DE10344101B3

DE10344101B3 - Verfahren zur Herstellung von trägerfreiem 72As und Vorrichtung zur automatischen Herstellung von trägerfreiem 72As und trägerfreiem 72As (III)-Halogenid sowie deren Verwendung

Info

Publication number: DE10344101B3
Application number: DE2003144101
Authority: DE
Inventors: Marc Jennewein; Frank Prof. Dr. Rösch; Jörg Dr. Brockmann
Original assignee: Johannes Gutenberg Universitaet Mainz
Current assignee: Johannes Gutenberg Universitaet Mainz
Priority date: 2003-09-24
Filing date: 2003-09-24
Publication date: 2004-12-30
Anticipated expiration: 2023-09-25
Also published as: WO2005031758A3; WO2005031758A2

Abstract

Die Darstellung von trägerfreiem ·72·As erfolgt an einem Radionuklidgenerator 10, ausgehend von einem Germaniumtarget, das in einem ersten Reaktionsgefäß 8 gelöst wird. Das trägerfreie ·72·As-Eluat wird in einem zweiten Reaktionsgefäß 9 mit KI umgesetzt und das Produkt ·72·AsI¶3¶ über eine Festphasenextraktionskartusche 11 abgetrennt. Die Umsetzung der ·72·As-Eluat kann neben Iod auch mit den halogeniden Br und Cl vorgenommen werden. Aus den gewonnenen Arsenhalogeniden werden Radiopharmaka und Radiotherapeutika hergestellt.

Description

Die Erfindung betrifft ein Verfahren zur Herstellung von trägerfreiem ⁷²As und eine Vorrichtung zur automatischen Herstellung von trägerfreiem ⁷²As und trägerfreiem ⁷²As(III)-Halogenid, welche in der Chemie und Radiopharmazie sowie Nuklearmedizin verwendet werden. Insbesondere betrifft die Erfindung die Gewinnung von und Synthesechemie mit trägerfreiem (im Folgenden bezeichnet mit "no-carrier-added" bzw. "nca")⁷²As und ⁷²As(III)-Halogeniden.
Hintergrund der Erfindung
Mit Hilfe der Positronen-Emissions-Tomographie (PET) ist es möglich, biochemische Prozesse in vivo zu quantifizieren. Dazu sind beispielsweise neurobiologisch oder tumorbiologisch relevante Moleküle mit solchen geeigneten Radioisotopen zu markieren, die eine hohe Positronen-Emissionsrate haben. Diese Positronen treffen in unmittelbarer Nähe ihres Emissionsortes auf Elektronen und werden beim Zusammenstoß mit diesen vernichtet. Die dabei entstehende Annihilationsstrahlung besteht zum größten Teil aus zwei γ-Strahlen mit einer Energie von jeweils 511 keV. Die beiden Photonen werden in einem Winkel von 180 Grad ausgestrahlt. Diese Tatsache ermöglicht, tomographisch den Ort des Zusammenstoßes zu berechnen. Mit Hilfe einer Koinzidenzschaltung werden die beiden Photonen von zwei gegenüberliegenden Detektoren registriert. Die erhaltenen Informationen werden mit Hilfe tomographischer Algorithmen in Bilder und Zeit-Aktivitäts-Daten umgerechnet. Wendet man die PET zum Beispiel beim Menschen an, liefern die dabei entstehenden Aufnahmen Informationen über Stoffwechselvorgänge einzelner Organe.
Die meisten PET-Pharmaka enthalten kurzlebige Radioisotope wie zum Beispiel Fluor-18, Kohlenstoff-11, Stickstoff-13 oder Sauerstoff-15. Sind die zu untersuchenden Vorgänge viel langsamer als die Halbwertszeit der genannten Radioisotope, können die mit solchen Radioisotopen markierten Radiopharmaka nicht eingesetzt werden. Ein längerlebiges Radioisotop könnte in solchen Fällen sehr hilfreich sein, langsam ablaufende Stoffwechselvorgänge zu untersuchen.
Arsen-72ist ein potentielles PET-Radioisotop zur Untersuchung langsam ablaufender Stoffwechselvorgänge. Die Halbwertszeit von Arsen-72beträgt 26 h und es emittiert mit einer hohen Rate von 88% Positronen mit E_{β+ max.} = 2,5 MeV. Es kann direkt über verschiedene Kernreaktionen an Zyklotronen produziert werden; z. B. über die Reaktionen ⁷²Ge(p,n), ⁷²Ge(d,2n), ⁶⁹Ga(α,n), ⁷¹Ga(α,3n), ⁷¹Ga(³He,2n).
Zur Herstellung kurzlebiger Radioisotope verwendet man entweder Nuklear-Reaktoren oder ein Zyklotron, welches dann aber in der Nähe des Tomographen stehen muss. Eine Alternative zur Erzeugung vor Ort ist die Darstellung mit Hilfe eines Isotopen-Generators. Der Vorteil des Generators liegt darin, dass die Produktion des in der Regel relativ langlebigen Generator-Mutterisotops nicht in der Nähe des PET-Tomographen stattfinden muß.

Arsen-72 entsteht auch bei dem radioaktiven Zerfall von Selen-72. Selen-72 mit einer Halbwertszeit von 8,5 d dient somit als Generator-Mutterisotop für ⁷²As. Das ⁷²Se selbst läßt sich ebenfalls über verschiedene Kernreaktionen herstellen. Dazu zählen vor allem Spallationsreaktionen mit Protonen, beispielsweise an RbBr, wie in den Dokumenten US 5 371 372 A , WO 93/04768 A1 oder die Direkt-Prozesse ⁷⁰Ge(α,2n) bzw. ⁷²Ge(³He,2n), wie in S. H. Al-Kouraishi und G. G. J. Boswell „An Isotope Generator for ⁷²As", International Journal of Applied Radiation and Isotopes, Vol. 29, Seiten 607–609 (1978) beschrieben.

Bislang ist ein Generatorprinzip publiziert worden [S.H. Al-Kouraishi, G.G.J. Boswell, Int. J. Appl. Rad. Isot. 29 (1978) 607], das auf einer säulenchromatographischen Elution des ⁷²As beruht, während ⁷²Se als Se⁰ auf dem Säulenmaterial verbleibt. Dazu wird ⁷²Se vorher mit Se- Trägerzusatz reduziert. Die Elutionsausbeuten betragen 70 %, was auf den Se-Trägergehalt zurückzuführen ist. Das Elutionsvolumen ist mit ca. 15 ml sehr groß.

Zwei weitere ⁷²Se/⁷²As-Generatorprinzipien sind in den Dokumenten US 5 371 372 , WO 93/04768, DE 100 28 056 A1 beschrieben. Das ⁷²Se wird gemäß 5 371 372 aus mit Protonen bestrahltem RbBr gewonnen. Bei diesem Verfahren sind jedoch viele Reinigungsschritte von Nöten, um ⁷²Se in reiner Form darzustellen. Der zyklische Abtrennschritt des ⁷²As erfolgt dadurch, dass jedesmal zuerst selenige Säure zugegeben, danach mit Hydrazinhydrochlorid das Trägerselen zusammen mit ⁷²Se zu metallischem Selen reduziert und abfiltriert wird. ⁷²As verbleibt in der Lösung. Zur Vorbereitung des nächsten Trennzyklus muß das reduzierte Selen wieder oxidativ mittels H₂O₂ in Lösung gebracht werden. Dann wird über zwei Tage ⁷²As in dieser Lösung generiert.

Gemäß der DE 100 28 056 A1 wird das ⁷²As als ⁷²AsCl₃ im HCl-Gasstrom von einer ⁷²Se-haltigen Lösung abdestilliert. Nachteile dieses Systems sind die Redoxinstabilität des Generators, der vor jedem Abtrennungsvorgang zunächst mit Königswasser reoxidiert werden muss, sowie der apparative Aufwand einer radioaktiven Destillation im HCl-Gasstrom. Des Weiteren wird dort das ⁷²As primär in Aktivkohle aufgefangen und steht nicht unmittelbar für radiopharmazeutische Synthesen zur Verfügung.

Im Hinblick auf diese Nachteile stellt sich für die Erfindung die Aufgabe ein Verfahren zur Herstellung von trägerfreiem ⁷²As und eine Vorrichtung zur Herstellung von trägerfreiem ⁷²As und trägerfreiem ⁷²As(III)-Halogeniden in solchen Formen zu schaffen, die für anschließende nca ⁷²As-Synthesen und Verweudung als Radiopharmaka für PET-Untersuchungen und Radiotherapeutika (analoge Chemie mit ⁷⁷As) geeignet sind.

Diese Aufgabe löst erfindungsgemäß ein Verfahren zur Herstellung von trägerfreiem ⁷²As durch folgende Verfahrensschritte:

(a) Bestrahlen eines Targets aus Germanium oder Germaniumverbindungen, mit natürlicher Isotopenzusammensetzung des Germaniums oder isotop angereichertem Germanium,
(b) chemisches Abtrennen von ⁷²Se von dem bestrahltem Target,
(c) Reduktion von trägerfreiem ⁷²Se zu ⁷²Se⁽⁰⁾,
(d) Überführen und Fixieren des trägerfreien ⁷²Se⁽⁰⁾ auf einen Radionuklidgenerator in Gestalt einer Festphasenextralctionskartusche, auf der ⁷²As durch radioaktiven Zerfall von ⁷²Se⁽⁰⁾ generiert wird, und
(e) chemisches Abtrennen des trägerfreien ⁷²As von ⁷²Se⁽⁰⁾ mit Hilfe eines protogenen Lösungsmittels.

Die Verfahrensschritte (a) bis (e) werden mit trägerfreiem ⁷²Se ausgeführt, können aber ebenso mit geträgertem ⁷²Se durchgeführt werden.

Die weitere Ausgestaltung des Verfahrens ergibt sich aus den Merkmalen der Ansprüche 3 bis 9.

Im Rahmen der zu lösenden Aufgabe wird auch ein Verfahren zur Weiterverarbeitung von trägerfreiem ⁷²As, hergestellt nach den Ansprüchen 1 bis 8, zu trägerfreiem ⁷²As(III)-Halogenid, durch folgende Verfahrensschritte angegeben:

(a) Hinzufügen eines Halogenids wie KI zu dem trägerfreiem ⁷²As, das als Eluat mit Hilfe von konzentrierter Flußsäure HF_konz gewonnen wurde,
(b) Erwärmen der konzentrierten Flußsäure HF_konz und des Eluats auf eine Temperatur von 35 bis 45 °C und Einwirken der konzentrierten Flußsäure HF_konz über eine Zeitspanne von 10 bis 15 min bis zur Bildung von Arsenhalngenid,
(c) Überführen und Fixieren des Arsenhalogenids auf einer Festphasenextraktionskartusche, die vor dem Aufgeben der Lösung von Arsenhalogenid gemäß Schritt (b) mit einem organischen Lösungsmittel und Wasser konditioniert wird,
(d) Spülen mit einem organischen Lösungsmittel, wie Chloroform oder Ethanol, der aufgegebenen Lösung von Arsenhalogenid, und
(e) Trocknen des eluierten Arsenhalogenids mit einem Trocknungsmittel, wie Calciumchlorid. in einer Trocknungskartusche und Auffangen des Arsenhalogenids in einem Produktgefäß.

Als Target zur Erzeugung des Mutternuklides für einen ⁷²Se/⁷²As Radionuklidgenerator wird natürliches Germanium oder hochangereichertes ⁷⁰Ge verwendet werden. Die Darstellung des ⁷²Se erfolgt hier über (α,2n)- oder (3He,3n)-Reaktionen an Germanium oder Germanium-Verbindungen. Das bestrahlte Germaniumtarget wird beispielsweise in HF_konz bei einer Temperatur von 50 °C gelöst. Dabei bildet sich [GeF₆]₂-. Das in der Lösung vorhandene ⁷²Se wird ohne Se-Trägerzusatz zu ⁷²Se(0) reduziert. Der wesentliche Unterschied zu dem oben genannten Verfahren gemäß S. H. Al-Kouraishi und G. G. J. Boswell „An Isotope Generator for ⁷²As", International Journal of Applied Radiation and Isotopes, Vol. 29, Seiten 607–609 (1978) ist damit der Verzicht auf Selen-Trägerzugabe. Dieses trägerfreie ⁷²Se⁽⁰⁾ wird auf einer Festphasenextraktionskartusche fixiert.

Zur zyklischen Abtrennung des trägerfreien ⁷²As von ⁷²Se und zur Umwandlung von nca ⁷²As zu nca ⁷²As(III)-Halogeniden, wobei nca trägerfrei (no carrier added) bedeutet, wird eine Vorrichtung zur automatischen Herstellung von trägerfreiem ⁷²As und trägerfreiem ⁷²As(III)Halogenid eingesetzt, enthaltend:

(a) ein erstes Reaktionsgefäß, das mit einer Anzahl von Eingabeeinrichtungen und einer Inertgaszufuhr verbunden ist,
(b) einen Radionuklidgenerator, der mit dem ersten Reaktionsgefäß in Verbindung steht,
(c) eine Zufuhrleitung, die den Ausgang des Radionuklidgenerators mit dem Eingang eines zweiten Reaktionsgefäßes verbindet, dessen Eingang mit den Eingabeeinrichtungen in Verbindung ist,
(d) eine Festphasenextraktionskartusche, die an den Ausgang des zweiten Reaktionsgefäßes angeschlossen ist;
(e) ein Abfallgefäß, das mit dem Radionuklidgenerator verbunden ist,
(f) ein Produktgefäß, das über eine Trocknungseinrichtung an den Ausgang der Festphasenextraktionskartusche angeschlossen ist, und
(g) eine Heizeinrichtung zum Beheizen der Reaktionsgefäße, des Radionuklidgenerators und der Festphasenextraktionskartusche.

Das durch das auf der Festphasenextraktionskartusche fixierte ⁷²Se generierte ⁷²As kann mit verschiedenen protogenen Lösungsmitteln, z.B. HF_konz von der Kartusche eluiert werden. Mit HF_konz sind 60% der Aktivität schon im ersten Milliliter Eluat, im Gegensatz zu 15 ml bei dem Verfahren gemäß S. H. Al-Kouraishi und G. G. J. Boswell „An Isotope Generator for ⁷²As", International Journal of Applied Radiation and Isotopes, Vol. 29, Seiten 607–609 (1978) separierbar. Dieser Vorgang kann bei Bedarf jederzeit zur Gewinnung des Generatorprodukts ausgeführt werden.

Im Gegensatz zu den bis jetzt bekannt gewordenen Verfahren ermöglichen die erfindungsgemäßen Verfahren, das nca ⁷²As in eine für weitere chemische Synthesen praktikable Form überzuführen. Hierzu werden zu dem Generatoreluat geringe Mengen eines Halogenids (z.B. KI) hinzugefügt. Es bildet sich eine nca ⁷²AsI₃-Lösung, die über eine weitere Festphasenextraktionskartusche aufgegeben wird, wobei das nca ⁷²AsI₃ zu mehr als 99 % an der stationären Phase fixiert bleibt. Zur Entfernung der HF wird die Kartusche mit Argon aus einer Inertgaszufuhr 1 trockengeblasen. Danach kann das nca ⁷²AsI₃ in einem organischen Lösungsmittel zu mehr als 99 % eluiert werden. Diese Fraktion wird abschließend über einer mit Trocknungsmittel gefüllten Kartusche getrocknet. Im Unterschied zu dem bisher bekannten Stand der Technik kann ⁷²As in einem organischen Lösungsmittel eluiert werden. Der zeitliche Aufwand zum Aufbau der Generatorvorrichtung und zur Abtrennung ist extrem niedrig und beträgt etwa 1 h für den Aufbau und ca. 30 min für die Abtrennung. Im Gegensatz hierzu benötigt das in der DE 100 28 056 A1 beschriebene Verfahren zum Aufbau einen Tag und zur Abtrennung 5 h.

An Hand der einzigen Figur wird die Vorrichtung zur automatisierten Herstellung von trägerfreiem ⁷²As und von trägerfreien ⁷²As(III)-Halogeniden erläutert.

Die Vorrichtung enthält zwei Reaktionsgefäße 8, 9, die Inertgaszufuhr 1, eine Anzahl von Eingabeeinrichtungen 2 bis 7, einen Radionuklidgeneratorkartusche 10, eine Festphasenextraktionskartusche 11, eine Trocknungskartusche 12, ein Abfallgefäß 13 und ein Produktgefäß 14. Jedes der beiden Reaktionsgefäße 8, 9 ist mit einem Rührwerk 17, 18 ausgerüstet. Die Reaktionsgefäße 8, 9 bestehen aus einem Kunststoff auf Basis von Polytetrafluorethylen oder Perfluoroalkoxy, d. h. aus einem Kunststoff, der gängigerweise als Teflon bekannt ist. Die Eingabeeinrichtungen 2 bis 7 sind Spritzpumpen, wobei über die Eingabeeinrichtung 2 ein organisches Lösungsmittel, über die Eingabeeinrichtung 3 Wasser, über die Eingabeeinrichtung 4 konzentrierte Flußsäure HF_konz und ein Halogenid, z.B. KI, über die Eingabeeinrichtung 5 konzentrierte Flußsäure HF_konz und ein Reduktionsmittel, z.B. Hydrazindihydrochlorid, nach Bedarf, in die Reaktionsgefäße 8, 9 bzw. in den Radionuklidgenerator 10 und die Festphasenextraktionskartusche 11 einleitbar sind. Über die Eingabeeinrichtung 7 gelangt ein bestrahltes Germaniumoxidtarget in das erste Reaktionsgefäß 8, das der Targetaufbereitung dient. Der Radionuklidgenerator 10 ist eine Festphasenextraktionskartusche. Das erste Reaktionsgefäß 8 ist mit den Eingabeeinrichtungen 2 bis 7 und mit der Inertgaszufuhr 1 verbunden. Der Ausgang des ersten Reaktionsgefäßes 8 ist an den Radionuklidgenerator 10 angeschlossen. Dessen Ausgang steht über einer Leitung 15 in Verbindung mit dem zweiten Reaktionsgefäß 9. Des Weiteren ist der Ausgang des Radionuklidgenerators 10 verzweigt einerseits über die Trocknungskartusche 12 mit dem Produktgefäß 14 in Verbindung und andererseits direkt an das Abfallgefäß 13 angeschlossen. Das zweite Reaktionsgefäß 9 steht in Verbindung mit der Festphasenextraktionskartusche 11, deren Ausgang gleichfalls an die Trockungskartusche 12 angeschlossen ist. Die Trocknungskartusche 12 ist eine z. B. mit CaCl₂ gefüllte Trocknungskartusche, in der das in der Festphasenextraktionskartusche eluierte trägerfreie ⁷²As-Halogenid trocknet und danach in das Produktgefäß 14 abfüllbar ist. Zum Beheizen sowohl der Reaktionsgefäße 8, 9 als auch des Radionuklidgenerators 10 und der Kartusche 11 ist eine Heizeinrichtung 16 vorgesehen.

Ausführungsbeispiel:
Ein über (³He,xn) bestrahltes 100 mg Germaniumoxidtarget wird zur Abtrennnung des ⁷²Se zunächst in 3 ml HF_konz, zugeführt über die Eingabeeinrichtung 5, bei T = 50 °C in dem ersten Reaktionsgefäß 8 gelöst. Dieser Vorgang dauert etwa 30 min. Zu dieser Targetlösung werden 50 mg Hydrazindihydrochlorid, gleichfalls über die Eingabeeinrichtung 5, gegeben und anschließend wird kräftig für 5 min durchmischt und 20 min inkubiert. Das reduzierte ⁷²Se⁽⁰⁾ wird anschließend auf dem Radionuklidgenerator 10, der Festphasenextraktionskartusche aus Polystyrol ENV fixiert. Dazu wird der Radionuklidgenerator mit Acetonitril, H₂O und HF_konz aus den Eingabeeinrichtungen 2, 3 und 5 konditioniert, die Lösung aufgegeben und mit 5 ml HF_konz. gespült. Die Elution der gebildeten ⁷²As-Aktivität erfolgt mit 1 ml HF_konz. direkt in dem zweiten Reaktionsgefäß 9, in dem sich unter Zugabe von 10 mg KI nach etwa 10 min Inkubation bei T = 35 °C AsI₃ bildet. Dieses wird auf der Festphasenextraktionskartusche 11 aus Polystyrol ENV fixiert. Hierzu wird die Kartusche mit Acetonitril und H₂O konditioniert, die Lösung aufgegeben und anschließend mit 2 ml Chloroform aus der Eingabeeinrichtung 6 gespült. Das so eluierte ⁷²AsI₃ in Chloroform wird über die Trocknungskartusche 12 zur Trocknung gespült und in dem Produktgefäß 14 aufgefangen.
Mit der Erfindung wird der Vorteil erzielt, dass ein sehr einfaches und schnelles Verfahren zur Darstellung von trägerfreiem ⁷²AsI₃ an einem trägerfreien ⁷²Se/⁷²As-Radionuklidgenerator zur Verfügung steht. Das nca ⁷²Se wird dabei zuerst auf naßchemischem Weg von bestrahlten Germaniumtargets abgetrennt. Es erfolgt die Trennung ⁷²Se/⁷²As in einer einfach aufgebauten Vorrichtung, die Synthese von ⁷²As(III)-Halogeniden, bzw. generell die automatisierte Herstellung von trägerfreiem *AsX₃; (*=70, 71, 72, 74, 76, 77; X=Cl, Br, I), sowie nachfolgende Synthesen von nca As-Pharmaka damit.
Die Erfindung beinhaltet dabei ein Generatorkonzept, in dem das ⁷²Se trägerfrei auf einer Festphasenextraktionskartusche fixiert bleibt, und ⁷²As als ⁷²As(III)-Halogenid in einem organischen Lösungsmittel gewonnen werden kann. Die ⁷²As-Trennausbeuten liegen höher als 60 % in einem Milliliter, die ⁷²Se-Kontaminationen final unter 0,001%.
Des Weiteren sind die Verfahrensschritte und die Vorrichtung zur automatisierten Herstellung von trägerfreiem ⁷²AsI₃ auf andere Arsenisotope und weitere As(III)-Halogenide (*AsX₃; *=70, 71, 72, 74, 76, 77; X=Cl, Br, I) übertragbar.
Für das trägerfreie Arsenhalogenid wird ein Arsenisotop aus der Gruppe mit den Atomgewichten 70, 71, 72. 74, 76, 77 ausgewählt. Trägerfreie Arsenhalogenide *AsX₃ mit * = 70, 71, 72. 74 und X = Cl, Br, I werden zur Herstellung von Radiopharmaka für die Positronen-Emissions- Tomographie verwendet, während Arsenhalogenide mit * = 76, 77 und X = Cl, Br, I bei der Herstellung von Radiotherapeutika Anwendung finden.

Claims

Verfahren zur Herstellung von trägerfreiem ⁷²As durch folgende Verfahrensschritte: (a) Bestrahlen eines Targets aus Germanium oder Germaniumverbindungen, mit natürlicher Isotopenzusammensetzung des Germaniums oder isotop angereichertem Germanium oder bestrahlen eines Targets zur Produktion von ⁷²Se über einen der alternativen Produktionswege (b) chemisches Abtrennen von ⁷²Se von dem bestrahlten Target, (c) Reduktion von trägerfreiem ⁷²Se zu ⁷²Se⁽⁰⁾, (d) Überführen und Fixieren des trägerfreien ⁷²Se⁽⁰⁾ auf einer Festphasenextraktionskartusche, auf der ⁷²As durch radioaktiven Zerfall von⁷²Se⁽⁰⁾ generiert wird, und (e) chemisches Abtrennen des trägerfreien ⁷²As von ⁷²Se⁽⁰⁾ mit Hilfe eines protogenen Lösungsmittels.
Verfahren nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, dass die Verfahrensschritte (a) bis (e) sowohl mit trägerfreiem als auch mit geträgertem ⁷²Se durchgeführt werden.
Verfahren nach Anspruch 2, dadurch gekennzeichnet, dass das chemische Abtrennen von ⁷²Se mit protogenen Lösungsmitteln vorgenommen wird.
Verfahren nach Anspruch 3, dadurch gekennzeichnet, dass als protogenes Lösungsmittel konzentrierte Flußsäure HF_konz eingesetzt wird.
Verfahren nach Anspruch 3 oder 4, dadurch gekennzeichnet, dass das protogene Lösungsmittel auf eine Temperatur von 45 bis 55 °C erwärmt wird und 25 bis 45 min auf das Target einwirkt.
Verfahren nach Anspruch 5, dadurch gekennzeichnet, dass zur Reduktion von ⁷²Se dem protogen Lösungsmittel ein geignetes Reduktionsmittel hinzugegeben und mit dem Lösungsmittel einige Minuten durchmischt wird.
Verfahren nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, dass das trägerfreie ⁷²Se auf der Festphasenextraktions-Kartusche durch Konditionierung der Kartusche mit einer Mischung aus organischem Lösungsmittel, HF_konz und Wasser fixiert wird.
Verfahren nach Anspruch 7, dadurch gekennzeichnet, dass als organisches Lösungsmittel für die Konditionierung Acetonitril eingesetzt wird.
Verfahren nach einem der Ansprüche 1 bis 8, dadurch gekennzeichnet, dass das chemische Abtrennen des trägerfreien ⁷²Se durch Elution mit konzentrierter Flußsäure HF_konz vorgenommen wird.
Verfahren zur Weiterverarbeitung von trägerfreiem ⁷²As, hergestellt nach den Ansprüchen 1 bis 9, zu trägerfreiem ⁷²As(III)-Halogenid, durch folgende Verfahrensschritte: (a) Hinzufügen eines Halogenids wie KI zu dem trägerfreiem ⁷²As, das als Eluat mit Hilfe von konzentrierter Flußsäure HF_konz gewonnen wurde, (b) Erwärmen der konzentrierten Flußsäure HF_konz und des Eluats auf eine Temperatur von 35 bis 45°C und Einwirken der konzentrierten Flußsäure HF_konz über eine Zeitspanne von 10 bis 15 min bis zur Bildung von Arsenhalogenid, (c) Überführen und Fixieren des Arsenhalogenids auf einer Festphasenextraktionskartusche, die vor dem Aufgeben der Lösung von Arsenhalogenid gemäß Schritt (b) mit einem organischen Lösungsmittel und Wasser konditioniert wird, (d) Spülen mit einem organischen Lösungsmittel, z. B. Chloroform oder Ethanol, der aufgegebenen Lösung von Arsenhalogenid, und (e) Trocknen des eluierten Arsenhalogenids mit einem Trocknungsmittel, z.B. Calciumchlorid, in einer Trocknungskartusche und Auffangen des Arsenhalogenids in einem Produktgefäß.
Verfahren nach Anspruch 10, dadurch gekennzeichnet, dass das trägerfreie Arsenhalogenid aus den Halogeniden Chlor, Brom, Iod ausgewählt wird.
Verfahren nach Anspruch 10, dadurch gekennzeichnet, dass als Arsenhalogenid Arsen(III)-iodid⁷²AsI₃ eingesetzt wird.
Verfahren nach Anspruch 10 oder 11, dadurch gekennzeichnet, dass für das trägerfreie Arsenhalogenid ein Arsenisotop aus der Gruppe mit den Atomgewichten 70, 71, 72, 74, 76, 77 ausgewählt wird.
Verwendung von trägerfreien Arsenhalogeniden *AsX₃ mit* = 70, 71, 72, 74 und X = Cl, Br, I, zur Herstellung von Radiopharmaka für die Positronen-Emissions-Tomographie.
Verwendung von trägerfreien Arsenhalogeniden *AsX₃ mit* = 76, 77 und X = Cl, Br, I, zur Herstellung von Radiotherapeutika.
Vorrichtung zur automatischen Herstellung von trägerfreiem ⁷²As und trägerfreiem ⁷²As(III)-Halogenid enthaltend: (a) ein erstes Reaktionsgefäß (8), das mit einer Anzahl von Eingabeeinrichtungen (2 bis 7) und einer Inertgaszufuhr (1) verbunden ist, (b) einen Radionuklidgenerator (10), der mit dem ersten Reaktionsgefäß (8) in Verbindung steht, (c) eine Zufuhrleitung (15), die den Ausgang des Radionuklidgenerators (10) mit dem Eingang eines zweiten Reaktionsgefäßes (9) verbindet, dessen Eingang mit den Eingabeeinrichtungen (1 bis 6) in Verbindung ist, (d) eine Festphasenextraktionskartusche (11), die an den Ausgang des zweiten Reaktionsgefäßes (9) angeschlossen ist; (e) ein Abfallgefäß (13), das mit dem Radionuklidgenerator (10) verbunden ist, (f) ein Produktgefäß (14), das über eine Trocknungseinrichtung (12) an den Ausgang der Festphasenextraktionskartusche (11) angeschlossen ist, und (g) eine Heizeinrichtung (16) zum Beheizen der Reaktionsgefäße (8, 9), des Radionuklidgenerators (10) und der Festphasenextraktionskartusche (11).
Vorrichtung nach Anspruch 16, dadurch gekennzeichnet, dass jedes Reaktionsgefäß (8; 9) mit einem Rührwerk (17; 18) ausgerüstet ist und dass das Material der Reaktionsgefäße ein Kunststoff auf Basis von Polytetrafluorethylen oder Perfluoroalkoxy ist.
Vorrichtung nach Anspruch 16, dadurch gekennzeichnet, dass die Eingabeeinrichtungen (2 bis 7) Spritzpumpen sind und dass über die Eingabeeinrichtung (2) ein organisches Lösungsmittel, über die Eingabeeinrichtung (3) Wasser, über die Eingabeeinrichtung (4) konzentrierte Flußsäure HF_konz und ein Halogenid wie KI, über die Eingabeeinrichtung (5) konzentrierte Flußsäure HF_konz und ein Reduktionsmittel, wie Hydrazindihydrochlorid, bei Bedarf, in die Reaktionsgefäße (8, 9) bzw. in den Radionuklidgenerator (10) einleitbar sind.
Vorrichtung nach Anspruch 16, dadurch gekennzeichnet, dass über die Eingabeeinrichtung (7) ein bestrahltes Target in das erste Reaktionsgefäß (8) einbringbar ist.
Vorrichtung nach Anspruch 16, dadurch gekennzeichnet, dass über die Eingabeeinrichtung (6) Chloroform zum Spülen in die Festphasenextraktionskartusche (11) einleitbar ist.
Vorrichtung nach Anspruch 16, dadurch gekennzeichnet, dass der Radionuklidgenerator (10) eine Festphasenextraktionskartusche ist, wobei auf dem Radionuklidgenerator (10) trägerfreies ⁷²Se⁽⁰⁾ fixierbar ist, das durch radioaktiven Zerfall trägerfreies ⁷²As generiert und auf der Festphasenextraktionskartusche (11) ein ⁷²As-Halogenid fixierbar ist.
Vorrichtung nach Anspruch 16, dadurch gekennzeichnet, dass die Trocknungseinrichtung (12) eine mit einem Trocknungsmittel wie Calziumchlorid, gefüllte Kartusche ist, in der das in der Festphasenextraktionskartusche (11) eluierte trägerfreie ⁷²As-Halogenid trocknet, und danach in das Produktgefäß (14) abfüllbar ist.