作成： 1996/09/17 井上 信
データ番号 ：040018
治療用原子炉の設計研究
目的 ：ボロン中性子捕捉療法用原子炉の設計と利用
放射線の種別 ：中性子
放射線源 ：原子炉(5MW)
線量（率） ：1x10-11cGy/n/cm2
利用施設名 ：ジョージア工業大学原子炉、ブルックヘブン国立研究所原子炉その他
照射条件 ：大気中
応用分野 ：ガン治療、放射線生物学
概要 ：
熱中性子がボロンに捕捉されヘリウムとリチウムができる。ボロンを含む物質でガン細胞に吸収されやすいものがあればこれを体内に注入しておいて原子炉から出てくる中性子を照射すればこのリチウムとヘリウムによってガン組織に損傷を与える。このような中性子捕捉療法が試みられてきたが、中性子のエネルギーが低いと患部に到達するまでに減衰するので、熱外中性子を利用することが考えられている。
詳細説明 ：
ボロンによる中性子捕捉療法(BNCT)は、畠中などにより脳腫瘍などに、また三島などにより皮膚のメラノーマに有効であるとされ、原子炉によるガン治療の初期の失敗にもかかわらず、米国でも研究が再開されている。BNCTでは熱中性子がボロン10に吸収されこれが(n,α)反応でリチウム7を作るがこのときのアルファ粒子とリチウム粒子が周辺のガン細胞を殺す。このとき、これらの荷電粒子がもつ平均エネルギーは2.35MeV でこれが周囲の細胞に与えられるが、これら粒子の軌跡は細胞の大きさ程度なのでボロン10の原子核のあった場所付近に集中的に照射効果を及ぼすことになる。したがって肝心なことはボロンがガン細胞に集中していることであり、ガン細胞に選択的に取り込まれるようなボロン10を含んだ適当な薬品を開発する必要がある。初期には集中度が低かったが最近では良い化合物が開発されてきている。
一方、中性子が体外からの照射のため患部に到達するまでに減衰してしまうことが問題である。そこである程度の深さまで到達できる熱外中性子を利用することが考えられだした。表1には中性子捕捉療法用の熱外中性子源を示してある。
表1 Epithermal Neutron Beams for Neutron Capture Therapy（原論文2より引用。 Reproduced, with kind permission of the copyrighter and the authors, from Nucl. Techn., Vol.108, p.151-156 (1994) (Data source 2), Copyright(1994) by American Nuclear Society, La Grange Park, Illinois, USA.）
| Reactor | Reactor
Power
(MW) | Фepia
(×109)
(n/cm2・s) | Dfast/nepia
(×10-11)
(cGy・cm2/nepi) | Dr/nepia
(×10-11)
(cGy・cm2/nepi) | J/Фa
|
| Available Beams
|
| BMRR (Ref. 2) | 3 | 1.8 | 4.3 | 1.3 | 0.67
|
| MITR (Ref. 3) | 5 | 0.20 | 13 | 14 | 0.55
|
| PETTEN (Ref. 4) | 45 | 0.33 | 10.4 | 8.4 | 0.8
|
| Proposed Beams
|
| 235U fission plates at BMRR (Ref. 5) | 3 | 12 | 2.8 | <1 | 0.78
|
| MURR (Ref. 6) | 10 | 9.5 | 2.9 | 0.4 | 0.82
|
| GTRR (Ref. 7) | 5 | 10 | 3.4 | 0.1 | 0.9
|
| GTRR (Ref. 8) | 5 | 4 | 1.5
|
| Accelerator9 | 10mA
(25 kW)b | 0.5 | 10
|
| Accelerator10 | 10 mA
(25 kW)b | 0.9 | 4.3 | 2.7
|
| Beams Proposed in This Paper
|
| Reactor with a 235U fission plate | 0.1 | 0.8 | 4.4 | <1 | 0.78
|
| Slab reactor | 0.05 | 1.4 | 4.6 | <1 | 0.78
|
aValues in air at patient irradiation position.
bPower produced in accelerator target.
9J. Yanch et al., Advances in neutron capture therapy, p. 95, A.H. Soloway et al., Eds., Plenum Press,
New York (1993).
10H.T. Wu et al., ibid, p. 105.
Refs. 2, 3, 5, 6, 7, 8: 原論文参照
図1 The irradiation setup of a head model by the present epithermal neutron beam at the Brookhaven Medical Research Reactor of BNL（原論文3より引用。 Reproduced, with kind permission of the copyrighter and the authers, from Nucl. Tech., Vol.109, p.314-326 (1995) (Data source 3 ), Copyright(1994) by American Nuclear Society, La Grange Park, Illinois, USA.）
米国ブルックヘブン国立研究所(BNL)の現在の原子炉BMRRは1x109n/cm2/s の中性子束であるが一桁増強したいと考えている。現在のBNLおける脳腫瘍治療の概念図は図1のようになっている。BNLでは、医療専用原子炉として燃料コアの周囲はグラファイトを置き、U235のフィッション用の板を挟んでアルミニウムのブロックを置きさらにアルミナのブロックを置いた外にビスマスを置いてその外に照射点があるという構成、と燃料スラブのコアに接してアルミニウムのブロックを置きアルミナ、ビスマスを経て取り出すという構成の二つの構成について比較している。さらにスラブ型のコアについてはより詳しく検討している。これはTRIGA燃料を使うものでモンテカルロ法で中性子のエネルギースペクトルを計算している。この計算によると、300kWで熱中性子束が9x109n/cm2/s であり、熱外中性子束は1x109n/cm2/s である。
ジョージア大学のグループの提案は現在の原子炉GTRRに熱外中性子による医療専用のコースを付設するものでその概念図は図2のようになっている。
図2 Conceptual Epithermal Neutron Facility at the Georgia Tech Research Reactor (August,1993 INEL/GT Concept)（原論文1より引用）
ここでは重水とアルミニウムを減速材に使う案となっている。検討の結果として利用できる熱外中性子束は2.5x109n/cm2/s になると試算している。
日本ではBNCTが外国で中断されていた間も続けられてきたが、既存の小型原子炉および京都大学原子炉実験所の研究炉による治療研究であった。これらの原子炉は特にBNCT用に作られていたわけではないので、三島らは医療専用の原子炉を提案している。これは熱出力2MW以下で使いきるまでに5万人の患者を治療あるいは診断するのに使うとしている。形式はプール型で自然対流で冷却可能としている。燃料は加圧水型の原子炉で使われるものと同様のものを利用する。中性子束の分布についても詳しく計算している。この原子炉は30年間使えるとして燃料の入れ替えはしない方針である。
コメント ：
BNCT法については日本のデータが良いために見直された経緯があるが、実際にはそのデータの整理の仕方が結果を良すぎるようにしているという批判もあり、現在、丁寧に定量的な再評価をするための研究が京都大学の原子炉などで行われている。生物学的効果が大きいことはまちがいないので、今後ガン組織により選択的に吸収される薬品の開発が望まれる。
原論文１ Data source 1：
Conceptual Design for an Advanced Epithermal-Neutron Beam for Boron Neutron Capture Therapy at the Georgia Institute of Technology Research Reactor
K.A.Klee, D.W.Nigg, F.J.Wheeler, R.A.Karan
Georgia Institute of Technology, Atlanta, GA, 30332, USA, Idaho National Engineering Laboratory, P.O.Box 1625, Idaho Falls, Idaho, 83415-3890, USA
Proc. 1994, Top Meet. Adv. React. Phys., Vol.3, p.72 (1994)
原論文２ Data source 2：
Conceptual Designs of Epithermal Neutron Beams for Boron Neutron Capture Therapy from Low-Power Reactors
H.B.Liu and R.M.Brugger
Brookhaven National Laboratory, Medical Department Upton, New York 11973
Nuclear Technology, Vol.108, p.151-156 (1994)
原論文３ Data source 3：
Design of Neutron Beams for Neutron Capture Therapy Using a 300-kW Slab Triga Reactor
H.B.Liu
Brookhaven National Laboratory, Medical Department Upton, New York 11973
Nuclear Technology, Vol.109, p.314-326 (1995)
原論文４ Data source 4：
Design study of a medical reactor for BNCT
M.Sasaki, J.Hirota, S.Tamao, K.Kanda and Y.Mishima
Mitsubishi Atomic Power Industries, Inc., 4-1, Shibakouen 2-chome, Minato-ku, Tokyo,105, Mitsubishi Heavy Industries, Ltd., 4-1, Shibakouen 2-chome, Minato-ku, Tokyo,105, Research Reactor Institute, Kyoto Univ., Noda, Kumatori-cho, Sennan-gun, Osaka-fu, 590-4, Dep. of Dermatol, Kobe Univ., 5-1, Kusunoki-cho,7-chome, Chuo-ku, Kobe, 650, Japan
Potential of Small Nuclear Reactors for Future Clean and Safe Energy Sources, Hiroshi Sekimoto (Editor), Elsevier Science Publishers B.V. p.395 (1992)
キーワード：原子炉、熱中性子、熱外中性子、中性子捕捉療法
reactor, thermal neutron, epithermal neutron, boron neutron capture therapy(BNCT)
分類コード：030202,030402,040103