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論文

研究用原子炉を利用したRI製造; JRR-3における取り組み

木名瀬 政美

Radioisotopes, 74(2), p.233 - 238, 2025/07

https://doi.org/10.3769/radioisotopes.740212

放射性同位元素(RI)は、その多くが研究用原子炉や加速器で製造され、工業分野や医療分野等への活用により国民生活の向上に大きく貢献している。今後も研究用原子炉を用いたRI製造・頒布は重要とされており、「もんじゅ」サイトに建設計画中の新試験研究炉でもRI製造が期待されている。本稿では、研究用原子炉JRR-3を利用したRI製造の取り組みを紹介する。

報告書

令和5年度研究炉加速器技術部年報(JRR-3、NSRR、タンデム加速器、ラジオアイソトープ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、JRR-4の廃止措置)

研究基盤技術部

JAEA-Review 2024-051, 112 Pages, 2025/03

JAEA-Review-2024-051.pdf:4.33MB

研究炉加速器技術部は、JRR-3(Japan Research Reactor No.3)、NSRR(Nuclear Safety Research Reactor)の研究炉、タンデム加速器、ラジオアイソトープ製造棟、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。また、JRR-4(Japan Research Reactor No.4)の廃止措置や、JRR-1(Japan Research Reactor No.1)及びFEL(Free Electron Laser)研究棟の維持管理も行っている。本年次報告は令和5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、JRR-4の廃止措置、安全管理、国際協力及び人材育成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

令和4年度研究炉加速器技術部年報(JRR-3、NSRR、タンデム加速器、ラジオアイソトープ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、JRR-4の廃止措置)

研究炉加速器技術部

JAEA-Review 2024-029, 107 Pages, 2024/08

JAEA-Review-2024-029.pdf:5.18MB
JAEA-Review-2024-029(errata).pdf:0.13MB

研究炉加速器技術部は、JRR-3 (Japan Research Reactor No.3)、NSRR (Nuclear Safety Research Reactor)の研究炉、タンデム加速器、ラジオアイソトープ製造棟、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。また、JRR-4 (Japan Research Reactor No.4)の廃止措置や、JRR-1 (Japan Research Reactor No.1)及びFEL (Free Electron Laser)研究棟の維持管理も行っている。本年次報告は令和4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、JRR-4の廃止措置、安全管理、国際協力及び人材育成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

令和3年度原子力科学研究所年報

原子力科学研究部門 原子力科学研究所

JAEA-Review 2023-050, 178 Pages, 2024/03

JAEA-Review-2023-050.pdf:7.06MB

原子力科学研究所(原科研)は、従来からの部署である保安管理部、放射線管理部、工務技術部、研究炉加速器技術部、臨界ホット試験技術部、バックエンド技術部の6部及び計画管理部に加えて、先端基礎研究センター、原子力基礎工学研究センター、原子力エネルギー基盤連携センター及び物質科学研究センターで構成され、各部署は、中長期計画の達成に向け、施設管理、研究技術開発などを行っている。本報告書は、今後の研究開発や事業推進に資するため、令和3年度の原科研の活動(各センターでの研究開発活動を除く)、並びに原科研を拠点とする廃炉環境国際共同研究センター、安全研究センター、原子力人材育成センターなどが原科研の諸施設を利用して実施した研究開発及び原子力人材育成活動の実績を記録したものである。

報告書

令和2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, ラジオアイソトープ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 2022-075, 112 Pages, 2023/03

JAEA-Review-2022-075.pdf:8.25MB

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、ラジオアイソトープ製造棟、トリチウムプロセス研究棟及びFEL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。本年次報告は令和2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

令和元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 2022-064, 97 Pages, 2023/02

JAEA-Review-2022-064.pdf:2.91MB

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。本年次報告は令和元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

Large scale production of $$^{64}$$Cu and $$^{67}$$Cu via the $$^{64}$$Zn(n, p)$$^{64}$$Cu and $$^{68}$$Zn(n, np/d)$$^{67}$$Cu reactions using accelerator neutrons

川端 方子*; 本石 章司*; 太田 朗生*; 本村 新*; 佐伯 秀也*; 塚田 和明; 橋本 慎太郎; 岩本 信之; 永井 泰樹*; 橋本 和幸*

Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 330(3), p.913 - 922, 2021/12

https://doi.org/10.1007/s10967-021-07987-3
 被引用回数：8 パーセンタイル：66.37(Chemistry, Analytical)

加速器中性子を利用し、将来有望な医療RIである$$^{64}$$Cu及び$$^{67}$$Cuの大量合成に関して、実験に基づく生成量評価と臨床に必要な生成量のPHITSコード使用による評価、そして大量のターゲット物質からのCu同位体の分離精製手法開発を行った。実験では55.4gという大量の、天然亜鉛試料を利用し、加速器中性子の照射による生成率について定量的な評価を行った。また、同時に臨床的に必要な量の$$^{64}$$Cu及び$$^{67}$$Cuの製造の可能性について、それぞれ100gの濃縮$$^{64}$$Znおよび$$^{68}$$Zn試料に対して、40MeV、2mAの重陽子照射により発生する中性子を照射する数値シミュレーションを行い、その生成量を推定した。また、大量の天然亜鉛試料から$$^{64}$$Cu及び$$^{67}$$Cuを分離するために、熱分離と樹脂分離を組み合わせた分離方法を開発し、73%の分離効率と97%の亜鉛回収率が得られることを実証した。これらの結果、このような加速器中性子による生成と本分離手法の組み合わせで、臨床応用のために必要な$$^{64}$$Cu及び$$^{67}$$Cuの大規模生産を提供することができることがわかった。

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

Electron-tracking Compton camera imaging of technetium-95m

初川 雄一*; 早川 岳人*; 塚田 和明; 橋本 和幸*; 佐藤 哲也; 浅井 雅人; 豊嶋 厚史; 谷森 達*; 園田 真也*; 株木 重人*; et al.

PLOS ONE (Internet), 13(12), p.e0208909_1 - e0208909_12, 2018/12

AA2018-0639.pdf:2.39MB

https://doi.org/10.1371/journal.pone.0208909
 被引用回数：5 パーセンタイル：25.46(Multidisciplinary Sciences)

電子飛跡検出型コンプトンカメラ(ETCC)を用いて放射性同位元素$$^{95m}$$Tcの画像撮像を実施した。$$^{95m}$$Tcは、204, 582, 835keVの3本の$$gamma$$線を放出し、濃縮同位体$$^{95}$$Moを用いて$$^{95}$$Mo(p,n)$$^{95m}$$Tc反応で合成される。濃縮$$^{95}$$Mo同位体三酸化物の再利用について実験を実施し、再生率70$$sim$$90%を達成した。画像は3本の$$gamma$$線それぞれを用いて解析し取得した。その結果、$$gamma$$線エネルギーが高いほど空間分解能が向上することが判り、$$^{95m}$$Tcのような高エネルギー$$gamma$$線放出核を利用することで、ETCCが人体の深部の組織や器官の医療画像撮像に有効であることを示唆する結果を得た。

論文

がん診断と治療の両方に適した$$^{67}$$Cuの新製造法と利用

永井 泰樹*; 塚田 和明

Isotope News, (753), p.28 - 32, 2017/10

$$^{67}$$Cuは"がん患者に、ただ1種類の$$^{67}$$Cuを用いて診断と治療が行える能力を持つ理想的な医療用RIである"と考えられ、患者の"がん細胞と正常細胞への放射性医薬品の集積量を反映する画像化された診断情報"を基に、同じ放射性医薬品を治療に用いることで、患者に最適の治療が可能にするという、"個別化医療"の実現に向けた重要なRIである。そのため、$$^{67}$$Cu医薬品の実用化を目指して"高品質の$$^{67}$$Cuを大量に製造する"研究開発が、1970年頃から現在に至るまで世界中で行われてきた。しかし、その製造法は未だ確立せず、$$^{67}$$Cu医薬品の研究開発が停滞する状況が続いている。われわれは、加速器を利用した$$^{67}$$Cuの我が国独自の新しい製造法を提案してきた。そして、新製造法に基づく実験を行い、"高品質の$$^{67}$$Cuが得られること、そして大量に製造できる可能性を有すること"を明らかにした。更に大腸癌を移植したマウスにこの$$^{67}$$Cuを投与した実験を行い、$$^{67}$$Cuが腫瘍部に顕著に集積することを発見した。本稿では、$$^{67}$$Cuの新しい製造法及びその特徴、新製造法で製造された$$^{67}$$Cuを用いた担癌マウスの研究の現状を紹介する。

論文

SPECT imaging of mice with $$^{99m}$$Tc-radiopharmaceuticals obtained from $$^{99}$$Mo produced by $$^{100}$$Mo(n,2n)$$^{99}$$Mo and fission of $$^{235}$$U

橋本 和幸; 永井 泰樹; 川端 方子; 佐藤 望*; 初川 雄一; 佐伯 秀也; 本石 章司*; 太田 雅之; 今野 力; 落合 謙太郎; et al.

Journal of the Physical Society of Japan, 84(4), p.043202_1 - 043202_4, 2015/04

https://doi.org/10.7566/JPSJ.84.043202
 被引用回数：8 パーセンタイル：50.77(Physics, Multidisciplinary)

The distribution of $$^{99m}$$Tc-radiopharmaceutical in mouse was obtained with SPECT for the first time using $$^{99m}$$Tc, which was separated by thermochromatography from $$^{99}$$Mo produced via the $$^{100}$$Mo(n,2n)$$^{99}$$Mo reaction with accelerator neutrons. The SPECT image was comparable with that obtained from a fission product $$^{99}$$Mo. Radionuclidic purity and radiochemical purity of the separated $$^{99m}$$Tc and its aluminum concentration met the United States Pharmacopeia regulatory requirements for $$^{99m}$$Tc from the fission product $$^{99}$$Mo. These results provide important evidence that $$^{99m}$$Tc radiopharmaceutical formulated using the $$(n,2n)$$ $$^{99}$$Mo can be a promising substitute for the fission product $$^{99}$$Mo. A current and forthcoming problem to ensure a reliable and constant supply of $$^{99}$$Mo in Japan can be partially mitigated.

論文

Complexation of lutetium-177 with bifunctional chelators in the presence of Mg, Cu, and Yb

渡辺 智; 橋本 和幸; 石岡 典子

JAEA-Review 2014-050, JAEA Takasaki Annual Report 2013, P. 102, 2015/03

https://doi.org/10.11484/jaea-review-2014-050

As part of basic studies for the production of $$^{177}$$Lu capable of labeling of $$^{177}$$Lu-1,4,7,10-tetraazacyclododecan-N,N',N'',N'''-tetraacetic acid (DOTA)-antibody, $$^{177}$$Lu complexation of DOTA and diethylenetriamine-N,N,N',N'',N''-pentaacetic acid (DTPA) was investigated in the presence of competing metals: Mg, Cu, and Yb in addition to Ca, Fe, and Zn. The inhibition of $$^{177}$$Lu complexation by the competing metals was in the order of Mg, Ca $$<$$ Fe $$<$$ Yb $$<$$ Cu, Zn and Mg, Ca $$<$$ Zn $$<$$ Fe $$<$$ Cu $$<$$ Yb with DOTA and DTPA, respectively. Consequently, the elimination of Mg and Ca from the $$^{177}$$Lu final solution produced was not found to be necessary, while the elimination of Cu, Fe, Zn and Yb from the $$^{177}$$Lu final solution was found to be necessary. On the basis of the knowledge obtained, the method of elimination of the competing metals will be developed.

論文

Lutetium-177 complexation of DOTA and DTPA in the presence of competing metals

渡辺 智; 橋本 和幸; 石岡 典子

Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 303(2), p.1519 - 1521, 2015/02

https://doi.org/10.1007/s10967-014-3590-3
 被引用回数：13 パーセンタイル：69.44(Chemistry, Analytical)

がん治療に有用な$$beta$$線放出核種である$$^{177}$$Lu(半減期6.7日)の製造研究($$^{176}$$Yb(n,$$gamma$$) $$^{177}$$Yb(T$$_{1/2}$$=1.911 h)$$rightarrow$$$$^{177}$$Lu)において、抗体標識に用いる二官能性キレート剤と$$^{177}$$Luとの錯形成時に、Ca, Fe及びZn等の金属元素が存在すると、錯形成の阻害が起こることを明らかにしている。ただし、Ca, Fe及びZnの存在量や、二官能性キレート剤の種類による阻害についての詳細は分かっていない。そこで、本研究では、DOTA及びDTPAと$$^{177}$$Luとの錯形成において、Ca, Fe又はZnを加えたときの影響について調べた。$$^{177}$$Lu溶液とCa(II), Fe(II)又はZn(II)溶液との混合溶液に、酢酸バッファーを加えた後、DOTA又はDTPA溶液を加えて$$^{177}$$Lu-DOTA又は$$^{177}$$Lu-DTPAを作製し、薄層クロマトグラフィーにより錯形成率を求めた。結果として、Ca, Fe又はZnの存在度が増加するに従い$$^{177}$$Luの錯形成率は減少し、また、DOTAよりもDTPAのほうが$$^{177}$$Luの錯形成率が高いことがわかった。以上から、抗体標識に用いる二官能性キレート剤として、DOTAよりもDTPAのほうが$$^{177}$$Luとの錯形成は有利であることが示唆された。

論文

New phenomenon observed in thermal release of $$^{99m}$$Tc from molten $$^{100}$$MoO$$_{3}$$

川端 方子; 永井 泰樹; 橋本 和幸; 佐伯 秀也; 本石 章司*; 佐藤 望*; 太田 朗生*; 椎名 孝行*; 河内 幸正*

Journal of the Physical Society of Japan, 84(2), p.023201_1 - 023201_4, 2015/02

https://doi.org/10.7566/JPSJ.84.023201
 被引用回数：6 パーセンタイル：43.19(Physics, Multidisciplinary)

医療用$$^{99m}$$Tcは、溶融した$$^{99}$$MoO$$_{3}$$から熱分離によって分離できる。$$^{99}$$Mo/$$^{99m}$$Tcジェネレーターを使用し、溶融$$^{99}$$MoO$$_{3}$$からの$$^{99m}$$Tc分離における、湿気を帯びた酸素ガスの影響を調査した。$$^{99}$$Moは、$$^{100}$$Mo(n,2n)$$^{99}$$Mo反応で生成した。乾燥酸素ガスと比較して、湿気を帯びた酸素ガス中では、$$^{99m}$$Tcの分離速度、分離効率、回収効率全てにおいて、高い値を示すという新しい見解を得ることができた。本研究結果により、溶融MoO$$_{3}$$から、高品質な$$^{99m}$$Tcを高効率かつ安定的に製造するという課題へ向け、重要な進展を遂げた。また、湿気を帯びた酸素ガスと溶融$$^{99}$$MoO$$_{3}$$の相互作用について、新たな知見を与えるものである。

論文

Production of highly purified no-carrier-added $$^{177}$$Lu for radioimmunotherapy

渡辺 智; 橋本 和幸; 渡辺 茂樹; 飯田 靖彦*; 花岡 宏史*; 遠藤 啓吾*; 石岡 典子

Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 303(1), p.935 - 940, 2015/01

https://doi.org/10.1007/s10967-014-3534-y
 被引用回数：16 パーセンタイル：75.78(Chemistry, Analytical)

No-carrier-added $$^{177}$$Lu produced via the $$^{176}$$Yb(n, $$gamma$$) $$^{177}$$Yb $$rightarrow$$$$^{177}$$Lu process was separated from the macroscopic amounts of the Yb target using reversed-phase ion-pair liquid chromatography. To produce a highly purified $$^{177}$$Lu solution capable of labeling antibodies, the metallic impurities were removed using cation, chelating ion, and anion exchange columns. After the elimination of metallic impurities, the concentrations of Ca, Fe, and Zn were reduced from 87, 340, and 77 ppb to 13, 18, and 9 ppb, respectively. Consequently, the labeling yield of the $$^{177}$$Lu -labeled antibody increased from less than 5% to 88%.

論文

液体シンチレーションカウンタによるベトナムウオッカ中の放射性炭素の直接測定

服部 隆充

Radioisotopes, 63(8), p.399 - 403, 2014/08

https://doi.org/10.3769/radioisotopes.63.399

液体シンチレーションカウンタ(LSC)計測実習への適用性の観点から、ベトナムウォッカは、例えば、無色透明でエタノール濃度は高く、蒸留酒のためエタノール以外の不純物をほとんど含まない、などの優れた特徴を有する。このベトナムウォッカがLSC計測実習用の測定試料として適切であるか否かの検討を行った。化学的な前処理操作を行わない$$^{14}$$Cの直接測定により3種類のベトナムウォッカと純粋な試薬エタノールについて、放射能濃度と比放射能を求めた。その結果、放射能濃度は試料中のエタノール濃度に比例し、ベトナムウォッカと純エタノールの比放射能は標準データである0.25Bq/g炭素とよい一致を示した。このことから、ベトナムウォッカは高い精度でLSC計測実習の測定試料として適用可能であることが結論付けられた。

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：11 パーセンタイル：58.29(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.

論文

原子炉を用いた$$^{177}$$Luおよび$$^{186}$$Re, $$^{188}$$Reの大量製造法の開発

橋本 和幸; 藤崎 三郎*

放射線と産業, (136), p.17 - 21, 2014/06

http://ci.nii.ac.jp/naid/40020125230

RIを用いたがん治療薬の開発研究を効率よく実施するためには、半減期が数日程度であるために輸入が難しい当該RIを、国内において大量に製造する技術の開発が不可欠である。本稿では、がん細胞への致死効果を持つ$$beta$$線を放出し、かつ核医学イメージングに適した$$gamma$$線を同時に放出するなど優れた特性を持つ$$^{177}$$Luおよび$$^{186}$$Re, $$^{188}$$Reの研究用原子炉を用いた大量製造技術の開発について、文部科学省原子力基礎基盤戦略イニシアティブ(平成20$$sim$$22年度)のもとで日本原子力研究開発機構と千代田テクノルが共同で実施した内容を簡単に紹介する。

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