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論文

Experimental radioimmunotherapy with $$^{186}$$Re-MAG3-A7 anti-colorectal cancer monoclonal antibody; Comparison with $$^{131}$$I-counterpart

絹谷 清剛*; 横山 邦彦*; 小林 勝利; 本石 章司; 小野間 克行; 渡辺 直人*; 秀毛 範至*; 分校 久志*; 道岸 隆敏*; 利波 紀久*

Annals of Nuclear Medicine, 15(3), p.199 - 202, 2001/06

 被引用回数:9 パーセンタイル:67.24(Radiology, Nuclear Medicine & Medical Imaging)

均一な腫瘍内放射線分布を仮定したモデル解析によりそれぞれの$$beta$$線核種の至適治療腫瘍サイズが示されている。本研究では、$$^{186}$$Reと$$^{131}$$I標識大腸癌抗体による放射免疫療法の効果を比較することにある。均一な組織内分布を仮定した線量計算に基づき算出した腫瘍線量を同一とした場合は、$$^{186}$$Re標識抗体の効果は、$$^{131}$$I標識抗体と同程度か若干劣るものであった。全身線量を同一とした場合は、$$^{186}$$Re標識抗体の効果が明らかに優れていた。この投与量における毒性に差は見られなかった。以上の結果は、腫瘍内線量分布が現実には不均一であるため、$$^{186}$$Reの$$beta$$線飛程が長いがゆえに腫瘍外に漏出した割合が大きいためであると考えられる。しかし、同一の毒性でより大きな腫瘍線量が得られるため$$^{186}$$Re標識抗体がより優れているものと考えられる。

論文

Methylxanthine sensitization of human colon cancer cells to $$^{186}$$Re-labeled monoclonal antibody

絹谷 清剛*; 横山 邦彦*; 久藤 美保*; 笠原 善仁*; 小林 勝利; 本石 章司; 小野間 克行; 分校 久志*; 道岸 隆敏*; 利波 紀久*

Journal of Nuclear Medicine, 42(4), p.596 - 600, 2001/04

正常p53遺伝子の欠けた腫瘍細胞は、電離放射線照射によるDNA障害を受けると細胞周期のG2期において停止し、その障害を修復することにより、放射線耐性を示す。methylxanthine誘導体がG2停止を阻害し、放射線増感効果を示すことが知られているものの、放射性アイソトープによる低線量率$$beta$$線照射に対する影響に関する情報は乏しいのが現状である。本研究の目的は、$$beta$$線照射に対するmethylxanthine誘導体の効果を観察し、内照射療法への応用の可否を検討することにある。LS180ヒト大腸癌細胞を、$$^{186}$$Re-MAG3あるいは$$^{186}$$Re-MAG3標識大腸癌A7抗体(0~25$$mu$$Ci/ml)により、pentoxifyllineあるいはCaffeineの存在下に照射し、細胞生存曲線を得て、methylxanthine誘導体による効果比を算出した。対照として、高線量率X線照(0~4Gy,1.4Gy/min)における効果比と比較した結果、$$^{186}$$Reの$$beta$$線の殺細胞効果が大きい可能性がある。

報告書

ホルミウム-166m線源の調製

岩本 清吉; 竹内 紀男; 小野間 克行; 根本 正弘*

JAERI-Tech 2000-055, 15 Pages, 2000/09

JAERI-Tech-2000-055.pdf:1.17MB

現在、日本における標準測定機関である電子技術総合研究所では「トレーサビリティの確立」のための研究が進められ、放射能2次標準器として高気圧型電離箱システムの開発が行われている。このシステムに使用する基準線源として単純な$$beta$$崩壊でかつ化学的に安定な放射性核種であるホルミウムの酸化物が注目され検討対象となっている。アイソトープ開発室ではこのような背景を踏まえて今回、過去の技術開発をもとに電離箱用線源として化学的に安定な酸化ホルミウム線源の開発を行い成功した。

論文

癌性骨転移の疼痛緩和を目的とする放射性レニウム標識bisphosphonateの新規設計

小川 数馬*; 小野 正博*; 藤岡 泰*; 佐治 英郎*; 向 高弘*; 小西 淳二*; 上原 知也*; 荒野 泰*; 小野間 克行

核医学, 37(5), P. 577, 2000/09

$$^{186}$$Reとbisphosphonate(BP)のひとつであるHEDPとの多核錯体である$$^{186}$$Re-HEDPは、癌性骨転移の疼痛緩和薬剤として期待されているが、生体内での安定性が乏しいことが問題である。そこで生体内で安定な$$^{186}$$Re標識骨疼痛緩和剤の開発を目的として、BPの炭素側鎖に$$^{186}$$Reと安定な錯体を形成する部位を結合した化合物を設計した。目的とする化合物は総収率2.7%で合成された。$$^{186}$$Re標識は、$$^{186}$$Re標識glucoheptonateとの配位子交換反応により行い、放射化学的純度は95%以上であった。なお、本標識化合物の体内動態については、現在検討をすすめている最中である。

論文

Production of 40 TBq tritium using neutron-irradiated $$^{6}$$Li-Al alloy

棚瀬 正和; 加藤 岑生; 黒沢 清行; 本石 章司; 岡根 章五; 須貝 宏行; 藤江 誠; 小野間 克行; 山林 尚道

Journal of Nuclear Science and Technology, 25(2), p.198 - 203, 1988/02

改良したトリチウム分離捕集試験装置で、中性子照射した$$^{6}$$Li-Al合金ターゲットから1000Ci規模の製造試験を実施した。抽出、精製、回収工程で得られたトリチウムガスは、回収率約100%、化学的純度99%以上、同位体純度約95%と以前に報告した100Ciレベルでの結果を上回った。また、この試験中、設備外へのトリチウムの移行は、全く見られず、トリチウムの安全取扱い技術面でも向上した。

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

Test production of tritium 3.7TBq level from neutron-irradiated $$^{6}$$LiAl alloy targets

棚瀬 正和; 加藤 岑生; 本石 章司; 小野間 克行; 山林 尚道; 石川 勇; 永目 諭一郎; 工藤 博司; 四方 英治*

Journal of Nuclear Science and Technology, 22(2), p.147 - 152, 1985/00

 被引用回数:6 パーセンタイル:28.9(Nuclear Science & Technology)

中性子照射した$$^{6}$$LiAl合金ターゲットを使用して、3.7TBq規模のトリチウムの製造試験を、トリチウム捕集試験装置(TREX)やトリチウム除去装置(TRS)などより成る試験製造装置により実施した。トリチウムはターゲットを真空下、1073Kまで加熱して、放出させ、活性化ウランゲッターで回収した。その回収率は90%以上、得られたトリチウムガスの同位対比(T/(HTT)$$times$$100)は約50%であった。また、トリチウム安全取扱いを考慮した諸施設も、十分な性能を発揮した。

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。

報告書

$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$U(n・f)$$^{9}$$$$^{9}$$Mo製造廃液の処理技術,II; 中レベル廃液処理結果

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; 佐藤 淳和*

JAERI-M 83-197, 32 Pages, 1983/11

JAERI-M-83-197.pdf:1.26MB

製造部では$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$U(n、f)$$^{9}$$$$^{9}$$Mo製造により発生した廃液処理の技術開発を行なっている。本報告は、中レベル廃液の処理法、実施につき結果を述べる。処理方法としては電解-炉過程でU、$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{9}$$Pu、$$^{1}$$$$^{4}$$$$^{4}$$Ceを除去、次にゼオライトカラムで$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csを除去したのちオルトチタン酸カラムで$$^{9}$$$$^{0}$$Srを除去する。これらの工程を経た廃液には$$^{1}$$$$^{0}$$$$^{6}$$Ruのみが残る。$$^{1}$$$$^{0}$$$$^{6}$$Ruの除去に関しては再処理工場で発生する廃液処理の観点から重要視されている。そこで$$^{1}$$$$^{0}$$$$^{6}$$Ru除去のためすでに我々が開発した亜鉛粉と活性炭を混合したカラムを多量の廃液処理に応用した。30l/回の処理能力を有する装置で合計22回の処理を実施し、保有している中レベル廃液全量を処分するとともにこの方法による処理性能を測定した。その結果、全工程の各回の平均DFは$$alpha$$放射能:7$$times$$10$$^{2}$$$$beta$$放射能:4.6$$times$$10$$^{3}$$$$^{1}$$$$^{4}$$$$^{4}$$Ce:$$>$$10$$^{5}$$ $$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Cs;2.8$$times$$10$$^{3}$$$$^{1}$$$$^{0}$$$$^{6}$$Ru:8.4$$times$$10$$^{2}$$がそれぞれ得られた。

報告書

Hg-197,203の製造,3; 交換反応を利用した大量金属水銀の標識

山林 尚道; 小野間 克行; 本石 章司; 山本 晧靖; 伊藤 太郎

JAERI-M 5320, 31 Pages, 1973/07

JAERI-M-5320.pdf:1.2MB

放射性水銀$$^{1}$$$$^{9}$$$$^{7}$$$、$$$^{2}$$$$^{0}$$$$^{3}$$Hgを含む水溶液と金属水銀との非均一系における同位体交換反応を利用して、大量の金属水銀を$$^{1}$$$$^{9}$$$$^{7}$$$、$$$^{2}$$$$^{0}$$$$^{3}$$Hgで標識する技術を確立した。同位体交換反応の最適条件は$$^{1}$$$$^{9}$$$$^{7}$$$、$$$^{2}$$$$^{0}$$$$^{3}$$Hgを含む0.07mol/l以下の硝酸水銀(II)-1N硝酸溶液と金属水銀の接触であった。この条件下で混合した場合、金属水銀と水銀イオンとの交換反応は10分間以内に平衡に達し、放射性水銀の金属水銀への移行率は99%以上であった。副反応として、硝酸第二水銀は硝酸第一水銀となり、溶液はさらに強い酸性を呈した。金属水銀中の水銀の自己拡散を検討し、計算で自己拡散係数を推定した。金属水銀は撹拌下で非常に速く均一混合されたが、撹拌容器が複雑になると均一混合に多くの時間を必要とした。これらのことを考慮して混合、定量分取装置を製作し、$$^{1}$$$$^{9}$$$$^{7}$$Hg400mCiと5kgの金属水銀を処理し、1本当り$$^{1}$$$$^{9}$$$$^{7}$$Hg8mCi-水銀96gを含む製品を定常的に生産している。

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