Результат интеллектуальной деятельности: СПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ АКТИВНОЙ ФАРМАЦЕВТИЧЕСКОЙ СУБСТАНЦИИ ДЛЯ СИНТЕЗА ПРЕПАРАТОВ ГАЛЛИЯ-68

Изобретение относится к медицине, в частности к способам получения растворов ⁶⁸Ga высокой чистоты, и может быть использовано для синтеза радиофармпрепаратов (РФП), применяемых в позитронно-эмиссионной томографии (ПЭТ).

Из всех известных радиоактивных изотопов галлия три - ⁶⁶Ga, ⁶⁷Ga и ⁶⁸Ga - благодаря своим ядерно-физическим свойствам нашли применение в ядерной медицине [1, 2].

Радионуклид ⁶⁸Ga, получаемый из радионуклидного генератора ⁶⁸Ge/⁶⁸Ga [3] в виде хлорида ⁶⁸GaCl₃, является одним из наиболее перспективных и играет роль активной фармацевтической субстанции (АФС) в синтезе РФП для ПЭТ. Большой период полураспада материнского ⁶⁸Ge (T_½=271 сут) обеспечивает продолжительный срок эксплуатации генератора. В свою очередь, малый период полураспада ⁶⁸Ga (Т_½=68,1 мин) позволяет использовать РФП необходимой активности, не создавая при этом значительной дозовой нагрузки на пациента. Кроме того, катион ⁶⁸Ga³⁺ может формировать устойчивые комплексные соединения со многими лигандами, содержащими кислород, азот и серу как атомы-доноры, что делает его пригодным для синтеза большого количества хелатных комплексов и макромолекул различного функционального назначения. Большинство меченых молекулярных визуализирующих агентов включает лигандную систему - бифункциональный хелатирующий агент (БХА), которая связывает радионуклид и содержит функциональные группы, способные связывать комплекс с биомолекулой. Наиболее значимыми полидентатными представителями используемых бифункциональных хелатирующих агентов являются макроциклические 1,4,7-триазациклононан-N,N',N''-триуксусная кислота (NOTA), 1,4,8,11-тетраазациклотетрадекан-1,4,8,11-тетрауксусная кислота (ТЕТА) и 1,4,7,10-тетраазациклодекан-N,N',N'',N'''-тетрауксусная кислота (DOTA) и их производные [4-15].

Химическая форма ⁶⁸Ga в элюате генератора ⁶⁸Ge/⁶⁸Ga обеспечивает его непосредственное использование в приготовлении РФП при условии наличия подходящего хелатирующего агента. Однако присутствие в элюате конкурирующих химических примесей Cd²⁺; Со²⁺; Cu²⁺; In³⁺; Fe²⁺; Fe³⁺; Lu³⁺; Ni²⁺; Zn²⁺ и других уже в количестве 1 мкМ неприемлемо для получения качественного РФП, так как препятствует образованию комплексов ⁶⁸Ga³⁺ [10]. Проскок долгоживущего материнского ⁶⁸Ge через колонку с сорбентом составляет 10^-2-10^-3 % от общей активности ⁶⁸Ge в генераторе на момент элюирования. Кроме того, достаточно большой объем (5 мл) элюата генератора требует концентрирования активности для мечения наномолярных количеств биоконъюгатов. Таким образом, очистка и концентрирование элюата генератора ⁶⁸Ga являются необходимыми процедурами перед проведением собственно реакции мечения биоконъюгатов.

Известен способ получения химически и радиохимически чистого радионуклида ⁶⁸Ga [8], согласно которому Frank Rösch и Konstantin P. Zhernosekov с соавторами предложили использовать катионный обмен для очистки и концентрирования элюата генератора ⁶⁸Ge/⁶⁸Ga. По описанному способу элюат генератора ⁶⁸Ge/⁶⁸Ga приводят во взаимодействие с катионообменной смолой Dowex 50W×8, после чего ⁶⁸Ga элюируют с катионита смесью соляной кислоты и ацетона. Данный способ защищен патентом [9] и позволяет получить очищенный и концентрированный раствор ⁶⁸Ga объемом 400 мкл в смеси 0,05 М HCl/97,6% ацетона с выходом более 97% от начальной активности ⁶⁸Ga (с учетом распада). Полученный таким способом раствор используют непосредственно для реакции мечения биоконъюгатов. Этот способ характеризуется простотой реализации, быстротой, высокой степенью концентрирования и высоким выходом ⁶⁸Ga, высокими коэффициентами очистки от неизотопных носителей (Zn²⁺, Fe³⁺, Ti⁴⁺) и может быть с успехом применен для синтеза меченных ⁶⁸Ga ПЭТ-маркеров [10]. Однако получение меченого соединения практически в растворе ацетона делает невозможным его применение в клинических целях непосредственно после проведения реакции мечения. Поэтому после проведения реакции мечения синтезированный РФП должен пройти стадию твердофазной экстракции для удаления ацетона и повышения радиохимической чистоты, что удлиняет процесс синтеза готового РФП (то есть приводит к потерям короткоживущего радионуклида).

Известен способ получения химически и радиохимически чистого радионуклида ⁶⁸Ga, предложенный И.Великян, Б.Лунгстремом (Irina Velikyan, Bengt Långström) и др. [11], который включает стадию очистки и концентрирования элюата генератора ⁶⁸Ge/⁶⁸Ga с использованием анионообменной смолы на основе полистиролдивинилбензола, содержащей НСО₃ ^- в качестве противоионов и функциональные группы четвертичного амина. По описанной технологии [11] элюат генератора ⁶⁸Ge/⁶⁸Ga смешивают с концентрированной соляной кислотой (для доведения концентрации HCl до 4-5 М). После этого полученный раствор приводят во взаимодействие с анионообменной смолой на основе полистиролдивинилбензола, включающей НСО₃ ^- в качестве противоионов и функциональные группы четвертичного амина. Более 99% ⁶⁸Ga при этом удерживаются на смоле и могут быть впоследствии элюированы 200 мкл чистой воды. Способ характеризуется быстротой, высокой степенью концентрирования и высоким выходом ⁶⁸Ga. Однако данный метод весьма неэффективен для очистки в динамических условиях элюата генератора ⁶⁸Ge/⁶⁸Ga от микропримесей Fe(III) и Zn(II), так как они также образуют анионные хлор-комплексы. К недостаткам данного способа также относятся: использование концентрированной соляной кислоты (что требует применения особо стойких конструкционных материалов), а также тот факт, что при элюировании ⁶⁸Ga с анионообменной смолы водой после концентрированной соляной кислоты крайне сложно контролировать pH конечного раствора (из-за присутствия остаточной кислоты на смоле, концентрация HCl в конечном растворе может превышать 0,1 М, что делает раствор непригодным для проведения реакции мочения биоконъюгатов).

Известен способ выделения дочернего радиоизотопа ⁶⁸Ga, в значительной степени свободного от примесей материнского ⁶⁸Ge [14], с использованием аппарата, включающего первую колонку с сорбентом, содержащим материнский ⁶⁸Ge и дочерний ⁶⁸Ga, источник первого элюента, соединенный с первой колонкой для выделения дочернего ⁶⁸Ga из первого сорбента; первый элюент содержит лимонную кислоту, то есть отделенный галлий существует в форме цитрата галлия, который в смесительной камере смешивают с концентрированной соляной кислотой. Цитрат галлия преобразуется в галлия тетрахлорид, который сорбируется во второй колонке, а затем элюируется водой или слабым буферным раствором для последующего мечения молекулы-мишени с окончательной доочисткой продукта на третьей колонке. К недостаткам данного способа относится уже отмеченное выше использование концентрированной соляной кислоты (что требует применения особо стойких конструкционных материалов). Кроме того, используется достаточно сложная - трехступенчатая схема очистки, при этом вопрос очистки от примесей металлов не рассматривается и соответствующие данные не представлены.

Watanabe Yasuyoshi и Yoshioka Hideto [15] предложили метод выделения галлия с помощью анионного обмена, который заключается в сорбции галлия и других катионов из сильнокислого раствора на анионообменной смоле, промывке анионообменной смолы спиртом (метанол, этанол, изопропанол) и десорбции галлия со смолы с помощью разбавленной кислоты. По сути, метод является слегка дополненной технологией выделения галлия, предложенной И.Великян [11]. Соответственно, методу присущи все те же недостатки: применение концентрированной кислоты в технологии, невысокая селективность в отношении очистки галлия от цинка и железа, невозможность организации непрерывного процесса в замкнутом цикле. При этом использование спирта для промывки анионообменной смолы позволяет с большей точностью регулировать кислотность финального раствора, так как со смолы удаляется остаточная концентрированная кислота.

Известен способ получения растворов ⁶⁸Ga с помощью системы, состоящей из двух колонок, содержащих катионит и анионит [16]. В первой колонке ⁶⁸Ga сорбируется из раствора 0,1-0,5 М HCl (в примере 0,5 М) на сильнокислотном катионите (AG 50W×8), a ⁶⁸Ge проходит через колонку. Для более полного отделения ⁶⁸Ge колонку промывают 0,5 М HCl. Для десорбции ⁶⁸Ga используют 4 М раствор HCl. Из этого раствора ⁶⁸Ga сорбируется во второй колонке на анионите UTEVA (диамил[амил]фосфонат). Для десорбции ⁶⁸Ga используют 2-5 мл 0,1 М HCl. Время процесса 22 мин. Выход ⁶⁸Ga с учетом распада составляет 95%, примесь материнского ⁶⁸Ge в продукте - менее 10^-7 %. Как вариант в целях экономии времени предлагается использовать одну колонку с анионитом и вести сорбцию ⁶⁸Ga на анионите из 8 М раствора HCl, однако в таком случае невозможно получить столь высокий уровень очистки от ⁶⁸Ge. В качестве недостатка способа авторы отмечают повышенное содержание в продукте кальция и фосфора, который, видимо, частично вымывается из материала анионита. Кроме того, так же как и в описанных выше способах, в данном случае необходимо использовать достаточно концентрированные растворы HCl. К недостаткам способа можно также отнести сравнительно большой объем (2-5 мл) получаемого продукта, т.е. задача концентрирования элюата генератора ⁶⁸Ge/⁶⁸Ga данным способом не решается.

Наиболее близким по технической сущности и достигаемому результату является способ по патенту РФ №2464043 [17], включающий следующие стадии: взаимодействие элюата генератора ⁶⁸Ge/⁶⁸Ga с катионообменной смолой, промывку катионообменной смолы смесью соляной кислоты и ацетона, элюирование ⁶⁸Ga с катионообменной смолы смесью соляной кислоты и ацетона, взаимодействие полученного элюата с анионообменной смолой, промывку анионообменной смолы этиловым спиртом, осушение анионообменной смолы инертным газом и элюирование ⁶⁸Ga с анионообменной смолы водным раствором соляной кислоты. Использование этого способа позволяет получать концентрированные водные растворы хлоридных комплексов радионуклида ⁶⁸Ga высокой химической и радиохимической чистоты, что обеспечивает возможность получения РФП ⁶⁸Ga с радиохимической чистотой (РХЧ) не менее 95%. Однако метод не лишен недостатков, и главным из них является присутствие ацетона в рабочих растворах, что влечет за собой, во-первых, крайне непродолжительный срок хранения (годности) самих рабочих растворов из-за, как было установлено, протекания реакции конденсации между соляной кислотой и ацетоном с образованием мезитилоксида и, во-вторых, усложняет саму технологию синтеза (необходимость отмывки от ацетона) и контроль качества конечного РФП (необходимость аналитического подтверждения допустимого содержания ацетона в препарате).

Целью изобретения является разработка нового способа получения активной фармацевтической субстанции для синтеза препаратов галлия-68, позволяющего получать концентрированные растворы ⁶⁸Ga высокой химической и радиохимической чистоты, не содержащие органических растворителей, которые могут быть использованы для синтеза РФП с более высокой удельной (молярной) активностью и радиохимической чистотой в максимально удобной для клинического использования форме.

В результате экспериментальных исследований был разработан способ получения активной фармацевтической субстанции для синтеза препаратов галлия-68 с использованием ионообменных технологий, обеспечивающий возможность снижения содержания радионуклидной примеси ⁶⁸Ge на четыре-пять порядков (на порядок ниже, чем в прототипе [17] и, следовательно, позволяющий снизить при проведении ПЭТ диагностики с препаратами ⁶⁸Ga поглощенные дозы в критических органах и всем теле пациента), а содержания химических примесей - на 3-5 порядков при одновременном концентрировании растворов ⁶⁸Ga в 15-25 раз. Кроме того, реальный выход процесса очистки и концентрирования растворов ⁶⁸Ga (за счет изменения технологии и снижения времени технологического цикла и контроля качества готового РФП) удалось увеличить на 10%.

Для достижения поставленной цели и в соответствии с блок-схемой, представленной на фиг.1, элюат генератора ⁶⁸Ge/⁶⁸Ga (5 мл 0,1 М HCl) подавали на первую колонку с сильнокислотной катионообменной смолой, на которой ⁶⁸Ga количественно сорбировался. При этом основная часть химических примесей, содержащихся в элюате, и материнский радионуклид ⁶⁸Ge на катионите не задерживались. Количественно сорбировались лишь ионы алюминия и частично железа (~30%). При промывке катионита смесью HCl и этанола (объемная концентрация HCl от 0,2 до 1 М, объемное содержание этанола от 30 до 90%) удалялись частично Al³⁺ и остатки Zn²⁺, In³⁺, Cu²⁺, Ti⁴⁺, Pb²⁺, при этом ⁶⁸Ga с катионита не элюировался. Затем ⁶⁸Ga количественно и практически селективно элюировали с катионита смесью HCl и этанола (объемная концентрация HCl от 1,8 до 2,5 М, объемное содержание этанола от 20 до 70%). Полученный элюат направляли на вторую колонку с анионообменной смолой, на которой происходила количественная сорбция ⁶⁸Ga. При этом Al³⁺ и некоторые другие примеси не сорбировались. Для полного удаления следов HCl анионообменную смолу промывали этанолом и/или просушивали воздухом или инертным газом. После чего ⁶⁸Ga количественно элюировали с анионообменной смолы 200-300 мкл HCl с концентрацией 0,01-0,1 М. Таким образом, исходный раствор ⁶⁸Ga был сконцентрирован в 15-25 раз. В результате получали очищенный и концентрированный раствор хлоридных комплексов ⁶⁸Ga в соляной кислоте с концентрацией 0,01-0,1 М, представляющий собой активную фармацевтическую субстанцию, которую затем непосредственно использовали в реакции мочения. Время процесса очистки и концентрирования - не более 15 мин, выход - 85-90%.

Синтезированные с использованием полученных растворов РФП ⁶⁸Ga характеризовались высокой радиохимической чистотой (более 98%).

На фиг.1 изображена блок-схема процесса получения активной фармацевтической субстанции для синтеза препаратов галлия-68; на фиг.2 - хроматограммы анализа готового препарата ДОТА-ТАТЕ, ⁶⁸Ga при синтеза с исходным элюатом генератора ⁶⁸Ge/⁶⁸Ga и очищенным раствором ⁶⁸Ga.

Пример 1.

Очистка модельного раствора.

Используя соли (хлориды) металлов и соляную кислоту концентрации 0,1 М, готовят модельный раствор. Содержание металлов в модельном растворе показано в таблице 1.

Полученный раствор (5 мл) пропускают через колонку, содержащую ионообменную смолу Dowex AG 50W×8 в Н⁺-форме (200-400 mesh). Затем колонку промывают раствором соляной кислоты и этанола (0,5 М HCl/70 об.% этанола), после чего пропускают 5 мл раствора соляной кислоты и этанола (2,5 М HCl/50 об.% этанола). Полученный раствор пропускают через колонку с анионитом, содержащую ионообменную смолу Dowex 1×2 в Cl^--форме. Затем колонку с анионитом промывают 5 мл этилового спирта. Через промытую колонку пропускают раствор 0,1 М HCl.

Исходный модельный раствор, а также полученные промежуточные растворы и элюат после колонки с анионитом (модель АФС) собирают и анализируют на содержание металлов методом индуктивно-связанной плазмы с масс-спектрометрией (ICP-MS). Результаты анализа, а также рассчитанные величины коэффициентов очистки К приведены в таблице 1.

Анализируя данные, представленные в таблице 1, можно сделать вывод, что модельный раствор галлия подвергся значительной очистке, при этом использование водно-этанольных растворов соляной кислоты позволяет достичь более высоких коэффициентов очистки от цинка, свинца, меди, германия, титана и индия но сравнению со способом по патенту РФ №2464043 [17].

Пример 2.

Очистка элюата генератора ⁶⁸Ge/⁶⁸Ga.

С целью получения активной фармацевтической субстанции для синтеза препаратов галлия-68 используют генератор ⁶⁸Ge/⁶⁸Ga (паспорт С-310-11 от 12.10.2011 г., активность 740 МБк на 17.10.2011 г., производитель ЗАО «Циклотрон»). Для элюирования используют 0,1 М HCl. Объем элюата - 5 мл. Активность на момент элюирования - 466 МБк. (0,5 мл элюата отбирают для проведения анализа на содержание металлов и проскок материнского радионуклида ⁶⁸Ge.) Полученный элюат пропускают через колонку с катионитом, содержащую ионообменную смолу Dowex AG 50W×8 в H⁺-форме (200-400 mesh). Затем колонку промывают 5 мл раствора соляной кислоты и этанола (0,5 М HCl/70 об.% этанола). Через промытую колонку пропускают 2 мл раствора соляной кислоты и этанола (2,5 М HCl/50 об.% этанола). Полученный элюат пропускают через колонку с анионитом, содержащую ионообменную смолу Dowex 1×2 в Cl^--форме, после чего колонку продувают аргоном в течение 5 мин. Затем через колонку с анионитом пропускают 300 мкл 0,1 М раствора соляной кислоты. Полученный элюат собирают. Измеряют абсолютную активность. Анализируют на содержание металлов. Активность полученного элюата через 15 мин после элюирования генератора ⁶⁸Ge/⁶⁸Ga составляет 390 МБк. Выход процесса очистки без учета распада составляет 83,7%, с учетом распада - 98,8%. Результаты анализа на содержание металлов (метод индуктивно-связанной плазмы с масс-спектрометрией ICP-MS) исходного и очищенного элюата представлены в таблице 2.

Таким образом, применение разработанного способа очистки элюата генератора ⁶⁸Ge/⁶⁸Ga позволяет получить активную фармацевтическую субстанцию для синтеза препаратов галлия-68. Время технологического цикла 15 мин, экономия времени на контроле качества готового продукта за счет отсутствия необходимости контроля содержания примеси ацетона - 15 мин. В результате удается снизить потери готового продукта за счет распада радионуклида на 14±1%.

Пример 3.

Приготовление РФП.

По 1 мл исходного элюата генератора ⁶⁸Ge/⁶⁸Ga и полученной по заявляемому способу, как описано в Примере 2, активной фармацевтической субстанции для синтеза препаратов галлия-68 добавляют в 2 флакона с лиофилизатом, состоящим из 10 мг ацетата натрия и 20 мкг пептида DOTA-ТАТЕ. Затем реакционную смесь во флаконах термостатируют при температуре 95°С в течение 10 мин. Выход реакции мечения (радиохимическая чистота препарата) составляет 62,0% для исходного элюата и 99,0% при использовании концентрированного и очищенного раствора ⁶⁸Ga [метод анализа - высокоэффективная жидкостная хроматография, колонка С18, элюент - ацетонитрил (18%) - вода - трифторуксусная кислота (0,05%)]. Хроматографический анализ показывает (фиг.2), что в результате использования предложенного способа получения активной фармацевтической субстанции для синтеза препаратов галлия-68 приготовлен РФП с высокой радиохимической чистотой. В предварительных анализах (методом ГЖХ) было установлено, что содержание этанола в готовом препарате не превышает 0,1%. Поэтому в соответствии с ГФ XII (ОФС 42-0057-07 «Остаточные органические растворители») готовый препарат контролируют только по показателям «радиохимическая чистота» и «рН».

Таким образом, поставленная цель получения активной фармацевтической субстанции для синтеза препаратов галлия-68 с высокой радиохимической чистотой достигнута.

Источники информации

1. Audi G., Bersillon O., Blachot J.A. et al. The Nubase evaluation of nuclear and decay properties. // Nucl. Phys. A, 2003, V.729, No 1, P.3-128

2. Health Physics & Radiological Health Handbook, 3rd ed.; Williams & Wilkins: Baltimore, MD, 1998, P.6-53.

3. RU №2126271 С1, 20.02.1999.

4. Meyer, G.J., H.Macke, J.Schuhmacher, W.H.Knapp and M.Hofmann. ⁶⁸Ga-labelled DOTA-derivatised peptide ligands, Eur. J. Nucl. Med. Mol. Imaging (2004) 31: 1097-1104 (2004).

5. WO 2005/057589 A2, 23.06.2005.

6. Maecke, H.R., M.Hofmann, and U.Haberkorn. ⁶⁸Ga-Labeled Peptides in Tumor Imaging,

J. Nucl. Med. 46: 172S-178S (2005).

7. Breeman W.A.P., de Jong M, Blois E, Bernard BF, Konijnenberg M., Krenning E.P.; Radiolabelling DOTA-peptides with ⁶⁸Ga. Eur. J. Nucl. Med. Mol. Imaging. - 2005. - V.33. - P.478-85.

8. Zhernosekov K.P., Filosofov D.V., P.Rosch et al. Processing of generator-produced ⁶⁸Ga for medical application. J. Nucl. Med. - 2007. - Vol.10. - P.1741-1748.

9. DE 102004057225 B4, 12.10.2006 (EP 000001820197, WO 002006056395, US 20080277350).

10. Astia, M., De Pietria, G., Rosch, F. et al. Validation of ⁶⁸Ge/⁶⁸Ga generator processing by chemical purification for routine clinical application of ⁶⁸Ga-DOTATOC. // Nuclear Medicine and Biology. - 2008. - Vol.35. - P.721-724.

11. RU 2343965 C2, 20.01.2009 (WO 2004/089517, EP 1610886).

12. US 7586102 B2, 08.09.2009.

13. WO 2004/089425 A1, 21.10.2004.

14. US 7728310 B2, 01.06.2010.

15. Japanese Patent 2009-229201 A, 08.10.2009.

16. McAlister D.R., Horwitz E.P. Automated two column generator systems for medical radionuclides. Applied Radiation and Isotopes 67 (2009) 1985-1991.

17. RU 2464043 C1, 20.10.2012.