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Die vorliegende Erfindung bezieht sich auf das Gebiet der
zielgerichteten Therapie. Heutzutage gibt es eine Vielzahl
von Verfahren zur zielgerichteten Therapie, die zur
Entfernung unerwünschter oder infektiöser Organismen aus dem Körper
eines Säuger eingesetzt werden.
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Es gibt viele Therapiegebiete, auf denen die genannten
Verfahren angewendet werden können.
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Die wichtigsten scheinen Immunkrankheiten (entweder
Autoimmunerkrankungen oder erworbene Erkrankungen), Krebs und
virale oder mikrobielle Infektionen zu sein.
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Die zielgerichtete Therapie ist ein Verfahren, bei dem eine
zytotoxische Verbindung in die direkte Nähe der Zielzelle
oder der infektiösen Organismen verbracht wird. Dies wird
gewöhnlich durchgeführt, in dem eine zielende Komponente mit
der zytotoxischen Verbindung gekoppelt wird.
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Zytotoxische Verbindungen können zum Beispiel Medikamente wie
Adriamycin, Toxine wie Ricin A und Radioisotope sein.
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Radioisotope können nicht nur für die Therapie verwendet
werden, sondern können auch verwendet werden, um die Zielstelle
oder -stellen zu identifizieren (Darstellung). Diese
Erfindung stellt Verfahren zur Therapie und Darstellung unter
Verwendung eines Konjugats aus einer zielenden Komponente und
mindestens einem Radioisotop zur Verfügung.
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Die Therapie mit zielenden Komponenten ist allgemein bekannt.
Das Zielen kann durch das direkte Richten der zielenden
Komponente auf die erwünschte Stelle erreicht werden, sie kann
jedoch auch auf eine andere zielende Komponente gerichtet
sein, die auch auf die gewünschte Stelle gerichtet ist
(sogenanntes Prä-Zielen oder engl. "Pretargeting"). Das Pretargeting
bietet einen Vorteil gegenüber dem direkten Targeting, wenn
die Spezifität der zielenden Komponenten nicht ausreichend
ist. Unter Verwendung einer ersten lokalisierenden
Komponente, gefolgt von einer zweiten, die mit einer zytotoxischen
Komponente gekoppelt ist, wird die Menge der an die Nicht-
Zielstellen verbrachten zytotoxischen Verbindung signifikant
verringert.
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Bekannte zielende Komponente, wie Antikörper, können häufig
nicht mit einer grossen Menge an zytotoxischen Verbindungen
versehen werden, ohne dabei ihre Zielspezifität zu behindern.
Daher wurde häufig vorgeschlagen ein Trägermolekül wie HSA
oder eine Nukleinsäure oder ein Polymer zu verwenden, das mit
einer grossen Zahl zytotoxischer Verbindungen beladen und an
eine zielende Komponente gekoppelt werden kann.
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Alle die obengenannte Varianten des Themas der
zielgerichteten Therapie und/oder der Darstellung können mit der
vorliegenden Erfindung vorteilhafter angewendet werden.
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Es ist ein bekanntes Problem auf dem Gebiet der Darstellung
und zielgerichteter Radiotherapie ein geeignetes Radioisotop
zu finden. Ausser der Energiemenge, die bei ihrem Abbau
freigesetzt wird und die ausreichend sein sollte, um im Fall der
Darstellung ausserhalb des Objektes messbar zu sein, und die
für das Ziel im Falle einer Therapie hinreichend letal sein
sollte, gibt es auch das Problem, ein Isotop mit einer
geeigneten Halbwertszeit zu finden.
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Ein Isotop mit einer langen Halbwertszeit kann wegen der
biologischen Halbwertszeit der Zielkomponente nicht ausgewählt
werden, was bedeutet, dass die meisten Isotope nach dem Abbau
des Konjugats zerfallen. Dieser Zerfall nach dem Abbau des
Konjugats würde zu eine Zytotoxizität für andere Zellen oder
Gewebe als das Ziel führen.
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Darüber hinaus werden alle Konjugate, die ihr Ziel nicht
lokalisieren konnten, vom Körper ausgeschieden und führen zu
dem Probem des radioaktiven Abfalls.
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Es ist auch nicht praktikabel ein Radioisotop mit zu kurzer
Halbwertszeit auszuwählen: wegen Verpackungs- und
Versandverzögerungen und weil die Institution, die die Therapie
ausführt, ausgerüstet sein muss, das Konjugat herzustellen, es
zum Patienten zu transportieren und es in es in einem sehr
kurzen Zeitraum zu verabreichen, da sonst der grösste Teil
des Radioisotops zerfallen ist, bevor er in den Körper
gelangt, ganz abgesehen von der Lokalisation der Zielstelle.
Die für die Darstellung verwendeten Isotope sind gewöhnlich
Gamma-Strahlen emittierende Isotope, für die Therapie können
Auger-Elektronen, die α,β emittieren oder α-emittierende
Isotope verwendet werden.
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Die Zelltötungswirkung der α-Partikel im Nahbereich ist
enorm: ein Tumor von 1 mm Durchmesser, der vielleicht 600'000
Krebszellen umfasst, benötigt ungefähr 6 α-Partikel mit 6 MeV
pro Zelle, um eine Dosis von 600 Rad zu ergeben, die ein 99,9
%-iges Zelltötungsverhältnis aufgrund der stochastischen
Natur des Treffer- und Tötungsmechanismus bewirkt.
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Aufgrund derselben stochastischen Natur wird eine 10 mal
niedrigere α-Strahlungsdosis die Zellüberlebensrate um einen
Faktor von 500 erhöhen: mehr als 50% der Zellen (oder nicht-
Tumorzellen mit für diesen Zweck gleicher Morphologie) würden
eine α-Bestrahlungsdosis mit 60 Rad, was 0,6 α-Partikeln pro
Zelle entspräche, überleben.
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Diese Eigenschaft würde eine wirksame α-Radioimmuntherapie in
Reichweite bringen, vorausgesetzt, dass ein
"Qualitätsfaktor" für das Isotop-Antikörper-Konjugat von 10 oder besser
erhalten werden kann. Zweck der vorliegenden Erfindung ist
es, zu dem Erreichen dieses Ziels wesentlich beizutragen.
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Der Qualitätsfaktor ist das Verhältnis zwischen dem
lokalisierenden Antikörper an der Zielstelle, geteilt durch den
Antikörper, der an anderen Geweben "klebt".
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Die Idee α-Partikel ausstrahlende Radiosiotope als Agenzien
zum Abtöten von Tumorzellen zu verwenden, wurde bereits Mitte
der fünfziger Jahre in der Literatur beschrieben. Seit dieser
Zeit wurden und werden andere potentielle Radioisotope als
Kandidaten vorgeschlagen, von denen Fisher (1) und wilbur (2)
eine gute Zusammenfassung veröffentlicht haben und aus der
die folgende Liste hervorgegangen ist (die jeweiligen
Halbwertszeiten sind in Klammern angegeben): ²²³Ra (11,4 T) ²²&sup5;Ac
(10 T), ²²&sup4;Ra (3, 6 T), ²²&sup5;Fm (20 h) ²¹¹At (7, 2 h), ²¹²Bi (60
min.) und ²¹¹ Bi (47 min).
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Obwohl regelmässig wichtige Publikationen bezüglich
Mikrodosimetrie, Antikörperkopplungsverfahren, prä-klinische in
vivo- und in vitro-Experimente erscheinen, sind bis heute keine
klar definierten klinischen Experimente im grösseren Rahmen
aus einer Reihe von Gründen durchgeführt worden:
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a. bis jetzt sind keine humanen monoklonalen
Antikörper mit erwiesener ausreichender Qualität
verfügbar,
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b. biologische Sicherheitsdaten sind für Antikörper
koppelnde Kombinationen von Agenzien nicht
verfügbar (die letzteren zum Binden der Radioisotope),
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c. einige Isotope werden unter Umständen aus
Kostengründen nicht für eine Anwendung im grossen Rahmen
zur Verfügung stehen (²²&sup5;Fm),
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d. Isotope könnten zu schwierig und damit zu teuer
aufgrund des notwendigen Herstellungsverfahrens
(²¹¹At aus ²&sup0;&sup9;Bi durch eine (α, 2n)-Reaktion in einem
Zyklotron und anschliessender Isolierung plus
Reinigung) zu erhalten sein,
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e. andere Isoptope haben ein Rn-Isotop als erste
Tochter in ihrer Zerfallsequenz, was die Redistribution
der Tochter-Nuklei vor dem Zerfall (²²&sup4;Ra, ²²³Ra)
erlaubt und auch gasdichte Reaktionsbedingungen
erforderlich macht,
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f. einige Isotope können relativ langlebige Tochter-
Isotope irgendwo in ihrer Zerfallssequenz (²²&sup4;Ra,
²²³Ra, ²²&sup5;AC) haben, ebenfalls mit der Möglichkeit,
dass deren Töchter sich vor dem Zerfall
umverteilen,
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g. die radioaktive Halbwertszeit einiger Isotope ist
so lang, dass der grösste Teil der Radioaktivität
den Patienten verlässt ohne zerfallen zu sein, was
zu einem Abfallproblem führt (²²³Ra, ²²&sup4;Ra, ²²&sup5;Ac)
oder
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h. die Halbwertszeit der Isotope ist so kurz, dass der
grösste Teil der Isotope zerfällt, bevor sie ihr
Endziel erreicht haben (²²¹Bi, ²¹³Bi)
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i. es ist möglich, dass nicht genug Vorläufermaterial
zur Verfügung steht, um die für die Behandlung
eines einzelnen Patienten notwendige Menge zu einer
bestimmten Zeit zu extrahieren (²¹²Bi, ²¹³Bi) und
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j. Isotope, die harte Gamma-Strahlen während Zerfalls
produzieren, benötigen Abschirmvorrichtungen, um
eine Verstrahlung von Laborangestellten und
Pflegepersonal zu verhindern.
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Eines oder mehrere der oben aufgeführten Argumente wird es
sehr schwierig, wenn nicht unmöglich machen, dass einige der
Isotope jemals in - grossem Massstab für eine α-
Radioimmuntherapie verwendet werden können, und das umso
mehr, wenn eines oder mehrere der anderen zu akzeptablen
logistischen und finanziellen Konditionen verwendet werden
können.
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Der nächste Stand der Technik zu der vorliegenden Erfindung
(die französische Patentanmeldung Fr-A-2 527 928) offenbart
ein Verfahren zur Herstellung von Konjugaten aus einem
Antikörper und ²¹²Bi. Diese Konjugate leiden jedoch noch unter den
unter e, h, i und j genannten Nachteilen.
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In der WO9015625 wird die Verwendung von Actinium-225 oder
eines seiner α-emittierenden Tochter-Radionukleotide 221FR,
²¹&sup7;At, ²¹²Bi und ²¹³Po in Radionimmunkonjugaten offenbart.
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Die vorliegende Erfindung betrifft die Verwendung eines
Konjugats aus einer zielenden Komponente und dem ²¹³Bi-
Radioisotop zur Herstellung eines Medikaments zur Behandlung
von Krebsmikrometastasen.
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Solche ²¹³Bi-Radiokonjugate können quasi an der Therapiestelle
hergestellt werden. Aufgrund der Zerfallssequenz, die
hauptsächlich in α- oder β-Strahlung resultiert, ist es möglich,
dass gegen die Strahlung kein Schutz notwendig ist. Dies ist
ausserordentlich hilfreich, weil es aufgrund der Abwesenheit
von Gamma-Strahlen möglich geworden ist, die Konjugation am
oder in der Nähe des Krankenbetts durchzuführen, ohne die
Notwendigkeit einen Strahlungsschutz anzubringen oder den
Patienten zu isolieren. Dies ist nicht nur unter dem
Gesichtspunkt der Strahlungsgefahr zu bevorzugen, sondern bietet auch
den Vorteil kurzlebige Isotope zur Verfügung zu stellen. Dieses
Isotop kann in der Nähe des Patienten hergestellt werden,
was eine schnelle Verabreichung und eine Vorbeugung des
Verlusts therapeutischer Aktion ermöglicht, der durch den
schnellen Zerfall der Isotope verursacht wird. Auf diese
Weise ist es möglich geworden, kurzlebige Isotope in der
Therapie zu verwenden.
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Eine Ionenaustauschsäule oder ein anderes geeignetes
Substrat, das das langlebige Isotop umfasst, kann zum Beispiel
am Bett oder in der Nähe des Bettes plaziert werden, wo das
kurzlebige Isotop durch Waschen des Substrats mit einer
geeigneten Lösung eluiert werden kann. Nach der Elution kann
das kurzlebige Isotop an die zielende Komponente gekoppelt
werden und das Konjugat kann (gegebenenfalls zusammen mit
einer Infusionslösung) verabreicht werden. Dies kann alles auf
kontinuierliche Weise mit dem in der Fig. 1 oder der Fig. 3
gezeigten erfindungsgemässen Gerät oder auf intermittierende
Weise unter Verwendung herkömmlicher Laborgeräte aus Glas
durchgeführt werden.
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Selbstverständlich ist es auch möglich, die zielende
Komponente zu der Elutionslösung zu geben, so dass das Koppeln in
der Säule stattfindet.
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Diese Erfindung bezieht sich in erster Linie auf die
Verwendung des Isotops mit der kürzesten Halbwertszeit auf der
obengenannten Liste, ²¹³Bi. Diese Erfindung ermöglicht dem
Fachmann dieses Isotop mittels einer kontinuierlichen oder
intermittierenden Extraktionsmethode von einem seiner
Vorläufer, ²²&sup5;Ac am Bett oder in der nächstgelegenen
Laboreinrichtung des Krankenhauses zu melken, um das ²¹³Bi auf
kontinuierliche oder intermittierende Weise mit der zielenden
Komponente zu verbinden, die Konjugatlösung entweder mit einer
Infusionsmischung zu mischen oder nicht zu mischen und diese
Lösung
dem Patienten intravenös zu verabreichen - wie zum
Beispiel in Fig. 1 schematisch dargestellt ist.
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Auf den ersten Blick scheint dieses Verfahren
ausserordentlich verschwenderisch zu sein, da ²²&sup5;Ac, das selbst ein α-
emittierendes Isotop ist, drei für eine Therapie geeignete
potentiell α-Partikel produziert, bevor es das ²¹³Bi-Isotop
ergibt, wie in Fig. 2 dargestellt ist. Das Ausgangsmaterial
für ²²&sup5;Ac, ²²&sup9;Th und damit ²²&sup5;AC kann zu solch niedrigen Kosten
hergestellt werden, das es möglich ist, es auf die
vorgeschlagene Art und Weise in wirtschaftlich gerechtfertigter
Form zu verwenden.
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Die Verwendung von ²¹³Bi ist nicht nur bezüglich des
Strahlenrisikos zu bevorzugen. Es ist auch deshalb zu bevorzugen,
weil während der Zerfallssequenz seiner Vorläufer keine
gasförmigen Isotope auftreten. Dies ist vorteilhaft gegenüber
der Verwendung anderer Isotope, die ein luftdichtes Handling
und Reaktionsumgebung erfordern. Melken, Konjugation und
Verabreichung von ²¹³Bi wird nicht durch die Notwendigkeit
luftdichter Bedingungen behindert und die Reaktionen können
unter normalen Bedingungen durchgeführt werden.
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Die zielende Komponente kann vorzugsweise ein monoklonaler
Antikörper oder ein Fragment oder ein Derivat davon sein.
Vorzugsweise ist ein solcher Antikörper ein humaner oder ein
angepasster Antikörper, um immunologische Reaktionen gegen
diesen Antikörper zu verhindern. Nichtmenschliche Antikörper
sind meist murinen Ursprungs. Diese, wie alle anderen
Fremdproteine sind im Menschen stark immunogen. Das Phänomen
HAMA, humane anti-Maus-Antikörper ist auf diesem Gebiet gut
bekannt und schränkt die Verwendung von Antikörpern, die von
Mäusen stammen, für diagnostische und insbesondere therapeutische
Anwendungen im Menschen stark ein. Eine einzelne
Verabreichung eines murinen Antikörpers ist gewöhnlich
ausreichend, um eine Immunantwort auszulösen, die verhindert, das
eine anschliessende Verabreichung wirksam ist.
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Selbstverständlich können auch Fragmente und/oder Derivate
der zielenden Komponenten verwendet werden, solange sie einen
substantiellen Anteil ihrer Zielspezifität behalten. Daher
soll die vorliegende Erfindung so verstanden werden, dass,
wenn eine zielende Komponente genannt wird, auch ein Fragment
oder ein Derivat davon als Teil der Erfindung anzusehen ist.
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Vorzugsweise richten sich Antikörper gegen Antigene, die mit
dem Tumor assoziiert sind, wie beispielsweise das CEA
(karzino-embryonische Antigen, AFP (Alphafoetusprotein), FHAP
(schnelle Homoarginin sensitive Phosphatase, p97
(Melanomspezifisch) und EL-1 (Verlängerungsfaktor 1).
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Eine andere bevorzugte zielende Komponente wird durch einen
Liganden oder einen Zelloberflächenrezeptor oder ein Fragment
oder ein Derivat eines solchen Liganden gebildet. Beispiele
solcher Liganden sind Agonisten und/oder Antagonisten
pharmakologisch aktiver Rezeptoren, aber auch T-Zellepitope, die an
T-zellrezeptoren binden können, werden bevorzugt.
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Zahlreiche Patienten können mit einer mit dem Isotop
beladenen Ionenaustauschsäule behandelt werden. Die geladene
Isotopenmenge ist von der Zahl der zu behandelnden Patienten
abhängig. Das gewünschte Isotop kann intermittierend oder mit
geeigneten Intervallen je nach den Halbwertszeiten in der
Zerfallskette von der Säule eluiert werden.
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Bei verwandten Tumoren oder infektiösen Organismen kann die
gleiche zielende Komponente (oder eine Mischung aus zielenden
Komponenten) für verschiedene Patienten verwendet werden. Für
nicht verwandte Krankheiten muss es Möglichkeiten zum Ändern
der zielenden Komponente geben.
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Das Koppeln der Isotope an die zielende Komponente kann auf
jede geeignete Weise durchgeführt werden, solange die
zielende Spezifität der zielenden Komponente nicht substantiell
beeinträchtigt wird.
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Vorzugsweise wird das Koppeln mit Hilfe einer der vielen
Chelat bildenden Agenzien durchgeführt. Wie bereits offenbart,
kann es vorteilhaft sein die Isotope an einen Träger wie HSA
zu koppeln, was natürlich auch durch Chelat bildende Agenzien
durchgeführt werden kann. Der Vorteil eines Trägers ist der,
dass grosse Mengen von Radioisotopen in die Zielzelle
gebracht werden können. Da angenommen wird, dass einige α-
Partikel für die Zerstörung einer Zielzelle erforderlich
sind, wird ein Anstieg der Isotopenzahl in der direkten
Nachbarschaft der Zielzelle bevorzugt.
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Der einfachste Weg ein Verfahren und eine Vorrichtung zur
Herstellung von ²¹³Bi-Konjugaten zur Anwendung in der
vorliegenden Erfindung unter Bezugnahme auf Fig. 1 zu beschreiben,
ist wie folgt:
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Ein Kapillarsäule enthält beispielsweise die doppelte Menge
des Vorläufer-²²&sup5;AC wie für eine Einzelpatientendosis an ²¹³Bi
benötigt wird. Beispiel: entspricht in einem Fall die
Patientendosis 30 mCi (entspricht 2,10-9 g) ²¹³Bi während einer
Periode von 10 Tagen, dann wird die Kapillarsäule (3) 200 uCi
²²&sup5;Ac (entspricht 4,10 g) enthalten.
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Das ²²&sup5;Ac ist in einer 3&spplus;-Form auf einem geeigneten
Ionenaustauschsubstrat vorhanden. Aufgrund seines (kontinuierlich
auftretenden) Zerfalls wird es aus der Säule mittels einer
bestimmten Überdosis des Elutionsmittels in die Flasche (1)
eluiert, welche die geeignete zielende Komponente enthält,
die fähig ist, das Isotop zu binden. Der bindende Teil der
zielenden Komponente und andere chemische
Gleichgewichtsbedingungen des Elutionsmittel-Ionenaustausch-Sytems sind so
gewählt, dass das ²¹³Bi für alle praktischen Zwecke,
quantitativ an die zielende Komponente bindet. Die direkte Tochter
von ²²&sup5;Ac, ²²¹Fr hat eine Halbwertszeit mit einem radioaktiven
Zerfall von 4,8 Minuten. Es ist dieses Isotop, das über das
sehr kurzlebige ²¹&sup7;At als direkter Vorläufer des ²¹³Bi agiert.
Für den Fall, dass das ²²¹Fr sich nicht selbst zurückhält oder
in dem Ionenaustauschsubstrat zurückbleibt, gewährleistet der
Verzögerungseffekt der ²²¹Er-Halbwertszeit das zur Verfügung
stehen eines bestimmten Zeitintervalls zwischen dem Zerfall
von ²²&sup5;Ac auf der Kapillarsäule und seinem Ablösen von der
Säule und dem Binden des ²¹³Bi an die zielende Komponente. Der
optimale Wert einer solchen Verzögerung liegt irgendwo
zwischen der Halbwertszeit von ²²¹Fr und der Halbwertszeit des
²¹³Bi-Isotops.
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Diese Verzögerung kann mittels der Sclauchlänge zwischen der
Kapillare (3) und dem Patienten (4) bewirkt werden, falls
notwendig durch einen zusätzliche Zwischenschlauch verstärkt
werden, wie in Fig. 1 als (5) dargestellt ist. Die
Infusionsflüssigkeit aus der Flasche (2) gelangt in den Patienten,
sie wird mit dem die Isotopen enthaltenden Eluat aus der
Säule (3) gemischt, wie als Verbindung (6) in Fig. 1
dargestellt ist.
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Um ein optimales Ablösen und Konjugationsbedingungen in der
Kapillarsäule (3) zu erhalten, kann es möglich sein, dass die
Zusammensetzung des Eluenten in der Flasche (1) für eine
Verabreichung an den Patienten nicht optimal ist (zum Beispiel
sein pH-Wert). Vorausgesetzt, dass die Volumenrate höher als
diejenige der Infusionsflüssigkeit ist, kann dies leicht
durch einen gepufferten pH-Wert der Infusionsflüssigkeit
behoben werden.
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Es ist auch möglich, dass die Bindung der zielenden
Komponente durch physikalisch-chemische Eigenschaften des
Elutionsmittels behindert wird. Deshalb ist in Fig. 3 eine weitere
Ausführungsform der vorliegenden Erfindung dargestellt, worin
ein Elutionsmittel von einem Gefäss (7) ausgehend durch eine
Ionenaustauschsäule (3) geführt wird, so dass das Radioisotop
von der Säule gewaschen wird. Das das Isotop enthaltende
Elutionsmittel wird mit einer Flüssigkeit aus einem Gefäss (1)
gemischt, welche die zielende Komponente enthält, so dass das
Isotop an die zielende Komponente gebunden wird. Die
resultierende Flüssigkeit wird mit der Infusionsflüssigkeit aus
dem Kessel (2) an der Verbindung (6) gemischt und dem
Patienten (4) verabreicht. Gegebenenfalls kann das das Isotop
enthaltende Elutionsmittel durch eine zusätzliche
Schlauchverlängerung (5) geführt werden, um die Halbwertszeit der
Tochter-Isotopen-Zwischenprodukte zu korrigieren.
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Was die Erfindung bezüglich der Entwicklung und der
klinischen Anwendung der α-Radioimmuntherapie ermöglicht, in
diesem Fall die Verwendung von ²¹³Bi als das aktive
Zelltötungsagenz, ist das folgende:
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- "Einzelpatienten-Sets" in Form eines Vorläufers, dessen
Halbwertszeit logistisch handhabbar ist in Bezug auf:
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- Minimierung des Verlusts von aktivem Material durch
radioaktiven Zerfall während der Handhabung wie
Verpackung, Transport, etc.,
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- Sicherheit beim Transport über grosse Strecken und
bei der Handhabung im Krankenhäusern,
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- in grossem Masstab in vielen Krankenhäusern in der
Praxis anwendbar, ohne die Notwendigkeit spezieller
Vorsichtsmassnahmen in Bezug auf:
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- die Handhabung des Materials und die
Anwendungsverfahren in Bezug auf die Behandlung der Patienten
ohne komplizierte Überwachungsvorrichtungen,
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- Sammeln und Einrichtungen für (Urin) Abfälle,
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- maximale (und im Fall einer kontinuierlichen Extraktion,
nahezu die gesamte) Verwendung des ²¹³Bi, nachdem es aus
dem Vorläuferisotop hergestellt wurde,
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- maximale Flexibilität bei der Verabreichung der Dosis
mit der Möglichkeit die Behandlungszeit zu verändern,
was einen Minimalbereich an
Vorläuferkonzentrationsstandards für Einzelpatienten-Set erlaubt.
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Alle diese Aspekte betreffen genau die Gebiete, auf denen
Nahbereichs-α-Partikel am besten für potentielle
therapeutischen Anwendungen geeignet sind, wie beispielsweise:
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- Mikrometastasen (von weniger als 1 mm Durchmesser)
verschiedener Krebsarten.
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Ein besonderer Vorteil der intermittierenden Verabreichung
des therapeutischen Radiokonjugats ist derjenige, der bei
Dosisfraktionierung auftritt. Statistisch ist es möglich
diejenige Dosis zu berechnen, die notwendig ist, um 99,9% der
Tumorzellen mit einer Dosis des Radiokonjugats abzutöten:
angenommen, dass eine leukämische (monozelluläre, Blut und
Knochenmark) Tumormasse von 1 kg existiert, was ungefähr 10¹²
Zellen entspricht, und das 10 α-Partikel notwendig sind, um
eine Zelle zu töten (6 MeV), dann würden 10¹³ Partikel
benötigt, was 50 mCi ²¹³Bi entspricht.
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Das "Dosis- versus Überlebensverhältnis" für diese
zellmorphologie mit 6 MeV α-Partikeln kann von der Formel D/D&sub0; = -1n
S abgeleitet werden, in der S = Überlebensfraktion, D =
verabreichte Dosis und D&sub0; Referenzdosis für 37% Überlebensrate
ist. Mit dieser Formel können die Werte auf der folgenden
Tabelle berechnet werden:
Tabelle 1. Dosis versus Abtötungsrate von Tumorzellen.
Die Zahlen stehen für die Anzahl der α-
Partikel, die notwendig sind, die gegebenen %
der Tumorzellen abzutöten. Im Fall A sind 600
Rad notwendig, um eine 99%-ige Tötungsrate zu
erhalten. Im Fall B wird angenommen, dass 2000
Rad für die gleiche Wirkung notwendig sind.
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Aus dieser Tabelle können die Wirkungen einer
intermittierenden, Dosis-fraktionierten Verabreichung gelesen werden:
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Die Überlebensrate der Zellen mit aufeinanderfolgenden Dosen
von 5 mCi ²¹³Bi im Fall von A ist wie folgt:
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- die erste Dosis von 5 mCi entspricht 1 α-Partikel pro
Zelle, was eine Überlebensrate von 50% ergibt, was bedeutet,
dass 0,5 · 10¹² Zellen verbleiben;
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- die zweite Dosis von 5 mci entspricht 2 α-Partikeln pro
Zelle, was eine Überlebensrate von 20% ergibt, was
bedeutet, dass 0,1 · 10¹² Zellen verbleiben;
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- die dritte Dosis von 5 mCi entspricht 10 α-Partikeln pro
Zelle, was eine Überlebensrate von 0,1% ergibt, was
bedeutet, dass 0,1 · 109 Zellen verbleiben;
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- die vierte Dosis von 5 mCi entspricht 10'000 α-Partikeln
pro Zelle, was eine komplette Abtötung bedeutet.
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Es konnte daher gezeigt werden, dass bei einer
intermittierenden Dosierung von 4 mal 5 = 20 mci ²¹³Bi ausreichend sind,
um eine vollständige Abtötung der Tumorzellen zu bewirken.
Aus Gründen der Überschaubarkeit wurden die Wirkung des
intermittierenden Tumorwachstums und der Maximierung der Anzahl
der zielenden Komponenten auf die Tumorzellen weggelassen.
Dennoch wird deutlich, dass bei intermittierender
Verabreichung die Gesamtmenge des radioaktiven Materials kleiner
gehalten werden kann.
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Selbst im Fall B, der eine ungünstigere Dosis versus
Überlebensrate hat, wird eine vorteilhafte Wirkung erzielt:
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- 1. Dosis → α/Zelle → 75% überlebend → 0,75 · 10¹² Zellen
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- 2. Dosis → 1,3 α/Zelle → 70% überlebend → 0,50 · 10¹² Zellen
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- 3. Dosis → 2 α/Zelle -> 60% überlebend → 0,30 · 10¹² Zellen
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- 4. Dosis → 3 α/Zelle → 50% überlebend → 0,15 · 10¹² Zellen
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- 5. Dosis → 6 α/Zelle → 25% überlebend → 0,04
· 10¹² Zellen
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- 6. Dosis → 25 α/Zelle -> 0,3% überlebend → 0,1 · 10&sup9; Zellen
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- 7. Dosis → 10'000 α/Zelle -> vollständige Tötung nach 35 mCi
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Zur Zeit sind zwei Wege bekannt, um ²²&sup9;Th als Vorläufer für
das ²²&sup5;AC-Quellenisotop zu erhalten:
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- aus gelagertem ²³³U, durch seine natürlichen α-Zerfall.
²³³U-Chargen wurden vor 30 Jahren von nuklearen Brütern
hergestellt, jedoch nie als nuklearer Brennstoff
verwendet.
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Einiges dieses ²³³U wurde von dem grossen Anteil ²²&sup9;Th,
aus dem es hergestellt wurde, getrennt, so es heute in
hochreiner Form erhältlich ist.
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- durch hohe Neutronenflussbestrahlung aus
natürlichem ²²&sup6;pa mit ²²&sup5;Ac als Zwischenprodukt. Weitere
Bestrahlung dieses ²²&sup7;AC liefert ungefähr gleiche Mengen von
²²&sup9;Th und ²²&sup8;Th, wobei das letztere eine wesentliche
kürzere Halbwertszeit (2 Jahre) als ²²&sup9;Th hat. Auf der einen
Seite erschwert dies die Extraktion von ²²&sup5;Ac erheblich,
in gut ausgerüsteten Einrichtungen kann es jedoch auf
der anderen Seite ²²&sup4;Ra liefern, ein α-Strahler mit einer
Halbwertszeit von 3,7 Tagen.
Beispiele
Beispiel 1
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Die Trennungschemie der verschiedenen radioaktiven Elemente,
die in dem vorherigen Text beschrieben wurde, wurde bereits
vor Jahrzehnten ausgearbeitet und ist in der öffentlich
zugänglichen Literatur gut dokumentiert. Beispiele sind die
Referenzen (3) und (4). ²²&sup5;AC kann von ²²&sup9;Th auf einem Dowex 50
Ionenaustauscher durch Ablösen mit 4 N HNO&sub3; getrennt werden.
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Nach der Verdampfung der Säure kann das ²²&sup5;Ac wieder in 0,5 N
HNO&sub3; in einer festgelegten Konzentration gelöst werden und in
der geeigneten Menge Dowex 50 absorbiert werden, die dann zum
Material der Minisäule (3) in Fig. 3 wird.
Beispiel 2
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0,68±0,07 mCi ²²&sup5;Ac wurde von dem Europäischen
Gemeinschaftsforschungszentrum erhalten. Dies wurde auf ein MP-50
Kationenaustauschharz geladen (Bio-Rad). Das gebildete ²¹³Bi wurde
mit einer Mischung aus 50 : 50 10% NH&sub4;Ac : MeOH mit einem pH von
6,75 eluiert. Eine Autobyret wurde verwendet, um damit 35 ul
pro Minute des Eluats zu erhalten. Als Alternative hierzu
wurde eine manuelle Elution mit 50 ul Mengen Eluat pro Minute
durchgeführt.
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Für einige Experimente war es notwendig das ²¹³Bi zu reinigen.
Dies wurde durch Erhitzen des Eluats bis zur Trockne in einem
10 ml Becherglas, das 0,5 ml konzentriertes HNO&sub3; enthielt,
durchgeführt. Nach der Evaporation unter einer IR-Lampe,
wurde die Bismuth-Aktivität auf eine Säule aus MP-50-Harz
transferiert (2 · 30 cm, vorequilibriert mit 0,1 M HNO&sub3;). Das Harz
wurde mit 0,2 ml H&sub2;O gewaschen. Dann wurde das ²¹³Bi mit 0,5
ml HCl und HI eluiert. Verschiedene Konzentrationen an HCl
und HI wurden getestet. Fig. 4 zeigt das Elutionsmuster für
²¹³Bi. In allen Fällen ist die Elution schnell und
quantitativ. Alle Isotope können innerhalb von 5 bis 10 Minuten nach
Beginn der Elution erhalten werden.
Beispiel 3
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Die Radiomarkierung wurde durchgeführt, in dem ausreichend 3
M NH&sub4;Ac zu dem ²¹³Bi-Vorrat gegeben wurde, um einen pH von
4,0-5,0 zu erzielen. Dann wurden 53 ul oder 106 ul einer 4,7
mg/ml Lösung aus monoklonalem Antikörper B3, der mit dem
Chelatbildner CHX-DTPA
(Zyklohexyldiethylentriaminpentaessigsäure) gemäss dem in (5) beschriebenen Verfahren gekoppelt war,
vorsichtig mit der Lösung gemischt. Nach einer fünf minütigen
Reaktionszeit wurden 1,5 ul einer 0,1 M EDTA zugegeben. Die
Lösung wurde in eine 1 ml-Spritze mit 0,2 ml Waschlösung
transferiert. Die Lösung wurde dann in eine TSKK 3000-Säule
einer HPLC (High Pressure Liquid Chromatography) injiziert.
Der Puffer bestand aus 0,02 M MES/Cl&supmin; (MES =
Morpholinethansulfonsäure), 0,15 M NaCL, pH 6,5. Der B3-Antikörper wurde
nach 7,5 Minuten eluiert. Die Menge an ²¹³Bi, die in die
Antikörper eingebaut wurde, wurde mit einem in-line-Radiochemie-
Detektor (Beckman) nachgewiesen. Alle Aktivitätsmessungen von
²¹³Bi wurden dem Zerfall entsprechend korrigiert (t1/2 = 45,6
min.). Die Ergebnisse sind in Tabelle 2 dargestellt. Die
Aktivitäten von ²²&sup5;An, ²²¹Fr oder ²¹&sup7;At konnten in keinem der
²¹³Bi-Elutionsprodukte nachgewiesen werden.
Tabelle 2. Ergebnisse der radiomarkierenden Experimente,
bei denen ²¹³Bi in mAk B3-CHX-DTPA eingebaut
wurde.
Beispiel 4
-
Wie in Beispiel 2 und 3 beschrieben, wurde ²¹³Bi von ²²&sup5;Ac
eluiert und mit einer zielenden Komponente gekoppelt. Für dieses
Experiment wurde ein Konjugat des monoklonalen Antikörpers
M195 und dem Chelatbildner CHx-DPTA gebildet. In Tabelle 3
sind die Ergebnisse zusammengefasst.
Tabelle 3. Ergebnisse der radiomarkierenden Experimente,
bei denen ²¹³Bi in mAk M195-CHX-DTPA eingebaut
wurde.
ug Antikörper / zurückgewonnenes ²¹³Bi (%)
-
50 198 (53%)
-
25 107 (39%)
Referenzen
-
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