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Ho, H. Q.; 石田 大樹*; 濱本 真平; 石井 俊晃; 藤本 望*; 高木 直行*; 石塚 悦男
Nuclear Engineering and Design, 352, p.110174_1 - 110174_7, 2019/10
被引用回数:1 パーセンタイル:11.15(Nuclear Science & Technology)This study proposed a conceptual design of direct Tc production facility from a natural MoO target at the high temperature engineering test reactor (HTTR). Tc is produced by a beta decay of Mo, which is formed via the Mo(n,)Mo reaction. Tc is then extracted from the MoO target by sublimation method to take advantage of the high temperature of the HTTR core. The foremost advantage of this concept is that the MoO target is heated up inside the reactor without pulling out for external electric heating, and as a result, Tc could be extracted directly during irradiation. With 1 kg of MoO target, the HTTR could produce about 6.810 MBq of Tc activity in comparison with 3.010 MBq of total Tc supplied in Japan in 2017.
棚瀬 正和; 一色 正彦; 下岡 謙司; 本島 健次*
Journal of Nuclear Science and Technology, 17(1), p.83 - 85, 1980/00
被引用回数:0 パーセンタイル:0.29(Nuclear Science & Technology)中性子照射したUOから昇華法によりMoを製造する際、カプセルとしてAlを使用する場合のこのカプセルの安全性の評価,溶解,固化について検討した。安全性評価では、照射時の温度分布を求め、カプセルの溶解はNaOH溶液で試み、固化はゼオライト状固体を得るため、SiO粉末を加える方法を採用した。その結果、Alカプセルは74Cになり、十分耐熱性があることが確認できた。また、カプセルの溶解は3MNaOHが最適でSiO粉末添加によるその固化は容易だった。固化後、100Cの熱処理ではゼオライトの生成はみられなかったが800Cではその生成が確認できた。さらに、中性子照射したAlカプセルを使用した固化体からの水への放射性物質の溶出を試み、Sb以外の溶出は見られなかった。
棚瀬 正和; 本島 健次
Int.J.Appl.Radiat.Isot., 28(7), p.641 - 643, 1977/07
被引用回数:0TeからIを高収率、高純度でミルキングする簡単な方法が、検討された。IはHe-H (H10vol%)ガス中で550CでCu粒子に吸着したTe-Iから90%以上の収率で分離された。得られたI製品は99.9%以上の純度である。この操作はIのジェネレーターとして何度でも困難なく、くりかえすことができる。
Ho, H. Q.; 石田 大樹*; 濱本 真平; 石井 俊晃; 藤本 望*; 高木 直行*; 石塚 悦男
no journal, ,
This study investigated the feasibility of direct 99m-Tc production at the high temperature engineering test reactor (HTTR), aimed to avoid using the high enriched uranium (HEU) target as in conventional method. With the high temperature at irradiation area, the 99m-Tc is separated directly from (n,)99-Mo inside the reactor using a sublimation technique without external electric heating. The new design could simplify the post-processing and other handling procedures. The risk of nuclear proliferation is also kept to a minimum.
Ho, H. Q.; 石田 大樹*; 濱本 真平; 石井 俊晃; 藤本 望*; 高木 直行*; 石塚 悦男
no journal, ,
This study proposed the new design concept of direct Tc production at the HTTR for domestic demand, aimed to avoid the use of Mo-Tc generator and HEU target. With the high temperature at the irradiation region, Tc is separated directly from )Mo inside the reactor by sublimation technique without external electric heating. The foremost advantage of this concept is that Tc is produced and separated continuously without pulling out the Mo target. It makes the design of post-processing facility and the other handing procedures become simpler. Also, the risk of nuclear proliferation is kept to a minimum. With 1 kg of natural MoO target, the total activity of Tc in a year is about 6.810 MBq in comparison with 3.010 MBq of total Tc supplied in Japan in 2017.