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論文

Radioactivity estimation of radioactive hotspots using a Compton camera and derivation of dose rates in the surrounding environment

佐藤 優樹

Applied Radiation and Isotopes, 212, p.111421_1 - 111421_8, 2024/10

At the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station, radiation sources released in the accident were deposited on various equipment and building structures. During decommissioning, it is crucial to understand the distribution of radiation sources and ambient dose equivalent rates to reduce worker exposure and implement detailed work planning. In this study, the author introduces a method for visualizing radiation sources, estimates their radioactivity using a Compton camera, and derives the dose rate around the radiation sources. In the demonstration test, the Compton camera was used to visualize radioactive hotspots caused by $$^{137}$$Cs radiation sources deposited in the outdoor environment and estimated the radioactivity. Furthermore, the dose rate around the hotspots was calculated from the estimated radioactivity, which confirmed that the calculated dose rate correlated with the dose rate measured using a survey meter. This approach is novel, where a series of analyses were conducted using the Compton camera to visualize radioactive hotspots, estimate the radioactivity, and derive the dose rate in the surrounding environment.

報告書

ゼオライトカラム吸着挙動解析コードZACの開発

山岸 功; 波戸 真治*; 西原 健司; 津幡 靖宏; 佐川 祐介*

JAEA-Data/Code 2024-002, 63 Pages, 2024/07

JAEA-Data-Code-2024-002.pdf:2.91MB
JAEA-Data-Code-2024-002-appendix(CD-ROM).zip:9.42MB

福島第一原子力発電所事故で発生した放射性セシウムを含む汚染水処理にゼオライトを充填した吸着塔が使用されている。汚染水処理が進むにつれて吸着塔内の放射性セシウムは高濃度となり、吸着塔は高い放射線源となる。吸着塔内の崩壊熱や水素発生量を評価するには、吸着塔内の放射性セシウム濃度が必要となるが、測定では評価することが容易ではないためシミュレーションによって推定される。本研究では、ゼオライトを充填した吸着塔(カラム)に放射性セシウムなどの放射性物質を注入したときの吸着塔内の濃度を算出できるゼオライトカラム吸着挙動解析(ZAC)コードを開発した。本コードの妥当性は、既存コードによる計算結果との比較および小カラム試験の実験結果との比較により確認した。本稿は開発したコードに関するモデルの詳細、コードの取扱い方および結果の妥当性を提示するものである。

論文

Detailed visualization of radioactive hotspots inside the Unit 1 reactor building of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station using an integrated Radiation Imaging System mounted on a Mecanum wheel robot

佐藤 優樹; 寺阪 祐太; 大浦 正利*

Journal of Nuclear Science and Technology, 61(7), p.856 - 870, 2024/07

In the decommissioning of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station, understanding the distribution of radioactive substances and dose-equivalent rates is crucial to develop detailed decontamination plans and minimize worker exposure. In this study, we remotely visualized radioactive hotspots and dose-equivalent rate distribution in Unit 1 reactor building of the station using a Mecanum wheel robot equipped with a Compton camera, simultaneous localization and mapping device, and survey meter. We successfully visualized high-concentration radiation hotspots on the U-shaped piping of the drywell humidity control system and the atmospheric control piping in the ceiling in front of the transverse in-core probe room. Furthermore, the hotspot location was identified in three dimensions using the Compton camera used to analyze the atmospheric control piping. By simultaneously analyzing the dose-equivalent rate data acquired by the survey meter and the hotspot locations visualized by the Compton camera, it was confirmed that the hotspots caused elevated dose-equivalent rates in the surrounding area. Using this robot system in unexplored areas, such as the higher floors of reactor buildings, in future will enable us to obtain information on radiation hotspot locations and dose-equivalent rate distribution.

論文

Thinning behavior of solid boron carbide immersed in molten stainless steel for core disruptive accident of sodium-cooled fast reactor

江村 優軌; 高井 俊秀; 菊地 晋; 神山 健司; 山野 秀将; 横山 博紀*; 坂本 寛*

Journal of Nuclear Science and Technology, 61(7), p.911 - 920, 2024/07

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

Boron carbide (B$$_4$$C)- stainless steel (SS) eutectic reaction behavior is one of the most important issues in the core disruptive accidents (CDAs) of sodium-cooled fast reactors (SFRs). In this study, the immersion experiments using B$$_4$$C pellets with molten SS were conducted to evaluate the CDA sequences such as contact event of solid B$$_4$$C with degraded core materials including SS at very high temperature. The immersion experiment aims at understanding the kinetic behavior of solid B$$_4$$C-liquid SS reaction based on the reduced thickness of B$$_4$$C pellet after the experiment in the temperature ranges from 1763 to 1943 K, which is higher than the temperature of solid B$$_4$$C-solid SS reaction. Based on the kinetic consideration of the reaction rate constants for solid B$$_4$$C-liquid SS reaction, it was found that similar temperature dependency was identified between solid B$$_4$$C-liquid SS and solid B$$_4$$C-solid SS. Besides, the reaction rate constants of solid B$$_4$$C-liquid SS were smaller than those of solid B$$_4$$C-solid SS extrapolated in higher temperature region by two or more orders of magnitude due to two different evaluation method for B$$_4$$C side/SS side. It was confirmed that this difference was reasonable through the consideration of previous reaction tests in solid-solid contact for B$$_4$$C side/SS side.

論文

Development of a radioactive substance detection system integrating a Compton camera and a LiDAR camera with a hexapod robot

佐藤 優樹; 角藤 壮*; 田中 孝幸*; 嶋野 寛之*; 諸橋 裕子; 畠山 知圭*; 中島 準作; 石山 正弘

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 1063, p.169300_1 - 169300_7, 2024/06

A system for locating radioactive substances using a hexapod robot equipped with a Compton camera and light detection and ranging camera was developed, and its performance evaluation test was conducted at FUGEN, a nuclear facility owned by Japan Atomic Energy Agency. In the test, by projecting images of radioactive substances acquired with the Compton camera onto a three-dimensional model of the work environment acquired with a light detection and ranging camera, the locations where radioactive substances have accumulated and the dose rate is higher than the surrounding area were successfully visualized and identified.

論文

Numerical study of initiating phase of core disruptive accident in small sodium-cooled fast reactors with negative void reactivity

石田 真也; 深野 義隆; 飛田 吉春; 岡野 靖

Journal of Nuclear Science and Technology, 61(5), p.582 - 594, 2024/05

 被引用回数:1 パーセンタイル:63.33(Nuclear Science & Technology)

To improve the safety of future SFRs, the development of SFRs with low void reactivity has been promoted. Small SFRs can have a negative void coefficient of reactivity, so the analysis of the CDA event sequence in small SFRs is valuable for the investigation of the reactor characteristics for the future research and development of SFRs. In this study, the typical initiating events of a CDA in small SFRs were evaluated with the computational code, SAS4A. The event progression of ULOF and UTOP in the low void reactivity reactor is found to be slow due to the effective operation of the negative reactivity feedback and the absence of significant positive reactivity insertion. No power excursion occurs in the initiating phase. In ULOF, the cladding melt and relocation behavior becomes more important for the evaluation of the event progression due to its positive reactivity.

論文

Stochastic ray tracing for Fresnel diffraction

瀬戸 慧大

Optics Express (Internet), 32(10), p.16999 - 17011, 2024/05

We propose stochastic ray tracing for laser beam propagation in Fresnel diffraction to find the duality between wave and ray representations. We transform from the Maxwell equations to the Schr$"{o}$dinger equation for a monochromatic laser beam in the slowly varying envelope approximation. The stochastic ray tracing method interprets this Schr$"{o}$dinger equation as a stochastic process, of an analogy of Nelson's stochastic mechanics. It can illustrate the stochastic paths and the wavefront of an optical beam. This ray tracing method includes Fresnel diffraction effects naturally. We show its general theoretical construction and numerical tests for a Gaussian laser beam with diffraction, that stochasticity realizes the beam waist around the Rayleigh range.

論文

Measurements of the neutron total and capture cross sections and derivation of the resonance parameters of $$^{181}$$Ta

遠藤 駿典; 木村 敦; 中村 詔司; 岩本 修; 岩本 信之; Rovira Leveroni, G.; 藤 暢輔; 瀬川 麻里子; 前田 亮

Nuclear Science and Engineering, 198(4), p.786 - 803, 2024/04

 被引用回数:1 パーセンタイル:63.33(Nuclear Science & Technology)

The neutron transmission ratio and capture yield for $$^{181}$$Ta were measured in J-PARC MLF ANNRI to improve the accuracy of resonance parameters. The total cross section was determined from the transmission ratio in the energy range from 0.2 to 150 eV. The capture cross section was obtained from the capture yield using the pulse height weighting technique (PHWT) in the energy range from thermal to 150 eV. The obtained transmission ratio and capture cross-section were fitted by the resonance analysis code, REFIT, and the resonance parameters were determined below 150 eV. It was also discussed the correlations caused by fitting based on statistical uncertainty and correlations for systematic uncertainty based on sample thickness in the transmission measurements.

報告書

令和4年度東京電力株式会社福島第一原子力発電所事故に伴う放射性物質の分布データの集約(受託研究)

福島マップ事業対応部門横断グループ

JAEA-Technology 2023-024, 176 Pages, 2024/03

JAEA-Technology-2023-024.pdf:22.16MB

東京電力(株)福島第一原子力発電所(福島第一原発)事故による放射性物質の分布状況を平成23年6月より調査してきた。本報告書は、令和4年度の調査において得られた結果をまとめたものである。空間線量率については、走行サーベイ、平坦地上でのサーベイメータによる定点サーベイ、歩行サーベイ及び無人ヘリコプターサーベイを実施し、測定結果から空間線量率分布マップを作成するとともにその経時変化を分析した。放射性セシウムの土壌沈着量に関しては、in-situ測定及び土壌中深度分布調査をそれぞれ実施した。さらに、これまで蓄積した測定結果を基に空間線量率及び沈着量の実効半減期を評価した。モニタリングの重要度を相対的に評価するスコアマップを福島県及び福島第一原発から80km圏内について作成するとともに、多年度のモニタリングデータを使用した場合のスコアの変化要因について考察した。過去の海水中トリチウムの濃度データの変動幅を把握しその要因について考察した。総合モニタリング計画に基づき実施された海域モニタリングについて令和4年度の測定結果を集約するとともに、過去からの変動などに関して解析評価を行った。階層ベイズ統計手法を用いて、走行サーベイや歩行サーベイ等の調査により取得した空間線量率分布データを統合し、80km圏内を対象とした統合マップ及び解析対象を福島県全域に広げた統合マップを作成した。これらの他、「放射性物質モニタリングデータの情報公開サイト」への令和4年度の測定結果の公開、総合モニタリング計画に基づく放射線モニタリング及び環境試料分析測定データのCSV化を実施した。

報告書

耐放射線プロセッサを用いた組み込みシステムの開発(委託研究); 令和4年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉環境国際共同研究センター; 岡山大学*

JAEA-Review 2023-038, 48 Pages, 2024/03

JAEA-Review-2023-038.pdf:2.58MB

日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和4年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、令和4年度に採択された研究課題のうち、「耐放射線プロセッサを用いた組み込みシステムの開発」の令和4年度分の研究成果について取りまとめたものである。本研究は、集積回路に光技術を導入し、10MGyのトータルドーズ耐性を持つ耐放射線光電子プロセッサ、既存の集積回路のみで4MGyのトータルドーズ耐性を持つ耐放射線プロセッサ、同4MGyのトータルドーズ耐性の耐放射線メモリ、そして、それらに必要となる1MGyのトータルドーズ耐性を持つ耐放射線電源ユニットの4つを開発する。マンチェスター大学とはロボットやLiDARに対する耐放射線プロセッサ、耐放射線FPGA、耐放射線メモリ、耐放射線電源ユニットの面で連携し、これまでに無い高いトータルドーズ耐性を持つ耐放射線ロボットを実現していく。また、ランカスター大学とは耐放射線FPGA、耐放射線電源ユニットの面で連携し、放射線の種類、強度を正確に特定できるセンサー類を開発していく。

報告書

3次元線量拡散予測法の確立と$$gamma$$線透過率差を利用した構造体内調査法の開発(委託研究); 令和4年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉環境国際共同研究センター; 京都大学*

JAEA-Review 2023-028, 54 Pages, 2024/03

JAEA-Review-2023-028.pdf:3.81MB

日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和4年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所(1F)の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、令和4年度に採択された研究課題のうち、「3次元線量拡散予測法の確立と$$gamma$$線透過率差を利用した構造体内調査法の開発」の令和4年度分の研究成果について取りまとめたものである。我々は核ガンマ線の方向を完全に決定、光学カメラと同じ全単射によるガンマ線画像(線形画像)が測定できる電子飛跡検出型コンプトンカメラ(ETCC)を実現、今年、世界初の銀河拡散ガンマ線の直接観測に成功した。この特徴を生かし平成30年度英知事業に採択された「ガンマ線画像スペクトル分光法による高放射線場環境の画像化による定量的放射能分布解析法」(以下、前研究)では、1F免振棟から炉を含む1km四方を一度に撮像、約100か所のスペクトル測定を一度に実現、空からはスカイシャイン、炉からは662keVガンマ線が明瞭に測定でき、見晴台50$$mu$$Sv/hでも無遮蔽で撮像に成功した。令和3年度には京都大学複合原子力科学研究所の原子炉建屋内の3次元線量測定を実施し、動作中の原子炉からのガンマ線の3次元撮像に成功した。さらに炉壁から放出された微量な$$^{41}$$Arのガンマ線(1290keV)を動画で捉え、放射性物質拡散のガンマ線画像モニタリングが可能であることを実証した。本研究は、前研究の成果を基にサブmSv/h環境での3次元汚染物質飛散検知・予測システムの1F内で使用可能な実用化を行う。またETCCのMeV以上のガンマ線撮像能力を生かし透過性の高い$$^{134}$$Csガンマ線を利用した炉建屋内の3次元透視Cs分布測定法を開発する。

論文

Atomic position and the chemical state of an active Sn dopant for Sn-doped $$beta$$-Ga$$_{2}$$O$$_{3}$$(001)

Tsai, Y. H.*; 小畠 雅明; 福田 竜生; 谷田 肇; 小林 徹; 山下 良之*

Applied Physics Letters, 124(11), p.112105_1 - 112105_5, 2024/03

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.00

Recently, gallium oxide (Ga$$_{2}$$O$$_{3}$$) has attracted much attention as an ultra-wide bandgap semiconductor with a bandgap of about 5 eV. In order to control device properties, it is important to clarify the chemical state of dopants and doping sites. X-ray absorption near edge structure (XANES) and hard X-ray photoemission spectroscopy were used to investigate the dopant sites and chemical states of Sn in Sn-doped $$beta$$-Ga$$_{2}$$O$$_{3}$$(001) samples. The results show that the chemical state of the Sn dopant is the Sn$$^{4+}$$ oxidation state and that the bond lengths around the Sn dopant atoms are longer due to the relaxation effect after Sn dopant insertion. Comparison of experimental and simulated XANES spectra indicates that the octahedral Ga substitution site in $$beta$$-Ga$$_{2}$$O$$_{3}$$(001) is the active site of the Sn dopant.

論文

Cohesive/Adhesive strengths of CsOH-chemisorbed SS304 surfaces

Li, N.*; Sun, Y.*; 中島 邦久; 黒崎 健*

Journal of Nuclear Science and Technology, 61(3), p.343 - 353, 2024/03

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

福島原子力発電所(1F)事故では、表面積の大きなステンレス鋼(SS304)製の気水分離器や蒸気乾燥器にセシウムが大量に残っている可能性がある。そして、1F廃止措置においてこのようなCsは、放射性粉塵を生成する可能性があるため、安全上問題になることが予想される。しかし、水酸化セシウム(CsOH)の化学吸着により生成した酸化被膜の付着強度については、まだ、明らかになっていない。本研究では、CsOHによる化学吸着がどの程度酸化被膜の付着強度に影響するかスクラッチ試験機を用いて調査した。その結果、CsOHの化学吸着により酸化被膜の付着強度は低下したが、剥離させることはできなかった。

報告書

廃棄体製作基準類整備に関する活動; 令和4年度活動報告書

バックエンド推進部; 埋設事業センター

JAEA-Review 2023-037, 162 Pages, 2024/02

JAEA-Review-2023-037.pdf:2.66MB

日本原子力研究開発機構では、研究施設等廃棄物の浅地中処分に向けて、廃棄物確認における技術基準への対応方法等の検討を進めている。令和4年度から「廃棄体製作基準検討委員会」を設置し、埋設事業センターにて検討中の廃棄物埋設施設を想定した暫定の廃棄物受入基準、廃棄体確認要領等の廃棄体製作に関する基準類の整備を進めていくこととした。令和4年度は、液体廃棄物のセメント固化体及び固体廃棄物の充填固化体に関する基準類を策定することとし、検討を進めた。また、廃棄物確認の方法が確立されていない課題の検討、解体廃棄物の合理的な処理方法の実証等を進めた。本報告書は、それらの内容についてまとめたものである。

論文

Evaluation of excavation damaged zones (EDZs) in Horonobe Underground Research Laboratory (URL)

畑 浩二*; 丹生屋 純夫*; 青柳 和平; 宮良 信勝*

Journal of Rock Mechanics and Geotechnical Engineering, 16(2), p.365 - 378, 2024/02

山岳トンネルや地下備蓄基地などの地下空洞の掘削時には、応力再配分の影響により空洞周辺岩盤に損傷が生じる。このような領域では、亀裂や不連続面が発生することから、発生に伴う振動(アコースティックエミッション、AE)が生じる。本研究では、長期的な立坑周辺岩盤のモニタリングのために、光ファイバー式のAEセンサー,間隙水圧計を1つのボーリング孔に設置できるプローブを開発した。計測の結果、立坑掘削に伴ってAEの発生数が顕著となり、さらに立坑壁面から1.5mの範囲で2から4桁の透水係数の増大を確認した。さらに、数値解析の結果、間隙水圧変化と割れ目の発達領域を適切に再現できた。これらの結果を踏まえ、立坑周辺の掘削損傷領域の概念モデルを構築した。なお、この成果は、高レベル放射性廃棄物処分時の安全評価の信頼性の向上に資するものである。

論文

Quantum critical behavior of the hyperkagome magnet Mn$$_3$$CoSi

山内 宏樹; Sari, D. P.*; 安井 幸夫*; 坂倉 輝俊*; 木村 宏之*; 中尾 朗子*; 大原 高志; 本田 孝志*; 樹神 克明; 井川 直樹; et al.

Physical Review Research (Internet), 6(1), p.013144_1 - 013144_9, 2024/02

$$beta$$-Mn-type family alloys Mn$$_3$$$$TX$$ have three-dimensional antiferromagnetic (AFM) corner-shared triangular network. The antiferromagnet Mn$$_3$$RhSi shows magnetic short-range order (SRO) over a wide temperature range of approximately 500 K above the N$'{e}$el temperature $$T_{rm N}$$ = 190 K. Mn$$_3$$CoSi has the smallest lattice parameter and the lowest $$T_{rm N}$$ in the family compounds. The quantum critical point (QCP) from AFM to the quantum paramagnetic state is expected near a cubic lattice parameter of 6.15 $AA. Although $T_N$$ of Mn$$_3$$CoSi is only 140 K, quantum critical behavior is observed in Mn$$_3$$CoSi as the enhancement of the electronic specific heat coefficient $$gamma$$. We study how the magnetic SRO appears in Mn$$_3$$CoSi by using neutron scattering, $$mu$$SR, and physical property measurements. The experimental results show that the neutron scattering intensity of the magnetic SRO does not change much regardless of the suppressed magnetic moment in the long-range magnetic ordered state compared to those of Mn$$_3$$RhSi. The initial asymmetry drop ratio of $$mu$$SR above $$T_{rm N}$$ becomes small, and the magnetic SRO temperature $$T_{SRO}$$ is suppressed to 240 K. The results suggest that the Mn$$_3$$CoSi is close to the QCP in the Mn$$_3$$$$TX$$ system.

論文

High-temperature rupture failure of high-burnup LWR-MOX fuel under a reactivity-initiated accident condition

谷口 良徳; 三原 武; 垣内 一雄; 宇田川 豊

Annals of Nuclear Energy, 195, p.110144_1 - 110144_11, 2024/01

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

A reactivity-initiated accident (RIA)-simulated test CN-1 on a high-burnup 64 GWd/t mixed-oxide fuel rod sheathed with M5$$^{TM}$$ cladding was conducted at the Nuclear Safety Research Reactor, resulting in fuel failure. A small opening with slight ballooning deformation characterized the post-test visual appearance of the test fuel rod. Simulation using fuel performance codes FEMAXI-8/RANNS predicted rod survival under early phase loading induced by pellet-cladding mechanical interaction and subsequent boiling transition, and the cladding surface temperature measured online confirmed the occurrence of boiling transition. The experimental observation and simulation indicate that the failure was caused by a high-temperature rupture following increased rod-internal pressure. The RANNS sensitivity analysis revealed that a mechanical state parameter dedicated to predicting plastic instability might be an effective index for evaluating the risk of rupture failure during RIAs.

論文

Radioactivity estimation of multiple radiation sources using a Compton camera to investigate radioactively contaminated objects

佐藤 優樹

Applied Radiation and Isotopes, 203, p.111083_1 - 111083_9, 2024/01

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Chemistry, Inorganic & Nuclear)

At the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (FDNPS), radioactive substances released during the accident were deposited on various equipment and building structures. During the decommissioning work, an investigation of the deposition of radioactive substances inside the contaminated equipment and structures can provide information on the cause and progression of the accident. This study introduces a quantitative evaluation method of radioactivity using a Compton camera, a type of gamma-ray imager, to investigate the deposition and contamination level of radioactive substances on contaminated objects at the FDNPS. Multiple $$^{137}$$Cs radiation sources with varying radioactivity were placed horizontally in one dimension within the field of view of the Compton camera, and a proof-of-principle study was conducted to evaluate the radioactivity of each source quantitatively.

論文

Production and synthesis of a novel $$^{191}$$Pt-labeled platinum complex and evaluation of its biodistribution in healthy mice

面川 真里奈*; 木村 寛之*; 初川 雄一*; 河嶋 秀和*; 塚田 和明; 屋木 祐介*; 内藤 行基*; 安井 裕之*

Bioorganic & Medicinal Chemistry, 97, p.117557_1 - 117557_6, 2024/01

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Biochemistry & Molecular Biology)

$$^{191}$$Pt was produced via the (n,2n) reaction induced by accelerator neutrons. [$$^{191}$$Pt]FGC-Pt was obtained through the accelerator neutron irradiation of FGC-Pt and K$$_{2}$$PtCl$$_{4}$$. Highly purified [$$^{191}$$Pt]FGC-Pt was obtained using the latter method, which suggests that the synthetic method using a $$^{191}$$Pt-labeled platinum reagent is suitable for the radioactivation of platinum complexes. We also investigated whether a significant correlation existed between the biodistribution of FGC-Pt and [$$^{191}$$Pt]FGC-Pt in healthy mice 24 h after tail vein administration. These results suggest that $$^{191}$$Pt-labeled compounds, synthesized using radioactive platinum reagents, can be used to confirm the biodistribution of platinum compounds. Our study on the biodistribution of [$$^{191}$$Pt]FGC-Pt is expected to contribute to the development of novel platinum-based drugs in the future.

論文

Measurements of neutron capture cross-sections for nuclides of interest in decommissioning; $$^{45}$$Sc, $$^{63}$$Cu, $$^{64}$$Zn, $$^{109}$$Ag, and $$^{113}$$In

中村 詔司; 芝原 雄司*; 遠藤 駿典; Rovira Leveroni, G.; 木村 敦

Journal of Nuclear Science and Technology, 16 Pages, 2024/00

廃止措置においては、生成放射能の評価に資する核データとして、中性子捕獲断面積を整備する必要がある。本研究では、整備すべき対象核種のうち$$^{45}$$Sc, $$^{63}$$Cu, $$^{65}$$Zn, $$^{109}$$Ag及び$$^{113}$$Inを選定し、KURのTC-Pnを用いてそれらの熱中性子捕獲断面積測定を行った。その結果、熱中性子捕獲断面積の結果が、以下のとおり得られた:$$^{45}$$Sc(n, $$gamma$$)$$^{46}$$Sc反応は27.18$$pm$$0.28 barn、$$^{63}$$Cu(n, $$gamma$$)$$^{64}$$Cu反応は4.34$$pm$$0.06 barn、$$^{64}$$Zn(n, $$gamma$$)$$^{65}$$Zn反応は0.719$$pm$$0.011 barn、$$^{109}$$Ag(n, $$gamma$$)$$^{rm 110m}$$Ag反応は4.05$$pm$$0.05 barn、そして$$^{113}$$In(n, $$gamma$$) $$^{114}$$In$$^{m1+m2}$$反応は8.53$$pm$$0.27 barn。ScとZnの結果は、これまでに報告されている評価値を誤差範囲で支持するが、一方、他の核種については評価値と異なる結果となった。得られた結果は、生成量評価にはもちろん、これらの核種を中性束モニタとして利用する場合に用いることが考えられる。

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