がん治療用の放射性物質、国内で１０年ぶり製造へ…輸入頼みから脱却

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がん治療用の放射性物質、国内で１０年ぶり製造へ…輸入頼みから脱却

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政府は、がんの治療や臓器の検査をする医療用の放射性物質の国内製造を近く再開する。およそ１０年ぶりとなる国産再開で安定供給につなげたい考えだ。 (引用：読売新聞7月15日)

放射性物質は医療分野で広く活用されていて、例えば放射線照射によるがんの縮小・消滅は古くから知られており、広く行われています。また放射線物質を体内に投与し、全身の放射線量を調べ、がんなどの早期発見に役立てる検査も最近では一般的になっています。ただし放射性物質は、試薬を混ぜ、反応によって作り出すことはできず、原子力といった高エネルギーの力を借りないと作り出すことはできません。日本では福島第一原発事故の影響で、原子炉が使えず医療用の放射性物質を製造できなくなり、海外からの輸入に頼っていました。今回は、その輸入に頼っている放射性物質の製造を日本国内で再開・検討するというニュースを紹介します。

まず国内製造の再開と新規製造に向けた試験が行われる予定の核種は、¹⁹⁸Au, ¹⁹²Ir, ⁹⁹Mo, ²²⁵Acでそれぞれの特徴は下記の通りです。

¹⁹⁸Auと ¹⁹²Irは、その金属単体を安定同位体の金属や合金で被覆、密閉し、カプセル状に加工します。そしてそれを体内のがん組織近くに留置し、カプセルから放射されるガンマ線によってがん組織にダメージを与えます。¹⁹⁸Auと ¹⁹²Irの製造方法は中性子線の照射であり、安定同位体である¹⁹⁷Auと¹⁹¹Irに原子炉から放出される中性子線を照射すると、中性子の捕捉吸収により¹⁹⁸Auと ¹⁹²Irが生成されます。

RALS(Remote After Loading System)と呼ばれるがん治療で用いられる線源(出典：産総研プレスリリース)

⁹⁹Moはそれ自身を体内に投与するのではなく、ベータ崩壊した^99mTcを取り出して使用されます。^99mTcを取り出す機器はジェネレータと呼ばれていて、アルミナカラムに⁹⁹MoO₄^2-が吸着してあり、⁹⁹Moのベータ壊変により産生した^99mTcO₄^–を生理食塩水でアルミナカラムから溶出して得ることができます。これはアルミナカラムの吸着性の違いを利用してTcのみ溶出させる仕組みで、また一度Tcを溶出させても1日後には，⁹⁹Mo と^99mTc は放射平衡に達し^99mTcの量は最大になるので定期的に^99mTcを得ることができます。得られた^99mTcは、SPECT(Single Photon Emission Computed Tomography)と呼ばれる画像診断で使われ、^99mTcを体内に投与した後、放射線検出装置で体内から放出されるガンマ線の分布を調べ、骨や脳内に腫瘍などが無いか調べます。似たような診断方法PETがありますが、PETでは¹⁸Fなどのベータ崩壊する核種を使用する一方、SPECTではガンマ線を放出する核種が使用され、^99mTcはガンマ線しか放出しないため、SPECTに適しています。

^99mTcを取り出すジェネレータの仕組みと内部（出典：Radiopharmaceutical Production – Generators）

⁹⁹Moは、ウランの核分裂によって製造されますが、原発とは異なり高濃縮ウランが使われます。そのためテロの脅威があり、また各国の製造用の原子炉は老朽化しており供給の不安定要因が高い放射性物質です。

²²⁵Acは上記の三つとは異なり、アルファ崩壊する核種です。治療目的での放射性を照射する場合、体の外からガンマ線を照射するか、¹⁹⁸Auと ¹⁹²Irのようにカプセルを埋め込んでベータ線を照射する方法が主流ですが、アルファ線を活用する方法も研究されています。具体的には、放射性核種をガン細胞に発現している抗原や受容体に特異的に集積するような構造を持つ分子に組み込み、なるべくがん細胞に接近して集中してアルファ線を照射する方法です。アルファ線は、エネルギーはベータ線やガンマ線よりエネルギーが強いものの飛程が短いため、目標に正しく接近できれば、他の部位へのダメージも低減されます。

²²⁵Acの崩壊による変化（出典：Determination of the activity of ²²⁵Ac and of the half-lives of ²¹³Po and ²²⁵Ac）

²²⁵Acの活用は、研究途中であり安定的な製造方法も確立されていません。²³³U→²²⁹Th→²²⁵Acと壊変して得られますが、²³³Uの現在の生産源は、かつて核兵器開発が活発に行われた時代に生成されたものであるため、全世界の供給量は限られています。そのため各国で製造法の研究が進められています。

なぜ今、放射性物質の国内製造の再開理由は、研究用原子炉 JRR-3の供用運転を7月12日に再開したからのようです。JRR-3は、日本原子力研究開発機構が茨城県東海村に保有する研究用の原子炉で、1962年に初臨界、1990年に出力アップ改造工事後、再度初臨界を迎えました。2010年の定期検査で停止しましたが、その後東日本大震災が起きてしまい、新規制基準への適合するための工事を行っていました。2021年の初めには、原子力規制委員会による使用前検査、使用前確認、定期事業者検査に合格し、2月26日に運転を再開しました。そして実験設備等の調整を終え、7月の供用運転に至ったようです。

¹⁹⁸Auと ¹⁹²Irに関しては、震災前まではJRR-3と廃炉作業がに入ったJRR-4で製造しており、すぐに製造の再開ができるようです。⁹⁹Moは、1972年から1985年にかけて改修前のJRR-3で国内製造の技術開発を進めていましたが製造量が確保できず、またその当時はカナダからの供給が確保されていたことから検討を中止しました。JRR-3の運転開始に伴い、⁹⁹Moの製造試験を開始しますが、製造能力が低いか原子炉を止めるタイミングでしか試料の取り出しができないなど、生産効率に中長期的な課題があるようです。そのため、設備の改良にも力を入れていくようです。

²²⁵Acは、高速増殖炉常陽での製造が検討されています。常陽も日本原子力研究開発機構が茨城県大洗町に保有する研究用の実験炉で、1977年の運転開始から２度の改造で出力をアップさせ2007年に実験装置が破損するまで運転をしていました。高速増殖炉と言えばもんじゅが有名ですが、もんじゅはこの常陽での実験データを元に建設されました。高速増殖炉は、高速中性子を²³⁹Puに当てて核分裂を起こし、その中性子で²³⁸Uの²³⁹Puへの変換と²³⁹Puの核分裂を促し、²³⁸Uの燃料化と発電を同時に行う設備です。

この高速増殖炉で放出される高速中性子が²²⁵Ac製造においてキーとなり、具体的には２通りの製造方法が検討されています。どちらも、高速中性子を照射することで中性子が２個放出される現象を利用して中性子が一つ少ない元素を作り出す経路が考えられています。

ThとRaに高速中性子を照射したときの変化

現在、常陽は核燃料施設等の新規制基準適合性に係る審査が続いています。今年の１月には再稼働の目標を時期を早くても2024と発表しており、この²²⁵Ac製造までの道のりは長いようです。

放射線は、治療・診断においては有用な手段であり、他の方法で代替することは難しく、今後も広く使われ、新たな技術の開発も進むと予想されます。一方原子力は、震災以来、世間では安全性が懸念される技術という見方があり、また加えて、昨今のエネルギーへの転換の風潮も高まっており、実験炉でさえ運転の風当たりは強いのではないでしょうか。そして風潮だけでなく事実として、いくつかの実験炉の廃炉が決定しています。JRR-3の運転再開により、国内の放射線物質の入手性が改善されることが予想されますが、トラブルも起こりうるため医療で必要な放射線物質が滞らないように何らかの対策が引き続き求められていると思います。加速器を使用した放射性物質の製造も研究されており、大型で数台しかない設備を使用するからには国内で複数の製造方法が確立されることが望まれます。JRR-3に関して、規模が小さくても原子炉であることには変わらず、医療目的だとしても安全性の欠如は許されませんので安全に実験が続けられることを願います。

有機や無機合成において反応前後で元素記号が変わることはあり得ないため、中性子による反応は調べていてとても新鮮でした。目的の核種を得るための原料の選定と反応、アルファ、ベータ崩壊による変化は、まるで周期表というすごろくの上で駒を進めるようで、最後に紹介した高速中性子による変化は、どんでん返しの一手のように見えました。核反応のそのものは、物理に近い気がしますが、医療で使用する前処理は放射化学の領域であり、安全かつ無駄なく放射線物質を取り扱う技術が必要です。放射線物質の安定製造と幅広い活用に期待します。