Medicinální radionuklidové generátory – mateřské radionuklidy, principy funkce a kontrola kvality eluátu

Souhrn

Cíl: Představení a shrnutí nejdůležitějších poznatků spojených s produkcí generátorových radionuklidů, s principy funkce a konstrukce radionuklidových generátorů s jejich využíváním v nukleární medicíně a s kontrolou kvality.

Úvod: Radionuklidové generátory jsou již několik desítek let nedílnou součástí celého procesu na pracovištích nukleární medicíny. Díky nim je možné velice jednoduše získávat krátkodobé radionuklidy potřebné především pro diagnostické účely.

Popis problematiky: Generátorový systém je založen na vztahu mezi mateřským a dceřiným radionuklidem. Díky jejich specifickým chemickým vlastnostem lze jednoduchou cestou získávat beznosičový preparát dceřiného radionuklidu pro další okamžité použití. Získaný radionuklid je používán buď přímo k aplikaci pacientovi, nebo je s jeho pomocí připraveno radiofarmakum, které je následně aplikováno. Abychom mohli pravidelně získávat dceřiný radionuklid, je nejprve nutné připravit radionuklid mateřský, čehož lze docílit buď v jaderném reaktoru anebo pomocí urychlovače částic.

Obecný koncept radionuklidových generátorů je do jisté míry podobný, avšak jednotlivá technická provedení se výrazně odlišují. Mateřský radionuklid je zakotven v jisté chemické formě uvnitř systému, který je stíněn, a dceřiný radionuklid je následně získáván v potřebné chemické formě. Z důvodu bezpečnosti pacientů je nutné dodržovat určitá pravidla používání a kontrolovat kvalitu eluátu, aby nedocházelo k nadbytečné radiační zátěži či znehodnocení vyšetření.

Závěr: Všechny výše jmenované aspekty jsou podrobněji probrány a shrnuty v rámci tohoto pojednání. Potřeba radionuklidových generátorů v nukleární medicíně je zjevná a je třeba jim věnovat pozornost. Výzkum a vývoj nových typů generátorů založených i na nových radionuklidech je velmi důležitý. S jejich pomocí budou další nové radionuklidy dostupnější a budeme opět o krok blíže personalizované medicíně.

Klíčová slova:

radiofarmaka – příprava radionuklidů – jaderný reaktor – cyklotron – radionuklidový generátor – kontrola kvality

Úvod

Nárůst včasně diagnostikovaných onemocnění souvisí s postupným rozvojem moderních diagnostických metod. To vše je úzce spjato s využitím nových radionuklidů a radiofarmak. Po včasné diagnostice onemocnění je následně otevřena celá řada možného využití radiofarmak také v oblasti terapie. Z hlediska potřeb diagnostiky i terapie existuje široká škála vhodných radionuklidů. Ty jsou připravovány a zkoumány s cílem využít jejich fyzikálně-chemických vlastností, jakými jsou např. poločas přeměny, skupenství nebo valence (s ní související vaznost), pro přípravu vhodné lékové formy a její následné aplikace pacientům.

Díky novým poznatkům roste i počet používaných radionuklidů a radiofarmak v nukleární medicíně. Hlavně v posledním desetiletí jsou mnohem více využívány jak ve výzkumu, tak i v klinické praxi systémy poskytující po eluci zejména alfa zářiče, přeměňující se kaskádou několika alfa a beta přeměn, např. ²²³Ra (²²⁷Ac/²²⁷Th/²²³Ra generátor) ^1,2 nebo ²¹³Bi (²²⁵Ac/²¹³Bi). ^3–5 Obdobně byly v posledních desetiletích vyvíjeny a zkoumány radionuklidové generátory pro PET, kde nejvíce klinicky používanými jsou ⁶⁸Ge/⁶⁸Ga generátory. ^6,7 Zcela nejvýznamnější postavení z hlediska klinických aplikací zaujímají ⁹⁹Mo/^99mTc generátory. ^8–10 Od určitých chemických forem používaných radionuklidů a separačních postupů je již ustoupeno nebo byly nahrazeny či rozšířeny postupy jinými nebo jejich modifikovanými variantami. V rámci tohoto článku bychom se rádi věnovali obecnému přehledu a výčtu základních znalostí ohledně radionuklidových generátorů v kontextu chemie radiofarmak a lékopisné kontroly kvality. Svou pozornost zaměříme na možné způsoby přípravy radionuklidů a jejich následného využití v konstrukci generátorového systému. V dalších navazujících článcích bychom se rádi zaměřili na jednotlivé typy radionuklidových generátorů využívaných jak v běžné klinické praxi, tak i v experimentálním výzkumu a vývoji.

Radiofarmaka

Radiofarmaka jsou radioaktivní sloučeniny, obsahující jeden nebo více radionuklidů, používané pro diagnostiku či terapii různých onemocnění. Mohou jimi být přímo samotné radioaktivní prvky jako ¹³³Xe, ¹³¹I, ⁹⁰Y apod., avšak více používanými jsou různé typy značených sloučenin, např. proteiny, organické molekuly, anorganické komplexy, peptidy, steroidy, nukleosidy nebo koloidy, rovněž i eluát z generátoru. K přípravě značených sloučenin je možné využít tzv. kitů, což jsou přípravky, které jsou určeny k rekonstituci nebo spojení s požadovaným radionuklidem a tím je získána konečná forma radiofarmaka. To vše je obvykle provedeno před podáním pacientovi. ^11–13 Téměř 95 % všech radiofarmak představuje skupina preparátů používaných pro diagnostiku. Zbylých 5 % tvoří radiofarmaka používaná pro účely terapeutické, kdy požadujeme udělení vysoké dávky v cíleně ozařované tkáni malignity.

Radiofarmaka jsou obvykle složena ze dvou komponent: radionuklidu a vlastního farmaka. V závislosti na jejich charakteru je určeno jejich následné použití. Ideální radiofarmakum je výsledkem optimalizace složení, struktury a vazebných poměrů těchto dvou komponent a to je základem jak pro diagnostické metody, tak i pro cílenou terapii. Samotný nosič či vektor radionuklidu by měl být minimálně toxický a bezpečný pro klinické použití. Radiofarmakum by mělo kromě výše zmíněného splňovat i následující požadavky: snadnou dostupnost (z hlediska výroby, ekonomických aspektů či vzdálenosti mezi místem výroby a aplikace), vhodný poločas přeměny radionuklidu (fyzikální i biologický) či vysokou měrnou radioaktivitu připraveného radionuklidu. ¹⁴

Při vývoji radiofarmaka je v první řadě důležité určit tkáň, do které bude radiofarmakum cíleno a na základě toho zvolit vhodný nosič. Dále je zvolen radionuklid s vhodnými vlastnostmi, který je následně navázán na zvolený nosič, pomocí kterého bude internalizován z místa aplikace do cílového prostoru s ohledem na fyziologickou funkci cíleného orgánu. V případě aplikace samotného radionuklidu podaného ve formě eluátu (roztoku nebo plynu) je jeho chování v organismu analogické s jeho neradioaktivním izotopem a je pravděpodobné jeho hromadění v určitých orgánech nebo tkáních. Dále je možný mimetický transport vzhledem k přirozeným iontům, např. ²²³Ra²⁺ je cíleno obdobně jako Ca²⁺, ^99mTcO_4- podstupuje analogické dráhy jako I^-, ⁶⁸Ga vykazuje afinity k transferinu analogicky jako např. Fe³⁺ apod. Radiofarmakum jako takové má minimální farmakologický efekt, jelikož je ve většině případů používáno pouze stopové množství biologicky aktivní látky. Pro diagnostické i terapeutické účely je využíváno záření vznikající přeměnou daného radionuklidu. ^13,15,16

V diagnostické praxi existují dva přístupy zobrazování. Prvním z nich je zobrazovací metoda SPECT, která využívá radionuklidy přeměňující se izomerním přechodem nebo elektronovým záchytem v rozmezí energií 100–200 keV. Ve druhém případě se jedná o PET zobrazování, kde jsou preferovány radionuklidy přeměňující se emisí pozitronů s dostatečnou energií. V oblasti diagnostických preparátů (preklinická i klinická fáze) se tedy využívá např. těchto radionuklidů: ^99mTc (γ), ¹²³I (EZ), ⁶⁸Ga (β⁺), ¹⁸F (β⁺), ¹¹C (β⁺). ^13,15

V terapeutické praxi jsou nejvíce využívány β^- zářiče. Avšak v klinické a preklinické fázi jsou také studovány a využívány zářiče emitující Augerovy elektrony a v poslední dekádě také radionuklidy přeměňující se emisí jedné alfa částice nebo kaskádou více alfa a beta přeměn, tzv. in vivo generátory (např. ²²³Ra, ²²⁵Ac apod.). Cytotoxické účinky ionizujícího záření na buňky tumorů jsou dobře známé. ^14,17 Nezanedbatelnou roli zde hrají i jejich geometrické vlastnosti (velikost, průřez) lišící se případ od případu, což pro každé onemocnění vyžaduje osobitý přístup. Rozdílné velikosti tumorů vyžadují rozdílný radiační zásah, tedy použití různých radionuklidů. Energie částic a LET (linear energy transfer) záření určuje charakter aplikace, např. β^- zářiče emitující elektrony o vyšší energii nelze použít k terapii příliš malých nádorů a metastáz. Tyto tvrdé β^- zářiče (¹⁸⁶Re, ⁹⁰Y) jsou používány pro terapii velkých tumorů a naopak pro léčbu menších tumorů jsou vyhledávány měkké β^- či α zářiče. Kromě nemocné tkáně je prakticky vždy zasažena také tkáň zdravá. ^14,15 Nedílnou součástí vývoje nových radiofarmak je posuzování velikosti malignit vzhledem k efektivní terapii pomocí β^- zářičů. S ohledem na radiosenzitivitu tumoru, proliferaci a nehomogenitu rakovinových buněk mají být zajištěny optimální léčebné podmínky.

Chemické vlastnosti radionuklidů musí umožnit vznik chemické vazby mezi nosičem a radionuklidem s co nejlepším výtěžkem a značená sloučenina musí vykazovat dostatečnou stabilitu in vivo po dobu několika poločasů přeměny. Jak již bylo zmíněno výše, musí produkty přeměny představovat pro organizmus minimální radiační zátěž. Z tohoto důvodu musí být důkladně uvážena chemická a biologická stránka problému, např. ionty sorbující se v kostních buňkách mohou být zdrojem nežádoucí radiační zátěže, což vede k hledání alternativních radionuklidů. Například u β^- zářičů, jakými jsou ¹³¹I a ⁹⁰Y, jež je deponováno v kostech, budou přijatelné vyšší radiační dávky u ¹³¹I než u ⁹⁰Y. ¹³ Vzhledem k aplikaci radiofarmak pacientům je nutné zajistit a kontrolovat jejich sterilitu, apyrogenitu, radiochemickou a radionuklidovou čistotu a splnit všechny další požadavky, které jsou kladeny na běžně dostupná farmaka. ¹²

Příprava radionuklidů

Procesy vedoucí od výchozího terčového materiálu ke konečné formě požadovaného radioaktivního preparátu skrývají přípravu daného radionuklidu jadernými reakcemi, separaci připraveného radionuklidu vhodnými postupy od terčového materiálu a jako konečný krok syntézu radiofarmaka v nejvhodnější chemické formě, v co nejvyšší čistotě a měrné radioaktivitě. Z hlediska přípravy medicinálních radionuklidů existují dva základní zdroje, jimiž jsou jaderné reaktory a částicové urychlovače, nejčastěji cyklotrony. Samostatnou podkategorii pak tvoří právě radionuklidové generátory, které umožňují separaci určitých radionuklidů přímo na pracovištích nukleární medicíny a reprezentují sekundární zdroje radionuklidů. ^13,15

Nejvhodnější reakce pro přípravu radionuklidu má poskytovat požadovaný radionuklid ve vysokém výtěžku a měrné radioaktivitě. Zároveň postup jeho výroby a izolace nesmí výrazně narušit chod samotného jaderného zařízení, ať už jaderného reaktoru nebo částicového urychlovače, přičemž ozářený terč musí být snadno zpracovatelný. ^16,18

Nejvýznamnější zdroj radionuklidů

Jaderné reaktory patří mezi velice specifické zdroje radionuklidů a produkují především radionuklidy vhodné pro SPECT zobrazování nebo terapii. Jedná se o zařízení, ve kterém probíhá řízená řetězová štěpná reakce, kdy dochází ke štěpení těžkých jader (např. ²³⁵U nebo ²³⁹Pu) neutrony a současně při jednom štěpném aktu vznikají dva středně těžké fragmenty a zhruba 2–3 neutrony. Zároveň je uvolněna energie asi 200 MeV, z čehož na vzniklé neutrony připadá energie asi 1,5 MeV. Tyto neutrony jsou nazývány okamžité neutrony a jsou schopny reakcemi typu (n,2n) vytvářet neutron-deficitní izotopy terčových nuklidů. Většina z nich je ale zpomalována interakcí na vhodných materiálech, např. voda, grafit nebo beryllium, na energii mnohonásobně menší (asi 0,025 MeV) a právě ty jsou nazývány termální. Takovéto neutrony jsou především esenciální pro udržení štěpné reakce a dále jsou využívány pro zisk nových radionuklidů díky záchytu neutronu jádrem reakcí (n,γ). To je ovšem závislé i na hodnotě účinného průřezu, který udává pravděpodobnost, s jakou bude neutron jádrem zachycen. Následně mohou nastat dva případy. Buď je jádro, které neutron absorbovalo, rozštěpeno a přispěje tak k pokračování reakce (to platí pouze v případě těžkého jádra ²³⁵U) nebo dojde k některé z jaderných reakcí. ^16,18

Při radiačním záchytu neutronu vzniká preparát, u kterého je nutné provádět následné chemické separace a jeho měrná radioaktivita není příliš vysoká. Takto jsou připravovány např. ⁹⁹Mo, ¹⁸⁸W pomocí následujících reakcí: ⁹⁸Mo(n,γ)⁹⁹Mo nebo ¹⁸⁷W(n,γ)¹⁸⁸W. Vzniklé radionuklidy jsou rovněž bohaté na neutrony a přeměňují se β^- přeměnou. Při záchytu neutronu spojeného se Szilard-Chalmersovým jevem dochází ke vzniku nového radionuklidu, jež sám dezintegruje a vlivem této přeměny dochází k přerušení chemické vazby v původní ozařované látce a vzniku nových chemických vazeb – tedy nových sloučenin, např. ⁹⁰Sr + ⁹⁰Y nebo ⁹⁹Mo + ^99mTc. Tento proces je velkým usnadněním při následné separaci, protože již nejde o oddělení izotopu z terče v té samé chemické formě, nýbrž ve zbrusu nové. Některé z medicinálně prospěšných radionuklidů ani není možné reakcí (n,γ) připravit nebo jen s velmi nízkou měrnou radioaktivitou, kdežto z produktů štěpení je můžeme izolovat v beznosičové formě o dostatečné měrné radioaktivitě. ^{13,15,16,18,19} Jadernými reakcemi mohou vznikat taktéž krátce žijící radionuklidy, které následně vedou ke kýženým produktům, např. ²²⁷Ra. ²⁰ Příklady radionuklidů vyráběných v jaderném reaktoru a používaných jako mateřské radionuklidy v radionuklidových generátorech v nukleární medicíně jsou společně s jadernou reakcí jejich přípravy uvedeny v Tab. 1.

Urychlovače částic

Mezi nejpoužívanější urychlovače částic pro přípravu medicinálních radionuklidů patří cyklotron. Jedná se o zařízení, v nichž jsou elektricky nabité částice získané v iontovém zdroji urychlovány v elektrickém poli, přičemž tvar jejich trajektorie je ovlivňován polem magnetickým. Tím lze cyklicky dosáhnout několikanásobného urychlení iontů a dosažení dostatečně vysoké energie vhodné pro následnou reakci. Oproti reaktorově připraveným radionuklidům jsou získaná jádra neutron-deficitní přeměňující se elektronovým záchytem nebo β⁺ přeměnou. ^15,16,18

Konstrukčně je cyklotron tvořen duanty, což jsou urychlovací elektrody umístěné ve vakuové komoře v konstantním magnetickém poli mezi póli elektromagnetu. Na duanty je připojen vysokofrekvenční oscilátor o frekvenci řádu jednotek až desítek MHz a amplitudě napětí 10–100 kV. Iontový zdroj je umístěn uprostřed vakuové komory. Kladný ion je urychlován tak, že v okamžiku, kdy opustí iontový zdroj, má elektroda 1 záporný náboj a elektroda 2 kladný náboj, ion je tedy urychlen směrem k elektrodě 1. Avšak uvnitř duantů je elektrické pole nulové a pohyb kladné částice je tedy ovlivněn pouze polem magnetickým. To stáčí částice dovnitř elektrody, dokud nevylétne do urychlovací mezery. Pokud je frekvence oscilátoru taková, že je právě ve chvíli, kdy je částice v urychlovací mezeře, změněno znaménko elektrod, dojde znovu k urychlení a zvětšení poloměru dráhy částice. Popsaný proces je opakován do té doby, dokud není ion vyveden vychylovací elektrodou ven z komory do terče. Obecně lze urychlovat nabité částice i negativní ionty, např. H^-, které se následně na přebíjecí uhlíkové fólii převedou na H⁺ ionty. Výběr takto připravených radionuklidů vhodných pro využití v radionuklidových generátorech jako mateřské radionuklidy společně s jadernou reakcí použitou pro jejich přípravu je uveden v Tab. 2. ^{16,18,22–25} Za zmínku stojí příprava přímo ^99mTc reakcí ¹⁰⁰Mo(p,2n). ²⁶

Radionuklidové generátory

Jak již bylo zmíněno výše, radionuklidové generátory jsou jedním ze způsobů získávání zajímavých radionuklidů pro nukleární medicínu. Jedná se o systém využívající genetické závislosti dvou (a více) radionuklidů, mateřského a dceřiného, spjatých vzájemně radioaktivní rovnováhou (posuvnou či trvalou), kde dceřiný radionuklid je oddělen elucí nebo jiným způsobem. Lze tak jednoduchým způsobem získat radionuklidový prekurzor, tedy radionuklid potřebný pro radioaktivní značení požadované sloučeniny před jejím podáním pacientovi. Z pohledu nukleární medicíny a v souvislosti se Zákonem o léčivech (378/2007 Sb., § 2, písm. i)) definujeme radionuklidové generátory jako systémy obsahující vázaný mateřský radionuklid, z něhož separujeme vznikající dceřiný radionuklid a následně jej používáme jako radiofarmakum nebo pro jeho přípravu. ^11,12

Jednou z největších výhod radionuklidových generátorů je, v porovnání s výše uvedenými zdroji radionuklidů, jejich dostupnost a fakt, že z nich lze získat krátkodobé radionuklidy časově i ekonomicky nenáročnou cestou ve velmi čistém stavu v beznosičové formě. Jejich další výhodou je snadný transport a zisk krátkodobých radionuklidů daleko od jaderných zařízení. Tyto skutečnosti, kterým předcházel jejich intenzivní výzkum a vývoj, zajišťují generátorům radionuklidů velmi prominentní postavení v moderní nukleární medicíně. ^13,15,16

Rovnováhy v radionuklidových generátorech

Pro potřeby pochopení principu jednotlivých radionuklidových generátorů je nutné věnovat pozornost kinetice radioaktivní přeměny v generátoru, která je charakterizována posuvnou nebo trvalou radioaktivní rovnováhou. ^13,16,18 Tyto znalosti jsou důležité např. pro výpočet maximální dosažitelné radioaktivity v daný čas či pro dobu použitelnosti radionuklidového generátoru z pohledu získané radioaktivity.

Z hlediska kinetiky přeměny přejde obecná diferenciální rovnice (1) vyjadřující úbytek mateřských jader (N₁) a vznik dceřiných jader (N₂) a jejich vlastní přeměnu (λ₂N₂) po integraci a vyčíslení konstant na vztah (2) za podmínek N₂ =N⁰₂ pro t = 0:

Tedy předpokládáme, že na počátku v čase t = 0 nebyl v pozorované soustavě dceřiný prvek vůbec přítomen a vztahy (3) a (4) reprezentují nárůst a úbytek dceřiných atomů (radioaktivity) z původně radioaktivně čistého mateřského radionuklidu. ¹⁸

Položíme-li derivaci vztahu (4) rovnu nule (vztah (5)), získáme úpravami vztah (6), který přísluší maximu přeměnové křivky. Je to čas, za který dojde k vyrovnání rychlosti rozpadu dceřiného radionuklidu s rychlostí jeho tvorby.

Pokud budeme uvažovat jednotlivé typy radioaktivních rovnováh, tak v závislosti na vstupních podmínkách lze vztah (2) následujícím způsobem zjednodušit. V případě posuvné radioaktivní rovnováhy jde o přeměnu dvou radionuklidů v genetické závislosti za předpokladu, že mateřský radionuklid má delší poločas přeměny než vznikající dceřiný (T_1/2,1 > T_1/2,2; tj. λ₁ < λ₂, kde λ₁ je přeměnová konstanta mateřského radionuklidu a λ₂ je přeměnová konstanta dceřiného radionuklidu) a je reprezentována vztahem (7),

kde je počet atomů mateřského radionuklidu v čase t = 0, N₂ je počet atomů dceřiného radionuklidu vzniklých v čase t, přičemž , kde N₁ je počet atomů mateřského radionuklidu přeměněných v čase t. Potom pro poměr počtu atomů dvou radionuklidů platí vztah (8) a pro poměr radioaktivit týchž radionuklidů můžeme vztah (8) přepsat do tvaru (9),

kde A₁ je (absolutní) radioaktivita mateřského a A₂ (absolutní) radioaktivita dceřiného radionuklidu. V rovnováze je radioaktivita dceřiného radionuklidu větší než mateřského o faktor λ₂/(λ₂ – λ₁). V pozorovacím čase je pak možné sledovat stejný pokles radioaktivity obou radionuklidů a to díky klesajícímu počtu atomu mateřského radionuklidu, ze kterého následně vzniká i nižší počet radionuklidů dceřiných.

Na Obr. 1 je znázorněna kinetika posuvné radioaktivní rovnováhy v radionuklidovém generátoru. ¹⁸ Křivka a představuje nezávislou radioaktivitu mateřského radionuklidu, křivka b znázorňuje nárůst dceřiného radionuklidu ve frakci mateřského. Křivka c je superpozicí radioaktivity jak mateřského, tak dceřiného radionuklidu a křivka d představuje pokles radioaktivity čerstvě izolovaného dceřiného radionuklidu; t_max je čas, v němž radioaktivita dosahuje maximální hodnoty. Příkladem takového radionuklidového generátoru je ⁹⁹Mo/^99mTc generátor, který je používán na pracovištích nukleární medicíny dlouhá léta zcela rutinně. ⁸

Avšak pro popis konstrukce některých generátorů je výhodnější využití trvalé radioaktivní rovnováhy, kdy má mateřský radionuklid v porovnání s dceřiným radionuklidem nepoměrně delší poločas přeměny. ^13,16,18

Pokud je tedy přeměna mateřských atomů (úbytek radioaktivity) v pozorovacím čase tp zanedbatelná (λ₂ >> λ₁, T₁ >> T₂), je zmenšení počtu atomů mateřského radionuklidu zanedbatelné, T₂ < t_p << T₁. Vztah (10) vznikne jako důsledek zjednodušení aplikací výše uvedených podmínek ze vztahu (3). Limita členu ve vztahu (10) je lim(λ₂ – λ₁) → λ₂ a zjednodušení vede ke vztahům (11) a (12) resp. (13) a (14). 18

Po dostatečně dlouhé době (t_p >10T₂ ) je pak člen 

, takže jej lze zanedbat (oproti jedničce) a dostáváme limitní vztahy (13) – (15):

Praktický dopad je takový, že po dostatečně dlouhé době (t_p > 10T₂) je poměr počtu atomů mateřského a dceřiného radionuklidu stálý. Radioaktivita mateřského radionuklidu je rovna radioaktivitě dceřiného radionuklidu a v pozorovací době nabývají limitní časově neproměnné hodnoty. Úhrnná radioaktivita soustavy v rovnovážném stavu je pak dána součtem radioaktivity mateřského a dceřiného radionuklidu. (Obr. 2) Příkladem takového generátoru používaného v nukleární medicíně je ⁶⁸Ge/⁶⁸Ga generátor. ^13,16,18,28

Na Obr. 2 křivka a představuje radioaktivitu mateřského radionuklidu. Křivka b ukazuje nárůst dceřiného radionuklidu ve frakci mateřského (čerstvě vyčištěná) a křivka b´ představuje pokles radioaktivity čerstvě izolovaného dceřiného radionuklidu. Křivka c je výslednou superpozicí radioaktivity jak mateřského, tak dceřiného radionuklidu. ¹⁸

Další příklady používaných či studovaných radionuklidových generátorů jsou uvedeny v Tab. 3 spolu se způsobem přípravy jejich mateřského radionuklidu a přeměnou, které podléhá. U dceřiného radionuklidu je uveden typ jeho přeměny a dále jeho aplikace. ^{13,16,19,21–25,27–31}

Generátory používané v klinické praxi podléhají vysokým nárokům na kvalitu a regulaci. Produkce mateřských radionuklidů, jejich separace z terčových materiálů, chemicko-technická stránka konstrukce a rovněž separační procesy týkající se dceřiného radionuklidu jsou faktory ovlivňující diskutované vlastnosti. ^13,16 Z hlediska získání mateřského radionuklidu s co nejvyššími výtěžky a dosažení vysoké čistoty je nezbytně nutné zvolit vhodný separační postup a pokud je to možné, co nejvíce jej technologicky optimalizovat. Základem úspěšné separace je nalezení optimální chemické formy terčového materiálu, ze kterého bude posléze izolován mateřský radionuklid. Pomocí optimalizovaných metod separace (nejčastěji ionexová chromatografie nebo extrakce) lze docílit vysokých výtěžků a vysoké radiochemické čistoty v minimálním objemu. Efektivní a jednoduchá manipulace v kombinaci s radiační bezpečností při práci a radiační stabilitou zpracovaných materiálů jsou obsaženy v požadavcích na regulaci a kontrolu. ^{12,13,15,16,32,33}

Typy radionuklidových generátorů

Princip všech radionuklidových generátorů je založen na separaci dceřiného radionuklidu od mateřského, které mají odlišné chemické a fyzikální vlastnosti. Díky rozdílu chemických vlastností lze eluovat dceřiný radionuklid v beznosičové formě, zatímco mateřský radionuklid zůstává uvnitř radionuklidového generátoru v původní chemické formě. Základní separační metody, jež jsou využívány v generátorové technice, reprezentují eluční techniky (kolonová chromatografie ev. eluce z připravených gelů), extrakční techniky (kapalinová extrakce) a destilační techniky (sublimace ev. suchá destilace). K eluci dceřiného radionuklidu z kolonky naplněné stacionární fází s určitou chemickou formou mateřského radionuklidu může být použito jak kapalin (např. fyziologický roztok, různě koncentrované roztoky kyselin ev. směsi kyselin a organických rozpouštědel), tak plynů (např. vzduch nebo inertní plyn).

Nejvíce zastoupeny jsou generátory založené na chromatografických metodách, např. extrakční, rozdělovací (⁹⁹Mo/^99mTc) nebo ionexové (²²⁷Ac/²²⁷Th/²²³Ra). ^8,15 Gelové typy radionuklidových generátorů jsou nejvíce známy především z ⁹⁹Mo/^99mTc systémů pro centralizovanou přípravu, kde byly připravovány bazickou cestou Zr-Mo gely nebo Ti-Mo gely, které byly následně ozařovány v jaderném reaktoru. Eluce ^99mTc z gelových generátorů byly prováděny fyziologickým roztokem s výtěžky 70–98 %. ^34–36 Příkladem, kdy je jako mobilní fáze využit vzduch nebo inertní plyn, je ⁸¹Rb/^81mKr generátor, ve kterém je stacionární fáze tvořena iontoměničovým terčíkem (papírkem nebo membránou) promývána vzduchem z čerpadla o konstantní průtokové rychlosti. ³⁷

Na Obr. 3 je zobrazena obecná konstrukce nejběžněji používaného typu radionuklidových generátorů, kde je mateřský radionuklid zakotven na sorbentu/iontoměniči nebo polymeru. To vše je uzavřeno v plastové nebo skleněné kolonce (K) mezi dvě frity (F₁ a F₂) a na vstupní i výstupní straně kolonky mohou být ventily (V₁ a V₂), popřípadě uzavírací nástavec (U) s konektorem. Kolonka (K) je umístěna za stíněním (S) z důvodu minimalizace radiační zátěže personálu.

Chromatografické generátory využívají výhod anorganických iontoměničů nebo oxidických materiálů jako sorbentů mateřského radionuklidu. Tyto materiály vynikají vysokým měrným povrchem, chemickou, tepelnou a radiační stabilitou oproti např. organickým iontoměničům. Speciální skupinu sorbentů reprezentují hydratované oxidy, které jsou schopny zachytávat a vyměňovat jak kationty, tak i anionty disociací hydroxylové skupiny.

Rovnice (16) odpovídá disociaci v kyselém prostředí, ve kterém hydratované oxidy fungují jako měniče aniontů. Rovnice (17) popisuje disociaci v bazickém prostředí, kde hydratované oxidy pracují jako měniče kationtů. Hodnota pH, při které dochází ke změně způsobu disociace, bývá označována jako izoelektrický bod a v jeho okolí může docházet k oběma způsobům disociace zároveň. ³⁸ Výše popsaný jev se uplatňuje zejména v radionuklidových generátorech, kde jsou jako sorbenty mateřského radionuklidu použity hydroxid hlinitý, hydroxid železitý, oxidy ciničitý, zirkoničitý, titaničitý, křemičitý, hlinitý, ceričitý atd. Dalšími zkoumanými materiály vhodnými jako stacionární fáze jsou nerozpustné sraženiny vícemocných prvků s některými kyselinami, soli heteropolykyselin, syntetické hlinitokřemičitany, apatity, sulfidy a sulfáty alkalických zemin. Zajímavou skupinu zkoumaných sorbentů reprezentují také kompozitní nanomateriály, kde nosičem je polymerní matrice plněná převážně hydratovanými oxidickými sorbenty nebo heteropolysloučeninami. ⁷

Při přípravě generátoru je optimální, pokud sorpce mateřského radionuklidu probíhá co nejrychleji, prakticky z více než 95–99 % do prvních 10 minut, a jeho desorpce prakticky neprobíhá, tedy eluce mateřského radionuklidu z kolonky generátoru je na hranici měřitelnosti. Průnik mateřského radionuklidu je sledován jak při konstrukci generátoru, tak při jeho provozu a z hlediska funkce generátoru se jedná o důležitý parametr, který slouží ke stanovení sorpční kapacity a také životnosti generátoru. U použitých sorbentů je potřeba určit sorpční kapacitu pro mateřský radionuklid. Stanovení může být provedeno měřením průnikové křivky mateřského radionuklidu, kdy je na sorbentem naplněnou kolonku pomalým konstantním průtokem přiváděn mateřský radionuklid, přičemž jsou jímány frakce o stejném objemu, resp. hmotnosti. Sorpční kapacita je pak vypočtena z úbytku radioaktivit v jednotlivých frakcích ve srovnání se standardem mateřského radionuklidu. V případě, že dochází k průnikům mateřského radionuklidu do eluátu, není již možné takový generátor prakticky využívat, neboť je ohrožená radionuklidová čistota eluátu a rovněž následná příprava radiofarmaka. Průnik mateřského radionuklidu je ovlivněn chemickými vlastnostmi sorbentu, jeho stářím a radiační stabilitou. ³⁹

Extrakční radionuklidové generátory jsou založeny na principu kapalinové extrakce, která je prováděna organickými extrakčními činidly, např. butan-2-on. Dceřiný radionuklid přechází do organické fáze a mateřský radionuklid zůstává ve vodném roztoku. Rozdělovací poměr je dán poměrem koncentrací, resp. radioaktivit dceřiného radionuklidu v organické a ve vodné fázi. Po extrakci je nezbytné provést úpravu izolovaného dceřiného radionuklidu, následné odpaření a rekonstituci z fyziologického roztoku. Tento typ radionuklidového generátoru byl studován např. pro zisk ^99mTc či ⁶⁸Ga, avšak nedoznal rutinního klinického uplatnění. ^28,40

U sublimačních radionuklidových generátorů je matrice obsahující mateřský radionuklid zahřívána na vysoké teploty, přičemž je promývána nosným plynem. Matrice samotná může působit jako katalyzátor oxidace a nosný plyn jako oxidační činidlo. Izolovaný dceřiný radionuklid s nosným plynem je jímán do pracovního roztoku. Příkladem takového zařízení může být systém využívající eutektika karbidu křemíku – oxidu molybdenového – oxidu vanadičného (SICCATEC), kde je sublimace prováděna horkým vzduchem při teplotě lože 700 °C a ^99mTc-heptoxid je veden přes filtry do lahvičky s fyziologickým roztokem nebo vodou, kde je zachycen a hydratován. ⁸

Z chemického hlediska je k porovnání vhodnosti použití jednotlivých typů radionuklidových generátorů či jednotlivých materiálů využit separační faktor α, který je definován jako poměr distribučních koeficientů mateřského a dceřiného radionuklidu v daném eluátu v případě kolonové separace nebo v extrakčním činidle v případě extrakce. ³⁹ Zajímavé jsou taktéž korelace sorpčních vlastností použitých materiálů s měrnou velikostí jejich povrchu a velikostí krystalové fáze ev. velikostí částic, což do jisté míry může souviset i s teplotou opracování materiálů (např. hydrotermální úpravy poskytují větší částice, tepelné úpravy kalcinací mohou vést ke zhoršení separačního faktoru).

 

Kontrola kvality eluátu

Nároky na kvalitu radionuklidových generátorů jednoznačně specifikuje lékopisný článek, ve kterém jsou uvedeny základní požadavky na terčové materiály a jejich vlastnosti, zkoušky totožnosti a čistoty, skladování, označování, detekci a měření radioaktivity. ¹² Radionuklidový generátor musí být sterilní a apyrogenní. Toho lze dosáhnout buď sterilizací v autoklávu, nebo jeho přípravou z již sterilních komponent za aseptických podmínek. K udržení těchto podmínek jsou k některým generátorům přidávána antiseptická činidla či membránové filtry.

Kontrolu kvality radionuklidových generátorů představují následující kritéria: účinnost eluce, radionuklidová, radiochemická a chemická čistota eluátu apod. ^12,32 Tato kritéria by měla být během používání kontrolována, aby nedocházelo k používání nekvalitního radionuklidového generátoru.

• Účinnost eluce
  Fungování generátoru lze vyjádřit právě účinností eluce, kdy je porovnávána eluovaná radioaktivita a teoreticky dostupná radioaktivita v generátoru a je vyjadřována v procentech. Účinnost eluce by měla být po dobu použitelnosti generátoru konstantní. Vliv na účinnost eluce může mít i nepravidelnost v používání generátoru, kdy dochází ke znečišťování eluátu např. hromaděním produktů přeměny daného radionuklidu. Tyto nečistoty jsou po určité době již nezanedbatelné a mohou způsobit problémy při následujících procesech, např. přípravě radiofarmak či zobrazování v těle pacienta (difuzní obraz, artefakty).
• Radionuklidová čistota eluátu
  Radionuklidová čistota je definována jako poměr radioaktivity daného radionuklidu a celkové radioaktivity, vyjádřena je v procentech. Závisí na poločasech přeměny, množství daného radionuklidu a dalších kontaminantů, a jejich změně v čase.
  Radionuklidové nečistoty jsou především spojeny s přípravou mateřských radionuklidů, ať už v jaderném reaktoru, nebo na urychlovači částic. Pro každou nečistotu je pak uvedeno limitní procento radioaktivity z celkové radioaktivity, které nesmí být překročeno. ^12,32,41 Tyto nečistoty mohou následně znehodnotit radiofarmakum či zvýšit radiační zátěž pacienta. Radionuklidy přeměňující se γ-přeměnou jsou stanovovány pomocí γ-spektrometru polovodičovým (HPGe) detektorem. V případě alfa zářičů je možné provést spektrometrii α nebo alternativně provést chromatografickou separaci nečistot s následnou γ-spektrometrií. ⁴² Čisté β- zářiče je obtížné stanovit, lze tak učinit např. pomocí kapalinového scintilačního spektrometru. Přítomnost dlouhodobých nečistot v malém množství je těžké detekovat v přítomnosti velkého množství krátkodobých radionuklidů. Dlouhodobé nečistoty lze stanovit teprve po vymření těch krátkodobých. ⁴³
• Radiochemická čistota eluátu
  Radiochemická čistota je definována jako poměr daného radionuklidu přítomného v určité chemické formě a celkové radioaktivity preparátu vyjádřena v procentech. Ke vzniku radiochemických nečistot může dojít vlivem rozpouštědel, změn teploty či pH, světla, přítomnosti oxidačních a redukčních činidel či radiolýzy. Přítomnost těchto nečistot může způsobit nízkou kvalitu získaného obrazu pro vysoké pozadí okolní tkáně a dále způsobí zbytečnou radiační zátěž pro pacienta. ^13,15,16
  Díky již výše zmíněným vlivům je stabilita preparátu závislá na čase. Čím déle je těmto vlivům preparát vystaven, tím větší je pravděpodobnost, že dojde ke vzniku nečistot. Z tohoto důvodu je nutné dodržovat dobu použitelnosti jak samotného eluátu, tak i radiofarmak. Rovněž kondicionace (čistící eluce), zvlášť u vysoce radioaktivních generátorů, především pak u ⁶⁸Ge/⁶⁸Ga generátoru, je samozřejmostí. Pro stanovení nečistot je využíváno několik metod: srážení, papírová, tenkovrstvá nebo gelová chromatografie, papírová a gelová elektroforéza, iontová výměna, extrakce nebo vysokoúčinná kapalinová chromatografie. ^12,13,16
• Chemická čistota eluátu
  Chemická čistota preparátu je definována jako poměr hmotnosti sledované chemické formy látky k celkové hmotnosti všech chemických látek po vyloučení pomocných látek a rozpouštědel vyjádřena v procentech.
  Přítomnost chemických nečistot v preparátu před přidáním radioaktivní látky může vést ke vzniku značených látek, které mohou interferovat při diagnostických vyšetřeních či terapii nebo způsobit toxický efekt. Chemická čistota bývá stanovena zpravidla chromatograficky v kombinaci s vhodnými spektrálními technikami. Čištění může být provedeno jednou z následujících metod chemické sepa- race: srážení, extrakce nebo destilace. ^12,13,16
  V eluátu je především nutné sledovat přítomnost kovů, které mohou prosakovat při separaci. Existuje několik lékopisných metod pro jejich stanovení. Jedná se o metody chromatografické, kde se využívá ionexové chromatografie, dále je možné využít polarografie či potenciometrické titrace s jodičnanem draselným, atomové absorpční spektroskopie nebo hmotnostní spektroskopie s indukčně vázanou plazmou. V případě extrakčních systémů radionuklidových generátorů je také nutné sledovat množství reziduálních rozpouštědel, což lze provádět např. pomocí plynové chromatografie. ^12,32
• Další kritéria
  Jedním z dále sledovaných kritérií je čirost použitého eluátu. V ideálním případě je eluát bezbarvý a bez pouhým okem viditelných částic. Eluát by také měl mít požadované pH a to z důvodu jeho stability a neporušenosti. Optimální pH je 7,4 (jedná se o pH krve), především pokud se jedná o přímou intravenózní aplikaci. Avšak díky pufrační kapacitě krve je možné použít preparát s pH mezi 2 a 9. Mezi další sledovaná kritéria eluátu patří také správná iontová síla, osmolarita nebo isotonicita. ^12,13,32
  Dalšími důležitými kritérii pak jsou sterilita a apyrogenita. Sterilní preparát je prostý mikroorganismů. Sterilizace je možné dosáhnout např. použitím autoklávu, membránovou filtrací nebo použitím sterilních výchozích látek. Pyrogenní látky, jako polysacharidy nebo proteiny produkované mikroorganismy, způsobují v extrémních případech horečky, zimnice, malátnost, leukopenii, pocení či bolesti hlavy. Nežádoucí reakce pak nastupují mezi 30 minutami a 2 hodinami po podání a většinou odeznívají do 10–12 hodin. Důležitým poznatkem je, že sterilní přípravek nezaručí apyrogenitu, jelikož pyrogeny jsou rozpustné a tepelně odolné. K zabezpečení apyrogenních přípravků je nejjednodušším přístupem pracovat se sterilními materiály a pomůckami, kdy nejsou přítomny mikroorganismy, které tyto pyrogeny produkují. ^12,13,32

Závěr:

Historický vývoj i aktuální stav nukleární medicíny jednoznačně dokládá, že radionuklidové generátory jsou esenciálními zdroji pro kliniky a oddělení nukleární medicíny a každodenní příprava radiofarmak se bez nich již neobejde. Nových i již používaných radionuklidů v nukleární medicíně je celá řada. Způsobů jejich přípravy je již nepřeberné množství, avšak z hlediska nukleární medicíny se v určitých případech stává nejvhodnější cestou přípravy právě generátorový systém. Na tento fakt především ukazuje právě ⁹⁹Mo/^99mTc generátor, který je každodenně používán na pracovištích k přípravě diagnostických radiofarmak. Jedná se o pohodlnou, logisticky i ekonomicky dostupnou ingredienci pro přípravu radiofarmak v jakoukoliv denní dobu. Vývoj a rozšíření používání radionuklidových generátorů s nově zaváděnými radionuklidy otevírá cestu ke zkvalitnění léčby a možnosti větší personalizace celého procesu. Důvodů, proč se věnovat vývoji nových generátorových systémů je celá řada, avšak je i důležité věnovat pozornost již používaným generátorům, bezpečně pochopit jejich princip a tím docílit i bezpečného používání. V rámci tohoto článku jsme se zaměřili na obecné poznatky, základní fyzikální principy a postupy důležité pro všechny typy generátorů a v následujících pojednáních, která budou navazovat na tento úvodní článek, se budeme dále věnovat již konkrétním příkladům a aplikacím jednotlivých radionuklidových generátorů, ať již běžně používaných, nebo prozatím studovaných v preklinických či klinických testech a experimentálním výzkumu a vývoji.

Poděkování:

Tato práce byla podpořena grantem Technologické agentury ČR, č. TJ01000334.

martin.vlk@fjfi.cvut.cz