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使用済燃料の再処理工程で生じる高レベル放射性廃液から抽出した$$^{90}$$Yを含有する医薬品及び医療機器に関する調査・検討

Investigation of pharmaceuticals and medical devices containing $$^{90}$$Y extracted from high radioactive liquid waste in spent-fuel reprocessing

細馬 隆  

Hosoma, Takashi

放射性$$^{90}$$Yを用いた医薬品及び医療機器が実用化され、欧米では3種類、我が国でも1種類の製品が承認・上市されている。いずれも、診断ではなく内照射による治療を目的としている。我が国での薬事承認の審議報告書から、$$^{90}$$Yは使用済燃料の再処理工程で生じる高レベル放射性廃液から、欧州で抽出されていることが示唆された。そこで、上市された製品の概要,物理的性質,製品が成立する理由及び今後の製品が成立する条件の推測,抽出とそれ以外の方法との比較,技術的課題,関連法令について、調査・検討を行った。治療を目的として$$^{90}$$Yを用いた医薬品が承認され、我が国独自の医療機器も研究されているが、他の治療法で代替できる場合があること等から、$$^{90}$$Y利用には一段の飛躍が必要と思われる。例えば、短い血中半減期でかつ正確に$$^{90}$$Yを目標に送達する技術が進展し、従来の治療法と組合せてこれを補うことができるならば、そのような飛躍が期待できる。高レベル放射性廃液から$$^{90}$$Yを抽出する方法は、熱中性子照射による製造よりも有利な点が多い。親核種の$$^{90}$$Srを再処理施設で抽出・精製し、放射性医薬品の製造所に輸送・貯蔵し、需要に応じて$$^{90}$$Yを抽出する仕組みが期待される。

Pharmaceuticals and medical devices containing radioactive $$^{90}$$Y are realized, approved and placed on the international market where three products are available in Europe and the United States, and one product in Japan. These products are used not for diagnosis but for treatment by internal irradiation. It was estimated from the deliberative report of the approval in Japan that $$^{90}$$Y was extracted in Europe from high radioactive liquid waste (HALW) yielded in spent fuel reprocessing. In this report, products placed on the market and physical properties were reviewed, reasons of the realization and conditions to realize succeeding products were estimated, extraction method was compared with other methods, technical subjects, and relevant regulations were investigated. Although a medical device containing radioactive $$^{90}$$Y has been studied in Japan and one pharmaceutical product was approved, a breakthrough would be necessary to put $$^{90}$$Y utilization beyond alternative treatments. The breakthrough would become be promising; for example, if conventional treatments could be supported by technical development to deliver $$^{90}$$Y more sharply to the target with shorter serum half-life. Extraction of $$^{90}$$Y nuclide from HALW has advantages over thermal neutron irradiation of natural nuclide, a system is envisioned where $$^{90}$$Sr as a parent nuclide is separated in the reprocessing then transported to and stored in a factory of radiopharmaceuticals followed by $$^{90}$$Y extraction on demand.

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