JP7398804B2

JP7398804B2 - アクチニウム２２５の生成方法

Info

Publication number: JP7398804B2
Application number: JP2020171194A
Authority: JP
Inventors: 直行高木; 宏樹竹澤; 大希岩橋; 航大川本; 悠人佐々木
Original assignee: 日本医用アイソトープ株式会社
Priority date: 2020-10-09
Filing date: 2020-10-09
Publication date: 2023-12-15
Anticipated expiration: 2040-10-09
Also published as: JP2022062962A

Description

本発明は、アクチニウム２２５の生成方法、特に医用に用いるアクチニウム２２５の生成方法に関する。

近年、医療界でα内用療法（または標的α線治療、Targeted Alpha Therapy: TAT）が急速に発展しつつある。このα内用療法とは、がん腫瘍の内側からα線を照射し、がん細胞を死滅させる治療法である。これに適したα線を放出するα放出核種は、半減期が数時間から数日程度であり、自然界に存在しないため、加速器や原子炉を用いて人工的に生成する必要がある。

α内用療法に適したα放出核種には、アスタチン２１１（半減期７．２１時間）、ラジウム２３３（半減期１１．４日）、アクチニウム２２５（半減期１０．０日）などが挙げられる。この内、アクチニウム２２５については、その高い治療効果から今後需要が増大すると考えられている。

加速器を用いて人工的にアクチニウム２２５を生成するために、陽子加速器によるトリウム２３２の核破砕反応、ラジウム２２６（ｐ，２ｎ）反応、電子線加速器を用いた（γ，ｎ）反応などが検討されているが、いずれの加速器でも照射物質の体積が小さく限られ、生成量を増大するうえで限界があること、また運転に大きな電力を消費することなどが共通する課題である。

すなわち、加速器で加速される荷電粒子や電子は、そのビーム径が小さく、またターゲット表面への一方向からの照射であるため、有効照射体積を大きく取りにくい。反応率を増大させるためにビーム電流を大きくすると、発熱が過大となり徐熱が困難になるなどの課題がある。

一方、原子炉を用いる場合では、概して粒子（中性子）のフラックスが高く、ターゲットを装荷できる照射エリアが広いこと、また核燃料の冷却のための高い冷却能力が元々備わっているため、効率的なラジオアイソトープ生成へのポテンシャルが高い。

原子炉を用いて人工的にアクチウム２２５を生成する方法としては、極めて高い熱中性子束を発生する研究炉（米国オークリッジ国立研究所の研究用原子炉）でラジウム２２６に熱中性子を照射し、３回の（ｎ，γ）反応を経てアクチウム２２５の親核であるトリウム２２９を生成する方法が検討されている。一旦、親核であるトリウム２２９を生成すれば、その後は半永久的にミルキング法によりアクチニウム２２５を生成することができる。

また、特許文献１には、アクチニウム２２５及びビスマス２１３の製法が開示されている。この製法は、核反応器の熱中性子をラジウム２２６に照射し、照射生成物からトリウム成分を化学的に分離し、さらに崩壊によってトリウム２２９から連続的に得られる放射性核種ラジウム２２５及びアクチニウム２２５を化学的に分離することからなる。

上述したように、原子炉からの熱中性子を照射してトリウム２２９を生成するには、ラジウム２２６が出発材料として用いられている。しかし、ラジウム２２６は天然ウラン１トンに０．３ｇ程度しか存在しない希少な核種である。そこで、天然ウラン１トン当たり１６．２ｇ存在するトリウム２３０を出発材料としてアクチニウム２２５を生成すための高速中性子照射による「トリウム２３０照射法」が検討されてきた。

図３にトリウム２３０に高速中性子を照射することによってアクチニウム２２５を生成させるまでの流れ（パス）を示す。これは高エネルギーの中性子によって生じる（ｎ，２ｎ）反応に基づく方法である。図２に示すように、トリウム２３０は、（ｎ，２ｎ）反応によって半減期７９００年のトリウム２２９に変換される。そして、トリウム２２９のα崩壊、ラジウム２２５のβ^－崩壊を経てアクチニウム２２５となる。トリウム２３０の（ｎ，２ｎ）反応は、約７ＭｅＶに閾値をもつ閾反応であるため、高速中性子の豊富な原子炉（高速炉）での照射が適する。

特許第２９５５８８４号公報

アクチニウム２２５を生成すための高速中性子照射による「トリウム２３０照射法」では、生成されるトリウム２２５の生成速度が低く、また核反応でアクチニウム２２５を生成するためにアクチニウム２２７の混入が問題となる。

本発明は上記課題に鑑みてなされたものであり、その目的は、日本国内の既存の原子炉を用い、かつ原料として存在量が比較的に多いトリウム２３０を使用し、これに熱中性子を照射してアクチニウム２２５を効率的に生成し、かつアクチニウム２２７の混入の問題がないアクチニウム２２５を永続的に生成する方法を提供することにある。

上記目的の達成のため請求項１に記載のアクチニウム２２５の生成方法は、
トリウム２３０を熱中性子原子炉に設置し、熱中性子を前記原子炉の運転サイクルの１サイクル～４サイクルの期間照射することで、
（１）前記トリウム２３０からのビルドアップにより徐々にウラン２３２を生成させる第１生成パス、
（２）前記ウラン２３２（半減期６９年）のα崩壊でトリウム２２８を生成させる第２生成パス、
（３）前記トリウム２２８の（ｎ，γ）反応によりトリウム２２９を生成させる第３生成パス、
の３つの生成パスを生起させる熱中性子照射工程を行い、
生成された前記トリウム２２９に対してミルキング法を適用することによりアクチニウム２２５を生成することを特徴とする。

なお、原子炉の運転サイクルは、現在１サイクルが１３ヶ月である。この運転サイクルの長さは絶対的なものではないが、現状では一般的な原子炉において１３ヶ月となっている。

上記方法によれば、熱中性子の上記１サイクル～４サイクルの長期にわたる照射により、（１）トリウム２３０からウラン２３２への第１生成パス、（２）ウラン２３２からトリウム２２８への第２生成パス、そして、最終的に（３）トリウム２２８からトリウム２２９への第３生成パスが生起される。これによって、これまでにない速度でトリウム２２９が生成される。次に、親核種トリウム２２９に対してミルキング法を行うことで、高純度の娘核種のアクチニウム２２５が得られる。

したがって、トリウム２３０の（ｎ，２ｎ）反応のみよる方式に比べて、はるかに大量のトリウム２２９の生成が可能となる。

また、ミルキング法を適用してアクチニウム２２５を得ているので、核反応により生成される不純物であるアクチニウム２２７の混入の問題も生じない。

上記長期間の照射により、トリウム２２９の十分な生成量が確保される。したがって、例えば、１ｋｇのトリウム２３０に対して上記熱中性子を含む３．４Ｅ+１４[ｎ／ｃｍ^２／ｓ]の全中性子束を照射した場合、約１０ＧＢｑのトリウム２２９の生成が可能であり、その後、ミルキング法を適用することで半永久的にアクチニウム２２５を生成することが可能である。ちなみに、およその年間生産量は約１００ＧＢｑ（約３Ｃｉ）となる。

請求項２に記載のアクチニウム２２５の生成方法は、請求項１に記載のアクチニウム２２５の生成方法において、
前記熱中性子の大きさ（高さ）は、軽水炉における中性子束レベルである３Ｅ+１３～５Ｅ+１４[ｎ/ｃｍ^２/ｓ]であることを特徴とする。

この大きさの熱中性子束での長期間の照射を行うことにより、トリウム２２９の十分な生成量が確保される。したがって、その後、ミルキング法を適用することで半永久的にアクチニウム２２５を生成することが可能となる。

本発明のアクチニウム２２５の生成方法によれば、熱中性子の長期的な照射によって、トリウム２３０を出発材料とした新たな３段階の反応パスを生起させ、トリウム２２９を加速的に生成することができ、一旦トリウム２２９を効率的に生成すれば半永久的にミルキング法によりアクチニウム２２５を生成すること可能となる。これにより、がん細胞を死滅させる治療法であるα内用療法に適したα放出核として期待されるアクチニウム２２５を効率良く生成できる。

本発明のアクチニウム２２５の生成方法の係り、トリウム２３０からトリウム２２９を生成する新しいパス「循環核変換チェーン」についての説明図である。本発明のアクチニウム２２５の生成方法の係り、核種生成速度の推移を示す。これまでの高速中性子の照射により、トリウム２３０からアクチニウム２２５を生成するパスの説明図である。

以下、本発明のアクチニウム２２５の生成方法について、図面を参照しつつ詳細に説明する。

本発明の生成方法は、天然ウラン１トン当たり１６．２ｇ存在するトリウム２３０を出発材料として、このトリウム２３０を熱中性炉に設置し、熱中性子を長期間（原子炉の運転サイクルの１サイクル～４サイクルの期間）に亘り照射することを基礎としている。なお、トリウム２３０は、半減期約４５億年のウラン２３８を先頭核種とするＵ系列に属する半減期７．５万年の放射性核種である。

また、熱中性子炉としては、国内に３０基以上存在する商用軽水炉（ＢＷＲもしくはＰＷＲ）を用いる。

本発明の生成方法は、「循環核変換チェーン」を特徴とする「熱炉でのＴｈ－２３０長期照射法」である。この「循環核変換チェーン」を図１に示す。軽水炉などの熱中性子原子炉でトリウム２３０を照射すると、（ｎ，γ）反応（中性子捕獲反応）によりトリウム２３１を経て、半減期３．３万年のプロトアクチニウム２３１が生成される。このプロトアクチニウム２３１は、軽水炉において、約５０ｂａｒｎの（ｎ，γ）反応断面積を有するため、長期照射の場合、さらに中性子を吸収してプロトアクチニウム２３２へ変換され、β^－崩壊を経てウラン２３２となる。このウラン２３２は、半減期６９年でやがてα崩壊してトリウム２２８となる。新たに生じたトリウム２２８は（ｎ，γ）反応（反応断面積（σ_γ＝１２３ｂａｒｎ）であり、トリウム２２９を生成する親核種であるため、トリウム２２８が一定量蓄積するとトリウム２２９の生成速度が加速されることとなる。

すなわち、トリウム２３０を熱中性子炉に設置し、熱中性子を照射することで、
（１）トリウム２３０からのビルドアップにより徐々にウラン２３２を生成させる第１反応パス、
（２）ウラン２３２（半減期６９年）のα崩壊でトリウム２２８を生成させる第２反応パス、
（３）トリウム２２８の（ｎ，γ）反応によるトリウム２２９を生成させる第３反応パス、
という新たな生成パスを生じさせる。この新たなパスによりトリウム２２９が生成される。

なお、熱中性子原子炉においては、高速中性子の存在もあるため、短期間の照射では、トリウム２３０の（ｎ，２ｎ）反応によりトリウム２２９が生成されるが、その生成速度は小さい、これに対して長期的な熱中性子の照射によって、これに加えて以下に説明するような本発明特有の加速的なトリウム２２９の生成がなされる。

ここで、本発明の新たな生成パスを構成するためには、原子炉で最低でもおよそ１サイクル（１３カ月）の照射時間が必要である。一旦このパスが構成されれば、続く３サイクル程度はトリウム２２９の生成速度が加速し続けるため、全４サイクル（約４年）程度以上の長期照射が望ましい。トリウム２２９の生成速度はやがて飽和し、４サイクルを超えて照射を継続すると、生成速度は徐々に減少してくる。

なお、１サイクルは、軽水炉の一般的な運転サイクルを表し、１３か月連続運転してその後休止して点検している。

図２は、本発明のアクチニウム２２５の生成方法に係り、核種生成速度の推移を示す。縦軸は、生成速度（ｄＮ／ｄｔ）[ｇｒａｍ／ｄａｙ]を表し、横軸は照射日数[ｄａｙ]を表す。ウラン２３２、トリウム２２８、プロトアクチニウム２３１、トリウム２２９、アクチニウム２２８、プロトアクチニウム２３２のそれぞれの核種について示している。

照射初期においては、トリウム２２９の生成速度は小さい値で一定である。また、ウラン２３２（半減期６９年）は、大きな速度で生成され、トリウム２２８に崩壊する。照射日数が１サイクル（３９０日）以降においては、トリウム２２９の生成が加速している。

この方法で生成されるトリウム２２９は、半減期７８８０年の長寿命核種であるため、いったん生成されれば、ミルキング法を適用することで、半永久的に娘核種のアクチニウム２２５を高純度で生成し続けることができる。高純度であるとは、β線を放出する有害な不純物アクチニウム２２７を伴うことなく生成できるということである。

現時点の世界のアクチニウム２２５の供給量は年間６０ＧＢｑ程度とされているが、約４０トンのウランに随伴するトリウム２３０（重量約６００ｇ）を軽水炉で４サイクル程度照射すれば、日本のみで世界の全供給量を賄える計算となる。本方式では、稼働率の高い既存の商業用軽水炉を用いるため、アクチニウム２２５の供給量の増強を計画的に遂行しやすいことも特徴である。

熱中性子を照射するトリウム２３０の化学形態をＴｈＯ_２と想定すると、その体積は高々６０ｃｃ程度と小さい。これを複数の原子炉へ分散装荷するなら、一機当たりの装荷量は極めて少量となり、炉特性・安全性への影響は最小化される。トリウム２３０の適切な照射時間は、通常の核燃料を原子炉へ装荷してから取り出すまでの時間（約４サイクル、もしくはその２倍の約８サイクル）にほぼ一致しているため、原子炉の従来の運転や炉心管理計画に与える影響も僅少である。

以下、本発明によるアクチニウム２２５の生成方法によれば、以下のような具体的な評価が可能である。

・一般的な加圧水型原子炉において、例えば１ｇのトリウム２３０に対し５２ケ月（＝１３ケ月×４サイクル）長期照射することにより、トリウム２３０の（ｎ，２ｎ）反応でのトリウム２２９の生成に加え、トリウム２２８の（ｎ，γ）反応により新たな生成パス（循環核変換チェーン）が構成され、トリウム２２９の生成速度は１０倍以上（＞１μｇ／ｄａｙ）に加速する。また、具体的に１ｇのトリウム２３０を加圧水型原子炉にて３．４Ｅ+１４[ｎ／ｃｍ^２／ｓ]の全中性子束で照射した場合、５２ケ月で約１０ＭＢｑのトリウム２２９を生成できる。

なお、本発明は、上記の実施の形態に限定されるものではなく、本発明の趣旨を逸脱しない範囲で種々の変更が可能である。例えば、１ｇのトリウム２３０を加圧水型原子炉にて３．４Ｅ+１４[ｎ／ｃｍ^２/ｓ]の全中性子束で照射する場合、５２ケ月で約１０ＭＢｑのトリウム２２９を生成できると評価したが、加圧水型原子炉という炉型やこれらの数値に限定されるものではない。炉型については、熱中性子炉であれば沸騰水型炉、重水炉等でも同様である。

本発明のアクチニウム２２５の生成方法は、以下の分野で利用の可能性がある。α線源を内用してがん幹細胞を死滅させる医療分野（核医学分野）。原料となるトリウム２３０の調達を行う資源・鉱物分野。トリウム２３０を装荷する原子炉の炉特性・安全特性を評価する炉心・安全分野。照射後のトリウムからアクチニウムを分離する再処理分野。発生した放射性廃棄物を処理するサイクル分野等。

Ｔｈ－２３０トリウム２３０
Ｔｈ－２３１トリウム２３１
Ｐａ－２３１プロトアクチニウム２３１
Ｐａ－２３２プロトアクチニウム２３２
Ｕ－２３２ウラン２３２
Ｔｈ－２２８トリウム２２８
Ｔｈ－２２９トリウム２２９
Ａｃ－２２５アクチニウム２２５
Ｂｑベクレル
Ｃｉシーベルト

Claims

トリウム２３０を熱中性子原子炉に設置し、熱中性子を前記原子炉の運転サイクルの１サイクル～４サイクルの期間照射することで、
（１）前記トリウム２３０からのビルドアップにより徐々にウラン２３２を生成させる第１生成パス、
（２）前記ウラン２３２（半減期６９年）のα崩壊でトリウム２２８を生成させる第２生成パス、
（３）前記トリウム２２８の（ｎ，γ）反応によりトリウム２２９を生成させる第３生成パス、
の３つの生成パスを生起させる熱中性子照射工程を行い、
生成された前記トリウム２２９に対してミルキング法を適用することによりアクチニウム２２５を生成することを特徴とするアクチニウム２２５の生成方法。
前記熱中性子の大きさ（高さ）は、軽水炉における中性子束レベル（３Ｅ+１３～５Ｅ+１４（ｎ/ｃｍ^２/ｓ））であることを特徴とする請求項１に記載のアクチニウム２２５の生成方法。