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論文

($$n,gamma$$)法で得られる$$^{99}$$Moからの高濃度$$^{rm 99m}$$Tc溶液の大量製造技術の評価; $$^{rm 99m}$$Tcの代わりに非放射性Reを用いた基礎的検討

棚瀬 正和*; 藤崎 三郎*; 太田 朗生*; 椎名 孝行*; 山林 尚道*; 竹内 宣博*; 土谷 邦彦; 木村 明博; 鈴木 善貴; 石田 卓也; et al.

Radioisotopes, 65(5), p.237 - 245, 2016/05

$$^{98}$$Mo($$n,gamma$$)$$^{99}$$Mo反応で生成する$$^{99}$$Moから高放射能濃度の$$^{rm 99m}$$Tc溶液を得る方法として、$$^{99}$$Mo/$$^{rm 99m}$$Tcのアルカリ溶液からの$$^{rm 99m}$$TcのMEKによる溶媒抽出、塩基性アルミナカラムによる精製、酸性アルミナカラムによる吸着、溶離により$$^{99}$$Tc溶液を製品とする方法を提案した。本研究では、その基礎的検討として、$$^{rm 99m}$$Tcの放射能として2.5$$sim$$36.7TBqに相当する量の非放射性Reを代替元素として用い、Reの酸性アルミナカラムへの吸着およびその溶離特性について調べた。その結果、本試験条件のRe量において、短時間の操作時間で高い回収率を示し、JMTRで生成する15TBq規模での高濃度$$^{rm 99m}$$Tcの製造でも、酸性アルミナカラムは十分適用可能であることが明らかになった。

論文

Preparation of polymer gel dosimeters based on less toxic monomers and gellan gum

廣木 章博; 佐藤 裕一*; 長澤 尚胤; 太田 朗生*; 清藤 一; 山林 尚道*; 山本 幸佳*; 田口 光正; 玉田 正男; 小嶋 拓治

Physics in Medicine and Biology, 58(20), p.7131 - 7141, 2013/10

 被引用回数:15 パーセンタイル:32.48(Engineering, Biomedical)

New polymer gel dosimeters consisting of 2-hydroxyethyl methacrylate (HEMA), triethylene glycol monoethyl ether monomethacrylate (TGMEMA), polyethylene glycol 400 dimethacrylate (9G), tetrakis (hydroxymethyl) phosphonium chloride as an antioxidant, and gellan gum as a gel matrix were prepared. They were optically analyzed by measuring absorbance to evaluate a dose response. The absorbance of the polymer gel dosimeters that were exposed to $$^{60}$$Co$$gamma$$-rays increased with increasing dose. The dosimeters comprising HEMA and 9G showed a linear increase in absorbance in the dose range from 0 to 10 Gy. The dose response depended on the 9G concentration. For others comprising HEMA, 9G, and TGMEMA, the absorbance of the polymer gel dosimeters drastically increased above a certain dose, and then leveled off up to 10 Gy. The optical variations in these polymer gel dosimeters were also induced by X-irradiation from Cyberknife radiotherapy equipment. Furthermore, the exposed region of the latter polymer gel dosimeter exhibited a thermo-responsive behavior.

論文

Generation of radioisotopes with accelerator neutrons by deuterons

永井 泰樹; 橋本 和幸; 初川 雄一; 佐伯 秀也; 本石 章司; 園田 望; 川端 方子; 原田 秀郎; 金 政浩*; 塚田 和明; et al.

Journal of the Physical Society of Japan, 82(6), p.064201_1 - 064201_7, 2013/06

 被引用回数:25 パーセンタイル:16.27(Physics, Multidisciplinary)

A new system proposed for the generation of radioisotopes with accelerator neutrons by deuterons (GRAND) is described by mainly discussing the production of $$^{99}$$Mo used for nuclear medicine diagnosis. A prototype facility of this system consists of a cyclotron to produce intense accelerator neutrons from the $$^{nat}$$C(d,n) reaction with 40 MeV 2 mA deuteron beams, and a sublimation system to separate $$^{99m}$$Tc from an irradiated $$^{100}$$MoO$$_{3}$$ sample. About 9.7 TBq/week of $$^{99}$$Mo is produced by repeating irradiation on an enriched $$^{100}$$Mo sample (251g) with accelerator neutrons three times for two days. It meets about 10% of the $$^{99}$$Mo demand in Japan. The characteristic feature of the system lies in its capability to reliably produce a wide range of high-quality, carrier-free, carrier-added radioisotopes with a minimum level of radioactive wastes without using uranium. The system is compact in size, and easy to operate; therefore it could be used worldwide to produce radioisotopes for medical, research, and industrial applications.

論文

Successful labeling of $$^{rm 99m}$$Tc-MDP using $$^{rm 99m}$$Tc separated from $$^{99}$$Mo produced by $$^{100}$$Mo($textit{n}$,2$textit{n}$)$$^{99}$$Mo

永井 泰樹; 初川 雄一; 金 政浩; 橋本 和幸; 本石 章司; 今野 力; 落合 謙太郎; 高倉 耕祐; 佐藤 裕一*; 河内 幸正*; et al.

Journal of the Physical Society of Japan, 80(8), p.083201_1 - 083201_4, 2011/08

 被引用回数:10 パーセンタイル:36.94(Physics, Multidisciplinary)

加速器で生成される中性子を酸化モリブデン100に照射して、$$^{100}$$Mo($textit{n}$,2$textit{n}$)$$^{99}$$Mo反応で生成した$$^{99}$$Moから放射性の不純物を除去して$$^{rm 99m}$$Tcを分離抽出すること、そして、$$^{rm 99m}$$Tc-MDP標識化合物を合成することに、世界で初めて成功した。親核の$$^{99}$$Moは、原子力機構の核融合中性子源施設で、トリチウムに重陽子を照射して得られる14MeVの中性子を用いて、$$^{100}$$Mo($textit{n}$,2$textit{n}$)$$^{99}$$Mo反応で生成した。そして、$$^{rm 99m}$$Tcは、昇華法で$$^{99}$$Moから分離抽出し、その放射核純度は、99.99%以上であることを、$$gamma$$分光で確認した。また、$$^{rm 99m}$$Tc-MDP標識率は、99%以上であることを、薄膜クロマト法で確かめた。これらの値は、米国薬局方が高濃縮ウランの核分裂反応で生成される$$^{99}$$Moに対する要請値を超えるものである。そのため、本方法で生成する$$^{99}$$Moは、核分裂法の代替えとして有効であり、我が国の安定かつ信頼性の高い$$^{99}$$Mo供給に寄与するであろう。

報告書

乾式昇華型$$^{99m}$$Tcマスター・ミルカーの予備的検討; PZCを用いた湿式法との比較

石塚 悦男; 山林 尚道*; 棚瀬 正和*; 藤崎 三郎*; 佐藤 典仁*; 堀 直彦; Awaludin, R.*; Gunawan, A. H.*; Lubis, H.*; Mutalib, A.*

JAEA-Technology 2011-019, 18 Pages, 2011/06

JAEA-Technology-2011-019.pdf:2.61MB

JMTRを利用した$$^{99}$$Mo/$$^{99m}$$Tc製造に関する開発の一環として、乾式昇華法をマスター・ミルカーに応用するための予備的検討を実施した。検討にあたっては、乾式昇華法とPZCからの溶離液をベースとした湿式法の装置をそれぞれ試作して試験を行い、マスター・ミルカーへの適応性について比較した。この結果、乾式昇華法は三酸化モリブデンがグラムオーダーであれば$$^{99m}$$Tc回収率が約80%、処理時間が約1.5時間であり、湿式法と同等の値が得られた。乾式昇華法が湿式法より優れている点としては、操作が容易であること、使用済MoO$$_{3}$$の再利用が容易であることが挙げられる。また、逆に不利な点としては、三酸化モリブデン取扱量の増加とともに$$^{99m}$$Tc回収率が低下することが挙げられる。

報告書

Development of $$^{rm 99m}$$Tc extraction techniques from $$^{99}$$Mo by (n,$$gamma$$) reaction

木村 明博; 堀 直彦; 土谷 邦彦; 石原 正博; 山林 尚道*; 棚瀬 正和*; 藤崎 三郎*; 佐藤 裕一*

JAEA-Review 2010-053, 23 Pages, 2010/11

JAEA-Review-2010-053.pdf:2.52MB

JMTR再稼動後の産業利用拡大の一環として、放射性医薬品の原料となる$$^{rm 99m}$$Tcの親核種である$$^{99}$$Mo製造技術開発を行っている。$$^{99}$$Mo製造方法として、少ない放射性廃棄物及び簡便な製造工程の観点から(n,$$gamma$$)法による$$^{99}$$Mo製造方法が提案されている。本報告書は、JMTRにおける$$^{99}$$Mo製造方法の基本的検討として、MoO$$_{3}$$ペレットの製造技術開発及び溶媒抽出法による$$^{rm 99m}$$Tcの濃縮技術開発についてまとめたものである。その結果、SPSにより高密度(95%T.D.以上)を有するMoO$$_{3}$$ペレットの製造が可能であることを明らかにした。また、メチルエチルケトン(MEK)を用いた$$^{rm 99m}$$Tc溶液の濃縮が可能であり、理論濃縮度の80%以上の効率で濃縮できる装置の開発に見通しが得られた。

論文

Present status of radioisotope production for medical use with reactors and a cyclotron in JAERI

山林 尚道

Proc. of Korea Atomic Industrial Forum,Inc., p.347 - 357, 1997/04

日本原子力研究所では、医薬品の研究や医療現場で使用される診断・治療用ラジオアイソトープ(RI)の研究開発及び製造頒布を行っている。原子炉・加速器で製造される医療RIについて最近原研で開発してきたRIを中心に報告する。がん治療のためあらかじめ線源を導くアプリケータをがん患部に挿入し、遠隔で操作を行い短時間で医療従事者の被曝なしに治療できるRALS用高線量率イリジウム線源の製造、品質管理の確立及びモノクローチル抗体に標識し患部に集積し、その強いベータ線でがんの疼痛軽減、治療に有効なレニウム-186,188,ストロンチウム-89の開発状況を述べる。さらに高崎研AVFサイクロトロンによる無担体レニウム-186やPET用陽電子放出核種の製造について報告する。

論文

安定同位元素を巡る夢の軌跡

山林 尚道; 山本 武夫; 今橋 強; 照沼 久寿男; 仁志田 博司*; 進 純郎*; 佐藤 喜一*

安定同位元素を巡る夢の軌跡 : The story, p.37 - 60, 1997/00

(財)仁泉会医学研究所に対する技術指導として、濃縮安定同位元素$$^{50}$$Crを用いた新生児循環血液量の測定、新生児赤血球寿命の測定、新生児における交換輸血率の測定、生体試料中の微量元素の定量等について、原子炉を利用した放射化分析(機器中性子放射化分析)法により実施してきた。これら14年間にわたる技術指導で得られた新生児医学の研究成果について、エピソードを交えまとめを行った。

論文

$$gamma$$線による放射線透過試験」特集号の刊行によせて

山林 尚道

非破壊検査, 46(11), P. 783, 1997/00

1910年にはX線透過写真撮影法で非破壊検査が始まったが、可搬型$$gamma$$線源の利用は研究用原子炉が稼動し、$$^{60}$$Coや$$^{137}$$Csの$$gamma$$線源が容易に入手できるようになった1960年代からである。国内では原研が1965年からJRR-2照射で$$^{192}$$Ir線源(370GBq/個、2mm$$phi$$$$times$$2mmL)を生産したことに始まり、現在ではJMTR、JRR-3M照射で年6回1,700個以上の線源を供給している。新しい低エネルギー$$gamma$$線源$$^{169}$$Ybの供給は1995年からであり、現在はSe-75、Gd-153線源の開発が行われている。一方、$$gamma$$線照射装置は$$^{192}$$Ir用726台、$$^{60}$$Co用209台、その他55台で990台が普及している。今後$$gamma$$線源による非破壊検査は材質、形状に最適な$$gamma$$線源の選択と適用範囲のの拡大、装置の小型・軽量化、管理区域の縮小による作業環境の改善、フィルム・IPによる解析技術の高度化などが期待される。さらに欠陥診断から材料の経年変化を観察し寿命予測を可能とする探究が望まれる。

論文

New radiographic testing technique using low energy gamma ray (Yb-169)

大岡 紀一; 山林 尚道; 高野 栄四郎*; 藤岡 和俊*

Proc. of the 13th Int. Conf. on NDE in the Nuclear and Pressure Vessel Industries, 0, p.43 - 47, 1995/00

工業用ラジオグラフィの線源として、Ir-192が現在広く利用されている。しかし薄間溶接部等の検査においては、よりエネルギーの低い$$gamma$$線源を使用する方が欠陥の識別は向上する。Yb-169は最近、日本原子力研究所において、製造技術の開発が進められ工業用ラジオグラフィの線源として適用出来ることが明らかとなった。本報告では、Yb-169を用いての放射線透過試験において、欠陥の検出に関係する吸収係数、散乱比及び識別限界コントラスト等について述べる。さらに、薄間小口径管の二重壁撮影を行い、従来のIr-192線源を用いた場合の像質よりも、改善された像質が得られたことについても述べる。

論文

日ロアイソトープ・放射線医療利用セミナーに参加して

山林 尚道

Isotope News, 0(483), p.38 - 39, 1994/09

日ロアイソトープ・放射線医療利用セミナー(5月16・17日)がロシア原子力省I.A.オホーチナ女史を団長とする4名を迎え、日本側5名の講演と共に東京で開催された。ロシアにおける医療用RIの生産は、旧ソ連崩壊後90%が残り、約50の研究所、企業が研究・生産に関与し、その生産量は1970年から1990年で3倍に伸び、輸送額は1千万ドルとなり、1992年にはさらに6割の増加をした。ラジオイムノアッセイは他の共和国に残り輸入している。ロシア原子力省が6地域10施設を総括し、民事転用を進めている。今回は、オブニンスク物理エネルギー研究所、「マヤク」生産合同、ジミトロワグラード原子力科学研究所での濃縮安定同位体、TRU($$^{242}$$Cf、$$^{228}$$Pu、$$^{254}$$Es等)、核分裂生成RI($$^{99}$$Mo、$$^{90}$$Sr、$$^{131}$$I等)及び高比放射能$$^{60}$$Co、$$^{153}$$Gd、$$^{192}$$Ir等の放射性薬剤及び治療用線源生産と利用の報告があった。

論文

日本原子力研究所におけるラジオアイソトープ生産の現状

山林 尚道

第21回日本アイソトープ・放射線総合会議論文集, 0(B510), p.1 - 10, 1994/00

原研では原子炉を利用して1962年からRIの製造頒布を開始して来た。1992年度に製造した精製RIは($$^{24}$$Na,$$^{42}$$K,$$^{32}$$P,$$^{35}$$S,$$^{51}$$Crなど)34件、12TBq、線源RIは(工業用医療用$$^{60}$$Co,$$^{153}$$Gd,$$^{192}$$Ir,$$^{198}$$Auなど)100件、1.2PBq、標識化合物は($$^{3}$$H,$$^{14}$$Cなど)2件、0.2GBqであった。総頒布量は、874TBqで1億170万円であった。最近では、がんの遠隔操作式治療装置(RALS)用$$^{192}$$Ir線源(ペレット:1.1$$Phi$$$$times$$1.2mm,線状:0.6$$Phi$$$$times$$3.5mm,各370GBq)、薄肉配管溶接部非破壊検査用$$^{169}$$Yb線源(ペレット:1.0$$Phi$$$$times$$1.0mm,180GBq)などの試作を進めるとともに、生化学、農学分野で利用される$$^{33}$$Pやモノクローナル抗体に標識し、ガンの診断、治療に有望視されている$$^{89}$$Sr,$$^{186,188}$$Reなどの他、高崎研究所イオン照射研究施設(TIARA)の利用による$$^{11}$$Cなどの製造研究を進めている。

論文

Present status of radioisotope production for medical Applications by reactors in JAERI

山林 尚道

Japan-Russia Seminar on Utilization of Radiation and Radioisotopes for Medical Purposes, 0, p.1 - 12, 1994/00

原研では、放射線源として、がん治療のためのLDR(低線量率)用$$^{192}$$Ir小線源7種類、及び$$^{198}$$Au小線源7種類並びにHDR(高線量率)用$$^{192}$$IrRALS(遠隔操作式治療装置)用の新しい治療用$$^{192}$$Ir線源及び骨密度診断用$$^{153}$$Gd線源の製造・開発を行っている。一方、がん治療用核医学薬品の原料として高比放射能$$^{64}$$Cu,$$^{99}$$Moの他、近い将来疼痛軽減、治療にその利用が期待される$$^{89}$$Sr,$$^{186}$$Re及び$$^{188}$$W/$$^{188}$$Reジェネレーターの製造・開発も進めている。これらの製造には、研究炉JRR-2(10MW),JRR-3M(20MW),JRR-4(3.5MW)及び材料試験炉JMTR(50MW)を利用している。

論文

新しい非破壊検査用Yb-169線源の開発

山林 尚道

高圧ガス, 31(8), p.621 - 628, 1994/00

最近、薄肉の細管溶接部の欠陥検査が重要視されるようになり、これには従来から広く使われているIr-192線源よりもさらに低エネルギーの$$gamma$$線を放出するYb-169線源によるラジオグラフィが最適である。アイソトープ部では、Yb-169線源の製造技術の開発を進め、Yb-168を20.6%に濃縮した濃縮安定同位体を用い、1mm$$Phi$$$$times$$1mmの円柱状ペレットに成形したターゲットをJMTR及びJRR-3Mで中性子照射後、プラズマ溶接によりチタン製カプセルに封入し、185GBqのYb-169密封線源を開発した。試作したYb-169線源の特性及び非破壊検査用としての適用性についても報告する。

論文

イッテルビウム-169線源;製造技術と利用の開発

山林 尚道

Radioisotopes, 43, p.296 - 308, 1994/00

非破壊検査における薄肉細管溶接部(1~10mmt)の欠陥検査に最適な線源として$$^{169}$$Yb線源が開発されてきた。$$^{169}$$Ybは半減期が32日で、$$beta$$線を放出せず、EC崩壊により63~307keVの低エネルギー$$gamma$$線を放出する。原研では天然存在比0.14%の$$^{168}$$Ybを20%迄濃縮したYb$$_{2}$$O$$_{3}$$微小ペレットをアルミニウム製インナーカプセルに入れ、JRR-3M又はJMTRで照射し、1.0$$Phi$$$$times$$1.0mmペレットで185GBq(5Ci)、0.65$$Phi$$$$times$$0.65mmペレットで37GBq(1Ci)以上の放射能を得てチタニウムカプセル入り線源(外寸法、3.0$$Phi$$$$times$$12mm)入り線源として、製造、供給する技術を開発したので、$$^{169}$$Yb線源の特性、製造方法、非破壊検査方法を総括して報告する。

論文

原研におけるラジオアイソトープ生産の現状

山林 尚道

放射線科学, 36(1), p.2 - 10, 1993/01

原研では1962年から放射線障害防止法に基づく販売の米の許可を取得し、研究炉、試験炉を利用し、有用なRIの生産・供給を継続して来た。医学,農学,理工学分野の研究用トレーサーとして利用される精製RI、K-42,Cu-64,P-32,S-35,Cr-51,Co-60,Zn-65,Mo-99など29核種、31種類、非破壊検査、工程管理に使われる工業用線源Ir-192,Co-60、がん治療に用いられる医療用小線源Ir-192,Au-198,8種類、骨密度測定用Gd-153線源ならびに薬学、生物学などライフサイエンス分野で広く利用されているH-3,C-14,P-32などの標識化合物、さらに最近ではP-32標識ヌクレオチド、放射性医薬品原料としてのSr-89,Y-90,Re-186,188などタンデム、サイクロトロン加速器も含めた高比放射能RIの製造、研究開発を実施している。

論文

RI取扱施設における補修のポイント

山林 尚道

Isotope News, 0(456), p.56 - 60, 1992/06

非密封RIを十分安全に取り扱うには、RIの閉じ込め機能を正常に維持し続けなければならない。そのための施設の改修には現行法規上の対応を考慮し、十分な見直しを行ない、計画性をもって実施すべきである。使用施設、貯蔵施設、廃棄施設その他の施設の改修について、耐火構造化、床・壁の平滑化、排水管及び排風機更新等の改修方法と実例を基にそのポイントを述べる。RI取扱施設で事故、トラブルが発生しないように改修を進めるには、計画的な老朽化対策、正しい使用法に関する教育訓練、不具合箇所の早期発見、早期対応等が大切である。

論文

Development of radioisotope production in JAERI

山林 尚道; 加藤 久; 梅澤 弘一

Proc. of the 3rd Asian Symp. on Research Reactor, p.350 - 356, 1991/00

原研では、JRR-1、-2、-3、-4およびJMTRの原子炉を使用して、精製RI及び密封線源RIの製造技術の開発を行い、1962年から製造・供給に着手して来た。現在では29核種、31製品の精製RIをカタログアップして、注文生産に応じる一方、特にP-32,S-35,Cr-51や短寿命RIについては、定常付に供給を行っている。工業用線源Co-60や非破壊検査用Ir-192ペレット線源の定常供給を実施するとともに、薬事法に基づく医療用具として、骨数度測定用Gd-C53線源やがん治療用Ir-192線源(7種類)及びAu-198グレインを定常的に製造・供給している。最近では、RALS用Ir-192線源、薄肉配管非破壊検査用Yb-169及び腫瘍治療用Y-90ポリマーさらにP-32標識DNAプローブの製造技術の開発を行っている。

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

胎児発育における微量元素の変遷とその意義; 測定法としての放射化分析法の検討

進 純郎*; 佐藤 喜一*; 仁志田 博司*; 坂元 正一*; 山林 尚道; 本木 良蔵; 照沼 久寿男; 山本 武夫

医学のあゆみ, 140(1), p.51 - 52, 1987/01

微量金属元素は生体発育を支配する諸酵素を働かせる触媒作用をする重要な要であり、生体発育のKey factorになっている。各胎児期における、各臓器中に分布する微量元素のプロフィールを見ることにより各臓器発育と微量元素間の生物学的特異性の有無を調べることとした。 16~20週で流産に至った5例について、病理解剖し、脳、肺、心、肝、腎、筋肉、皮膚の一部(0.5g)を採取した。この試料を凍結乾燥後、JRR-2およびJRR-4原子炉で20分間および10秒間照射後、Ge検出器により$$gamma$$線スペクトルを測定し、Al,Mn,Cu,Zn,について定量を行った。 Alは特に筋肉、皮膚に多く、他の臓器の2倍近く存在した。Mnは肝臓と腎臓に検出され、Cuは腎臓のみから検出された。Znは腎臓、肝臓に多く、脳では肺、心、皮膚より少なかった。

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