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JAEA-Technology 2010-007
今後の 99m Tc についての需要予測を Fig.2.2 に示す。この図によると需要は 2020 年までに年
率約 16%の伸びを示すと考えられている。医療分野において現在承認されている放射性医薬品
のうち、2008 年度(平成 20 年度)に販売実績があった放射性医薬品としての非密封 RI の供給量
を Table2.2 に示す。この中で、 99mTc は製薬会社で 99Mo から 99mTc をミルキングし放射性薬剤溶
液として供給されたものであり、Mo/Tc は 99Mo から 99mTc を取り出すジェネレータである。こ
れで分かるように、放射性医薬品として供給されている非密封 RI の中では 99Mo が約 85% 5) を占
めている。
99Mo の安定供給が危機的状況にあることを深刻に受け止めているカナダ政府の要請で、「医療
用 RI の供給確保に関する OECD/NEA 国際会議」を 2009 年(平成 21 年)1 月 29 日~30 日にフラ
ンスのパリで開催した。この会議では、今後の 99Mo 安定供給の課題が議論された。
99 6) Mo の安定供給は世界各国共通の課題であるが、特に、世界の全生産量の約 14% を消費し
ている我が国にとって、必要不可欠な量の 99Mo を安定確保するための 99Mo の国産化は喫緊の課
題であると同時に国際的な責任を果たす観点でも重要である。
このような情勢を鑑みて、原子力機構大洗研究開発センターでは、1965 年~1975 年代(昭和
40 年~50 年代)に実施した 99Mo 製造の経験を活かして 2011 年度(平成 23 年度)に再稼働する
計画で進めている JMTR の利用の一環として、 99Mo の製造が計画されている 7) 。JMTR 再稼働に合
わせて、照射後の処理等の面で利点のある中性子放射化法による 99Mo 製造の技術的検討の中で、
安定供給の観点から、高出力炉である JRR-3 を利用した 99Mo 製造の技術的検討を行った。
3. JRR-2,JRR-3 による 99 Mo 製造の実績
原研は 99Mo を製造するため、1972 年(昭和 47 年)から 1985 年(昭和 60 年)にかけて、JRR-2
及び JRR-3 により、核分裂法及び中性子放射化法の両方式の技術開発を進め、製造技術を確立
し、 99Mo を定期的に供給した実績を残した。
この過程で、原子炉の運転中に炉心領域に試料を挿入、取り出して高い中性子束で任意時間
照射を行う技術、放射性ヨウ素を含む大量の非密封 FP の取扱い技術、放射性廃液の処理技術な
ど、原子力開発全般への波及効果の期待できる多くの技術的成果を挙げることができた 3) 。
以下に JRR-2 及び JRR-3 による 99Mo 製造の実績を記述し、過去の問題点の整理と課題を見い
だす。
3.1 JRR-2,JRR-3 による核分裂法による 99Mo の製造
原研では、1956 年(昭和 31 年)の設立以来、独自の技術開発を積み重ねて、多くの精製 RI、
線源 RI 及び有機標識化合物の製造技術を開発してきた。原子炉は大量の中性子が長期間にわた
って利用できる優れた中性子源であり、その中性子による(n、γ)、(n、 p)、(n、α)、(n、f)
反応等を利用して、医療用、工業用、学術研究用などの数多くの RI を製造頒布してきた 8) 。
原研アイソトープ事業部製造部では、1972 年(昭和 47 年)から、天然金属ウラン及び二酸
化ウラン燃料を使用していた改造前 JRR-3 で核分裂法による 99Mo の製造技術開発に着手し、医
療用 RI として 99Mo の製造などに定常的に良品質の製品を試供することができた。
しかし、この核分裂法では、原料となる高濃縮ウラン(一般には HEU: 235U 濃縮度約 95%、原
研では LEU:2.6%を使用)は IAEA や国の核査察対象であること、 99Mo の製造に伴い処理できな
いプルトニウム( 239Pu)廃棄物などが生成し、長年の製造によって大量の放射性廃棄物の貯留が -3-