автореферат диссертации по химической технологии, 05.17.02, диссертация на тему:Получение сверхчистых хлоридных растворов галлия-68 для медицинского применения

На правах рукописи Андронов Владислав Геннадиевич

ПОЛУЧЕНИЕ СВЕРХЧИСТЫХ ХЛОРИДНЫХ РАСТВОРОВ ГАЛЛИЯ-68 ДЛЯ МЕДИЦИНСКОГО ПРИМЕНЕНИЯ

05.17.02 - Технология редких, рассеянных и радиоактивных

элементов

АВТОРЕФЕРАТ

диссертации на соискание ученой степени кандидата химических наук

Москва 2012

005019974

Работа выполнена в Российском химико-технологическом университете имени Д. И. Менделеева и Федеральном медицинском биофизическом центре имени А. И. Бурназяна

Научный руководитель

доктор химических наук, профессор, Очкин Александр Васильевич

Официальные оппоненты:

доктор химических наук, профессор, Синегрибова Оксана Афанасьевна Российский химико-технологический университет им. Д. И. Менделеева

кандидат химических наук, Деревянко Евгений Петрович Научный центр сердечно-сосудистой хирургии им. А. Н. Бакулева

Ведущая организация:

Институт Геохимии и Аналитической химии им. В. И. Вернадского РАН

Защита диссертации состоится 01 марта 2012 года в 14 часов на заседании диссертационного совета Д 212.204.09 при РХТУ им. Д. И. Менделеева (125480, Москва, ул. Героев Панфиловцев, дом. 20, корпус 1) в конференц-зале ИМСЭН-ИФХ.

С диссертацией можно ознакомиться в Информационно-библиотечном центре РХТУ им. Д. И. Менделеева.

Автореферат диссертации разослан « » января 2012 г.

Ученый секретарь диссертационного совета Д 212.204.09

И.Л. Растунова

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ Актуальность темы. Металлы, входящие в группу редких и рассеянных элементов, находят все более широкое применение в различных отраслях экономики. Перспективным направлением применения редких металлов признана ядерная медицина, где радионуклиды используются для диагностики заболеваний сердца и сосудов, центральной нервной системы, для локализации, дифференцирования и лечения злокачественных новообразований. Современная ядерно-медицинская диагностика находится на новом уровне развития во всем мире, в первую очередь благодаря внедрению позитронно-эмиссионной томографии (ПЭТ). В этом методе используются, в первую очередь, изотопы или аналоги «биогенных» элементов: 11 С, N. 150 и |8Р. Также может быть использован и ряд «неорганических» позитронных излучателей: 55Со, 62Си, иСи, а2п, б8Са, е2КЪ, 94тТс, "%, |241,134Ьа и др.

Одним из наиболее перспективных позитрон-излучающих радионуклидов, потенциально пригодным для мечения большого числа протеинов, пептидов и малых молекул является 68Са. Наибольший интерес представляет разработка методов синтеза меченных 68Са радиофармпрепаратов, высокоспецифичных к злокачественным опухолям. Большим достоинством 680а является возможность его получения из коммерчески доступного генератора ^ве^ва непосредственно в медицинском учреждении, в этом случае не требуется наличия изотопного производства в составе клиники. Весьма привлекательной представляется концепция использования мобильных ПЭТ-лабораторий, включающих в качестве важного элемента генератор ^ОеАЗа в комплекте с модулем синтеза РФП на его основе.

В настоящее время практически единственным коммерчески доступным генератором ^бе/'^а в мире являемся генератор, разработанный в ГНЦ-ИБФ совместно с ЗАО «Циклотрон», который производится ЗАО «Циклотрон». Медицинское применение генератора 68Се/8Са в России пока не разрешено. В течение последних семи лет несколько десятков таких генераторов было экспортировано в 15 стран мира. В 2004 году рядом авторов было показано, что раствор 68Са может быть использован для приготовления РФП, удовлетворяющих медицинским требованиям, только после тщательной очистки и концентрирования. При этом промышленные методы очистки галлия не могут быть применены напрямую, так как изотоп 68Са имеет слишком короткий период полураспада (68 мин.) и применяется в нанограммовых количествах.

Дель работы. Катион 68Са3+ образует устойчивые комплексные соединения с многими биологически активными лигандами. В настоящее время, антитела и пептиды, меченные 'ЧЗа, считают исключительно перспективными для применения в ПЭТ, в

первую очередь для диагностики онкологических заболеваний. В частности показано, что аналог соматостатина - октреотид, модифицированный с целью связывания радионуклидов подходящим хелатирующим агентом (например, ДОТА (тетра-азо-циклододекан-тетраилацетат) или ДТПА (диэтилентриаминпентаацетат)), может быть эффективно использован для визуализации нейроэндокринных, желудочно-кишечных и некоторых других опухолей.

Проведение реакции модифицированного пептида с 68Ga предъявляет ряд требований к исходному раствору радионуклида - генераторному элюату, который должен иметь высокую радионуклидную чистоту, низкую кислотность, высокую объемную активность и низкое содержание химических примесей, способных также вступать в реакцию с модифицированным пептидом, та> снижает выход целевого продукта.

Целью настоящей работы являлось создание и экспериментальная проверка технологии и устройства для кондиционирования элюатов генератора 68Ge/68Ga, обеспечивающих в дальнейшем возможность создания и внедрения в отечественную клиническую практику новых ПЭТ-технологий.

Для реализации указанной цели нужно было решить следующие задачи:

1. Провести систематический контроль эксплуатационных характеристик генератора ^Ge/^Ga (производства ЗАО «Циклотрон», Обнинск) и показателей качества элюата -раствора 68Ga без носителя в 0,1 М HCl, в течение срока годности генератора;

2. Изучить сорбционное поведение 68Ga и 68Ge на гранулированном и волокнистых «наполненных» отечественных сорбентах (АВ-17 и ПОЛИОРГС) в статических и динамических условиях и определить оптимальные условия очистки 6SGa от примесей металлов и материнского радионуклида при одновременном концентрировании растворов 6SGa;

3. Разработал, и испытать прототип модуля кондиционирования элюата генератора ^Ge^Ga;

4. Провести сравнительный химический анализ исходного и очищенного растворов 68Ga с целью определения оптимальных условий очистки;

5. Разработать методы введения 68Ga в молекулу модифицированного ДГПА-окгреотида (ДО) и анализа радиохимического состава полученного препарата.

Научная новизна работы.

1. Впервые накоплены данные о стабильности работы генератора ^Ge/^Ga и об изменении его ключевых характеристик с течением времени с целью его применения в ядерной медицине.

2. В экспериментах по сравнительному изучению кинетики распределения Ga между различными сорбентами ПОЛИОРГС и растворами HCl впервые определены

коэффициенты распределения 68Ga. Установлено, что наиболее эффективными сорбентами 68Ga являются AB-17-н и ПОЛИОРГС-17-н.

3. Определены оптимальные параметры процесса концентрирования элюата генератора ^Ge/^Ga в модельных экспериментах по сорбции и десорбции 68Ga и 6SGe в динамических условиях на «наполненных» сорбентах ПОЛИОРГС в солянокислых растворах различной концентрации. Определены параметры химической и радионуклидной чистоты элюата генератора 68Ge/68Ga до "и после процесса кондиционирования.

4. На основе результатов изучения распределения 68Ga и примесей на «наполненных» сорбентах ПОЛИОРГС впервые предложен метод получения сверхчистых растворов

Ga высокой объемной активности (> 1 ГБк/мл) для медицинского применения.

5. Изучено влияние условий синтеза 68Ga-flO на выход целевого продукта и предложена методика анализа препарата методом радиохроматографии.

Практическая значимость работы.

1. Установлено соответствие паспортным данным всех заявленных производителем характеристик генератора 68Ge/68Ga на протяжении всего периода эксплуатации.

2. Определены оптимальные условия очистки элюата генератора 68Ge/68Ga от примесей металлов и материнского радионуклида при одновременном концентрировании 68Ga на волокнистых «наполненных» отечественных сорбентах ПОЛИОРГС в динамических условиях.

3. Разработан и испытан прототип модуля кондиционирования элюата генератора ^Ge/^Ga.

4. Разработан метод мечения модифицированного ДТПА-октреотида 6SGa и анализа полученного препарата. Изучено влияние условий синтеза б8Са-ДО на выход целевого продукта и определены оптимальные условия синтеза. Проведено первичное биологическое тестирование биоконъюгатов, меченных 68Ga, и продемонстрирована функциональная пригодность 68Са-ДО для использования в качестве нового отечественного радиофармпрепарата для ПЭТ-диагностики в онкологии.

Апробация работы. Основные результаты работы представлены и обсуждались на международных и российских конференциях: Всероссийская научно-техническая конференция "Современные проблемы ядерной медицины и радиофармацевтики", Обнинск, 2002 г.; Всероссийская научно-практическая конференция «Аюуальные вопросы ядерной медицины и радиофармацевтики». Дубна, 20-26 июня 2004г.; 12th European Symposium on Radiopharmacy and Radiopharmaceuticals, Sopot, Poland. Sept. 912, 2004.; 5-я Международная конференция «Ядерная и радиационная физика», Алматы, Республика Казахстан, 2005.; Int. Symposium on Trends in Radiopharmaceuticals (ISTR-2005), Vienna, Austria, 2005.; Наука и технологии. XXVIII Российская школа. -

Миасс: МСНТ, 2008.; XIII Международная научно-практическая конференция «Наука и современность», Новосибирск, 2011.

Публикации. По материалам диссертации опубликовано 2 статьи и 6 тезисов докладов на конференциях. В том числе в научных журналах и изданиях, определенных Высшей аттестационной комиссией -1 статья.

Структура и объем диссертации. Диссертация состоит из введения, пяти глав, выводов и списка цитируемой литературы. Работа изложена на 106 страницах и содержит 56 рисунков, 18 таблиц и 95 библиографических ссылок.

ОСНОВНОЕ СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

Во введении рассматривается актуальность применения 680а, как одного из наиболее перспективных генераторных радионуклидов с позитронным типом распада, который может быть использован для мечения большого числа протеинов, пептидов и малых молекул. Сформулирована основная цель работы и ее практическая значимость.

Глава 1. Обзор литературы. Представлены краткая история развития ПЭТ и обзор ядерно-физических характеристик радионуклидов, представляющих интерес для ПЭТ в целом и в частности б8Са, а также других радионуклидов галлия. Описана история применения изотопов Са в ядерной медицине. Кратко изложены химические свойства галлия и его сорбционное поведение. Рассмотрен ряд изотопных генераторов производимых в мире с 1980-х по настоящее время. Показана

важность синтеза новых специфических РФП на основе октреотида для диагностики нейроэндокринных опухолей. Рассмотрены аспекты применения ряда бифункциональных хелатирующих агентов в синтезе макромолекулярных трейсеров, а также факторы, определяющие качество меченых биоконъюгатов. Обоснована необходимость концентрирования и очистки генераторного элюата от примесных мешающих катионов для увеличения выхода целевого продукта.

Основные результаты и их обсуждение изложены в 2-5 главах.

В главе 2 «Эксплуатационные характеристики генератора "Се/'ЧЗа и показатели качества элюатов» представлены: паспортные характеристики генератора, методики калибровки и применения радиометрического оборудования, результаты элюирования генератора и измерений его основных параметров (выход 68Са и проскок 680е в элюат) при длительной эксплуатации, профиль элюирования генератора, экспериментальные данные качественного и количественного содержания примесей химических элементов в элюате генератора.

Выход радионуклида б8Са в 5 мл элюата на протяжении периода эксплуатации изменялся от 70% в начале до 40% в конце, что соответствует заявленному

производителем. Установлено, что до 95% 68Са находится во втором и третьем миллилитрах элюата, что позволяет повысить объемную активность элюата. На протяжении периода эксплуатации сдвигов времени выхода хроматографического пика 680а не наблюдали.

Полученные данные по примеси б8Се в элюате рассчитаны как процентное отношение активностей 68Се/в8Са, скорректированных на момент элюирования. Значение примеси 68Се в элюате за время работы генератора находилось в пределах от 1,2-Ю"4 % до 5,2-10'3 % от активности 680а в элюате на момент элюирования.

Проскок б8Ое определяется как процентное отношение активности 680е в элюате к его активности в колонке генератора (^Ое*) и зависит от частоты элюирования генератора. В течение периода испытаний проскоки составляли величину от 8,МО"3 до 0,89'10'5 %. Характер колебаний значений примеси и проскока 680е носит Случайный и непрогнозируемый характер но, тем не менее, лежит в рамках паспортных значений.

Содержание примесей химических элементов в образцах элюата определяли методом атомно-эмиссионной спектроскопии индуктивно связанной плазмы с масс-спекгрометрией (см. табл. 1). На анализ передавали образцы, полученные после 3-х дневного перерыва в эксплуатации генератора.

Таблица 1

Концентрация химических элементов в элюате генератора 68Ge/68Ga (п=10).

Элемент Си Fe AI Pb Cr Zn

Концентрация (мкМ) 1,3±1,1 10,5±9,6 12,9±6,9 1,б±1,0 3,8±3,3 29,1±21,4

Элемент Со Ca + Mg Cd Ni Ti

Концентрация (мкМ) 0,5 ± 0,3 32,6 ±17,4 3,3 ±3,1 2,5 ± 2,4 10,4 ±7,3

Обнаруженные примеси - это катионы двух- и трехвалентных металлов. В литературе представлены данные исследований о снижении выхода целевого продукта в реакции мечения 6SGa модифицированного пептида в зависимости от концентрации мешающих катионов. Присутствие обнаруженных примесей (Си ; FeJ+; Fe3+; Zn2+; Со2+; Cd2+; Ni2+;) в концентрации выше 1 мкМ неприемлемо для получения качественного препарата.

В главе 3 «Поиск оптимальных условий сорбционного концентрирования элюатов генератора 68Ge/®8Ga» описаны методики подготовки сорбентов и эксперименты по изучению сорбции и десорбции 68Ga и 68Ge из растворов HCl в статических и динамических условиях.

Из солянокислых растворов хлоргаллат-анион [GaCl4]" может быть количественно сорбирован сильным анионитом. Примеси - катионы, могут быть

смыты с колонки, а комплекс [ОаСЦ]' затем разрушают снижением кислотности. Данный подход позволяет провести эффективную очистку элюата 68Са от катионов примесей независимо от его первоначального объема. Поэтому нами было проведено сравнительное изучение сорбционных свойств ряда анионитов (см. табл. 2) по отношению к галлию.

Таблица 2

Полимерные матрицы и функциональные группы использованных сорбентов

Сорбент Основа Функциональная группа

«наполненный» ПОЛИОРГС 4 (П-4-н) низкоосновный Сополимеры стирола с дивинилбензолом 3(5)-метюширазол

«наполненный» ПОЛИОРГС 17 (П-17-н) высокоосновный Сополимеры стирола с дивинилбензолом 1,3(5)-диметилпиразол

«наполненный» ПОЛИОРГС 33 (П-ЗЗ-н) низкоосновный Полиакрилонитрил Амидоксим и гидразидин

«наполненный» АН-31 -н низкоосновный Полиэтиленполиамин Смесь вторичных и третичных аминов

«налолненный»/гранулированный АВ-17-н / АВ-17 высокоосновный Сополимеры стирола с дивииилбензолом Четвертичные аммонийные основания

гранулированный Диасорб-ТА высокоосновный Силикагель

гранулированный ОМА высокоосновный Акриламидный сополимер на сшшкагеле с диольными группами Смесь вторичных и четвертичных аминов

Представлялось интересным испытать «наполненные» сорбенты нового поколения типа ПОЛИОРГС, которые ранее показали свою перспективность, например, для концентрирования и разделения элементов платиновой группы, актиноидов. «Наполненные» сорбенты представляют собой нетканый, волокнистый материал из полиакрилонигрила. В качестве наполнителей применены тонкоизмельченные (10-30 мкм) комплексообразующие гранулированные сорбенты. Степень наполнения волокна сорбентом ~ 50%. Волокнистые «наполненные» сорбенты обладают рядом существенных преимуществ по сравнению с другими типами сорбентов, т.к. отличаются высокой емкостью и хорошими кинетическими свойствами вследствие малой дисперсности частиц, полистости и гидрофильности волокна. Дополнительно для сравнения в диншических условиях были использованы: отечественный сорбент АВ-17 в «наполненной» и гранулированной форме, отечественный сорбент АН-31 в «наполненной» форме, отечественный картридж Диапак с гранулированным сорбентом Диасерб - ТА (БиоХимМак, РФ) и импортный картридж Light Plus (Waters, США) с сшияоосновным гранулированным анионитом QMA.

Предварительно в статических условиях был проведен эксперимент по определению оптимального времени контакта фаз. Практически полное извлечение 6!С-а «наполненными» сорбентами достигается в течение 15 минут, а на гранулированном сорбенте за то же время степень извлечения составляет не более 70% (см. рис. 1).

Для всех сорбентов во всем исследованном интервале концентраций НС1 (3-8 М) получены значения коэффициентов распределения (Кт/Ж) 680а. Результаты экспериментов представлены на рисунке 2.

£ 100 -

хЛ-1------- 1

90

J? /

с 80 - J-r- AB-17-наполненный

Z ф 70 - Г ^

ъ / i'

^ а 60 - / /

m s £ 50 - f. /-rr-M-XJ гранулированный

О

С & 4U 1 1

й 0 20 40 60

Время, мин

3 5 7

Концентрация HCl, М

Рис. 1. Зависимость накопления 64}а на гранулированном АВ-17 и «наполненном» АВ-17-н сорбентах от времени контакта фаз в условиях перемешивания (Размер частиц 76-152 мкм и 10-30 мкм соответственно) (п=5).

Рис. 2. Коэффициенты распределения 680а, при сорбции на исследуемых «наполненных» сорбентах в статических условиях в зависимости от кислотности раствора (тж : шт (V : ш) = 330; время контакта фаз 15 мин.) (п=5).

Расчет проводили по формуле (1): К.

_ А°т/Мт

Т1Ж А°ж /Мж

(1)

где А°т и А"ж - скорости счета сорбента и жидкой фазы приведенные на время начала эксперимента, Мт и Мук - массы сорбента и раствора соответственно.

С увеличением концентрации HCl значения Кт/Ж увеличиваются и достигают максимума при ~7 М HCl. Наблюдается практически одинаковый характер зависимости КТ/ж от концентрации HCl для П-4-н, П-17-н и AB-17-н в интервале 3-6 М HCl. Именно эти три анионита были выбраны для дальнейшего изучения.

При сорбции из 7-8 М HCl значение Кт/Ж для П-17-н возрастает до 104, т.е. данный сорбент является весьма перспективным для выделения галлия из концентрированных солянокислых растворов. Однако, как будет показано ниже, для

решения задач настоящей работы использование растворов с такими высокими концентрациями HCl не является оптимальным из-за возрастания сорбции германия.

При исследовании десорбции в статических условиях установлено, что при использовании растворов HCl с концентрациями от 0,01 до 0,5 М 68Ga практически полностью (97 ± 2 %) десорбируется со всех рассмотренных сорбентов.

Испытания в модельных динамических условиях (пропускание растворов через картридж длиной 8 и диаметром 4 мм, наполненный 30 мг сорбента) были проведены в выбранных на основании опытов интервалах кислотности (сорбция из 4-7 М HCl; десорбция 0,01 - 0,5 М HCl). Данные о балансе активности 68Ga в ходе эксперимента по следующим составляющим: проскок через картридж при сорбции, десорбированная часть и остаток (удержание) в картридже после десорбции, приведены в табл. 3.

Таблица 3

Распределение активности 68Ga в процессе сорбции-десорбции в модельных динамических условиях в зависимости от кислотности исходного раствора и типа

сорбента

Концентрация HCl в исходном растворе MGa,M Тип сорбента в картридже Распределение b8Ga, % от активности, внесенной в картридж (п = 5)

Проскок при сорбции Десорбат Остаток в картридже

4 П-4-н 47,7 33,7 18,6

П-17-н 46,5 34,1 19,4

AB-17-н 61,6 37,3 1,1

П-33-н 97,5 2,4 ОД

Диасорб- ТА 53,1 37,6 9,3

QMA 88,2 11,7 0,1

6 П-4-н 17,5 61,3 21,2

П-17-н 12,1 87,1 0,8

AB-17-н 15,0 82,5 2,5

П-33-н 62,6 31,7 5,7

Диасорб- ТА 73,6 24,5 1,9

ОМА 61,4 38,2 0,4

7 П-4-н 2,1 65,5 32,4

П-17-н 11,0 88,3 0,7

AB-17-н 7,6 89,2 3,2

П-33-н 40,2 52,3 7,5

Диасорб- ТА 89,8 9,6 0,6

ОМА 47,2 51,9 0,9

В таблице 4 представлено распределение 680а по фракциям десорбата объемом 30 мкл, в случае сорбции на АВ-17-н в зависимости от кислотности раствора для десорбции. Очевидно, что кислотность десорбирующего раствора в изученном

интервале концентраций незначительно влияет на характер распределения С8Са, что согласуется с результатами опытов в статических условиях. Основное количество (>90 % активности) от сорбированного 680а может быть сконцентрировано в 4-5 фракциях (120-200 мкл). То есть при объеме исходного элюата 5 мл коэффициент концентрирования составляет ~ 20-40. При этом желательно получение десорбата с минимальной кислотностью. Результаты, представленные на рисунке 3, показывают, что в 1-й фракции десорбат имеет высокую кислотность и практически не содержит 680а. Поэтому данная фракция может быть отброшена. Кислотность 2-й фракции также достаточно велика, но в ней уже содержится до 40% 680а. Продувание картриджа после сорбции сжатым газом позволяет уменьшить кислотность десорбата.

Таблица 4

Распределение 68Ga по фракциям при десорбции с картриджа AB-17-н при различных концентрациях элюирующей HCl.

№ фракции объемом 30 мкл Концентрация HCl, М

0,5 0,2 0,1 0,05 0,02

1 3,7 0,9 2,9 11,6 2,3

2 40,6 37,2 40,2 60,8 25,2

3 36,1 40,5 41,7 22,9 39,0

4 11,7 12,8 9,7 2,5 17,7

5 3,8 4,6 2,6 0,9 7,3

6 2,1 1,8 1,3 0,5 3,4

7 1,0 1,0 0,7 0,3 2,0

8 0,5 0,6 0,4 0,2 1,0

9 0,2 0,4 0,3 0,2 1,7

10 0,3 0,2 0,2 0,1 0,4

На основании приведенных выше данных сделано заключение о том, что промышленно выпускаемые и коммерчески доступные в России картриджи Диапак с сорбентом Диасорб - ТА и импортные картриджи Light Plus с сильноосновным анионитом QMA непригодны для решения поставленной задачи, также как и сорбент П-33-н. Наилучшие характеристики в модельных динамических условиях были получены для сорбента П-17-н, выход 68Ga достигал 90%. Сорбент AB-17-н по данным модельных исследований в динамике также вполне приемлем для концентрирования и очистки элюатов генератора 68Ge/68Ga.

Проскок 68Ge через картридж с П-17-н на стадии сорбции 68Ga (см. рис. 4) также был исследован и составлял более 90 % в диапазоне концентраций соляной кислоты от 0,1 до 6 М. Таким образом достигалась десятикратная очистка 68Ga от 68Ge, и только при концентрации НС1 большей 7 М проскок 6SGe уменьшался до 60%.

Рис. 3. Изменение концентрации HCl на выходе картриджа с AB-17-н при десорбции 6SGa 0,01М HCl. (Объем фракции 30±1,2 мкл).

Рис. 4. Сорбция Ge на картридже с П-17-н в зависимости от кислотности раствора (п = 5).

Глава 4 «Автоматизация процесса кондиционирование элюата генератора

68Ge/68Ga» посвящена разработке, на основании описанных выше результатов

изучения сорбционного поведения 6SGa и 6SGe, прототипа модуля для полуавтоматической очистки и концентрирования генераторного элюата, и его испытаниям. Принципиальная схема модуля кондиционирования элюата представлена на рисунке 5. Картридж (7), заполненный сорбентом, соединен с системой электромагнитных клапанов (5-1 и 5-2) (например Miniature Rocker Solenoid Valve type 0127, Burkert, Германия), обеспечивающих последовательно: смешивание (4) (PEEK Mixing Tee, #32157, Alltech, Германия) элюата генератора 68Ga/68Ge (3) (0,1 М HCl) (2-1) с концентрированной соляной кислотой (12 М) (2-2), подачу полученного раствора через картридж, удаление остатков 6 М HCl с картриджа током сжатого воздуха (6) и элюирование 68Ga 0,01 М HCl (2-3). Рис. 5. Принципиальная схема модуля кондиционирования элюата генератора ^GeAja. Движение жидкостей обеспечивалось многоголовочным (1-1, 1-2 и 1-3) перистальтическим насосом Gilson (Франция), а также соединительными капиллярами из полиэфирэфиркетона (O.D. 1/16", I.D. 0,03", PEEK, #Z226955, Supelco, Германия) и Tygon (Cole-Parmer, США). Все использованные материалы системы устойчивы в приведенных условиях. Десорбцию продукта осуществляли во флакон (8), установленный в свинцовом защитном контейнере. Модуль смонтирован

в защитном боксе в непосредственной близости от генератора 68Се/68Са. Промывные жидкости собирали в сосуд для ЖРО (2-4).

Переключатели, управляющие клапанами, размещены на выносной приборной панели. Управление переключениями проводили в ручном режиме. Примененный перистальтический насос позволяет варьировать скорость потока жидкостей в широких пределах (0,1 - 100 мл/мин). Контроль за протеканием процесса осуществляется визуально наблюдением за потоком кислот в возвратных линиях (2-2 и 2-3), наличием потока в линии "отходы" (2-4) на первых двух стадиях и "продукт" (8) на последней. Дополнительно для контроля перемещения активности использовали приборы дозиметрического контроля (ДКС-04).

Первоначально в модуле использовали картридж, наполненный 30 мг сорбента П-17-н. Степень извлечения 68ва составляла более 95% и практически не зависела от объема раствора пропущенного через картридж. Были изготовлены картриджи, содержащие различное количество сорбента, и через них со скоростью 2 мл/мин пропускалось одинаковое количество раствора б8йа в 6 М соляной кислоте. Эффективность картриджа оценивали по количеству 68Са, прошедшего через сорбент (проскок 680а). Данные по проскоку представлены на рисунке 6.

Для картриджа, содержащего 10 мг П-17-н, было изучено влияние скорости подачи рабочего раствора на сорбцию ь8Оа. Полученные данные представлены на рисунке 7.

Рис. 6. Величина проскока 680а через картридж в зависимости от количества сорбента в нем (п=5).

Рис. 7. Зависимость проскока 68Са от скорости потока сорбирующего раствора (п=5).

Увеличение скорости с 2 мл/мин подачи до 4 мл/мин приводит к возрастанию проскока галлия с 2,6 до 3,4 %. Дальнейшее увеличение скорости подачи растворов на этом прототипе оказалось невозможным вследствие возрастания давления в системе.

И

Для десорбции галлия с анионита через картридж пропускали 0,01 М HCl. Во всех случаях скорость подачи десорбирующего раствора составляла 0,4 мл/мин.

На рисунке 8 представлены результаты десорбции 68Ga со стандартного картриджа, содержащего 30 мг сорбента. Общий объем десорбирующего раствора составил 1,5 мл, при этом 90% активности 68Ga находится примерно в 500 мкл.

С целью уменьшения объема десорбата была произведена замена размера картриджа с 4 х 8 мм на 2 х 15 мм. На рисунке 9 представлены результаты десорбции 6SGa на этом картридже.

Дальнейшее уменьшение количества сорбента до 7 мг, а затем и до 3 мг не привело к заметному изменению кривой элюирования. Однако, значительное количество 6SGa (от 10 до 40 % соответственно) может быть потеряно на стадии сорбции за счет проскока. Поэтому, с точки зрения концентрирования 6SGa в минимальном объеме, оптимальным является использование 10-30 мг сорбента, помещенного в картридж диаметром 2 мм.

500 1000 Объем раствора, мкл

200 400 Объем раствора, мкл___

Рис. 8. Кривая элюирования 68ва с Рис. 9. Кривая элюирования йа с картриджа внутренним диаметром 4 мм, содержащего 30 мг сорбента П-17-н (п=5).

картриджа внутренним диаметром 2 мм, содержащего 30 мг сорбента П-17-н (п=5).

Данные о кислотности десорбата (10 мг сорбента) представлены на рис. 10. Концентрация НС1 в первых 50 мкл раствора велика, а затем быстро снижается, и с 0,2 мл становится практически постоянной. Поэтому первые 50-100 мкл десорбата надо удалить в отходы, а следующие 150 мкл являются продуктом кондиционирования (см. рис. 11).

На основании полученных результатов предложены оптимальные параметры процесса кондиционирования элюата генератора 68Ge/68Ga, представленные в виде технологической схемы на рисунке 12. В результате реализации процесса элюат

генератора 68Ge/68Ga может быть сконцентрирован в 20-50 раз. При этом значение кислотности полученного продукта находится в интервале 0,01- 0,1 М HCl.

Объем раствора, мл

| 0 100 200 < Объем раствора, мил

Рис. 10. Кислотность десорбата. Картридж с внутренним диаметром 2 мм содержит 10 мг сорбента П-17-н (п=5).

Рис. 11. Кривая накопления 68йа в продукте. Картридж с внутренним диаметром 2 мм содержит 30 мг сорбента П-17-н (п=5).

5 мл0,1МНС1(1 мл/мин)

Элюирование генератора 68Ge/68Ga

>.»1„Ч I . ( ™п„ с .,„ л

Ga в 5 мл 0ДМ HCl (1 мл/мин)

6SGa в 5 мл 0, IM HCl + 5 мл 12М HCl (1 мл/мин) (1 мл/мин) - b8GaB 10 мл 6МНС1 (2 мл/мин)

Сорбция 6SGa на картридже 2 мм (П-17-н, 30 мг)

68Ga в 10 мл 6М HCl (2 мл/мин) | -> 10 мл 6М HCl (2 мл/мин)

Удаление остатков 6М НС1 из картриджа и линий током сжатого воздуха

100 мл сжатого воздуха (1,3 бар, 200 мл/мин)

100 мл сжатого воздуха + следы 6М HCl (1,3 бар, 200 мл/мин)_

0,25 мл 0,0IM HCl (0,4 мл/мин)

Десорбция Ga

ОД мл 2М HCl (0,4 мл/мин)

Ga в 0,15 мл 0,IM HCl

_(0,4 мл/мин)

Рис. 12. Технологическая схема процесса кондиционирования элюата генератора ^Ое/^Оа.

В таблице 5 приведено содержание химических примесей - металлов (отнесенное к единице активности радионуклида на момент окончания процесса кондиционирования) в исходном растворе элюата, смешанного с НС1 (V = 10 мл, 6 М НС1) и полученного концентрата (V = 0,12 мл 0,01 М НС1), а так же значения коэффициентов очистки, рассчитанные в соответствии с (2).

С

коч~-рГ' (2).

где СинСк~ концентрации примеси в исходном и кондиционированном элюатах.

Таблица 5

Количественное содержание примесей в образцах исходного и кондиционированного элюатов (полученного с помощью технологической схемы на рисунке 12) идентифицированных методом 1СР - МБ. Органических примесей не обнаружено. Значения приведены на момент окончания процесса кондиционирования.

Примесь Си, мкг/МБк 68Са Ск, мкг/МБк 680а Коч

Си 5.2Е-04 5.5Е-05 9,4

Бе 3.5Е-02 3,1Е-03 11,0

А1 8.3Е-03 6,2Е-04 13,4

РЬ 8,2Е-03 4.2Е-04 19,2

Сг 2,7Е-03 9,ЗЕ-05 29,0

1п 6.1Е-01 2,0Е-02 31,0

Со 9,4Е-05 2,9Е-06 32,5

Са + 1^ 3.1Е-02 9.5Е-04 33,3

Сд 2,7Е-03 1,1Е-05 250,6

№ 4,0Е-03 9,0Е-06 444,6

И 1,1Е-02 7,0Е-06 1565,5

Как видно из данных, представленных в таблице 5, применение технологии сорбционного концентрирования элюата генератора 68Се/8Са в модуле, содержащем картридж с анионитом П-17-н, обеспечивает снижение количества неактивных примесей металлов на порядок и более в пересчете на единицу активности радионуклида. При этом происходит снижение содержания радионуклидной примеси 680е в 10 - 20 раз.

В главе 5 «Получение биоконъюгатов, меченных 68Са» описаны результаты разработки метода определения радиохимической чистоты (РХЧ) препарата 680а на основе окгреотида, модифицированного ДТПА и экспериментов по его синтезу.

Для объективной оценки качества проведения реакции мечения первоначально должен быть разработан метод анализа, который бы надежно разделял меченный ДТПА-окгреотид (ДО), а также две наиболее вероятные примеси: несвязанный радионуклид и его комплекс с ДТПА, отщепившимся от ДО. Быстрым и удобным способом определения РХЧ препаратов 68Са-оюреотида является метод, основанный на отделении продукта от примесей твердофазной экстракцией (ТФЭ). Этот метод был использован для сравнения с методами ВЭЖХ и ТСХ. При этом в качестве модельного радионуклида использовали ш1п (как аналог галлия), поскольку его период полураспада 2,83 сут. обеспечивает возможность проведения более длительных экспериментов. Сравнительные результаты анализа одной из модельных реакционных смесей представлены в табл. 6. Как видно, все методы практически

одинаково (в пределах точности радиометрии) определяют радиохимическую чистоту продукта.

Таблица 6

Результаты анализа одного образца "'1п-ДО различными методами

Компонент Метод

ТСХ ТФЭ ВЭЖХ

Продукт "'In-ДО 87.6 84.7 82.5

'"1п-ДТПА 11.4 13.9 8.9

Свободный 111 In 1.0 1.4 8.6*

"сумма остальных пиков

Метод ТСХ представляется нам более предпочтительным из-за сравнительно низкой стоимости и относительной простоты аппаратной реализации. Поэтому для анализа реакционных смесей, содержащих б8Са-ДО, была выбрана следующая ТСХ-система: носитель - целлюлоза на алюминиевой или пластиковой подложке; подвижная фаза - ацетонитрил-вода 1:1 по объему. В этих условиях 11 'in-ДО имеет Rf 0,95-1,0, комплекс |п1п-ДТПА 0,75-0,80 и несвязанный ulIn 0,0-0,5. Для галлия распределение аналогично.

Из литературных данных известно, что для получения высоких выходов (> 90 %) в реакциях синтеза биоконъюгатов с 6SGa, как правило, требуется нагревание реакционной смеси, что усложняет процесс приготовления препарата и приводит к большим временным затратам. Поэтому был исследован широкий круг возможных буферных сред, выбор которых был сделан по следующим критериям: возможность внутривенного введения пациенту; нелетучесть в условиях приготовления лиофилизата; слабые комплексообразующие свойства; высокий выход мечения (не ниже 90%) при проведении реакции при комнатной температуре, физиологических значениях рН и молярности раствора и времени инкубирования не дольше 30 минут.

В реакционный сосуд вносили раствор ДО в воде и буферный раствор, затем элюат генератора VGa. Общий объем реакционной смеси составлял 1 мл. В ряде опытов мечение проводилось при повышенной температуре, при этом выход реакции мечения увеличивался незначительно.

Лучшим с точки зрения выхода 68Са-ДО среди рассмотренных систем был ацетатный буферный раствор. Средний выход 68Ga-flO составил 91,8 ± 0,9 % (п = 8).

Для подтверждения специфичности использованных в экспериментах образцов исходного ДО и приготовленных на его основе радиоактивных препаратов, содержащих111 In или 68Ga, к клеткам, содержащим соматостатиновые рецепторы, были проведены эксперименты in vitro по изучению афинности радиоактивного препарата к клеточным линиям новообразований, характеризуемых повышенной экспрессией

рецепторов соматостатина. Полученные данные позволяют сделать вывод о специфичности испытуемого препарата к клеткам всех клеточных линий, взятых в эксперимент.

Изучено биологическое распределение препаратов 1И1п-ДО и 68Ga-flO в организме лабораторных животных с привитыми опухолями. Значения коэффициентов дифференциального накопления опухоль/кровь, опухоль/мышца позволяют сделать вывод о возможности визуализации опухолей препаратом 6SGa-flO.

Выводы

1. Проведен систематический контроль эксплуатационных характеристик генератора ^Ge/^Ga (производства ЗАО «Циклотрон», Обнинск) и показателей качества элюата -раствора 68Ga без носителя в 0,1 М HCl в течение срока годности генератора. На протяжении периода эксплуатации генератора все характеристики (активность 68Ge в генераторе, выход 68Ga в элюат, примесь 68Ge в элюате) полностью соответствовали паспортным данным.

2. Изучено сорбционное поведение 68Ga и 68Ge на гранулированном анионите AB-17 и ..волокнистых «наполненных» отечественных сорбентах ПОЛИОРГС 4, 17, 33 и АН-

31-н в статических и динамических условиях. Наилучшие характеристики в модельных динамических условиях были получены для сорбента ПОЛИОРГС-17. Сорбент AB-17-н также является вполне приемлемым для концентрирования и очистки элюатов генератора 68Ga/68Ge.

3. Определены оптимальные условия очистки элюата от примесей металлов и материнского радионуклида ^Ge при одновременном концентрировании растворов iSGa.

4. Разработан и испытан прототип модуля кондиционирования элюата генератора 68Ge/68Ga. Для концентрирования 68Ga в минимальном объеме, оптимальным является использование 10-30 мг сорбента ПОЛИОРГС-17, помещенного в картридж с внутренним диаметром 2 мм. В результате реализации процесса элюат генератора "Ge/^Ga может быть сконцентрирован в 20-50 раз. При этом значение кислотности полученного продукта находится в интервале 0,01- 0,1 М HCl.

5. Разработан метод мечения модифицированного ДТПА-октреотида 68Ga и анализа полученного препарата. Наилучшие результаты синтеза (выход продукта 91,8 ± 0,9 % (п=8)) получены с использованием кондиционированных растворов 68Ga в ацетатном буферном растворе. При этом объем реакционной смеси был снижен до минимально возможного. Анализ полученного препарата был проведен методом ТСХ на пластинках целлюлозы на алюминиевой или пластиковой подложке, подвижная фаза -смесь ацетонитрил-вода в объемном соотношении 1:1.

Основное содержание работы изложено в следующих публикациях:

1. Андронов В .Г., Брускин А.Б., Севастьянова A.C., Кодина Г.Е., Очкин A.B., Мясоедова Г.В. Сорбционное кондиционирование элюата генератора 68Ge/e8Ga для медицинского применения с использованием волокнистых наполненных сорбентов Полиоргс. // Радиохимия. 2008. Т. 50. № .5. С. 464-468.

2. Андронов В.Г., Кодина Г.Е., Очкин A.B., Разбаш A.A. Оптимизация условий сорбции и десорбции 6SGa на ионообменной смоле АВ-17-8 чс. // Материалы Всероссийской научно-технической конференции "Современные проблемы ядерной медицины и радиофармацевтики". Обнинск. 2002. С. 32.

3. Андронов В.Г., Севостьянова A.C., Кодина Г.Е., Очкин A.B. Сравнительное сорбционное концентрирование 68Ga на наполненных сорбентах «Полиоргс». // Актуальные вопросы ядерной медицины и радиофармацевтики: Всероссийская научно-практ. конф.; Дубна. ОИЯИ. 2004. С. 39.

4. Bruskin А.В, Sevastyanova A.S, Kodina G.E, Andronov V.G, Myasoedova G.V. Purification and concentration of the 68Ga-solutions from commercial generator for peptide labelling. // 12th European Symposium on Radiopharmacy and Radiopharmaceuticals. Sept. 9-12.2004. Sopot. Poland. Abstracts. P. 59.

5. Брускин А.Б., Андронов В.Г., Севастьянова A.C., Кодина Г.Е. Концентрирование элюатов генератора галлия-68 для мечения биомолекул. // Тезисы 5-й Международной конференции «Ядерная и радиационная физика». 2005. Алматы. Республика Казахстан. С. 586-587.

6. Braskin A.B., Sevastianova A.S., Andronov V.G. Gallium-68 solution for biomolecules lebelling. // Int. Symposium on Trends in Radiopharmaceuticals (ISTR-2005). Vienna. Austria. 2005. P. 286.

7. Андронов В.Г., Брускин А.Б., Севастьянова A.C., Кодина Г.Е., Очкин A.B. Концентрирование и очистка элюата генератора с применением волокнистых наполненных сорбентов Полиоргс. II Наука и технологии. Тезисы докладов XXVIII Российской школы. Миасс. МСНТ. 2008. С. 142.

8. Очкин A.B., Андронов В.Г., Брускин А.Б., Кодина Г.Е. Синтез 68Оа-ДТТ1А-Октреотида и анализ полученного препарата. // Наука и современность -2011: сборник материалов XIII Международной научно-практической конференции. Новосибирск. НГТУ. 2011. Часть 3. С. 93-100.

Заказ № 296. Объем 1 п.л. Тираж 100 экз.

Отпечатано в ООО «Петроруш». г.Москва, улЛалиха 2а.тел.(499)250-92-06 www.postator.ru

61 12-2/295

Российский химико-технологический университет имени Д. И. Менделеева

На правах рукописи

Андронов Владислав Геннадиевич

Получение сверхчистых хлоридных растворов галлия-68 для медицинского применения

05.17.02 - Технология редких, рассеянных и радиоактивных элементов

Диссертация на соискание ученой степени кандидата химических наук

Научный руководитель доктор химических наук, профессор Очкин Александр Васильевич

Москва - 2012 год

Содержание

Список сокращений используемых в тексте..............................................................................4

Введение.............................................................................................................................................5

Глава 1. Литературный обзор.................................................................................................9

1.1 Понятие радиофармацевтического препарата (трейсера).............................................................9

1.2 Средства визуализации: Позитронная Эмиссионная Томография............................................12

1.3 Ядерно-физические свойства изотопов галлия и их применение в ядерной медицине..........18

1.3.1 Ядерно-физические свойства изотопов галлия..................................................................................................18

1.3.2 Применение радиоактивных изотопов галлия в медицине...............................................................................19

1.4 Химические свойства галлия.........................................................................................................21

1.4.1 Гидроксид галлия.................................................................................................................................................22

1.4.2 Галлаты..................................................................................................................................................................23

1.4.3 Хлориды................................................................................................................................................................23

1.4.4 Комплексные соединения....................................................................................................................................24

1.4.5 Ионообменное поведение йа...............................................................................................................................24

1.5 Генераторы 68Оа..............................................................................................................................26

1.6 Макромолекулярные трейсеры.....................................................................................................33

1.6.1. Биологические свойства соматостатина и его аналогов...................................................................................34

1.6.2 Применение хелатирующих агентов в синтезе макромолекулярных трейсеров............................................36

1.6.3 Факторы, определяющие качество меченых биоконъюгатов...........................................................................43

1.7 Цели и задачи работы.....................................................................................................................47

Экспериментальная часть...........................................................................................................49

Глава 2. Эксплуатационные характеристики генератора 68Се/68Са и показатели качества элюатов. 49

2.1. Предмет и методики испытаний...................................................................................................49

2.2 Определение выхода 680а при элюировании...............................................................................50

2.3 Определение радионуклидной примеси и проскока 680е...........................................................51

2.4 Профиль элюирования генератора 680е/680а...............................................................................56

2.5 Определение примесей химических элементов...........................................................................58

Глава 3. Поиск оптимальных условий сорбционного концентрирования элюатов генератора ^Се/^Са......................................................................................................................60

3.1 Сорбенты и их подготовка............................................ ..................................................................60

3.2 Изучение сорбции 68Оа в статических условиях.........................................................................62

3.2.1 Методика изучения сорбции в статических условиях.......................................................................................62

3.2.2 Определение оптимального времени контакта фаз...........................................................................................64

3.2.3 Определение оптимальных концентраций НС1 при сорбции 68Са "наполненными" сорбентами.................66

3.2.4 Десорбция 68Оа в статических условиях............................................................................................................68

3.3 Модельные эксперименты по сорбции 680а в динамических условиях....................................70

3.3.1 Методика экспериментов в модельных динамических условиях....................................................................70

3.4 Сорбционное поведение 68Оа в модельных динамических условиях.......................................71

3.5 Сорбционное поведение б8Ое в модельных динамических условиях.......................................75

Глава 4. Автоматизация процесса кондиционирования элюата генератора б8Се/68Са75

4.1 Модуль.............................................................................................................................................75

4.2 Определение оптимальных параметров процесса кондиционирования элюата генератора 680е/680а......................................................................................................................................................78

4.2.1 Количество сорбента в картридже и скорость подачи раствора на стадии сорбции......................................78

4.2.2. Количество сорбента и скорость подачи раствора на стадии десорбции........................................................79

4.2.3. Кислотность десорбата.........................................................................................................................................81

4.3 Химическая и радионуклидная чистота кондиционированных растворов...............................83

Глава 5. Получение биоконъюгатов, меченных 68Са.......................................................84

5.1 Разработка метода анализа радиохимического состава реакционной смеси............................85

5.1.1 Анализ продуктов мечения ДТПА-октреотида методом ТФЭ.........................................................................86

5.1.2 Анализ продуктов мечения ДТПА-октреотида методом ВЭЖХ......................................................................86

5.1.3 Анализ продуктов мечения ДТПА-октреотида методом ТСХ.........................................................................87

5.2 Изучение влияния условий синтеза 68Оа-ДО на выход целевого продукта.............................90

5.3 Доказательство специфичности меченых образцов ДТПА-октреотида...................................96

Выводы............................................................................................................................................97

Список литературных источников............................................................................................99

Приложение 1.................................................................................................107

Список сокращений используемых в тексте

Русский Английский Расшифровка

+3 +3 Позитрон

Число ядерных превращений происходящих в

Активность Activity данном количестве вещества в короткий

промежуток времени, отнесенное к этому промежутку времени.

Аффинность — термодинамическая

Афинность характеристика, количественно описывающая силу взаимодействия антигена и антитела в растворе.

БХА Бифункциональные хелатирующие агенты

ESI Ионизация методом электрораспыления

ВЭЖХ HPLC Высоко - эффективная жидкостная хроматография

ДНК RNA Дезоксирибонуклеиновая кислота

DOTATOC ЭОТА-О-РЬе-Туг-Октреотид

ДОТА DOTA 1,4,7,10-тетраазациклододекантетрауксусная кислота

ДТПА DTPA Диэтилентриаминопентаацетат

ЖХ LC Жидкостная хроматография

ЛПЭ Линейная передача энергии

МКАТ Моноклональные анититела

МС MS Масс спектрометрия

NOTA 1,4,7-триазациклононантриуксусная кислота

ОФЭКТ SPECT Однофотонная эмиссионная компьютерная томография

Проскок Breakthrough Появление поглощаемого вещества за слоем сорбента

ПЭТ PET Позитронно-эмиссионная томография

рСс SSTR Рецепторы соматостатина

РФП Radiopharmaceutical Радиофармпрепарат

Радиохимические примеси - примеси других

РХП RCI радиоактивных нуклидов (как того же так и других элементов). Количество РХП

выражают процентным отношением активности примесей к активности основного радионуклида на определенную дату и время.

Сс SS Соматостатин

тех TLC Тонкослойная хроматография

ТФЭ SPE Твердофазная экстракция

цне Центральная нервная система

ЭДТА EDTA Этилендиаминтетрауксусная кислота

эз EC Электронный захват

Введение

Актуальность темы. Металлы, входящие в группу редких и рассеянных элементов, находят все более широкое применение в различных отраслях экономики. Перспективным направлением применения редких металлов признана ядерная медицина, где радионуклиды используются для диагностики заболеваний сердца и сосудов, центральной нервной системы, для локализации, дифференцирования и лечения злокачественных новообразований. Современная ядерно-медицинская диагностика находится на новом уровне развития во всем мире, в первую очередь благодаря внедрению позитронно-эмиссионной томографии (ПЭТ). В этом методе используются, в первую очередь, изотопы или аналоги

11 1 "X 1 ^ 1 о

«биогенных» элементов: С, О и Б. Также может быть использован и ряд

^ 55/-1 62^ 6462 гу 68 г^ 82г»и 89^

«неорганических» позитронных излучателей: Со, Си, Си, ¿п, Оа, КЬ, Zr, 94шТс, 1101п, 1241, 134Ьа и др.

Одним из наиболее перспективных позитрон-излучающих радионуклидов, потенциально пригодным для мечения большого числа протеинов, пептидов и малых молекул является 68Оа. Наибольший интерес представляет разработка

/о

методов синтеза меченных ва радиофармпрепаратов, высокоспецифичных к

68

злокачественным опухолям. Большим достоинством ва является возможность его

68 68

получения из коммерчески доступного генератора Ое/ ва непосредственно в медицинском учреждении, в этом случае не требуется наличия изотопного производства в составе клиники. Весьма привлекательной представляется концепция использования мобильных ПЭТ-лабораторий, включающих в качестве важного элемента генератор 680е/680а в комплекте с модулем синтеза РФП на его основе.

В настоящее время практически единственным коммерчески доступным генератором 68Ое/68Оа в мире является генератор, разработанный в ГНЦ-ИБФ

совместно с ЗАО «Циклотрон», который производится ЗАО «Циклотрон».

68 68

Медицинское применение генератора ве/ ва в России пока не разрешено. В течение последних семи лет несколько десятков таких генераторов было экспортировано в 15 стран мира. В 2004 году рядом авторов было показано, что

68

раствор Ga может быть использован для приготовления РФП, удовлетворяющих

медицинским требованиям, только после тщательной очистки и концентрирования.

При этом промышленные методы очистки галлия не могут быть применены

68

напрямую, так как изотоп Ga имеет слишком короткий период полураспада (68 мин.) и применяется в нанограммовых количествах.

Цель работы. Катион 68Ga3+ образует устойчивые комплексные соединения с многими биологически активными лигандами. В настоящее время, антитела и пептиды, меченные 68Ga, считают исключительно перспективными для применения в ПЭТ, в первую очередь для диагностики онкологических заболеваний. В частности показано, что аналог соматостатина - октреотид, модифицированный с целью связывания радионуклидов подходящим хелатирующим агентом (например, ДОТА (тетра-азо-циклододекан-тетраилацетат) или ДТПА

(диэтилентриаминпентаацетат)), может быть эффективно использован для визуализации нейроэндокринных, желудочно-кишечных и некоторых других опухолей.

ZTQ

Проведение реакции модифицированного пептида с Ga предъявляет ряд требований к исходному раствору радионуклида - генераторному элюату, который должен иметь высокую радионуклидную чистоту, низкую кислотность, высокую объемную активность и низкое содержание химических примесей, способных также вступать в реакцию с модифицированным пептидом, что снижает выход целевого продукта.

Целью настоящей работы являлось создание и экспериментальная проверка технологии и устройства для кондиционирования элюатов генератора 68Ge/68Ga, обеспечивающих в дальнейшем возможность создания и внедрения в отечественную клиническую практику новых ПЭТ-технологий.

Для реализации указанной цели нужно было решить следующие задачи:

1. Провести систематический контроль эксплуатационных характеристик генератора 68Ge/68Ga (производства ЗАО «Циклотрон», Обнинск) и показателей

УГО

качества элюата - раствора Ga без носителя в 0,1 М HCl, в течение срока годности генератора;

2. Изучить сорбционное поведение 68ва и 68Ое на гранулированном и волокнистых «наполненных» отечественных сорбентах (АВ-17 и ПОЛИОРГС) в статических и динамических условиях и определить оптимальные условия очистки

68/—ч ^

Ста от примесеи металлов и материнского радионуклида при одновременном концентрировании растворов 680а;

3. Разработать и испытать прототип модуля кондиционирования элюата генератора 68Ое/68Оа;

4. Провести сравнительный химический анализ исходного и очищенного растворов 68ва с целью определения оптимальных условий очистки;

5. Разработать методы введения 68Оа в молекулу модифицированного ДТПА-октреотида (ДО) и анализа радиохимического состава полученного препарата.

Научная новизна работы.

1. Впервые накоплены данные о стабильности работы генератора 680е/680а и об изменении его ключевых характеристик с течением времени с целью его применения в ядерной медицине.

2. В экспериментах по сравнительному изучению кинетики распределения 680а между различными сорбентами ПОЛИОРГС и растворами НС1 впервые определены коэффициенты распределения 680а. Установлено, что наиболее

/ГО

эффективными сорбентами ва являются АВ-17-н и ПОЛИОРГС-17-н.

3. Определены оптимальные параметры процесса концентрирования элюата

генератора 68Ое/68Оа в модельных экспериментах по сорбции и десорбции ва и

68Ое в динамических условиях на «наполненных» сорбентах ПОЛИОРГС в

солянокислых растворах различной концентрации. Определены параметры

68 68

химической и радионуклидной чистоты элюата генератора ве/ Оа до и после процесса кондиционирования.

АО

4. На основе результатов изучения распределения ва и примесей на «наполненных» сорбентах ПОЛИОРГС впервые предложен метод получения сверхчистых растворов 68Оа высокой объемной активности (> 1 ГБк/мл) для медицинского применения.

/го

5. Изучено влияние условий синтеза Ga-ДО на выход целевого продукта и предложена методика анализа препарата методом радиохроматографии.

Практическая значимость работы.

1. Установлено соответствие паспортным данным всех заявленных производителем характеристик генератора 68Ge/68Ga на протяжении всего периода эксплуатации.

2. Определены оптимальные условия очистки элюата генератора 68Ge/68Ga от примесей металлов и материнского радионуклида при одновременном концентрировании 68Ga на волокнистых «наполненных» отечественных сорбентах ПОЛИОРГС в динамических условиях.

3. Разработан и испытан прототип модуля кондиционирования элюата генератора 68Ge/68Ga.

/го

4. Разработан метод мечения модифицированного ДТПА-октреотида Ga и

/ГО

анализа полученного препарата. Изучено влияние условий синтеза Ga-ДО на

выход целевого продукта и определены оптимальные условия синтеза. Проведено

первичное биологическое тестирование биоконъюгатов, меченных 68Ga, и

68

продемонстрирована функциональная пригодность Ga-ДО для использования в качестве нового отечественного радиофармпрепарата для ПЭТ-диагностики в онкологии.

Апробация работы. Основные результаты работы представлены и обсуждались на международных и российских конференциях: Всероссийская научно-техническая конференция "Современные проблемы ядерной медицины и радиофармацевтики", Обнинск, 2002 г.; Всероссийская научно-практическая конференция «Актуальные вопросы ядерной медицины и радиофармацевтики». Дубна, 20-26 июня 2004г.; 12th European Symposium on Radiopharmacy and Radiopharmaceuticals, Sopot, Poland. Sept. 9-12, 2004.; 5-я Международная конференция «Ядерная и радиационная физика», Алматы, Республика Казахстан, 2005.; Int. Symposium on Trends in Radiopharmaceuticals (ISTR-2005), Vienna, Austria, 2005.; Наука и технологии. XXVIII Российская школа. - Миасс: МСНТ, 2008.; XIII Международная научно-практическая конференция «Наука и современность»,

8

Новосибирск, 2011.

Публикации. По материалам диссертации опубликовано 2 статьи и 6 тезисов докладов на конференциях. В том числе в научных журналах и изданиях, определенных Высшей аттестационной комиссией - 1 статья.

Структура и объем диссертации. Диссертация состоит из введения, пяти глав, выводов и списка цитируемой литературы. Работа изложена на 106 страницах и содержит 56 рисунков, 18 таблиц и 95 библиографических ссылок.

Автор выражает благодарность заведующей отделом радиационных технологий медицинского назначения ФГУ ФМБЦ им. А.И. Бурназяна ФМБА России, кандидату химических наук, профессору Кодиной Галине Евгеньевне за неоценимую помощь и поддержку на всех этапах работы над диссертацией. Глава 1. Литературный обзор

1.1 Понятие радиофармацевтического препарата (трейсера)

Концепция меченых соединений (трейсеров) была разработана Джорджем де Хевеши (George de Hevesy) в 1913 [1], удостоенного Нобелевской премии по химии в 1943 году за научный вклад в развитие данной области.

В случае невозможности химического отделения радиоактивного изотопа от стабильного, появляется возможность использовать эту особенность для детального наблюдения за поведением данного элемента в различных химических и физических процессах. Активные атомы могут быть обнаружены по их излучению и, являясь неразделимыми спутниками неактивных атомов элемента, они служат маркерами для них. Так как интенсивность излучения может быть определена с очень высокой точностью, то таким способом могут быть определены невесовые количества вещества ввиду достаточности чрезвычайно малых количеств маркера этого вида.

Трейсе�