高速実験炉「常陽」における医療用（治療用）ラジオアイソトープの製造可能性
令和4年5月10日
国立研究開発法人日本原子力研究開発機構

Sector of Fast Reactor and Advanced Reactor Research and Development

革新的な核医学治療用RIの国産化－国際競争力の向上
内用療法に利用される主なアルファ線放出RI
RI

半減期開発状況

Ra-22311日

初のα内用療法薬：Xofigo® 欧米で2013年、日本でも2016年に承認。
2017年52か国で承認、欧米市場規模が1,000億円（米医療費の0.03%）。

At-211

7.2時間

2021年国内 Phase I開始予定

Ac-22510日

2020年11月南ア・豪州 Phase I 開始

Kratochwil,Giesei, JNM, July 7, 2016

末期の転移性前立腺ガンに対し、全奏効CR（腫瘍マーカー PSA陰性）✓ 多くの症例に対し、短半減期アルファ線放出核種による治療効果を確認。アルファ線の飛程は短く、遮へいも不要。

✓ 特にAc-225の治療効果が高く、病室の入退室制限も必要なし。
⇒ 世界で治験・臨床研究の競争が激化する一方で、Ac-225は供給不足という課題。
✓ 供給拡大を欧米は国の支援を得て実施。米（DOE）、欧（JRC）、カナダ（TRIUMF）等が加速器を用いた製造・配布実績を発表し始めた*。加えて、民間企業も積極的に参画。
* 9月に開催されたIAEA総会サイドイベントにおける発表✓ 日本は、研究に必要なAc-225の確保が十分とは言えず、医療への実用化に向けた治験の円滑な実施が現状では困難。
✓ 日本において、Ac-225製造量を増やす方策が急務。

1

世界の動向ーAc-225製造方法のオプション
製造法

原理

国・施設

備考

Th-229ジェネレーターからの抽出法

核燃料U-233の壊変で生じたTh229を使用し、Ac-225を抽出（Th-229→Ra-225→Ac-225）

米国(ORNL)
独（JRC）
露（IPPE）

製造量はTh-229の量に依存。

Th-232の核破砕（Th-232(p,spall) Ra-225→Ac-225）

カナダ（TRIUMF）

製造実績報告あり。Ac-227フリーの製造が可能

Ra-226の核変換（Ra-226(p,2n)Ac-225）

サイクロトロン（日本ではQST＋メジフィジックス）

製造実績報告あり。Ac-226混入が課題。

Ra-226の光核反応（Ra-226(γ,n) Ra-225→Ac-225）

線形加速器（日本では日立＋東北大ELPH、東大＋東北大ELPH）

製造実績報告あり。

Ra-226の核変換（Ra-226(n,2n) Ra-225→Ac-225）

露（IPPE）（日本では、都市大＋JAEA）

製造実績報告なし。

加速器法

原子炉法

✓ 現在、米、独、露（いずれも原料のTh-229を保有）のみがAc-225を供給。
総供給量は約2Ci(74GB)/年（前立腺癌で約3000人分）。世界的な供給不足。
✓ 供給を増やす方法として、高エネルギー中性子の照射場がないため、世界的に加速器を指向。
✓ 日本は「常陽」という高エネルギー中性子照射場を保有。
2「常陽」を用いたAc-225製造方法
1017

高エネルギーの中性子照射が可能
 高中性子束 ・大容量の中性子照射が可能✓ 大量製造が可能

 定格運転日数が60日✓ Ra-225（半減期15日）/Ac-225（半減期10日）に適する

 運転中は装荷・取出し不可✓ 原子炉停止後に迅速に払出す技術の確立

中性子束 （n/cm2·s/レサジー）✓ Ra-225/Ac-225の製造に向いている

熱中性子

高速エネルギー

中低速エネルギー

1016

RI製造

「常陽」

1015
1014

軽水炉
1013
1012
1011
10-2

10-1

「常陽」で照射してRa-225（原料）を生成

100

101102

103

104

105

106107

中性子エネルギー （eV）

試験施設でAc-225を抽出分離

Ra-226

取出し

キャプセル（ターゲット）
設置変更許可申請により、照射用実験装置又は材料照射用反射体を用いて照射する許可を取得する。

化学
分
離Ac225

製薬メーカに出荷
Ra226

回収し再利用3

生成量評価（226Ra照射）

Ac-227
混入『1 g』の226Raを１cy（60日）照射 → #1 Ac-225 0.96 Ci（36 GBq）生成
Transfer of S/A from Joyo to PIE facility#2～ Ac-225 0.64 Ci（24 GBq）生成
5 days

1.2Activities (Ci/g-Ra-226)

10.8226Ra

Irradiation
60 days

Chemical separation #1(225Ac:0.96 Ci, 227Ac:0.39 Ci)

225Ra（現在の世界供給量 2 Ci (74 GBq/y)）

225Ac

Total 225Ac: 0.64 Ci

0.60.4

Ac-227
混入なし

Chemical process#2(0.36 Ci)
227Ac#3(0.16 Ci)#5#4 (0.03 Ci)(0.07 Ci)

0.2

#6(0.01 Ci)

β崩壊

00Start irradiation

50100

Time (day)Ra-226(1g)照射によるAc-225製造（燃焼計算コードORIGEN2.2の計算結果）

150(n,2n)反応(n,γ)反応4化学処理

DGAレジン

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,（吸着相）

不純物
AcAc- 227
225

溶出液

DGAレジン
Ac（崩壊効果有）
225（吸着相）
Ra- Ra226
225

照射したRa線源からAc-225を選択的に分離回収する技術

Ac225

分離液
0.5~2 M 硝酸

溶離液
10-2 M 硝酸

（溶出液）

不純物

Ra-225の完全減衰

DGAレジン→模擬物質（Ba：Ra代替、La：Ac代替）試験により確認済み

Ra- Ra225 226

不純物

医学（溶出液）Ac利用 225

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Ra-226を効率的に分離回収する技術

Lnレジン（吸着相）

不純物（溶出液）
Ra- Ra225 226

DGAレジン

不純物

Ra-226の再利用
Lnレジン（吸着相）

溶離液
0.1 M 硝酸Ra226

5230Th照射による229Th (ジェネレータ)の製造『1kg』の230Thを5cy（300日）照射 →229Th 0.040Ci(0.19g)生成『0.19g』の229Thから年間12回、合計0.24Ci(8.9GBq)の225Acを毎年生成可能（現在の世界供給量 2 Ci (74 GBq/y)）

5.0E-05
4.5E-05
4.0E-05

放射能(Ci)3.5E-05

3.0E-05
2.5E-05(n,2n)反応

2.0E-05
AC225
AC227
RA225
TH229

1.5E-05
1.0E-05
5.0E-06

β崩壊

α崩壊

0.0E+000100200
日数300400

Th-230 1g照射によるTh-229（Ac-225ｼﾞｪﾈﾚｰﾀ）製造（燃焼計算コードORIGEN2.2の計算結果）

その他の副次的な反応、核分裂による生成物（FP等）もできてしまう。
→化学処理に再処理技術の応用が必要
6天然ウラン1tonと放射平衡にある娘核種
天然ウラン1tonと放射平衡にある核種の量
ウラン系列
核種量

アクチニウム系列
核種

993 [kg] U-235

7.20 [kg]U-234

53.4 [g]Pa-231330 [mg]

Pa-234

2.17×10-10 [g]Th-231

2.93×10-8 [g]Pa-234M 4.81×10-10 [g]Th-227

4.99×10-7 [g]Th-234

1.44×10-5 [g]Ac-227

Th-23016.2 [g]Ra-2233.04×10-7 [g]Ra-226338 [mg] Fr-223

5.61×10-12 [g]0.215 [mg]Rn-222

2.17×10-6 [g]Rn-2191.20×10-12 [g]Po-218

1.20×10-9 [g]Po-215

5.29×10-16 [g]Po-214

1.04×10-15 [g]Po-211

4.21×10-16 [g]Po-2107.42×10-5 [g]Bi-211

3.74×10-11 [g]Bi-214

7.56×10-9 [g]Pb-211

6.31×10-10 [g]Bi-2102.69×10-6 [g]Pb-207

Pb-2141.02×10-8 [g]Tl-2074.35 [mg]Pb-206894 [mg]

アクチニウム系列

量U-238

Pb-210ウラン系列

582 [mg]
8.15×10-11 [g]（ORIGENを用いた計算結果）

7

技術開発計画：原理実証～規模拡大～実用化
年
「常陽」
運転再開
工程

令和2
2020

令和32021

新規制基準適合性審査

令和42022

令和52023

令和62024

新規制基準対応工事

許可

令和72025

令和82026

令和92027

照射試験（定期検査）

照射運転再開MEXT公募（概念検討、化学処理実証）
研究開発
主要工程

急速取出し実証、GB製作、照射試験準備 (226Ra 10mCi)

実証試験１10mCi レベル
照射・化学処理

許認可取得（原子炉、核燃・RI）
照射キャプセル・集合体製作
JAEA
実施項目

実証試験２
0.1Ci レベル
化学処理自動化

炉：使用の目的追加、RI照射追加
使：キャプセル開封用GB追加
RI：核種追加、設備追加（現在検討中）模擬集合体での急速移送・取出し実証
照射後RI分離・抽出技術開発

RI抽出検証原料（Ra-226）調達● 規模拡大・実用化に向けて留意すべき点➢ 0.1Ci(3.7GB)レベルの実証までの原料は機構内在庫を活用。実用化に向けては、原料調達が大きな課題。
今後発生する廃棄線源、海外ウラン鉱山（Ra-226はU-238*1の崩壊により生成される）からの入手など調達ルートを調査中。
➢ 令和10年度以降の実用化に向けた照射には燃料調達が課題。
8参考9参考）材料照射用反射体、照射用実験装置
Compartment TubeSpecimen

Core Materials Irradiation Rig（CMIR）

Specimen

Structure Materials Irradiation Rig（SMIR）
Specimen(B4C Pellet)

Absorber Materials Irradiation Rig（AMIR）

材料照射用反射体

照射用実験装置（本体設備の一例） 10

参考）材料照射用反射体

CMIR試料ホルダ構成例

ハンドリングヘッド
上：CMIR 下：SMIR，AMIR

集合体外観

AMIRキャプセル構成例

11
SMIRキャプセル構成例

11