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島崎 雅夫*; 滝 富弘
PNC TN6510 94-001, 19 Pages, 1994/09
この資料は、ウラン鉱石と製錬鉱滓からのRa-226とTh-230の除去法に関する研究について、主にカナダの文献に報告されている内容を引用してまとめたものである。ウラン鉱石と製錬鉱滓からのRa-226とTh-230の除去法に関しては、各種の浸出材(鉱酸、無機塩類、有機錯化剤)を用いた浸出試験が実施されている。しかし、本研究の目標である浸出残渣を無管理で処分する処理法を開発した報告例はなく、研究開発の現状にあることがわかった。本研究の目的は、放射性物質による環境汚染の低減化に向けた新しい処理プロセスの開発にある。鉱滓処理の法律基準が年々厳しくなると予想される現状からして、環境資源開発においても環境にやさしい製錬法の開発に取り組んでいる。本資料は、今後、本研究を取り組んでいく上での参考資料として役立つものと考える。
not registered
PNC TJ1214 91-010, 119 Pages, 1991/10
低レベル放射性廃棄物の処分方法として、地層処分法が検討されている。地層中における核種の移行挙動の解明は、安全性評価上重要な検討課題である。岩石等に対する核種の分配係数及び実効拡散係数は、移行挙動の主要な影響因子であるが、そのデータは少ない。本研究では、岩石等に対する核種の分配係数及び実効拡散係数を測定する方法を開発することを目的として、各種岩石及びベントナイトと放射性核種による基礎的試験を実施した。得られた結果を以下に示す。(1)各種岩石(ベントナイト)に対するSUP113/Sn、SUP95/Zr、SUP95/Nb、SUP226/Raの分配係数に関する基礎データが得られた。1.SUP113/Sn分配係数:
240(ml/g)..海水及び純水模擬地下水2.SUP95/Zr分配係数:700
3,000(ml/g)..海水模擬地下水・100040,000(ml/g)..純水模擬地下水3.SUP95/Nb分配係数:3007,000(ml/g)..海水模擬地下水20040,000(ml/g)..純水模擬地下水4.SUP226/Ra分配係数:約30(ml/g)...海水模擬地下水・500600(ml/g)..純水模擬地下水(2)各種岩石に対するSUP134/Cs、SUP99/Tc、SUP237/Npの実効拡散係数に関する基礎データが得られた。1.SUP134/Cs実効拡散係数:10/SUP-810/SUP-9(cm/SUP2/sec)2.SUP99/Tc実効拡散係数:10/SUP-910/SUP-10(cm/SUP2/sec)3.SUP237/Np実効拡散係数:10/SUP-810/SUP-9(cm/SUP2/sec(3)pH及び共存イオンは、分配係数測定試験及び実効拡散係数測定試験における重要な影響因子である。
竹内 絵里奈; 富田 純平; 小原 義之
no journal, ,
一般的な地下水では
Ra濃度と塩分に正の相関があるが、人形峠環境技術センター内露天採掘場跡地では低塩分にも関わらずRa濃度が高い地下水が存在する。本研究では、人形峠環境技術センター内露天採掘場跡地の地下水中のRa同位体、岩石試料のU系列とTh系列の核種濃度の測定を行い、淡水系にも関わらずRaが高濃度となる地下水の成因について考察した。本研究で得られた地下水中Ra濃度は、塩分の増加とともに高くなる傾向が見られ、国内の淡水系地下水と比べると塩分から予想される値よりも高い濃度であった。地下水中のRa濃度が最も高濃度であった観測孔に着目すると、U抽出後に捨石中のTh同位体(
Th, 
Th)から成長するRa同位体の放射能比(
Ra/Ra)は、地下水中のRa/Ra放射能比よりも1桁以上高く見積もられる。このため、捨石中のTh同位体の
壊変に伴う反跳によるRaの供給では、水中のRa/Ra放射能比を説明することは困難であり、水中のRaは捨石中のRaを高濃度に含む鉱物等からの溶出により水中へ供給されている可能性が考えられた。
大内 和希; 北辻 章浩; 前田 茂貴; 高木 直行*
no journal, ,
高速炉で照射したRa-226からAc-225を効率的に回収するための分離プロセスを、Ba及びLaを代替元素として用いるコールド試験により検討した。DGAレジンを吸着材として用いることにより、Ra及び照射により生成が予想される不純物を除去しAcを単離できる見通しを得た。
佐野 亜々留; 前田 茂貴; 板垣 亘; 佐々木 新治; 佐々木 悠人*; 高木 直行*
no journal, ,
Ac-225は医薬品向け放出核種として注目されており、今後需要が増えることが見込まれる。創薬分野の研究開発のみならず経済安全保障の観点でも国産化が急務である。本研究では、Ac-225製造の技術基盤を確立するため、解析による高速実験炉「常陽」でのAc-225製造量評価と、「常陽」から隣接するPIE施設に照射されたターゲットを輸送するために使用される既設設備の改良の概念設計を実施した。実際の医薬品原料として供給できる製造量を確認した結果を報告する。
佐野 亜々留; 佐々木 悠人*; 佐々木 新治; 岩本 信之; 大内 和希; 北辻 章浩; 前田 茂貴; 高木 直行*
no journal, ,
Ac-225は様々な部位のがん治療に適用可能であるが、世界供給量が乏しい。本研究では高速中性子を用いたAc-225の製造について検討するため、「常陽」の高速中性子照射によるAc-225の製造量を評価した。生成量の評価にあたっては、ORIGEN2.2を用いて、Ra-226をターゲットとした場合の燃焼計算を行った。また、ターゲット核種の核反応断面積と「常陽」の中性子束より、Ac-225生成量の不確かさを評価した。本研究により、「常陽」でRa-226を照射することにより大量のAc-225が製造できることが示された。今後、実証実験により生成量の評価精度を確認する。
高木 直行*; 岩橋 大希*; 佐々木 悠人*; 前田 茂貴
no journal, ,
日本における国内の準備を改善/達成するために既存の核分裂炉を使用した医療用放射性同位体(RI)の製造技術を研究している。現在検討されている標的核種は、医療診断で最も一般的に使用されているMo/Tcと、標的線治療に有効な放出核種として最近知られているAc-225である。既存の核分裂炉,加圧水側軽水炉および高速実験炉「常陽」が、電気を消費せず、新しいプラント建設を必要とせずに、発電や照射試験の副産物として、医療用アイソトープ製造のための優れた施設として機能する可能性を示した。
Ac production rate and its uncertainty in the experimental fast reactor Joyo utilizing the total Monte Carlo method佐々木 悠人; 岩橋 大希*; 前田 茂貴; 高木 直行*
no journal, ,
Ac-225は医薬品向け放出核種として注目されており、今後需要が増えることが見込まれる。創薬分野の研究開発のみならず経済安全保障の観点でも国産化が急務である。本研究では、Ac-225製造の技術基盤を確立するため、解析による高速実験炉「常陽」でのAc-225製造量評価とその不確かさ評価、「常陽」から隣接するPIE施設に照射されたターゲットを輸送するために使用される既設設備の改良の概念設計を実施した。実際の医薬品原料として供給できる製造量を確認した結果を報告する。
