Giriş
Nükleer Tıpta kullanılan birçok radyoizotop; nükleer reaktörler, siklotronlar ve radyonüklid jeneratörlerinden elde edilmektedir. Reaktör, siklotron veya jeneratörlerden elde edilen ana radyonüklid ile ürün radyonüklidi kromatografik olarak ayıran bir sistem olup, tek başına bir üretim aracı değildir. Siklotronlarda ise gaz, sıvı ya da katı hedeflerin proton, döteron, helyum (alfa), elektron gibi yüklü parçacıklar ile ışınlanmasıyla çeşitli radyonüklidler üretilebilmektedir. Siklotronları enerjisine göre düşük (<20 MeV), orta (20-35 MeV) ve yüksek enerjili (>35 MeV) olarak sınıflandırmak mümkündür. Düşük enerjili siklotronlar “medikal siklotron” olarak da anılmakta ve bu cihazlarda daha çok protonlar hızlandırılmaktadır. Dünyadaki siklotron sayısının, 2020 rakamlarıyla, 1.200’ün üzerinde olduğu bildirilmektedir (1).
Nükleer Tıpta yaygın kullanımı olan Flor-18 (F-18) (109,7 dakika), Karbon-11 (C-11) (20,4 dakika), Azot-13 (N-13) (9,9 dakika) ve Oksijen-15 (O-15) (2,05 dakika) gibi standart pozitron yayıcı radyonüklidler genellikle medikal siklotronlarda sıvı ve gaz hedeflerde üretilirler. Bu hedeflerin hazırlanması, ışınlanması, ışınlama nedeniyle oluşan ısının giderilmesi ve elde edilen radyoizotopun radyofarmasötik sentez hücresine taşınması oldukça basit ve hızlıdır. Bu radyonüklidlerle işaretlenen peptit, protein ve antikor gibi moleküler görüntülemede yaygın olarak kullanılmaktadır.
Antikorlar, son yıllarda, kanser tanı ve tedavisinde geniş kullanım alanı bulan özgül yapılardır. Genel olarak antikorların farmakokinetiği yavaştır ve vücuttaki biyodağılımlarının tamamlanması birkaç günü bulabilir. Bu durum, görüntülemede kullanılacak radyonüklidin fiziksel yarı ömrünün ligandın farmakokinetik yarı ömrüyle uyumlu olmasını gerektirir. Kısa yarı ömürlü standart radyonüklidler bu anlamda uygun değildir. Nükleer Tıpta kullanımı göreceli olarak yeni sayılabilecek, daha uzun yarı ömürlü İyot-124 (I-124) (4,2 gün), Bakır-64 (Cu-64) (12,7 saat), Zirkonyum-89 (Zr-89) (3,27 gün), Sc-44 (Sc-44) (4,04 saat) gibi radyoizotoplar medikal siklotronlarda katı hedeflerden elde edilebilmektedir. Katı hedef kullanımının gaz ve sıvı hedeflere kıyasla içerdiği bazı zorluklar nedeniyle bu radyoizotopların büyük bir kısmının üretimi henüz standartlaşmamıştır.
Katı hedeflerle radyonüklid elde edilmesi aşamaları: hedef hazırlama, ışınlama, ayırma, hedefin geri kazanılması olarak özetlenebilir.
Katı hedeflerin hazırlanmasında çeşitli mekanik, fiziksel ve kimyasal metotlar bulunmakla birlikte en çok toz halindeki malzemenin metal bir taşıyıcı üzerine preslenmesi veya katı materyalin folyo, disk gibi formlarda kullanılması yöntemleri yaygınlaşmıştır. Hedef materyalinin seçiminde mekanik, ısı ve radyasyon dayanıklılığı, yüksek ısı iletkenliği, saflığı ve ışınlama sonrası işlemlere uygun kimyasal formda olması gibi kriterlere dikkat edilmelidir. Hedefin içereceği kimyasal ve izotopik safsızlıkların, ışınlama sonucunda, istenmeyen yan ürünleri meydana getirerek hem radyonüklidik saflığı düşüreceği hem de molekül işaretlemede sorun yaratacağı göz önüne alınarak, mümkün olan en saf malzeme kullanılmalıdır. Enerjinin ve hedef kalınlığının optimize edilmesiyle bu yan reaksiyonların en aza indirilmesi mümkün olabilir (2).
Işınlama sırasında açığa çıkacak ısı nedeniyle hedef bütünlüğünün bozulmasını, erimesini veya buharlaştırmasını önlemek için uygun bir soğutma sisteminin bulunması şarttır. Bu maksatla genellikle su ve helyum gazı kullanılmaktadır. Aksi halde, ısınmayı önlemek için, düşük akımla daha uzun süre ışınlama yapmak gerekebilir ki bu da ortaya çıkabilecek bazı teknik sorunlara ek olarak zaman kaybına da sebep olacağı için tercih edilen bir uygulama değildir (3).
Hedef tutucu da benzer şekilde dayanıklı ve kolay kimyasal etkileşim yapmayacak, altın, platin, titanyum gibi bir metalden yapılmış olmalıdır. Gerekirse, açığa çıkacak ısının daha büyük bir alana dağılması amacıyla, gelen ışınla birkaç derecelik açı yapacak şekilde eğimli bir tutucu tasarımı kullanılabilir (4).
Bu koşulları sağlayabilecek katı hedef tutucular uzun yıllar “in-house” olarak tasarlandığından yerleşik üretim yöntemleri ve standart ürünlerden bahsetmek mümkün olmamışsa da günümüzde ticari olarak geliştirilen, takıp çıkarması ve bakımı kolay, otomasyona izin veren optimum tasarımlarla bu radyoizotopların üretim ve kullanımı yaygınlık kazanmaya başlamıştır.
Ürünü ışınlanan hedeften ve oluşan safsızlıklardan hızlı ve yüksek verimle ayırabilmek için bir çözelti içinde eritip istenen radyonüklidi ekstrakte etmek yolu takip edilir. Genellikle, bu işlemin ürünün yarı ömründen kısa sürede tamamlanması tercih edilir (3-5).
Ürün saflığını sağlamak üzere kullanılması gereken yüksek oranda zenginleştirilmiş ham maddelerin pahalılığı nedeniyle ışınlama sonrası arta kalan hedef materyalinin geri kazanılarak tekrar kullanılmasını gündeme getirmiştir. Sıvı ve gaz hedeflerde söz konusu olmayan bu seçenekle, her ışınlamada çok az bir miktarın kaybolması şartıyla, bir katı hedef materyaliyle defalarca ışınlama yapmak mümkün olabilmektedir. Aşağıda medikal siklotronlarda katı hedeflerin proton ile ışınlanmasıyla elde edilen Zr-89, I-124, Ga-68, Cu-64 ve Sc-44 radyoizotoplarının üretimi ve kullanımıyla ilgili detaylar verilmiştir.
Zirkonyum-89 (Zr-89)
Bu radyoizotop, 3,27 günlük yarı ömrünün antikorların optimum biyodağılım süresine yakın olması nedeniyle, antikor bazlı görüntüleme çalışmalarında önemli bir yer kazanmıştır. Yüzde 77 elektron yakalama ve yüzde 23 pozitron yayımı ile yıkılan Zr-89, düşük pozitron enerjisiyle (0,395 MeV) yüksek rezolüsyonlu pozitron emisyon tomografi (PET) görüntüsü vermektedir. Söz konusu fiziksel özellikleri nedeniyle sadece antikorların değil yavaş farmakokinetiği olan nanoparçacıkların ve geç görüntülemenin yararlı olduğu bazı peptitlerin işaretlemesinde de ümit verici bir metalik radyonüklid olmuştur (6).
Zr-89’un siklotronda sıvı ve katı hedeflerle, proton ve döteron bombardmanı ile elde edilmesi mümkün olmakla birlikte en çok tercih edilen yöntem Y-89 katı hedefin, düşük enerjili siklotronlarda Y-89 (p,n) Zr-89 reaksiyonuna uygun olarak protonla ışınlanmasıdır. Ucuz bir ham madde olan doğal Y-89, folyo, pellet, metal üzerine püskürtme veya kaplama yoluyla, ergime noktası yüksek ve kolay kimyasal reaksiyona girmeyen niyobyum gibi bir tutucuya sabitlenir. Açığa çıkacak ısıyı gidermek için su ve helyum kullanılır (5,7).
Işınlama sırasında istenmeyen yan reaksiyonlar sonucu Zr-89 dışında bazı İtriyum, Stronsiyum ve Zirkonyum izotopları da meydana gelecektir. Bunlar arasında Zr-88 (83,4 gün), Zr-89 (4,16 dakika) ve Zr-90 aynı elementin izotopları olduğundan ortamdan kimyasal yollarla uzaklaştırılmaları mümkün değildir. Zr-90 kararlı bir izotop olduğundan hastaya verilen bir radyofarmasötik içinde radyasyon dozunu artıracak bir etkisi olmaz. Uzun yarı ömürlü Zr-88’in (ve onun yıkılım ürünü olan 106 gün yarı ömürlü Y-88’in) oluşması ise ışınlama enerjisi 13,5 MeV’nin altında tutularak büyük oranda engellenebilir. Buna karşılık, çok kısa yarı ömürlü Zr-89m yıkılarak Zr-89 ve Y-89m oluştururken yayacağı 0,59 MeV gama ışını nedeniyle görüntü kalitesini etkileyebilir, hasta dozunu artırabilir. Bunu engellemek için ışınlama sonrası ürünü bir saat kadar soğutmak tavsiye edilmektedir (8,9). Hedef tutucu metalden gelebilecek Zn-65, V-48, Co-56 ve Tb-156 gibi safsızlıklar da ışınlama sonrası iyon değişim kolonlarından geçirilerek giderilebilir. Genellikle, kullanıma hazır şekilde bulunabilen hidroksimat reçine kolonlar bu safsızlıkları kuvvetli bir şekilde tutarken bitmiş üründeki oranı %0,02’yi, Zr-89m oranı ise %0,00015’i geçmediğinde yeterli saflığa ulaşıldığı kabul edilebilir. İşlem sonucu elde edilen Zr-89 Oksalat, işaretlemeye uygun olan Zr-89 klorür formuna getirilir (6,7,9). Klinik olarak kabul görmüş olan Zr-89 işaretli antikorlarda şelatör olarak en çok deferoksamin (DFO) kullanılmaktadır. Fakat bazı çalışmalarda bildirilen in vivo kopma nedeniyle, farklı şelat ajanları (DFO türevleri, DOTA vb.) ile de çalışılmaktadır (9-11).
İyot-124 (I-124)
İyot-124 (I-124) (4,2 gün) yüksek enerjili gama ışını yayması nedeniyle yüksek radyasyon dozuna sebep olmasına rağmen hem pozitron hem de Auger elektronları yayması nedeniyle teranostik bir radyonüklid olarak ilgi çekmektedir. Elde edilmesi için çeşitli nükleer yollar mevcutsa da en başarılı yöntem olarak 14-17 MeV enerjili siklotronlarda Te-124 (p,n) I-124 reaksiyonu görülmüştür. Te-124’te zenginleştirilmiş katı hedeflerin platin, tantal, çelik gibi ısıya dayanıklı metallerden tasarlanan tutuculara sabitlenmesiyle, uygun soğutma koşullarında, yüksek radyonüklidik saflıkla elde edilebilmektedir. Elemental telleryum ışınlama koşullarında kolayca buharlaşabildiği için ergime noktası 733 °C olan telleryum dioksit (TeO2) formunda kullanılmaktadır. Metal yüzey üzerinde camlaşmayı sağlamak, ışınlama sırasında ısı transferini kolaylaştırmak ve buharlaşmayı önlemek için düşük oranda alüminyum oksit (Al2O3) de ilave edilmektedir (3-5).
Elde edilen I-124’ün hedeften ayrıştırılması için “dry distillation” yöntemi kullanılarak NaOH çözeltisi içinde Na I-124 olarak elde edilir. Bu kimyasal formda tiroid hastalıklarında PET görüntülemesi ve dozimetre hesaplarında kullanıldığı gibi çeşitli moleküllerin işaretlenmesinde özellikle immünPET çalışmalarında da yer almaktadır. Saf ham maddenin yüksek maliyetli olması geri kazanım yöntemlerinin geliştirilmesini ve diğer üretim alternatiflerini anlamlı hale getirmektedir (12-14).
Galyum-68 (Ga-68)
Galyum-68 (Ga-68), yarı ömrü 67,7 dakika olan bir pozitron yayıcıdır. Ge-68’in (271 gün) yıkılım ürünüdür ve Ge-68/Ga-68 radyonüklid jeneratörlerinden elde edilerek Nükleer Tıpta gittikçe artan bir oranda kullanılmaktadır. Jeneratörden seyreltik hidroklorik asit ile klorür formunda sağılan Ga-68, ligandlara bağlanıp PET görüntülemesinde kullanılan radyofarmasötikler elde edilir. Jeneratör raf ömrünün sonlarına doğru, ihtiyacı karşılayacak miktarda aktivite alınamadığından alternatif üretim yolları araştırılmıştır. Standart PET radyoizotoplarının elde edilmesi için kullanılan medikal siklotronların sayısının artması ve dünyanın çeşitli yerlerine yayılması da kısa yarı ömürlü bu radyoizotopun katı ve sıvı hedeflerle yerel olarak üretilip hasta kullanımına sunulmasını cazip hale getirmiştir. Sıvı hedefler kullanıldığında çinko klorür ve çinko nitrat gibi kimyasallar ve yüksek konsantrasyonda asitlerle çalışma zorunluluğu, yüksek basınç gibi problemler gündeme gelmektedir.
Doğal çinko veya Zn-68 ile zenginleştirilmiş katı hedeflerin medikal siklotronlarda protonla ışınlanmasıyla Zn-68 (p,n) Ga-68 reaksiyonuyla oluşturulabilmektedir. Fakat bu ışınlama sonucu Ga-66 (9,5 saat) ve Ga-67 (3,2 gün) safsızlıklarının oluşması engellenememektedir. Bu iki safsızlık da galyum elementinin izotopları olduğu için ortamdan kimyasal yolla uzaklaştırılmaları mümkün değildir fakat ışınlama enerjisinin ~12 MeV civarında tutulmasıyla düşük düzeye indirilebilir (<%0,2) (2,3,15,16). Çinko hedefin, ısı iletkenliği düşük ama pahalı bir metal olan, platin disk üzerine elektrokaplama yapılmasıyla, uzun yarı ömürlü safsızlıklar [Zn-65 (255 gün) ve Cd-104 (453 gün)] engellenerek, Ga-68’i saf olarak elde etmek mümkün olmaktadır.
Işınlanmış hedeften Ga-68’i saf olarak ayırmak, özellikle metalik safsızlıkları gidermek ve gerektiğinde çinkoyu geri kazanmak için iyon değişimi kromatografisi, solvent ekstraksiyonu, termal difüzyon ve çökeltme gibi çeşitli yöntemler kullanılmıştır.
Elde edilen Ga-68 klorür çözeltisinin kalite kontrolü, ilgili EP monograflarına göre yapıldıktan sonra radyofarmasötik hazırlanmasında kullanılabilir. Jeneratör ve siklotron ürünü Ga-68 klorür için bu monograflarda belirtilen spesifikasyonlar benzerdir. Sadece radyonüklidik saflıkta ayrışmaktadır (15-17).
Bakır-64 (Cu-64)
Bakır-64 (Cu-64); en yaygın olarak kullanılan radyoizotop olup, kısa ortalama doku giriciliği ve düşük pozitron enerjisi nedeniyle yüksek çözünürlüklü PET görüntüleme ve radyoteranostikler için idealdir (18,19). Cu-64 sırasıyla; %18 β+(0,65 MeV), %38 β- (0,58 MeV) ve %44 EC bozunumları yapmaktadır (6,20). Cu-64’ün β+ enerjisi (ortalama: 278 keV, maks: 653 keV); F-18 (ortalama: 250 keV, maks: 634 keV) ile karşılaştırıldığında, benzer β+ enerji aralıkları nedeniyle mükemmel (spatial) uzamsal çözünürlüğe yol açtığı bilinmektedir (21). Cu-64’ün 12,7 saatlik uzun yarı ömrü radyoimmünoterapide monoklonal antikorların ve oligopeptidlerin in vivo kinetiği ve biyodağılımlarının değerlendirilmesine olanak sağlamaktadır (22).
Günümüzde Cu-64 için en yaygın üretim metodu, siklotronda Ni-64 (p,n) Cu-64 reaksiyonudur. Üretim için kullanılan katı hedef zenginleştirilmiş Ni-64 (%99,6) olup, Ni-64 altın bir disk üzerine elektroliz ile kaplanır. Bombardıman sonrasında, Cu-64 bir iyon değişim kolonu ile tek basamakta Nikel hedeften ayrılır. Zenginleştirilmiş Ni-64; %85-95’e kadar geri kazanılabilir ve sonraki bombardımanlarda tekrar kullanılabilir. Bu durum Cu-64 üretimini daha uygun maliyetli hale getirir ve yüksek saflıkta, yüksek verimde, >185 GBq (5 Ci) ve yüksek özgün aktivitede Cu-64 üretimine izin verir (3,6,22).
Skandiyum-44 (Sc-44)
Skandiyum-44 (Sc-44); 3,97 saatlik yarı ömrü ile %94,3 pozitron bozunumu yapan (Eβ=0,632 MeV) ve PET/bilgisayarlı tomografide (BT) (DOTA, DTPA, NOTA gibi) bifonksiyonel şelatlayıcı ajanlar içeren radyofarmasötiklerin hazırlanmasında kullanılan bir radyonükliddir (23). Sc-44 radyoizotopu; Ti-44/Sc-44 jeneratorü ve siklotron olmak üzere iki farklı sistemden üretilmektedir (24,25). Jeneratör sisteminde kullanılan Ti-44; Sc-45 (p, 2n) Ti-44 reaksiyonuyla elde edilir ve elektron yakalama ile Sc-44’e bozunur. Ancak yarı ömrü 60 yıl olan Ti-44, yüksek maliyette ve limitli bir verim ile üretilebilir (26). İlk kez Filosofov ve ark. (27) tarafından yüksek radyokimyasal saflık ve konsantrasyonda 20 mL hacimde ~185 MBq (5 mCi) Sc-44 elüsyonu sağlayan bir jeneratör sistemi geliştirilmiştir.
GBq aralığındaki aktivitelerde Sc-44 sağlayan üretim rotaları için çeşitli araştırmalar yapılmış, siklotronda zenginleştirilmiş kalsiyum (Ca) yanı sıra doğal kalsiyum (Ca) hedeflerinin siklotronda proton ışınlamasıyla [Ca-44 (p,n) Sc-44] yüksek radyonüklidik saflık ve verimle elde edilebilirliği tanımlanmıştır (26). Doğal kalsiyum hedeflerinin 1 saat ışınlanmasından sonra %95,8 radyonüklidik saflıkta 650 MBq’den fazla aktivitede Sc-44 elde edilmiş, ancak üründe Sc-44m, Sc-47 ve Sc-48 gibi uzun yarı ömürlü radyonüklidik safsızlıklar görüldüğünden, hastada kullanılabilirliğinin sınırlı olduğu vurgulanmıştır (27). Daha yüksek radyonüklidik saflıkta Sc-44 elde etmek için ticari olarak karbonat formunda bulunan zenginleştirilmiş Ca-44 hedefleri [(44Ca)CaCO3] 9 MeV protonlar ile ışınlanmış ve ve GBq mertebesinde verim alınmıştır (28). Siklotron yoluyla üretimde, ürünün hedef malzemeden verimli bir şekilde ayrılması için filtrasyon veya şelatlayıcı reçinelerin (UTEVA, Chelex 100 ve DGA reçineleri gibi) farklı iyon değiştiricilerin kullanıldığı iyon değişimi temeline dayanan farklı yöntemler araştırılmıştır (29-31). Siklotronda zenginleştirilmiş Ca-44’ten üretilen Sc-44 ile yapılan ilk preklinik uygulama; İsviçre’deki Paul Scherrer Institut’ta tümör oluşturulmuş fareler üzerinde 44Sc-DOTA-folat konjugatının uygulamasıdır (32). Bunun yanı sıra siklotronda üretilen Sc-44’ün ilk klinik uygulaması ise metastatik nöroendokrin tümörlerine 44Sc-DOTATOC ile PET/BT uygulamasıdır (33). Siklotron ile jeneratör ürünü Sc-44 kıyaslandığında, >%99 radyonüklidik saflıkta yüksek aktivitelerin elde edildiği ve Ti-44 atık yönetimi sorununun ortadan kalktığı dolasıyla siklotron üretim yönteminin daha avantajlı olduğu sonucuna varılmıştır (34).
Tartışma ve Sonuç
Nükleer Tıp uygulamalarında PET sistemlerinin yeri oldukça önemli olup, bu sebeple günümüzde yeni PET ajanlarının geliştirilmesi üzerine pre-klinik ve klinik çalışmaların sayısının arttığı görülmektedir. Medikal siklotronlarda sıvı ve gaz hedeflerde üretilen F-18, C-11, O-15 ve N-13 gibi standart pozitron yayıcı radyoizotoplar, fiziksel yarı ömürlerinin kısalığı nedeniyle, kanser tanı ve tedavisinde geniş kullanım alanı bulan antikorlar gibi farmakokinetiği yavaş olan ligandların görüntülenmesi için uygun değildir. Daha uzun yarı ömürlü Zr-89, I-124, Ga-68, Cu-64 ve Sc-44 gibi radyoizotoplar medikal siklotronlarda katı hedeflerden elde edilebilmektedir. Bu makalede bu radyoizotoplara yönelik üretim ve kullanım alanları detaylı olarak verilmiş ve konunun önemi vurgulanmaya çalışılmıştır.