令和5年度「原子力システム研究開発事業」成果報告会
令和6年3月11日（月）

国内の原子力インフラを活用した
医用 RIの自給技術確立に向けた研究開発＊高木 直行1、諸岡 健雄2、稲木 杏吏3、野田 貴史4、前田 茂貴5(1東京都市大学、2日本医用アイソトープ、3金沢大学、4三菱重工業、5原子力機構)

1

2

研究目標
生成核種
炉型

99Mo/99mTc

225Ac
226Ra(3n,2β)

加圧水型軽水炉（PWR)

98Mo(n,γ)

高速炉実験炉常陽

Nat.Mo(n,γ)

226Ra(n,2n)～500 Ci/week～1 Ci/year

生成目標量

230Th(3n,2βα)（国内需要量の半分） （世界供給量の半分）3研究項目(1) Mo-99 製造プロセスの軽水炉(PWR)への適用性検討(NucMed 、 JAEA 、MHI)① 医用 Mo-99 製造条件の設定(NucMed)(4) 高速炉（「常陽」）での Ac-225製造（金沢大、 都市大、JAEA：Joyo、原科研）② PWR 用 Mo 照射ターゲットの開発(MHI、 JAEA)① 医用 Ac-225製造条件の設定(金沢大)③ Mo-99 供給プロセスの検討(MHI、 JAEA)② Ac-225市場予測(NucMed)④ Mo-98 回収プロセスの開発(MHI、 JAEA)③ 最適な照射場の設置⑤ 全体スキームの検討(MHI)④ 照射済みRa-226からのAc分離、 Ra-226再利用⑤ 「常陽」での照射試験計画立案（JAEA：Joyo）(2) 軽水炉でのAc-225製造（都市大）① ターゲット核選定と核変換パスの検討(5) 原子炉で生成される医用 RI の品質と普及についての検討（金沢大）② 最適照射条件や生成量の評価① Mo-99 及び Tc-99m の既存の医薬品との同等性評価③ 安全性・運転性への影響評価② Ac-225の使用・普及に係る諸問題の解決(3) 高速炉（「常陽」）でのMo-99製造（都市大、 JAEA：Joyo、FMF）① 最適な照射場の設置② 減速集合体等の設計 （JAEA ：Joyo）③ 照射後試料の取扱手法確立（JAEA：FMF）④ 「常陽」での照射試験計画立案（JAEA：Joyo）

4

実施体制
課題全体の取りまとめ： 東京都市大学
(10%)

高木 直行
(1) Mo-99製造プロセスの軽水炉(PWR)への適用性検討(2) 軽水炉でのAc-225製造(3) 高速炉（「常陽」）でのMo-99製造(4) 高速炉（「常陽」）でのAc-225製造（再委託先１）
日本医用アイソトープ株式会社
機関代表者： 川田 裕美（5%）(1) Mo-99製造プロセスの軽水炉(PWR)への適用性検討(4) 高速炉（「常陽」）でのAc-225製造（再委託先２）
金沢大学附属病院
機関代表者： 稲木 杏吏（10%）(4) 高速炉（「常陽」）でのAc-225製造(5) 医用RIの品質と普及についての検討（再委託先３）
三菱重工業株式会社機関代表者： 井田 俊一（10%）(1) Mo-99製造プロセスの軽水炉(PWR)への適用性検討（再委託先４）
日本原子力研究開発機構
機関代表者： 前田 茂貴（10%）(1) Mo-99製造プロセスの軽水炉(PWR)への適用性検討(4) 高速炉（「常陽」）でのAc-225製造

*開始当時

5

(1) Mo-99製造プロセスの軽水炉(PWR)への適用性検討

6

(1)-① 製造条件の設定（99Mo及び225Acの医薬品市場環境分析）⚫ 99

Mo及び 225Acそれぞれに関し、現時点で想定される適応症等を前提とした国内外の市場

規模推計を踏まえ、市場環境的な側面から想定される課題にかかる検討を行った。（令和2年度及び4年度）⚫ 99

Mo/ 99mTcの国内市場規模に関する信頼できる統計はないが、医薬品メーカー等に対する聞き取りに基づく推計を行ったところ、99mTc医薬品の国内売り上げが年150億円程度、このうち輸入99Moのコストは30億円台で推移しているものと考えられた。
⚫

照射及び分離抽出等にかかる技術的課題があるほか、サプライチェーンの構築上の以下の課題が存在する。
- JRR-3の代替となる99Moを製造可能な原子炉がないこと- 製造した国産99Moの輸送手段（容器を含む）の確保が新たに必要であること- 輸入99Mo及び国産99Moの医薬品材料としての規格の相違からくる大きな設備投資等が必要であること⚫

米国における99Mo/99mTc国産化技術確立への取り組みと同様、我が国においても、実現に向けては国の経済的支援が不可欠である。
© 2023 NucMed.inc│

7225Acの国内医薬品市場規模の将来推計及び国産化にあたっての課題⚫

去勢抵抗性前立腺癌への応用に限った国内市場規模は、225Ac医薬品のピーク時の売り上げとして、保守的に推計して100ないし200億円程度だと推計された。(令和2年度推計)⚫

令和4年度の推計において新たに分析の対象とした神経内分泌腫瘍については去勢抵抗性
前立腺癌の半分程度、肺がんについてはその4倍程度の市場規模となることが予想された。

この3適応のピーク時の国内売上の合計は550億円程度、またグローバル売上は国内売上の10倍程度となる可能性がある。なお、放射性医薬品のRIの原価率を保守的に10%程度と見積もった場合のAc225の国内市場規模は、55億円程度となる。
⚫

照射及び分離抽出等にかかる技術的課題があるほか、サプライチェーンの構築上の以下の課題が存在する。
➢「常陽」の再稼働及び製造実証等のスケジュールがAPの目標（令和8年度）に照らしタイトであること➢

商業規模、商業利用目的の225Acの製造に必要な量の原料（226Ra）入手の確たる目途がたっていないこと⚫ 226

Raの国内外からの調達にかかる国の支援が不可欠である。
© 2023 NucMed.inc│

8

１．実施事項概要
文部科学省原子力システム研究開発事業「国内の原子力インフラを活用した医用RIの自給技術確立に向けた研究開発」 （2020年度～2022年度）にて、以下の概念検討を実施した。
1. Mo-99製造に関する照射ターゲットの開発【目標】PWRの構造・特性を踏まえた、Mo-99生成効率の良い照射ターゲットとする【検討事項】PWRの炉心で照射される濃縮Mo-98*3照射ターゲットの仕様
Ⅰターゲット被覆材質、Ⅱターゲット構造、ⅢMo-99生成量
2. Mo-99供給プロセスの開発【目標】Mo-99をMo溶液としてRI製造業者に供給する【検討事項】Ⅰ照射ターゲットからMo溶液を製造するプロセスフロー
Ⅱカプセル開封装置の概念設計
３．Mo-98回収プロセスの開発【目標】照射に用いる濃縮Moは高価であり、回収・再利用できるようにする【検討事項】Ⅰ照射後の廃Mo吸着体（アルミナ）からMo-98を回収するプロセスフロー
４．全体スキームの検討【目標】 PWRを用いた医用Mo-99製造の全体スキームの適用性評価を行い、RI製造にかかわる許認可等の課題をまとめ、その実現性見通しを整理する【検討事項】許認可の課題整理、全体スキーム© MITSUBISHI HEAVY INDUSTRIES, LTD. All Rights Reserved.

9

２．基本計画⚫ PWRでMo-99を製造するために必要な設備やプロセスは以下の通り
医療機関へ

Mo-98回収プロセス
⑨Mo焼結
ペレット化

炉心

⑦Mo-98
回収

原子炉格納容器内

炉内計装案内管

②照射

⑧MoO3
精製

モリブデン取替装置
照射ターゲット①挿入・③引抜※検討
対象外

Mo照射ターゲット

クリーンルーム

製品

RI製造業者へ
B型
輸送
容器

Mo精製装置

搬出容器
④搬出

原子炉容器

原子炉格納容器外

駆動
装置

エアロック
シールテーブル

未反応Mo-98⑤Mo焼 ⑥溶解・精製 Mo
溶液
結ペレット
取出し

Mo-99供給プロセス【PWRを用いたMo-99製造の全体プロセス案】© MITSUBISHI HEAVY INDUSTRIES, LTD. All Rights Reserved.

10

３．Mo-99製造に関する照射ターゲットの開発（１／３）
【ターゲット被覆材質】⚫ ステンレス鋼が総合的に優位⇒ステンレス鋼はジルカロイに比べ、照射10時間以降の線量率が小さい⇒ステンレス鋼はジルカロイに比べ、大幅に安価
PWRでの使用実績等を考慮し、ステンレス鋼、ジルカロイを候補とした
放射化影響、経済性、耐熱性、中性子吸収特性、生成物への不純物混入リスクを評価
主要パラメータである表面線量の解析評価結果、並びに経済性比較結果は以下の通り

•
•
•

•
•
•

•

表面線量評価【評価条件】
チューブ型
MoO3質量＝190g
Mo照射ターゲットを炉内で
7 日間照射
装荷燃料集合体の出力レベルは炉心平均出力相当

三酸化モリブデン（MoO3)
ジルカロイ
ステンレス鋼

経済性比較
コスト
オーダ

ステンレス

ジルカロイ

K¥/kg

M¥/kg

冷却時間
10時間

ステンレス鋼はジルカロイに比べ、照射10時間以降の線量率が小さい（=冷却時間後の線量率が小さい）

24時間

ステンレス鋼の方が大幅に安価© MITSUBISHI HEAVY INDUSTRIES, LTD. All Rights Reserved.

11

３．Mo-99製造に関する照射ターゲットの開発（２／３）
【ターゲット構造】⚫ 挿入／引抜性およびMo-99生成量の観点からカプセル型に対象を絞って検討⚫ 単品カプセルの試作結果および溶接部の健全性から製作性に問題なし⚫ 引張試験結果よりカプセル本体および連結部の強度に問題なし⚫ 炉内計装案内管模擬管への挿入／引抜試験結果より挿入／引抜性に問題なし※例としてスイベル連結方式について記載するが、オスメスはめ込み連結方式も問題ないことを確認済み
600

製作性評価

溶接線
(全周溶接)

橙：MoＯ3ペレット
青：カプセル(蓋)緑：カプセル(胴)【カプセル断面図】

カプセル構成部材が問題なく製作でき、部材溶接部も健全であり、製作性に問
題ないことを確認した© MITSUBISHI HEAVY INDUSTRIES, LTD. All Rights Reserved.

挿入／引抜性評価【引張試験結果】• 炉内計装案内管の模擬管に、カプセルを10個*1連結した試験体を挿入／引抜し、その際の荷重を測定• 試験クライテリアは62.5N（実運用時想定最大挿入／引抜荷重）⇒実運用時とのカプセル個数の差を考慮試験クライテリア：
350N

荷重（N）
0

肉厚0.2mm

全長53mm

外径4.8mm【単品カプセル試作品】

強度評価

最低耐荷重：
400N

0

時間（s）

炉内計装案内管模擬管 仕様

300

【試験体】

7体全ての試験体が実運用時想定最大引抜荷重（350N）に耐え、強度に問題ないことを確認した

SUS管

直径

肉厚

内径

長さ

9.53
mm

2.11
mm

5.31
mm

4000
mm

【挿入／引抜モックアップ試験の様子】

最大荷重は2Nであり、実運用時想定
最大荷重以下であることから、挿入／
引抜性に問題ないことを確認した
12*1：実運用時は最大で56個連結する想定（全長：約3500mm）

３．Mo-99製造に関する照射ターゲットの開発（３／３）
【Mo-99生成量】⚫ PWR1基内に4式の照射ターゲットを挿入し、7日間照射した場合、国内需要量である約
1,000[6day Ci/週]の5割以上に相当するMo-99を生成できる見込みを得た
検討No.

No.1
No.2
スイベル連結構造カプセル オスメスはめ込み連結構造の空洞部に隙間なくMoO3 カプセルの空洞部に隙間な
焼結ペレットを封入
くMoO3焼結ペレットを封入

想定条件
連結部外形
MoO3焼結ペレット外径[mm]

4.4

4.4

MoO3焼結ペレット高さ[mm]

45.6
709
（金属Mo：476）
3220
（250）

50.0
778
（金属Mo：522）
3530
（250）

550
（40）

600
（40）

430
（30）

470
（30）

MoO3装荷重量[g]

取り出し直後 [Ci]Mo-99生成量*1

評価値*2

取り出してから1日冷却後、6日経過時点[6-day Ci]
取り出してから2日冷却後、6日経過時点[6-day Ci]*1：Tc-99mの生成量ではありません。 *2：カッコ内の数値は比放射能[GBq/g-Mo]© MITSUBISHI HEAVY INDUSTRIES, LTD. All Rights Reserved.

13

４．全体スキームの検討
法制度の課題の整理• 発電炉によるRI製造は、原子力基本法の定める目的から逸脱するものではなく、現在の法規制も発電炉でRI製造を行うことを否定していないと考えられる。
• しかし、炉規法及び、RI法の下位規定において、発電炉によりRI製造を行うために満たすべき技術的基準を定める必要があると考えられる。
全体スキーム• 従来まで医療機関からのMo発注により海外からの輸入品が供給されていたところ、国内生産に際しては生産計画・営業を営む事業体を創設し、医薬品メーカから注文を受け、照射
ターゲットの製造、照射、販売、Tc抽出後のMo回収ビジネスを取りまとめ、全体を管理する。
• 国内生産のメリットである輸送時間の短縮することが可能なため、より短期間でより多くの医薬品を提供することが可能となると考えられる。

© MITSUBISHI HEAVY INDUSTRIES, LTD. All Rights Reserved.

14

５．まとめ⚫ Mo-99の国産化に向けて、既設PWRを用いたMo-99製造の可能性を検討した⚫ 上記の具体的な検討にあたり、以下の概念検討を実施した
1. Mo-99製造に関する照射ターゲットの開発
2. Mo-99供給プロセスの開発
3. Mo-98回収プロセスの開発
4. 全体スキームの検討⚫ Mo-99製造に関する照射ターゲットの成立性、Mo-99供給プロセスの処理フロー、
Mo-98回収プロセスの処理フローを確認し、PWRを用いたMo/Tc生成の基本概念成立性が確認できた⚫ 今後実機適用にあたっては、個々のPWRプラントの状況等を踏まえた詳細な検討・設計を行う必要がある⚫ 全体スキームの実現するためには、電力殿の協力を得た上で、法整備やビジネスモ
デルをより検討を進めていくことが重要である© MITSUBISHI HEAVY INDUSTRIES, LTD. All Rights Reserved.

15

１．検討項目
年間を通して安定的に運転される商業炉の一つである加圧水型軽水炉(PWR)を用いた放射化法（(n,γ)法）による99Mo/99mTc製造技術の成立性について検討を開始。
【PWRでの99Mo製造フ
ロー】
PW
原子炉施設
中性子照射

R

【 PWRにおける99Mo製造のための検討項目】
装荷① PWR用照射ターゲット製造プロセス
照射
ターゲット

② 99Mo供給プロセス③ 98Moリサイクルプロセス及び回収率

処理施設
99Mo溶液回収98Mo粉末④ 98Mo濃縮度による製造コストへの影響評価

使用済Mo
吸着体

製薬メー
99mTc製剤
カ
病院へ供給

1

16

２-1. 実施成果

【照射ターゲット製造プロセス】
形 状：約φ4×5～10mm
焼結密度：95%T.D.以上
数 量：300～600個／1照射孔焼結方法(熱間静水圧加圧法、HIP法)
炉内ガス加圧
炉内ガス加熱MoO3【高純度Mo溶液の製造プロセス及び照射済み試料溶解処理装置の概念設計】
照射ターゲット：MoO3(純度 99.9%)
溶解条件：SUS管とともに溶解
溶解液：6M-NaOH(強アルカリ)
溶解時間：短時間(99Mo半減期：66時間)
不純物の除去：SUS管切子、放射化元素、不溶解性MoO3-x※コールド試験結果より、SUS管構成元素(Fe、Cr、Ni)の溶出は無いものとする。

上記の条件を踏まえ、以下の図に示すとおり、溶解処理装置の概念検討を実施した。

➢ 熱間静水圧加圧法(HIP法)を選定➢ コア抜き法により目標サイズへの加工が可能➢ 結晶構造の変化がないことを確認

カプセル型照射ターゲットの製作に見通し➢ 各工程における機器類について、仕様の概略を決定

217

２-2. 実施成果

【98MoO3回収・再生プロセス及び回収率】【供給可能割合とコスト評
価】
MoO3使用量：約780g/1照射概念検討に基づき実際
99m

使用済Mo吸着体からのMo回
収・のMo吸着済みアルミナ
MoO3再生(概念検討条件)(500g)からのMo回収
Mo吸着体：アルミナ(Al2O3)※を実施
Mo吸着量：20mg-Mo/g- Al2O3
Mo回収率：90%以上
基本工程に基づいたリサイクル装置の構成図
使用済Mo吸着材
溶離液 中和液

放射能(病院標識時)： Tc 740MBq(20mCi)
Moリサイクル回収率：90％

供給可能割合の評価結果

コスト内訳の評価結果「原子炉施設⇒処理施設」 、「製薬メーカ⇒病院」に係る輸送(各1日)の放射能減衰は考慮。

天然Moの材料を使用した、99Mo
製造コスト内訳を「100」として、それぞれの場合について算出。

精製モリブデン
酸

最終回収率
廃液

設計値
90.0％
実験値
92.9％

概念検討したリサイクル装置でMo吸着量38mgMo/g(実試料)のアルミナについて設計値である90%以上のMo回収が可能であることを確認。

➢ 濃縮98Moを使用することにより、国内供給の20%以上は製造可能➢ Moリサイクルは濃縮98Moを使用した製造において、大きな効果が期待
318

3．まとめ①照射ターゲット製造プロセス〇カプセル型照射ターゲットの製造プロセスについて見通しを得た。
②高純度Mo溶液の製造プロセス及び照射済み試料溶解処理装置の概念設計〇各処理工程における機器類について、仕様の概略を決定した。
③ 98MoO3回収・再生プロセス及び回収率〇概念検討したリサイクル装置でMo吸着量38mg-Mo/gのアルミナについて90%以上のMo回収が可能であることが確認できた。
④ 98Mo濃縮度による製造コストへの影響評価〇濃縮98Moを使用することにより、国内供給の20%以上は製造可能である。
〇Moリサイクルは濃縮98Moを使用した製造において、大きな効果が期待できる。

419

(2) 軽水炉でのAc-225製造

20

(3) 軽水炉でのAc-225製造
Cyclicchain

226Ra(n,2n)法

230Th(n,2n)法

226Ra(3n,2β)法

230Th(3n,2βα)法• ターゲット（原料）核種は226Raもしくは230Th（天然ウラン3ton中にそれぞれ1g, 50g）

• 高速中性子スペクトル下では(n,2n)法← 常陽炉心中心での照射• 減速中性子スペクトル下では(3n,2β), (3n,2αβ)法← PWR, 常陽炉周辺での照射
21

PWRへの226Ra, 230Th装荷法
ターゲット組成：①226Ra（単体）②230Th（酸化物）③天然Th*（酸化物)*230Thの濃いリン鉱石中のThを想定(230Th:232T=1:600)

ホールドダウン
集合体

シンブルプラグ

230ThO

2/

226RaCｌ

2(ペレットもしくは粉体）
制御棒案内
シンブル

燃料棒

計装用シンブル
引用文献：• 原子力・エネルギー図面集 第5章 原子力発電の安全性、一般
財団法人日本原子力文化財団• Wet Annular Burnable Absorber (WABA) Assembly, May
2022/NFCM-0016, Westinghouse Electric Company LLC

装荷方法：• ホールドダウン集合体のシンブ
ルプラグ1本を照射用カプセル
ロッドに置換運用方法：• Moと異なり長期照射が適しているため、燃料と一体化したまま
炉心へ装荷• 通常の燃料集合体と同様にシャフリング• 使用済み燃料として炉心から取出し燃料プールに移送/冷却後
ターゲット取外し22

解析モデル
冷却材

装荷位置と装荷量：①226Ra 制御棒案内管1本, 1g②230Th 制御棒案内管1本, 50g③天然Th 制御棒案内管24本×36体=864本
総Th量: 約577[kg-ThO2]
230Th量: 約845[g]
図 17×17集合体
識別ID

体数

燃料種類

A

32

新燃料

B

20

1cycle燃料

C

92cycle燃料

D

16

新燃料(Gd)E361cycle燃料(Gd)

F

44

TH

36

赤字

53

合計(体)

193

2cycle燃料(Gd)
Th(Th-230＋Th-232)
ターゲット集合体
制御棒クラスタ
装荷位置

図 3411MWｔ出力PWR炉内燃料配置 (1/4炉心)

1炉心に装荷可能な最大量を想定
Th装荷位置決定の考え方：• 制御棒を装荷しない集合体• 互いに隣接させない• 対照的配置23

Produced 229Th[MBq/g-226Ra or /50g-230Th]

ターゲット半径とTh-229生成率
Target radius
Solid: 4.4mm
Dashed: 0.5mm

Smaller target radius improved
production of 229Th because of
reduced self-shielding effect.

1 cycle =390days operation + 30days outage

Cycle number
Elapsed time (days)
229Th generation in PWR

24

Two Stage Milkings of 225Ac
from 229Th-Generator

Production of 225Ac[MBq/50g-230Th]

Th/Ra separation: every 53days (7 times/year )Ra/Ac separation: every 18days (3 times/53days)

229Th-Generator

Elapsed time (days)
225Ac production by 2 stage milkings

Target25

Burnup [MWd/g]

Burnup of 226Ra and 230Th Target

Elapsed time (days)

Comparison of burnup
between fuel and 226Ra/230Th Target

26

「③天然Th」ケースの炉心特性影響• ターゲット集合体の圧損、冷却材出口温度は燃料と同等• 500kgのTh装荷による反応度影響は-0.32%dk/kk’程度• ドップラー/冷却材密度係数への影響は軽微
冷却材密度係数[%dk/kk‛/(g/cm3)]

ドップラー係数[%dk/kk‛/K]

0.00.E+00-5.00.E-04-1.00.E-03-1.50.E-03-2.00.E-03-2.50.E-03-3.00.E-03

42.0
41.0

40.0
39.0
38.0
37.0

36.0
35.0
34.0

装荷前 装荷後装荷前 装荷後装荷前 装荷後装荷前 装荷後

BOC

EOC

BOC

EOC

(a)ドップラー係数(900→1300K昇温)(b)冷却材密度係数27(3) 高速炉（「常陽」）での
Mo-99製造

28

(3) 高速炉（「常陽」）でのMo-99製造• 反射体領域へ天然Moターゲットを装荷• 周囲に6体の減速材集合体(Be, C, Al)配置• ターゲットピン内Moの上下にYD2減速材導入

スペクトル調整によるMo-99
生成効率改善を期待• 変換率改善効果： 小• 天然 Mo 価格： 安価• 照射体積： 十分に大→最終案
• 減速材集合体： Be• YD2 減速材は不使用

29

「常陽」中低速中性子照射場における99Moの製造

ターゲット集合体(ターゲット：MoO3)

中低速減中性子場（炉心ID：7B1）

減速集合体(Be充填率:60.2%)

最適な計算条件：
Be充填率：60.2%
MoO３ペレット理論密度比：95TD%
照射日数：7日 冷却日数：6日
MoO3装荷量：5.15 kg/集合体 (天然組成)
99Mo回収効率:90%
照射直後の99Mo生成量：1,115 TBq/集合体
99Mo比放射能：324 GBq/g-Mo

常陽から取り出し(6日)後の99Mo生成量：233 TBq/集合体
99Mo比放射能：68 GBq/g-Mo30

(4) 高速炉（「常陽」）でのAc-225製造

31

「常陽」での医療用RI製造フロー
主要仕様◼ 熱出力 100MW（10万kW）（空気冷却）◼ 冷却材 ナトリウム （2ループ）◼ 燃 料 ウラン・プルトニウム混合酸化物燃料（MOX燃料）◼ 炉 心 直径：約78cm 高さ：約50cm

１．照射前

照射後、迅速に照射試料を払い出し、化学処理を行うことが可能な施設環境照射後試験施設(FMF)

解体・取り出し原子炉建屋

３．化学処理２．照射/移送/解体

225Ac

or

化
学
分
離

99mTc
226Ra

or
Mo

製薬
メーカーへ
出荷

再利用
グローブボックス

原子炉建屋

・ターゲット(226Ra or Mo)の調達
・ターゲットの調整・照射用キャプセル製作
・集合体製作照射後試験施設(FMF)

・ターゲット照射
・集合体移送－照射後集合体のNa洗浄/乾燥－最短工程での実施
・集合体解体、キャプセル取出し・ターゲット取出し/溶解・225Ac or 99mTc の単離・分析(放射線計測、質量分析)
・ 225Ac or 99mTcの払出し
・226Ra or Moの回収/再利用

32

「常陽」高速中性子照射場における225Acの製造
1 g-226Raを60日照射することで年間16.5GBqの純粋な225Acを製造可能
移送・化学処理@FMF

照射
60日

生成量[GBq/g-226Ra]

20

照射直後の
Ra/Acを化学分離

225Ra

15

225Acは227Acが混入しているため廃棄15

Milking by 225Ra #1
225Ac：4.6 [GBq]1020

累積225Ac生成量

225Ac

10

#2：3.3 [GBq]#3：2.4 [GBq]
227Ac

5

医療ニーズを考慮した運転:45日照射、年4回照射を行うことで年間61.6GBqの225Acを製造可能

25

累積225Ac生成量[GBq]

25

5

#4~

0

0
0

60

120

180

240

300

360

日数[day]Ac-225

Ac-226

Ac-22710d1.224d21.772yAc-228β- decay

6.15h
β- decay

Ra-224Ra-225

Ra-226

Ra-227

3.66d

14.9d

1600y

42.2m

(n, 2n)(n, γ)

照射直後のAcに227Acが混入
227Acは長半減期核種であり、毒性が強く取り除く必要がある

33

照射後のRaからのAc分離及びRa再利用プロセス

Ra線源の照射分離液
0.5~2 M 硝酸

Ra線源 Ra226の溶解 Ra- Ac-

225 227
Ac225

不純物：Bi, Fr, Pb,
Po, Th, Tl,

DGAレジン Ac-

225
Ra- Ra225 226

（吸着相）

不純物

DGAレジン

（吸着相）

（吸着相）

不純物

AcAc- 227
225

Ac225

分離液
0.5~2 M 硝酸
不純物

照射したRa線源から 225Acを選択的に分離回収する技術

DGAレジン：1 g Raから生成するAcを分離するにはカラム体積0.5 ml以上必要

Ra-225の完全減衰

Ra- Ra225 226

不純物

医学（溶出液）
Ac225
利用

Ra226

分離液
2 mM 硝酸
不純物
Lnレジン
（吸着相）
Ra226

再利用のため226Raを効率的に分離回収する技術

Lnレジン：1 g Raを再利用するにはカラム体積175 ml以上必要

溶離液
10-2 M 硝酸

（溶出液）

（溶出液）
Ra- Ra225 226

DGAレジン

不純物

Lnレジン
（吸着相）

溶離液
0.1 M 硝酸

Ra226

34

さらなるAc-225生成率向上の可能性
φ>0.1MeV / φtotal

•
•
•

冷却材
被覆材
燃料材

の種類が中性子スペクトル/断面積に与える効果を検討

75%

80%

85%
9

250

8

200

7

●(Ⅰ) 常陽基本仕様●(Ⅱ) Na→Void■(Ⅱ-2) Na→He●(Ⅲ) SUS→Void■(Ⅲ-2) SUS→SiC●(Ⅳ) Ox→Void■(Ⅳ-2) Ox→U-Pu-Zr■(Ⅴ) Na, U-Pu-Zr, SiC

150

6

100

5

50

4

0
0.3%

0.4%

(n,2n) Cross Sections [mbarn]

高速炉での(n,2n)反応をより活発化し
Ac-225効率を向上する条件を明らかにするため、原子炉内物質(n,ɤ) Cross Sections [mbarn]

70%
300

3
0.6%

0.5%

φ>6.4MeV / φtotal

冷却材

燃料材

被覆管材

(n,2n)/(n,γ)
断面積比( I ) 常陽基本仕様

Na(U, Pu)O2

SUS

1.6E-02(V) Na/金属燃料/SiC

Na

U-Pu-Zr

SiC

2.3E-02

Ac-225生成量[GBq/g-Ra/year]

+44%

35.9

+34%

48.1
35

(5) 原子炉で生成される医用 RIの品質と普及についての検討

36

医薬品の製造販売承認申請の流れ
新規医薬品の製造販売承認申請に際しては、当該医薬品の製造工程について、その原薬のデータ及び製造方法を含めて申請する必要がある。
そのため、原子炉由来のAc-225等を医薬品の原料として使用する場合も、同様に原子炉に係る詳細なデータ提供を求められる。

原薬工場D
（原子炉）

原薬データ
（製造方法を含む）

日本の原子炉で製造したAc-225等のRIを国内外の製薬メーカーに供給するためには、知的財産保護、安全保
障上の観点から適切な対応が必要となる。

37

ORNLで製造されたAc-225を使用した標識実験
2M Tris-HCl（pH 9.10）で溶解した225Ac 0.2 [MBq]をDOTA-RGD2 1 [μg/μL]（0.587 [nmol]）を混合し、95℃、20 [min]でインキュベートして標識を行った。

DOTA-PEG-RGD2※RGD = Arg-Glu-Asp

95%以上の標識率が得られ、ORNL産225Acは医薬品原料として利用可能である可能性が高いと考えらえた。

38

227Acの影響について• 核破砕法で生成された225Acを用いた放射性医薬品の使用において、代表的かつ医学的に問題となる不純物核種である227Acの影響を評価した。
（230Th(3n, αβγ)229Th法においても、除去可能であるが227Acは生成される。）• 代表的な標識体として男性において最も罹患率の高いがん腫である前立腺癌に対して特異的に集積する前立腺特異的膜抗原（PSMA-11）を採用した。
表3-5-1b. Ac-225 PSMA-11投与時の推定実効線量
Ac-225 1kBq当たりの推定実効線量[mSv/kBq]
Ac-227の割合
未標識Ac-227
未標識Ac-225
標識体Ac-227
標識体Ac-225
0.001%
8.73E-08
3.60E-02
6.00E-13
3.70E-03
0.01%
8.73E-07
3.60E-02
6.00E-12
3.70E-03
0.1%
8.74E-06
3.60E-02
6.01E-11
3.70E-03
1%
8.82E-05
3.60E-02
6.06E-10
3.70E-03
5%
4.60E-04
3.60E-02
3.16E-09
3.70E-03
10%
9.70E-04
3.60E-02
6.67E-09
3.70E-03
15%
1.54E-03
3.60E-02
1.06E-08
3.70E-03
20%
2.18E-03
3.60E-02
1.50E-08
3.70E-03
25%
2.91E-03
3.60E-02
2.00E-08
3.70E-0350%
8.73E-03
3.60E-02
6.00E-08
3.70E-03

Ac-227の存在比が50 %であってもAc-227による実効線量は5.68E+1[mSv]程度（Ac-225は2.58E+2[mSv]）→RIを用いた核医学治療において十分許容されうる被ばく線量39

(5) 原子炉で生成される医用 RI の品質と普及まとめ• 225Ac製造ノウハウの知財保護、多くの医薬品メーカーへの供給体制確立のためには、医薬品医療機器総合機構（PMDA）の原
薬等登録原簿（Master File: MF）への登録が最適である。

• 米国FDAのDMF登録を受けている225Acを用いた標識実験では、抗体等のリガンドに対して良好な標識率が得られた。
• 同時生成される227Acが相当量混入した225Acであっても核医学治療薬として利用されうる。
40

Ac-225生成量評価のまとめ
高速実験炉
「常陽」
Ra-226

Th-230

不要
3サイクル
180日

天然Th
天然Th
（2集合体装荷) （34集合体装荷)
30kg
508kg
1g
50g
(Th-230: 50g) (Th-230: 845g)
不要
必要
不要
不要
100%
0.17%
0.17%
4サイクル 4サイクル 4サイクル
4サイクル
4.3年
4.3年
4.3年
4.3年

必要
Ra/Ac
(Ra:1g)

不要
Th/Ra/Ac(Ra: 1g)

不要
Th/Ra/Ac(Th: 50g)

不要
Th/Ra/Ac(Th: 30kg)

不要
Th/Ra/Ac(Th: 508kg)

62GBq

3GBq

4GBq

19GBq

120GBq

装荷物質Ra-226

装荷量

1g

同位体分離
230
Th濃縮度
照射サイクル
実照射期間
毎回照射
照射後
ミルキング
Ac-225
年間生成量

加圧水型軽水炉(PWR)

現世界供給量と同程度を生成233Uを1SQ

229Thミルキングにより永久生成(8kg)程度生成41

まとめ
99Mo生成225Ac生成

PWR

常陽• 商業炉故の高稼働率により安定的生産可能• 国内生産故、出荷後の減衰時間短縮可→供給≒需要に• Be減速集合体利用で生成ポテンシャル高いが運用、取出時間に課題• 燃料集合体と一体化した
Ra/Thターゲットの長期1回照射で半永久的生成可能• 1gの226Raの年4回照射により現世界供給量程度を生成

医用RI国産化を取り巻く状況と今後の展望：• 2022年5月、原子力委員会は「医療用等ラジオアイソトープ製造・利用推進アクションプラン」をまとめ、 Mo/Tc の3 割を国内自給すること、常陽で Ac-225 製造実証を明記• 10月末、パリで開催されたOECD/NEA主催の医用RI供給国際ワークショップ(出席者70名)
では、常陽で開発中の技術が高く評価• 国内の既設研究炉の活用については一定の進展あり。今後は原料の調達、製造したRIの分離、輸送、製薬などRI供給体制の整備が必要• 既設商業炉の活用については規制適合性審査に備えた詳細設計やリスク評価等が課題• がん患者増や適用病種の拡大により、将来の国内のAc-225市場規模は年間100億～
1000億円にも。医学会、患者会からの要望もあり、今後本分野の発展に期待
42

43