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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

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

https://doi.org/10.1007/BF02987831
 被引用回数：9 パーセンタイル：31.12(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

イメージングプレートによるJRR-2一次冷却系重水用アルミニウム配管中のトリチウム量の測定

本石 章司; 小林 勝利; 佐伯 秀也*

JAERI-Tech 2000-070, 34 Pages, 2000/12

JAERI-Tech-2000-070.pdf:5.19MB

JRR-2の廃止措置にあたり、一次冷却系重水の循環系統であった配管及び機器類に付着及び浸透しているトリチウム量の評価が重要となっている。アイソトープ開発室では、イメージングプレートを使用してAl配管中のトリチウム量と浸透深さを求める実験を行った。Al配管のトリチウム汚染面を除く部分にアクリル塗料を塗布し、1.5%(1.21M)フッ化水素酸溶液で汚染面の酸化被膜を一定時間(3分)溶解しイメージングプレートで測定した。その結果、トリチウムは深度方向に25$$mu$$mまで浸透していることを確認した。また、その90%は7$$mu$$m以内に分布していることを確認した。

論文

Production of $$^{186,188}$$Re and recovery of tungsten from spent $$^{188}$$W/$$^{188}$$Re generator

小林 勝利; 本石 章司; 照沼 久寿男; Rauf, A. A.*; 橋本 和幸

Radiochemistry, 42(6), p.551 - 554, 2000/12

がんの診断・治療用に注目されている$$^{186}$$Re,$$^{188}$$Reの供給のため製造技術を開発した。最初に、$$^{186}$$W(p,n)$$^{186}$$Re反応による製造法を述べるとともに、主として原子炉による$$^{186}$$Re,$$^{188}$$Reの製造工程(照射、化学分離・精製、放射能測定)、装置及び製品仕様などについて報告する。いずれも安定濃縮同位体である$$^{185}$$Re及び$$^{186}$$WO$$_{3}$$を照射し、化学分離・精製後の過レニウム酸水溶液及び$$^{188}$$W/$$^{188}$$Reジェネレータとして調製した。高価な$$^{186}$$WO$$_{3}$$の再利用と廃棄物の放射能低減のため、$$^{186}$$Re及び$$^{187}$$Wをトレーサに用いた模擬ジェネレータを試作し、アルミナカラムからAlを溶離しないでWのみを脱離する条件を検討した。NH$$_{4}$$OH及びNaOHを溶離剤とし、それぞれ90%または99%以上のWを回収しWO$$_{3}$$として調製後、放射化分析法で純度を確かめた。使用済の$$^{188}$$W/$$^{188}$$Reジェネレータについて本法を適用し、ターゲットとして再利用できるこが明らかとなった。

論文

Measurement of the effective neutron capture cross section of cesium-134 by triple neutron capture reaction method

原田 秀郎; 中村 詔司; 加藤 敏郎; 小林 勝利*; 本石 章司*; 柵瀬 正和*

Journal of Nuclear Science and Technology, 36(8), p.635 - 640, 1999/08

https://doi.org/10.1080/18811248.1999.9726249
 被引用回数：3 パーセンタイル：28.67(Nuclear Science & Technology)

長寿命放射性廃棄物核種の消滅処理研究のための基礎データ研究の一環として、放射化法により$$^{134}$$Cs(n,$$gamma$$)$$^{135}$$Cs反応の実効断面積($$sigma$$eff)の測定を行った。高純度CsCl(99.99%)試料をターゲットとして用い、$$^{133}$$Csの中性子吸収によって生成される$$^{134}$$Csを利用した。また、$$^{135}$$Csは$$beta$$線のみで$$gamma$$線を出さないので、$$^{135}$$Cs(n,$$gamma$$)$$^{136}$$Cs反応を利用して、生成される$$^{136}$$Csからの$$gamma$$線を測定することにより$$^{135}$$Csの生成量を見積もった。すなわち、1$$^{133}$$Cs(n,$$gamma$$)$$^{134}$$Cs(n,$$gamma$$)$$^{135}$$Cs(n,$$gamma$$)$$^{136}$$Csという三重中性子捕獲反応を利用して$$^{134}$$Csの断面積を求めることを試み、この方法の有効性を示すことにした。照射は、日本原子力研究所研究炉JRR-IIIのHR-1パイプを用いて行った。照射済み試料からの$$gamma$$線は、高純度Ge検出器で測定した。

論文

Thermal neutron cross section and resonance integral of the reaction of $$^{135}$$Cs(n,$$gamma$$)$$^{136}$$Cs; Fundamental data for the transmutation of nuclear waste

初川 雄一*; 篠原 信男*; 畑 健太郎*; 小林 勝利*; 本石 章司*; 棚瀬 正和*; 加藤 敏郎; 中村 詔司; 原田 秀郎

Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 239(3), p.455 - 458, 1999/03

https://doi.org/10.1007/BF02349050
 被引用回数：2 パーセンタイル：21.17(Chemistry, Analytical)

長寿命核種の核変換研究のための基礎データを得るために原子炉中性子を用いて$$^{135}$$Cs(n,$$gamma$$)$$^{136}$$Cs反応の熱中性子吸収断面積($$sigma$$0)と共鳴積分($$I_{0}$$)を測定した。$$^{135}$$は、230万年の半減期を有する核種で核廃棄物中に生じ、長期的な危険性が指摘されている。本研究では、$$^{137}$$Cs試料中に不純物として含まれている$$^{135}$$を用いて実験を行った。四重極質量分析器を用いた質量分析法により$$^{137}$$Cs/$$^{135}$$比を求めた試料を中性子照射し、断面積を得た。$$gamma$$線分光法により生成した$$^{136}$$Cs及び$$^{137}$$Csの定量を行い、あらかじめ求めておいた$$^{137}$$Cs/$$^{135}$$比を用いて試料中の$$^{135}$$を定量した。得られた値は、$$sigma$$0=8.3$$pm$$0.3B、$$I_{0}$$=38.1$$pm$$2.6Bであった。

論文

Measurement of the Effective Neutron Capture Cross Section of Cesium-134 by Triple Neutron Capture Reaction Method

原田 秀郎; 中村 詔司; 加藤 敏郎; 小林 勝利*; 本石 章司*; 棚瀬 正和*

Journal of Nuclear Science and Technology, 36(8), p.635 - 640, 1999/00

https://doi.org/10.1080/18811248.1999.9726249

長寿命放射性廃棄物核種の消滅処理研究のための基礎データ研究の一環として、放射化法により134Cs(n,$$gamma$$)135Cs反応の実効断面積($$sigma$$eff)の測定を行った。高純度CsCl(99.99%)試料をターゲットとして用い、133Csの中性子吸収によって生成される134Csを利用した。また、135Csは$$beta$$線のみで$$gamma$$線を出さないので、135Cs(n,$$gamma$$)136Cs反応を利用して、生成される136Csからの$$gamma$$線を測定することにより135Csの生成量を見積もった。即ち、133Cs(n,$$gamma$$)134Cs(n,$$gamma$$)135Cs(n,$$gamma$$)136Csという三重中性子捕獲反応を利用して134Csの断面積を求めることを試み、この方法の有効性を示すことにした。照射は、原研研究炉JRR-IIIのHR-1パイプを用いて行った。照射済み試料からの$$gamma$$線は、高純度Ge検出器で測定した。134Cs(n,$$gamma$$)135Cs反応の解析に

論文

Thermal neutron cross section and resonance integral of the reaction of $$^{135}$$Cs(n,$$gamma$$)$$^{136}$$Cs; Fundamental data for the transmutation of nuclear waste

初川 雄一; 篠原 伸夫; 畑 健太郎; 小林 勝利; 本石 章司; 棚瀬 正和; 加藤 敏郎*; 中村 詔司*; 原田 秀郎*

Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 239(3), p.455 - 458, 1999/00

https://doi.org/10.1007/BF02349050
 被引用回数：2 パーセンタイル：75(Chemistry, Analytical)

放射性廃棄物の管理の一つの方法として原子炉や加速器による中性子を用いた核変換による消滅処理がある。しかしそのために必要な核データの信頼性は高くない。本研究ではこれら放射性核種の中性子吸収断面積と共鳴積分を東海研究所JRR-3Mを用いて測定した。今回の実験では230万年の半減期を有する$$^{135}$$Csの断面積測定を行った。$$^{135}$$Csは高純度試料の入手が困難なため$$^{137}$$Cs試料中の$$^{135}$$Csを利用した。あらかじめ質量分析法により$$^{135}$$Cs/$$^{137}$$Cs比を求めておいた試料を原子炉により中性子照射を行い$$^{135}$$Cs(n,$$gamma$$)反応により生成した$$^{136}$$Csを$$gamma$$線分光法により測定し、この反応断面積を求めた。カドミカプセルを用いた照射により共鳴積分も同時に求めた。中性子吸収断面積は既存の2つのデータのうちBaergらの値と一致したが、共鳴積分はBaergらの値の約2/3程の小さな値が得られた。

論文

ガドリニウム造影剤の体内残留を高感度で検出

小林 勝利; 羽鳥 晶子*

Isotope News, p.12 - 14, 1998/02

http://ci.nii.ac.jp/naid/10002586790

ガドリニウム(Gd)造影剤は、磁気共鳴断層撮影(MRI)用に開発された薬剤で一般に広く使われている。最近、厚生省の緊急安全性情報で、まれにショックやアレルギー反応などの副作用を起こすことが発表されている。従来は、放射性$$^{153}$$Gdなどで標識した造影剤を動物に投与して求めるので施設の管理や取り扱いなどに難点があるが、方法は、非放射性のGd(濃縮率30%)造影剤をラットに投与し、一定期間飼育後に血液や尿、臓器、全身切片などを採取して原子炉で照射する。生成した$$^{153}$$Gdの放射能を高純度ゲルマニウム検出器で定量し、さらにイメージングプレート・オートラジオグラフィシステム(BAS)で放射線画像としてとらえ、体内の残留分布を求める。試料調製が容易で、普通の実験室で扱えるとともに、動物試験と臨床試験における体内吸収、排泄の動態などの情報から種々の知見を得ることが可能となった。

論文

Measurement of thermal neutron cross section and resonance integral of the reaction $$^{135}$$Cs(n,$$gamma$$)$$^{136}$$Cs

加藤 敏郎; 中村 詔司; 原田 秀郎; 初川 雄一*; 篠原 信男*; 畑 健太郎*; 小林 勝利*; 本石 章司*; 柵瀬 正和*

Journal of Nuclear Science and Technology, 34(5), p.431 - 438, 1997/05

https://doi.org/10.1080/18811248.1997.9733686

放射性廃棄物核種の核変換研究のための基礎データとして、$$^{135}$$Cs(n,$$gamma$$)$$^{136}$$Cs反応の熱中性子吸収断面積($$sigma_{0}$$)と共鳴積分($$I_{0}$$)を放射化法で測定した。$$^{135}$$Cs, $$^{137}$$Csおよび$$^{133}$$Csを含んだ放射性セヨウムのターゲットをカドミウムの遮蔽管の中に入れて、あるいは遮蔽管なしで原子炉中性子で照射した。中性子束と熱外部分(Westcott指数)をモニターするためにCo/AlおよびAu/Alの合金線をセジウム試料とともに照射した。高純度Ge検出器を$$gamma$$線測定に使用した。$$^{135}$$Csは$$beta$$崩壊のみで崩壊し、$$gamma$$線を出さないので、$$^{137}$$Csを$$^{135}$$Csのトレーサーとして使用した。ターゲット中の$$^{135}$$Csと$$^{137}$$Csの原子核数の比は、四重極質量分析装置で測定し、この比と照射後の試料の$$^{136}$$Csと$$^{137}$$Csの$$gamma$$線強度比を用いて$$^{135}$$Csの$$sigma_{0}$$と$$I_{0}$$を求めた。

論文

Measurement of thermal neutron capture cross section and resonance integral of Cs-135

加藤 敏郎; 中村 詔司; 原田 秀郎; 初川 雄一*; 篠原 信男*; 畑 健太郎*; 小林 勝利*; 本石 章司*; 棚瀬 正和*

Italian Physical Society Conference Proceedings 59, p.1335 - 1337, 1997/00

長寿命放射性廃棄物核種の消滅処理研究のための基礎データとして、$$^{135}$$Cs(n,$$gamma$$)$$^{136}$$Cs反応の熱中性子吸収断面積($$sigma$$0)と共鳴積分(I0)を放射化法で測定した。$$^{135}$$Cs、$$^{137}$$Csおよび$$^{133}$$Csを含んだ放射性セシウムのターゲットをカドミウムの遮蔽管の中に入れて、あるいは遮蔽管なしで原子炉中性子で遮蔽した。中性子束と熱外部分(Westcott指数)をモニタするためにCo/AlおよびAu/Alの合金線をセシウム試料とともに照射した。高純度ゲルマニウム検出器を$$gamma$$線測定に使用した。$$^{135}$$Csは$$beta$$崩壊のみで崩壊し、$$gamma$$線を出さないので、$$^{137}$$Csを$$^{135}$$Csのトレーサーとして使用した。ターゲット中の$$^{135}$$Csと$$^{137}$$Csの原子核数の比は、四重極質量分析装置で測定し、この比と照射後の試料の$$^{136}$$Csと$$^{137}$$Csの$$gamma$$線強度比を用いて$$^{135}$$Csの$$sigma$$0とI0を求めた。

論文

Thermal Neutron Cross Section and Resonance Integral of the Reaction 135Cs(n,r)136Cs

原田 秀郎; 中村 詔司; 加藤 敏郎; 小林 勝利*; 本石 章司*; 棚瀬 正和*

Proceedings of Asia-Pacific Symposium on Radiochemistry (APSORC '97), 0 Pages, 1997/00

長寿命核種の核変換研究のための基礎データを得るために原子炉中性子を用いて135Cs(n,$$gamma$$)136Cs反応の熱中性子吸収断面積($$sigma$$0)と共鳴積分(I0)を測定した。135Csは、230万年の半減期を有する核種で核廃棄物中に生じ、長期的な危険性が指摘されている。本研究では、137Cs試料中に不純物として含まれている135Csを用いて実験を行った。四重極質量分析器を用いた質量分析法により137Cs/135Cs比を求めた試料を中性子照射し、断面積を得た。ガンマ線分光法により生成した136Cs及び137Csの定量を行い、あらかじめ求めておいた137Cs/135Cs比を用いて試料中の135Csを定量した。得られた値は、$$sigma$$0=8.3$$pm$$0.3B、I0=38.1$$pm$$2.6Bであった。

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

https://doi.org/10.1016/0969-8043(95)00254-5
 被引用回数：4 パーセンタイル：39.42(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

https://doi.org/10.1016/0969-8043(95)00281-2
 被引用回数：23 パーセンタイル：85.72(Chemistry, Inorganic & Nuclear)

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

https://doi.org/10.1007/BF02040553
 被引用回数：46 パーセンタイル：95.16(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

Measurement of the thermal neutron cross section of the $$^{90}$$Sr(n,$$gamma$$)$$^{91}$$Sr reaction

原田 秀郎*; 関根 俊明; 初川 雄一; 重田 典子; 小林 勝利; 大槻 勤*; 加藤 敏郎*

Journal of Nuclear Science and Technology, 31(3), p.173 - 179, 1994/03

https://doi.org/10.3327/jnst.31.173
 被引用回数：25 パーセンタイル：87.25(Nuclear Science & Technology)

放射性廃棄物核種の消滅処理研究に必要な基礎的データとして$$^{90}$$Sr(n,$$gamma$$)$$^{91}$$Sr反応の熱中性子断面積を測定した。約2MBqの$$^{90}$$Srターゲットを原子炉中性子で10分間照射した。中性子束モニターとしCo/Al合金とAu/Al合金を使用し、中性子束とWestcottの熱外中性子指標を決定した。照射済みターゲットのSrはイオン交換法により他の核種から分離し、$$^{91}$$Sr放射能はGe検出器で測定した。ターゲットには、照射前に一定量の$$^{85}$$Srが混合してあり、$$^{85}$$Srからの$$gamma$$線を測定することにより、化学的精製後の$$^{90}$$Sr原子数を決定した。この結果、$$^{90}$$Sr(n,$$gamma$$)$$^{91}$$Sr反応の実効断面積を得た。更に、この反応の共鳴積分をCd比法で測定した。共鳴積分の上限値として0.16bが得られたので、熱中性子断面積(2200m/s中性子の断面積)を0.0153$$^{+0.0013-0.0042}$$bと結論した。

論文

Measurement of the thermal neutron cross section of the $$^{90}$$Sr($$n, gamma$$)$$^{91}$$Sr reaction

原田 秀郎; 関根 敏明*; 初川 雄一*; 重田 典子*; 小林 勝利*; 大槻 勤*; 加藤 敏郎*

Journal of Nuclear Science and Technology, 31(3), p.173 - 179, 1994/03

https://doi.org/10.1080/18811248.1994.9735136

高レベル放射性廃棄物中に含まれる長寿命核分裂生成物である$$^{90}$$Srの中性子による消滅処理の可能性を評価するための基礎データとして、$$^{90}$$Srの熱中性子吸収断面積を測定した。その結果、15.3$$pm$$1.3mbという値を得た。この値は、これまで評価済核データライブラリーに採用されていた値の約50分の1である。本報告では、実験方法、解析方法、結果等について詳述する。

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

Measurement of thermal neutron cross section and resonance integral of the reaction $$^{137}$$Cs(n,$$gamma$$)$$^{138}$$Cs

関根 俊明; 初川 雄一; 小林 勝利; 原田 秀郎*; 渡辺 尚*; 加藤 敏郎*

Journal of Nuclear Science and Technology, 30(11), p.1099 - 1106, 1993/11

https://doi.org/10.3327/jnst.30.1099
 被引用回数：27 パーセンタイル：90.21(Nuclear Science & Technology)

放射性廃棄物核種の消滅処理研究に必要な基礎的データとして、$$^{137}$$Cs(n,$$gamma$$)$$^{138}$$Cs反応の熱中性子断面積と共鳴積分をCd比法を元にして測定した。約0.4MBqの$$^{137}$$Csを可動のCd遮蔽体を備えた気送管を用いることにより、スペクトルの大きく異なる中性子照射を行った。中性子束とその中の熱外中性子の割合をモニターするためにスペクトル依存性の異なる複数の放射化検出器を同時に照射した。照射後、$$^{137}$$Cs試料を化学的に精製してから高純度Ge検出器で$$gamma$$線スペクトルを測定し$$^{138}$$Csの収率を求めた。中性子スペクトルの差による$$^{138}$$Cs収率の変化と中性子束に関する測定結果から$$^{137}$$Cs(n,$$gamma$$)$$^{138}$$Cs反応の熱中性子断面積(2200m・s$$^{-1}$$中性子)0.25$$pm$$0.02bと共鳴積分0.36$$pm$$0.07bを得た。この結果は我々が以前に報告した原子炉中性子に対する実効断面積値と矛盾しない。本研究の結果、評価値は共鳴積分を過大に見積もっていることが明らかになった。

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