Zirconio-89: La Mia Caccia al Tesoro Radioattivo per Immagini PET Rivoluzionarie!

Amici della scienza e curiosi di scoperte mediche, mettetevi comodi! Oggi voglio portarvi con me dietro le quinte di un progetto che mi sta particolarmente a cuore: l’ottimizzazione della produzione di un radioisotopo davvero speciale, lo Zirconio-89 (o, per gli amici, ⁸⁹Zr). Perché è così speciale? Beh, immaginate di poter “fotografare” tumori con una precisione e su un arco di tempo che prima erano impensabili. Ecco, lo ⁸⁹Zr ci permette proprio questo grazie alla Tomografia a Emissione di Positroni (PET).

La sua lunga emivita fisica di 78,4 ore e le sue caratteristiche di decadimento lo rendono il candidato ideale per marcare radioattivamente nanoparticelle e macromolecole a lenta cinetica, come gli anticorpi. Questo significa che possiamo seguire il “viaggio” di queste sostanze nel corpo per un tempo più lungo, ottenendo immagini PET ad alta risoluzione che ci aiutano a localizzare i tumori e, pensate un po’, a monitorare l’efficacia delle terapie in tempo reale! Una vera svolta, no?

La Sfida: Produrre ⁸⁹Zr al Meglio delle Nostre Capacità

Il mio obiettivo, e quello del mio team, era chiaro: massimizzare la resa di produzione dello ⁸⁹Zr. Come? Agendo con precisione chirurgica sui parametri di irraggiamento di un bersaglio solido. E per farlo, abbiamo usato un ciclotrone TR-19 a energia variabile (tra 14 e 19 MeV) e due diverse configurazioni sperimentali. Non è stato un gioco da ragazzi, ve lo assicuro!

Prima di mettere mano agli strumenti, ci siamo affidati a potenti programmi di simulazione Monte Carlo. Questi “cervelloni” digitali ci hanno aiutato a simulare la geometria dell’irraggiamento e a stimare l’attività e le rese di produzione della reazione nucleare che ci interessa: ⁸⁹Y(p,n)⁸⁹Zr. In pratica, bombardiamo un foglio di Ittrio-89 (⁸⁹Y) con protoni (p) per “trasformarlo” in Zirconio-89 (⁸⁹Zr), espellendo un neutrone (n). I dati simulati sono stati poi confrontati con quelli sperimentali raccolti nelle nostre specifiche configurazioni di irraggiamento.

Lo ⁸⁹Zr è stato ottenuto da un bersaglio di ittrio naturale (^natY) sotto forma di lamina, utilizzando due approcci:

• (A) un porta-bersaglio solido posizionato direttamente sulla porta di estrazione del ciclotrone;
• (B) una stazione di irraggiamento automatizzata per bersagli solidi, installata su un’estensione inclinata della linea di fascio dei protoni.

Queste due geometrie si differenziano per vari aspetti: la distanza dalle rispettive porte di estrazione, la geometria e la forma del fascio, la capacità di raffreddamento e lo spessore dei “degradatori” (materiali usati per ridurre l’energia del fascio).

Il Potere delle Simulazioni Monte Carlo

Grazie alle simulazioni Monte Carlo, basate sulle geometrie specifiche A e B, abbiamo determinato i parametri di irraggiamento sperimentali ottimali: l’energia estratta, lo spessore del degradatore, l’intensità della corrente di protoni e anche lo spessore del bersaglio. Pensate, abbiamo usato fogli di ^natY da 250 µm! Nella configurazione A, li abbiamo irradiati con protoni da 14 MeV e una corrente integrata di 32 µA·h. Nella configurazione B, invece, con protoni da 15,2 MeV e una corrente integrata di 100 µA·h.

Dopo l’irraggiamento, i bersagli sono stati dissolti e purificati. Abbiamo ottenuto soluzioni di [⁸⁹Zr]Zr-ossalato con attività di 1,28 ± 0,18 GBq (GigaBecquerel, l’unità di misura della radioattività) per la configurazione A e 2,95 ± 0,31 GBq per la B. Successivamente, abbiamo valutato la purezza radionuclidica e i livelli di contaminanti. Le specifiche farmaceutiche, infatti, richiedono una purezza radionuclidica superiore al 99,9% della radioattività totale perché queste soluzioni possano essere usate come precursori radiofarmaceutici per la marcatura di anticorpi. Un requisito non da poco!

Le simulazioni ci hanno fornito i parametri di input ottimizzati per massimizzare la resa di produzione di ⁸⁹Zr e, di conseguenza, ottenere la più alta attività possibile senza compromettere la purezza radionuclidica, proprio come richiesto dalle specifiche farmaceutiche per la soluzione di [⁸⁹Zr]Zr-ossalato. Questi parametri sono stati poi implementati negli esperimenti e i processi di produzione testati sulle due configurazioni. E la buona notizia è che le rese e le attività prodotte tramite la reazione ⁸⁹Y(p,n)⁸⁹Zr al nostro ciclotrone TR-19 sono risultate in buon accordo con le simulazioni, con una differenza tra il 18,4% e il 21,3%. Questa discrepanza include le perdite di attività durante l’irraggiamento e il post-processing, oltre alle incertezze derivanti dalle misurazioni di attività e dai valori di sezione d’urto (una misura di quanto è probabile una reazione nucleare).

Negli ultimi anni, l’imaging PET con il radionuclide ⁸⁹Zr ha suscitato un interesse crescente nelle applicazioni di medicina nucleare. C’è quindi bisogno di un ulteriore sforzo per accelerare la traslazione dei traccianti basati su ⁸⁹Zr nell’uso clinico. Per diagnosticare con successo i tumori solidi tramite PET, l’emivita di un radionuclide deve essere adatta sia per un accumulo stabile nel tessuto bersaglio sia per un’eliminazione biologica ottimale del radionuclide legato in modo non specifico. I radionuclidi PET più comuni, come il ¹⁸F e l’¹¹C, hanno emivite brevi (rispettivamente 109,7 min e 20 min) e sono meno sensibili nel rilevare tumori solidi, poiché decadrebbero significativamente prima di raggiungere il centro del tumore. Di conseguenza, lo ⁸⁹Zr sta diventando sempre più interessante, in particolare per la sua emivita compatibile con l’imaging che utilizza anticorpi radiomarcati.

Zirconio-89: Un Alleato Prezioso nella Diagnosi Medica

La capacità di questo radioisotopo di fornire immagini quantitative e ad alta risoluzione è dovuta al suo rapporto di ramificazione dell’emissione β+ (22,8%) e alla bassa energia media dei positroni (396 KeV). Sebbene l’emissione gamma di 909 KeV non sia ottimale per la dosimetria, l’emivita più lunga dello ⁸⁹Zr (78,4 h), rispetto al più comune ¹⁸F (1,83 h), è vantaggiosa negli studi di medicina nucleare PET per sviluppare agenti di imaging che richiedono tempi di acquisizione più lunghi. Lo Zirconio-89 può essere ottenuto irradiando fogli di ittrio naturale montati su un disco di alluminio o rame, sia tramite la reazione nucleare ⁸⁹Y(p,n)⁸⁹Zr sia tramite la reazione ⁸⁹Y(d,2n)⁸⁹Zr (usando deuteroni invece di protoni). La chimica della separazione dello ⁸⁹Zr è la stessa indipendentemente dal metodo di produzione.

Lo scopo del nostro lavoro è stato quello di migliorare la capacità di produrre ⁸⁹Zr tramite la via (p,n), con la massima resa e purezza, sfruttando la possibilità di regolare finemente l’energia del ciclotrone TR-19 e valutando attentamente la geometria di irraggiamento specifica, la capacità di raffreddamento e le dimensioni del bersaglio. Abbiamo confrontato le due configurazioni sperimentali esistenti come soluzioni alternative, che consentono parametri di irraggiamento e limitazioni differenti.

L’Energia Giusta: Un Equilibrio Delicato

Un software come TALYS è uno strumento utilissimo per pianificare gli esperimenti di irraggiamento, stimando la resa e l’attività prodotta, ottimizzando i parametri di irraggiamento e le geometrie particolari. Oltre all’energia sul bersaglio, all’intensità del fascio di protoni e al tempo di irraggiamento, bisogna prestare particolare attenzione alla capacità di raffreddamento e alla forma del fascio, specialmente quando i bersagli sono installati su estensioni dei fasci di protoni. Anche lo spessore del bersaglio è importante per la resa totale, poiché l’energia integrata rilasciata nel bersaglio è correlata all’attività totale ma potrebbe anche indurre potenziali impurità radionuclidiche. La validazione dei parametri risultanti dalle simulazioni Monte Carlo (MC) è quindi obbligatoria prima della traslazione a una produzione regolare.

Il programma TALYS simula le reazioni nucleari e calcola le funzioni di eccitazione per determinare l’intervallo di energia ottimale. La funzione di eccitazione mostra la dipendenza delle sezioni d’urto nucleari dall’energia dei protoni incidenti. Abbiamo calcolato la funzione di eccitazione per illustrare la formazione del radionuclide Zirconio-89 tramite la reazione ⁸⁹Y(p,n)⁸⁹Zr. Il codice TALYS è stato utilizzato per la progettazione del bersaglio, calcolando le sezioni d’urto teoriche per le possibili reazioni nucleari sul bersaglio di Ittrio-89 (ittrio naturale, abbondanza 100% ⁸⁹Y), nell’intervallo 0–20 MeV. Basandoci sui calcoli ottenuti, abbiamo mirato a selezionare l’intervallo di energia ottimale del fascio, tra l’ingresso e l’uscita dal bersaglio, per ottenere la massima attività e purezza di Zirconio-89.

La reazione principale ha una soglia a 3,7 MeV e la massima sezione d’urto intorno ai 13 MeV di energia del fascio di protoni. Due reazioni competitive producono Zirconio-88 (⁸⁸Zr, emivita 83,4 giorni) tramite la reazione (p,2n) con un’energia di soglia di 13,076 MeV, e Ittrio-88 (⁸⁸Y, emivita 106,6 giorni) tramite la reazione (p,pn) con un’energia di soglia di 11,609 MeV. La sezione d’urto ⁸⁹Y(p,pn)⁸⁸Y è riportata con una grande barra di errore sopra la soglia fino a circa 13 MeV. Tuttavia, poiché la soluzione di Zirconio-89 per la marcatura deve essere purificata, la contaminazione da Ittrio-88 non è una preoccupazione maggiore. Al contrario, la presenza di Zirconio-88 nel prodotto finale può essere evitata solo limitando l’energia incidente sotto i 13 MeV, come riportato da altri studi. Osservando l’asimmetria della curva che rappresenta la dipendenza della sezione d’urto dall’energia dei protoni e tenendo conto di aspetti pratici come l’energia minima estratta, la dissipazione prodotta dai degradatori e lo spessore dei fogli di Y-nat disponibili commercialmente, la domanda è: quanto si può aumentare l’energia incidente per massimizzare la capacità di produzione mantenendo la quantità di Zirconio-88 entro limiti accettabili?

Spessore del Bersaglio: Non Troppo, Non Troppo Poco

Il software SRIM (Stopping and Range of Ions in Matter) è un pacchetto utilizzato per calcolare la perdita di energia nella materia. Quando si sceglie un bersaglio di ittrio per la produzione di ⁸⁹Zr tramite irraggiamento protonico su un ciclotrone, lo spessore del bersaglio gioca un ruolo cruciale nel determinare l’equilibrio tra attività totale e attività specifica. Abbiamo eseguito diverse simulazioni utilizzando il programma TRIM (una parte di SRIM) per trovare lo spessore più adatto del foglio di ^natY, tra le dimensioni disponibili commercialmente. Abbiamo considerato per le simulazioni un’energia del fascio di protoni di 12,9 MeV all’ingresso del bersaglio.

Uno spessore maggiore del bersaglio comporterebbe un’attività totale più elevata. Tuttavia, bisogna tener conto dell’attività specifica (MBq/µg_bersaglio). L’equilibrio ideale tra attività totale e attività specifica è risultato evidente per uno spessore di 250 µm. Un’alta attività totale assicura che sia disponibile sufficiente radioattività per le applicazioni di imaging, mentre un’alta attività specifica riduce i potenziali effetti collaterali e migliora l’efficienza di targeting. Raggiungere questo equilibrio è fondamentale per produrre un radiofarmaco clinicamente efficace. A questo spessore, i protoni interagiscono efficacemente con la maggior parte degli atomi di ittrio, garantendo un’elevata attività totale di ⁸⁹Zr, senza eccessiva perdita di energia, minimizzando anche la contaminazione isotopica e massimizzando la purezza radionuclidica.

Dalla Teoria alla Pratica: Gli Esperimenti con Geant4 e i Nostri Setup

Geant4 è una piattaforma software che utilizza tecniche Monte Carlo per simulare come le particelle interagiscono con la materia. L’abbiamo usata per simulare le reazioni nucleari per la produzione di ⁸⁹Zr, basandoci sul nostro sistema di irraggiamento di bersagli solidi installato sull’estensione della linea di fascio protonico del ciclotrone TR-19. I parametri di input utilizzati per determinare l’attività del radioisotopo ⁸⁹Zr sono stati: energia iniziale del fascio, spessore del degradatore, energia sul bersaglio, corrente del fascio, tempo di irraggiamento, nonché spessore e materiale del bersaglio. Di conseguenza, i parametri di output di interesse erano l’attività alla fine del bombardamento (EOB) e la resa di produzione.

Configurazione A (STH): Risultati e Considerazioni

Irraggiando i fogli di ^natY sul porta-bersaglio solido ACSI, posizionato proprio all’uscita del ciclotrone, si ottiene ⁸⁹Zr. Il foglio di alluminio che copre il supporto del bersaglio serve solo a fissare meccanicamente il foglio di ittrio. Considerando il posizionamento del foglio di ittrio e l’energia minima di estrazione del fascio di protoni dal ciclotrone (14 MeV), abbiamo determinato tramite simulazioni un’energia del fascio di protoni sul bersaglio di ^natY di 12,9 MeV. Questa è l’energia precedentemente determinata come ottimale per avere un’elevata purezza radionuclidica. La potenza termica dissipata durante l’irraggiamento è P = ΔE × I, dove ΔE è la degradazione di energia nello spessore di 250 µm del bersaglio di ittrio e I è la corrente del fascio di protoni. Date le condizioni sperimentali, ciò consente un raffreddamento massimo di 20 W, quindi l’intensità massima sarà di 8µA.

Configurazione B (STIU): Precisione e Potenza

Per il sistema di bersaglio solido COMECER, installato sull’estensione della linea di fascio, abbiamo dovuto considerare un degradatore di alluminio da 320 µm montato proprio davanti al bersaglio. Con l’energia minima del ciclotrone di 14 MeV, l’energia sui protoni che raggiungono il bersaglio sarebbe di 11,6 MeV, un valore subottimale. Quindi, le simulazioni hanno variato l’energia del fascio di protoni estratto in un intervallo di 14–16 MeV per ottenere l’energia ideale del fascio di protoni per la massima resa di produzione. Le simulazioni hanno fornito un’energia protonica estratta di 15,2 MeV. Utilizzando il foglio di alluminio, l’energia del fascio di protoni è stata ridotta da 15,2 ± 0,3 MeV a 12,9 MeV (± 0,78 MeV di straggling) sul bersaglio. Il bersaglio è stato irradiato a una corrente di 25 µA per 4 ore. La potenza termica dissipata in questo caso è P = 2,5 MeV × 25 µA = 62,5 W. Il raffreddamento è garantito da un flusso di elio su un lato del foglio di Y e dal contatto con un supporto di tantalio raffreddato ad acqua sull’altro lato.

Dopo l’Irraggiamento: Purificazione e Controllo Qualità

Dopo l’irraggiamento, entrambi i bersagli sono stati dissolti manualmente in acido cloridrico e la soluzione risultante è stata passata attraverso una cartuccia specifica per lo Zirconio (Zr resin, Triskem) per la purificazione. La soluzione finale di [⁸⁹Zr]Zr-ossalato è stata ottenuta eluendo lo ⁸⁹Zr dalla cartuccia con acido ossalico.

Abbiamo condotto uno studio qualitativo della soluzione utilizzando un sistema di spettrometria gamma con un rivelatore HPGe. La purezza radiochimica (RCP) è stata valutata mediante radio-TLC. I risultati sperimentali sono stati in buon accordo con le simulazioni. Per l’unità ACSI (configurazione A), con un’energia degradata di 12,9 MeV sul bersaglio e un tempo di irraggiamento di 4 ore, il processo ha prodotto un’attività di 1,28 GBq ± 0,17 GBq/lotto. Per l’unità COMECER (configurazione B), l’attività è stata di 2,95 ± 0,25 GBq/lotto (corretta per EOB). Le correnti del fascio di protoni erano rispettivamente di 8 µA e 25 µA. Le rese di recupero sono state superiori al 92% in tutti gli esperimenti.

Lo spettro gamma ha indicato i picchi caratteristici del radioisotopo ⁸⁹Zr (511, 909, 1658, 1713 e 1745 keV) senza identificare radioisotopi contaminanti emettitori gamma per l’energia del fascio di protoni di 12,9 MeV sul bersaglio. È stata quindi confermata l’elevata resa di separazione e l’eccellente purezza radionuclidica (≥ 99,99%) della soluzione purificata di [⁸⁹Zr]Zr-ossalato, per entrambe le vie di produzione. La purezza radiochimica della soluzione, analizzata tramite radio-TLC, è risultata ≥ 95%.

L’Importanza dell’Energia: Tenere a Bada i Contaminanti

Nel nostro studio, abbiamo variato sistematicamente l’energia del fascio di protoni nell’intervallo 15,2–16 MeV di energia estratta (corrispondenti a 12,95–13,85 MeV sul bersaglio) per valutare la purezza radionuclidica della soluzione di ⁸⁹Zr. A un’energia di 12,95 MeV sul bersaglio, abbiamo ottenuto una purezza radionuclidica del 99,99% con un livello di contaminanti (inclusi ⁸⁸Zr e ⁸⁸Y) di solo ~0,006%. Al contrario, a un’energia leggermente superiore di 13,85 MeV sul bersaglio, la purezza radionuclidica era del 99,98%, con gli stessi contaminanti che aumentavano a ~0,015%. La presenza di un contaminante a lunga vita come l’⁸⁸Y (106 giorni) nella soluzione finale ha un contributo sostanziale alla dose del radiofarmaco, anche a percentuali così basse.

Questi risultati dimostrano che i livelli di purezza ottimali nella produzione di ⁸⁹Zr si ottengono mantenendo attentamente l’energia del fascio di protoni a, o al di sotto di, 13 MeV sul bersaglio. Sebbene l’attività finale potrebbe essere migliorata aumentando l’energia dei protoni incidenti, simulazioni e lavori precedenti hanno dimostrato che una volta che l’energia supera i 13 MeV, si apre il canale per la produzione di ⁸⁸Zr, che è presente come contaminante nella soluzione finale. Poiché è impossibile separare chimicamente il contaminante ⁸⁸Zr dallo ⁸⁹Zr, diversi autori hanno raccomandato di limitare l’energia del fascio di protoni a un massimo di 13 MeV.

Perché Tutto Questo? Le Prospettive Future

La reazione nucleare (p,n) utilizzata nella produzione di ⁸⁹Zr coinvolge l’⁸⁹Y come materiale bersaglio, che è naturalmente abbondante al 100% e quindi a un prezzo ragionevole. Per questi motivi, la reazione ^natY(p,n)⁸⁹Zr è la via più comune per la produzione di ⁸⁹Zr. Fortunatamente, si può ottenere un’elevata purezza radionuclidica utilizzando protoni a circa 13 MeV, perché l’^89mZr (un isomero dello ⁸⁹Zr) ha una breve emivita (T_1/2= 4,2 min) e un alto grado di transizione isomerica, mentre le reazioni (p,2n) e (p,pn) richiedono energie del fascio di protoni più elevate.

Il nostro confronto tra i due sistemi di bersaglio solido, COMECER e ACSI, entrambi operanti con un’energia del fascio sul bersaglio di 12,9 MeV, non ha mostrato differenze significative in termini di purezza o attività specifica. La soluzione di [⁸⁹Zr]Zr-ossalato ottenuta alla fine di entrambi i processi è conforme alle specifiche tecniche per quanto riguarda la purezza radionuclidica (RNP ≥ 99,99%) e la purezza radiochimica (RCP ≥ 95%). Questa somiglianza conferma che entrambi i sistemi di bersaglio sono efficaci e affidabili per la produzione di ⁸⁹Zr, offrendo flessibilità nella scelta del sistema senza compromettere la qualità del prodotto.

La soluzione purificata di [⁸⁹Zr]Zr-ossalato può essere utilizzata come radiofarmaco per l’imaging e/o come agente per la marcatura di anticorpi, per la diagnosi precoce, lo screening e il monitoraggio di tumori maligni, come il cancro al seno, alla prostata, ovarico e intestinale. I risultati attuali offrono prospettive promettenti per un’ulteriore ottimizzazione, con l’obiettivo di migliorare il processo in alcuni parametri chiave. E io, beh, non vedo l’ora di continuare questa affascinante caccia al tesoro scientifica!

Fonte: Springer