Synthese mehrfach fluorierter MUC1-Glycopeptide für die Entwicklung tumorselektiver Vakzine und Untersuchung Mikroreaktor-unterstützter Bausteinsynthesen

Zur Entwicklung einer selektiven Tumorimmuntherapie wurden im Rahmen dieser Dissertation potentielle Vakzine dargestellt. Als Leitstruktur für die Impfstoffkandidaten diente das Oberflächenglycoprotein MUC1, das durch fehlregulierte Enzymaktivitäten auf malignen Zellen strukturell verändert überexprimiert wird. Hierbei wurde insbesondere der Einfluss von Fluorsubstituenten in der Glycanseitenkette auf die Immunogenität und die Spezifität der Vakzine untersucht. Dazu wurde ein dreifach fluoriertes Analogon an Tetanus Toxoid (TTox) als Trägerprotein angebunden und in Immunisierungsstudien an transgenen Mäusen konnten hohe Selektivitäten und starke Immunantworten nachgewiesen werden. Die Darstellung des 20 Aminosäuren umfassenden Glycopeptides erfolgte an der festen Phase, wobei unterschiedlich fluorierte Thomsen-Friedenreich-Antigenanaloga anstelle eines Threonins in die Sequenz eingebaut wurden. Diese Bausteine wurden durch Glycosylierungsreaktionen fluorierter Donoren sowie Akzeptoren hergestellt, wobei Letztere durch nachträgliche Fluorierungen der Glycosylaminosäure erhalten wurden. Darüber hinaus wurde die Durchführung der komplexen Glycosylierungsreaktionen in Mikroreaktoren am Beispiel zweier fluorierter Glycosylaminosäuren untersucht. Neben der raschen Optimierung der Reaktionsparameter in Durchflussreaktoren konnte die direkte Umsetzung in einem mikrostrukturierten Reaktor in den präparativen Maßstab demonstriert werden.

Radiochemical aspects of production and processing of radiometals for preparation of metalloradiopharmaceuticals

Radiometals play an important role in nuclear medicine as involved in diagnostic or therapeutic agents. In the present work the radiochemical aspects of production and processing of very promising radiometals of the third group of the periodic table, namely radiogallium and radiolanthanides are investigated. The 68Ge/68Ga generator (68Ge, T½ = 270.8 d) provides a cyclotron-independent source of positron-emitting 68Ga (T½ = 68 min), which can be used for coordinative labelling. However, for labelling of biomolecules via bifunctional chelators, particularly if legal aspects of production of radiopharmaceuticals are considered, 68Ga(III) as eluted initially needs to be pre-concentrated and purified. The first experimental chapter describes a system for simple and efficient handling of the 68Ge/68Ga generator eluates with a cation-exchange micro-chromatography column as the main component. Chemical purification and volume concentration of 68Ga(III) are carried out in hydrochloric acid – acetone media. Finally, generator produced 68Ga(III) is obtained with an excellent radiochemical and chemical purity in a minimised volume in a form applicable directly for the synthesis of 68Ga-labelled radiopharmaceuticals. For labelling with 68Ga(III), somatostatin analogue DOTA-octreotides (DOTATOC, DOTANOC) are used. 68Ga-DOTATOC and 68Ga-DOTANOC were successfully used to diagnose human somatostatin receptor-expressing tumours with PET/CT. Additionally, the proposed method was adapted for purification and medical utilisation of the cyclotron produced SPECT gallium radionuclide 67Ga(III). Second experimental chapter discusses a diagnostic radiolanthanide 140Nd, produced by irradiation of macro amounts of natural CeO2 and Pr2O3 in natCe(3He,xn)140Nd and 141Pr(p,2n)140Nd nuclear reactions, respectively. With this produced and processed 140Nd an efficient 140Nd/140Pr radionuclide generator system has been developed and evaluated. The principle of radiochemical separation of the mother and daughter radiolanthanides is based on physical-chemical transitions (hot-atom effects) of 140Pr following the electron capture process of 140Nd. The mother radionuclide 140Nd(III) is quantitatively absorbed on a solid phase matrix in the chemical form of 140Nd-DOTA-conjugated complexes, while daughter nuclide 140Pr is generated in an ionic species. With a very high elution yield and satisfactory chemical and radiolytical stability the system could able to provide the short-lived positron-emitting radiolanthanide 140Pr for PET investigations. In the third experimental chapter, analogously to physical-chemical transitions after the radioactive decay of 140Nd in 140Pr-DOTA, the rapture of the chemical bond between a radiolanthanide and the DOTA ligand, after the thermal neutron capture reaction (Szilard-Chalmers effect) was evaluated for production of the relevant radiolanthanides with high specific activity at TRIGA II Mainz nuclear reactor. The physical-chemical model was developed and first quantitative data are presented. As an example, 166Ho could be produced with a specific activity higher than its limiting value for TRIGA II Mainz, namely about 2 GBq/mg versus 0.9 GBq/mg. While free 166Ho(III) is produced in situ, it is not forming a 166Ho-DOTA complex and therefore can be separated from the inactive 165Ho-DOTA material. The analysis of the experimental data shows that radionuclides with half-life T½ < 64 h can be produced on TRIGA II Mainz nuclear reactor, with specific activity higher than any available at irradiation of simple targets e.g. oxides.

Nicht geträgerte Radioarsenisotope: ihre Herstellung, Abtrennung und Markierung von Proteinen

Das Element Arsen besitzt eine Reihe von Isotopen, die in nahezu trägerfreier Form (nca) produziert werden können und deshalb in der Radiopharmazie für die Diagnose oder Endoradiotherapie Verwendung finden können. Bei der Positronenemissionstomographie (PET) gibt es eine gewisse Lücke bei der Versorgung mit langlebigen Positronenemittern, die zur Untersuchung von langsamen physiologischen Prozessen wie z.B. der Biodistribution und Anreicherung von Antikörpern in Tumorgewebe eingesetzt werden können. Die beiden Arsenisotope 72As (T1/2 = 26 h, 88 % beta+) und 74As (T1/2 = 17,8 d, 29 % beta+) vereinen eine lange physikalische Halbwertszeit mit einer hohen Positronenemissionsrate und sind daher geeignete Kandidaten. Da das Verhalten von radioaktivem Arsen und seine Verwendung in der molekularen Bildgebung international relativ wenig bearbeitet sind, wurde die Radiochemie des Arsens von der Isotopenproduktion an Kernreaktor und Zyklotron, über die Entwicklung von Abtrennungsmethoden für Germanium und Arsen, bis hin zur Entwicklung einer soliden Markierungschemie für Antikörper weiterentwickelt. Die in dieser Arbeit bearbeiteten Felder sind: 1. Die Isotopenproduktion der relevanten Arsenisotope (72/74/77As) wurde an Kernreaktor und Zyklotron durch Bestrahlung von GeO2- und Germaniummetalltargets durchgeführt. Pro 6 h Bestrahlung von 100 mg Germanium konnten ca. 2 MBq 77As am TRIGA Reaktor in Mainz hergestellt werden. Am Zyklotron des DKFZ in Heidelberg konnten unter optimierten Bedingungen bei der Bestrahlung von Germaniummetall (EP = 15 Mev, 20 µA, 200 µAh) ca. 4 GBq 72As und ca. 400 MBq 74As produziert werden. 2. Die Entwicklung neuer Abtrennungsmethoden für nca 72/74/77As von makroskopischen Mengen Germanium wurde vorangetrieben. Für die Aufarbeitung von GeO2- und Germaniummetalltargets kamen insgesamt 8 verschiedene Methoden wie Festphasenextraktion, Flüssig-Flüssig-Extraktion, Destillation, Anionenaustauschchromatographie zum Einsatz. Die erzielten Ausbeuten lagen dabei zwischen 31 und 56 %. Es wurden Abtrennungsfaktoren des Germaniums zwischen 1000 und 1•10E6 erreicht. Alle erfolgreichen Abtrennungsmethoden lieferten *As(III) in 500 µl PBS-Puffer bei pH 7. Diese Form des Radioarsens ist für die Markierung von SH-modifizierten Molekülen, wie z.B. Antikörpern geeignet. 3. Die Entwicklung von Methoden zur Bestimmung des Oxidationszustandes von nca *As in organischem, neutralem wässrigen, oder stark sauren Medium mittels Radio-DC und Anionenaustauschchromatographie wurde durchgeführt und führte zu einem besseren Verständnis der Redoxchemie des nca *As. 4. SH-modifizierte Antikörper wurden mit 72/74/77As(III) markiert. Dabei wurden zwei Methoden (Modifizierung mit SATA und TCEP) miteinander verglichen. Während das *As(III) bei Verwendung von TCEP in Ausbeuten > 90 % mit dem Antikörper reagierte, wurde für SATA-modifizierte Antikörper in Abhängigkeit von der verwendeten Abtrennungsmethode eine breite Spanne von 0 % bis > 90 % beobachtet. 5. Es wurden Phantommessungen mit 18F, 72As und 74As am µ-PET-Scanner durchgeführt, um erste Aussagen über die zu erwartende Auflösung der Arsenisotope zu erhalten. Die Auflösung von 74As ist mit 18F vergleichbar, während die von 72As erkennbar schlechter ist.

Synthese C-glycosidischer und N-methylierter Glycosylaminosäuren für den Aufbau von Mimetika tumorassoziierter MUC1-Glycopeptidantigene unter Verwendung mikrostrukturierter Reaktoren

Zur Synthese hydrolysestabiler MUC1-Antitumorvakzine wurde im Rahmen dieser Arbeit zunächst ein Verfahren zur effizienten N Methylierung von Fmoc-Aminosäuren entwickelt. Die Synthese erfolgte in einer zweistufigen Umsetzung über Oxazolidinone unter Verwendung eines Tube-in-Tube-Durchflussreaktors mit einer semipermeablen Membran aus Teflon® AF 2400. In diesem Tube-in-Tube-Reaktor wurde in der ersten Stufe das Modellsubstrat Fmoc-Alanin bereits nach 2 h annähernd quantitativ in das entsprechende Oxazolidinon umgesetzt. In der zweiten Stufe wurde mit TFA erstmals eine Flüssigkeit durch eine solche Membran des Tube-in-Tube-Reaktors eingeleitet und lieferte innerhalb einer Stunde zahlreiche aliphatische, aromatische und funktionalisierte N-Methylaminosäuren in hohen Ausbeuten.rnDes Weiteren wurden erstmals sensible Glycosylaminosäuren, darunter auch TN Antigen-Strukturen, N-methyliert. Sie dienen als Bausteine für die Synthese von MUC1-Antitumorvakzinen. Neben Fmoc-N-Methyl-TN-Threonin konnten die Fmoc-geschützten N-Methyl-TN-Serin, N-Methyl-Sialyl-TN-Threonin sowie zwei N-Methyl-C Glycosylaminosäuren und in guten Ausbeuten erhalten werden. Anschließend wurde das N methylierte TN-Threonin gezielt in die tandem repeat-Sequenz des MUC1 in einer Festphasenpeptidsynthese eingebaut. Um einen direkten Vergleich bezüglich der N Methylierung im MUC1-Glycopeptide und dem darauf folgenden Einfluss auf die Tumorselektivität der resultierenden Vakzine erhalten zu können, wurde zudem ein Referenzpeptid aufgebaut. Zur Vollendung der Vakzinsynthese erfolgte die Konjugation beider Glycopeptidantigene an die jeweiligen BSA- und TTox-Proteine. rnEin alternativer Zugang zu hydrolysestabilen Glycopeptidbausteinen wurde im letzten Teil der Arbeit über die Synthese von α C Glycosylaminosäuren erarbeitet. Der entwickelte Syntheseweg basiert auf einer Ugi-Vier-Komponenten-Reaktion aus Aldehyd, Amin, Nitril und Carbonsäure. Als benötigte Aldehydkomponenten wurden ein einfaches Galactose- sowie ein Galactosamin-Derivat verwendet. Zum Aufbau des C-glycosidischen Grundgerüsts wurde eine Mikrowellen-unterstützte C-Allylierungsvariante im Durchfluss realisiert. Die Galactose- und Galactosaminaldehyde wurden danach mit chirale Glycosylaminen umgesetzt.