検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 32 件中 1件目~20件目を表示

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

論文

Development of $$^{99m}$$Tc production from (n,$$gamma$$)$$^{99}$$Mo based on solvent extraction

木村 明博; Awaludin, R.*; 椎名 孝行*; 棚瀬 正和*; 河内 幸正*; Gunawan, A. H.*; Lubis, H.*; Sriyono*; 太田 朗生*; 源河 次雄; et al.

Proceedings of 3rd Asian Symposium on Material Testing Reactors (ASMTR 2013), p.109 - 115, 2013/11

特願 2011-173260   公報

$$^{99m}$$Tcは、$$^{99}$$Moの核変換によって生成される。$$^{99}$$Mo製造は、現在、高濃縮ウランによる核分裂法(以下、「(n,f)法」という)で行なわれており、世界の供給量の約95%を生産している。しかし、近年、原子炉の老朽化や輸送障害という問題のために安定供給が困難となるとともに、核不拡散、廃棄物管理等の問題がある。最近、(n,$$gamma$$)法による$$^{99}$$Mo製造が注目されているが、(n,f)法に比べて比放射能が低いという欠点がある。このため、$$^{99}$$Mo/$$^{99m}$$Tc溶液から$$^{99m}$$Tcを溶媒抽出により取出し、さらにアルミナ・カラムを用いて$$^{99m}$$Tcを濃縮する方法を開発した。本研究では、インドネシアにあるSGR-GAS炉による照射で生成した1Ciの$$^{99}$$Moを用いて、開発した方法により$$^{99m}$$Tcの抽出特性を調べた。この結果、$$^{99m}$$Tcの回収率は約70%得られた。$$^{99m}$$Tc抽出液の$$^{99m}$$Tc放射能は約30GBq/mlを達成した。また、抽出液中の$$^{99}$$Moの不純物は4.0$$times$$10$$^{-5}$$%未満、放射化学的純度は99.2%以上であり、目標値を満足した。

論文

Development of $$^{99m}$$Tc production from (n,$$gamma$$)$$^{99}$$Mo based on solvent extraction and column chromatography

木村 明博; Awaludin, R.*; 椎名 孝行*; 棚瀬 正和*; 河内 幸正*; Gunawan, A. H.*; Lubis, H.*; Sriyono*; 太田 朗生*; 源河 次雄; et al.

Proceedings of 6th International Symposium on Material Testing Reactors (ISMTR-6) (Internet), 7 Pages, 2013/10

特願 2011-173260   公報

医療診断用RIとして使用される$$^{99m}$$Tcは、$$^{99}$$Moを唯一の親核種として生成される。国内で使用している$$^{99}$$Moは、全量海外からの輸入に依存している。そのため国産化による安定供給のための研究開発を行っている。本研究は、溶媒抽出とカラムクロマトグラフィを組合せた、MEKにより抽出した$$^{99m}$$Tcをアルミナカラムに吸着させ、分離回収する方法を選定し、$$^{99m}$$Tc製造のための試験を行った。本試験では、インドネシア原子力庁のMPR-30においてMoO$$_{3}$$を5日間で照射し、得られた$$^{99}$$Moのうちの約37GBq及び150gのMoO$$_{3}$$を用いた。その結果、収率約70%、放射能濃度約30GBq/mlの$$^{99m}$$Tc製品を得ることができると評価すると共に、$$^{99m}$$Tc溶液中に含まれる不純物としての$$^{99}$$Moは4.4$$times$$10$$^{-5}$$%であった。また、抽出した$$^{99m}$$Tc溶液は放射化学純度が99.2%であり、日本の放薬基準である95%を満足した。

論文

L.ゲラン氏講演会印象記

源河 次雄

Isotope News, 0(503), p.28 - 29, 1996/04

非常に多くの種類の放射能標準試料を調製し、世界中の研究所、工場、病院に頒布しているフランスの電離放射線計量研究所にあって、長年放射能標準の業務に携ってきたルイ・ゲラン副所長が来日し、日本アイソトープ協会理工学部会主催で講演会が行われた。講演は計量研究所の役割及び標準試料の製造についてであり、同研究所のフランス原子力庁傘下組織内での位置づけや活動内容について詳細に説明がなされた。

論文

Cerenkov counting method for Sr-89/90 determination in fission product Mo-99

源河 次雄; A.Mutalib*; H.I.Komala*; M.Ramli*; Adang.H.G.*; M.Sayad*; E.Sovilawati*; W.R.Suparna*

近隣アジア諸国における原子力安全確保水準調査報告書, 0, p.254 - 266, 1996/02

核分裂法による$$^{99}$$Mo製品中の$$^{89}$$Sr及び$$^{90}$$Sr不純物を定量するためチェレンコフ計数法を適用した。チェレンコフ計数には、簡単な手動式液体シンチレーション計数装置を利用した。ストロンチウムの化学分離には最近開発されたクラウンエーテル系イオン交換カラムを使用した。$$^{85}$$Srをトレーサーとしたカラム収率の測定では、ほぼ100%の値を示した。また、同じく$$^{85}$$Srを使用して溶離性能を調べたところ完全に他の核分裂生成核種から分離されることがわかった。$$^{89}$$Srは直接チェレンコフ計数により測定可能だが、ベータ線エネルギーの低い$$^{90}$$Srは娘核種の$$^{99}$$Yの量から計算により評価することとした。

論文

Radioactivity standards for $$^{192}$$Ir brachytherapy sources

源河 次雄; 岩本 清吉; E.Juita*; 竹内 紀男

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 369, p.709 - 712, 1996/00

 被引用回数:4 パーセンタイル:44.03(Instruments & Instrumentation)

がん治療用$$^{192}$$Irブラキセラピー線源のうち、シングルピン及びヘアピン型線源の放射能絶対値をマイクロカロリメータを用いて非破壊的に測定した。$$^{192}$$Irからの放射線を全て熱に変換するためタングステン製の放射線吸収体を使用した。このような方法による放射能決定の精度は、シングルピンの場合$$pm$$3.1%、ヘアピンの場合$$pm$$4.4%であった。また、電離箔による測定値との比較では、シングルピンについて13.8%、ヘアピンについて14.4%の差異が生じる。原因は電離箔測定時の放射線事故吸収の影響によるものである。従って放射能標準溶液で校正された電離箔を使用する場合14%程度の過小評価となることに注意する必要がある。

論文

トリチウム:熱測定による放射性物質量の測定

源河 次雄

応用熱分析; 高分子・医薬・電子材料など100種の測定データ解説集, 0, p.206 - 207, 1996/00

現在知られている同位元素は、約1600種あるが、そのうち安定同位元素は約300種、その他は全て放射性同位元素である。放射能測定用として用いられる伝導熱量計では、試料から一定の割合で発生し続ける熱を感熱素子を介してヒートシンクに流し、発生熱と流出熱が平衡に達した状態を読みとる。熱測定による放射能測定について、トリチウム製造用合金ターゲット$$gamma$$測定法を例として、工業高校卒業者に理解できる程度の内容で記述する。

論文

カロリメトリによる放射能測定

源河 次雄

Radioisotopes, 45(1), p.63 - 64, 1996/00

Radioisotopes誌に掲載するためのミニレビューとして執筆した。放射能測定用カロリメータとしていろいろな動作原理のものがあるが、原研では、双子熱伝導型マイクロカロリメータを、米国NISTでは、ペルチェ効果マイクロカロリメータが使われている。しかし、中規模の放射能量を測定し、研究結果を論文にしている研究所は多くないので、原研における成果の紹介が大部分を占めるレビューとなった。とりあげた測定例は、トリチウム、$$^{32}$$P、$$^{153}$$Gd、$$^{192}$$Ir等でそれぞれ放出エネルギーを如何にカロリメータ内でロスなく吸収させるかがポイントとなる技術の紹介となった。

論文

熱量測定法の原理とその応用

源河 次雄

セメント・フォーラム通信, 0(15,16), 1 Pages, 1995/00

熱量測定法では、試料からの放射線を熱量計内で完全に吸収し熱に変換することができれば、試料容器としてガラス、金属、プラスチックなど幅広い物質を使用できるうえに試料自身も気体、液体、固体の別を問わない。しかも熱量計による測定は非破壊法であり、試料を密封状態で測定できるので安全上の利点がある上に測定後の試料をそのまま使用できる。応用例として、大量トリチウム製造試験用合金ターゲット中のトリチウムの融解工程前における高精度測定、医療用イリジウム-192線源の放射線吸収体を用いた非破壊測定、廃棄物処理処分研究におけるキュリウム-244の崩壊熱測定等について簡単な解説を試みた。

論文

Analytical calculations on radioactivity measurements of $$^{192}$$Ir metallic sources with a calibrated ionization chamber

爪谷 章*; 源河 次雄; 森 千鶴夫*; D.F.G.Reher*

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 339, p.377 - 380, 1994/00

 被引用回数:5 パーセンタイル:54.08(Instruments & Instrumentation)

$$^{192}$$Ir金属ワイヤ線源及び水溶液標準線源について光子の自己吸収を解析的に計算した。校正された電離箱の電離電流に対する自己吸収効果についても評価した。電離電流への自己吸収の寄与は非常に顕著で、本実験に用いた電離箱で金属ワイヤ線源を測定する場合、補正量は1.09$$pm$$0.01となることがわかった。

論文

Determination of gamma-ray emission probabilities for $$^{75}$$Se, $$^{166m}$$Ho and $$^{192}$$Ir by a self-consistent method

宮原 洋*; 松本 広樹*; 森 千鶴夫*; 竹内 紀男; 源河 次雄

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 339, p.203 - 208, 1994/00

 被引用回数:10 パーセンタイル:68.97(Instruments & Instrumentation)

$$^{75}$$Se,$$^{166m}$$Ho,$$^{192}$$Irの$$gamma$$線放出確率を4$$pi$$$$beta$$(ppc)-$$gamma$$(HPGe)同時計数装置を用いて精密測定した。$$gamma$$検出効率関数の決定には、上記の核種を二次標準試料として使用した。本法は、自己無撞着な結果を与えるので標準試料の使用に制限がある場合に有用である。

論文

Radioactivity measurements of $$^{192}$$Ir wire sources with a microcalorimeter

源河 次雄; 岩本 清吉; 竹内 紀男; 瓜谷 章*; 森 千鶴夫*

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 339, p.398 - 401, 1994/00

 被引用回数:6 パーセンタイル:58.06(Instruments & Instrumentation)

金属イリジウム-192線源を微少熱量計を用いて非破壊で放射能を測定した。線源からの放射線を全て吸収して熱エネルギーに変換するために、タングステン製の放射線吸収体を作製して用いた。試料となる線源は、0.1$$phi$$$$times$$10mmのIr-Pt合金を0.1mm厚のPtで被覆したものである。約60MBqの線源を$$pm$$3.2%の不確かさ以内で測定することができた。熱量計による測定値は、電離箱による値より約10%高いが、熱量測定では、放射線の線源内での自己吸収による影響がないので、その差が出たものである。

論文

Second EUROMET comparison of air kerma rate and activity measurements of $$^{192}$$Ir brachytherapy wires

D.F.G.Reher*; A.H.L.Aalbers*; H.Bjerke*; N.Drugge*; 源河 次雄; M.J.Rossiter*; D.Santry*; J.P.Sephton*; G.Sibbens*; J.Seuntjens*; et al.

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 339, p.386 - 390, 1994/00

 被引用回数:5 パーセンタイル:54.08(Instruments & Instrumentation)

がん治療用として$$^{192}$$Irワイヤ状線源の重要性は近年とみに高まりつつある。従って、その線量率及び放射能値測定値のトレーサビリティを確立する必要があり、ヨーロッパ諸国内研究、医療機関を中心とする相互比較が行われた。英国国立物理学研究所(NPL)より、1cm長の$$^{192}$$Irワイヤ線源が参加8研究所に送られ、測定後は、幹事研究所である標準物質・計測研究所(IRMM)に集められ、標準電離箱による再測定が行われた。距離1mにおける空気カーマ率の比較結果は、1.5%以内で一致したが、放射能値のバラツキは12%に及んだ。英国NPLの値と日本JAERIの値は3%以内で一致しており、他の参加者の結果は、自己吸収の補正に問題があることが示唆された。

論文

Radiometric calorimetry for the quality assurance of radioisotope products

源河 次雄

Proc. of the 9th Pacific Basin Nuclear Conf., Vol. 1, 0, p.427 - 432, 1994/00

カロリメトリによる放射能測定では、比較的高い放射能量が要求されるものの、試料調製及び検出効率に係わる種々の問題点を避けることができる。原研ではトリチウムをはじめとする純$$beta$$放出RI及び低エネルギーX線、$$gamma$$線放出RI等の製造過程における放射能量を、密封状態のまま非破壊で高精度、高感度且つ安全に測定する方法を開発してきた。ここでは代表的な例として、$$^{6}$$Li-Al合金ターゲット中のトリチウムの生成量、$$^{32}$$P溶液の放射能絶対測定、$$^{153}$$Gd二重カプセル線源の非破壊定量、$$^{192}$$Ir針状線源の国際比較への適用等、カロリメトリの応用例について解説した。

論文

ゲージング利用の最近の話題

源河 次雄

Isotope News, 0(470), p.12 - 15, 1993/08

昨1992年秋、米国ノースカロライナ州ローリー市に於て開催された第2回「ラジオアイソトープ・放射線測定の工業利用に関するトピカルミーティング」(IRRMA92)で発表された論文のうちゲージング利用に関するものを8篇選んで紹介した。とりあげた論文は以下の通り。1.適用性の検討-厚さ計の選定と性能予測の重要性。2.ベータ透過厚さ計の成分による偏りの最小化。3.$$^{90}$$SrとX線厚さ計とによる0~2mm範囲の成分感度の最小化。4.熱間圧延鋼板の厚さ及びプロフィールの連続オンライン測定。5.天然ガンマ線による境界面ゲージ。6.実効体積の散乱法による測定。7.散乱ガンマ線による鉄筋の位置ぎめ。8.石造建築物の退化評価のための中性子プローブの標準化

論文

第2回ラジオアイソトープ・放射線測定の工業利用トピカルミーティング

源河 次雄

日本原子力学会誌, 35(4), p.309 - 310, 1993/04

1992年9月8日から11日にかけて、米国ノースカロライナ州ローリー市に於いて、米国原子力学会他主催により15ヶ国から116名が参加して行われた。発表内容から最近の応用計測の傾向を概観すると、計算機を駆使した計測のより一層の精密化と立体構造の可視化技術の向上とに集約される。

論文

ラジオアイソトープ製造頒布のためのカロリメトリによる放射能測定

源河 次雄

放射線, 19(3), p.49 - 56, 1993/00

カロリメトリによる放射能測定では、比較的高い放射能量が要求されるものの、試料調製及び検出効率に係る種々の問題点を避けることができる。原研ではトリチウムをはじめとする純$$beta$$放出RI及び低エネルギーX線、$$gamma$$線放出RI等の製造過程における放射能量を、密封状態のまま非破壊で高精度、高感度且つ安全に測定する方法を開発してきた。ここでは代表的な例として、$$^{6}$$Li-Al合金ターゲット中のトリチウム、$$^{32}$$P溶液、$$^{153}$$Gdの二重カプセル線源、$$^{192}$$Ir針状線源の測定にカロリメトリを適用した結果について述べた。

論文

原研におけるラジオアイソトープの品質管理

源河 次雄; 大久保 昌武

放射線科学, 36(12), p.421 - 425, 1993/00

原研で現在までに製造技術を開発したラジオアイソトープは、40核種、53製品に達する。このうちカタログに記載して有料頒布するRI製品の製造工程管理及び品質管理のために、様々な放射能測定技術及び化学分析技術の開発を行ってきた。放射能検査の項目として、比放射能、放射能濃度、放射性核種純度、等を実施しており、化学検査項目として、液性、化学的純度、放射化学的純度、主元素量等の検査を実施している。これらの検査の技術的背景と、開発の経緯について概略を紹介する。

論文

ラジオアイソトープおよび放射線によるゲージング利用技術

源河 次雄

Radioisotopes, 42(7), p.437 - 438, 1993/00

昨1992年秋米国ノースカロライナ州ローリー市に於いて開催された2nd Topical Meeting on Industrial Radiation and Radioisotope Measurement Applications(略称、IRRMA92)で発表された論文のうち、ゲージング利用に関する話題を紹介する。内容を(1)ベータ線ゲージ,(2)X線又はガンマ線ゲージ,(3)中性子ゲージに分類し、計11編の論文を紹介した。

論文

Radioactivity measurements of $$^{153}$$Gd pellet sources by calorimetric methods

源河 次雄; 今橋 強

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 312, p.193 - 197, 1992/00

 被引用回数:2 パーセンタイル:37.71(Instruments & Instrumentation)

$$^{153}$$Gdは100%EC崩壊核種で半減期は241.6日である。最近の核データによれば、1崩壊当りの放出放射線の平均エネルギーは、141.56keVであり、37MBq当たりの崩壊熱量は0.838$$mu$$Wになる。$$^{153}$$Gdの放射線をカロリメータ内で完全に吸収させて、熱エネルギーに変換することができれば、熱量測定により崩壊数を求めることができる。そこで双子熱伝導型カロリメータのセル内に、銅製の放射線吸収体を挿入し、その中に$$^{153}$$Gd線源を入れ、吸収体の温度上昇分を測定することを試みた。試料中の放射性不純物は$$gamma$$線スペクトロメトリによって同定したところ、$$^{152}$$Eu,$$^{154}$$Eu,$$^{134}$$Cs,$$^{60}$$Co等を検出したがその量は熱量に換算して高々0.04$$mu$$Wであり$$^{153}$$Gdの発熱量に比して無視できる程度であった。測定の不確かさは、2GBq程度の線源に対して$$pm$$1.6%(3$$gamma$$)であった。

論文

ロシアにおけるラジオアイソトープ線源の現状

源河 次雄

Radioisotopes, 41(8), p.61 - 62, 1992/00

昨年11月に開催された日本原子力産業会議主催第20回日本アイソトープ・放射線総合会議での特別講演と、ロシア原子力省との共催による日ソ・放射線利用セミナーでRI線源についての紹介がなされた。ロシア最大の線源製造供給能力をもつ「MAYAK」生産合同による種々の線源について紹介し、さらに原子炉研究所と物理工学・オートメーション研究所が共同で開発した高比放射能線源の概略について紹介した。なお、紙数の関係で、工業用、医療用線源にしぼり、理工学用線源については、割愛した。

32 件中 1件目~20件目を表示