JAEA
  • help
  • PC | SP
  • JP | EN
          
検索対象：     
報告書番号：
※ 半角英数字
 年 ～ 
 年
全てクリア
検索結果：　22 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

PWRを用いた診断用$$^{99}$$Mo/$$^{99m}$$Tcの生成

那須 拓哉*; 藤田 善貴

エネルギーレビュー, 42(10), p.15 - 18, 2022/09

がんの検査等に利用されているテクネチウム-99m($$^{99m}$$Tc)は最も多用されている医用ラジオアイソトープであり、モリブデン-99($$^{99}$$Mo)の核崩壊によって生成される。我が国では$$^{99}$$Moの全量を海外原子炉での製造/輸入に依存している。しかし、海外原子炉の老朽化に伴う廃炉や不具合、自然災害による輸送トラブルなどにより、国産化による安定供給のニーズが高まっている。この状況を踏まえ、国内の加速器や原子炉等様々な施設での$$^{99}$$Mo製造が検討されている。この中で、国内事業用発電炉での$$^{99}$$Mo製造の可能性を探るため、既設PWRを用いた概念検討を実施している。本検討は、文部科学省国家課題対応型研究開発推進事業原子力システム研究開発事業「国内の原子力インフラを活用した医用RIの自給技術確立に向けた研究開発」の中で、令和2年度より「放射化法による$$^{99}$$Mo製造プロセスの軽水炉(PWR)への適用性の検討」として取り進めているものである。本稿では、$$^{99}$$Mo生成プロセス,$$^{99}$$Mo供給プロセス,$$^{98}$$Mo回収プロセスの3つのプロセスに必要な技術開発状況について述べる。

論文

「常陽」を用いた$$alpha$$内用療法向け$$^{225}$$Acの生成

前田 茂貴; 北辻 章浩

エネルギーレビュー, 42(10), p.19 - 22, 2022/09

Ac-225は医薬品向け$$alpha$$放出核種として注目されており、今後需要が増えることが見込まれる。創薬分野の研究開発のみならず経済安全保障の観点でも国産化が急務である。「常陽」では、Ac-225製造の技術基盤を確立するため、「常陽」に隣接するPIE施設への照射装置の迅速な払出し技術の確立、Ra-226の中性子照射によるAc-225製造量評価、Ra-226からAc-225を効率的に回収するための分離プロセスを検討している。本発表では、「常陽」での照射からPIE施設への移送、化学処理の経過時間による減衰を考慮しても十分なAc-225製造が可能なこと及びDGAレジンを吸着材として用いることにより、Ra及び照射により生成が予想される不純物を除去しAcを単離できる見通しについて報告する。また、原子力委員会のRI製造部会のアクションプランを踏まえた今後の計画を述べる。

報告書

平成27年度研究炉加速器管理部年報; JRR-3, JRR-4, NSRR, タンデム加速器及びRI製造棟の運転、利用及び技術開発

研究炉加速器技術部

JAEA-Review 2017-027, 142 Pages, 2018/01

JAEA-Review-2017-027.pdf:5.75MB

研究炉加速器管理部は、JRR-3, JRR-4, NSRRの研究炉, タンデム加速器及びRI製造棟を運転管理し、それらを利用に供するととともに関連する技術開発を行っている。本年次報告書は平成27年度に研究炉加速器管理部において実施した業務活動をまとめたものである。

論文

Deuteron nuclear data for the design of accelerator-based neutron sources; Measurement, model analysis, evaluation, and application

渡辺 幸信*; 金 政浩*; 荒木 祥平*; 中山 梓介; 岩本 修

EPJ Web of Conferences, 146, p.03006_1 - 03006_6, 2017/09

https://doi.org/10.1051/epjconf/201714603006
 被引用回数：2 パーセンタイル：78.04(Nuclear Science & Technology)

$$(d,xn)$$中性子源の設計のためには、重陽子入射反応に対する広範な核データが必要である。このため、我々はこれまでに、測定・理論モデルコード開発・断面積評価・医療用放射性同位体製造への応用、からなる重陽子核データに関する研究プロジェクトを立ち上げてきた。本プロジェクトの目標は重陽子ビームを用いた加速器中性子源の設計に必要となる200MeVまでの重陽子核データライブラリを開発することである。このプロジェクトの現状について報告する。

論文

Separation, purification of $$^{177}$$Lu$$^{m}$$ and preparation of $$^{177}$$Lu$$^{m}$$-EDTMP

Chen, D.*; 橋本 和幸

Journal of Nuclear and Radiochemistry, 26(2), p.84 - 87, 2004/05

$$^{177}$$Luは、がん治療に適した$$beta$$線及び画像化に適した$$gamma$$線を放出し、かつ治療に適当な半減期(6.75日)を有していることから、がん治療用核種の一つとして注目されている。一方、$$^{177}$$Luの放射性医薬品を研究開発するうえで、体内動態など長期的に追跡するためには、より半減期の長い$$^{177}$$Luの核異性体である$$^{177}$$Lu$$^{m}$$(160.9日)が有効と考えられる。そこで、本研究では、$$^{177}$$Lu$$^{m}$$の製造法として、酸化ルテチウム(Lu$$_{2}$$O$$_{3}$$)の中性子照射により生成する$$^{177}$$Lu$$^{m}$$をターゲット中に存在した不純物に由来する副生成物($$^{46}$$Sc, $$^{169}$$Yb, $$^{170}$$Tm等)から陽イオン交換法により分離する方法を検討した。その結果、分離して得られた$$^{177}$$Lu$$^{m}$$の放射能量は、製造終了時において18.2MBq(Lu$$_{2}$$O$$_{3}$$:30mg, 照射:JMTR591時間, 冷却時間:318日間)であった。これはターゲット溶解時の母液中の放射能18.7MBqに対して97.3%の収率であった。放射性核種純度は、99.5%以上であった。また、得られた$$^{177}$$Lu$$^{m}$$を使用して、転移性骨がんの疼痛緩和薬としての利用が期待される標識化合物であるルテチウム-アミノメチレンリン酸化合物($$^{177}$$Lu$$^{m}$$-EDTMP)の合成条件の検討を行い、97%以上の高い標識率が得られる条件を決定した。

報告書

がん治療医薬の開発を目指した放射性レニウムに関する研究,第2次報告; 製造・標識化合物の合成とその体内動態

アイソトープ専門部会

JAERI-Research 2004-001, 117 Pages, 2004/02

JAERI-Research-2004-001.pdf:5.26MB

本研究は、アイソトープ専門部会の放射性レニウムに関する研究グループ(原研及び協力研究機関)の下で行われたものであり、1998年3月の第1次報告(JAERI-Research 98-015)以降に得られた放射性レニウム$$^{186}$$Re及び$$^{188}$$Reの製造,放射性レニウムを用いた標識化合物の合成及びその標識化合物のマウス体内動態に関する成果をまとめたものである。放射性レニウムの製造に関して、原子炉を用いた$$^{186}$$Re製造法の改良,加速器を用いた$$^{186}$$W(d, 2n)$$^{186}$$Re反応による無担体$$^{186}$$Reの励起関数の測定及び$$^{186}$$W/$$^{188}$$Reジェネレータから得られる無担体$$^{186}$$Reの濃縮法の検討を行った。次に、放射性レニウムの利用に関する研究の一環として、放射性レニウム標識化合物合成における穏和な条件の探索,腫瘍骨転移の疼痛治療に関する新規化合物の開発,放射性レニウム標識抗体・ペプチドにおける母体化合物となる有機レニウム化合物の開発,$$^{186}$$Reを用いた放射免疫療法の効果に関して検討を行った。また、基礎的検討として、二官能性配位子として有用なMAG3, MAMAの$$^{188}$$Re標識及び$$^{188}$$Re標識アミノメチレンリン酸化合物のヒドロキシアパタイトへの吸着挙動に関する研究を行った。

論文

Production of no-carrier-added $$^{177}$$Lu via the $$^{176}$$Yb(n,$$gamma$$)$$^{177}$$Yb$$rightarrow$$$$^{177}$$Lu process

橋本 和幸; 松岡 弘充; 内田 昇二*

Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 255(3), p.575 - 579, 2003/03

https://doi.org/10.1023/A:1022557121351
 被引用回数：42 パーセンタイル：91.79(Chemistry, Analytical)

$$beta$$線放出核種である$$^{177}$$Luは、がん治療用の核種として有望である。半減期が6.73日,$$beta$$線の最大エネルギーが498keVで、組織中の$$beta$$線の飛程が短い。さらに、画像化に適した208及び113keVの$$gamma$$線を放出する。Lu-177は、通常$$^{176}$$Lu(n,$$gamma$$)$$^{177}$$Lu反応を利用して高収率・高比放射能で製造される。しかしながら、標識抗体などを利用する放射免疫治療の分野ではより高い比放射能のRIが望まれている。そこで、無担体の$$^{177}$$Luを製造するために、$$^{176}$$Yb(n,$$gamma$$)$$^{177}$$Yb $$rightarrow$$ $$^{177}$$Lu反応を利用した製造研究を行った。本製造法では、マクロ量のYbターゲットから無担体の$$^{177}$$Luを分離する段階が最も重要である。本研究では、逆相イオン対カラムクロマトグラフィーを用いて、その分離条件を検討した。その結果、5mgのYb$$_{2}$$O$$_{3}$$を用いた場合、80%の分離収率で無担体の$$^{177}$$Luを得ることができた。

論文

Production of positron emitters of metallic elements to study plant uptake and distribution

渡辺 智; 石岡 典子; 長 明彦; 小泉 光生; 関根 俊明; 清宮 正一郎*; 中西 啓仁*; 森 敏*

Radiochimica Acta, 89(11-12), p.853 - 858, 2002/02

https://doi.org/10.1524/ract.2001.89.11-12.853
 被引用回数：17 パーセンタイル：74.85(Chemistry, Inorganic & Nuclear)

植物用ポジトロンイメージング装置の開発に伴い、ポジトロン放射体が植物の生理的な機能解明に有用であることがわかってきた。われわれは、この研究に用いるポジトロン放射体としてC-11,N-13,F-18等軽元素核種標識化合物の製造研究を行ってきた。今回は、新たにポジトロン放出金属元素金属元素V-48,Mn-52,Fe-52,Zn-62について製造開発を行った。AVFサイクロトロンからの陽子また$$alpha$$粒子ビームをターゲット物質に照射し、目的のアイソトープをイオン交換法または鉄共沈法によりターゲット物質から分離し、トレーサーとして必要な化学形に調製した。トレーサー溶液中の放射性不純物及び非放射性不純物をごく微量に抑えることができ、植物実験に十分供し得るトレーサーを製造する方法を確立した。

報告書

がん治療医薬の開発を目指した放射性レニウムに関する研究; 製造・標識化合物の合成とその体内動態

アイソトープ研究委員会

JAERI-Research 98-015, 197 Pages, 1998/03

JAERI-Research-98-015.pdf:7.65MB

本論文では、アイソトープの製造・標識専門部会の放射性レニウムに関する研究会の下で行われた放射性レニウム$$^{186}$$Re及び$$^{188}$$Reの製造、放射性レニウムを用いた標識化合物の合成及びその標識化合物のマウス体内動態について得られた成果をまとめた。まず、原子炉を用いた$$^{186}$$Re、加速器を用いた無担体の$$^{186}$$Re及び$$^{188}$$W/$$^{188}$$Reジェネレータによる無担体$$^{188}$$Reの製造法を確立した。次に、放射性レニウムを用いた二リン酸誘導体DMSA,DTPA,DADS,アミノメチレンリン酸誘導体及びモノクローナル抗体の標識条件(pH,試薬濃度等)を検討し、最適標識条件を決定した。さらに、その標識化合物のマウス体内動態を調べ、臨床応用への可能性について検討した。

論文

原研におけるラジオアイソトープの製造

鈴木 恭平

Isotope News, (3), p.2 - 5, 1981/00

原研における原子炉を主体としたラジオアイソトープの製造技術開発状況について記した。無担体RI、ホットアトム法による高比放射能RI等の精製RIの製造技術、医療用線源を含む各種線源RIの製造および有機標識化合物の製造について述べるとともに、これら製造技術開発で得られた成果をもとに展開をはかっている再処理廃液郡分離技術の開発ならびに核融合開発に関連するトリチウム製造技術開発のテーマについてもその概要を記した。

論文

主なRIの生い立ち,Co-60; 解説

天野 恕

原子力工業, 22(5), p.19 - 22, 1976/05

http://ci.nii.ac.jp/naid/40001071823

よく利用されているRIをいくつかえらび、そのうちの一つであるCo-60について、?誰によっていつ発見され、日本ではいつ頃使われはじめたか、?利用開発の現状と問題点、?将来性 などについて解説した。

報告書

製造部技術年報,No.4; 昭和45年度

製造部

JAERI-M 4785, 81 Pages, 1972/03

JAERI-M-4785.pdf:3.38MB

この報告は昭和45年度における製造部の製造業務、技術開発および製造研究の成果の主なものを総括したものである。昭和45年度におけるRIの製造出荷量は順調に延び、前年度比約23%の増加を示した。製造業務の上での特記事項としては、JMTRによりIr-192線源の製造をおこなったことがあげられる。技術開発の主な成果は、Au-198コロイド製造法の完成、ホットアトム効果による高比放射能$$^{6}$$$$^{5}$$Zn製造法の完成、連続式イオン交換法による短寿命FP製造法の完成などがある。製造研究の成果としては、$$gamma$$線スペクトル解析コードBOB7シリーズを開発しデータ処理の自動化を緒につけたこと、中程度の励起状態での核分裂の現象論的研究を進め質量分布曲線と励起エネルギーの相関をあきらかにしたこと、などがある。

口頭

$$^{nat}$$C(d,n)反応による高速中性子を利用したがん治療用$$^{67}$$Cuの製造

橋本 和幸; 川端 方子; 佐伯 秀也; 塚田 和明; 佐藤 望*; 本石 章司*; 永井 泰樹; 渡辺 智; 石岡 典子

no journal, , 

$$^{67}$$Cu(半減期62時間)は、がん治療に適した$$beta$$線と画像診断に適した$$gamma$$線を同時に放出するため、がん治療用核種として有望視されている。現状では、その製造方法として高エネルギー陽子(50-200MeV)による$$^{68}$$Zn(p,2p)$$^{67}$$Cu反応が最適と考えられているが、生成量が限られていることや副生成RIの多さ等の問題から、研究開発も限定的な状況である。そこで、従来法に代わる製造法として、$$^{nat}$$C(d,n)反応による高速中性子を用いて$$^{68}$$Zn(n,x)$$^{67}$$Cu反応(x=n'p, d)により製造した$$^{67}$$CuのZnターゲットからの分離・精製及び抗体標識に有用なモデル配位子であるDOTA, TETAへの標識を実施した。キレート樹脂+陰イオン交換樹脂2段カラム分離・精製法を用いて$$^{67}$$Cuを単離した結果、不純物RIは検出されず、放射性核種純度の高い$$^{67}$$Cu溶液が得られた。また、標識実験の結果、$$^{67}$$Cu-DOTAが99%以上、$$^{67}$$Cu-TETAが97%以上の収率で合成できた。以上の結果、$$^{nat}$$C(d,n)反応による高速中性子を用いて、放射性核種純度及び化学的純度の高い無担体$$^{67}$$Cuを製造することに成功した。今後は、大量製造化の検討及び遠隔操作を可能にする装置等の開発を通じて、高純度$$^{67}$$Cu大量製造法の確立を目指す。

口頭

加速器中性子によるがん診断・治療用$$^{64}$$Cu及び$$^{67}$$Cuの製造研究

橋本 和幸; 川端 方子*; 永井 泰樹

no journal, , 

$$^{67}$$Cu(半減期61.9時間)は、がん治療に適した$$beta$$線(平均エネルギー141keV)と画像診断に適した$$gamma$$線(185keV等)を同時に放出するため、がんの内用療法用核種として、一方$$^{64}$$Cu(半減期12.7時間)は、次世代PET診断用核種としてそれぞれ有望視されている。しかしながら、効率的な製造法が確立されていないため、研究開発は限定的な状況である。そこで我々は、従来法に代わる製造法として、加速器による重陽子照射で発生する高速中性子を用いて、ターゲット物質であるZnOから高純度の$$^{64}$$Cu($$^{64}$$Zn(n,p) $$^{64}$$Cu)及び$$^{67}$$Cu($$^{68}$$Zn(n,x) $$^{67}$$Cu)を2段階カラム法により分離・精製する方法を確立した。今後、数百MBqレベルの製造法を確立して、$$^{64}$$Cu及び$$^{67}$$Cuを供給し、$$^{64,67}$$Cu薬剤開発への貢献を目指す。なお、本製造法は、$$^{64}$$Cu及び$$^{67}$$CuをそれぞれZnOターゲットの同一加速器照射により製造することができる点、及び同一分離精製手法を用いることができる点も、従来法と異なり有利な点である。

口頭

原子力機構タンデム加速器施設でのRn-211/At-211ジェネレータ開発

西中 一朗

no journal, , 

原子力機構タンデム加速器施設で実施している$$^{211}$$Rn/$$^{211}$$Atジェネレータ開発研究について、研究開発の概要、現状について紹介する。具体的には、タンデム加速器の性能、現在実施されている加速器利用課題を、放射性同位体(RI)製造の観点から紹介すると共に、$$^{211}$$Rn/$$^{211}$$Atジェネレータプロジェクトのもと行ってきた研究成果として、高強度LiビームでのAt製造装置用照射装置開発、ならびに乾式分離に基づく$$^{211}$$Rn/$$^{211}$$Atジェネレータ開発について報告する。更に、本プロジェクトの関連分野への波及効果として新たな実施している「$$alpha$$放射体核医学利用のための$$alpha$$カメラ開発」及びJ-PARC TEF施設でのRI製造計画についても紹介する。

口頭

原子力機構における加速器中性子を用いたRI製造

永井 泰樹

no journal, , 

原子力機構のFNS及びTIARA加速器施設で実施している核医学診断に多用されている$$^{99}$$Mo/$$^{99m}$$Tc等医療用RIの研究開発の概要、現状について紹介する。我々が提案している加速器中性子で製造される$$^{99}$$Moの比放射能は、現在使用中の高濃縮ウランで得られる$$^{99}$$Moのそれと比較して$$sim$$1/10000と低い。この$$^{99}$$Moから高品質の$$^{99m}$$Tcを熱分離法で得ることに初めて成功した。また、高強度の加速器中性子を生成する回転型炭素標的装置を開発・製作した。これらの成果を報告する。

口頭

がん治療用アスタチン211の連続製造を可能にする液体ビスマス標的の開発,3; 標的窓候補材の高温液体ビスマスとの共存性

古川 智弘; 高井 俊秀; 近藤 浩夫*; 渡辺 茂樹*; 石岡 典子*

no journal, , 

高温液体ビスマス中での高耐食性が期待される標的窓の候補材料として4種(レファレンス材料を含む)を選定した。本報告では、これら候補材料の500$$^{circ}$$C-500hの停留ビスマス中における耐食性試験結果について報告する。

口頭

がん治療用アスタチン211の連続製造を可能にする液体ビスマス標的の開発,1; プロジェクトの概要

石岡 典子*; 渡辺 茂樹*; 近藤 浩夫*; 高井 俊秀; 古川 智弘

no journal, , 

体内に投与する次世代のがん治療薬として期待が高い$$alpha$$線放出核種、アスタチン-211($$^{211}$$At)を大量で尚且つ連続的に製造するための液体ビスマス標的の開発プロジェクトの概要について報告する。

口頭

がん治療用アスタチン211の連続製造を可能にする液体ビスマス標的の開発,2; 液体ビスマス標的の照射試験

渡辺 茂樹*; 近藤 浩夫*; 江夏 昌志*; 高井 俊秀; 古川 智弘; 石岡 典子*

no journal, , 

アスタチン-211($$^{211}$$At)製造用標的としての有用性を評価するため、液体ビスマス標的へのヘリウムビーム照射試験を実施し、標的中に生成した放射性同位元素の定性・定量および放射能分布の評価結果について報告する。

口頭

がん治療用アスタチン211の連続製造を可能にする液体ビスマス標的の開発,4; 標的窓候補材の低酸素分圧下ビスマス中における腐食特性

高井 俊秀; 古川 智弘; 渡辺 茂樹*; 石岡 典子*

no journal, , 

高温液体ビスマス中での高耐食性が期待される標的窓候補材について、低酸素分圧下における500$$^{circ}$$C、500時間で停留ビスマス中材料腐食試験を実施した結果について報告する。

22 件中 1件目～20件目を表示