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報告書

JPDR保管廃棄物試料に対する放射化学分析

星 亜紀子; 辻 智之; 田中 究; 安田 麻里; 渡辺 幸一; 坂井 章浩; 亀尾 裕; 木暮 広人; 樋口 秀和; 高橋 邦明

JAEA-Data/Code 2011-011, 31 Pages, 2011/10

JAEA-Data-Code-2011-011.pdf:1.7MB

日本原子力研究開発機構の研究施設から発生する放射性廃棄物については、近い将来に浅地中埋設処分の実施が予定されており、簡便かつ迅速に放射能濃度を評価する合理的方法を構築する必要がある。そこで、原子力科学研究所バックエンド技術部では、原子炉施設から発生した雑固体廃棄物に対する放射能濃度評価方法を検討することを目的として、廃棄物の保管数量が比較的多い動力試験炉の解体に伴って発生した雑固体廃棄物から分析用試料を採取し、放射化学分析を行っている。本報告では、これまでに取得した7核種($$^{3}$$H, $$^{14}$$C, $$^{60}$$Co, $$^{59}$$Ni, $$^{63}$$Ni, $$^{90}$$Sr, $$^{137}$$Cs)について、有意な262点の放射能濃度データを整理し、原子炉施設から発生した雑固体廃棄物に対する放射能濃度評価方法の検討のための基礎資料としてまとめた。

報告書

血管内照射用$$^{192}$$Ir線源の開発

木暮 広人; 反田 孝美; 岩本 清吉; 永田 靖*; 平岡 真寛*; 岩田 和朗*; 河内 幸正*; 鈴木 一寿*

JAERI-Tech 2003-003, 26 Pages, 2003/03

JAERI-Tech-2003-003.pdf:4.83MB

血管内小線源治療は、低線量の放射線照射を用いた冠動脈再狭窄症に対する新しい治療法である。平成10年度から原研と京都大学は「冠動脈再狭窄症に対する血管内小線源療法の安全性と有効性に関する研究」を協力研究として開始し、臨床用$$^{192}$$Ir線源の開発を進めている。この線源は、狭窄部にカテーテル(血管内に直接挿入する線源誘導チューブ)を介して導入し、病変部の照射を行うことを目的としている。開発した血管内照射用線源は、柔軟な被覆チューブ内に$$^{192}$$Irシード線源($$phi$$0.4mm$$times$$2.5mm)とスペーサ($$phi$$0.3mm$$times$$1.0mm)を各10個程度交互に配置した後にコアワイヤ(芯線)を配置して収縮固定した構造で、直径0.46mm,全長約3mである。血管内挿入のための線源追随性試験と病変部の均一な線量分布を得るための試験により物理的に最適なデザインを決定し、臨床応用可能な血管内照射用小線源の製造方法を確立した。

報告書

がん治療用$$^{198}$$Au及び$$^{192}$$Irの線源の製造

佐藤 彰; 木暮 広人; 今橋 強

JAERI-M 91-020, 83 Pages, 1991/02

JAERI-M-91-020.pdf:3.14MB

日本原子力研究所では、がん治療用密封小線源として金-198グレイン及びイリジウム-192線源(ヘアピン、シングルピン、シンワイア、シード、シードアッセンブリ)の製造技術を確立し、広く国内の医療機関に供給している。これらの小線源は白金管の鞘で被覆した高純度の金、白金-イリジウム合金線及び合金粒をJRR-2またはJRR-4で照射して製造する。ターゲツト物質の製作、製造技術の開発、放射能の自動測定装置、シードアッセンブリの自動組立装置などの機器開発、JRR-2及びJRR-4運転停止時のオーストラリア原子炉及びJMTRでの照射の検討等を行なった。1989年度の供給量は、金グレインが48回の製造で2,570個、イリジウム線源が39回の製造で4,852個で、いずれも国内需要のすべてを供給している。本報告書は製造作業の手引書としての利用もできるように、必要な関連資料も添付した。

報告書

Development on The Automatic Apparatus for Radioactivity Measurement and Sorting of Iridium-192 Radiation Sources

加藤 久; 佐藤 彰; 木暮 広人; 石川 勇

JAERI-M 85-124, 14 Pages, 1985/08

JAERI-M-85-124.pdf:0.92MB

日本原子力研究所では、工業用ガンマ線ラジオグラフィに使用するIr-192線源の製造のための自動測定仕分装置を開発した。本装置は、機械系及びコンビュータ系から構成される。コンピュータ系に接続して制御される機械系は、微小なIr-192線源を装填した照射用コアの供給からIr-192線源の放射能測定、測定値に応じた分類までの全ての工程を自動的に処理することができる。測定で得られたデータはコンピュータによって集計され、解析される。本装置の導入により、Ir-192線源の製造の能率及び測定精度は著しく向上した。

報告書

非破壊検査用小型$$^{1}$$$$^{9}$$$$^{2}$$Ir線源の開発

加藤 久; 佐藤 彰; 木暮 広人; 和田 延夫

JAERI-M 85-011, 15 Pages, 1985/02

JAERI-M-85-011.pdf:0.56MB

非破壊検査用$$^{1}$$$$^{9}$$$$^{2}$$Ir線源の小型化のため数種のターゲットによる中性子自己遮断効果を検討し、組み立て線源に適当な直径1.6mm、厚さ0.4mmのターゲットを選定した。試験照射の結果、このターゲットによる組み立て線源はJMTRによって1単位当たり3個で10Ci以上が確保でき、また1単位当たり5個までの個数の調整によって必要な放射能が確保できる。組み立て線源によるラジオグラフのコントラスト、透温度計識別度及び不鮮籖度の測定を行った。この結果組み立て$$^{1}$$$$^{9}$$$$^{2}$$Ir線源の形状差による影響は認められなかった。以上から組み立て$$^{1}$$$$^{9}$$$$^{2}$$Ir線源は非破壊検査用線源そしての適用性を備えるとともに、安定供給面への寄与が期待できることが判明した。

報告書

医療用$$^{1}$$$$^{9}$$$$^{2}$$Ir線源の製造

佐藤 彰; 木暮 広人; 加藤 久

JAERI-M 9817, 27 Pages, 1981/11

JAERI-M-9817.pdf:1.13MB

がんの治療に使用される$$^{1}$$$$^{9}$$$$^{2}$$Ir密封小線源製造のための技術開発を行った。1980年10月、ヘアピン、シングルピン、シードの定常生産とリボン、シンワイヤの試験頒布を始めた。線源製造のために行った技術的検討および製造方法を記述した。$$^{1}$$$$^{9}$$$$^{2}$$Ir線源製造に先立ち、各種ターゲットの自己しゃへい効果、放射能測定法、放射能分布測定および表面汚染検査などの検討を行ない、その結果に基づいて製造を実施した。ターゲットは肉厚0.1mmの白金管で被覆した白金-イリジウム合金線を使用した。JRR-2、JRR-3、JRR-4を用い臨床に必要な放射能であるヘアピンの20mCi、シングルピンの10mCi、シードの1mCi又は3mCi、シンワイヤの0.22mCi/mmを得た。リボンはシード数(6~12個)に応じて6mCiから12mCi又は9.6mCi~19.2mCiを得た。各線源は放射化学的純度、表面汚染度などの測定結果から、充分治療に適用できるものであることを確認した。

報告書

Production of Radioisotopic Gamma Radiation Sources in JAERI

加藤 久; 木暮 広人; 鈴木 恭平

JAERI-M 8810, 37 Pages, 1980/04

JAERI-M-8810.pdf:1.27MB

日本原子力研究所におけるガンマ放射線源(工業用$$^{1}$$$$^{9}$$$$^{2}$$Ir、$$^{6}$$$$^{0}$$Co、$$^{1}$$$$^{7}$$$$^{0}$$Tm線源および医療用$$^{1}$$$$^{9}$$$$^{8}$$Au、$$^{1}$$$$^{9}$$$$^{2}$$Ir線源)の製造の概要を報告する。本論分では照射および製造用施設、放射能の生成量計算、各線源の特質、ターゲットの仕様、非密封および密封線源の製造法等について述べる。

論文

Development of $$^{1}$$$$^{9}$$$$^{2}$$Ir sources for brachytherapy

加藤 久; 木暮 広人; 竹内 紀男; 小林 勝利; 鈴木 恭平; 四方 英治

Radioisotopes, 29(9), p.427 - 431, 1980/00

厚生省がん助成金による大阪大学医学部と協力で、医療用$$^{1}$$$$^{9}$$$$^{2}$$Ir線源の国産化に必要な製造技術開発を行った。医師の放射線被爆と患者の苦痛の軽減化を図る後装填法による治療に適した線源として、白金・イリジウム合金によるヘアピン、シングルピンおよびシード(一部リボン)状のターゲットを作製した。主としてJRR-3の照射によりヘアピン20mCi、シングルピン10mCi、シード1mCiの放射能を得た。ヘアピン状線源の全長にわたる放射能分布、リボン状線源の細立てに使用するポリエチレンチューブの照射損傷と経時変化、各線源の密封試験などを検討し、好結果を得ることができた。すでに一部の医療機関において舌がん、口腔がん等の臨床に使用され、それらの治療結果から高い評価を得ている。

報告書

医療用$$^{1}$$$$^{9}$$$$^{8}$$Auグレインの製造

加藤 久; 木暮 広人; 立川 克浩; 源河 次雄

JAERI-M 7209, 14 Pages, 1977/08

JAERI-M-7209.pdf:0.6MB

癌治療に使用される医療用放射線源$$^{1}$$$$^{9}$$$$^{8}$$Auグレインの製造は、日本原子力研究所アイソトープ事業部製造部において、1975年に開始した。$$^{1}$$$$^{9}$$$$^{8}$$Auグレインは0.5mm$$phi$$$$times$$2.5mmlの金線から成り、肉厚の0.15mmの白金によって被覆されている。これら14個のグレインがアルミニウムチューブの中に装填され、そのまま中性子照射される。このアルミニウム製チューブを4本(グレイン数にして56個)が、JRR-2のHR孔、JRR-3のHRとしてVR孔そしてJRR-4のSとTパイプにおいて照射された。$$^{1}$$$$^{9}$$$$^{8}$$Auグレインの1個あたりの使用時における放射能は5mCiとなるように計画し、実際に得られた平均放射能はおよそ5.8mCiであった。製品は通常毎週1回出荷された。

報告書

JMTRによる$$^{6}$$$$^{0}$$Co大線源の試験製造

加藤 久; 木暮 広人; 立川 克浩; 伊藤 太郎

JAERI-M 7026, 21 Pages, 1977/03

JAERI-M-7026.pdf:1.11MB

高比放射線の密封$$^{6}$$$$^{0}$$Co線源の製造技術の確立を目的として、ペレット状コバルトターゲット(1.0mm$$phi$$$$times$$1.0mm、6.9mg/個、ニッケルメッキ)を平均熱中性子束1.2$$times$$10$$^{1}$$$$^{4}$$n/cm$$^{2}$$、secで最高5573時間照射した。比放射能としては最高68.1Ci/gのものが得られ、本試験製造で取り扱った$$^{6}$$$$^{0}$$Co線源の全放射能は1.9KCiに達した。これらの$$^{6}$$$$^{0}$$Co線源は長さ96mm、直径10mmのステンレス製カプセルへ封入して密封線源とした。密封後の線源の安全性試験としては、拭き取りおよび煮沸法による漏洩試験を行った。全製品は日本原子力研究所高崎研究所照射施設課へ出荷し、$$^{6}$$$$^{0}$$Co大線源の試験製造計画は1976年にすべてを完了した。本報告書は、$$^{6}$$$$^{0}$$Co大線源の試験製造の詳細と、それから得たいくつかの知見について述べたものである。

口頭

JRR-3の改造に伴って発生したコンクリートのクリアランス,3; 放射能濃度の測定及び評価の方法

里山 朝紀; 大木 恵一; 内藤 明; 吉森 道郎; 大越 実; 木暮 広人; 堤 正博; 稲野辺 浩

no journal, , 

原子力科学研究所では、昭和60年度から平成元年度にかけて行われたJRR-3の改造工事に伴って発生し、現在、保管廃棄施設に保管している放射能レベルの極めて低いコンクリートのクリアランスを進めている。ここでは、事前調査の結果を踏まえ策定した放射能濃度の測定及び評価の方法の概要について報告する。

口頭

原子炉施設から発生した金属廃棄物試料中の$$^{94}$$Nb分析

田中 究; 安田 麻里; 原賀 智子; 星 亜紀子; 木暮 広人

no journal, , 

原子力機構では、放射性廃棄物の埋設処分に向けて、スケーリングファクタ法などの統計的手法による廃棄体放射能確認手法の確立を目的とし、廃棄物試料の放射能分析を実施している。金属廃棄物試料において、分析対象核種(処分安全評価上重要な核種)の一つである$$^{94}$$Nbは、主要核種である$$^{60}$$Coに対する放射能比が小さく($$^{94}$$Nb/$$^{60}$$Co=10$$^{-6}$$程度)、かつ放出する$$gamma$$線のエネルギーが$$^{60}$$Coより低いことから、定量するためには$$^{60}$$Coと分離する必要がある。そこで本報では、金属廃棄物試料に対する$$^{94}$$Nbの分離フローを検討し、原子炉から発生した金属廃棄物試料の分析を行った。

口頭

JRR-3クリアランス対象コンクリートに対する$$gamma$$核種分布の均一性確認測定

堤 正博; 木暮 広人; 里山 朝紀; 丸山 達也; 岸本 克己

no journal, , 

JRR-3改造に伴い発生した汚染の極めて低いコンクリート材が、約4000トン保管廃棄されている。これらのコンクリートのクリアランスを実施するにあたり、信頼できる放射能濃度の測定記録がないことから、少量試料によるクリアランス測定の前段階として、放射能の偏在がないことを、全量測定により確認することが必要となった。本発表では、その全量を対象としたコンクリートに含まれる$$gamma$$核種に偏在がないこと、すなわち均一性の確認測定について報告する。本発表では、EGS-4コードを用いて、均一性の判断の目安である$$^{60}$$Coの検出限界放射能濃度0.1Bq/gを満たすように測定方法を決定した。

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