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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

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

$$^{99}$$Mo/$$^{99m}$$Tc溶液の品質検査用分析装置の性能試験,1

鈴木 祐未*; 中野 寛子; 鈴木 善貴; 石田 卓也; 柴田 晃; 加藤 佳明; 川又 一夫; 土谷 邦彦

JAEA-Technology 2015-031, 58 Pages, 2015/11

JAEA-Technology-2015-031.pdf:14.57MB

テクネチウム99m($$^{99m}$$Tc)は、核医学分野で一般的に使用される放射性同位元素である。日本原子力研究開発機構では、材料試験炉(Japan Material Testing Reactor: JMTR)を用いた放射化法((n,$$gamma$$)法)によるモリブデン-99($$^{99}$$Mo)製造に関する開発研究が行われている。一方、2013年10月に「核医学検査薬(テクネチウム製剤)の国産化」として新規プロジェクトがつくば国際戦略総合特区に採択され、JMTRを用いた$$^{99}$$Mo/$$^{99m}$$Tc国産化のための実証試験が計画されている。このため、本プロジェクトの一環として、2014年に新しい設備や分析装置をJMTRホットラボ施設内に整備した。本プロジェクトにおける分析装置整備の一環として、$$^{99}$$Mo/$$^{99m}$$Tc溶液及びその溶液から抽出される$$^{99m}$$Tc溶液等の品質検査のために$$gamma$$-TLCアナライザー及びHPLC用放射線検出器が導入された。これらの分析装置は、$$^{99}$$Mo/$$^{99m}$$Tcの代替核種として$$^{137}$$Cs, $$^{152}$$Euを用いて検出感度, 分解能, 直線性, エネルギー範囲の選択性などの性能確認試験を行った。この結果、これらの分析装置を用いることにより、溶液の品質検査の見通しを得た。本報告書は、それらの性能確認試験結果をまとめたものである。

論文

DORT analyses of decay heat experiment on tungsten for ITER

今野 力; 前川 藤夫; 和田 政行*; 池田 裕二郎; 竹内 浩

Fusion Engineering and Design, 58-59, p.961 - 965, 2001/11

https://doi.org/10.1016/S0920-3796(01)00522-1
 被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)

ITERのダイバーターでのタングステンの崩壊熱の精度の良い評価がITERの安全性の大きな課題の一つになっている。タンクステンの崩壊熱の大半は$$^{186}$$W(n,$$gamma$$)$$^{187}$$W反応でできる。$$^{187}$$Wが占め、タングステンの崩壊熱評価の精度は、$$^{187}$$W生成の評価精度によってその大部分が決まる。そこで、原研FNSで実施したITERを模擬した中性子場でのタングステン崩壊熱実験のうち12.6mm厚のタングステン中の$$^{187}$$W生成分布データをDORTコードで解析し、多群ライブラリーを用いた$$^{187}$$W生成評価計算の精度を調べた。多群ライブラリーはFENDL/E-1.1からNJOY,TRANSXコードで作成した。比較計算としてFENDL/E-1.1を用いたMCNP計算も行った。その結果、自己遮蔽補正をすればDORT計算でもMCNP計算と同程度の精度で$$^{187}$$W生成を評価できるものの、実験値を20%過小評価することがわかった。

論文

Angular correlations on $$gamma$$-$$gamma$$ cascades in the decay of $$^{151}$$Nd

飯村 秀紀; 瀬尾 健*; 山田 繁*

Journal of the Physical Society of Japan, 58(9), p.3143 - 3150, 1989/09

https://doi.org/10.1143/JPSJ.58.3143
 被引用回数：1 パーセンタイル：23.68(Physics, Multidisciplinary)

半減期12分の$$^{151}$$Ndの$$beta$$崩壊に伴う$$gamma$$線に対して、$$gamma$$-$$gamma$$角度相関の測定を行なった。$$^{151}$$Ndの線源は、$$^{150}$$Nd enrichedのNd$$_{2}$$O$$_{3}$$粉末を、京都大学原子炉(KUR)で照射することにより作成した。線源の半減期が12分と短いため、照射と測定を自動的に繰り返すシステムを開発した。このシステムを用いることにより、初めて$$^{151}$$Ndの$$gamma$$-$$gamma$$角度相関測定が可能となった。測定データを解析した結果、娘核である$$^{151}$$Pnの6個の励起準位のスピンが確定した。また6個の遷移のE2/M1混合比が決定された。これらの実験結果は、Nilsson模型に基づく計算結果と比較した。その結果、遷移強度を計算する上で重要なパラメータであるスピン有効g因子が精度良く決定できた。またエネルギー準位については、実験と計算の一致が良いように見えても、遷移強度については、このモデルでは実験結果を再現できないことが判明した。

論文

Neutron resonance parameters of $$^{1}$$$$^{8}$$$$^{3}$$W up to 1.1 keV

大久保 牧夫; 河原崎 雄紀

Journal of Nuclear Science and Technology, 21(11), p.805 - 813, 1984/00

https://doi.org/10.3327/jnst.21.805
 被引用回数：1 パーセンタイル：19.16(Nuclear Science & Technology)

$$^{1}$$$$^{8}$$$$^{3}$$Wの共鳴領域での中性子透過、散乱、捕獲の実験を分離アイソトープにつき、原研リニアックの47m飛行時間測定室で行った。散乱中性子及び捕獲ガンマ線の検出に、$$^{6}$$Liガラス及び$$^{7}$$Liガラスを対にして用いた。$$^{6}$$Liガラス透過率測定器、中性子束モニタも用いた。透過率データの解析により、1.1KeVまでの共鳴パラメータ、E,2g√nを求めた。平均準位間隔$$<$$D$$>$$,S波強度関数S$$_{0}$$は1.1KeV以下で、$$<$$D$$>$$=13.3$$pm$$1eV,S$$_{0}$$=(1.24$$pm$$0.22)$$times$$10$$^{-}$$$$^{4}$$であった。共鳴散乱及び捕獲の面積から、900eVまでの41本の共鳴スピンを決定した。この結果は準位密度分布の(2J+1)則を支持している。√$$gamma$$のスピン依存性が推測された。任意の2本の準位間に頻出する173eVの間隔につき考察を行った。

論文

Neutron resonance parameters of $$^{7}$$$$^{9}$$Br and $$^{8}$$$$^{1}$$Br

大久保 牧夫; 河原崎 雄紀; 水本 元治

Journal of Nuclear Science and Technology, 18(10), p.745 - 755, 1981/00

https://doi.org/10.3327/jnst.18.745
 被引用回数：7 パーセンタイル：66.93(Nuclear Science & Technology)

臭素の安定同位元素$$^{7}$$$$^{9}$$Br及び$$^{8}$$$$^{1}$$Brの中性子共鳴パラメータを、原研リニアック飛行時間スペクトロメータを用いて測定した。 分離アイソトープ$$^{7}$$$$^{9}$$Br及び$$^{8}$$$$^{1}$$Brの試料(NaBr)について、中性子透過率を$$^{6}$$Li-glass検出器、中性子捕獲率をMoxon-Rae検出器により測定した。Harvey-Attaの面積法コード、捕獲率データについては、モンテカルロ・コードCAFITを用いた。$$^{7}$$$$^{9}$$Brにつき10KeV以下の156本、$$^{8}$$$$^{1}$$Brにつき15KeV以下の100本の共鳴のg$$Gamma$$n$$^{0}$$を得た。S波強度関数として、 $$^{7}$$$$^{9}$$Br:So=(1.27$$pm$$0.14)10$$^{-}$$$$^{4}$$,En$$<$$10KeV,また$$^{8}$$$$^{1}$$Br:So=(0.86$$pm$$0.14)10$$^{-}$$$$^{4}$$,En$$<$$15KeV を得た。$$^{7}$$$$^{9}$$Brの統計的性質は統計モデルによく合う。$$^{8}$$$$^{1}$$Brでは、1.2,4,10,11.5,14KeVに強い共鳴が集群して、中間構造を形成していて、g$$Gamma$$n$$^{0}$$の累積分布曲線に勾配の険しい部分が現れる。

論文

Neutron resonance parameters and radiative capture cross sections of $$^{1}$$$$^{4}$$$$^{7}$$Sm and $$^{1}$$$$^{4}$$$$^{9}$$Sm

水本 元治

Nuclear Physics A, A357(1), p.90 - 108, 1981/00

原研リニアック55m飛行管を用いたサマリウム濃縮同位元素$$^{1}$$$$^{4}$$$$^{7}$$Sm(98.34%),$$^{1}$$$$^{4}$$$$^{9}$$Sm(97.82%)の全断面積と捕獲断面積の測定が行われた。測定器として3500l大型液体シンチレーション検出器、及び$$^{6}$$Li-ガラス検出器、$$^{1}$$$$^{0}$$B-NaI検出器が用いられた。$$^{1}$$$$^{4}$$$$^{7}$$Smでは2keV迄に(約250個)$$^{1}$$$$^{4}$$$$^{9}$$Smでは520eV迄に(約150個)のレベルに関してその共鳴パラメーターが求められ、得られた平均量は$$^{1}$$$$^{4}$$$$^{7}$$Sm 10$$^{4}$$So=4.8$$pm$$0.5 D=5.7$$pm$$0.5eV $$Sigma$$r=69$$pm$$meV $$^{1}$$$$^{4}$$$$^{9}$$Sm 10$$^{4}$$So=4.6$$pm$$0.6 D=2.2$$pm$$0.2eV $$Sigma$$r=62$$pm$$2meVである。又、keV領域での捕獲断面積が、5%~15%の精度で求められた。又、統計理論による計算値と実験値との間の差が互いに相関を持った中性子巾及び放射巾の影響によるものであるとして議論された。

論文

Neutron resonance parameters of $$^{7}$$$$^{9}$$Br and $$^{8}$$$$^{1}$$Br up to 15 keV

大久保 牧夫; 河原崎 雄紀; 水本 元治

Proc.Int.Conf.Nucl.Cross Section for Technol., p.173 - 176, 1980/00

臭素の分離アイソトープの共鳴パラメータを、原研リニアックの飛行時間スペクトロメータで測定した。透過率は、$$^{6}$$Li-glass、捕獲率はMoxon-Rae検出器により測定した。共鳴パラメータ解析は、透過率については、面積法コード,捕獲率については、モンテカルロコードCAFITによった。$$^{7}$$$$^{9}$$Brの10keV以下の156本,また$$^{8}$$$$^{1}$$Brの15keV以下の100本の共鳴パラメータを得た。平均レベル間隔は45eV,及び70eVである。またS-波強度関数は、$$^{7}$$$$^{9}$$Br,$$^{8}$$$$^{1}$$Brそれぞれ(1.27$$pm$$0.14)10$$^{-}$$$$^{4}$$,(0.86$$pm$$0.14)10$$^{-}$$$$^{4}$$である。$$^{8}$$$$^{1}$$Brの共鳴レベルに中間構造が、1.2,10,11.5,14keV付近に見出された。

論文

Reactor neutron capture cross section of 60.3-day $$^{1}$$$$^{2}$$$$^{4}$$Sb

西村 和明; 小川 繁; 土屋 俊男

Journal of Nuclear Science and Technology, 16(8), p.546 - 552, 1979/00

https://doi.org/10.3327/jnst.16.546
 被引用回数：2

天然のSbをJRR-3で283.5時間照射し、1回および2回の(n,$$gamma$$)反応により、$$^{1}$$$$^{2}$$$$^{4}$$Sb(T$$_{1}$$$$_{/}$$$$_{2}$$=60.3日)および$$^{1}$$$$^{2}$$$$^{5}$$Sb(T$$_{1}$$$$_{/}$$$$_{2}$$=2.77年)が作られた。3.5年の冷却期間の後、照射されたSbの$$gamma$$線スペクトルを50ccの同軸型Ge(Li)検出器で測定して、両者の放射能比を求めた。この比が$$^{1}$$$$^{2}$$$$^{4}$$Sb(T$$_{1}$$$$_{/}$$$$_{2}$$==60.3日)の熱中性子捕獲断面積に関係することから、$$^{1}$$$$^{2}$$$$^{4}$$Sbの原子炉中性子捕獲断面積を求め、17.4$$pm$$2.8,17.4$$pm$$2.5barnsとなった。両者の放射能比は、測定された$$gamma$$線スペクトル中の2つの光電子ピーク:E$$_{gamma}$$=428keV($$^{1}$$$$^{2}$$$$^{5}$$Sb)とE$$_{gamma}$$=1.691MeV($$^{1}$$$$^{2}$$$$^{4}$$Sb)、の生成量から解析された。試料を照射した熱中性子束は、$$^{6}$$$$^{0}$$Coの1.333MeVの光電子ピークの生成量から推算され、(4.92$$pm$$0.38)$$times$$10$$^{1}$$$$^{2}$$n/cm$$^{2}$$・secであった。$$^{6}$$$$^{0}$$CoはSb試料中に含まれていた不純物のCoが放射化されたものである。

論文

Mo-99の(n,$$gamma$$)法による生成量の評価

黒沢 正義; 清水 堅一

日本原子力学会誌, 21(6), p.505 - 509, 1979/00

https://doi.org/10.3327/jaesj.21.505
 被引用回数：4

医療用として、モリブデン-99の需要が急激に増え、国内においても、JRR-2等で$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$Uの(n,f)法による生産が行われている。しかし、(n,f)法は(n,$$gamma$$)法に比べ、精製施設の複雑さ、放射性廃棄物等のわずらわしい問題を抱えている。このような状況の中で,我々はJRR-2の代表的実験孔において、(n,$$gamma$$)法で$$^{9}$$$$^{9}$$Moがどの位できるか検討した。本報告は、熱中性子及び熱外中性子に対する$$^{9}$$$$^{8}$$Moの放射化断面積を求め、その断面積を使って、$$^{9}$$$$^{9}$$Moの生成量を評価したものである。実験の結果、$$^{9}$$$$^{8}$$Moの熱中性子及び熱外中性子の放射化断面積はそれぞれ0.15バーン、11.6バーンとなった。この結果、6A(インコア)、VT-1照射孔では1gあたり2Ci程度の$$^{9}$$$$^{9}$$Moの生産は可能であることがわかった。

報告書

100keVから20MeVにおける$$^{19}$$Fの中性子断面積評価

杉 暉夫; 西村 和明

JAERI-M 7253, 51 Pages, 1977/09

JAERI-M-7253.pdf:1.7MB

$$^{1}$$$$^{9}$$Fの高速中性子断面積の評価を、全断面積、(n,n)、(n,n')、(n,2n)、(n,$$alpha$$)、(n,$$rho$$)、(n,d)、(n,t)、(n,$$alpha$$n')、(n,n'$$alpha$$)、(n,$$rho$$n')、(n,n'$$rho$$)、(n,$$gamma$$)反応について行なった。評価断面積は原則として実験データにもとづいて定めたが、次の場合には理論上のモデルを用いて計算した。すなわち8.5MeV以上の全断面積には光学モデル、非弾性錯乱断面積にはHauser-Feshbachの公式、(n,d)および(n,t)反応断面積にはPearlsteinの経験式、9MeV以上の(n,$$alpha$$)、(n,$$rho$$)反応断面積と、(n,$$alpha$$n')、(n,n'$$alpha$$)、(n,$$rho$$n')、(n,n'$$rho$$)反応断面積には、Pearlsteinの経験式と、これをとり入れた統計モデルの式が用いられた。弾性散乱断面積の評価値は、評価された全断面積からすべての評価部分断面積を差引いて求めた。得られた評価断面積は、実験データと共にグラフに示し、また数値表にまとまられている。

報告書

ガドリニウム・ターゲットの検討:$$^{1}$$$$^{6}$$$$^{1}$$Tbの製造と強い熱中性子吸収体Gd$$_{2}$$O$$_{3}$$におけるRI生成量

関根 俊明; 馬場 宏

JAERI-M 6668, 45 Pages, 1976/08

JAERI-M-6668.pdf:1.13MB

天然同位体組成のガドリニウムをターゲットとして、(n,$$gamma$$)反応により$$^{1}$$$$^{6}$$$$^{1}$$Tb($$beta$$崩壊、半減期6.9日)を製造するさいに役立てるため、ターゲット中の希土類元素不純物の定量と行なうと共に、$$^{1}$$$$^{6}$$$$^{1}$$Tb生成量の計算値と実験値とを比較することを試みた。熱中性子の自己遮断と副反応を考慮した放射化分析により、市販の最高純度の酸化ガドリニウム中に、イッテルビウム10ppm、ルテチウム58ppm、ユーロピウム53ppm、テルビウム0.08ppm含まれていることを見出した。板状試料について、熱中性子の自己遮断、熱外中性子の寄与、原子核のburn-out、多重中性子捕獲を考慮して生成放射能を計算するプログラムを作成した。これによる$$^{1}$$$$^{5}$$$$^{3}$$Gd、$$^{1}$$$$^{6}$$$$^{0}$$Tb、$$^{1}$$$$^{6}$$$$^{1}$$Tb生成量の計算値は実験値の1/2~2倍の範囲で一致した。

報告書

$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$U(n,f),$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{9}$$Pu(n,f),$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{8}$$U(n,$$gamma$$)測定断面積の持つ不確定性について; 断面積の統計解析

長谷川 明; 桂木 学

JAERI-M 5536, 43 Pages, 1974/01

JAERI-M-5536.pdf:1.2MB

積分実験結果を正しく理解するために精度のよい断面積セットを必要とする。それ故、最近断面積評価の方策が広く研究されている。これと関連して評価者にとって測定断面積の誤差を知ることがより重要となってきている。今回我々は高速炉において重要となるエネルギー領域における最重要核種$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$U(n、f)、$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{9}$$Pu(n、f)、$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{8}$$U(n、$$gamma$$)について現状の核データの不確定さを検討するために、実験データについての測定点の分布を調べた。データはCCDNのNEUDADAに求めた。その結果、断面積Adjustment等において断面積の動かし得る範囲の目安として次のような結果を得た。$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$U(n、f)50KeV~1MeV$$pm$$7%(但し、100KeV~200KeV$$pm$$4%)、1KeV~50KeV$$pm$$30~10%、、$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{9}$$Pu(n、f)100KeV~1MeV$$pm$$4~5%、1KeV~100KeV$$pm$$30~10%、$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{8}$$U(n、$$gamma$$)10KeV~1MeV$$pm$$13~17%、1KeV~10KeV$$pm$$30~16%

論文

A Qualitative investigation of the kinetic spectra of recoil bromines from the three nuclear transformations: ($$^{7}$$$$^{9}$$Br(n,$$gamma$$)$$^{8}$$$$^{0}$$Br,$$^{8}$$$$^{2}$$Br(I.T.)$$^{8}$$$$^{2}$$Br and $$^{8}$$$$^{0}$$Br(I.T.)$$^{8}$$$$^{0}$$Br

佐伯 正克; 立川 圓造

Radiochimica Acta, 20(1-2), p.27 - 32, 1973/02

https://doi.org/10.1524/ract.1973.20.12.27

$$^{7}$$$$^{9}$$Br(n,$$gamma$$)$$^{8}$$$$^{0}$$Br,$$^{8}$$$$^{2}$$$$^{m}$$Br(I,T)$$^{8}$$$$^{2}$$Br,$$^{8}$$$$^{0}$$$$^{m}$$Br(I,T)$$^{8}$$$$^{0}$$Br反応により生ずる反跳臭素とエタンとの反応を比較すると、全有機収率、生成物の相対収率、ともに核反応により大きく異なる。この差は主として臭素の初期運動エネルギー分布の差によるものであり、(I,T)反応からの臭素のエネルギースペクトルは低エネルギー側に広がっており、約30%の臭素は全く反応にあずからない。又希ガス雰囲気でのイオン分子反応収率の比較から$$^{7}$$$$^{9}$$Br(n,$$gamma$$)$$^{8}$$$$^{0}$$Br反応の初期荷電率は33%と推定された。

論文

コバルト60線源の製造

立川 克浩

照射, (19), p.27 - 30, 1973/00

日本原子力研究所製造部における$$^{6}$$$$^{0}$$Co線源の試験製造の経験をもとに、$$^{6}$$$$^{0}$$Co線源の製造の概略を解説した。製造の原理、ターゲットの設計および照射計画の要点、輸送、試料の解体から密封および廃棄物処理に至る製造工程などについて平易に説明した。

論文

The Thermal Annealing Behavior of Recoil Manganese Atoms Produced in Alkali Metal Permanganates by (n,2n) and (n,$$gamma$$) Reactions

Shiokawa, Takanobu*; 佐々木 貞吉

Bulletin of the Chemical Society of Japan, 43(3), p.801 - 804, 1970/00

https://doi.org/10.1246/bcsj.43.801
 被引用回数：13

抄録なし

論文

(n,$$gamma$$)反応により製造する精製RI Mn-56の放射化学的不純物

中村 治人; 山林 尚道

日本原子力学会誌, 11(3), p.134 - 137, 1969/00

https://doi.org/10.3327/jaesj.11.134

生成する放射化学的不純物のほか、速中性子による(n,p)反応などの副反応により生成する放射化学的不純物について述べた。$$^{5}$$$$^{6}$$Mnを製造するさいには$$^{5}$$$$^{5}$$Mn(n,2n)$$^{5}$$$$^{4}$$Mn反応より$$^{5}$$$$^{4}$$Mnが生成する。$$^{5}$$$$^{4}$$Mnは中性子照射後化学分離により$$^{5}$$$$^{6}$$Mnから分離することはでぎないので、できるかぎり$$^{5}$$$$^{4}$$Mnの生成量の少ない中性子エネルギー分布を持つ中性子で照射しなければならない。この反応のしきい値エネルギーは10.3MeVであり、速中性子(Fission Neutron)に対する放射化断面積について0.19および0.13mbの値の報告があるが、この値についてさらに検討する必要がある。

論文

(n,$$gamma$$)反応により製造する精製RI Cu-64中の不純物

中村 治人; 山林 尚道

日本原子力学会誌, 10(10), p.550 - 553, 1968/00

https://doi.org/10.3327/jaesj.10.550

(n,$$gamma$$)反応を利用して$$^{6}$$$$^{4}$$Cu製品を製造する際に、できるだけ高純度を得ようとするには、純度の高いターゲットを選び、中性子照射したのちに精製のための化学分離操作などを行わないことが望ましい。もし中性子照射後いろいろな化学操作を行うと、最終製品になるまでに余分の時間がかかり、$$^{6}$$$$^{4}$$Cu製品の比放射能が減衰により下がってしまう。製造工程中で化学精製操作を行わないでターゲットを溶解して、$$^{6}$$$$^{4}$$Cu製品溶液とする方法をとると、最初にターゲット中に存在した不純物はそのまま製品中に混入してくる。そこでターゲットとしては十分に純度の検討を行ったものを選択することは重要であり、またこの場合、ターゲットの純度はほとんどそのまま$$^{6}$$$$^{4}$$Cu製品の純度を示すこととなる。

論文

Effects of phase homogeneity on the chemical consequences of (n,$$gamma$$) reactions in binary organic systems containing bromine, I

Z.ABEDINZADEH*; S.GRILLET*; J.STEVOVIC*; 田中 吉左右; M.MILMAN*

Radiochimica Acta, 9(4), p.38 - 40, 1968/00

抄録なし

口頭

$$^{99}$$Mo原料の供給について; 原子炉による製造法

土谷 邦彦

no journal, , 

放射性同位元素であるモリブデン-99($$^{99}$$Mo)の娘核種であるテクネチウム-99($$^{99m}$$Tc)は、診断用医薬品の80%以上を占めている。日本の$$^{99}$$Mo消費量は、欧米に次ぐ世界第3位であるにもかかわらず、$$^{99}$$Moの全量を海外から輸入している。このため、$$^{99}$$Moを製造している限られた原子炉の停止や空路輸送の障害等により、患者への診断に大きく影響を受けることとなる。こうした背景の中、$$^{99}$$Moの安定供給に向けた対応として国内生産の要望が強まり、内閣府での安定供給に向けた官民による検討等の結果、国内の試験研究炉(原子力機構のJMTR(材料試験炉)など)を用いた$$^{99}$$Mo国産化のための技術的実証を早急に行うことが必要となった。(n,$$gamma$$)法による$$^{99}$$Mo製造の課題は、核分裂法と比較して、比放射能(単位質量あたりの放射能の強さ)が低いことである。このため、産学官連携の元、「照射ターゲットの開発」、「$$^{99}$$Mo/$$^{99m}$$Tcの分離・抽出・濃縮法の開発」、「Moリサイクルの開発」及び「品質確認」を行い、これらの技術開発を総合した実証試験を行う計画となっている。本発表では、これらの技術開発の現状について紹介する。

口頭

Water extraction of technetium-99m from neutron irradiated porous molybdenum dioxide pellet

Hu, X.*; 藤田 善貴; 土谷 邦彦; 福谷 哲*; 堀 順一*; 鈴木 達也*

no journal, , 

テクネチウム-99m($$^{99m}$$Tc)は、放射性医薬品として最も多く用いられている放射性核種であり、モリブデン-99($$^{99}$$Mo)の放射性崩壊から得られる。現在、$$^{99}$$Moはウランの核分裂生成物として製造されているが、核不拡散の観点から$$^{98}$$Moの(n,$$gamma$$)反応による$$^{99}$$Mo製造方法が提案されている。ターゲットにはMoO$$_{3}$$が多く用いられるが、本研究では、水に不溶なMoO$$_{2}$$に着目した。ポーラス状にしたMoO$$_{2}$$ペレットに中性子照射し、水への溶解度の違いを利用したMoO$$_{2}$$からの$$^{99m}$$Tc抽出を試みた。京都大学研究用原子炉(KUR)で照射したポーラスMoO$$_{2}$$ペレットを水に浸し$$^{99m}$$Tcを浸出することで、24時間ごとに4日間ミルキングした。得られた溶液を$$gamma$$線スペクトロメトリーおよびICP-MSによって測定した。その結果、(n,$$gamma$$)反応を利用したMo/Tc比の低い$$^{99}$$Mo/$$^{99m}$$Tcジェネレータの新規製造法を確立した。

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