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報告書

サマリウム-153製品の比放射能測定技術の検討,1; 吸光光度法によるサマリウム定量技術の検討

出雲 三四六; 根本 正弘*

JAERI-Tech 2002-025, 12 Pages, 2002/03

JAERI-Tech-2002-025.pdf:0.8MB

癌治療に用いられるサマリウム-153の比放射能測定に関し、製品のサマリウムの簡便な定量技術を検討した。この方法は、アルセナゾIIIを利用した吸光光度法である。照射済の酸化サマリウム試料を1M塩酸に溶解したのち、その一部を採取してpH3.2でアルセナゾIIIと混合し、混合液の652nmにおける吸光度を測定した。その結果、サマリウムのモル吸光係数は6.6$$times$$10$$^{3}$$M$$^{-1}cdot$$mm$$^{-1}$$で、繰り返し分析精度は約2%であった。また、製品の製造中に混入しやすい鉄,亜鉛,銅等の不純物の分析に与える影響を明らかにした。

報告書

$$^{139}$$La(p,n)$$^{139}$$Ce反応による$$^{139}$$Ceの製造

石岡 典子; 出雲 三四六; 橋本 和幸; 小林 勝利; 松岡 弘充; 関根 俊明

JAERI-Tech 2001-095, 23 Pages, 2002/01

JAERI-Tech-2001-095.pdf:1.1MB

$$^{139}$$Ceは半減期T$$_{1/2}$$=137.2dayでEC崩壊して165.9keVの$$gamma$$線を放出し、Ge検出器の計数効率校正用に利用される。本研究では、$$^{139}$$La(p,n)$$^{139}$$Ce反応によって$$^{139}$$Ceを製造するために必要なターゲットの調整法ならびに$$^{139}$$Ceとランタンとの化学分離法を検討した。その結果、金属ランタン及び酸化ランタン粉末は、$$^{139}$$Ceを製造するためのターゲットとして用いられることを確認した。ランタンターゲットと生成した$$^{139}$$Ceの分離については溶媒抽出法とイオン交換法を比較した。

論文

Adsorption of $$^{188}$$Re complexes with aminomethylenephosphonate on hydroxyapatite

橋本 和幸; 松岡 弘充; 出雲 三四六

Journal of Nuclear and Radiochemical Sciences, 2(1-2), p.5 - 9, 2001/12

リン酸基を含む化合物を配位子とする放射性レニウム錯体は骨集積性を示し、転移性骨がんの疼痛緩和効果が期待されている。本研究では、新たに最適合成条件を明らかにしたアミノメチレンリン酸(EDTMP,EDBMP,NTMP)を配位子とする$$^{188}$$Re錯体の骨集積機構の基礎的な検討として、骨の無機質の主成分であるヒドロキシアパタイト(HAP)への$$^{188}$$Re錯体の吸着挙動を調べ、吸着係数に対するpH,イオン強度等の影響を調べた。その結果、$$^{188}$$Re-EDTMPのHAPへの吸着係数は、溶液のpHに大きく依存しており、実験を行ったpH範囲(3~4)ではpHが低いほど大きいことがわかった。また、イオン強度が低いほど吸着係数が大きいことが認められた。さらに、配位子の違いによる$$^{188}$$Re錯体の吸着挙動を比較した結果、同一条件下では、$$^{188}$$Re-EDBMP$$<^{188}$$Re-NTMP$$<^{188}$$Re-EDTMPの順に吸着係数が増大することが明らかになった。

論文

Synthesis and evaluation of bisphosphonate derivative labeled with Rhenium-186 using monoaminemonoamidedithiols as a chelating group

向 高弘*; 小川 数馬*; 荒野 泰*; 小野 正博*; 藤岡 泰*; 出雲 三四六; 小西 淳二*; 佐治 英郎*

Journal of Labelled Compounds and Radiopharmaceuticals, 44(Suppl.1), p.S617 - S618, 2001/05

腫瘍骨転移の疼痛緩和薬剤として、$$^{186}$$Re-HEDPが検討されているが、$$^{186}$$Re錯体の安定性が悪く、血液クリアランスの遅延、胃への集積が問題となっている。そこで本研究では、分子内にビスホスホネート構造と独立して安定な$$^{186}$$Re単核錯体を導入した新規薬剤の開発を計画し、MAMA-APBを設計した。合成した$$^{186}$$Re-MAMA-APBを緩衝液中でインキュベートしたところ、$$^{186}$$Re-HEDPに比べて安定であることが明らかとなった。また、$$^{186}$$Re-MAMA-APBをマウスに投与したところ、胃への放射能集積を示すことなく、骨への高い集積性と速やかな血液から消失を示し、その結果、骨と血液との放射能集積比を大きく向上した。以上の結果は、骨を標的とする放射性薬剤の開発に有用な知見を与えるものと考えられる。

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

 被引用回数:1 パーセンタイル:86.25(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

Synthesis of $$^{188}$$Re-DMSA complex using carrier-free $$^{188}$$Re

橋本 和幸; Md.S.Islam*; 出雲 三四六

JAERI-Conf 97-003, p.313 - 317, 1997/03

タングステン-188/レニウム-188ジェネレータから得られる無担体の$$^{188}$$Reを用いて、$$^{188}$$Re-ジメルカプトコハク酸($$^{188}$$Re-DMSA)標識化合物の合成条件の検討を行った。還元剤である塩化スズの濃度、反応温度、酸化防止剤の添加、DMSAの濃度、pH、担体の添加などの反応条件を変化させて、Re-DMSAの標識率変化を調べた。その結果、無担体の場合及び担体を含む場合共に、最適条件下で、98%以上の高い標識率が得られた。さらに得られた$$^{188}$$Re-DMSA錯体のpH変化に対する安定性についても検討を加えた結果、pHを変化させてから(pH1$$rightarrow$$3~12)48時間後でも分解は認められず、非常に安定であることがわかった。

論文

Tantalum-183: Cyclotron production of a neutron-rich biomedical tracer

重田 典子; R.M.Lambrecht*; 松岡 弘充; 長 明彦; 小泉 光生; 小林 勝利; 出雲 三四六; 橋本 和幸; 関根 俊明

Applied Radiation and Isotopes, 47(2), p.171 - 174, 1996/00

 被引用回数:4 パーセンタイル:59(Chemistry, Inorganic & Nuclear)

我々は、$$^{186}$$WO$$_{3}$$濃縮同位体(99.7%)の厚いターゲットに、13.6MeVの陽子ビームを照射し、$$^{186}$$W(p,$$alpha$$)$$^{183}$$Ta核反応によるNo-Carrier-Added $$^{183}$$Taを製造した。陽子及び重陽子核反応を利用して$$^{183}$$Taを生成させるために、アリスコードを用いて、照射条件を理論的に決定した。さらに、植物(かやつり草)中での$$^{183}$$Ta種の移動を、ラジオルミノグラフィー法を採用したバイオイメージングアナライザーによって、測定した。その結果、$$^{183}$$Taは、放射性タンタルの医薬品における研究開発や生態毒性研究のためのトレーサーとして有効であることがわかった。

論文

Synthesis of $$^{188}$$Re-MDP complex using carrier-free $$^{188}$$Re

橋本 和幸; S.Bagiawati*; 出雲 三四六; 小林 勝利

Applied Radiation and Isotopes, 47(2), p.195 - 199, 1996/00

 被引用回数:23 パーセンタイル:12.77

放射性レニウム($$^{186}$$Re、$$^{188}$$Re)は、その核的性質から診断と治療が同時にできる核種として注目されている。また、$$^{99m}$$Tc-methylene diphosphonate($$^{99m}$$Tc-MDP)は、骨疾患の診断に有効な放射性医薬品として幅広く用いられている。本研究では、$$^{188}$$W/$$^{188}$$Reジェネレータから得られる無担体の$$^{188}$$Reを用いて、Re-MDP標識化合物の合成条件の検討を行った。還元剤としては、塩化スズを用いた。Re-MDPの収率に影響を及ぼす種々の要因(塩化スズの濃度、反応時間、酸化防止剤、温度、pH、イオン強度および担体)について調べた。さらに得られたRe-MDP錯体のpH変化に対する安定性についても検討を加えた。

論文

Production method of no-carrier-added $$^{186}$$Re

重田 典子; 松岡 弘充; 長 明彦; 小泉 光生; 出雲 三四六; 小林 勝利; 橋本 和幸; 関根 俊明; R.M.Lambrecht*

Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 205(1), p.85 - 92, 1996/00

 被引用回数:39 パーセンタイル:5.48(Chemistry, Analytical)

レニウムは、周期律表のマンガン族に位置する元素で、テクネチウムと同様な挙動を生体内で示すと考えられている。その中でも$$^{186}$$Reは、高エネルギー$$beta$$線を放出し(最大エネルギー;1.07MeV)、半減期3.8日と放射免疫治療に適した特性を持っている。これまでの$$^{186}$$Reの製造に関する報告では、原子炉を利用した$$^{185}$$Re(n,$$gamma$$)反応による方法が用いられている。そこで、我々は、放射免疫治療に必要である高い比放射能で$$^{186}$$Reを得るために、原研高崎AVFサイクロトロンを用いて、$$^{186}$$W(p,n)反応から生成する$$^{186}$$Reの製造技術の開発を行った。また、この反応による$$^{186}$$Reの反応断面積の測定もあわせて行ったので報告する。

論文

A New radioisotope-production research facility utilizing ion beams from AVF cyclotron

関根 俊明; 出雲 三四六; 松岡 弘充; 小林 勝利; 重田 典子; 長 明彦; 小泉 光生; 本石 章司; 橋本 和幸; 初川 雄一; et al.

Proc. of the 5th Int. Workshop on Targetry and Target Chemistry, 0, p.347 - 352, 1994/00

高崎研イオン照射研究施設TIARAのAVFサイクロトロンのイオンビームを用いるラジオアイソトープ製造研究施設の設備と研究内容について発表する。施設は照射室、ホットラボ、測定室、化学実験室からなり、これらに照射装置、固体ターゲット搬送装置、化学分離セル、標識化合物合成セル、フード等を備えている。照射装置は一本のビームラインで固体・液体・気体の照射を可能にする点でユニークである。これらを用いてこれまでに$$^{139}$$Ce製造技術の開発、$$^{186}$$W(p,n)$$^{186}$$Re反応励起関数測定を行った。

論文

Production of $$^{95m}$$Tc with proton bombardment of $$^{95}$$Mo

出雲 三四六; 松岡 弘充; 反田 孝美; 永目 諭一郎; 関根 俊明; 畑 健太郎; 馬場 澄子*

Applied Radiation and Isotopes, 42(3), p.297 - 301, 1991/00

テクネチウム同位体のトレーサーとして有望視されている$$^{95m}$$Tc製造のため、$$^{95}$$Mo(p,n)反応で生成する$$^{95m}$$Tc及び$$^{95g}$$Tcの断面積を求めた。その結果、陽子エネルギー15MeV以上で、$$^{95m}$$Tcのターゲット収率は、照射終了時に換算して約20$$mu$$Ci/$$mu$$A・hであった。また$$^{95}$$gTcの混入度は、12日間の冷却で1%以下であった。更に、$$^{95m}$$Tcの分離精製過程を検討するために、厚いターゲットを用いた試験的製造を行い、$$^{95m}$$Tcの回収率として約85%を得た。

報告書

$$^{95}$$Mo(p,n)反応による$$^{95m}$$Tcの製造

出雲 三四六; 反田 孝美; 松岡 弘充; 永目 諭一郎; 畑 健太郎; 関根 俊明; 馬場 澄子

JAERI-M 90-156, 13 Pages, 1990/09

JAERI-M-90-156.pdf:0.4MB

テクネチウム同位体のトレーサーとして有望視されている$$^{95m}$$Tc製造評価のため、$$^{95}$$Mo(p,n)反応で生成する$$^{95m}$$Tcの生成断面積を求めた。その結果、陽子エネルギー20MeV以上での$$^{95m}$$Tcの厚いターゲット収率は照射終了時に換算して890kBq/$$mu$$Ahであった。また、生成断面積測定用の薄い$$^{95}$$Moターゲットの電着法による新たな調整法を開発した。$$^{9}$$25$$^{m}$$Tcのターゲットからの分離・精製過程を検討するために、厚い$$^{95}$$Moターゲットを用いた試験的製造を行い$$^{95m}$$Tcの回収率として約85%を得た。

報告書

$$^{237}$$Npターゲットを用いた$$^{237}$$Pu及び$$^{236}$$Puの製造

出雲 三四六; 反田 孝美; 畑 健太郎; 関根 俊明; 松岡 弘充; 本木 良蔵; 馬場 澄子*

JAERI-M 90-102, 28 Pages, 1990/07

JAERI-M-90-102.pdf:0.85MB

$$^{237}$$Puと$$^{236}$$Puは、自然環境におけるPuの挙動を研究するためのトレーサーとして広く用いられている。われわれはこれらの核種について効率的な製造法を確立することを目的として一連の研究開発および製造試験を行ってきた。$$^{237}$$Puについては生成断面積の比較的大きい$$^{237}$$Np(d,2n)反応について励起関数を求めたのち、数100KBg規模の製造試験を行なった。その際、重陽子照射に対して堅牢な、厚いターゲットを調製するための最適条件を実験的に検討した。$$^{236}$$Puについてはターゲットとして同じ$$^{237}$$Npが使える$$^{237}$$Np($$gamma$$,n)反応を採用して製造試験を行なった。その結果、いずれの核種についてもトレーサーとして使用可能な純度のものを目的の量だけ得ることができた。

論文

Behavior of fission-product iodine-131 in dissolution of irradiated uranium dioxide

桜井 勉; 出雲 三四六; 高橋 昭; 古牧 睦英

Journal of Nuclear Science and Technology, 24(11), p.931 - 936, 1987/11

 被引用回数:6 パーセンタイル:43.22(Nuclear Science & Technology)

放射性ヨウ素処理技術開発の一環として、照射ウランを硝酸に溶解し核分裂生成物ヨウ素($$^{1}$$$$^{3}$$$$^{1}$$I)の挙動を調べた。溶解中に80~90%のヨウ素がオフガス中に揮発し、ゼオライトで効率良く捕集された。溶液中に残ったヨウ素はNO$$_{2}$$の吹き込み及びKIO$$_{3}$$添加により一部が追い出された。四塩化炭素抽出法により、溶解液中残留ヨウ素の化学分析を行い、複数の化学種の存在を認めた。しかし、本法で同定不可能な化学種もあり今後の研究課題として残っている。

報告書

$$^{9}$$$$^{9}$$Mo製造に伴う高レベル廃液,中レベル廃液中のルテニウムの溶存状態,および廃液処理による溶存状態の変化

佐藤 忠; 本木 良蔵; 出雲 三四六

JAERI-M 86-077, 29 Pages, 1986/05

JAERI-M-86-077.pdf:0.79MB

$$^{9}$$$$^{9}$$Mo製造に伴ない発生した高レベル廃液、中レベル廃液中のルテニウムの溶存状態を高速液体クロマトグラフィを用いて検討し、これらの廃液中に50程近いルテニウム溶存粒が存在するのを確認した。又、廃液処理によるルテニウムの溶存状態の変化を調べ、廃液処理工程におけるルテニウム除去機構を検討した。

論文

Radioactive ruthenium removal from liquid wastes of $$^{9}$$$$^{9}$$Mo production process using zinc and charcoal mixture

本木 良蔵; 出雲 三四六; 小野間 克行; 本石 章司; 井口 明; 佐藤 淳和*; 伊藤 太郎

IAEA-TECDOC-337, p.63 - 77, 1985/00

1977年から1979年にかけて製造部ではUO$$_{2}$$をターゲットとして$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$U(n,f)反応により、毎週20Ciの製造を行った。この製造から発生する廃液のうち、中、高レベル放射性廃液にはU,Puや核分裂生成物が含まれており、この中には種々の原子価や錯体の様な複雑な化学形をもち、除去の困難な放射性ルテニウムが含まれている。製造部ではこれらの廃液の処理のために、亜鉛と活性炭を充?したカラムを使用して放射性ルテニウムを除去する新らしい方法を開発した。この方法の特徴は、高い除去性能を持ち、かつ、水あるいは希硝酸による先條により性能を回復し、反覆使用ができることである。この方法を$$^{9}$$$$^{9}$$Mo製造廃液(中、高レベル廃液のそれぞれ124lと60l)の処理に適用し、従来の方法と合せて$$^{1}$$$$^{0}$$$$^{6}$$Ruの除去を行い10$$^{2}$$~10$$^{4}$$の除染係数を得た。さらにU,$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{9}$$Pu、$$^{1}$$$$^{4}$$$$^{4}$$Ce,$$^{1}$$$$^{5}$$$$^{5}$$Eu及び$$^{1}$$$$^{2}$$$$^{5}$$Sbも検出限界以下に除去し得た。

論文

Preparation of $$^{2}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Pu from $$^{2}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Np irradiated with deuterons

馬場 澄子; 畑 健太郎; 出雲 三四六; 本木 良蔵; 関根 俊明

Int.J.Appl.Radiat.Isot., 36(7), p.564 - 565, 1985/00

 被引用回数:8 パーセンタイル:21.59(Nuclear Science & Technology)

ガンマ線を放出するプルトニウム同位体$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Puを、$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Np(d,2n)$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Pu反応により製造する方法について研究した。$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{6}$$Pu,$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Pu及び$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{8}$$Pu生成に関する励起関数を、重陽子の入射エネルギー9MeVから25MeVの範囲で測定した。更に、$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Puの厚いターゲットによる生成量を計算し、$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{6}$$Puと$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{8}$$Puの生成量と比較して$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Puの放射化学的純度を推定した。

論文

安定濃縮同位体$$^{5}$$$$^{0}$$Crを用いた新生児血液量の測定法

山林 尚道; 出雲 三四六; 本木 良蔵; 山本 武夫; 仁志田 博司*; 進 純郎*; 佐藤 喜一*; 鈴木 康之*

Radioisotopes, 34(3), p.144 - 150, 1985/00

生体に全く放射線被曝の問題のない安定濃縮同位体$$^{5}$$$$^{0}$$Crを使用して新生児循環血流量を測定する方法を開発した。出生時臍帯より採決した血液中の赤血球を$$^{5}$$$$^{0}$$Crで標識し新生児に静注する注入後一定時間をおき0.5mlを静脈採血し凍結乾燥した。日本原子力研究所のJRR-2,3,4原子炉のいずれかで20分間照射し、約2週間放置後$$^{5}$$$$^{1}$$Crおよび$$^{5}$$$$^{9}$$Feの$$gamma$$線をGe(Li)検出器で測定した。赤血球への標識化率,洗浄効果,$$^{5}$$$$^{0}$$Cr濃度又は$$^{5}$$$$^{1}$$Cr/$$^{5}$$$$^{9}$$Fe比率による希釈率などを検討後、新生児の全血液量を同位体希釈法により求めた。新生児血行動態は出生後の時間経過と共に活発に変化することが示唆され、分娩形態により有意の差が認められた。

報告書

$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$U(n,f)$$^{9}$$$$^{9}$$Mo製造廃液の処理技術-I; 高放射性有機廃液の処理技術

出雲 三四六; 本木 良蔵; 小野間 克行; 本石 章司; 井口 明; 川上 泰; 鈴木 恭平; 中村 治人; 佐藤 淳和*

JAERI-M 84-024, 27 Pages, 1984/02

JAERI-M-84-024.pdf:0.95MB

$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$U(n,f)法による$$^{9}$$$$^{9}$$Moの製造によって発生した有機廃液(15v/oD2EHPA-四塩化炭素)を処理するための技術開発を行った。有機廃液中に含まれる$$alpha$$放射体のウラン、プルトニウム、$$gamma$$放射体の$$^{9}$$$$^{5}$$Zr-$$^{9}$$$$^{5}$$Nbを炭酸ナトリウムで抽出する。この際、二相の分離を促進するため少量のエチル・アルコールを添加すると$$alpha$$放射能、$$^{9}$$$$^{5}$$Zr-$$^{9}$$$$^{5}$$Nbとも2$$times$$10$$^{3}$$の高い除染係数が得られることを見い出した。抽出した炭酸ナトリウム中の$$alpha$$放射体と$$^{9}$$$$^{5}$$Zr-$$^{9}$$$$^{5}$$Nbを沈澱として処理するため、炭酸塩を硝酸塩に変換ののちNaOH、NH$$_{4}$$OH、Mg(OH)$$_{2}$$、およびCa(OH)$$_{2}$$を加えて沈澱生成、濾過した場合と、炭酸塩にCa(OH)$$_{2}$$を直接加えて沈澱生成、濾過した場合を比較した。その結果、後者の方法による沈澱の濾過性が良好で、かつ除染係数も$$alpha$$放射能で5$$times$$10$$^{2}$$~1$$times$$10$$^{3}$$$$^{9}$$$$^{5}$$Zr-$$^{9}$$$$^{5}$$Nbと高い値が得られた。処理後の有機廃液はD2EHPAと四塩化炭素に蒸留分離し、D2EHPAは焼却または固化処分のため一時保管した。

報告書

$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$U(n,f)$$^{9}$$$$^{9}$$Mo製造廃液の処理技術,III(高レベル廃液の処理)

本木 良蔵; 出雲 三四六; 小野間 克行; 本石 章司; 井口 明; 川上 泰; 鈴木 恭平; 佐藤 淳和*

JAERI-M 84-015, 34 Pages, 1984/02

JAERI-M-84-015.pdf:1.12MB

$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$U(n,f)反応を利用した$$^{9}$$$$^{9}$$Mo製造により生じた高レベル放射性廃液の処理技術の開発と処理を行った。この廃液は硝酸濃度約4モルであって、48~89$$mu$$Ci・ml$$^{-}$$$$^{1}$$の核分裂生成物を含みウラン濃度も高い。高レベル廃液は含まれる核種と濃度から使用済核燃料再処理の中レベル廃液と同様である。処理方法としてフェロシアン化ニッケルによる-$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csの共沈、オルトチタン酸スラリーによる$$^{9}$$$$^{0}$$Srの吸着、亜鉛粉-活性炭カラムによる$$^{1}$$$$^{0}$$$$^{6}$$Ruの除去を用いた。全処理行程により得られた除染係数は$$alpha$$核種10$$^{4}$$以上、$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Cs10$$^{5}$$以上、$$^{1}$$$$^{0}$$$$^{6}$$Ru10$$^{4}$$以上、$$^{9}$$$$^{0}$$Sr~10$$^{4}$$であった。再処理廃液の処理において除去が困難であるルテニウム化合物は、高レベル廃液処理に用いた亜鉛粉-活性炭カラムにより検出限界以下に除染されている。新たに開発したこのカラムは$$^{1}$$$$^{0}$$$$^{6}$$Ruに対し高い除去性能を有していることが確認された。

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