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論文

Evaluation of sediment and $$^{137}$$Cs redistribution in the Oginosawa River catchment near the Fukushima Dai-ichi Nuclear Power Plant using integrated watershed modeling

佐久間 一幸; Malins, A.; 舟木 泰智; 操上 広志; 新里 忠史; 中西 貴宏; 森 康二*; 多田 和広*; 小林 嵩丸*; 北村 哲浩; et al.

Journal of Environmental Radioactivity, 182, p.44 - 51, 2018/02

https://doi.org/10.1016/j.jenvrad.2017.11.021
 被引用回数：11 パーセンタイル：37.6(Environmental Sciences)

福島第一原子力発電所の南西15kmに位置する荻ノ沢川を対象に、水循環流域シミュレーターGETFLOWSを用いて、流域内の土砂と$$^{137}$$Csの再分布を評価した。河道への$$^{137}$$Csの供給は主に河川近傍と森林のガリで発生し、河川から離れた森林域における寄与は小さいことが示唆された。森林内の表層土壌中の$$^{137}$$Csは、主に物理減衰と下方浸透、系外にわずかに流出することで減少していた。将来的に河川近傍から河川への$$^{137}$$Csの供給量が小さくなることが示唆された。

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

https://doi.org/10.3769/radioisotopes.65.237

$$^{98}$$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。

報告書

中性子放射化法による$$^{99}$$Mo/$$^{99m}$$Tc製造に関する試験体系の確立

石田 卓也; 椎名 孝行*; 太田 朗生*; 木村 明博; 西方 香緒里; 柴田 晃; 棚瀬 正和*; 小林 正明*; 佐野 忠史*; 藤原 靖幸*; et al.

JAEA-Technology 2015-030, 42 Pages, 2015/11

JAEA-Technology-2015-030.pdf:4.82MB

照射試験炉センターでは、材料試験炉(JMTR)を用いた中性子放射化法((n,$$gamma$$)法)によるモリブデン-99($$^{99}$$Mo)製造に関する技術開発を行っている。(n,$$gamma$$)法による$$^{99}$$Moは、核分裂法((n,f)法)と比べると比放射能が低く、得られるテクネチウム-99m($$^{99m}$$Tc)溶液の放射能濃度も低くなる。この課題を解決するため、(n,$$gamma$$)法で製造した$$^{99}$$Moから$$^{99m}$$Tcを回収する手法として、メチルエチルケトン(MEK)を用いた溶媒抽出法に着目し、開発した$$^{99}$$Mo/$$^{99m}$$Tc分離・抽出・濃縮試験装置による性能試験を行っている。本報告書は、$$^{99}$$Mo/$$^{99m}$$Tc製造の試験体系の確立に貢献するため、高い$$^{99m}$$Tc回収率を得ることができるよう装置の改良を行い、京都大学研究用原子炉(KUR)で照射した高密度三酸化モリブデン(MoO$$_{3}$$)ペレットを用いて、MoO$$_{3}$$ペレット溶解及び$$^{99m}$$Tcの抽出を行い、得られた$$^{99m}$$Tc溶液の品質試験を行った結果をまとめたものである。

報告書

瑞浪超深地層研究所における工学技術に関する検討; 平成24年度(委託研究)

深谷 正明*; 納多 勝*; 畑 浩二*; 竹田 宣典*; 秋好 賢治*; 石関 嘉一*; 金田 勉*; 佐藤 伸*; 柴田 千穂子*; 上田 正*; et al.

JAEA-Technology 2014-019, 495 Pages, 2014/08

JAEA-Technology-2014-019.pdf:82.23MB

超深地層研究所計画では、「研究坑道の設計・施工計画技術の開発」、「研究坑道の建設技術の開発」、「研究坑道の施工対策技術の開発」、「安全性を確保する技術の開発」を目的として、工学技術に関する研究を進めている。本研究では、これら4項目の工学技術研究として、深度500mまでの研究坑道の施工によって取得された計測データを用いて、設計の妥当性の検討や施工管理のための計測結果の分析と課題の抽出、パイロットボーリングから得られた情報の有効性に関する評価を行うとともに、研究坑道掘削工事で適用される技術の抽出と有効性評価を実施し、今後の技術開発の方向性について検討を加えた。

論文

$$^{99}$$Mo-$$^{rm 99m}$$Tc production process by (n,$$gamma$$) reaction with irradiated high-density MoO$$_{3}$$ pellets

土谷 邦彦; 西方 香緒里; 棚瀬 正和*; 椎名 孝行*; 太田 朗生*; 小林 正明*; 山本 朝樹*; 森川 康昌*; 竹内 宣博*; 神永 雅紀; et al.

Proceedings of 6th International Symposium on Material Testing Reactors (ISMTR-6) (Internet), 9 Pages, 2013/10

http://www.invap.com.ar/ismtr/images/stories/trabajos/Tsuchiya-Paper.pdf
http://www.invap.com.ar/ismtr/images/stories/trabajos/Tsuchiya-Presentation.pdf

JMTR再稼働後の産業利用の一環として、医療診断用アイソトープである$$^{rm 99m}$$Tcの親核種である(n,$$gamma$$)法を用いた$$^{99}$$Moの製造を計画している。日本はこの$$^{99}$$Moを全量海外からの輸入に依存しているため、JMTRを用いた$$^{99}$$Mo国産化製造に関する技術開発を行っている。本研究では、高密度MoO$$_{3}$$ペレットを京都大学にあるKURで中性子照射し、JMTRホットラボにおいて$$^{99}$$Moから核変換により生成した$$^{rm 99m}$$Tcを溶媒抽出法により抽出し、得られた$$^{rm 99m}$$Tcの標識試験を行った。この結果、開発した$$^{99}$$Mo-$$^{rm 99m}$$Tc製造工程の実証するとともに、得られた$$^{rm 99m}$$Tc溶液は純度の高いものであることを明らかにした。

論文

Development of $$^{rm 99m}$$Tc production from (n, $$gamma$$) $$^{99}$$Mo

棚瀬 正和*; 椎名 孝行*; 木村 明博; 西方 香緒里; 藤崎 三郎*; 太田 朗生*; 小林 正明*; 山本 朝樹*; 河内 幸正*; 土谷 邦彦; et al.

Proceedings of 5th International Symposium on Material Testing Reactors (ISMTR-5) (Internet), 9 Pages, 2012/10

http://www.murr.missouri.edu/ismtr/papercall/Papers/Chiyoda%20Technol/Tanase_M=PAPER_Dev%20of%20Tc99m%20Prod%20from%20n-g%20Mo99.pdf

医療用診断薬として使用される$$^{rm 99m}$$Tcは、$$^{99}$$Moから製造される。JMTR再稼働後の産業利用拡大の一環として、(n,$$gamma$$) $$^{99}$$Moからの$$^{rm 99m}$$Tcの抽出法に関する技術開発を行っている。本研究では、開発した$$^{rm 99m}$$Tcの抽出法の実規模への適用性を評価するためのコールド試験を行った。本試験では、Tcの同族であるReを用いて、メチルエチルケトン(MEK)を用いたMo溶液からのミルキング回数によるRe回収への影響を調査した。各ミルキングで得られた溶液中のRe回収率及び不純物量(Mo, MEK)をICP及びHPLCで測定した。その結果、各溶液中のRe回収率はすべて95%以上で、不純物量もそれぞれ基準値以下であることを確認した。本成果により、$$^{rm 99m}$$Tcの抽出法が実規模に適用可能である見通しが得られた。

論文

Development of $$^{99}$$Mo-$$^{rm 99m}$$Tc domestic production with high-density MoO$$_{3}$$ pellets by (n,$$gamma$$) reaction

土谷 邦彦; 棚瀬 正和*; 竹内 宣博*; 小林 正明*; 長谷川 良雄*; 吉永 英雄*; 神永 雅紀; 石原 正博; 河村 弘

Proceedings of 5th International Symposium on Material Testing Reactors (ISMTR-5) (Internet), 10 Pages, 2012/10

http://www.murr.missouri.edu/ismtr/papercall/Papers/JAEA/Tsuchiya_K=PAPER_Dev%20of%20Mo99-Tc99m%20Domestic%20Prod%20with%20HighDens%20MoO3%20Pellets.pdf

JMTR再稼働後の産業利用の一環として、医療診断用アイソトープである$$^{rm 99m}$$Tcの親核種である(n,$$gamma$$)法を用いた$$^{99}$$Moの製造を計画している。日本はこの$$^{99}$$Moを全量海外からの輸入に依存しているため、日本のメーカと共同で、JMTRを用いた$$^{99}$$Mo国産化製造に関するR&Dを行っている。R&Dの主な項目は、(1)MoO$$_{3}$$ペレットの製造技術開発、(2)$$^{rm 99m}$$Tcの抽出・濃縮、(3)$$^{rm 99m}$$Tc溶液の標識試験及び(4)Moリサイクルである。本発表では、この平成23年度に得られたR&Dの成果を報告する。

論文

Review on the seismic safety of JRR-3 according to the revised regulatory code on seismic design for nuclear reactors

小林 哲也; 荒木 正明; 大場 敏充; 鳥居 義也; 竹内 真樹*

JAEA-Conf 2011-003, p.83 - 86, 2012/03

https://jopss.jaea.go.jp/pdfdata/JAEA-Conf-2011-003.pdf

JRR-3 (Japan Research Reactor No.3) was built as the first domestic reactor in 1962. The large-scale modification including the removal and re-installation of the core was carried out from 1985 to 1990. The modified JRR-3 with the thermal power of 20 MW is a light water moderated and cooled, swimming pool type research reactor. After the modification, JRR-3 has been operated without major troubles. This paper presents about review on the seismic safety of JRR-3 according to the revised regulatory code on seismic design for nuclear reactors. In addition, some topics concerning damages in JRR-3 due to the Great East Japan Earthquake are presented.

報告書

地層処分場の建設技術に関する検討

棚井 憲治; 岩佐 健吾; 長谷川 宏; 三浦 一彦*; 奥津 一夫*; 小林 正明*

JNC TN8400 99-046, 177 Pages, 1999/11

JNC-TN8400-99-046.pdf:6.03MB

アクセス坑道、連絡坑道、主要坑道及び処分坑道から構成される地下施設の建設においては、大深度に総延長百km以上にも及ぶ多数の坑道群を施工することになる。したがって、大量のずりの搬出、換気や事故時の避難ルートの確保などに対して通常のトンネル工事以上に留意する必要がある。これに加え、通常のトンネル工事でもしばしば遭遇する弱層部における切羽の崩壊や膨張など切羽の不安定現象、湧水やそれに起因する地山の崩壊、ガスの発生、山はね現象などの事象についてもさらに注意を払う必要がある。本報告書では、上記の事柄を念頭に、既存の建設工法を整理するとともに、現状で施工可能な工法を選択し、その施工手順や必要な設備類について検討を行った。また、地下深部で遭遇する種々の事象に対する対策工法事例調査等をもとに整理し、その適用可能性について検討を行った。処分孔竪置き方式における処分孔の掘削については、現状で考えられる掘削技術の調査、諸外国での事例等をもとに現状で候補としてあげられる掘削技術を抽出し、その施工概要等を示した。さらに、品質管理に対する考え方を整理するとともに、品質管理項目及び品質管理内容の検討を実施した。これらの検討から、大深度地下を対象とした処分場の建設技術としては、基本的に現状のトンネルや地下空洞の掘削技術を適用または準用することが可能である。さらに、地下深部で遭遇する環境下で安全かつ合理的な施工を行うため、適正な対策工法の選択あるいは組み合わせによる対応が必要であるとともに、従来のトンネル工事にも増してより綿密な施工管理や計測結果を適切に判断するためのシステムの構築等が必要となる。

論文

Decay properties of $$^{245}$$Cf

間柄 正明*; 篠原 伸夫; 初川 雄一; 塚田 和明; 飯村 秀紀; 臼田 重和; 市川 進一; 鈴木 敏男*; 永目 諭一郎; 小林 義威; et al.

Radiochimica Acta, 72, p.39 - 43, 1996/00

https://doi.org/10.1524/ract.1996.72.1.39

タンデム加速器で$$^{238}$$U($$^{12}$$C,5n)反応により生成する$$^{245}$$Cfの壊変特性について放射化学的手法を用いて研究した。$$^{245}$$Cfは1950年に発見された最初のカリホルニウム同位体であるがその後の研究にもかかわらず$$alpha$$-、EC壊変様式の詳細は明らかではない。本研究では$$^{245}$$Cfを迅速イオン交換分離法により核反応によって多量に生成する核分裂生成物から分離、精製を行い、その$$alpha$$-、x-、$$gamma$$-線の測定を行った。$$^{245}$$Cfの$$alpha$$線とEC娘核種の$$^{245}$$Bkの$$gamma$$線の測定より$$alpha$$/EC分岐比を実験的に求めた。さらに$$alpha$$線の精密測定によりその微細構造を得てこれにより$$alpha$$-壊変の娘核種$$^{241}$$Cmの慣性モーメントを求めそれに基づいて$$^{241}$$Cmの基底及び励起状態のニルソンレベルを決定し$$^{245}$$Cfの$$alpha$$壊変様式を得た。

論文

Comparison of calculated alues with measured values on the amount of TRU and FP nuclides accumulated in gadolinium bearing PWR spent fuels

安達 武雄; 中原 嘉則; 河野 信昭; 郡司 勝文; 鈴木 敏夫; 園部 保; 大貫 守; 加藤 金治; 立川 圓造; 井上 伸*; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 31(10), p.1119 - 1129, 1994/10

https://doi.org/10.3327/jnst.31.1119
 被引用回数：8 パーセンタイル：60.22(Nuclear Science & Technology)

ガドリ入り燃料から切り出された5個のグラム量使用済燃料試片の破壊分析を行い、アクチノイド及びFP核種を定量した。これらの分析値を用いて核設計コード(CASMO)と燃焼計算コード(ORIGEN-2)の両計算値の精度評価を行った。主要核分裂性核種($$^{235}$$U,$$^{239}$$Pu,$$^{241}$$Pu)についてのCASMOの計算値は、約3%以内と実測値に非常に良く一致した。一方OROGEN-2の計算値は、UO$$_{2}$$燃料に対して約5%、Gd$$_{2}$$O$$_{3}$$-UO$$_{2}$$燃料に対して約12%といずれも低い値を示した。この12%の過小評価は、ORIGEN-2の計算では、Gdの効果を考慮していないためであると考えられる。その他のマイナーアクチノイドについては、両計算コード間に大差はなく10%前後であったが試験間での変動が大きかった。FPについては、$$^{154}$$Eu及び$$^{125}$$Sbが非常に大きなくい違いを示した。

論文

Mass yield and angular distribution of rare earth elements produced in proton-induced fission of $$^{244}$$Pu

塚田 和明; 篠原 伸夫; 永目 諭一郎; 市川 進一; 間柄 正明; 星 三千男; 末木 啓介*; 谷川 勝至*; 西中 一朗*; 小林 貴之*; et al.

Journal of Alloys and Compounds, 213-214, p.414 - 416, 1994/00

https://doi.org/10.1016/0925-8388(94)90947-4
 被引用回数：1 パーセンタイル：25.3(Chemistry, Physical)

低エネルギー陽子誘起核分裂において、非対称核分裂で生成する希土類元素に注目して研究を行った。$$^{232}$$Th及び$$^{244}$$Pu+pの実験系において核分裂片の質量分布とそれらの入射エネルギー依存性及び各核分裂片の角度分布を測定した。特に希土類元素は迅速自動イオン交換分離装置を利用して化学分離を行うことで、収率の小さな1:2という非対称核分裂で生成する領域まで詳細なデータを得ることができた。その結果、分裂片の角度分布には希土類元素領域において変化はみられなかった。また、入射エネルギー依存性については$$^{244}$$Pu系では変化がなかったが、$$^{232}$$Th系では質量数150以上と質量数140~150でその傾向に違いが表われた。これらの結果より、分裂核生成におけるマルチチャンスの影響などを考慮して、希土類元素領域におけるマルチモード核分裂の存在について議論する。

口頭

大口径(12インチ)NTD-Si半導体製造のためのJRR-3重水タンク改造の検討,2; 熱水力解析

荒木 正明; 小林 哲也; 大場 敏充; 竹内 真樹

no journal, , 

現在、大口径NTD-Si(Neutron Transmutation Doping-Si)の技術開発において、JRR-3へのシリコンの照射設備の導入を検討している。これは、JRR-3の重水タンクに12インチ径シリコンの照射設備を設置し、NTD-Siを大量にかつ低コストで供給することを図るものである。JRR-3の重水タンクを改造した場合における安全評価のための反応度投入事象について解析を行った。評価すべき反応度投入事象として、運転時の異常な過渡変化に関する次の事象を選定した。選定にあたっては「水冷却型試験研究用原子炉施設の安全評価に関する審査指針」を参考にし、(1)起動時における制御棒の異常な引き抜き,(2)出力運転中の制御棒の異常な引き抜き,(3)実験物の異常等による反応度の付加,(4)冷水導入による反応度付加,(5)重水反射体への軽水流入の5事象とした。解析では、核熱水力結合動特性解析コードEUREKA-2を使用した。解析の結果、選定した反応度投入事象は、運転時の異常な過渡変化時の安全性を判断する基準を満足し、いずれも安全を確保できることを確認した。

口頭

(n,$$gamma$$)法により製造した$$^{99}$$Moからの$$^{99m}$$Tcの分離濃縮装置の開発

棚瀬 正和*; 椎名 孝行*; 太田 朗生*; 藤崎 三郎*; 河内 幸正*; 木村 明博; 西方 香緒里; 米川 実; 石田 卓也; 加藤 佳明; et al.

no journal, , 

JMTR再稼動に向けた取り組みとして、(n,$$gamma$$)法による$$^{99}$$Mo-$$^{99m}$$Tc製造に関する技術開発を行っている。JMTRで製造される$$^{99}$$Moから高放射能濃度の$$^{99m}$$Tcを得るための手法として、メチルエチルケトン(MEK)による抽出・分離法とアルミナカラムによる精製・濃縮法を組合せた方法を考案した。本研究では、考案した方法の装置化を目的とした予備試験を行った。予備試験としてTcの同族体であるReを用いた抽出・分離・濃縮試験を行った。その結果、98%の回収率でRe濃縮液を得ることができた。今後、本試験結果をもとに、$$^{99}$$Mo/$$^{99m}$$Tc抽出・分離・濃縮装置を開発し、実証試験を行う。

口頭

Development of $$^{99}$$Mo-$$^{99m}$$Tc domestic production with high-density MoO$$_{3}$$ pellets by (n,$$gamma$$) reaction

土谷 邦彦; 棚瀬 正和*; 椎名 孝行*; 太田 朗生*; 小林 正明*; 森川 康昌*; 山本 朝樹*; 神永 雅紀; 河村 弘

no journal, , 

JMTR再稼働後の産業利用の一環として、医療診断用アイソトープ$$^{99m}$$Tcの親核種である(n,$$gamma$$)法を用いた$$^{99}$$Moの製造を計画している。日本はこの$$^{99}$$Moを全量海外からの輸入に依存しているため、日本のメーカと共同で、JMTRを用いた$$^{99}$$Mo国産化製造に関するR&Dを行っている。R&Dの主な項目は、(1)高密度MoO$$_{3}$$ペレットの製造技術開発、(2)溶媒抽出法による$$^{99m}$$Tcの抽出・濃縮及び(3)$$^{99m}$$Tc溶液の標識試験である。本発表では、これらのR&Dで得られた成果を報告する。

口頭

照射済MoO$$_{3}$$ペレットを用いた$$^{99}$$Mo/$$^{99m}$$Tc製造予備試験

西方 香緒里; 木村 明博; 椎名 孝行*; 山本 朝樹*; 石田 卓也; 太田 朗生*; 棚瀬 正和*; 竹内 宣博*; 森川 康昌*; 小林 正明*; et al.

no journal, , 

特願 2011-173260   公報

材料試験炉JMTR再稼働後における産業利用拡大の一環として、$$^{235}$$Uを原料としない(n,$$gamma$$)法による$$^{99}$$Mo製造方法に関する技術開発を進めている。本発表は、研究の一環として行った、京都大学研究用原子炉KURにて照射したMoO$$_{3}$$ペレットを用いた$$^{99}$$Mo/$$^{99m}$$Tc製造予備試験に関するものである。予備試験の結果より、低照射量では高密度ペレットへの照射による影響はほとんどないこと、$$^{99m}$$Tc回収時に酸性アルミナカラムをエンドトキシンフリー水で洗浄することにより、各不純物が低減することなどがわかった。一方、$$^{99m}$$Tc回収率が目標値より低い値であること、回収溶液の浸透圧比が低いことなどから、回収操作の改善が必要であることを明らかとした。

口頭

Extraction Properties of $$^{99m}$$Tc from irradiated High-density MoO$$_{3}$$ Pellets Solution

柴田 晃; 石田 卓也; 椎名 孝行*; 小林 正明*; 棚瀬 正和*; 加藤 佳明; 木村 明博; 太田 朗生*; 山本 朝樹*; 森川 康昌*; et al.

no journal, , 

$$^{99}$$Moの娘核種である$$^{99m}$$Tcは放射線医薬品として広く使われている。日本は、$$^{99}$$Moの全量を海外からの輸入に依存している。このため、核不拡散及び廃棄物管理の観点から、(n,$$gamma$$)法による$$^{99}$$Mo国産化に向けた研究開発をJMTRで行っている。本研究は、京都大学研究用原子炉(KUR)で照射した高密度三酸化モリブデンペレットを用いて、$$^{99m}$$Tcの回収率向上のための$$^{99}$$Mo/$$^{99m}$$Tc製造試験を行った。$$^{99}$$Mo/$$^{99m}$$Tc水溶液から$$^{99m}$$Tcを抽出する方法はMEKを用いた溶媒抽出法で行い、最終的に80%以上の回収率を得ることができた。また、品質試験により、抽出した$$^{99m}$$Tc溶液中の不純物が十分に少ないことが分かった。これにより、当該方法により得られた$$^{99m}$$Tc溶液は放射線医薬品原料として適切であることが確認された。

口頭

放射化法による$$^{99}$$Mo/$$^{99m}$$Tc製造のための照射ターゲットの開発

土谷 邦彦; 西方 香緒里; 木村 明博; 石田 卓也; 竹内 宣博*; 小林 正明*; 河村 弘

no journal, , 

放射化法による$$^{99}$$Mo/$$^{99m}$$Tc製造開発の一環として、プラズマ焼結法による高密度MoO$$_{3}$$ペレット(目標焼結密度: 90$$sim$$95%T.D.)の製造方法に着目し、(n,$$gamma$$)法による照射ターゲットの製造技術開発を行い、MoO$$_{3}$$ペレット製造特性に与えるMoO$$_{3}$$粉末の影響及び開発した高密度MoO$$_{3}$$ペレットの照射特性を調べた。この結果、焼結温度がMoO$$_{3}$$粉末特性(平均粒子径及び2次粒子の存在)に影響していることが分かった。次に、照射済MoO$$_{3}$$ペレットの照射後試験により、低中性子照射量では、照射済MoO$$_{3}$$ペレットの粒子径は、未照射MoO$$_{3}$$ペレットと比べほぼ同程度の大きさであること、結晶構造に大きな変化がないことが分かった。さらに、溶解したMo溶解液中の$$^{99}$$Mo放射能を測定し、$$^{99}$$Mo生成量評価には全中性子エネルギーを考慮する必要があることも分かった。

口頭

Evaluation of $$^{99}$$Mo/$$^{99m}$$Tc production with irradiated MoO $$_{3}$$ pellets

石田 卓也; 椎名 孝行*; 太田 朗生*; 鈴木 善貴; 柴田 晃; 西方 香緒里; 木村 明博; 棚瀬 正和*; 小林 正明*; 佐野 忠史*; et al.

no journal, , 

$$^{99m}$$Tcは放射性医薬品として最も使われる放射性同位元素の一つであり、親核種である$$^{99}$$Moから生成される。(n, $$gamma$$)方法による$$^{99}$$Mo/$$^{99m}$$Tc製造技術開発を行っているが、本法で得られる$$^{99}$$Moの比放射能は、核分裂方法((n, f)方法)に比べると低く、抽出された$$^{99m}$$Tc溶液の放射能濃度も低いことが欠点である。本研究では、$$^{99m}$$Tc溶液の高い放射能濃度を得るため、$$^{99}$$Mo/$$^{99m}$$Tc分離/抽出/濃縮試験を行った。試験手順として、(1)京都大学原子炉(KUR)で高密度MoO$$_{3}$$ペレットの照射、(2) MEKを用いた溶媒抽出による回収、(3)$$^{99m}$$Tc溶液の精製・濃縮、及び(4)$$^{99m}$$Tc溶液の品質検査を行った。その結果、照射済みMoO$$_{3}$$ペレットを6M-NaOH溶液で溶解し、$$^{99}$$Mo/$$^{99m}$$Tc溶液からの$$^{99m}$$Tc回収率は目標値である80$$pm$$5%を達成した。さらに、得られた$$^{99m}$$Tc溶液の放射性核種純度、放射化学的異物等の検査は、基準値を満足した。

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