische Markierungsausbeuten mit hoher Ausbeute verhindern. Diese chemischen Verunreinigungen können stammen aus:
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.
Drittens spielt die 68Ga-Markierung potenzieller Radiophannaka eine zentrale Rolle, wofür die entsprechenden chemischen Reaktionsparameter optimiert werden müssen.
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.
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.
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.
Es sind vereinzelt experimentelle Konzeptionen zur Minimierung des Eluatvolumens für 6gGe/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.
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.
Diese Faktoren können die Ursache dafür sein, dass unter Standard-Erhitzungsprotokollen Markierungsausbeuten von 68Ga-DOTATOC und analoger Verbindungen von lediglich 58±20 % erreicht werden (Meyer et al. 2004). Höhere Ausbeuten werden durch Mikrowellen-unterstützte Erhitzung beschrieben (Velikyan et al. 2004).
Ein weiteres Verfahren, das ein organisches Polymer als Adsorbens verwendt, ist in
Keines der derzeit verfügbaren kommerziellen Generatorsysteme enthält in der Summe die entsprechenden chemischen oder technologischen Strategien, um die erwähnten Probleme insgesamt zu lösen.
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.
Dabei sollen alle Prozessschritte den Anforderungen einer einfachen und routinemäßigen Nutzung in einem medizinischen Umfeld genügen.
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 und das 68Ga-Radionuklid mit einem Marktierungsvorläufer aus einem Ligand oder einem mit einem Liganden kovalent verknüpften Peptid oder Protein zu einem Radiopharmakon kombiniert wird.
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 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.
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.
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).
Das durch die Eluierung erhaltene chemisch und radiochemisch reine 68Ga-Radionuklid kann unmittelbar zur Synthese von Radiopharmaka eingesetzt werden.
Die weitere Ausgestaltung dieses Verfahrens ergibt sich aus den Merkmalen der Patentansprüche 6 bis 16.
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 und 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.
An Hand der
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 10 % 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 68Ga-markierten 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.
Die Vorrichtung nach
Es werden bevorzugt, in nicht gezeigter Weise, mehrere 68Ge/Ga-Radionuklidgeneratoren gleichzeitig oder nacheinander eluiert und die gemeinsamen initialen Eluate auf den Kationenaustauscher 14 überführt. Die 68Ge/Ga-Generatoren können dabei auch dann noch betrieben werden bzw. benutzt werden, wenn deren initiales 68Ga-Eluat bereits unzulässig viel 68Ge enthält. Dies verlängert die Nutzungsdauer eines 68Ge/Ga-Generators, vor allem bei Generatoren mit 50 oder mehr mCi 68Ge, signifikant.
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 Volumemeduzierung 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.
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 bereitgestellt und kann daraus jederzeit entnommen werden.
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.
Die Arbeitsweise der Vorrichtung wird an Hand des Ablaufschemas gemäß
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.
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 sulfonierte 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.
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.
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.
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.
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 23 in das Markierungsgefäß 21 eingeleitet.
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.
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.
Die noch vorhandenen Rückstände an Ti(IV) auf dem Kationenaustauscher 14 werden zu gegebener Zeit zuerst mit HCl aus der Fördereinrichtungen 6 ausgespült und in das Abfallgefäß 19 abgefühlt; anschließend der Kationenaustauscher analog mit Wasser aus der Fördereinrichtungen 7 gewaschen, wodurch der Kationenaustauscher schließlich für eine neue Prozedur bereit steht.
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:
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.
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.
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.
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 Markierungsgefaß 21 zurück.
Danach erfolgt durch Betätigen der Fördereinrichtung 10, die weniger als 0,5 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.
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.
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 %.
Die Dauer des Verfahrens vom Aufbringen des initialen Generatoreluats bis zur Bereitstellung des Radiopharmakons beträgt etwa 20 min.
Die Fördereinrichtungen 2 bis 10 und die mit ihnen verbundenen Leitungen können mit Unterdruck beaufschlagt werden, um die Lösungen durch die Leitungen zu transportieren.
Selbstverständlich ist der gesamte Ablauf der Vorrichtung vollautomatisiert und wird beispielsweise über eine Computerprogramm gesteuert.
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.
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.
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.
Parallel dazu findet derzeit eine starke Verbesserung der molekularen Bildgebung durch die Kombination von PET und der Computer-Tomographie statt, was ebenfalls das Anwendungpotenzial 68Ga-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.
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 68Ge/Ga-Generatoreluate optimale Voraussetzungen.
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 Markienmgsvorläufern mit dem 66Ga- oder 67Ga-Radioisotop geeignet.
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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