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：　30 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

報告書

アルミナ系吸着材へのモリブデン吸着特性と(n,$$gamma$$)法を利用した$$^{99}$$Mo/$$^{rm 99m}$$Tcジェネレータへの応用研究(学位論文)

藤田 善貴

JAEA-Review 2023-010, 108 Pages, 2023/08

JAEA-Review-2023-010.pdf:6.62MB

$$^{rm 99m}$$Tc(テクネチウム-99m)は核医学検査薬として最も多く使用されているラジオアイソトープであり、親核種である$$^{99}$$Mo(モリブデン-99)から生成される。$$^{99}$$Moの大部分はウランの核分裂生成物の一つとして生成されるが、近年、核セキュリティや核不拡散の観点からウランを用いない$$^{99}$$Mo製造方法が望まれている。その方法の一つが、$$^{98}$$Moに中性子を照射する(n,$$gamma$$)法である。しかし、この方法で生成される$$^{99}$$Mo比放射能は極めて低いため、$$^{99}$$Moから$$^{rm 99m}$$Tcを分離濃縮する装置である$$^{99}$$Mo/$$^{rm 99m}$$Tcジェネレータへ適用するには、Mo吸着材として使用されるアルミナ(Al$$_{2}$$O$$_{3}$$)のMo吸着および$$^{rm 99m}$$Tc溶離性能の向上が必要である。そこで本論文では、(n,$$gamma$$)法を利用した$$^{99}$$Mo/$$^{rm 99m}$$Tcジェネレータの実用化のため、アルミナの性能向上に有効なパラメータを解明し、低比放射能の$$^{99}$$Moに適用可能性のあるアルミナカラムの開発に貢献することを目的とする。本研究では、始発原料の異なるアルミナを作製し、$$^{99}$$Mo/$$^{rm 99m}$$Tcジェネレータ用のMo吸着材としての適用性を評価した。アルミナの結晶構造および比表面積がMo吸着特性へ及ぼす影響を明らかにするとともに、アルミナの表面分析結果に基づきMo吸着機構を解明した。また、京都大学研究用原子炉(KUR)で照射したMoO$$_{3}$$を使用して$$^{rm 99m}$$Tc溶離特性および$$^{rm 99m}$$Tc溶液の品質を評価し、現行のジェネレータを想定したアルミナカラムの試験結果からジェネレータへの適用可能性のある新たなカラム形状を提案した。これらの結果は、(n,$$gamma$$)法を利用したジェネレータの実用化のためのアルミナカラムの開発に貢献する。

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

Integral experiments of technetium-99 using fast-neutron source reactor "YAYOI"

中村 詔司; 初川 雄一*; 木村 敦; 藤 暢輔; 原田 秀郎

Journal of Nuclear Science and Technology, 58(12), p.1318 - 1329, 2021/12

https://doi.org/10.1080/00223131.2021.1942278
 被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)

本研究は、東大の高速中性子源炉「弥生」を用いて、放射化法により$$^{99}$$Tcの積分実験を行った。$$^{99}$$Tc試料を、気送管システムを用いて照射した。$$^{99}$$Tcの反応率は、$$^{100}$$Tcから放出されるガンマ線を測定して求めた。中性子束は、Au箔を用いてモニタした。本研究における$$^{99}$$Tcの反応率の結果は、JENDL-4.0を支持した。

論文

Thermal-neutron capture cross-section measurement of $$^{237}$$Np using graphite thermal column

中村 詔司; 遠藤 駿典; 木村 敦; 芝原 雄司*

KURNS Progress Report 2020, P. 94, 2021/08

https://www.rri.kyoto-u.ac.jp/PUB/report/PR/ProgRep2020/ProgRep2020.html

マイナーアクチノイド核種の一つである$$^{237}$$Npの熱中性子捕獲断面積の精度向上のために照射実験を行った。京都大学研究用原子炉(KUR)の黒鉛照射設備を用いて、放射化法にて行った。950Bqの$$^{237}$$Np試料、及び中性子束モニタとして、Au/Al合金線, Co, Sc, Mo, Ta箔のセットを一緒に、黒鉛照射設備にて、30分照射した。中性子束モニタの反応率を、Westcott's Conventionに基づき解析して、照射場が良く熱化されていることを確認した。$$^{237}$$Np試料の量は、放射平衡の関係にある$$^{233}$$Paのガンマ線収量から求めた。$$^{237}$$Np(n,$$gamma$$)の反応率は、試料量と生成された$$^{238}$$Npからのガンマ線の収量から求めた。$$^{237}$$Npの反応率を熱中性子束で割り込むことで、熱中性子捕獲断面積を導出する。

論文

研究用原子炉により$$^{99}$$Mo/$$^{99m}$$Tc国産化を目指した$$^{99}$$Mo/$$^{99m}$$Tcジェネレータ開発

福光 延吉*; 土谷 邦彦; 有賀 克彦*; 山内 悠輔*

Isotope News, (742), p.20 - 24, 2016/02

http://www.jrias.or.jp/books/pdf/201602_TRACER_FUKUMITSU_HOKA.pdf

医療診断用アイソトープである$$^{99m}$$Tcの親核種である(n,$$gamma$$)法(放射化法)を用いた$$^{99}$$Mo/$$^{99m}$$Tc国産化が検討されている。日本はこの$$^{99}$$Moを全量海外からの輸入に依存しているため、産学官の共同で放射化法による$$^{99}$$Mo/$$^{99m}$$Tc国産化のための研究開発が行われている。その中で、(n,$$gamma$$)法による$$^{99}$$Mo/$$^{99m}$$Tc製造はウランを用いて製造する核分裂法と比較して、$$^{99}$$Moの放射能濃度が低いという技術的な課題があり、$$^{99}$$Mo/$$^{99m}$$Tcジェネレータで使用される高性能Mo吸着剤の開発が必要である。本解説は、高性能Mo吸着材の開発に係る現状とアルミナ系Mo吸着剤の高性能化についてまとめたものである。

報告書

FCAにおける水冷却増殖炉模擬第1炉心(XXII-1(65V))における増殖指標の測定と解析(受託研究)

福島 昌宏; 岡嶋 成晃; 安藤 真樹; 山根 剛; 片岡 理治*

JAERI-Research 2005-008, 57 Pages, 2005/03

JAERI-Research-2005-008.pdf:3.49MB

高速炉臨界実験装置FCAに構築した水冷却増殖炉模擬第1炉心FCA-XXII-1(65V)において、水冷却増殖炉の重要な核特性である増殖指標の評価を目的として反応率比の測定及び解析を行った。劣化ウラン箔,濃縮ウラン箔を用いた箔放射化法により$$^{238}$$U捕獲反応率対$$^{235}$$U核分裂率(C8/F5)の測定を行い、また、絶対校正された核分裂計数管を用いて$$^{239}$$Pu核分裂率対$$^{235}$$U核分裂率(F9/F5)及び$$^{238}$$U核分裂率対$$^{235}$$U核分裂率(F8/F5)の測定を行った。箔や核分裂計数管の形状及び測定位置をMVPコードによりモデル化し、セル平均の反応率比を導出するための補正因子を算出した。これらの補正を考慮し、セル平均の反応率比は、F8/F5=0.0201$$pm$$0.9%, F9/F5=0.759$$pm$$1.2%及びC8/F5=0.0916$$pm$$1.4%となった。以上の結果から、増殖指標はC8/F9=0.121$$pm$$1.8%と求まった。解析はJENDL-3.2核データ・ライブラリーに基づくJFS-3-J3.2Rの70群定数セットを用いた。標準的な高速炉用セル計算コード及び、拡散計算コードにより、セル平均の反応率比を求めた。ただし、炉心中心の燃料セル計算に対しては、超詳細群セル計算コードPEACO-Xを用いた。反応率比F9/F5, F8/F5におけるC/E値はそれぞれ1.02及び1.03となり、計算値が実験値を若干過大評価する結果となった。また、C8/F5におけるC/E値は1.06となり、計算値が実験値を過大評価することを確認した。以上の解析から、増殖指標C8/F9のC/E値は1.03と求まり、計算値が実験値を若干過大評価する結果となった。

論文

A High-sensitivity, non-destructive trace element analysis

大島 真澄; 藤 暢輔; 早川 岳人; 初川 雄一; 篠原 伸夫

JAERI-Conf 2001-002, p.532 - 534, 2001/03

https://jopss.jaea.go.jp/pdfdata/JAERI-Conf-2001-002-Part1.pdf

われわれは多重$$gamma$$線検出法と中性子放射法を組み合わせた新たな微量元素技術を開発した。多重$$gamma$$線検出法では、従来の$$gamma$$線検出に比べ1000倍の分解能が得られるので、化学分離などの操作を必要とせずに、49元素の同時定量が可能になった。また、バックグラウンドは大きく低減でき最高ppt(10$$^{-12}$$)オーダーの高感度が達成された。これまでは原子炉からの連続中性子利用してきたが、原研・KEK統合計画でパルス中性子ビームを用いることにより、適用元素が70まで拡がり、ミクロンオーダーの局所分析が可能になる。また、$$gamma$$線検出器を最適化して、0.01pptオーダーまで感度が上げられることを示す。

論文

Determination of metallic impurities in high-parity type IIa diamond grown by high-pressure and high-temperature synthesis using neutron activation analysis

金子 純一; 米澤 仲四郎; 春日井 好己; 角谷 均*; 西谷 健夫

Diamond and Related Materials, 9(12), p.2019 - 2023, 2000/12

https://doi.org/10.1016/S0925-9635(00)00357-5
 被引用回数：9 パーセンタイル：47.89(Materials Science, Multidisciplinary)

高圧高温合成法でつくられた高純度IIa型ダイヤモンド単結晶に含まれる金属不純物測定を熱中性子による中性子放射化法を用いて行った。高純度IIa型ダイヤモンド結晶からは数ppb以下のCr,Co,Au,Sbが検出された。IIa型ダイヤモンドの電気特性に対するこれらの金属不純物の影響はドナー、アクセプターとして振る舞う窒素、ホウ素と比較してほぼ無視できる量であった。一般的なIb型ダイヤモンド結晶からは、IIa型ダイヤモンド結晶で検出された元素以外にNi,Moが検出された。それぞれの結晶合成に使用された金属触媒の違いが、ダイヤモンド中の金属不純物の違いにつながった。

報告書

ガンマ線分光法による核データ測定精度の高度化に関する研究

古高 和禎

JNC TN8400 2000-028, 70 Pages, 2000/10

JNC-TN8400-2000-028.pdf:1.71MB

本報告は、著者が核燃料サイクル開発機構において、平成9年11月から平成12年10月までの期間に博士研究員として行った研究内容をまとめたものである。本報告は、二つの内容に分かれる。すなわち、一つは、熱中性子吸収断面積の測定の高度化に関する研究である。今一つは、HHS検出器を用いた光核反応断面積の微細構造測定の高度化に関する研究である。1)放射化法を用いた$$gamma$$線測定による熱中性子吸収断面積測定において、得られる結果の精度に影響を及ぼす主な要因には、$$gamma$$線収量の統計精度の他に(1)$$gamma$$線ピーク検出効率の校正精度、及び(2)$$gamma$$線放出率の精度があげられる。本研究では、高速三次元同時計測システムを作成することにより、(1)$$gamma$$線ピーク検出効率を精密に校正するための、$$gamma$$-$$gamma$$同時計測法を用いた標準$$gamma$$線源放射能の精密測定、及び(2)短寿命核の$$gamma$$線放出率の精密測定に用いるための、$$beta$$線検出器にプラスチックシンチレータを用いた$$beta$$-$$gamma$$同時計測法の開発及び、それを使用した100Tcの$$gamma$$線放出率の精密測定を行い、熱中性子吸収断面積測定の高度化を図った。2)熱中性子吸収断面積が小さい核種に対しては、巨大共鳴領域の$$gamma$$線を用いた光吸収反応による核変換が提案されている。光吸収反応による核変換を効率的に行うためには、光吸収断面積の入射$$gamma$$線エネルギー依存性を詳細に知る必要がある。本研究では、高分解能高エネルギー$$gamma$$線スペクトロメータ(HHS)を用いた光吸収断面積の微細構造測定をより精密で信頼できるものとするために、精密なモンテカルロシミュレーション計算を実施し、検出器の標準$$gamma$$線応答関数の整備を行った。

論文

中性子放射化法の高度化による微量49元素の同時定量; 2次元マトリクスによる新たな高感度核種分析法の応用

大島 真澄

Isotope News, (553), p.8 - 10, 2000/06

http://ci.nii.ac.jp/naid/10004563376

放射化分析において、放射性核種は平均して10本オーダーの$$gamma$$線を放出する。1台の$$gamma$$線検出器を用いる従来の放射性核種分析では、分解能は約1000分の1であるので、少ない核種を含む試料では問題ないが、数十核種を含む試料では$$gamma$$線の本数は数百本に達し、これらをすべて分離することは不可能になる。これらの弱い$$gamma$$線を定量するためには、一般に化学分離などの操作が必要となる。われわれは多重$$gamma$$線を多重$$gamma$$線検出装置を用いて同時計数測定する方法により、従来の1次元法に比べ1000分の1倍の百万分の1のエネルギー分解能が得られることを示した。これにより、どれほど多くの核種が存在しても、それらを完全に分離することが可能となった。この方法を中性子放射化分析に応用し、工業技術院地質調査所発行の標準岩石試料JB-1a及びJP-1試料の定量を行ったところ、化学分離等の処理なしに27核種の元素が同時に定量できた。また、同じ手法で49元素の同時定量が可能であることを明らかにした。多重$$gamma$$線検出法ではバックグラウンドが大幅に低減するため、微弱なピークの検出が可能になり、実に存在比10$$^{-9}$$(10億分の1)オーダーの核種の定量ができるようになった。以上の結果の紹介と現在計画している高度化などについて解説した。

論文

Measurements of reaction rate ratios as indices of breeding performance in mock-up cores of FCA simulating metallic-fueled LMFBR and MOX-fueled LMFBR

桜井 健; 根本 龍男*; 小林 圭二*; 宇根崎 博信*

Journal of the Physical Society of Japan, 36(8), p.661 - 670, 1999/08

日本原子力研究所の高速炉臨界実験装置FCAにおいて、高速増殖炉の増殖性能指標として重要な$$^{238}$$U捕獲反応/$$^{239}$$Pu核分裂率比(C8/F9)と$$^{238}$$U捕獲反応/$$^{235}$$U核分裂率比(C8/F5)の測定と解析を行った。測定は2つの金属燃料高速炉模擬体系と1つのMOX燃料高速炉模擬体系において、核分裂箔を用いた箔放射化法により行った。解析はJENDL3.2核データライブラリーを用いて行った。計算と実験値の比(C/E)は、C8/F9に関しては0.99~1.02であり、C8/F5に関しては1.0~1.03であった。さらに、京都大学研究炉の重水設備の標準熱中性子場において、C8とF5反応率を測定した。箔放射化法自体の実験精度の確認を目的として、測定結果を、精度良く評価されている熱中性子断面積と熱中性子束より得た反応率(基準値)と比較した。その結果、C8及びF5反応率の測定値は、いずれも基準値と1.5%以内でよく一致した。

報告書

高速炉臨界集合体FCAにおける増殖性能指標$$^{238}$$U捕獲反応/$$^{239}$$Pu核分裂率比と$$^{238}$$U捕獲反応/$$^{235}$$U核分裂率比の測定と解析

桜井 健; 根本 龍男

JAERI-Research 95-054, 36 Pages, 1995/08

JAERI-Research-95-054.pdf:1.41MB

原研FCAに構築した1つのMOX燃料高速炉模擬体系と2つの金属燃料高速炉模擬体系において、増殖性能指標として重要な$$^{238}$$U捕獲反応/$$^{239}$$Pu核分裂率比(C8/F9)と$$^{238}$$U捕獲反応/$$^{235}$$U核分裂率比(C8/F5)の測定を箔放射化法により行い、セル平均の反応率比を実験誤差2~3%(1$$sigma$$)で求めた。解析はJENDL3.2核データライブラリーに基づくJFS3-J3.2群定数セットを用いて行った。さらに、用いた箔放射化自体の実験精度の確認を目的として、京都大学研究炉重水設備の標準熱中性子場においてC8とF5反応率を実験誤差1~1.5%で測定した。測定結果を、精度良く評価されている熱中性子断面積と熱中性子束より得た反応率(基準値)と比較した。FCAの3つの模擬炉心いずれにおいても、計算と実験値の比(C/E)は、C8/F9に関しては1.01~0.99であり、C8/F5に関しては1.02~1.01であった。標準熱中性子場におけるC8及びF5反応率の測定値は、それぞれ基準値と実験誤差内で一致した。

報告書

核分裂箔を使用した反応率測定のための異なる検出器校正手法の比較実験

桜井 健; 根本 龍男; 大部 誠; 中野 正文; 小林 圭二*; 宇根崎 博信*

JAERI-M 93-153, 50 Pages, 1993/08

JAERI-M-93-153.pdf:1.31MB

高速炉臨界実験装置FCAにおいて$$^{235}$$U核分裂率と$$^{238}$$U捕獲反応率の絶対値およびこれらの反応率比を箔放射化法で測定するために、ゲルマニウム半導体検出器の校正実験を行い、実効的な$$gamma$$線計数効率を求めた。各計数効率の決定は、互いに独立な2種類の校正手法を使用して行った。校正に大きな系統誤差が含まれないことを検証するために、得られた計数効率間の比較を行った。$$^{235}$$U核分裂率に関しては、核分裂計数管を使用する校正手法と熱中性子断面積に基づく校正手法を適用した。$$^{238}$$U捕獲反応率に関しては、$$^{243}$$Am-$$^{239}$$Np線源を使用する校正手法と熱中性子断面積に基づく校正手法を適用した。相互比較実験の結果として、各反応率の絶対値を測定するため計数効率に関しては、校正手法間で1.5%以内の一致が得られた。反応率比を測定するための計数効率比に関しては、校正手法間で1%以内の一致が得られた。

報告書

Introduction of Nuclear Instrumentations and Radiation Measurements in Experimental Fast Reactor 「JOYO」

大戸 敏弘; 鈴木 惣十

PNC TN9420 92-005, 83 Pages, 1992/04

PNC-TN9420-92-005.pdf:2.17MB

本報告書は、高速実験炉「常陽」の核計装設備および実験炉部で実施している広範な研究開発のうち、放射線計測が主要な測定技術となっている代表的な研究開発の内容を紹介するものでる。 核計装設備の紹介では、原子炉プラント設備としての核計装の機能と位置付け、使用している中性子検出器の仕様と特性、システム構成と機器配置等について記述した。各種照射試験やサーベイランス試験に対する中性子照射量を実測ベースで評価するための原子炉ドシメトリーでは、実験炉部が採用している多重放射化法とその測定解析評価法および目下開発中のHAFM(ヘリウム蓄積モニタ法)について概説した。また、放射線計測技術がキーとなる破損燃料検出技術の開発では、「常陽」の燃料破損検出設備と各種実験装置の説明に加え、現在までに実施した。一連の燃料破損模擬実験の主な成果を紹介した。 さらに、放射線計測を基礎技術として用いている研究開発として ・使用済燃料の燃焼度測定 ・被爆源(放射性腐食生成物)分布の測定と評価 について、その概略内容を記述した。

論文

Neutronics experiment and analysis on a tungsten slab assembly bombarded with D-T neutrons

池田 裕二郎; 大石 晃嗣*; 今野 力; 中村 知夫

Fusion Engineering and Design, 18, p.309 - 315, 1991/00

https://doi.org/10.1016/0920-3796(91)90144-F
 被引用回数：3 パーセンタイル：40.8(Nuclear Science & Technology)

D-T核融合装置のプラズマ対向材および遮蔽材の候補として重要なタングステンの核的特性を調べるためにFNSを用いて積分実験を行った。測定項目は(1)放射化法による各種反応率分布、(2)NE213を用いた体系内スペクトル分布、および(3)タングステン中の誘導放射能である。体系の大きさは直径32cm、厚さ25cmである。深さ25cmにおける中性子束の減衰率を他の物質である鉄、黒鉛、ベリリウムおよび普通コンクリートのそれと反応率比で比較した結果14MeV中性子に対し2.5~10倍、1MeV以上の中性子に対し4~10倍高いことが示された。また$$^{197}$$Au(n,$$gamma$$)$$^{198}$$Auの反応率分布から高い熱中性子吸収率をタングステンが持つことが示された。一方JENDL-3を用いた解析から、5MeV以下の中性子に関し計算が20~40%の過少評価をしていることが明らかになった。これは(n,2n)あるいは非弾性散乱断面積の評価が不充分であることを示している。

論文

RIによる分析; 密封小線源の利用

富永 洋

原子力工業, 25(11), p.63 - 66, 1979/00

http://ci.nii.ac.jp/naid/40001072154

密封RI線源を用いる放射線応用計測のうち、分析的計測の需要が次第に増えてきている。$$alpha$$線後方散乱,$$gamma$$線共鳴散乱,X線選択吸収,蛍光X線,放射化の各方法について概説したのち、一般的に広い応用範囲をもつ後の2者について、とくに、資源探査分析ならびに工程管理のためのオンライン分析の具体例を紹介した。

論文

箔放射化法による核分裂反応率の測定

田坂 完二

日本原子力学会誌, 13(2), p.73 - 75, 1971/00

https://doi.org/10.3327/jaesj.13.73

核分裂反応率を最も直接的に測定する方法は,フイッション・カウンタによる方法であるが,カウンタを入れるスペースがなかったり,カウンタを入れることによって実験の精度に影響が出たり,また高温における測定が必要な場合も生じ,濃縮Uまたは劣化U等の箔を放射化して核分裂反応率を測定する必要が生ずる場合が多い。その1方法について新しい試みを述べる。

論文

放射化法におけるデータ解析の現状

古橋 晃

日本原子力学会誌, 4(11), p.797 - 807, 1962/00

https://doi.org/10.3327/jaesj.4.797

放射化法、すなわち箔の技術は炉物理固有のものではないが、その進歩は炉物理の発展と共にあったといってよい。今日ではチェンバ系の回路技術、カウンタ系のパルス技術と並んで、この箔の技術が炉物理測定の3本の柱の1つになっている。ことに中性子の輸送特性の積分測定では主役を演じているといえる。箔の技術はつぎの3段階に分れよう。(1)箔の製造、取扱い、前後処理等の技術(2)箔の計数の技術(3)箔データの整理・解析とその炉物理的解釈 この報告はこのうちの(3)についての現状を概説したものである。(1)と(2)については、個々の場合についての特殊な技術や工夫は興味深いものがあるが、誌面ではその精髄を伝えきれないので、別の機会にゆずった。

口頭

Status of $$^{99}$$Mo/$$^{99m}$$Tc production development by (n,$$gamma$$) reaction in JMTR

土谷 邦彦; 相沢 静男; 竹内 宣博*; 鈴木 康明*; 長谷川 良雄*; 掛井 貞紀*; 荒木 政則

no journal, , 

JMTRの産業利用の一環として、医療診断用アイソトープである$$^{99m}$$Tcの親核種である(n,$$gamma$$)法(放射化法)を用いた$$^{99}$$Moの製造を計画している。日本はこの$$^{99}$$Moを全量海外からの輸入に依存している。2013年、JMTRを用いた放射化法による$$^{99}$$Mo国産化製造に関する高度化研究がつくば国際総合戦略特区のプロジェクトとして採用され、日本のメーカと共同でR&Dを行っている。R&Dの主な項目は、(1)MoO$$_{3}$$ペレットの製造技術開発、(2)$$^{99m}$$Tcの抽出・濃縮、(3)$$^{99m}$$Tc溶液の標識試験及び(4)Moリサイクルである。本発表では、これまでに得られたで得られた成果及び今後の計画について報告する。

口頭

Np-237の熱中性子捕獲断面積の高精度化検討

中村 詔司; 寺田 和司; 木村 敦; 中尾 太郎; 岩本 修; 原田 秀郎; 上原 章寛*; 藤井 俊行*

no journal, , 

原子力システム研究開発事業「マイナーアクチニドの中性子核データ精度向上に係る研究開発」の一環として、研究炉中性子を用いた放射化法によりマイナーアクチノイド等の核種の熱中性子捕獲断面積を高精度に測定する研究を進めている。Np-237の熱中性子捕獲断面積について、サンプル定量のための$$gamma$$線放出率や実験手法等の点から、過去の報告値の違いの要因を議論する。

30 件中 1件目～20件目を表示