(57)【要約】【課題】同位体濃縮が不要な天然亜鉛またはジルコニウムを用いて、純度の高い６４Ｃｕまたは９２Ｙを安定的に供給することを可能とする、放射性物質の製造方法を提供する。【解決手段】重陽子１１を中性子コンバータ１２に照射し、中性子コンバータ１２から放出させた中性子１３を、同位体濃縮を行っていない天然の亜鉛を含む部材１４、またはジルコニウムを含む部材１４に照射し、中性子１３とそれらの部材１４とを核反応させることにより、６４Ｃｕまたは９２Ｙを製造することを特徴とする放射性物質の製造方法。【選択図】図１
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【特許請求の範囲】
【請求項１】
重陽子を中性子コンバータに照射し、前記中性子コンバータから放出させた中性子を、同位体濃縮を行っていない天然の亜鉛を含む部材に照射し、前記中性子と前記亜鉛とを核反応させることにより、６４Ｃｕを製造することを特徴とする放射性物質の製造方法。
【請求項２】
前記重陽子が有するエネルギーを、９ＭｅＶ以上２０ＭｅＶ以下とすることを特徴とする請求項１に記載の放射性物質の製造方法。
【請求項３】
重陽子を中性子コンバータに照射し、前記中性子コンバータから放出させた中性子を、ジルコニウムを含む部材に照射し、前記中性子と前記ジルコニウムとを核反応させることにより、９２Ｙを製造することを特徴とする放射性物質の製造方法。
【請求項４】
前記重陽子が有するエネルギーを、１５ＭｅＶ以上３０ＭｅＶ以下とすることを特徴とする請求項３に記載の放射性物質の製造方法。
【請求項５】
前記中性子コンバータとして、１つの重陽子を受けて１つの中性子を放出する（ｄ，ｎ）反応を起こすものを用いることを特徴とする請求項１〜４のいずれか一項に記載の放射性物質の製造方法。
【請求項６】
重陽子を加速する加速器と、
前記重陽子が照射されることにより中性子を放出する中性子コンバータと、
同位体濃縮を行っていない天然の亜鉛を含む部材と、を少なくとも備えていることを特徴とする放射性物質の製造装置。
【請求項７】
前記加速器は、前記重陽子に対して９ＭｅＶ以上２０ＭｅＶ以下のエネルギーを与える手段を有していることを特徴とする請求項６に記載の放射性物質の製造装置。
【請求項８】
重陽子を加速する加速器と、
前記重陽子が照射されることにより中性子を放出する中性子コンバータと、
ジルコニウムを含む部材とを少なくとも備えていることを特徴とする放射性物質の製造装置。
【請求項９】
前記加速器は、前記重陽子に対して１５ＭｅＶ以上３０ＭｅＶ以下のエネルギーを与える手段を有していることを特徴とする請求項８に記載の放射性物質の製造装置。
【請求項１０】
前記中性子コンバータは、１つの重陽子を受けて１つの中性子を放出する（ｄ，ｎ）反応を起こす元素からなる部材であることを特徴とする請求項６〜９のいずれか一項に記載の放射性物質の製造装置。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、放射性物質の製造方法および放射性物質の製造装置に関する。
【背景技術】
【０００２】
近年、加速器を用いた中性子源の応用が広がっている。その中でも、特に医療用ＲＩ（Ｒａｄｉｏ  Ｉｓｏｔｏｐｅ）の製造方法に関する研究（非特許文献１参照）が着目されている。この手法では、多様な核種の製造ができる。
【０００３】
医療用ＲＩとして、良く用いられる核種として、半減期２時間の陽電子放出核１８Ｆ（フッ素１８）、半減期２．８日のベータ線放出核９０Ｙ（イットリウム９０）、半減期５０日のベータ線放出核８９Ｓｒ（ストロンチウム８９）、半減期６時間のガンマ線放出核９９ｍＴｃ（テクネチウム９９ｍ）などがよく知られている。いわゆる「ＰＥＴ検査」では陽電子放出核がよく用いられ、非常に臨床実績の高いがんの診断法であるため、検査ができる施設数も検査件数も、年々伸びてきている。また、「ＳＰＥＣＴ検査」で用いられるガンマ線放出核は、近年、検査だけでなく、薬剤の体内動態を調査する目的にも応用が広がってきている。さらに、ベータ線放出核は、分子標的薬としてがんの疼痛緩和や治療に用いられており、臨床での応用が進んでいる。
【０００４】
このような中、ＰＥＴは近年「分子イメージング」分野への応用も広がってきている。特に、薬剤開発におけるマイクロドーズ臨床試験への応用が期待されている。これは、ある薬剤候補の分子を陽電子放出核で標識し、薬効の発現しない微少量の投与を行い、その分子の生体内での代謝を調べる手法である。
【０００５】
しかしながら、現状入手の容易な１８Ｆでは半減期が短く代謝を部分的にしか観測できないことが問題となっている。そこで、近年、半減期１２．７時間を持つ陽電子放出核、６４Ｃｕが注目を集めている。代謝を観察するには十分な半減期があり、化学性質もよくわかっている元素であることから、取り扱いも容易である。ところが、６４Ｃｕの製造を安定的に行える施設は現在存在しない。
【０００６】
現在、６４Ｃｕを製造する手法としては、図１６に示すように、高濃縮６４Ｎｉ２２に対し、陽子加速器２０からの陽子線２１を照射して起こる核反応を利用して製造する手法が中心的である。ただし、この手法には２つの問題点がある。１つは天然ニッケル中に１％しか存在しない６４Ｎｉを、高濃度に同位体濃縮せねばならないことである。これは、６４Ｃｕの生成量を増やすとともに、副生成物として生じる６４Ｃｕ以外の核種を抑えるためである。同位体濃縮は高い技術とコストが必要となり、安定的な供給への高いハードルとなっている。もう１つは、原料の量の制限である。陽子線は原料の表面付近で全て停止するため、大量の原料を照射することができない。これも大量生産への足かせとなっている。
【０００７】
一方、ベータ線を放出する９０Ｙでイブリツモマブチウキセタンを標識した治療用薬剤は、腫瘍部に収集され、そこにベータ線を照射することができるものである。しかしながら、患者によっては腫瘍部に薬剤が集積しにくかったり、他の正常な部位への集積が見られたりすることがあるため、事前に「治療の適格性」を調べなければならない。ところが、９０Ｙはベータ線しか放出しないため、体外からその動態を観測し、「治療の適格性」を調べる事ができない。
【０００８】
そこで、現状では、１１１Ｉｎでイブリツモマブチウキセタンを標識した薬剤を事前に患者に投与して、その適格性が調べられている。この核種からは、１７１ｋｅＶのガンマ線が放出される。このガンマ線による治療効果はないものの、透過性の高さを利用して、ＳＰＥＣＴ検査によって体外から薬剤分布を検査することができる。しかしながら、９０Ｙを用いた場合に得られる体内動態と１１１Ｉｎを用いた場合に得られる体内動態とは、必ずしも一致しているわけではない。これら２つの体内動態の不一致は、治療の適格性の判断ミスに繋がる虞がある。
【０００９】
治療用薬剤と全く同じ体内動態で、治療の適格性を調査できるガンマ線を放出する放射性イットリウムとしては、９０ｍＹ、９１ｍＹが提案されている（特許文献１）。ただし、これらの放射性物質は、治療適格性がない場合、各々崩壊後に９０Ｙ（半減期２．８日）、９１Ｙ（半減期５８日）として体内に残り、患者が被ばくし続ける危険性を有している。
【先行技術文献】
【特許文献】
【００１０】
【特許文献１】特許第５５２２５６２号公報
【非特許文献】
【００１１】
【非特許文献１】Ｙ．Ｎａｇａｉ  ｅｔ  ａｌ，Ｊ．Ｐｈｙｓ．Ｓｏｃ．Ｊｐｎ．８２（２０１３）０６４２０１
【非特許文献２】Ｋ．Ｓｈｉｂａｔａ，Ｏ．Ｉｗａｍｏｔｏ，Ｔ．Ｎａｋａｇａｗａ，Ｎ．Ｉｗａｍｏｔｏ，Ａ．Ｉｃｈｉｈａｒａ，Ｓ．Ｋｕｎｉｅｄａ，Ｓ．Ｃｈｉｂａ，Ｋ．Ｆｕｒｕｔａｋａ，Ｎ．Ｏｔｕｋａ，Ｔ．Ｏｈｓａｗａ，Ｔ．Ｍｕｒａｔａ，Ｈ．Ｍａｔｓｕｎｏｂｕ，Ａ．Ｚｕｋｅｒａｎ，Ｓ．Ｋａｍａｄａ，ａｎｄ  Ｊ．Ｋａｔａｋｕｒａ：“ＪＥＮＤＬ−４．０：Ａ  Ｎｅｗ  Ｌｉｂｒａｒｙ  ｆｏｒ  Ｎｕｃｌｅａｒ  Ｓｃｉｅｎｃｅ  ａｎｄ  Ｅｎｇｉｎｅｅｒｉｎｇ，”  Ｊ．Ｎｕｃｌ．Ｓｃｉ．Ｔｅｃｈｎｏｌ．４８（１），１−３０（２０１１）
【非特許文献３】Ｈｙｕｎｓｕｋ  Ｋｉｍ，Ｋｗａｎｇｓｕｅ  Ｐａｒｋ，Ｂｙｕｎｇｄｏｎ  Ｍｉｎ，ｅｔ  ａｌ．，Ｎｕｃｌ．Ｉｎｓｔ．Ｍｅｔｈ  Ｂ，２１７（２００４）４２９−４３４
【非特許文献４】Ｔ．Ｓａｔｏ，Ｋ．Ｎｉｉｔａ、Ｎ．Ｍａｔｓｕｄａ，Ｓ．Ｈａｓｈｉｍｏｔｏ，Ｙ．Ｉｗａｍｏｔｏ，Ｓ．Ｎｏｄａ，Ｔ．Ｏｇａｗａ，Ｈ．Ｉｗａｓｅ，Ｈ．Ｎａｋａｓｈｉｍａ，Ｔ．Ｆｕｋａｈｏｒｉ，Ｋ．Ｏｋｕｍｕｒａ，Ｔ．Ｋａｉ，Ｓ．Ｃｈｉｂａ，Ｔ．Ｆｕｒｕｔａ  ａｎｄ  Ｌ．Ｓｉｈｖｅｒ，Ｐａｒｔｉｃｌｅ  ａｎｄ  Ｈｅａｖｙ  Ｉｏｎ  Ｔｒａｎｓｐｏｒｔ  Ｃｏｄｅ  Ｓｙｓｔｅｍ  ＰＨＩＴＳ，Ｖｅｒｓｉｏｎ  ２．５２，Ｊ．Ｎｕｃｌ．Ｓｃｉ．Ｔｅｃｈｎｏｌ．５０：９，９１３−９２３（２０１３）
【非特許文献５】Ｖｉｋｉ−Ｖｅｉｋｋｏ  Ｅｌｏｍａａ，ＪｏｒｉＪｕｒｔｔｉｌａ，ＪｏｈａｎＲａｊａｎｄｅｒ，ｅｔ  ａｌ．，Ａｐｐｌｉｅｄ  Ｒａｄｉａｔｉｏｎ  ａｎｄ  Ｉｓｏｔｏｐｅｓ，８９（２０１４）７４−７８
【非特許文献６】Ｋ．Ａｂｂａｓ，Ｊ．Ｋｏｚｅｍｐｅｌ，Ｍ．Ｂｏｎａｒｄｉ，Ａｐｐ．Ｒａｄ．Ｉｓｏ．，６４（２００６）１００１−１００５
【非特許文献７】Ｋ．Ａｂｂａｓ，Ｃ．Ｂｉｒａｔｔａｒｉ，Ｍ．Ｂｏｎａｒｄｉ，ｅｔ  ａｌ．，Ｊ．Ｌａｂｅｌｌｅｄ  Ｃｐｄ．Ｒａｄｉｏｐｈａｍ，４４，Ｓｕｐｐｌ．１（２００１）
【非特許文献８】Ｔａｄａｈｉｒｏ  ＫＩＮ，Ｙａｓｕｋｉ  ＮＡＧＡＩ，Ｎｏｂｕｙｕｋｉ  ＩＷＡＭＯＴＯ，Ｊ．Ｐｈｙｓ．Ｓｏｃ．Ｊｐｎ．，８２（２０１３）０３４２０１
【非特許文献９】Ｔ．Ｋｉｎ，ｅｔ  ａｌ，Ｊ．Ｐｈｙｓ．Ｓｏｃ．Ｊｐｎ．８２（２０１３）０３４２０１
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【００１２】
本発明は、かかる事情に鑑みてなされたものであり、医療ＲＩとして用いる放射性物質の製造方法および放射性物質の製造装置を提供することを目的としている。
【００１３】
具体的には、本発明は、同位体濃縮が不要な天然亜鉛を用いて、純度の高い６４Ｃｕを安定的に供給することを可能とする、放射性物質の製造方法および放射性物質の製造装置を提供することを、第１の目的としている。
【００１４】
また、本発明は、天然もしくは濃縮されたジルコニウムを用いて、純度の高い９２Ｙを安定的に供給することを可能とする、放射性物質の製造方法および放射性物質の製造装置を提供することを、第２の目的としている。
【課題を解決するための手段】
【００１５】
上記の問題を解決すべく、本発明者は、鋭意検討を重ね、重陽子加速器中性子源を用いた６４Ｃｕおよび９２Ｙの製造方法を開発した。
本発明は、以下の手段を提供する。
［１］重陽子を中性子コンバータに照射し、前記中性子コンバータから放出させた中性子を、同位体濃縮を行っていない天然の亜鉛を含む部材に照射し、前記中性子と前記亜鉛とを核反応させることにより、６４Ｃｕを製造することを特徴とする放射性物質の製造方法。
［２］前記重陽子が有するエネルギーを、９ＭｅＶ以上２０ＭｅＶ以下とすることを特徴とする［１］に記載の放射性物質の製造方法。
［３］重陽子を中性子コンバータに照射し、前記中性子コンバータから放出させた中性子を、ジルコニウムを含む部材に照射し、前記中性子と前記ジルコニウムとを核反応させることにより、９２Ｙを製造することを特徴とする放射性物質の製造方法。
［４］前記重陽子が有するエネルギーを、１５ＭｅＶ以上３０ＭｅＶ以下とすることを特徴とする［３］に記載の放射性物質の製造方法。
［５］前記中性子コンバータとして、１つの重陽子を受けて１つの中性子を放出する（ｄ，ｎ）反応を起こすものを用いることを特徴とする［１］〜［４］のいずれか一つに記載の放射性物質の製造方法。
［６］重陽子を加速する加速器と、前記重陽子が照射されることにより中性子を放出する中性子コンバータと、同位体濃縮を行っていない天然の亜鉛を含む部材と、を少なくとも備えていることを特徴とする放射性物質の製造装置。
［７］前記加速器は、前記重陽子に対して９ＭｅＶ以上２０ＭｅＶ以下のエネルギーを与える手段を有していることを特徴とする［６］に記載の放射性物質の製造装置。
［８］重陽子を加速する加速器と、前記重陽子が照射されることにより中性子を放出する中性子コンバータと、ジルコニウムを含む部材とを少なくとも備えていることを特徴とする放射性物質の製造装置。
［９］前記加速器は、前記重陽子に対して１５ＭｅＶ以上３０ＭｅＶ以下のエネルギーを与える手段を有していることを特徴とする［８］に記載の放射性物質の製造装置。
［１０］前記中性子コンバータは、１つの重陽子を受けて１つの中性子を放出する（ｄ，ｎ）反応を起こす元素からなる部材であることを特徴とする［６］〜［９］のいずれか一つに記載の放射性物質の製造装置。
【発明の効果】
【００１６】
本発明によれば、同位体濃縮が不要な天然亜鉛を用いて、純度の高い６４Ｃｕを安定的に供給することが可能な、放射性物質の製造方法および製造装置を提供することができる。また、本発明によれば、天然亜鉛を使用することによって懸念される、応用上問題となる副生成物がほとんど生成されないため、純度の高い６４Ｃｕを安定的に供給することを可能とする、放射性物質の製造方法および放射性物質の製造装置を提供することができる。
【００１７】
また、本発明によれば、純度の高い９２Ｙを安定的に供給することが可能な、放射性物質の製造方法および製造装置を提供することができる。９２Ｙは、９３４ｋｅＶのガンマ線を放出するため、ＳＰＥＣＴ検査やコンプトンカメラなどを用いることで、治療の適格性検査に用いることができ、さらに、半減期が３．５時間でベータ崩壊し、非放射性９２Ｚｒとなるため、患者の不要な被ばくを抑えることができる。
【図面の簡単な説明】
【００１８】
【図１】本発明の放射性物質の製造装置の構成を模式的に示した図である。
【図２】６４Ｚｎを使用した場合に、得られる元素の種類を表すグラフである。
【図３】６６Ｚｎを使用した場合に、得られる元素の種類を表すグラフである。
【図４】６８Ｚｎを使用した場合に、得られる元素の種類を表すグラフである。
【図５】（ａ）ｎａｔＣ（ｄ，ｎ）中性子源のシミュレーション体系を示す図である。（ｂ）ＤＴ中性子源のシミュレーション体系を示す図である。
【図６】（ａ）〜（ｄ）６４Ｃｕ生成分布を示すグラフである。
【図７】（ａ）〜（ｄ）６３Ｃｕ生成分布を示すグラフである。
【図８】（ａ）〜（ｄ）６５Ｃｕ生成分布を示すグラフである。
【図９】（ａ）〜（ｄ）６４Ｃｕ同位体純度分布を示すグラフである。
【図１０】Ｃ（ｄ，ｎ）反応およびＤＴ反応からの中性子による、照射済みｎａｔＺｎからのガンマスペクトル。
【図１１】９０Ｚｒを使用した場合に、得られる元素の種類を表すグラフである。
【図１２】９１Ｚｒを使用した場合に、得られる元素の種類を表すグラフである。
【図１３】９２Ｚｒを使用した場合に、得られる元素の種類を表すグラフである。
【図１４】９４Ｚｒを使用した場合に、得られる元素の種類を表すグラフである。
【図１５】天然Ｚｒを用いて生成した、Ｙによるガンマ線計測結果を示すグラフである。
【図１６】従来用いられている放射性物質の製造装置の構成を、模式的に示した図である。
【発明を実施するための形態】
【００１９】
以下、本発明を適用した実施形態である放射性物質の製造方法および製造装置について、詳細に説明する。
【００２０】
図１は、本発明の放射性物質の製造装置の構成を模式的に示したものである。この製造装置は、重陽子を加速する加速器と、重陽子が照射されることにより中性子を放出する中性子コンバータと、得ようとする放射性物質の原料とを少なくとも備えている。
【００２１】
＜第１実施形態＞
図１に示す製造装置を用いた、本実施形態に係る放射性物質の製造方法について説明する。本実施形態では、放射性物質の原料として、同位体濃縮を行っていない天然の亜鉛を含む部材（原料）を用いる。ここでの天然の亜鉛には、複数種の亜鉛の同位体が含まれており、また、少なくとも６４Ｚｎが含まれている。
【００２２】
まず、重陽子加速器１０で重陽子１１を加速し、中性子コンバータ１２に衝突させ、中性子１３を生成させる。中性子コンバータ１２としては、１つの重陽子１１を受けて１つの中性子１３を放出する（ｄ，ｎ）反応を効率的に起こすもの（例えば炭素、ベリリウムなど）を用いることが好ましい。以下では、この（ｄ，ｎ）反応をＣ（ｄ，ｎ）反応と呼ぶことがある。
【００２３】
続いて、生成した中性子１３を天然亜鉛（原料）１４に照射し、製造される６４Ｃｕ（銅６４）を医療用ＲＩ１５として分離抽出してＰＥＴ検査に供する。中性子反応を利用しているため、原料の全体で６４Ｃｕが生成され、大量の原料を照射することも可能である。本実施形態における加速器中性子源の最大の特徴は、中性子エネルギーの最適化が可能であることと言える。重陽子エネルギーを９ＭｅＶ以上２０ＭｅＶ以下、より好ましくは、１２ＭｅＶ以上１５ＭｅＶ以下に調整することで、６４Ｃｕの生成に極めて有利な中性子を得ることができ、天然亜鉛を原料としても同位体濃度９０%以上の６４Ｃｕを得ることができる。
【００２４】
６４Ｃｕは天然亜鉛中に生成するが、製造する目的元素と原料となる元素が異なるため、化学分離が可能である。加えて、中性子反応では大きな熱が発生しないため、原料を化学分離しやすい化学形態（例えば酸化銅粉末など）とすることも可能である。
近年、ホウ素中性子捕捉療法を導入する医療機関が増えてきているが、これに用いる加速器は上記の中性子源として利用できるため、６４Ｃｕ製造も目的としたハイブリッド加速器を実現できる可能性もある。
【００２５】
放射性医薬品製造において、目的核種（本発明では６４Ｃｕ)と「元素」が異なれば、化学分離によって抽出可能である。しかしながら、元素が同じ場合(本発明では非放射性の６３Ｃｕと６５Ｃｕ、放射性の６６Ｃｕと６８Ｃｕ)は、化学的には分離不可能であるため、これらの混入しない「無担体」な核種が必要となってくる。
【００２６】
図２、３、４は、それぞれ、天然亜鉛として６４Ｚｎ、６６Ｚｎ、６８Ｚｎを使用した場合に、得られる元素の種類を示すグラフである。いずれも、国立研究開発法人日本原子力研究開発機構によって公開されている、核データ「ＪＥＮＤＬ−４．０」（非特許文献２参照）を引用している。
【００２７】
本発明では、１２〜１５ＭｅＶ以上のエネルギーをもった中性子がでないため、最も問題となってくる６７Ｃｕ(放射性を有する担体)がほとんど生成されない。その他の放射性の６６Ｃｕおよび６８Ｃｕは、それぞれ半減期が５分、３１秒と極めて短く、１時間の冷却時間をおくことで、照射試料中から消失する(いずれも非放射性の亜鉛となる)。若干の６３Ｃｕの生成はさけられないが、その影響は１２ＭｅＶの重陽子を用いた場合で数％、１５ＭｅＶの重陽子を用いた場合でも１０％未満と極めて低いレベルで抑える事ができる。
【００２８】
＜第２実施形態＞
図１に示す製造装置を用いた、本実施形態に係る放射性物質の製造方法について説明する。本実施形態では、放射性物質の原料として、同位体濃縮を行ったジルコニウム９２、または、同位体濃縮を行っていない天然のジルコニウムを含む部材を用いる。
【００２９】
まず、重陽子加速器１０で重陽子１１を加速し、中性子コンバータ１２に衝突させ、中性子１３を生成させる。中性子コンバータ１２としては、１つの重陽子１１を受けて１つの中性子１３を放出する（ｄ，ｎ）反応を効率的に起こすもの（例えば炭素、ベリリウムなど）を用いることが好ましい。
【００３０】
続いて、生成した中性子１３を原料であるジルコニウム１４に照射し、製造される９２Ｙ（イットリウム９２）を、医療用ＲＩ１５として分離抽出してＳＰＥＣＴ検査やコンプトンカメラを用いた治療適格性検査に供する。中性子反応を利用しているため、原料の全体で９２Ｙが生成され、大量の原料を照射することも可能である。本実施形態における加速器中性子源の最大の特徴は、中性子エネルギーの最適化が可能であることと言える。重陽子エネルギーを、１５ＭｅＶ以上３０ＭｅＶ以下、好ましくは２０ＭｅＶ程度に調整することで、９２Ｙの生成に極めて有利な中性子を得る事ができ、同位体濃度９０%以上の９２Ｙを得ることができる。
【００３１】
天然ジルコニウムを原料として用いる場合、重陽子エネルギーを１５ＭｅＶ程度とすることで、担体として生じる８９Ｙの生成量を低く抑えることが可能である。ただし、この場合には、担体として９０Ｙおよび９１Ｙが生成する。
【００３２】
これに対し、濃縮ジルコニウム９２を原料として用いる場合は、９２Ｙをほぼ無担体で得ることが可能である。この場合は、重陽子エネルギーを２０ＭｅＶ程度まで上げて、製造量を増加させることも可能である。９１Ｙが担体となるが、その量は目的核種である９２Ｙと比較して極めて微量であり、患者への余分な被ばくの影響はほとんどないと考えられる。
【００３３】
図１１〜１４は、それぞれ、濃縮した９０Ｚｒ、９１Ｚｒ、９２Ｚｒ、９４Ｚｒを使用した場合に、得られる元素の種類を示すグラフである。図１３に示すように、９２Ｚｒを原料として用いた場合には、目的とする９２Ｙが大量に生成されることになる。
【００３４】
これに対し、図１１に示すように、９０Ｚｒを原料として用いた場合には、９０Ｙが大量に生成されることになる。また、図１２に示すように、９１Ｚｒを原料として用いた場合には、９１Ｙが大量に生成されることになる。また、図１４に示すように、９４Ｚｒを原料として用いた場合には、９４Ｙが大量に生成されることになる。
【００３５】
天然のジルコニウムには、９２Ｚｒだけでなく、９０Ｚｒ、９１Ｚｒ、９２Ｚｒ、９４Ｚｒも含まれているため、副生成物として、９０Ｙ、９１Ｙ、９４Ｙが少なからず生成されることになる。したがって、副生成物の生成を回避する上では、濃縮した９２Ｚｒを用いる方が好ましいといえる。
【実施例】
【００３６】
以下、実施例により本発明の効果をより明らかなものとする。なお、本発明は、以下の実施例に限定されるものではなく、その要旨を変更しない範囲で適宜変更して実施することができる。
【００３７】
［実施例１］
＜計算体系＞
実製造に用いることのできる中性子源（中性子コンバータ）として、１２、１５、２０ＭｅＶ重陽子の入射によるｎａｔＣ（ｄ，ｎ）反応、及び３５０ｋｅＶ重陽子の入射によるＤＴ反応（重水素と三重水素の反応）の４種について検討を行った。
【００３８】
図５（ａ）に、ｎａｔＣ（ｄ，ｎ）反応による中性子ついての計算体系を示す。入射中性子のエネルギー・角度分布については、ＴＴＮＹ（厚い標的からの中性子収量）を用いて評価した。また、サンプルは比較的中性子収量の高い、ビーム方向から４５ｄｅｇ．より内側に配置した。実製造の際は照射後に６４Ｃｕを分離・抽出しやすいように粉末のｎａｔＺｎＯが用いられるため、本計算でもｎａｔＺｎＯをサンプルとした。粉末ｎａｔＺｎＯの密度は、非特許文献３に開示されている値を用いた。
【００３９】
図５（ｂ）にＤＴ反応による中性子ついての計算体系を示す。ＤＴ中性子は強度が等方的であるため、中性子源から全方向の放射化が可能である。しかしながら、ビーム後方には加速器のビームラインや冷却水用配管等の設備があるため照射試料の設置は難しいため、中性子源より前方のみに試料を設置した。
【００４０】
ここで副生成物について、１５ＭｅＶ、あるいはそれ以下のエネルギーの中性子源では、放射性不純物は少ないことが示された。本発明で使用する中性子源はＤＴ中性子より高いエネルギーの中性子はきわめて少ないため、同様に放射性不純物は少ないと考えられる。
【００４１】
ここで、実製造の際に問題となる可能性のある生成核種は、６４Ｃｕの安定同位体である６３Ｃｕ、６５Ｃｕである。これらの核種は６４Ｃｕと分離することが困難なため、薬剤の標識率を下げるおそれがある。そこで、本シミュレーションでは、６４Ｃｕ、及び担体の副生成物として、６３Ｃｕ、６５Ｃｕの生成量について求めた。
【００４２】
＜計算結果＞
（６４Ｃｕ生成量分布）
それぞれの照射における、ｎａｔＺｎＯ試料中心を通る断面の６４Ｃｕの生成量の分布を図６（ａ）〜（ｄ）に示す。図６（ａ）は、ｎａｔＣ(ｄ，ｎ)反応、Ｅｄ＝１２ＭｅＶによる６４Ｃｕ生成分布を示している。図６（ｂ）は、ｎａｔＣ(ｄ，ｎ)反応、Ｅｄ＝１５ＭｅＶによる６４Ｃｕ生成分布を示している。図６（ｃ）は、ｎａｔＣ(ｄ，ｎ)反応、Ｅｄ＝２０ＭｅＶによる６４Ｃｕ生成分布を示している。図６（ｄ）は、ＤＴ反応、Ｅｄ＝３５０ｋｅＶによる６４Ｃｕ生成分布を示している。
【００４３】
ｎａｔＣ(ｄ，ｎ)反応による中性子は前方性があり、エネルギーが高いほど多くの６４Ｃｕが生成している様子がわかる。全体の８０%以上の６４Ｃｕが生成する領域を点線で示した。ここで、ｎａｔＣ(ｄ，ｎ)反応のものは円錐台、ＤＴ中性子のものは半球の形状である。この領域で十分な６４Ｃｕが回収できるとして、以降でこの領域内に生成する６４Ｃｕ、及び副生成物についての説明を行う。
【００４４】
先述した領域に含まれる６４Ｃｕ生成量（ＰＨＩＴＳ計算結果（非特許文献４参照））、及び領域の大きさ、及びこの領域内での1時間当たりの６４Ｃｕ製造量について表１に示す。
【００４５】
【表１】
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【００４６】
ただし、この製造量についてはｎａｔＣ(ｄ，ｎ)中性子源のものについては、小型サイクロトロンＨＲ−３０を使用するとして、２ｍＡでの重陽子照射を仮定した。また、ＤＴ中性子の場合はＪＡＥＡのＦＮＳの０度ビームラインを使用するとして、２５ｍＡでの照射を仮定した。ｎａｔＣ(ｄ，ｎ)反応を利用した場合、いずれの入射エネルギーでも1時間の照射で1回の診断の目安となる２００ＭＢｑの製造量を達成できることが分かった。
【００４７】
（担体生成量分布）
・６３Ｃｕ生成分布
副生成物として生成する安定核種６３Ｃｕの生成分布を、図７（ａ）〜（ｄ）に示す。図７（ａ）は、ｎａｔＣ(ｄ，ｎ)反応、Ｅｄ＝１２ＭｅＶによる６３Ｃｕ生成分布を示している。図７（ｂ）は、ｎａｔＣ(ｄ，ｎ)反応、Ｅｄ＝１５ＭｅＶによる６３Ｃｕ生成分布を示している。図７（ｃ）は、ｎａｔＣ(ｄ，ｎ)反応、Ｅｄ＝２０ＭｅＶによる６３Ｃｕ生成分布を示している。図７（ｄ）は、ＤＴ反応、Ｅｄ＝３５０ｋｅＶによる６３Ｃｕ生成分布を示している。１２ＭｅＶのものではほとんど生成されておらず、エネルギーが高い中性子源ほど多くの６３Ｃｕが生成されている様子がわかる。
【００４８】
・６５Ｃｕ生成分布
副生成物として生成する安定核種６５Ｃｕの生成分布を、図８（ａ）〜（ｄ）に示す。図８（ａ）は、ｎａｔＣ(ｄ，ｎ)反応、Ｅｄ＝１２ＭｅＶによる６５Ｃｕ生成分布を示している。図８（ｂ）は、ｎａｔＣ(ｄ，ｎ)反応、Ｅｄ＝１５ＭｅＶによる６５Ｃｕ生成分布を示している。図８（ｃ）は、ｎａｔＣ(ｄ，ｎ)反応、Ｅｄ＝２０ＭｅＶによる６５Ｃｕ生成分布を示している。図８（ｄ）は、ＤＴ反応、Ｅｄ＝３５０ｋｅＶによる６５Ｃｕ生成分布を示している。１２ＭｅＶ、１５ＭｅＶではほとんど生成されておらず、エネルギーが高い中性子源ほど多くの６５Ｃｕが生成されている様子がわかる。
【００４９】
・６４Ｃｕ／ｔｏｔａｌＣｕ生成量比
６３Ｃｕおよび６５Ｃｕは６４Ｃｕを薬剤にする際に比放射能を下げる恐れがある。このため、６４Ｃｕを製造する際には生成したＣｕの同位体に占める６４Ｃｕの割合が重要となる。この同位体純度について、照射試料中に含まれるＣｕの同位体の内、６４Ｃｕが占める割合を図９（ａ）〜（ｄ）に示す。
【００５０】
図９（ａ）は、ｎａｔＣ(ｄ，ｎ)反応、Ｅｄ＝１２ＭｅＶによる６４Ｃｕ同位体純度分布を示している。図９（ｂ）は、ｎａｔＣ(ｄ，ｎ)反応、Ｅｄ＝１５ＭｅＶによる６４Ｃｕ同位体純度分布を示している。図９（ｃ）は、ｎａｔＣ(ｄ，ｎ)反応、Ｅｄ＝２０ＭｅＶによる６４Ｃｕ同位体純度分布を示している。図９（ｄ）は、ＤＴ反応、Ｅｄ＝３５０ｋｅＶによる６４Ｃｕ同位体純度分布を示している。中性子エネルギーが低い程６４Ｃｕの割合が高く、特にＥｄ＝１２，１５ＭｅＶのものでは非常に高純度の６４Ｃｕが得られることがわかる。また、ＤＴ中性子は非常に６４Ｃｕの純度が低くなるという事が分かった。
【００５１】
表２に、６４Ｃｕを効率よく製造できる形状、その形状を使用した場合の加速器ＨＭ−３０で可能な１時間当たりの６４Ｃｕ製造量、及びその際の６４Ｃｕの同位体純度について示す。
【００５２】
【表２】
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【００５３】
ＤＴ中性子は６４Ｃｕ製造においては製造量が小さく、不純物の安定６３Ｃｕが純度を著しく下げるため不適であることが分かった。
【００５４】
２０ＭｅＶ重陽子を用いたｎａｔＣ(ｄ，ｎ)反応による中性子では、1時間当たり４．４５ＧＢｑと非常に多くの６４Ｃｕ製造量が得られた。1度の検査に２００ＭＢｑの６４Ｃｕを使用すると仮定すると、５時間稼働することで約１００件分の診断用６４Ｃｕを製造することが出来る。即ち、病院内に加速器を設置するのではなく、製造拠点に大型加速器を設け地域の病院へ輸送する事が出来ると考えられる。また、副生成物として６４Ｃｕと分離できない６３Ｃｕが生成し、６４Ｃｕの純度（６４Ｃｕ割合）は７１．７％となることが分かった。マイクロドーズ検査では、標識化合物が微量であり同位体純度の高い６４Ｃｕが要求されるため、留意が必要である。
【００５５】
１５ＭｅＶ重陽子を用いたｎａｔＣ(ｄ，ｎ)反応による中性子では、１時間当たり１．７２ＧＢｑと多くの６４Ｃｕ製造量が得られた。既存の医療用加速器を用いて1時間に約２〜１９件分の６４Ｃｕを得ることが出来るため、非常に有用であると考えられる。また、６４Ｃｕの純度も高くマイクロドーズ試験にも用いることが出来る。更に、既存の医療用加速器を使用できるという事から導入コストも比較的低くなるという利点もある。
【００５６】
１２ＭｅＶ重陽子を用いたｎａｔＣ(ｄ，ｎ)反応による中性子では、１時間当たり０．８７５ＧＢｑと多くの６４Ｃｕ製造量を得られた。ＢＮＣＴを目的とした住友重機製の医療用小型サイクロトロンＨＭ−３０を用いて、１時間に約１〜９件分の６４Ｃｕを得ることが出来るため、実用に十分な収量であるといえる。また、６４Ｃｕの純度が非常に高くマイクロドーズ試験にも用いることが出来る。更に、入射重陽子のエネルギーが低く施設の放射化が少なくなる為、製造施設における放射化物の管理やメンテナンスの負担が少ない中性子源であるといえる。
【００５７】
なお、９ＭｅＶ重陽子を用いたｎａｔＣ(ｄ，ｎ)反応による中性子では、６４Ｃｕ純度は９９．７％となった。この場合には、１２ＭｅＶ重陽子を用いた場合の３０％程度の６４Ｃｕ製造量が得られた。
【００５８】
６４Ｃｕ製造には現在６４Ｎｉ（ｐ，ｎ）（非特許文献５参照）反応が用いられている。これに代わる手法として加速器を用いたものでは、６４Ｚｎ（ｄ，２ｐ）反応（非特許文献６参照）、ｎａｔＺｎ（ｄ，ｘ）反応（非特許文献７参照）、そして６４Ｚｎ（ｎ，ｐ）反応が、候補として挙げられる。更に、64Ｚｎ（ｎ，ｐ）反応については４０ＭｅＶ重陽子を用いたｎａｔＣ（ｄ，ｎ）反応による中性子照射による製造実験やシミュレーションが行われている（非特許文献８参照）。これらの製造量予測について文献値を表３に示す。また、今回これらの製造法における６４Ｃｕの同位体純度についてＰＨＩＴＳを用いて計算を行った。この結果を表３に共に示す。
【００５９】
【表３】
2017040653.tif 000005
【００６０】
６４Ｎｉ（ｐ，ｎ）６４Ｃｕ反応は、他の製造法に比べて非常に多くの６４Ｃｕを製造することができ、またその同位体純度も高いことがわかる。しかしながら、原料となる６４Ｎｉは天然中に０．９％しか存在しないことから、非常に高価である。ｎａｔＺｎ（ｄ，ｘ）６４Ｃｕは比較的多くの６４Ｃｕを得ることが出来る。しかしながら、６４Ｃｕに比べて大量の６１Ｃｕが生成する。６１Ｃｕは半減期３．３時間の６４Ｃｕと分離が難しい放射性同位体であり、患者に余分な被曝を与える恐れがある。このため、６１Ｃｕが崩壊して影響が小さくなる冷却時間を設ける必要があるが、これを８半減期と仮定するとこの間に６４Ｃｕも約７６％減衰してしまう。６４Ｚｎ（ｄ，２ｐ）６４Ｃｕは比較的多くの６４Ｃｕを得られ、濃縮６４Ｚｎを用いることで６１Ｃｕの生成を抑えることが出来る。６５Ｃｕが多く生成するため、同位体純度は２８．３％と低い。
【００６１】
４０ＭｅＶ入射によるｎａｔＣ（ｄ，ｎ）を利用した６４Ｚｎ（ｎ，ｐ）６４Ｃｕは比較的多くの６４Ｃｕを得ることが出来るが、同位体純度は２５．２％と低い。また、本中性子源は９９Ｍｏ製造への応用も考えられており、併用が可能である。
【００６２】
以上の結果を踏まえ、将来的な６４Ｃｕ製造体系について、以下の２種類の製造法を併用して行うことができる。
【００６３】
・ｎａｔＣ（ｄ，ｎ）、Ｅｄ＝４０ＭｅＶによる６４Ｚｎ（ｎ，ｐ）６４Ｃｕを利用した６４Ｃｕ製造
１つ目は、製造拠点にて大型加速器を使用し、本反応を用いて６４Ｃｕを大量製造することである。診断用のＰＥＴ核種を病院内で製造している現在に比べ、病院の放射化物管理の負担を大幅に減らし、ＰＥＴ検査にかかる費用を大幅に減らすことが出来ると考えられる。また、本中性子源を用いて９９Ｍｏを製造することも可能であり、現在ＧＲＡＮＤ計画として、医療用ＲＩ製造の為の大型加速器中性子源建造計画が精力的に進められている。本手法はＰＥＴ診断用６４Ｃｕ製造を目的としており、６４Ｃｕの同位体純度は低い為、マイクロドーズ検査への使用は留意が必要であると考えられる。
【００６４】
・ｎａｔＣ（ｄ，ｎ）、Ｅｄ＝１５ＭｅＶによるｎａｔＺｎ（ｎ，ｘ）６４Ｃｕを利用した６４Ｃｕ製造
２つ目は、病院内の小型加速器を使用し、本反応を用いて６４Ｃｕを製造することである。高い同位体純度を持つ６４Ｃｕを製造できるため、マイクロドーズ試験用や、少人数の患者数に合わせた診断用の６４Ｃｕを製造することが可能である。病院内に設置可能な既存のＨＭ−３０を用いて、一件分の検査に十分な量の６４Ｃｕを１時間で製造することが可能であるため、上記の手法より早い時期に実現でき、導入コストも低い製造法であるといえる。また、ＨＭ−３０は、医療用ＲＩ製造への応用も出来る。
【００６５】
［実施例２］
九州大学タンデム加速器を用いたＣ（ｄ，ｎ）反応からの中性子による医療用ＲＩ製造実験を行った。さらに箔放射化を用いた中性子収量分布を求めた。その結果、Ｃ（ｄ，ｎ）中性子源の利点と６４Ｃｕ等の将来的な製造量を示せた。実験の詳細について、以下に説明する。
【００６６】
ここでは、ｐｏｓｉｔｒｏｎ  ｅｍｉｓｓｉｏｎ  ｔｏｍｏｇｒａｐｈｙ（ＰＥＴ）を用いた分子イメージングが可能な、新たなＲＩの候補である６４Ｃｕ等を対象とした。中性子源のエネルギー分布は、核種製造量や副生成物製造量に大きく関係する。そこで、入射重陽子エネルギーを変更することで、中性子エネルギー分布を調整できるＣ（ｄ，ｎ）反応からの中性子を利用した。まず、この中性子源による天然試料を用いた６４Ｃｕ等のテスト製造を目的とした。この反応は、ｄｏｕｂｌｅ  ｄｉｆｆｅｒｅｎｔｉａｌ  ｔｈｉｃｋ  ｔａｒｇｅｔ  ｎｅｕｔｒｏｎ  ｙｉｅｌｄ  （ＤＤＴＴＮＹ）の実験データが少なく、製造実験結果の妥当性を評価できない。そこで、箔放射化を用いてＤＤＴＴＮＹを導出することも目的とした。
【００６７】
実験は九州大学理学部タンデム加速器施設（ＫＵＴＬ）で行った。加速された重陽子（Ｅｄ＝９ ｏｒ １２ ＭｅＶ）は、中性子コンバータとなる厚い炭素標的に入射する。続いて、Ｃ（ｄ，ｎ）反応が起こり、加速器中性子が得られる。
（１）まず、ＲＩの原料となる、ｎａｔＺｎやｎａｔＮｉなどをこの中性子で照射し、ＲＩ製造実験を行った。
（２）さらに、ＤＤＴＴＮＹを測定する際は、０〜９０度の範囲に１０度毎に、１９７Ａｕ、５９Ｃｏ、２７Ａｌ、９３Ｎｂ、ｎａｔＦｅ、およびｎａｔＮｉを設置し、中性子照射による放射化を行った。
【００６８】
実験（１）の例として、Ｅｄ＝１２ＭｅＶの実験の照射済みｎａｔＺｎ試料からの崩壊ガンマ線をＧｅ検出器で計測したスペクトルを図１０示す。比較のため、ＤＴ反応で得られた中性子（１４ＭｅＶ  準単色）を用いた実験結果（非特許文献９参照）も示している。なお、両者は積分値が１０になるように規格化している。この結果より、ＤＴ中性子に比べ、低エネルギーの中性子分布に調整したＣ（ｄ，ｎ）反応では、副生成物の割合が少ない６４Ｃｕ製造ができると言える。
Ｅｄ＝１２ＭｅＶの場合のＲＩ製造実験、実験（２）から導出されたＤＤＴＴＮＹの結果を用いて計算した製造量と、実際に生成した放射能の比較については、２０１５年原子力学会（春の年会）にて報告されている。
【００６９】
実施例２の結論を以下に示す。加速器中性子を用いた医療用ＲＩ製造の検討を行った。低い中性子エネルギー分布を持った中性子源を使用する事で、天然試料を原料としても６４Ｃｕなどを、副生成物量を低く製造できる事がわかった。これは中性子エネルギー分布が可変なＣ（ｄ，ｎ）中性子源の利点といえる。また、実用に向けた６４Ｃｕ等の製造量予測を行う事もできた。
【００７０】
［実施例３］
２０ＭｅＶ重陽子を中性子コンバータに照射し、発生した中性子を濃縮９２Ｚｒのサンプル（原料）に照射させ、９２Ｙを製造した。サンプルとしては、直径５０ｍｍ、長さ５０ｍｍの円筒形のものを用いた。中性子コンバータから見て、重陽子加速器と反対側に５０ｍｍ離れた位置に、このサンプルを設置した。
【００７１】
９２Ｙの製造量は、１時間当たり０．２７４ＧＢｑであった。製造された９２Ｙでは、製造直後から３．５時間程度まで、純度が上がっていく様子が見られた。これは、副生成物として生じた半減期の短い９１ｍＹ（５０分）が、崩壊によって減少していくことによる。最終的に得られた純度（同位体純度）は、９４％であった。
【００７２】
［実施例４］
東北大学サイクロトロン・ＲＩセンターのＡＶＦ９３０加速器を用いて、本発明の手法による製造量を評価する実験を行った。重陽子を２０ＭｅＶまで加速させ、中性子コンバータである厚い炭素部材に入射させた。これにより、Ｃ（ｄ，ｎ）反応が起き、生成された加速器中性子を天然のＺｒ箔に照射し、内部に９２Ｙを生成させた。生成した９２Ｙの量を、ゲルマニウム半導体検出器を用いたガンマ線計測で求めた。計測で得られたガンマ線のスペクトルを図１５に示す。
【００７３】
図１５から、９０Ｙおよび９１ｍＹが副生成物として生じていることが分かる。９０Ｙのほとんどが９０Ｚｒの（ｎ，ｐ）反応で生じており、９１ｍＹのほとんどが９１Ｚｒの（ｎ，ｐ）反応で生じている。９２Ｚｒの同位体濃縮試料を原料として用いた場合には、このような副生成物が生じることはないと推定され、原料としては、天然の９２Ｚｒよりも濃縮された９２Ｚｒを用いる方が好ましいと考えられる。
【符号の説明】
【００７４】
１０・・・重陽子加速器、１１・・・重陽子、１２・・・中性子コンバータ、
１３・・・中性子、１４・・・原料（部材）、１５・・・医療用ＲＩ、
２０・・・陽子加速器、２１・・・陽子、２２・・・原料。
【図１】
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【図２】
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【図３】
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【図４】
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【図５】
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【図１１】
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【図１２】
2017040653.tif 000012
【図１３】
2017040653.tif 000013
【図１４】
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【図１５】
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【図１６】
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【図６】
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【図７】
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【図８】
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【図９】
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【図１０】
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