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論文

Conceptual design of direct $$^{rm 99m}$$Tc production facility at the high temperature engineering test reactor

Ho, H. Q.; 石田 大樹*; 濱本 真平; 石井 俊晃; 藤本 望*; 高木 直行*; 石塚 悦男

Nuclear Engineering and Design, 352, p.110174_1 - 110174_7, 2019/10

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2019.110174
 被引用回数：1 パーセンタイル：11.15(Nuclear Science & Technology)

This study proposed a conceptual design of direct $$^{rm 99m}$$Tc production facility from a natural MoO$$_{3}$$ target at the high temperature engineering test reactor (HTTR). $$^{rm 99m}$$Tc is produced by a beta decay of $$^{99}$$Mo, which is formed via the $$^{98}$$Mo(n,$$gamma$$)$$^{99}$$Mo reaction. $$^{rm 99m}$$Tc is then extracted from the MoO$$_{3}$$ target by sublimation method to take advantage of the high temperature of the HTTR core. The foremost advantage of this concept is that the MoO$$_{3}$$ target is heated up inside the reactor without pulling out for external electric heating, and as a result, $$^{rm 99m}$$Tc could be extracted directly during irradiation. With 1 kg of MoO$$_{3}$$ target, the HTTR could produce about 6.8$$times$$10$$^{8}$$ MBq of $$^{rm 99m}$$Tc activity in comparison with 3.0$$times$$10$$^{8}$$ MBq of total $$^{rm 99m}$$Tc supplied in Japan in 2017.

論文

$$^{99}$$Mo yield using large sample mass of MoO$$_{3}$$ for sustainable production of $$^{99}$$Mo

塚田 和明; 永井 泰樹*; 橋本 和幸*; 川端 方子*; 湊 太志; 佐伯 秀也*; 本石 章司*; 伊藤 正俊*

Journal of the Physical Society of Japan, 87(4), p.043201_1 - 043201_5, 2018/04

https://doi.org/10.7566/JPSJ.87.043201
 被引用回数：10 パーセンタイル：60.27(Physics, Multidisciplinary)

A neutron source from the C(d,n) reaction has a unique capability for producing medical radioisotopes like $$^{99}$$Mo with a minimum level of radioactive wastes. Precise data on the neutron flux are crucial to determine the best conditions for obtaining the maximum yield of $$^{99}$$Mo. The measured yield of $$^{99}$$Mo produced by the $$^{100}$$Mo(n,2n)$$^{99}$$Mo reaction from a large sample mass of MoO$$_{3}$$ agrees well with the numerical result estimated by the latest neutron data, which are a factor of 2 larger than the other existing data. This result provides an important conclusion towards the domestic production of $$^{99}$$Mo; about 50% of the MoO$$_{3}$$ sample mass with a single Mo in Japan would be met using a 100 g $$^{100}$$MoO$$_{3}$$ sample mass with a single accelerator of 40 MeV, 2 mA deuteron beams.

論文

研究用原子炉により$$^{99}$$Mo/$$^{99m}$$Tc国産化を目指した$$^{99}$$Mo/$$^{99m}$$Tcジェネレータ開発

福光 延吉*; 土谷 邦彦; 有賀 克彦*; 山内 悠輔*

Isotope News, (742), p.20 - 24, 2016/02

http://www.jrias.or.jp/books/pdf/201602_TRACER_FUKUMITSU_HOKA.pdf

医療診断用アイソトープである$$^{99m}$$Tcの親核種である(n,$$gamma$$)法(放射化法)を用いた$$^{99}$$Mo/$$^{99m}$$Tc国産化が検討されている。日本はこの$$^{99}$$Moを全量海外からの輸入に依存しているため、産学官の共同で放射化法による$$^{99}$$Mo/$$^{99m}$$Tc国産化のための研究開発が行われている。その中で、(n,$$gamma$$)法による$$^{99}$$Mo/$$^{99m}$$Tc製造はウランを用いて製造する核分裂法と比較して、$$^{99}$$Moの放射能濃度が低いという技術的な課題があり、$$^{99}$$Mo/$$^{99m}$$Tcジェネレータで使用される高性能Mo吸着剤の開発が必要である。本解説は、高性能Mo吸着材の開発に係る現状とアルミナ系Mo吸着剤の高性能化についてまとめたものである。

論文

Neutron irradiation effect of high-density MoO$$_{3}$$ pellets for Mo-99 production, 2

西方 香緒里; 石田 卓也; 米川 実; 加藤 佳明; 黒澤 誠; 木村 明博; 松井 義典; 土谷 邦彦; 佐野 忠史*; 藤原 靖幸*; et al.

KURRI Progress Report 2014, P. 109, 2015/07

http://www.rri.kyoto-u.ac.jp/PUB/report/PR/ProgRep2014/CO3.pdf

JMTRを用いた産業利用の一環として、医療診断用アイソトープである$$^{99m}$$Tcの親核種である(n,$$gamma$$)法を用いた$$^{99}$$Moの製造を計画している。日本はこの$$^{99}$$Moを全量海外からの輸入に依存しているため、JMTRを用いた$$^{99}$$Mo国産化製造に関する技術開発を行っている。本研究では、高密度MoO$$_{3}$$ペレットを京都大学にあるKURで中性子照射し、JMTRホットラボにおいて$$^{99}$$Moから核変換により生成した$$^{99m}$$Tcを溶媒抽出法により抽出し、得られた$$^{99m}$$Tcの回収率評価及び品質検査を行った。この結果、溶媒抽出法による$$^{99}$$Mo/$$^{99m}$$Tc製造工程を実証するとともに、得られた$$^{99m}$$Tc溶液の品質が基準値を満足するものであることを明らかにした。

口頭

加速器中性子による$$^{99}$$Mo生成と$$^{99m}$$Tc熱分離

川端 方子*; 永井 泰樹; 橋本 和幸; 初川 雄一; 本石 章司*; 佐伯 秀也*; 佐藤 望*; 太田 朗生*; 椎名 孝行*; 河内 幸正*; et al.

no journal, , 

$$^{99m}$$Tcは診断用RIとして広く利用されており、国内では年間約70万件、in vivo投与件数の過半数以上を占めている。原料となる親核種$$^{99}$$Moは現在海外の原子炉で製造されており、日本は長年海外からからの輸入に依存している。この$$^{99}$$Mo供給が原子炉運転停止などの影響で今後不安定になる恐れがあり、諸外国をはじめ日本でも国内での製造が検討されている。我々は、加速器中性子を利用して、$$^{100}$$Moから$$^{100}$$Mo(n,2n)$$^{99}$$Mo反応で$$^{99}$$Moを生成し、$$^{99m}$$Tcを効率的に熱分離する方法を開発し、実用化を視野に入れた研究を進めてきた。厚さ3mm-18mmの溶融MoO$$_{3}$$試料を用いて複数回分離試験を実施した結果、連続して高い分離効率(70-95%)を得ることに成功した。また、水蒸気を加えることにより効率が約10%向上することが明らかになった。回収した$$^{99m}$$Tcの純度は高く、SPECT画像によるマウス骨分布を調べた結果、市販の$$^{99m}$$Tcと差がないことが確認された。今後、本研究で開発した熱分離装置の大型化によって、まず大量生産を目指し、国内での実用化を視野に入れた分離精製装置の開発を発展させたい。

口頭

Research and development of $$^{99}$$Mo/$$^{99m}$$Tc production process by (n,$$gamma$$) reaction under Tsukuba International Strategic Zones

土谷 邦彦; 川又 一夫; 竹内 宣博*; 石崎 博之*; 新関 智丈*; 掛井 貞紀*; 福光 延吉*; 荒木 政則

no journal, , 

医療診断用アイソトープである$$^{99m}$$Tcの親核種である(n,$$gamma$$)法(放射化法)を用いた$$^{99}$$Moの製造を計画している。日本はこの$$^{99}$$Moを全量海外からの輸入に依存している。2014年、JMTRを用いた放射化法による$$^{99}$$Mo国産化製造に関する高度化研究がつくば国際総合戦略特区のプロジェクトとして採用され、日本の大学及びメーカと共同でR&Dを行っている。また、本プロジェクトにおいて、JMTRホットラボ施設内に$$^{99m}$$Tc溶液製造のための様々な試験装置が整備された。R&Dの主な項目は、(1)MoO$$_{3}$$ペレットの製造技術開発、(2)$$^{99m}$$Tcの抽出・濃縮、(3)$$^{99m}$$Tc溶液の標識試験及び(4)Moリサイクルである。特に、照射ターゲットとして、高密度MoO$$_{3}$$ペレットの製造を確立するとともに、$$^{99m}$$Tcの模擬元素としてReを用いて、MEKによる溶媒抽出法にて$$^{99m}$$Tc溶液の製造予備試験を行っている。本発表では、R&Dの状況及び今後の計画について報告する。

口頭

「核医学検査薬(テクネチウム-99m)の国産化」の概要

土谷 邦彦

no journal, , 

放射性同位元素であるモリブデン-99($$^{99}$$Mo)の娘核種であるテクネチウム-99($$^{99m}$$Tc)は、体内の特定部位に集積する性質を有する薬剤と結合させ、テクネチウム製剤として利用されており、がんの診断や脳・骨・心筋の血流の精密検査などの診断用医薬品として80%以上を占めている。医療大国である日本は$$^{99}$$Moの消費量では米国、欧州に次ぐ世界第3位の消費国であるにもかかわらず、全量を海外からの輸入に頼っていることから、このような原子炉の停止や空路輸送障害の影響を大きく受ける。こうした$$^{99}$$Mo供給不足への対応として国内生産の要望が強まり、つくば国際戦略総合特区のもと、材料試験炉JMTRを用いた$$^{99}$$Mo/$$^{99m}$$Tc国産化のためのプロジェクトが実施されている。本発表は、本プロジェクトの紹介を行う。

口頭

Feasibility study of 99mTc production at HTTR using sublimation method

Ho, H. Q.; 石田 大樹*; 濱本 真平; 石井 俊晃; 藤本 望*; 高木 直行*; 石塚 悦男

no journal, , 

This study investigated the feasibility of direct 99m-Tc production at the high temperature engineering test reactor (HTTR), aimed to avoid using the high enriched uranium (HEU) target as in conventional method. With the high temperature at irradiation area, the 99m-Tc is separated directly from (n,$$gamma$$)99-Mo inside the reactor using a sublimation technique without external electric heating. The new design could simplify the post-processing and other handling procedures. The risk of nuclear proliferation is also kept to a minimum.

口頭

Proposal of direct $$^{rm 99m}$$Tc production facility at high temperature engineering test reactor

Ho, H. Q.; 石田 大樹*; 濱本 真平; 石井 俊晃; 藤本 望*; 高木 直行*; 石塚 悦男

no journal, , 

This study proposed the new design concept of direct $$^{rm 99m}$$Tc production at the HTTR for domestic demand, aimed to avoid the use of $$^{99}$$Mo-$$^{rm 99m}$$Tc generator and HEU target. With the high temperature at the irradiation region, $$^{rm 99m}$$Tc is separated directly from $$(n,gamma$$)$$^{99}$$Mo inside the reactor by sublimation technique without external electric heating. The foremost advantage of this concept is that $$^{rm 99m}$$Tc is produced and separated continuously without pulling out the Mo target. It makes the design of post-processing facility and the other handing procedures become simpler. Also, the risk of nuclear proliferation is kept to a minimum. With 1 kg of natural MoO$$_{3}$$ target, the total activity of $$^{rm 99m}$$Tc in a year is about 6.8$$times$$10$$^{8}$$ MBq in comparison with 3.0$$times$$10$$^{8}$$ MBq of total $$^{rm 99m}$$Tc supplied in Japan in 2017.

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