RADIOISOTOPES

固体高分子電解質方式トリチウム自動濃縮装置の開発

斎藤正明, 高田茂

1996 年 45 巻 8 号 p. 483-490
発行日: 1996/08/15
公開日: 2010/09/07

DOIhttps://doi.org/10.3769/radioisotopes.45.483

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著者らの開発した固体高分子電解質方式トリチウム濃縮装置に水位センサを取り付けた。試料水が電解されて一定量にまで減容したときに, センサは自動的に電解電源を停止させるように機能する。この機能によって, 電解濃縮ごとに常に一定量の濃縮水が得られるようになった。次式のように, 濃縮水量測定を必要としないトリチウム測定法を提案した。T_i=T_f/ {10^{〔A・log (V_i) +B〕}} 。ここで, T_i: 濃縮前トリチウム濃度, T_f: 濃縮水トリチウム濃度, V_i: 試料水量, A, B: 標準水から得た装置定数である。この測定法によって, 多孔質電極中に保持されている濃縮水量に起因する問題が解決された。装置の持つ操作の簡易さ, 安全性, 電解時間の短さという利点に加えて, 信頼性も向上させることができた。

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動態モデルを用いた^99mTc-ジメルカプトコハク酸による腎摂取率測定におけるバックグラウンドと腎深さ補正の省略

村瀬研也, 棚田修二, 浜本研

1996 年 45 巻 8 号 p. 491-499
発行日: 1996/08/15
公開日: 2010/09/07

DOIhttps://doi.org/10.3769/radioisotopes.45.491

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^99mTC-ジメルカプトコハク酸 (DMSA) を用いた腎摂取率の測定は, DMSA投与後数時間の待ち時間および正確なバックグラウンドや腎の深さの補正を必要とする。われわれは動態解析法を用いて, それらの補正を必要とせず, 20分間の測定データから腎摂取率を予測する方法を開発した。われわれの方法は, DMSAの腎から血液 (k₁) , 血液から腎への移行 (k₂) および腎による摂取 (k₃) の三つの速度定数をもっ動態モデルから成る。さらに, 血液プールの影響も考慮した。正味の腎摂取率 (K) をK=k₁×k₃/ (k₂+k₃) から算出した。バックグラウンドおよび腎の深さ補正を行わずに得たK値は, DMSA投与2時間後に測定した腎摂取率と良好な相関 (r=0.918, n=120) を示し, またバックグラウンドおよび腎の深さ補正を行って得たK値との間にも良好な相関 (r=0.989および0.982) が得られた。本法は腎の皮質機能を定量化するための有用な方法と考えられる。

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解析手法に基づく熱中性子捕獲γ線の遮蔽評価方法

西原善明

1996 年 45 巻 8 号 p. 500-506
発行日: 1996/08/15
公開日: 2010/09/07

DOIhttps://doi.org/10.3769/radioisotopes.45.500

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原子炉施設のみならず, 放射性同位元素や加速器を使用する施設においては, 安全上あるいは効率の良い研究作業や業務遂行のために, 遮蔽評価は欠かせない。遮蔽評価方法については, Sn法を中心とした輸送計算に基づく方法やモンテカルロ法がかなりの問題に対してその威力を発揮し, 遮蔽設計上欠くべからざる手段となっている。かたや, これらの手法に頼りすぎると, 遮蔽問題に対する実務的あるいは基本的な考察を行う機会が少なくなり, 非常に作業現場的な日常的実務問題の解決がおろそかになってしまうのではないだろうか。また, これらの数値計算を行う場合, 計算に必要な準備も大変であり, パラメータサーベイ的な予備評価に不便であるという側面もある。
近年, 中性子回折や中性子小角散乱などの研究が広まりつつあり, 中性子ラジオグラフィが中性子の工業利用として定着しつつある。このようななかで, 本来の中性子遮蔽計算上の問題としてだけではなく, 測定場におけるγ線の混在量を評価する上で, 熱中性子吸収時に発生する捕獲γ線線量の把握が必要になってくると考えられる。本論文では, このような必要性に対して, 解析手法に基づく比較的簡単な計算による捕獲γ線線量の評価法を紹介する。本論文の評価方法は, 従来より使われている手法を拡張したものであり, 以下においてはこの手法の導出を紹介する。本方法により得られた計算結果は, Sn法による計算あるいは測定値と比較を行い, その有効性を確認する。

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RI投与動物からの¹²⁵Iの空気中への飛散

西槇俊之, 古舘専一

1996 年 45 巻 8 号 p. 507-510
発行日: 1996/08/15
公開日: 2010/09/07

DOIhttps://doi.org/10.3769/radioisotopes.45.507

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Few reports were published on exhalation of a radioactive substance into the air from animals injected with it. For safe handling of iodine-125 in research using animals, we examined daily changes of airborne release of radioactivity from housing cages, containing mice treated with Na ¹²⁵I or ¹²⁵I labelled anti-mouse monoclonal IgG₁κ. Airborne radioactivity was collected during 100 min with a flow rate of 10l/min with charcoal filters and measured every 24 h during the period of 4 days. Radioactivity in the removed organs was also measured after 96 h of the time when the mice were sacrificed. Different patterns were observed in airborne radioactivity for different chemical forms of injected radioisotope, i.e. Na¹²⁵I or ¹²⁵I labelled anti-mouse monoclonal IgG₁κ. For Na ¹²⁵I injection, the radioactive concentration in air was highest at 24 h after injection. The concentration decreased gradually from 24 to 96 h, to one seventh at 96 h. Contrary, in the ¹²⁵I labelled anti-mouse monoclonal IgG₁κ injection, the radioactivity was low at 24 h and became highest at 96 h. The radioactivity only in the thyroid gland was higher in the Na ¹²⁵I than in ¹²⁵I labelled anti-mouse monoclonal IgG₁ κ injection. The radioactivity in the submaxillary gland, liver, kidney, stomach and lung was higher in the ¹²⁵I labelled anti-mouse monoclonal IgG₁κ than in Na ¹²⁵I injection. These results indicate that the different chemical forms of ¹²⁵I compounds show different patterns not only in the distribution in the organs but also in the exhalation.

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誘導結合プラズマ質量分析法による⁹⁹Tc分析のための^95mTcトレーサ製造

百島則幸, 柴田誠一

1996 年 45 巻 8 号 p. 511-514
発行日: 1996/08/15
公開日: 2010/09/07

DOIhttps://doi.org/10.3769/radioisotopes.45.511

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Analysis of ⁹⁹Tc in the environment have been interested because of a long term radioecological effect of ⁹⁹Tc due to its long half-life. One of the problems on ⁹⁹Tc analysis is a tracer since there is no stable isotope in Tc. Development of ⁹⁹Tc determination by ICP-MS enables us to use ^95mTc as a yield monitor. The radiochemical yield is evaluated by gamma spectrometry of ^95mTc and ⁹⁹Tc is determined by mass spectrometry without any in-terference by ^95mTc tracer added to the sample. We produced ^95mTc without ⁹⁹Tc by an irradiation of metal Nb with 40MeV alpha particles using cyclotron. The 0.1 mm thickness Nb foil stacked 4 pieces was irradiated for 21 h at beam current of 1.5μC, dissolved in a mixture of HNO₃ and HF, and ^95mTc was isolated and purified chemically. No contamination of ⁹⁹Tc was confirmed on ^95mTc fraction.

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自由電子レーザーとその利用技術の開発

冨増多喜夫

1996 年 45 巻 8 号 p. 515-526
発行日: 1996/08/15
公開日: 2010/12/13

DOIhttps://doi.org/10.3769/radioisotopes.45.515

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マイナーアクチニドの新抽出分離技術

小沢正基

1996 年 45 巻 8 号 p. 527-530
発行日: 1996/08/15
公開日: 2010/07/21

DOIhttps://doi.org/10.3769/radioisotopes.45.527

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薬物の代謝速度と生理活性に及ぼす同位体効果

栗原紀夫

1996 年 45 巻 8 号 p. 531-532
発行日: 1996/08/15
公開日: 2010/07/21

DOIhttps://doi.org/10.3769/radioisotopes.45.531

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植物における刺激の長距離輸送

林浩昭

1996 年 45 巻 8 号 p. 533-534
発行日: 1996/08/15
公開日: 2010/07/21

DOIhttps://doi.org/10.3769/radioisotopes.45.533

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SPECTγカメラによるブドウ糖代謝画像

遠藤啓吾, 杉山純夫, 鈴木良彦

1996 年 45 巻 8 号 p. 535-536
発行日: 1996/08/15
公開日: 2010/07/21

DOIhttps://doi.org/10.3769/radioisotopes.45.535

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