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論文

Estimated isotopic compositions of Yb in enriched $$^{176}$$Yb for producing $$^{177}$$Lu with high radionuclide purity by $$^{176}$$Yb($$d,x$$)$$^{177}$$Lu

永井 泰樹*; 川端 方子*; 橋本 慎太郎; 塚田 和明; 橋本 和幸*; 本石 章司*; 佐伯 秀也*; 本村 新*; 湊 太志; 伊藤 正俊*

Journal of the Physical Society of Japan, 91(4), p.044201_1 - 044201_10, 2022/04

https://doi.org/10.7566/JPSJ.91.044201

近年、神経内分泌腫瘍を治療するための医療用RIとして$$^{177}$$Luが注目されており、加速器施設で重陽子を濃縮$$^{176}$$Yb試料に照射し、高純度の$$^{177}$$Luを製造する方法が検討されている。ただし、Yb試料には様々な同位体が微量に含まれており、$$^{177}$$Lu以外のLu同位体が不純物として生成される。医療用として利用する$$^{177}$$Luは一定の純度が求められるため、定量的にLuの不純物を評価する手法が求められていた。本研究では、実験値を基に関与する全てのYb($$d,x$$)Lu反応の断面積を決定し、粒子輸送計算コードPHITSと組み合わせることで、Yb試料が任意の組成比をもつ場合の各Lu同位体の生成量を推定する新しい手法を開発した。他に、天然組成のYb試料へ25MeV重陽子を照射した実験も行い、本手法の有効性を検証した。また、市販の濃縮$$^{176}$$Yb試料に照射した条件で計算を行い、重陽子のエネルギーを15MeVとすることで、純度99%以上の$$^{177}$$Lu生成を達成できることを示した。開発した手法は、加速器を用いて高純度の医療用$$^{177}$$Luを製造する際、必要な濃縮Yb試料の同位体組成を議論する上で重要な役割を果たすものである。

報告書

平成30年度研究炉加速器技術部年報(JRR-3, JRR-4, NSRR,タンデム加速器, RI製造棟及びトリチウムプロセス研究棟の運転、利用及び技術開発)

研究炉加速器技術部

JAEA-Review 2020-074, 105 Pages, 2021/03

JAEA-Review-2020-074.pdf:3.72MB

研究炉加速器技術部は、JRR-3 (Japan Research Reactor No.3)、JRR-4 (Japan Research Reactor No.4)、NSRR (Nuclear Safety Research Reactor)の研究炉、タンデム加速器、RI製造棟及びトリチウムプロセス研究棟を運転管理し、それらを利用に供するとともに関連する技術開発を行っている。本年次報告は平成30年度における当部の実施した運転管理、利用、利用技術の高度化、安全管理、国際協力について業務活動をまとめたものである。さらに、論文、口頭発表一覧、官庁許認可及び業務の実施結果一覧を掲載した。

報告書

平成29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, RI製造棟及びトリチウムプロセス研究棟の運転、利用及び技術開発)

研究炉加速器技術部

JAEA-Review 2020-073, 113 Pages, 2021/03

JAEA-Review-2020-073.pdf:3.87MB

研究炉加速器管理部は、JRR-3 (Japan Research Reactor No.3)、JRR-4 (Japan Research Reactor No.4)、NSRR (Nuclear Safety Research Reactor)の研究炉、タンデム加速器、RI製造棟及びトリチウムプロセス研究棟を運転管理し、それらを利用に供するとともに関連する技術開発を行っている。本年次報告は平成29年度における当部の実施した運転管理、利用、利用技術の高度化、安全管理、国際協力について業務活動をまとめたものである。さらに、論文、口頭発表一覧、官庁許認可及び業務の実施結果一覧を掲載した。

報告書

平成28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, RI製造等及びトリチウムプロセス研究棟の運転、利用及び技術開発)

研究炉加速器技術部

JAEA-Review 2020-072, 102 Pages, 2021/03

JAEA-Review-2020-072.pdf:3.86MB

研究炉加速器管理部は、JRR-3(Japan Research Reactor No.3)、JRR-4(Japan Research Reactor No.4)、NSRR(Nuclear Safety Research Reactor)の研究炉、タンデム加速器、RI製造棟及びトリチウムプロセス研究棟を運転管理し、それらを利用に供するとともに関連する技術開発を行っている。本年次報告は平成28年度における当部の実施した運転管理、利用、利用技術の高度化、安全管理、国際協力について業務活動をまとめたものである。さらに、論文、口頭発表一覧、官庁許認可及び業務の実施結果一覧を掲載した。

論文

Conceptual design of direct $$^{rm 99m}$$Tc production facility at the high temperature engineering test reactor

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

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2019.110174
 被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)

This study proposed a conceptual design of direct $$^{rm 99m}$$Tc production facility from a natural MoO$$_{3}$$ target at the high temperature engineering test reactor (HTTR). $$^{rm 99m}$$Tc is produced by a beta decay of $$^{99}$$Mo, which is formed via the $$^{98}$$Mo(n,$$gamma$$)$$^{99}$$Mo reaction. $$^{rm 99m}$$Tc is then extracted from the MoO$$_{3}$$ 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$$_{3}$$ target is heated up inside the reactor without pulling out for external electric heating, and as a result, $$^{rm 99m}$$Tc could be extracted directly during irradiation. With 1 kg of MoO$$_{3}$$ target, the HTTR could produce about 6.8$$times$$10$$^{8}$$ MBq of $$^{rm 99m}$$Tc activity in comparison with 3.0$$times$$10$$^{8}$$ MBq of total $$^{rm 99m}$$Tc supplied in Japan in 2017.

論文

Feasibility study of large-scale production of iodine-125 at the high temperature engineering test reactor

Ho, H. Q.; 本多 友貴*; 濱本 真平; 石井 俊晃; 藤本 望*; 石塚 悦男

Applied Radiation and Isotopes, 140, p.209 - 214, 2018/10

https://doi.org/10.1016/j.apradiso.2018.07.024
 被引用回数：4 パーセンタイル：56.63(Chemistry, Inorganic & Nuclear)

The feasibility of a large-scale iodine-125 production from natural xenon gas at high-temperature gas-cooled reactors was investigated. A high-temperature engineering test reactor, which is located in Japan, was used as a reference HTGR reactor in this study. First, a computer code based on a Runge-Kutta method was developed to calculate the quantities of isotopes arising from the neutron irradiation of natural xenon gas target. This code was verified with a good agreement with a reference result. Next, optimization of irradiation planning was carried out. As results, with 4 days of irradiation and 8 days of decay, the $$^{125}$$I production could be maximized and the $$^{126}$$I contamination was within an acceptable level. The preliminary design of irradiation channels at the HTTR was also optimized. The case with 3 irradiation channels and 20-cm diameter was determined as the optimal design, which could produce approximately 180,000 GBq per year of $$^{125}$$I production.

論文

High thermo-separation efficiency of $$^{99m}$$Tc from molten $$^{100}$$MoO$$_{3}$$ samples by repeated milking tests

永井 泰樹; 川端 方子; 佐藤 望; 橋本 和幸; 佐伯 秀也; 本石 章司*

Journal of the Physical Society of Japan, 83(8), p.083201_1 - 083201_4, 2014/07

https://doi.org/10.7566/JPSJ.83.083201
 被引用回数：10 パーセンタイル：62.33(Physics, Multidisciplinary)

High thermo-separation efficiencies of about 90% and 70% have been obtained for the first time for $$^{rm 99m}$$Tc from molten MoO$$_{3}$$ samples containing $$^{99}$$Mo with thicknesses of 4.0 and 8.8 mm, respectively, by repeated milking tests. $$^{99}$$Mo was produced with $$^{100}$$Mo($$n$$,2$$n$$)$$^{99}$$Mo by using neutrons from $$^{3}$$H($$d$$,$$n$$)$$^{4}$$He. The thermo-separation efficiency was determined by measuring the 141 keV $$gamma$$-ray yield of $$^{rm 99m}$$Tc within the molten MoO$$_{3}$$ samples with a radiation detector as a function of the furnace temperature and time. The diffusion coefficients of $$^{rm 99m}$$Tc in the molten MoO$$_{3}$$ samples were estimated in order to help understand the $$^{rm 99m}$$Tc release mechanism. The present result solves a long-standing problem of decreasing the separation efficiency of $$^{rm 99m}$$Tc from MoO$$_{3}$$ while increasing the sample mass or repeating sublimation in thermo-separation, and will bring a major breakthrough to obtain high-quality $$^{rm 99m}$$Tc from MoO$$_{3}$$ irradiated by accelerator-neutrons (protons) or reactor-neutrons.

報告書

RI・研究所等廃棄物のクリアランスレベル確認のための非破壊$$gamma$$線測定要素技術の開発

堤 正博; 大石 哲也*; 山外 功太郎; 吉田 真

JAERI-Research 2004-021, 43 Pages, 2004/12

JAERI-Research-2004-021.pdf:8.55MB

微弱放射線モニタリング技術の開発の一環として、RI・研究所等廃棄物に対するクリアランス確認測定システムの設計及び開発を行った。本研究では、非破壊$$gamma$$線測定技術を高度化することにより、200リットルドラム缶やコンテナ中に含まれる放射性核種を定量することをねらった。しかしながら、RI使用施設や研究所から発生する廃棄物では、原子炉施設からの廃棄物とは異なり、多種多様な核種が対象となる,また核種の存在比も一定ではない,偏在した放射能分布を想定しなければならないなど、解決すべき課題が多い。これらに対処するために、それぞれの課題ごとに機能向上を図った、3つの$$gamma$$線測定装置(ユニット)を開発した。開発した測定ユニットは、(1)核種同定型検出ユニット,(2)位置情報型検出ユニット,(3)高効率型検出ユニットである。本報告書では、クリアランスレベル確認測定に向けた全体の設計方針及び開発した個々の$$gamma$$線測定ユニットの設計とその性能について考察する。

報告書

国際原子力総合技術センターの活動; 平成13年度

国際原子力総合技術センター

JAERI-Review 2003-003, 81 Pages, 2003/05

JAERI-Review-2003-003.pdf:3.48MB

本報告書は、日本原子力研究所国際原子力総合技術センターの平成13年度の業務概要をまとめたものである。東京研修センター及び東海研修センターにおいて実施した研修並びに技術交流推進室が実施した業務の内容を中心に、研修のための技術開発や運営管理などについて述べた。両研修センターでは、年度当初に計画した国内及び国外向けの研修をおおむね予定どおりに実施したのに加え、臨界事故後の法改正に関連して国の要請により実施した原子力専門官研修も第3回目を迎えた。また、12年度より開始した原子力保安検査官研修及び原子力特別防災研修も2年目を迎えた。本年度の修了者の合計は1,310名であった。発足後6年目を迎えた技術交流推進室では、アジア・太平洋原子力技術交流にかかわる業務及び国際研修にかかわる計画立案等を進めるとともに、第3回アジア地域原子力人材養成ワークショップを開催した。これらの活動のほかに、研修内容の改善に資するための技術開発や関連研究も進めており、着実な成果を上げている。

論文

A Laser ion source with a thin ohmic-heating ionizer for the TIARA-ISOL

小泉 光生; 長 明彦; 大島 真澄; 関根 俊明; 涌井 崇志*; Jin, W.*; 桂川 秀嗣*; 宮武 宇也*; 石田 佳久*

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 204(1-4), p.359 - 362, 2003/05

https://doi.org/10.1016/S0168-583X(02)01962-6
 被引用回数：7 パーセンタイル：47.94(Instruments & Instrumentation)

原研高崎オンライン同位体分離器(TIARA-ISOL)用に抵抗加熱型レーザーイオン源を製作した。本イオン源では、30$$mu$$mの金属膜でできたイオン化室を用いた。その結果、イオン化室に抵抗加熱で生成される電場勾配を4-5V/cmまで増やすことができた。オフライン実験において、イオン源から引き出される$$^{27}$$Al(安定核)パルスイオンビームの時間広がりを調べた結果、半値幅が4$$mu$$mまで狭くなったことを確認した。オンライン実験において、$$^{25}$$Al(半減期7.2秒)を$$^{16}$$O($$^{12}$$C, p 2n)反応で生成し、イオン化効率を調べた結果、約0.1%を得た。

論文

Design of an anti-compton spectrometer for low-level radioactive wastes using Monte Carlo techniques

堤 正博; 大石 哲也; 木内 伸幸; 坂本 隆一; 吉田 真

Journal of Nuclear Science and Technology, 39(9), p.957 - 963, 2002/09

https://doi.org/10.3327/jnst.39.957
 被引用回数：3 パーセンタイル：24.34(Nuclear Science & Technology)

低レベルのRI・研究所廃棄物からの微弱な$$gamma$$線を計測するために、2$$pi$$ジオメトリーにコンプトン抑制を配したアンチコンプトンスペクトロメーターを設計した。対象とする試料は重くて大きいために、計測システムは試料側に対して前面開放型となる。本報告では、コンプトン抑制及び自然放射性核種に起源するバックグラウンド成分の低減に関する本システムの特性や特徴について、モンテカルロシミュレーションにより評価した。その結果、アンチコンプトン手法は高エネルギー$$gamma$$線によるバックグラウンドの抑制だけでなく、周囲のバックグラウンド自然放射線の低減に極めて有効な手段であることがわかった。

論文

Excitation functions of rhenium isotopes on the $$^{nat.}$$W(d,xn) reactions and production of no-carrier-added $$^{186}$$Re

石岡 典子; 渡辺 智; 長 明彦; 小泉 光生; 松岡 弘充; 関根 俊明

Journal of Nuclear Science and Technology, 39(Suppl.2), p.1334 - 1337, 2002/08

http://wwwndc.jaea.go.jp/nd2001/proc/pdf/2_1334.pdf

無担体$$^{186}$$Re製造技術開発に必要な基礎データとして、$$^{186}$$W(d,2n)$$^{186}$$Re,$$^{nat.}$$W(d,xn)$$^{181-184}$$Re,$$^{186}$$W(d,p)$$^{187}$$W反応における反応断面積を34MeVまでスタックフォイル法を用いて測定した。得られた結果をALICEコードによって計算した反応断面積と比較した。$$^{186}$$W(d,p)$$^{187}$$W反応以外の励起関数ついては、実験値と理論値でほぼ一致した。

報告書

TIARA annual report 2000

放射線高度利用センター

JAERI-Review 2001-039, 328 Pages, 2001/11

JAERI-Review-2001-039.pdf:41.69MB

本年次報告は、原研イオン照射研究施設で2000年4月1日から2001年3月31日までの間に行われた研究活動の概要をまとめたものである。(1)宇宙用半導体,(2)バイオテクノロジー,(3)放射線化学及び有機材料,(4)無機材料,(5)材料解析,(6)核科学及びラジオアイソトープ製造,(7)マイクロビーム応用,(8)放射線遮蔽,(9)加速器技術の9部門にわたる103編の研究報告に加えて、施設の運転・利用状況,公表された文献,企業・大学等との研究協力関係,研究開発・施設運営組織を収録した。

論文

植物の生理活動研究の手段としてのPET

森 敏*; 中西 友子*; 林 浩昭*; 大山 卓爾*; 内田 博*; 松橋 信平; 関根 俊明

Radioisotopes, 50(9), p.408 - 418, 2001/09

https://doi.org/10.3769/radioisotopes.50.9_408

原研が中心となり開発を進めてきた植物研究用ポジトロンイメージング装置(PETIS)とこれを用いて研究を行うためにこれまでに開発してきたポジトロン標識化合物について、開発経緯と現状を解説した。また、PETISを用いた原研・大学プロジェクト共同研究で得られた知見として、植物体を構成する主要元素である炭,窒素などの化合物,植物内での物質輸送に重要な役割を果たすと考えられる水,ミネラルとして重要な金属元素等の動態に関して、植物生理学的な立場から、これまでの研究手法ではえられなかった知見の新規性,重要性について解説した。

報告書

国際原子力総合技術センターの活動; 平成11年度

国際原子力総合技術センター

JAERI-Review 2000-026, 80 Pages, 2000/11

JAERI-Review-2000-026.pdf:11.4MB

本報告書は、日本原子力研究所国際原子力総合技術センターの平成11年度の業務概要をまとめたものである。東京研修センター及び東海研修センターにおいて実施した研修並びに技術交流推進室が実施した業務の内容を中心に、研修のための技術開発や運営管理などについて述べた。両研修センターでは、年度当初に計画した国内及び国外向けの研修をおおむね予定通り実施したのに加え、臨界事故後の法改正に関連した要請により、原子力防災専門官研修を開始した。本年度の修了者の合計は1,122名であった。また、発足後4年目を迎えた技術交流推進室では、アジア・太平洋原子力技術交流にかかわる計画立案等を進めるとともに、第1回アジア地域原子力人材養成セミナーの開催を担当した。これらの活動のほかに、研修内容の改善に資するための技術開発や関連研究も進めており、着実な成果を上げている。

論文

ポジトロン放出核種の利用の原理

関根 俊明

日本土壌肥料学雑誌, 71(6), p.928 - 929, 2000/11

「ポジトロン放出核種の植物体における非破壊・経時的・動態解析」と題するシンポジウムにおいて、高崎研TIARAにおいて実施しているポジトロンを放出する$$^{11}$$C,$$^{13}$$N,$$^{18}$$F,$$^{48}$$V,$$^{52}$$Mn,$$^{62}$$Zn等の標識化合物を用いる植物の生理学的研究の成果を発表する。その一連の講演の最初に、植物が生きている状態で研究するためにポジトロン放出核種をトレーサーとして用いる原理を説明する。特に、核の崩壊特性及び合成化学的な面からこの方法の応用可能性を述べる。

報告書

JAERI TIARA annual report 1999

放射線高度利用センター

JAERI-Review 2000-024, 326 Pages, 2000/10

JAERI-Review-2000-024.pdf:33.65MB

本年次報告は、原研イオン照射研究施設で1999年4月1日から2000年3月31日までの間に行われた研究活動の概要をまとめたものである。(1)宇宙用半導体、(2)バイオテクノロジー、(3)放射線化学及び有機材料,(4)無機材料,(5)材料解析,(6)核科学及びラジオアイソトープ製造,(7)マイクロビーム応用,(8)放射線遮蔽,(9)加速器技術の9部門にわたる106編の研究報告に加えて、施設の運転・利用状況、公表された文献、企業・大学等との研究協力関係、研究開発・施設運営組織を収録した。

報告書

Proceedings of the 1999 Workshop on the Utilization of Resaerch Reactors; November 25 - December 2, JAERI Tokai/Mito Plaza Hotel, Japan (Contract research)

研究炉部

JAERI-Conf 2000-017, 358 Pages, 2000/10

JAERI-Conf-2000-017.pdf:32.38MB

研究炉利用ワークショップは、1999年3月に東京で開催された第10回アジア地域原子力協力国際会議での合意に基づいて、科学技術庁からの受託調査として11月25日から12月2日まで、日本原子力研究所東海研究所及び水戸プラザホテルで開催されたものである。11月25日から3日間、中性子小角散乱実験に関するサブワークショップを開催し、引き続き11月29日からの4日間、中性子散乱、ラジオアイソトープ製造及び研究炉の運転・保守分野の3テーマに関するワークショップを開催した。ワークショップには、オーストラリア、中国、インドネシア、韓国、マレーシア、フィリピン、タイ、ベトナム及び日本の9ヵ国から、約70名が参加した。

報告書

国際原子力総合技術センターの活動; 平成10年度

国際原子力総合技術センター

JAERI-Review 99-029, p.94 - 0, 1999/11

JAERI-Review-99-029.pdf:11.29MB

本報告書は、日本原子力研究所の国際原子力総合技術センターにおける平成10年度の業務概要をまとめたものである。東京研修センター及び東海研修センターにおいて実施した研修及び技術交流推進室が実施した業務の内容をはじめ、研修のための技術開発や事業運営管理などについて述べた。東京、東海の両研修センターでは、年度当初に計画した国内及び国外向けのすべての研修を予定どおりに実施でき、合計1,156名の修了生を送り出すことができた。また、3年目を迎えた技術交流推進室では、アジア・太平洋原子力研究推進にかかわる業務及び国際研修にかかわる計画立案等を順調に進めることができた。一方、研修コース開催のほかに、研修内容の改善に資するための技術開発や新しい知見を得るための研究等も進めており、着実な成果を上げている。

論文

Some new applications of radioisotopes to medicine and biology in Japan

関根 俊明

Program of Regional Training Workshop on GMP in Production of Tc99m Generator, 7 Pages, 1999/10

ラジオアイソトープの製造に関する日本国内の現況及び、近年、ラジオアイソトープの医学利用において注目されているポジトロン放射体の利用とその現状を略述する。がんの骨転移疼痛軽減のためにSr-89が今年度中に日本国内で利用できるようになるが、同じ目的のRe-186/188の開発、及び冠動脈再狭窄予防を目的とするラジオアイソトープ利用技術の開発を紹介する。ポジトロン放射体に関しては、核医学利用とともに、世界に先駆けて原研で開始された植物研究への利用について紹介する。

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