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論文

Study of optimum condition for synthesis of [$$gamma$$-$$^{32}$$P]ATP with high specific radioactivity

坂本 文徳; 出雲 三四六; 橋本 和幸; 藤井 有起*

Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 239(2), p.423 - 427, 1999/00

https://doi.org/10.1007/BF02349524
 被引用回数：1 パーセンタイル：13.12(Chemistry, Analytical)

[$$gamma$$-$$^{32}$$P]ATPは遺伝子工学の様々な分野で幅広く利用されている。[$$gamma$$-$$^{32}$$P]ATPの合成法は多数報告されているが、高比放射能の[$$gamma$$-$$^{32}$$P]ATPを得る最適条件に関する研究はあまり報告されていない。これまでの報告では[$$gamma$$-$$^{32}$$P]ATPを合成するのに解糖系を利用し、グリセロール3-リン酸を出発原料に4段階の反応を利用している。しかし、われわれは同じ解糖系ながら、フルクトース1.6-二リン酸を原料にした3段階の、より簡便な反応を利用している。試薬中の非放射性リンが合成した[$$gamma$$-$$^{32}$$P]ATPの比放射能を低下させるので、まずすべての試薬中の非放射性リンを定量した。その結果、乳酸デヒドロゲナーゼに多くのリン酸が含まれていることがわかった。そこで、酵素の必要性を再検討し、この乳酸デヒドロゲナーゼを使わないで反応させたところ、極端な収率低下もなく比放射能が向上した。

論文

Environmental monitoring of tritium around radioactive waste disposal area; Analysis of tritium movement in a forest

天野 光

Proc. of the 5th Int. Seminar for Liquid Scintillation Analysis, p.55 - 76, 1993/00

浅地層に地中処分される廃棄物トリチウムの環境モニタリング手法確立のために行った、米国の放射性廃棄物処分場から周辺環境に移行したトリチウムの実測・評価について報告する。トリチウムの源は埋設されたトリチウムを含む放射性廃棄物であり、土壌水及び地下水中トリチウム濃度により、現在の各々の場所でのトリチウム濃度レベルを知ることができる。また、周辺環境トリチウムの絶対値は、地下水位の変動に伴い変動した。季節により植物の活動が異なるため、大気中濃度及びその高度分布には季節変動がある。トリチウム移行の過去及び将来予測を行うのに、樹木の年輪に固定された有機形トリチウム濃度は有効ではあるが、これを用いた移行の定量的評価は困難である。土壌から大気への蒸発量に対する蒸散量の比は、トリチウム(HTO)と水(H$$_{2}$$O)とでは異なる。その理由は、蒸発と蒸散に寄与する土壌中トリチウムの比放射能が異なるためである。

論文

Telescopic measuring method for specific activities of structural components in reactor pressure vessel

片桐 政樹; 畠山 睦夫; 佐藤 福司; 伊藤 博邦; 若山 直昭

Journal of Nuclear Science and Technology, 29(8), p.735 - 744, 1992/08

https://doi.org/10.3327/jnst.29.735

放射能レベルの極めて高い原子炉圧力容器内の放射化構造物や圧力容器内壁等の比放射能を、極めて高い放射能による妨害を受けずに遠方から非破壊的に定量する測定法を開発し「望遠測定法」と名づけた。Japan Power Demonstration Reactor(JPDR)において本測定法の評価試験を行った。試料採取法によって求めた比放射能との比較の結果、圧力容器内壁及び炉心シュラウド部に対する本望遠測定法の測定精度は、10~15%であることを確認した。

論文

Release of tritium,protium and helium from neutron-irradiated $$^{6}$$Li-Al alloy

須貝 宏行; 櫛田 浩平; 棚瀬 正和

Journal of Nuclear Materials, 139, p.248 - 252, 1986/00

https://doi.org/10.1016/0022-3115(86)90177-7
 被引用回数：8 パーセンタイル：66.74(Materials Science, Multidisciplinary)

長時間中性子照射した$$^{6}$$Li-Al合金($$^{6}$$Li;0.022wt%)からの水素ガス(H$$_{2}$$,HT,T$$_{2}$$)とヘリウム(He)の加熱放出を、$$^{6}$$Li燃焼率と温度の関数として研究した。トリチウムガス(T$$_{2}$$,HT)は650K付近で合金から急激に放出され、H$$_{2}$$は670K付近から徐々に放出されたのに続き、Heは合金の融点付近で放出された。T$$_{2}$$成分は、$$^{6}$$Li燃焼率とともに増加した。得られたガス中のトリチウムの最大比放射能は、純粋なトリチウムガスの比放射能(2.14PBqmol$$^{-}$$$$^{1}$$)にほぼ等しい1.98PBqmol$$^{-}$$$$^{1}$$であった。650K付近でのトリチウムの急激な放出は、合金の再結晶または放射線損傷の回復に伴なって起こるのであろう。合金の融点以下ではおそらく合金中の欠陥にトラップされることにより、Heは放出されない。

報告書

JRR-2におけるラジオアイソトープ生産用硫黄照射の実績と技術開発

一色 正彦; 宮内 武次郎; 笹島 文雄; 飛田 敏雄; 岡根 章五

JAERI-M 8539, 37 Pages, 1979/11

JAERI-M-8539.pdf:2.31MB

JRR-2における硫黄ターゲットの照射は、VT-1孔および円筒燃料内両照射孔を使用し昭和38年からこれ迄17年間に亘って実施されてきた。2年間の予備照射試験を経て、本格的な実用照射は昭和41年にVT-1孔で開始された。その後円筒燃料内照射装置およびキャプセルの開発と改良によって$$^{3}$$$$^{2}$$P製品の定常的な製造頒布体制を確立することができ、これまでにJRR-2で照射したキャプセル総数は434本、硫黄ターゲット重量にして約16kgに達する。本報告書は、これら硫黄照射の実績を中心として、主に照射キャプセルの開発の推移についてまとめたものである。さらに、最近測温型キャプセルを用い孔中性子束6B照射孔で行った高比放射能$$^{3}$$$$^{2}$$P製品の開発のための試験照射についても結果の概要を併せて記述した。

報告書

JMTRによる$$^{6}$$$$^{0}$$Co大線源の試験製造

加藤 久; 木暮 広人; 立川 克浩; 伊藤 太郎

JAERI-M 7026, 21 Pages, 1977/03

JAERI-M-7026.pdf:1.11MB

高比放射線の密封$$^{6}$$$$^{0}$$Co線源の製造技術の確立を目的として、ペレット状コバルトターゲット(1.0mm$$phi$$$$times$$1.0mm、6.9mg/個、ニッケルメッキ)を平均熱中性子束1.2$$times$$10$$^{1}$$$$^{4}$$n/cm$$^{2}$$、secで最高5573時間照射した。比放射能としては最高68.1Ci/gのものが得られ、本試験製造で取り扱った$$^{6}$$$$^{0}$$Co線源の全放射能は1.9KCiに達した。これらの$$^{6}$$$$^{0}$$Co線源は長さ96mm、直径10mmのステンレス製カプセルへ封入して密封線源とした。密封後の線源の安全性試験としては、拭き取りおよび煮沸法による漏洩試験を行った。全製品は日本原子力研究所高崎研究所照射施設課へ出荷し、$$^{6}$$$$^{0}$$Co大線源の試験製造計画は1976年にすべてを完了した。本報告書は、$$^{6}$$$$^{0}$$Co大線源の試験製造の詳細と、それから得たいくつかの知見について述べたものである。

論文

コバルト60線源の製造

立川 克浩

照射, (19), p.27 - 30, 1973/00

日本原子力研究所製造部における$$^{6}$$$$^{0}$$Co線源の試験製造の経験をもとに、$$^{6}$$$$^{0}$$Co線源の製造の概略を解説した。製造の原理、ターゲットの設計および照射計画の要点、輸送、試料の解体から密封および廃棄物処理に至る製造工程などについて平易に説明した。

論文

高比放射能のパラジウム-109,ガリウム-72およびクローム-51の製造について

海老原 寛

分析化学, 11(3), p.341 - 346, 1962/00

https://doi.org/10.2116/bunsekikagaku.11.341

8-hydroxyquinoline(以下オキシンと略す)のパラジウム,ガリウムおよびクロムの錯塩のSzilard-Chalmers効果について調べた。無水のオキシン塩にJRR-1(熱中性子束密度~10$$^{1}$$$$^{1}$$n/cm$$^{2}$$・sec)中で中性子照射をし、これをクロロホルムまたはアニリンに溶解してから種々のpH値の緩衝溶液とふりまぜ、ホットアトム効果によって錯塩の結合からはずれた金属イオンを水層中に抽出した。放射能の測定により水層への抽出率を求め、また、水層中のその金属イオンの総量を定量して濃縮係数を算出した。$$^{1}$$$$^{0}$$$$^{9}$$PdについてはpH4の緩衝溶液で抽出して、抽出率23%、濃縮係数は900程度であった。また、$$^{7}$$$$^{2}$$Gaについては1N水酸化ナトリウムで抽出した場合が最もよい結果を与え抽出率は45%、濃縮係数は約2600となった。$$^{5}$$$$^{1}$$Crではアニリン溶液から抽出するよりもクロロホルム溶液から抽出した方がよい結果を与え、pH6にて抽出率19%、濃縮係数1300を得た。なお、無機層に存在する$$^{5}$$$$^{1}$$Crの化学形についてはtributyl phosphate抽出によってCr(III)とCr(VI)の割合を調べ,3価のターゲットから抽出した放射性クロムのなかの約11%がCr(VI)として存在することがわかった。

論文

放射滴定による比放射能の推定

木村 幹; 片岡 晃; 亀谷 富士夫*

日本原子力学会誌, 4(6), p.373 - 377, 1962/00

https://doi.org/10.3327/jaesj.4.373

トレーサに用いる放射性同位元素を調製するとき比放射能すなわちトレーサ単位重量当りのキュリー数の大きいことが一般に望まれるが、その比放射能を簡単に知ることができると非常に便利である。従来比放射能を算定するにぱ、問題にしているトレーサの元素の定量と放射能の強さの測定とは別個に行なわれてきた。ことに問題にしているトレーサの元素の定量は強い放射能をさけるために微量分析になりやすいが、その微量分析の精度を上げるために高価な機器をホットで使用することはあまり好ましくない。そこでわれわれはトレーサ自身のもつ特性である放射能を直接に利用でき、かつまた比較的操作が簡単で複雑な機器を必要としない放射滴定に着目し、これを比放射能の推定に応用した。

論文

高比放射能の銅-64、ニッケル-65及びマンガン-56の製造について

海老原 寛; 吉原 賢二

分析化学, 9(10), p.815 - 821, 1960/00

https://doi.org/10.2116/bunsekikagaku.9.815

8-hydroxyquinoline(オキシンと略す)の銅、ニッケルおよびマンガンのSzilard-Chalmers効果について調べた。無水のオキシン塩にJRR-1(中性子束密度~10$$^{1}$$$$^{1}$$n/cm$$^{2}$$・sec)中で中性子照射をし、これをクロロホルムに溶解してから種々のpHの緩衝溶液とふりまぜ、Szilard-Chalmers効果によって錯塩の結合からはずれた金属原子を水層に抽出した。放射能測定によって水層への抽出率を定め、水相中のその金属イオンの総量を定量して濃縮係数を出した。$$^{6}$$$$^{4}$$Cuについては抽出率9%(pH11の緩衝溶液)および15%(15Nアンモニア水)を得、濃縮係数はそれぞれ231および244を得た。$$^{6}$$$$^{5}$$Niについては0.5N水酸化ナトリウム溶液で抽出して抽出率81%、また濃縮係数は10$$^{5}$$という値を得た。なおニッケルターゲットから(n,p)反応で生成する$$^{5}$$$$^{8}$$Coを分離する方法についても述べた。$$^{5}$$$$^{6}$$Mnの場合はpH9で抽出率10%、また濃縮係数は10$$^{3}$$を得た。

口頭

重機を用いた放射能汚染土壌の除染作業時における粉じん濃度と粉じん粒子の放射能濃度

辻村 憲雄; 吉田 忠義; 山田 丸*; 鷹屋 光俊*; 菅野 誠一郎*; 篠原 也寸志*; 中村 憲司*; 甲田 茂樹*

no journal, , 

福島第一原子力発電所事故後の除染作業では、作業者の内部被ばく防止の観点から放射性物質含有粉じんの適切なモニタリング方法の確立およびばく露防止対策が必要である。除染作業時に舞い上がる粉じん粒子の粒径分布及びそれらに対応する比放射能の関係を明らかにすることを目的に、帰宅困難地域内の道路工事現場において行われた重機による表土はぎ取り作業に際し、作業に由来する粉じんおよび粉じん粒子の放射能濃度を測定するために定点および作業者等の呼吸域で粉じんをフィルター捕集した。秤量後、ゲルマニウム半導体検出器にかけて$$^{137}$$Csを定量した。土壌(粒径2mm以下)の放射能濃度は12Bq/gであった。一方で、粉じんの放射能濃度は100-500Bq/gであり、土壌に比べ比放射能が10倍以上であった。

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