日本放射化学会第 65 回討論会（2021）

講演要旨集
2021 年 9 月 22 日（水）～9 月 24 日（金）東京都立大学・理化学研究所

主催
日本放射化学会

共催
日本化学会，日本物理学会，日本分析化学会，
日本放射線安全管理学会，日本保健物理学会，
日本薬学会

日本放射化学会第65回討論会(2021) 日程
時刻00

9月22日（水）9月23日（木）9月24日（金）

発表準備

発表準備

発表準備

15

開会式・学会法人化記念式典

3K01* 齋藤涼太
放射化分析（2）3K02 MD. Sultanur Reza座長
白井直樹
3K03* 邱奕寰9

1K01
環境放射能（1）
座長
1K02
五十嵐康人
1K03

海老原充

特別講演
2S01 阿部穣里
座長 大浦泰嗣

長尾誠也

休憩

休憩

奥村大河

2K01 岡田往子

3K04 西中一朗

1K04
環境放射能（2）
座長
1K05*
高橋嘉夫
1K06*

箕輪はるか

放射化分析（1） 2K02 杉崎史都
座長
2K03 大澤崇人
高宮幸一

医薬・生物学に
3K05* 湯原勝
おけるRI利用
座長
3K06* 中川創太
石岡典子

30

休憩

45
10 00
15
30
45
11 00
15
30

稲垣誠
齋藤凜太郎

2K04 三浦勉

3K07* 黄栩昊

45
12 00
15
30

昼食
核化学分科会昼食
原子核プローブ分科会

昼食
放射化分析分科会

45
13 00
15
30
45
14 00
15
30
45

核プローブの
化学（1）
座長
小林義男

3K08* 諏訪智也

1K07 伊東泰佑
1K08* 小松田沙也加

会員総会

1K09* 北清航輔

3K11* 富田涼平

Irfan Khan
核プローブの 1K10
化学（2）
1K11* 佐藤祐貴子
座長
小松田沙也加 1K12 小林義男

受賞講演
2S02 海老原 充
座長 三浦 勉

休憩

休憩

1K13* 杉山晃一

2K05 田上恵子

1K14* 庭瀬暁隆

環境放射能（3） 2K06* 山口瑛子座長
2K07 小島貞男
坂口綾

15 00
15
30
45
16 00

核化学
座長
笠松良崇

1K15* 青木涼太

15
30
45

1K16* 大谷怜

2K08 緒方良至

休憩

休憩

30

休憩
3K12 松村宏
その他分野（2）座長
3K13 吉田剛
浅井雅人
3K14 大島真澄
休憩
ポスター発表 （3P01-12）
コアタイム

閉会式・若手優秀賞発表

17 00
15

その他分野（1） 3K09 MA Zhuoran
座長
3K10 富田純平
豊嶋厚史

ポスター発表 （1P01-13）
コアタイム

ポスター発表 （2P01-13）
コアタイム

アルファ・環境放射能分科会

若手の会

45
18 00
15
30
45

（*は若手優秀発表賞対象講演）

日本放射化学会第 65 回討論会（2021）

■

実行委員会
大浦 泰嗣（都立大，共同委員長）■

羽場 宏光（理研，共同委員長）

秋山 和彦（都立大）久冨木 志郎（都立大）白井 直樹（都立大）加治 大哉（理研）

臼田 祥子（理研）

佐藤 望（理研）

重河 優大（理研）

南部 明弘（理研）

Wang Yang （理研）

Yin Xiaojie （理研）

箕輪 はるか（慈恵医大）

小林 貴之（日大）

大浦 泰嗣（都立大）秋山 和彦（都立大）久冨木 志郎（都立大）重河 優大（理研）

箕輪 はるか（慈恵医大）

プログラム委員会
羽場 宏光（理研，委員長）■

大会概要
会期 ： 2021 年 9 月 22 日（水） ～ 24 日(金)会場 ： LINC Biz オンライン会議システム
主催 ： 日本放射化学会
共催 ： 日本化学会，日本物理学会，日本分析化学会，日本放射線安全管理学会，日本
保健物理学会，日本薬学会
協賛 ： 株式会社アトックス, 株式会社アールデック, 株式会社池田理化, 有限会社ウッドベル, 株式会社大阪真空機器製作所, 株式会社カイズワークス, 金属技研株式会社, 住友重機械工業株式会社, 大栄無線電機株式会社, 東京ニュークリア・サービス株式会社, 株式会社千代田テクノル, 株式会社テクノエーピー, 株式会社トミー精工, 伯東株式会社, 浜松ホトニクス株式会社, ハヤシレピック株式会社, ミリオンテクノロジーズ・キャンベラ株式会社, ヤトロ電子株式会社
討論主題 ： 1. 核化学

2. 環境放射能

3. 放射化分析

4. 原子核プローブの化学

5. 医薬・生物学における RI 利用

6. アクチノイド・バックエンド化学

7. その他（宇宙・地球科学, 計測・核鑑識技術, 放射線教育など）

1

参加登録費 ：事前

当日

放射化学会員一般

3,000 円

4,000 円

共催・後援学会員

学生

無料

1,000 円

一般

6,000 円

7,000 円学生

3,500 円

4,500 円非会員

事務局 ： 東京都立大学理学部化学科内〒192-0397 東京都八王子市南大沢 1-1
理化学研究所仁科加速器科学研究センター核化学研究チーム内〒351-0198 埼玉県和光市広沢 2-1
e-mail: sorc2021-office@radiochem.org

2

日本放射化学会第 65 回討論会（2021） オンライン開催について
日本放射化学会第 65 回討論会（2021）は、LINC Biz の Web 会議システムを利用して、オンラインで開催します。特別講演、受賞講演、口頭発表、日本放射化学会総会、分科会、若手の会は、同一のミーティングルームで開催します。
ポスター発表は、該当する講演番号の付与されたチャンネル内で行います。ポスターセッション中（コアタイム中）は、ビデオ機能により音声で質疑応答が可能です。ポスター発表の閲覧は、討論会期間中常時可能ですが、コアタイム以外の質疑応答はテキスト入力形式のみで行います。なお、ポスターは 9 月 30 日まで閲覧可能とします。
以下に、講演者、ポスター発表者、ならびに聴講者に対する、オンライン講演（口頭発表、特別講演、受賞講演）、ポスター発表それぞれでの注意事項を示しますので、必ずお読みください。
本会議システムのマニュアルは、討論会ホームページよりダウンロードできます。
１）オンライン学会への参加の方法
事前参加登録を推奨していますので、すでに登録済みの方は b.にお進みください。
参加登録、オンライン学会のマイページ
a.

討

論

会

ウ

ェ

ブ

サ

イ

ト

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発

表

・

参

加

申

込

み

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(http://www.radiochem.org/sorc2021/registration.html) ページ内の「参加申し込みはこちらをクリックしてください」から登録用ページへアクセスください。「登録用ページ」内の「メールアドレス登録」からメールアドレスをご入力いただくと、折り返し送付されるメールにパスワードが記載されております。（総会への出席も参加登録が必要です。）メールアドレスのご登録を完了された方は、ページ下部にある「参加登録」ボタンよりログイン画面にお進みください。ログインページから登録済メールアドレスおよび送付されたパスワードを入力し、登録情報を入力するページにアクセスください。こちらで必要事項を入力し登録を行ってください。
b.

討論会当日までに LINC Biz を運営する「株式会社 AIoT クラウド」より、会議システムに参加するための招待メールが送付されます。こちらのメールから「LINC Biz」会議システムへ登録を行ってください。登録完了後、会議システムへのログイン用 URL が送付されますので、そちらから各会場へアクセスください。

c.

LINC Biz 内での参加者名は、必ず「氏名（所属略称）」（例：都立大郎(理研仁科セ)）と表示してください。参加者名はアカウント設定のニックネームに入力してください。設定変更などの詳細は LINC Biz のマニュアルを参照して下さい。

２）口頭発表、特別講演、受賞講演
LINC Biz Web 会議システムを使用し、画面共有機能を用いて発表スライド資料を表示すること
により、リアルタイムで講演を行います。各会場へは Web 会議システム内「チャンネル」から移動することができます。発表者は口頭発表用のスライドをアップロードし、チャンネル内のコメント機
能を使用したテキスト入力形式によって、発表時間外でも質疑応答が可能となっております。積極3

的にご利用いただき、議論を深めてください。
講演者に対する注意事項
例年と同様、パワーポイント等で作成した発表スライド資料を準備してください。口頭発表は、
発表時間 15 分以内、討論含め 20 分以内です。特別講演と受賞講演は、質疑応答などを含めて1 時間です。通常の座長制を採用し、質疑応答もビデオ会議チャンネル内で行います。プライベー
トチャンネル内の口頭発表チャンネルから入室してください。講演者と一般聴講者の入室方法は異なります。
LINC Biz の操作方法等のマニュアルは討論会ウェブサイトに掲載しています。講演や交代を円滑に進めるためにも、発表スライドの画面共有による口頭説明等に十分慣れておくようお願いします。


外部接続のマイクやスピーカーを使用し、マイク、スピーカーの設定をご使用の機器に変更しておいてください。（内部スピーカーのご使用は避けてください。）



共有画面が意図した画面になるよう、事前にビデオ会議接続テスト (https://meetingct.lincbiz.jp/) で確認をお願いします。



講演時は、画面共有機能により発表スライドを表示し、座長の開始指示後にマイクを ON にして発表を開始してください。



講演後はマイクをミュート（OFF）にし、質疑に答えるときにのみ ON にしてください。



学会でのオンラインでの発表では、著作物を使用するには、原則として著作権者の許諾が必要となります。著作物の取り扱いには十分にご注意願います。

聴講者に対する注意事項


一般聴講者は、メールで連絡する URL に接続し、パスワードを入力すると、口頭発表ビデオ
会議に入室できます。



一般聴講者は、基本的に通話、ビデオが許可されていません。質疑応答の際、座長からの指名を受けた後、通話可能状態になってからマイクを ON にして発言してください。質疑終了
後はマイクをミュート（OFF）にしてください。その際には、外部接続のマイクやスピーカーを使用し、マイク、スピーカーの設定をご使用の機器に変更しておいてください。（内部スピーカーのご使用は避けてください。）



講演者の映像や資料について、保存、撮影（画面キャプチャを含む）、録音、配布を絶対にしないでください。必要な場合は講演者に個別に依頼してください。

３）ポスター発表
討論会期間中、聴講者は講演番号に相当する「チャンネル」内のポスター会場に掲載されたポスターを自由に閲覧できます。ポスターコアタイムでは対話形式での発表を行います。コアタイム
外でも、チャンネル内のコメント機能を使用したテキスト入力形式によって、質疑応答が可能となっております。聴講者はコメント欄に質問を記入し、発表者も同じくコメント欄に返答を記入します。

4

口頭発表の講演者も発表資料をポスターチャンネルに同様に掲載できます。なお、このポスターのコアタイムは設けません。質疑応答は、テキスト形式で随時可能です。
ポスターチャンネルは、各日の全セッション終了後は、懇親目的での利用も可能です。

発表者に対する注意事項
マニュアルに記載されている投稿可能なファイルの制限事項を遵守ください。制限事項内でご自由に有意義に各自のポスターチャンネルをご利用ください。ポスターやショートプレゼン
テーション動画など、複数の資料を掲載可能です。



ポスターセッション中（コアタイム）、各自のポスター掲載ページを常時確認し、質問に対する回答や意見交換を行ってください。



若手優秀発表賞選考対象者はコアタイム中必ずビデオ会議を開き対話形式での発表を行ってください。



学会でのオンラインでの発表では、著作物を使用するには、原則として著作権者の許諾が必要となります。著作物の取り扱いには十分にご注意願います。

聴講者に対する注意事項


質問をコメント欄に書き込む際には、所属と氏名がわかるようにアカウント設定してください。



発表者の映像や資料について、保存、撮影（画面キャプチャを含む）、録音、配布を絶対にしないでください。必要な場合は講演者に個別に依頼してください。

5日本放射化学会第 65 回討論会（2021） プログラム
口頭発表
ポスター発表発表時間 15 分以内，討論含め 20 分以内
コアタイム 60 分 （9 月 30 日まで掲載）（“*”は若手優秀発表賞対象講演）
オンライン発表のため発表準備等の時間設定の関係で、時間がずれる可能性があります。
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第 1 日：9 月 22 日（水）・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・9 : 00・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・
発表準備
・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・9 : 15・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・
開会式・学会法人化記念式典
・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・9 : 35・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・
休憩
・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・9 : 50・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・【環境放射能（1）】座長：五十嵐康人
1K01

FD1NPP 事故直後に東日本で採取された大気浮遊物質（SPM）中の 129I 濃度と 129I/137Cs
放射能比の時系列変化（1 早稲田大教育，2 都立大理，3RESTEC，4 東大工，5 国環研）○海老原充 1，白井直樹 2，
大浦泰嗣 2，鶴田治雄 3，松崎浩之 4，森口祐一 5

1K02

福島県沿岸海岸砂における放射性セシウムの鉛直分布（1 金大環日セ，2 金大院自然，3 金大理工，4 ふくしま海洋）○長尾誠也 1，D. I. P. Putra2，
南貴大 2，藤生慎 3，富原聖一 4，落合伸也 1

1K03

福島原発事故で飛散した放射性ガラス微粒子（CsMP）の溶解特性（1 東大，2 農研機構）○奥村大河 1，山口紀子 2，三河内岳 1，小暮敏博 1・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・10 : 50・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・【環境放射能（2）】座長：高橋嘉夫
1K04

福島第一原子力発電所１号機由来の放射性粒子の形状からの考察（慈恵医大アイソトープ）〇箕輪はるか，吉川英樹

1K05* 福島原発事故に由来する不溶性微粒子のレーザー加熱法による模擬生成実験（京大複合研）○稲垣誠，関本俊，高宮幸一，沖雄一，大槻勤
1K06* 都市ごみ焼却飛灰・土壌混合ジオポリマーの放射性 Cs の溶出抑制能力および耐久性の評価（1 明治大学大学院理工学研究科，2 明治大学理工学部）〇齋藤凜太郎 1，小川熟人 2，
小池裕也 2・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・11 : 50・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・

6

・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・11 : 50・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・【核化学分科会】 【昼⾷】
・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・13 : 00・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・【核プローブの化学（1）】座長：小林義男
1K07

Cd0.75Fe2.25O4 中の局所磁気秩序とその時間変動（1 金沢大自然，2 金沢大理工）〇伊東泰佑 1，小中將彰 2，藤井光樹 1，佐藤渉 2

1K08* SrTiO3 中にドープされた 111Cd 位置における局所構造の熱的安定性（1 金大人文，2 金大理工，3 京大複合研）〇小松田沙也加 1，佐藤渉 2，大久保嘉高 3
1K09* Fe(3,4-lutidine)2[Ag(CN)2]2 における γ 線由来のスピン状態変化の考察（東邦大理）○北清航輔，北澤孝史
・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・14 : 00・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・【核プローブの化学（2）】座長：小松田沙也加
1K10

Photocatalytic degradation of organic dyes and phenol by Iron-silicate Glass under visible
light irradiation(1 都立大院理, 2Eötvös Loránd Univ.) ○Irfan Khan1, Kazuhiko Akiyama1, Shiro Kubuki1,Ernő Kuzmann2, Zoltán Homonnay2, Katalin Sinkó2

1K11* 水素化アルミニウムリチウム固体に注入された 57Fe（←57Mn）核のインビーム・メスバウア
ースペクトル（1 東理大院理，2 電通大，3ICU，4 阪大理，5 金沢大理，6 電機大，7 理研，8 放医研）
○佐藤祐貴子 1, 山田康洋 1， 小林義男 2，久保謙哉 3，三原基嗣 4，佐藤渉 5，宮﨑淳 6，
長友傑 7，高濱矩子 2，安藤貴俊 2，染佳梨子 2，佐藤方実 2，佐藤眞二 8, 北川敦志 8
1K12

固体水素マトリックス中の Fe の化学状態（1 電通大院，2 東理大理，3ICU，4 阪大院理，5 金沢大院理，6 理研仁科セ，7 東大総文，
8QST）佐藤方実 1，◯小林義男 1，山田康洋 2，久保謙哉 3，三原基嗣 4，佐藤渉 5，
長友傑 6，岡澤厚 7，喜地雅人 1，濱野健太郎 1，佐藤眞二 8，北川敦志 8・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・15 : 00・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・
休憩
・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・15 : 20・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・【核化学】
座長：笠松良崇
1K13* アクチノイド核を標的としたアイソマー核分光（1 九大理，2 原研 ASRC，3 QST，4 阪大 RCNP，5 KEK ）〇杉山晃一 1, 郷慎太郎 1,
富松太郎 1, 甲斐民人 1, 長江大輔 1, 石橋優一 1, 松永壮太郎 1, 永田優斗 1, 西畑洸希 1,
坂口聡志 1, 森田浩介 1, Riccardo Orlandi2, 西尾勝久 2, 牧井宏之 2, 廣瀬健太郎 2,
伊藤由太 2, 洲嵜ふみ 2, 佐藤哲也 2, 塚田和明 2, 浅井雅人 2, 静間俊行 3, 井手口栄治 4,Tung Thanh Pham4, 庭瀬暁隆 5

7

1K14* MRTOF と α-TOF 検出器による，α 崩壊に相関した精密質量測定法の開拓（1 高エ研，2 理研仁科セ，3 九大理，4 香港大，5IBS，6IMP，7 中国科学院, 8 蘭州大, 9 阪大理，10 山形大，11 原子力機構，12 九大超重元素セ，13ANU，14NMSU，15 曁南大）○庭瀬暁隆 1,2,3，和田道治 1，P. Schury1，P. Brionnet2，S. D. Chen4，橋本尚志 5，
羽場宏光 2，平山賀一 1，D. S. Hou6,7,8， 飯村俊 9,2,1，石山博恒 2，石澤倫 10,2，伊藤由太 11,
加治大哉 2，木村創大 2，J. Liu4，宮武宇也 1，J. Y. Moon5，森本幸司 2，森田浩介 3,2,12，
長江大輔 12,3，M. Rosenbusch1，高峰愛子 2，田中泰貴 13，渡辺裕 1，H. Wollnik14，W. Xian4，
S. X. Yan15
1K15* 超重元素イオンビーム生成に向けた EBGP（Electron Beam Generated Plasma）イオン源の開発（1 茨城大院理工，2 原子力機構先端研，3 茨城大理，4 徳島大院保健）〇青木涼太 1,2，
佐藤哲也 1,2，大谷怜 2,4，内馬場優太 2,3，伊藤由太 2，浅井雅人 2，塚田和明 2，
永目諭一郎 2
1K16* 106 番元素シーボーギウムの揮発性研究に向けた 6 族元素オキシ塩化物の等温ガスク
ロマトグラフ挙動（1 徳島大院保健，2 原子力機構先端研，3 茨城大院理工，4 茨城大理，5 徳島大院医歯薬）◯大谷怜 1,2，佐藤哲也 2,3，青木涼太 2,3，浅井雅人 2，塚田和明 2，伊藤由太 2，
内馬場優太 2,4，阪間稔 5，永目諭一郎 2・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・16 : 40・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・
休憩
・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・17 : 00・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・【ポスター発表】
1P01* フッ化水素酸系における Nb,Ta の TOMA 担持樹脂に対する吸着挙動（新潟大院自然）○角田弘貴，後藤真一
1P02* At が形成するハロゲン結合の解離エネルギー測定に向けた AtI の生成条件と揮発性の分析（1 阪大院理，2 阪大放射線機構，3 理研仁科セ，4 大阪青山大学）〇床井健運 1，
豊嶋厚史 2，大江一弘 2，角永悠一郎 2，寺本高啓 2，中川創太 1，吉村崇 2，笠松良崇 1，
羽場宏光 3，王洋 3，篠原厚 2,4
1P03* ノーベリウムの化学研究に向けた Ca, Sr, Ba, Ra のクラウンエーテルによる固液抽出（1 阪大院理，2 京大複合研，3 阪大放射線機構，4 大阪青山大）〇渡邉瑛介 1, 笠松良崇 1,
中西諒平 1, 大高咲希 1, 高宮幸一 2, 篠原厚 3,4
1P04

トリウム標的への Li イオン照射によって生じる 236U の ICP-MS による定量（1 金沢大院自然，2 筑波大数理，3 理研仁科セ，4 金沢大理工）〇永井歩夢 1，寺西翔 1，
坂口綾 2，中島朗久 2，羽場宏光 3，横北卓也 3，南部明弘 3，横山明彦 4

1P05

月間降水中トリチウム濃度の全国調査（日本分析センター）○飯田素代，大槻孝之，吉田森香，新田済，岸本武士，磯貝啓介

1P06

Extractabibity of Pu from agricultural soils and its indication of bioavailability（1QST, 2Inst. Nucl. Phys. Chem., China, 3 Peking Univ.）〇Youyi Ni1,2, Jian Zheng1,
Qiuju Guo3, Zhaya Huang2, Keiko Tagami1, Shigeo Uchida1

1P07

Ge 半導体検出器における 110mAg のサム効果補正の検討について（日本分析センター）〇鈴木颯一郎，鈴木勝行，宮田賢，新田済，太田裕二

8

1P08

種々の走行モニタリングシステムによる比較測定（日本分析センター）○大槻孝之，杉山翠，田中博幸，太田裕二，磯貝啓介

1P09* 負ミュオンによる非破壊イメージングに向けた 2mm 厚 CdTe 半導体二次元検出器の開発（1 阪大 IRS，2Kavli IPMU，3 東大理，4JAXA）○邱奕寰 1，二宮和彦 1，武田伸一郎 2，
桂川美穂 2，南喬博 3,2，長澤俊作 3,2，高橋忠幸 2，渡辺伸 4
1P10

Self-Assembly of Nanosheet Supported Fe-MOFs Heterocrystal as Reusable Catalyst for
Boosting Advanced Oxidation Performance via Radical and Nonradical Pathways(1 都立大院理, 2Dalian Institute of Chem. Phys., 3Sheffield Hallam Univ.) ○Bofan Zhang1,
Kazuhiko Akiyama1, Shiro Kubuki1, Liang Zhang2, Paul A. Bingham3

1P11* シッフ塩基を有するウラニル（Ⅵ）三核錯体の合成と酸化還元（1 阪大院理，2 阪大放射線機構 RI セ）〇福村希翔 1，永田光知郎 2，吉村崇 2
1P12

V-48 トレーサーを用いた VRFB 用イオン交換膜透過試験（2）（東北大金研）○白崎謙次

1P13

単一微粒子質量分析計を用いたアルファ微粒子即時検知法の検討（1 阪大放射線機構，2 阪大リノ，3 阪大院理，4 京大複合研，5 阪大院工，6 大阪青山大）○豊嶋厚史 1，古谷浩志 2,3，寺本高啓 1，永田光知郎 1，床井健運 3，高宮幸一 4，牟田浩明 5，吉村崇 1，豊田岐聡 3，篠原厚 1,6・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・18 : 00・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・【アルファ・環境放射能分科会】
・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・19 : 00・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・

9

第 2 日：9 月 23 日（木）・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・9 : 00・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・
発表準備
・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・9 : 15・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・【特別講演】
座長：大浦泰嗣
2S01

電子と原子核の相互作用に関連する 3 つの理論的研究（広島大院先進理工，都立大院理）〇阿部穣里

・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・10 : 15・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・
休憩
・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・10 : 30・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・【放射化分析（1）】
座長：高宮幸一
2K01

中性子放射化分析法による赤城大沼湖水中の安定 Cs 及び微量元素の定量（1 都市大原研，2 群水試）〇岡田往子１，熊谷尚人 1，渡辺峻 2，鈴木究真 2

2K02

k0-IAEA ソフトウェアを用いた k0 標準化中性子放射化分析-評価と応用（都立大院理）○杉崎史都，大浦泰嗣

2K03

JRR-3 即発ガンマ線分装置（PGA）の現状（原子力機構）○大澤崇人，佐々木未来，松江秀明

2K04

JRR-3 即発ガンマ線分析装置を用いた軽元素分析（1 産総研物質計測，2 原子力機構，3 東大工）〇三浦勉 1，松江秀明 2，大澤崇人 2，
神野智史 3・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・11 : 50・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・【原⼦核プローブ分科会】 【昼⾷】
・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・13 : 00・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・【会員総会】
・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・14 : 00・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・【受賞講演】
座長：三浦 勉
2S02

中性子放射化分析法の高度化と宇宙地球化学研究への応用（早稲田大教）〇海老原充・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・15 : 00・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・
休憩
・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・15 : 20・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・

10

・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・15 : 20・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・【環境放射能（3）】座長：坂口綾2K05

塩素の土壌-土壌溶液間分配係数について（1 量研機構，2 原子力発電環境整備機構）○田上恵子 1，澁谷早苗 2，浜本貴史 2，
石田圭輔 2，内田滋夫 1

2K06* EXAFS による Ra の水和状態と粘土鉱物への吸着状態の解明（1JAEA, 2 東大, 3 阪大）〇山口瑛子 1,2, 永田光知郎 3, 田中万也 1, 小林恵太 1,
奥村雅彦 1, 小林徹 1, 下条晃司郎 1, 谷田肇 1, 関口哲弘 1, 金田結依 1, 松田晶平 1,
横山啓一 1, 矢板毅 1, 吉村崇 3, 高橋嘉夫 2
2K07

ケイ酸バリウム(BaSi2O5)を主成分とする Sr 吸着剤への Ba の吸脱着特性（1 愛知医大，2 大阪産業大，3 日立製作所，4 京大複合研，5 慈恵医大アイソトープ）○小島貞男 1，緒方良至 1,2，加藤結花 3，高宮幸一 4，箕輪はるか 5

2K08

ケイ酸バリウム（BaSi2O5）を主成分とする Sr 吸着剤を用いた 90Sr の測定 －子核種 90Yのチェレンコフ測定－（1 大阪産業大，2 愛知医大医，3 慈恵医大アイソトープ，4 日立製作所）○緒方良至 1,2，
小島貞男 2，箕輪はるか 3，加藤結花 4・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・16 : 40・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・
休憩
・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・17 : 00・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・【ポスター発表】
2P01* 低エネルギー励起核種 U-235m のハロゲン化物の半減期変化（1 阪大院理，2 理研，3 阪大放射線機構，4 大阪青山大学）〇澤村慶 1，笠松良崇 1，
重河優大 2，篠原厚 3,4
2P02* 第一原理分子動力学計算によるノーベリウムの水和構造の理論研究（1 阪大院理，2 理研 R-CCS，3 阪大放射線機構，4 大阪青山大）〇渡邉瑛介 1，笠松良崇 1，
中西諒平 1，大高咲希 1，中嶋隆人 2，篠原厚 3,4
2P03* Rf の共沈実験に向けた Zr, Hf, Th, Eu のシュウ酸, マロン酸沈殿実験（1 阪大院理，2 阪大放射線機構，3 大阪青山大学）○中西諒平 1，笠松良崇 1，渡邉瑛介 1，
大髙咲希 1，篠原厚 2,3
2P04* 福島事故で放出された放射性粒子の性状解析と微量放射性核種の分析（1 阪大院理，2 阪大放射線機構，3 大阪青山大，4 慈恵医大）〇村上貴士 1，二宮和彦 2，
五十嵐淳哉 1，吉村崇 2，篠原厚 2,3，箕輪はるか 4，吉川英樹 4
2P05

大容量エアサンプラ（Snow White）を用いた大気浮遊じん中ヨウ素 129 濃度の経年変化（日本分析センター）〇須藤百香，王暁水，飯田素代，日比野有希，宮田賢，岡山杏菜，
太田智子，太田裕二，磯貝啓介

2P06* 海水中 I-129 の ICP-MS 分析に向けた固相抽出法の開発：銀イオン担持樹脂への I 吸着における干渉元素および共存陰イオンの影響（日本原子力研究開発機構）〇青木譲，松枝誠，小荒井一真，寺島元基

11

2P07

放射能測定法シリーズ No.7「ゲルマニウム半導体検出器による γ 線スペクトロメトリー」の改訂（日本分析センター）〇宮田賢，鈴木勝行，太田裕二

2P08

環境放射線モニタリングにおける精度管理（日本分析センター）〇太田博

2P09

Fe をドープした酸化インジウムにおける希薄磁性観測の試み（1 金大院自然，2 金大院自然，3 金大理工）〇内野葉月 1，伊東泰祐 2，佐藤渉 3

2P10

核医学用アスタチン抽出に利用できるイオン液体の研究（1 金沢大院自然，2 量研東海，3 福島医大先端セ，4 理研仁科セ，5 金沢大理工）○永井雄太 1，青井景都 1，丸山俊平 1，西中一朗 2，鷲山幸信 3，羽場宏光 4，横山明彦 5

2P11* 放射性廃棄物に含まれる Zr-93 の定量分析手法の開発 ―抽出クロマトグラフィーレジン
を用いた Zr の吸着分離法の検討―（JAEA）〇森井志織，蓬田匠，大内和希，北辻章浩
2P12* 顕微ラマン分光法と顕微 X 線分光法によるウラン微粒子の化学状態分析（1JAEA, 2 東大院理）○ 蓬田匠 1,2, 北辻章浩 1, 高橋嘉夫 2, 宮本ユタカ 1
2P13

Rapid measurement for U, Np, and Pu using ICP-MS/MS in fecal samples for timely
decision-making in radiation emergency therapy（QST）〇Guosheng Yang, Eunjoo Kim, Jian Zheng, Menehiko Kowatari, Osamu Kurihara

・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・18 : 00・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・【若手の会】
・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・19 : 00・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・

12

第 3 日：9 月 24 日（金）・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・9 : 00・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・
発表準備
・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・9 : 15・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・【放射化分析（2）】座長：白井直樹
3K01* 家庭ごみ焼却スラグ中に含まれる有価金属成分の分離（1 都立大院理，2 都立大理，3 東北大 ELPH）〇齋藤涼太 1，秋山和彦 1，土田竜貴 2，
諏訪智也 1，Kahn Irfan1，菊永英寿 3，久冨木志郎 1
3K02

Instrumental photon activation analysis using single comparator method at different
accelerators（都立大院理）○MD. Sultanur Reza, 大浦泰嗣

3K03* J-PARC におけるミュオン特性 X 線による元素分析の微少試料適用に向けた装置開発（阪大 IRS1，阪大院理 2，理研 3，Kavli IPMU4，ICU5，東大理 6，KEK7，東京藝大 8，東北大
理 9，中部大 10，JAEA11，大阪青山大 12，京大複合研 13，豊田中研 14，JAXA15）○邱奕寰 1，二宮和彦 1，東俊行 3，梶野芽都 2，桂川美穂 4，久保謙哉 5，南喬博 6,4，
三宅康博 7，水本和美 8，長澤俊作 6,4，中村智樹 9，岡田信二 10，大澤崇人 11，下村浩一郎 7，篠原厚 1,2,12，高橋忠幸 4，武田伸一郎 4，竹下聡史 7，反保元伸 7，
谷口秋洋 13，寺田健太郎 2，梅垣いづみ 14，和田大雅 9，渡辺伸 15，吉田剛 7・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・10 : 15・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・
休憩
・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・10 : 30・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・【医薬・生物学における RI 利用】
座長：石岡典子
3K04

乾式蒸留分離におけるアスタチンの熱分離特性（1 量研東海，2 福島県立医科大学）○西中一朗 1，鷲山幸信 2，橋本和幸 1

3K05* エアロゾルを用いた At-211 乾式分離技術の開発（1 東芝エネルギーシステムズ，2 原子力機構先端研，3 阪大 RCNP，4 阪大放射線機構，
5
大阪青山大）○湯原勝 1，宮本真哉 1，和田怜志 1，中居勇樹 1，大森孝 1，塚田和明 2，
浅井雅人 2，福田光宏 3，豊嶋厚史 4，篠原厚 4,5
3K06* 電解酸化反応を用いた分子標的薬への 211At 標識化法の開発（1 阪大院理，2 阪大放射線機構，3 阪大院医，4 阪大 RI セ，5 理研仁科セ，6 大阪青山大）〇中川創太 1，豊嶋厚史 2，角永悠一郎 2，大江一弘 2,3，寺本高啓 2，床井健運 1，
神田晃充 4，吉村崇 2,4，永田光知郎 2,4，笠松良崇 1，羽場宏光 5，王洋 5，篠原厚 2,6
3K07* 新規アルファ線ブラキセラピー開発に向けた At-211 標識金ナノ粒子の合成と機能評価（1 阪大院理，2 阪大院医，3 阪大放科，4 理研仁科，5 大阪青山大）〇黄栩昊 1，加藤弘樹 2，
角永悠一郎 3，下山敦史 1，樺山一哉 1，片山大輔 2，大江一弘 2，豊嶋厚史 3，羽場宏光 4，
王洋 4，篠原厚 3,5，深瀬浩一 1,3・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・11 : 50・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・

13

・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・11 : 50・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・【放射化分析分科会】 【昼⾷】
・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・13 : 00・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・【その他分野（1）】
座長：豊嶋厚史3K08* プロメチウムを含む二金属内包フラーレンの安定性（1 都立大院理，2 東北大電子光セ）〇諏訪智也 1，秋山和彦 1，菊永英寿 2，久冨木志郎 1
3K09

Dissolution Method of Substances containing UO2-ZrO2 by Thermochemical Conversion
for Actinide Analysis（1 長岡技術科学大，2 東北大）〇MA Zhuoran１，本間佳哉 2，小無健司 2，鈴木克弥 2，
鈴木達也 1

3K10

MC-ICP-MS 用いた極微量ウラン・プルトニウム同位体比測定における分子イオンによる妨害の定評的評価（原子力機構）○富田純平，富田涼平，鈴木大輔，安田健一郎，宮本ユタカ

3K11* 高水素化物生成比を示すウラン粒子の全損分析と同位体比変化（原子力機構）〇富田涼平，蓬田匠，富田純平，鈴木大輔，安田健一郎，江坂文孝，
宮本ユタカ
・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・14 : 20・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・
休憩
・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・14 : 35・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・【その他分野（2）】座長：浅井雅人
3K12

放射線発生装置廃止のための放射化測定評価マニュアル（高エネ研）○松村宏，桝本和義，吉田剛，豊田晃弘，中村一，三浦太一

3K13

可搬型 γ 線イメージング装置 GeGI5 による加速器放射化評価の可能性（1KEK，2 筑波大）○吉田剛 1，松村宏 1，中村一 1，豊田晃弘 1，三浦太一 1，桝本和義 1，
笹公和 2，森口哲朗 2，松村万寿美 2

3K14

スペクトル定量法の液体シンチレーションスペクトルへの適用性（１日本分析センター，2 新潟大，3 原子力機構，4 国際廃炉機構）〇大島真澄 1，後藤淳 2，
篠原宏文 1，瀬戸博文 1，伴場滋 1，古瀬貴広 3,4・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・15 : 35・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・
休憩
・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・15 : 50・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・

14

・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・15 : 50・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・【ポスター発表】
3P01

アスタチン化合物の分光・可視化にむけた新規手法の提案（1 阪大放射線機構，2 阪大医，3 理研仁科セ）○寺本高啓 1，大江一弘 2，王洋 3，
羽場宏光 3，豊嶋厚史 1

3P02

Mn-52 の製造と半減期測定（1 東北大 ELPH，2 東北大金研，3 東北大 CYRIC）○菊永英寿 1，白崎謙次 2，池田隼人 1,3

3P03

Th-229m の壊変特性の解明に向けた高周波イオン収集・質量分離装置の開発（1 理研仁科セ，2 阪大院理，3 理研香取研，4JST さきがけ，5KEK 和光原子核科学セ）〇重河優大 1，床井健運 2，山口敦史 3,4，Wang Yang 1，Yin Xiaojie1，南部明弘 1，佐藤望 1，
和田道治 5，羽場宏光 1

3P04

北海道道東海域における 134Cs の空間分布と経年変動 （2018–2021）（1 金沢大，2 水産機構・資源研）〇真下海成 1，竹原亮成 1，井上睦夫 1，亀山紘旭 1，
谷内由貴子 2，黒田寛 2，帰山秀樹 2，三木志津帆 2，長尾誠也 1

3P05

228

Th/228Ra 放射能比の空間分布からみた日本海の粒子吸着性成分の挙動（ 金沢大，2 海洋財団，3 水産研究・教育機構）○亀山紘旭 1，井上睦夫 1，諸角季生 1，
城谷勇陛 1，花木祥太朗 1，古澤佑一 1，小藤久毅 2，森田貴己 3，三木志津帆 3，長尾誠也
1

3P06

DGA resin を用いた Y 分離による骨中 90Sr 分析方法の開発（1 原子力機構，2 福島大）○小荒井一真 1，松枝誠 1,2，青木譲 1,2，藤原健壮 1，寺島元基 1

3P07

モニタリングポストの in-situ 校正による空間放射線量率測定の品質保証（日本分析センター）○杉山翠，石川清正，田中博幸，新田済，岸本武士

3P08海域モニタリングの質の保証（日本分析センター）○佐野友一，佐久間亜美，太田智子

3P09

111

Cd（←111mCd）及び 111Cd（←111In）プローブを用いた摂動角相関法による CdxFe3-xO4 中の超微細場測定（1 金沢大自然，2 金沢大理工，3 金沢大自然，4 京大複合研，5 金沢大理工）○藤井光樹 1，
小中將彰 2，伊東泰佑 3，大久保嘉高 4，佐藤渉 5

3P10

加速器中性子によるがん治療用 Sc-47 の製造に関する研究（1 原子力機構，2 量研機構，3 千代田テクノル）○塚田和明 1,2，橋本和幸 2，橋本慎太郎 1，
浅井雅人 1，初川雄一 2，佐伯秀也 2,3，川端方子 2,3，太田朗生 2,3，本村新 2,3

3P11

HPLC 分析によるランタノイド内包フラーレン（Ln3+@C823-）の電子状態に関する研究（1 都立大院理，2 理研仁科セ，3 京大複合研）○西村峻 1, 雨倉啓 1, 秋山和彦 1,2,
羽場宏光 2, 高宮幸一 3, 久冨木志郎 1

3P12

質量分析法を用いた岩石中 234U/238U 放射能比の高精度迅速測定法の確立（関西学院大院理工）○栗林千佳，谷水雅治

・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・16 : 50・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・【閉会式・若手優秀賞発表】
・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・17 : 10・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・

15

一般講演
9 月 22 日（水）1K01-1K16

16

1K01

FD1NPP 事故直後に東日本で採取された大気浮遊物質 (SPM) 中の129
I 濃度と 129 I/ 137 Cs 放射能比の時系列変化(早大教育 1 、都立大理 2 、RESTEC 3 、東大工 4 、国環研 5 )○海老原充 1 、
白井直樹 2 、大浦泰嗣 2 、鶴田治雄 3 、松崎浩之 4 、森口祐一 5【緒言】 2011 年に発生した東北地方太平洋沖地震から 10 年が経過した。地震による被害に加えて、地震で誘起された津波による被害が災害規模を大きくした。特に、津波によって誘発された東京電力福島第一原子力発電所（FD1NPP）事故は、これまでの地
震災害の中でも未曾有の結果をもたらした。破損した 3 基の原子炉から放出された放射性物質は環境中に拡散し、いまなお多くの人々に影響を与えている。本研究は環境中にエアロゾルとして拡散した 129 I の事故直後の挙動を、同時期に採取された大気浮
遊物質（SPM）を組織的に分析することによって明らかにすることを目的とした。あわせて、同じ 235 U の核分裂片である 137 Cs との放射能比の時系列変化も求めた。
【実験】 2011 年 3 月 12 日から約 2 週間の間に東日本の 41 箇所の SPM ステーションで
1 時間ごとに採取された計 920 試料について、129 I 濃度を求めた。41 箇所の内訳は福島
県 17、宮城県 1、首都圏（茨城県、千葉県、埼玉県、東京都、神奈川県）23、分析 SPM
試料数は順番に 752 、26、142 で、福島県で採取された試料に対して重点的に分析を行った。SPM 粒子は 1 時間（1 m 3 相当）ごとにガラス繊維（GF）、あるいはフッ素系樹脂（PTFE）フィルター上に 11 mm f あるいは 19 mm f の円形に捕集され、そのうちの 1 部（多くの場合 1/4 か 1/6）を分析に用いた。SPM 試料中のヨウ素の化学分離操作
はハロゲン 3 元素の放射化学的中性子放射化分析法の手法（Ebihara et al., 1997）を改変して適用した。129 I の分離前に一定量の 127 I を担体として加え、アルカリ溶融によって 127 I/ 129 I の同位体平衡を成立させた。最終的にヨウ素をヨウ化銀として回収し、加速器質量分析法によって 127 I/ 129 I 比を求め、 129 I の体積放射能濃度（Bq/m 3 ）を計算した。
同一 SPM 試料については 137 Cs 濃度も測定済みであり（Oura et al. 2015; Tsuruta et al.,2018）、 129 I 濃度に加えて、 129 I/ 137 Cs 放射能比（Bq/Bq）も併せて求めた。
【結果と考察】 2 種類のフィルターで捕集された SPM の 129 I 濃度に系統的な差があることがわかり、考察には GF で捕集した 808 個の SPM 試料の分析データを用いた。データの信頼性を精査した結果、500 のデータは議論に使えるものと判断された。福島県内の SPM ステーションのうち、双葉、楢葉、原町、二本松の 4 箇所での 129 I 濃度、および 129 I/ 137 Cs 放射能比の経時変化を詳細に調べた。双葉では 3 月 12 日の朝に低濃度の、ベント後に高濃度の 129 I, 137 Cs が測定された。事故から数日間の双葉での 129 I/ 137 Cs 比はそれ以降の値に比べて系統的に高かったことが明らかになった。関東地方に流れ込んだ 4 つの放射性プルームの特徴についても考察した。大気浮遊粒子状物質（APM や
SPM）中の 129 I 濃度から事故当時の 131 I 濃度が推定できる（Ebihara et al., 2018）ことから, 本研究のデータは FD1NPP 事故による放射性物質の拡散モデルの評価やその影響評価に寄与するものと期待される。
【引用文献】 Ebihara et al. JRNC 216, 107 (1997); Ebihara et al. JER 208-209, 106000(2019); Oura et al. JNRS 15, 15 (2015); Tsuruta et al. GJ 52, 103 (2018).
Time-series variations of 129I activity concentrations and 129I/137Cs activity ratios for SPM samples
collected in eastern Japan just after the FD1NPP accident
EBIHARA, M., SHIRAI, N., OURA, Y., TSURURA, H., MATSUZAKI, H, MORIGUCHI, Y.

17

1K02

福島県沿岸海岸砂における放射性セシウムの鉛直分布(金大環日セ 1 、金大院自然 2 、金大理工 3 、ふくしま海洋 4 )○長尾誠也
1、D.I.P.Putra 2 、南貴大 2 、藤生慎 3 、富原聖一 4 、落合伸也 1【緒言】 福島県の海岸は、2011 年 3 月 11 日の福島第一原子力発電所事故後に汚染水が南下したことがシミュレーションの結果から明らかになっている。そのため、事故初期には海底堆積物とともに、海岸砂への放射性核種の吸着等の影響を考慮する必要がある。我々のグループでは、海岸の地下 1m 程度に存在する地下水と海岸砂に高濃度の放射性セシウムが存在することを報告している（Sanial et al., 2017: Nagao et al., 2020）。
また、日本放射化学会第 63 回討論会では、2018 年に採取した海岸砂の鉛直分布の結果を報告した。今回は同じ測点で 2019 年に採取した砂の測定結果と比較するとともに、海岸の微視地形をドローンで計測し、標高を基にした地下水の存在深度と放射性セシ
ウム濃度との関係を考察した。
【方法】 福島第一原子力発電所から約 40
km 南に位置する福島県四倉海岸で 2019年 7 月 9−10 日に海岸砂を鉛直的に採取した（図１）。スコップで地下水が染み出す
深さまで掘った後に、内径 5cm、長さ 30cm あるいは 60 cm のステンレス製パイプを圧密しないように砂に押し込み、パイプを回収後に 5cm 間隔で砂試料を採取した。実験室では、40˚C に設定した乾燥機で砂試料を乾燥した後に容器に詰め、Ge
図１ 福島県四倉海岸での採取地点
134137
半導体検出器で 1-3 日間、 Cs と Cs 放射能濃度を計測した。ドローンにより海岸の微地形を計測・解析した。
【結果と議論】 図２は四倉海岸海岸砂の 137 Cs 放射能濃度の鉛直分布を示した。深さ 0
cm は海岸砂の表面を基準とした。沿岸に最も近い測点 34 では 137 Cs 放射能濃度が低く、
14.5-22.9 Bq/kg 乾燥重量（以後、Bq/kg で表示）であった。しかし、陸側に近い測点
30 で は 137 Cs 放 射 能 濃 度 が 1962Bq/kg、 測 点 8 で1912Bq/kg、測点 35 では 595Bq/kg と比較的高い値を示した。また、測点 11 では 5745Bq/kg と高い放射能濃度であり、狭い海岸内で砂の 137 Cs 放射能濃度に水平的な分布特性が存在した。そこで、ドローンにより計測した海岸微地形を標高に換算して測点 30・測点
8・測点 31・測点 11・測点 33 の側線で図２の鉛直分布を検討した。その結果、 137 Cs 放射能濃度の最大値の標高は、測点 31 で 186cm、測点 33 では 166cm とほぼ同じであった。一方、 137 Cs 放射能濃度が約２倍高
い測点 11 は、最大放射能度を示す標高が 241 cm と図２ 海岸砂での 137 Cs 放射能濃度
137
異なっていた。この結果は、滞水層の違いが Cs 放の鉛直分布
射能濃度の違いに反映されたと考えられる。
Vertical distribution of radiocesium concentration in beach sand from Fukushima Prefecture, JapanNAGAO, S., PUTRA, D. I. P., MINAMI, T., FUJIU, M., TOMIHARA, S., OCHIAI, S.

18

1K03

福島原発事故で飛散した放射性ガラス微粒子（CsMP）の溶解特性(東大院理 1 、農研機構 2 )○奥村大河 1 、山口紀子 2 、三河内岳 1 、小暮敏博 1【緒言】 福島原発事故により、損傷した原子炉内部で放射性セシウムを高濃度で含む数
ミ ク ロ ン の 微 粒 子 が 形 成 さ れ 、 東 日 本 の 広 範 囲 に 飛 散 し た 。 こ の 微 粒 子 は CsMP
（radiocesium-bearing microparticle）と呼ばれ、球形で特殊な組成を持つ珪酸塩ガラスで構成される。我々は環境中から CsMP を採集して溶解実験を実施し、CsMP が海水中では純水中よりもはるかに速く溶解することを明らかにした（Okumura et al., 2019）。
CsMP の環境動態解明のためには様々な条件での溶解特性を明らかにする必要がある
が、CsMP を採集するのが非常に煩雑で時間のかかる作業であることが課題であった。
最近我々は CsMP の酸性溶液中での溶解速度が非常に遅いことを見出し、汚染された農業資材（不織布）を酸処理することで、そこに付着した CsMP 以外の物質（鉱物等）に吸着した放射性セシウムをほぼ除去することができた（Okumura et al., 2020）。
本研究ではこの酸処理した不織布を用いて溶解実験を行い、CsMP を分離・採集することなく様々な溶液中での溶解特性を調べた。
【実験】 まず、不織布を 90°C の 0.1 M 塩酸に 24 時間浸漬した。次にこの不織布を 60°Cの様々な溶液に浸漬し、溶出した放射性セシウム濃度を一定時間毎にゲルマニウム半導体検出器によって測定することで CsMP の溶解速度を推定した。
【結果】 求めた CsMP の溶解速度を下図に示す。横軸は浸漬した溶液の pH、縦軸は溶解速度（半径減少速度）k（m/s）の常用対数である。なお溶解速度 k は CsMP が完全な球形であると仮定し、放射能減少量を CsMP の半径減少量に換算して算出した。図のように溶液中に Na + を含まない場合（塩酸，純水，Tris-HCl バッファー）、pH が変わっても溶解速度はほとんど変化しなかった。一方、溶液中に Na + が含まれる場合は pH が高いほど溶解が速くなることがわかった。 こうした溶解挙動はシリカガラスと類似しており、高い pH とともに Na + のようなアルカリイオンの触媒効果によって、CsMP を構成する珪酸塩ガラスの溶解が促進されると考えられる。

Dissolution properties of radiocesium-bearing microparticles (CsMPs) released by the Fukushima
nuclear accident
OKUMURA T., YAMAGUCHI, N., MIKOUCHI, T., KOGURE, T.

19

福島第一原子力発電所１号機由来の放射性粒子の形状からの考察

1K04(慈恵医大アイソトープ)○箕輪はるか、吉川英樹【緒言】 東京電力福島第一原子力発電所（福島第一原発）の事故で環境中に放出された
放射性物質の存在形態のひとつとして、ケイ酸ガラスを主成分とする、水に不溶性の放射性粒子の存在が報告されている（Adachi et al., 2013; Satou et al., 2016 ほか）。この
放射性粒子は原子炉内で形成後、環境中でほとんど変化せず、形成時の組成 や形態が保持されていると考えられる。これらの放射性粒子は、形状および大きさ、 134 Cs/ 137 Cs
比、比放射能の特徴により、Type A [球状、粒経 1-10m 程度、 134 Cs/ 137 Cs 比 約 1.04、
比放射能大]と Type B [不定形、数 10m 以上、 134 Cs/ 137 Cs 比 約 0.94、比放射能小]に分類できる。 134 Cs/ 137 Cs 比の値から、Type A 粒子は 2 号機あるいは 3 号機由来、Type B
粒子は１号機由来と推定されている（小野ら、2017 ほか）。特に１号機由来の Type B
粒子については、断熱材として使われるガラスウール（ロックウール）がケイ素の供給源であり、水素爆発によって形成されたと推定されている（佐藤、2019）。本研究では、福島第一原発のごく近傍で採取した試料から Type B 粒子を分離し、Ge 半導体測定装置で 134 Cs/ 137 Cs 比を測定するとともに、実体顕微鏡により形状を観察し、外見の特徴により分類した。また特徴的な繊維状の放射性粒子およびガラスウールの加熱実験を行い、生成プロセスを推定した。
【試料】 福島第一原発 3km 圏の北西方向における、空間線量の高い領域にて土壌・土埃等の環境試料を採取し、放射性粒子を取り出した。イメ ージングプレートを用いて 放射性粒子の分布を可視化し、強放射性粒子を分離した。特に 1mm 以上の粒子は、β（γ）
GM サーベイメータ（TGS-146B, Hitachi Aloka）で確認し、顕微鏡下で取り出した。
【結果および考察】 放射性粒子の実体顕微鏡写真を示す。外見は白色～灰色～黒色が混合した透明あるいは半透明で、多くの粒子はガラス光沢を持ち、内部に泡構造が存在していた。2011.3.11 時点での 134 Cs/ 137 Cs 比は約 0.96 を示した。およそ 100 Bq ( 137 Cs
2011.3.11 時点) 以上の放射能を持つ約 40 個の粒子について、写真に示すように以下の4 種類に分類した；1. 球状 (Spherical), 2. 丸みを帯びた不定形の塊 (Rounded), 3. 角ばった不定形の塊 (Angular), 4. 繊維状 (Fibrous)。この形状分類 No.1 が最も高温に、No.4が比較的低温にさらされたと考えられる。 発表では環境から採取した放射性粒子の加熱実験結果を報告する予定である。
1. Spherical

FTE04-3k
574±2Bq

100m

3. Angular

2. Rounded

FTE04-1e
191±1Bq

FTE04-5b
1757±8Bq

100m

200m

4. Fibrous

FTE04-3b
1863±5Bq

200m

放射能は 137 Cs（2011.3.11 時点）
A study of the shape of radioactive particles derived from Fukushima Daiichi Reactor Unit 1(Jikei Univ.) MINOWA H., YOSHIKAWA, H.

20

1K05

福島原発事故に由来する不溶性微粒子のレーザー加熱法による模擬生成実験
(京大複合研)○稲垣誠、関本俊、高宮幸一、沖雄一、大槻勤【緒言】 福島第一原子力発電所 の事故により 環境中に放出された 放射性物質の一つの形態として、放射性セシウム微粒子（radiocesium-bearing microparticle; CsMP）と呼ばれる水に不溶な微粒子が知られている[1]。CsMP は一般的なエアロゾル粒子等とは異なり水に不溶であることから、放出時の形態を環境中で維持していると考えられる 。
したがって、CsMP の性状や生成過程を解明することで、事故時の炉内状況の解明につながると考えられる。CsMP は、含有する Cs-134 と Cs-137 の比に特徴付けられる、Type A・Type B の少なくとも 2 つの種類があることが知られている。このうち、Type A
は福島原発 2 号機及び 3 号機に由来する、主に直径数 μm の球形の微粒子である。今回
は、Type A の CsMP を実験室で模擬的に生成し、実際の CsMP と比較することでその生成過程の解明を目指した。
【実験】 模擬ガラス生成：先行研究[2]で報告されている Type A—CsMP の組成を参考に、それを再 現 す る ガ ラ ス の 生 成 を 行 っ た 。
59.7SiO2 —10.6Cs 2 CO 3 —9.8ZnO—8.7NaCl—6.9Fe 2 O 3—3.0SnO 2 —0.8K2 CO3 —0.7Rb 2 CO 3 (wt%)の割合で混合した原料をアルミナるつぼに入れ、電気炉で1250 °C に加熱しガラスを生成した。生成過程には直接影響しないと考えられるため、今回は非放射性の Cs を用いた。
図 1. レーザー照射により微粒子を模擬微粒子生成：模擬ガラスを大強度の赤外線レ含むフュームが発生する様子
ーザーで加熱することで、模擬微粒子の生成を行った。模擬ガラスが入ったるつぼをチャンバー内に置き、そこに上面からレーザーを照射
し、加熱されて発生した微粒子を含むフュームをインパクターで吸引して捕集した。用いたレーザーは、出力 300 W、波長 1080 nm のファイバーレーザーである。模擬微粒子生成
時の様子を図 1 に示す。捕集した微粒子を、走査型電子顕微鏡／エネルギー分散形 X 線分
光器（SEM/EDS）にて分析した。
【結果・考察】 捕集した微粒子の SEM 像を図 2 に示す。実際の Type A—CsMP に類似した、直径 数 μm の球形の微粒子の生成に成功した。また EDS による元素分析により、模擬微粒子は模擬ガラスと同様の組成であることが確認された。
Type A—CsMP の生成過程の一つの仮説として、原料となる
SiO 2 を多 く含 む物体 が 高温 の溶 融燃 料に 接 触する こと で急熱されてフュームが発生し、CsMP が生成したという過程が考えられる。また、原料として珪藻土と海水の混合物や玄武岩なども検討したので、詳細は講演にて報告する。 図 2. 生 成 し た 微 粒 子 の[1] K. Adachi et al., Sci. Rep. 3, 2554 (2013).

SEM 像（繊維状のものは[2] T. Okumura et al., Sci. Rep. 10, 1352 (2020).

捕集用フィルターの一部）

Laser generation of radiocesium-bearing microparticles derived from the Fukushima nuclear accident
INAGAKI, M., SEKIMOTO, S., TAKAMIYA, K., OKI, Y., OHTSUKI, T.

21

1K06

都市ごみ焼却飛灰・土壌混合ジオポリマーの放射性 Cs の溶出抑制能力および耐久性の評価(明治大院理工 1 、明治大理工 2 )○齋藤凜太郎 1 、小川熟人 2 、小池裕也 2【緒言】 福島県の対策地域内では、現在（2021 年 6 月末）も、東日本大震災により発生した災害廃棄物の処理が行われている。また、災害廃棄物の減容化処理により発生す
る焼却灰から放射性 Cs が検出されている。放射性 Cs を含む焼却灰は、安定化処理
が 義 務 付 け ら れ て い る 。 し か し 、 従 来 法 で あ る セ メ ン ト 固 化 法 で は 放 射 性 Cs の 約
20 %が溶出するという報告がある [1]。本研究では、都市ごみ焼却飛灰の安定化処理法
として、赤玉土を使用した都市ごみ焼却飛灰・土壌混合ジオポリマー固化（GS）法を検討した。本発表では、都市ごみ焼却飛灰・土壌混合 GS 法による放射性 Cs の溶出抑制能力および GS 体の耐久性について報告する。
【実験】 福島県の一般廃棄物処分場 で採取された都市ごみ焼却飛灰と赤玉土（あかぎ園芸）を 1:1 で混合した試料に、33wt% NaOH 水溶液を固液比 1:0.5 で添加した。その後、乾燥機を用いて、105 °C, 24 時間で養生することで土壌混合 GS 体とした。溶出試験として、環境省告示第 13 号（環告 13 号）試験およびタンクリーチング試験 を行った。一軸圧縮強度試験は、卓上型引張圧縮試験機（A&D, MCT-1150）により測定した。
紫外線劣化試験は UV 照射装置（ORG, QRU-2161-D90-02, 800 W）を用い、紫外線を 24時間照射した GS 体に対して溶出試験を行った。溶出液と残渣は、ポリスチレン製ねじ口
U 式容器 U-8 に充填し、高純度 Ge 半導体検出器で 8 時間以上 γ 線測定することで 137 Cs の放射能を算出した。各溶出液と残渣の測定結果より、溶出率を算出した。
【結果と考察】 環告 13 号試験において、未処理の都市ごみ焼却飛灰では 73.4 %の 137 Cs が溶出したが、土壌混合 GS 体とすることで溶出率を約 1 %まで抑えることができた（図 1）。長期含浸試験であるタンクリーチング試験においても、高い溶出抑制効果が確認され、固化体は長期的な水との接触状態でも安定であることが確認され た 。 一 軸 圧 縮 強 度 試 験 の 結 果 、 GS 体 は 約
0.68 MPa であった。埋め立てには、0.98 MPa の強度が必要であり強度向上のための更なる検討が必要である。作製した固化体に 24 時間の紫外線照射を行い、環告 13 号試験を実施した結 図1 焼却飛灰および土壌混合ジオポリマー
固化体における放射性セシウムの溶出率.
果、 137 Cs の溶出量が 1.3 %に上昇した。また、：溶出液中 137Cs
若干の強度低下も確認された。この他、酸性条件下における耐久性の結果と、詳細な紫外線照射試験の評価について報告する。
【参考文献】[1] 杉橋直行, 馬場勇介, 遠藤和 人:放射性 セ シウムを 含む 一般廃 棄物焼 却灰の セメン
ト固化に関する研究,土木学会論文集, 71, 1,14-28 (2015) .
Elution suppression capability of radioactive Cs and durability of soil-mixed geopolymer
solidified by mixing municipal solid waste incineration fly ash and soil
SAITO, R., OGAWA, N. KOIKE, Y.

22

1K07

Cd 0.75 Fe 2.25 O 4 中の局所磁気秩序とその時間変動(金沢大院自然 1 、金沢大理工 2 )○伊東泰佑 1 、⼩中將彰 2 、藤井光樹 1 、佐藤渉 1,2【序論】

スピネル化合物は面心立方構造をもつアニオンの四面体位置である A サイ

トと八面体位置である B サイトにカチオンが占有する構造を持ち、特にその電気特性、磁気特性について研究が行われている物質である。本研究室ではスピネル化合物に対して摂動角相関法による超微細場の研究を行ってきた[1,2]。先行研究では[2]、正スピ
ネル構造を有する CdFe 2 O4 において、Cd の核スピン緩和が観測され、CdFe 2 O 4 は興味深い物性を示すことが示唆された。そこで、本研究では、CdFe 2 O 4 と類似した構造をもつ Cｄ 0.75 Fe 2.25 O ４ に対し、Fe 位置での超微細場の測定を目的としてメスバウアー分光
測定を行い、スペクトルの温度依存性ならびに、スピングラス相の時間変動を観測したので報告する。
【実験】

先行研究の試料作製にならい、目的の組成となるように Fe 3 O 4 、Fe 2 O 3 、 CdOの各粉末を秤量し、乳鉢上で 1 時間混合した。その後錠剤成型を行い、真空中 1100℃
で 45 分間焼成した。XRD によって目的物質の生成を確認した後、試料に対し 57 Fe メ
スバウアー分光測定を行った。
【結果と考察】Fig. 1 に 10K で 24h 毎100に測定された Cd 0.75 Fe 2.25 O 4 のメスバウア
ースペクトルの時間変化を示す。スペク

95

トルは常磁性成分 1 成分と磁気分裂成分
時間をかけて磁化していくことが示唆された。これは Cd 0.75 Fe 2.25 O 4 がスピングラスとなり、それに伴うエイジング現象を反映していると考えられる。スピネル構造では A-A、B-B、A-B 間で超交換相Transmission (%)

3 成分で解析を行った。スペクトルは長

0～24h
90
100
95
24～48h90100

互作用が働いているが、B サイトがパイ

95

ロクロア格子を構成しているため、A サ

48～72h

イトを非磁性の Cd イオンが占めること

90-12で格子にフラストレーションが生じる-8と考えられる。各パラメーターの温度依
存性については発表にて議論する。

Fig. 1-4
04Velocity (mm/s)

8123 日間測定した Cd 0.75 Fe 2.25 O 4 の 57 Fe
メスバウアースペクトル（10 K）[1] W. Sato et al., J. Appl. Phys, 120, 145104 (2016).
[2] W. Sato et al., J. Radioanal. Nucl. Chem. 316, 1289 (2018).
Time-variation of local magnetic ordering in Cd0.75Fe2.25O4
T. Ito, M. Konaka, M. Fuji, W. Sato.

23

1K08

SrTiO 3 中にドープされた 111 Cd 位置における局所構造の熱的安定性（ 1 金大人社, 2 金大理工, 3 京大複合研）〇小松田 沙也加 1 , 佐藤 渉 2 , 大久保 嘉高 3

A22G22(t)【緒言】チタン酸ストロンチウム(SrTiO 3 )は、半導体として光触媒材料等への応用が期待されるペロブスカイト型酸化物の一つである。特に Ti 4+ サイトに対し価数が低くイオン半径の小さい Ga 3+ や In 3+ 等の不純物元素が置換されると、ドーパント近傍に電荷補償の酸素欠陥 V o を生じたり、結晶格子の収縮による歪みが生じることで量子構 造が変化し光触媒機能等の物性を向上させると報告されている 。一方で 3 価の不純物元素がSr 2+ の位置を置換しドナーとして電気伝導性向上へ寄与する可能性も示唆されている。
このように不純物元素の占有状態が SrTiO 3 の物性を制御する重要な因子となっており、
微量導入された不純物元素の占有サイトと果たす機能を原子レベルで調べた情報が必要不可欠である。そこで我々は、SrTiO 3 に 111 Cd(← 111 In)を微量ドープし、これをプロー
ブとして用いた γ 線摂動角相関(TDPAC)法により SrTiO 3 中にドープされた 111 Cd(← 111 In)の局在量子構造とその熱的挙動を調べた。
【実験】試料は市販の酸化チタン(TiO 2 )と炭酸ストロンチウム(SrCO 3 )、 111 In 塩酸溶液を原料とする固相反応により合成した。TiO 2 と SrCO 3 の粉末が 1：1 となるようにメノウ
乳鉢中で 1 時間混合し、得られた粉末をペレット状に錠剤成型した。そのペレットに
111
In 塩酸溶液を滴下し空気中 1473 K で 24 時間焼鈍した。得られた試料を粉砕し石英管に真空封入した後、273 K～1000 K で TDPAC 測定した。
【結果と考察】Fig.1 に室温と 1000 K における SrTiO 3 中 111 Cd(← 111 In)の TDPAC スペクトルを示す。SrTiO 3 の構成元素はすべて非磁性元素であるため、電場勾配を仮定した成分で解析を行った。解析結果から、室温では電気-0.15
四重極周波数  Q1 = 48.9(1) Mrad/s、  Q2 = 52.1(2)RT
Mrad/s、 Q3 =0 Mrad/s の 3 つの成分が観測された。
-0.1
立 方 晶 ペ ロ ブ ス カ イ ト 構 造 を と る SrTiO 3 中 のSr,Ti サイト位置の電場勾配は本来 0 であることか-0.05
ら、 Q3 は欠陥の無い Sr もしくは Ti サイト位置を置換した 111 Cd(← 111 In)由来の成分と考えられる。
-0.15
Q1 , Q2 の成分は値が 0 ではないことから、格子1000 K
間隙を占有しているか、もしくは近傍に欠陥が存-0.1
在する Sr, Ti サイトを占有している可能性が挙げられる。1000 K では、 Q3 =0 Mrad/s の成分と指数-0.05
関数的に減衰する成分の 2 成分を観測した。指数関数 的に 減 衰す る成 分 は、 111 Cd(← 111 In)プロ ーブ
0周辺の局所構造が動的に変動していることを示唆
0
50
100
150
200
Time (ns)している。発表では 111 Cd(← 111m Cd)プローブで同一の試料を測定した結果を示しながら、SrTiO 3 の局所構造の熱安定性についてより詳細に議論する。
Thermal stability of local structure at 111Cd doped in SrTiO3
KOMATSUDA, S., SATO, W., OHKUBO, Y.

24

Fig.1
TDPAC
spectraof
111 Cd(← 111 In) in SrTiO at room
3
temperature and at 1000 K

1K09

Fe(3,4-lutidine) 2 [Ag(CN) 2 ] 2 におけるγ線由来のスピン状態変化の考察(東邦大理 1 )○北清航輔 1 、北澤孝史 1【緒言】 Hofmann 型構造とは、Fe・Ni・Cd などの中心金属のエクアトリアル位に直線二配位の[M(CN) 2 ](M = Ag, Au)また
は平面四配位の[M(CN) 4 ](M = Ni, Pd, Pt)が配位し、アキシャ
ル位にピリジン系配位子が配位した Fig. 1 のような 2 次元層状構造のことである。次に、スピンクロスオーバー(SCO)現象とは、温度や圧力・光などの要因により中心金属のスピン状態が可逆的に変化する現象のことを指す。 この現象は、Fig. 1.Hofmann 型構造
分子センサーなどへの応用が期待されている。鉄由来の
SCO 現象を示す錯体において、 57 Fe Mössbauer 分光法による研究が当研究室によるものを含め数多く行われている 1)。これは、57 Fe Mössbauer スペクトルの異性体シフト・四極子分裂の幅・分裂数が鉄の価数、スピン状態、
鉄周辺の環境に依存するため、SCO 現象による中心鉄の環境変化を分析することが可能であるためである。今回
私は、Fe-Ag 系 Hofmann 型錯体 Fe(3,4-lutidine) 2 [Ag(CN) 2 ] 2
Fig. 2.錯体の磁気挙動を合成し、その物性を調べた。
【実 験 】 錯 体 は直 接 法 により合 成 し た。まず、 Fe(II) 源 で あるMohr 塩を容器中で水に溶解し、そこに配位子、シアン化銀カリ
ウム水溶液の順に滴下し、生じた沈澱を濾過した。生成物については、元素分析により目的の組成であることを確認した。
得られた錯体について、磁化率測定・結晶構造解析及び 57 Fe
Mössbauer 測定を行った。まず、磁化率測定では、Fig.2 に示すように完全な高スピン状態から低スピン状態への 2
Fig. 3.Mössbauer スペクトル段階のスピン転移を示した。次に、単結晶 X 線構造解析
では、この錯体は Hofmann 型二層構造をとっており、Ag – Ag 間の相互作用があり、室温での高スピン状態、155 K での中間状態、低温側での低スピン状態の 3 つの状態があることが明らかになった。1) また、室温で X 線に長時間露光して測定を行ったところ、格子の形状が僅かに異なる回折ピークが現れた。最後に、この錯体について室温で 57 Fe
Mössbauer 測定を行ったところ、Fig. 3 のように 2 種類のピークが重なったやや非対称なスペクトルが得られた。これについては、単結晶 X 線構造解析の結果と照らし合わせると単結晶 X 線構造解析で使用した X 線(Mo Kα線, λ = 0.71073 Å, E = 17.44 keV)や 57 Fe Mössbauer 測定で用いたγ線(E = 14.4 keV)により室温で中心鉄サイト周辺の局所構造の大きな変化を伴う相転移が起きた可能性が考えられる
1) J. A. Rodríguez-Velamazán, K. Kitase, E. Palacios, M. Castro, Á. Fernández-Blanco, R.
Burriel, T. Kitazawa, Crystals., 2019, 9, 433..

Discussion of Spin transition caused by gamma-ray irradiation on Fe(3,4-lutidine)2[Ag(CN)2]2
KITASE, K., KITAZAWA, T.

25

1K10

可視光照射下でのケイ酸鉄ガラスによる有機染料とフェノールの
光触媒分解(Tokyo Metropolitan University1 , Eötvös Loránd University 2 )○KHAN,I.1 ,AKIYAMA,K.1 ,KUBUKI,S. 1 ,KUZMANN,E.2 ,HOMONNAY,Z.2 ,SINK
O,K.2

この作業の目的は、グリーンケミカル技術による有機化合物で汚染された廃水の効果的な処理の開発です。光触媒を使用したガラスとセラミック 特性は、汚染された廃水中の有機物質の分解に適用できます。
ヘマタイト（α-Fe 2 O 3 ）は、その光触媒特性と低いバンドギャップエネルギーのために適切な材料です。この研究では、構造と光触媒の関係を報告します 単純なケイ酸鉄ガラスの能力。その結果、鉄を 20％含む
触媒は、両方のタイプの有機汚染物質の分解に対して優れた触媒特性を示し、6 回のリサイクル後でもメチレンブルー染料の分解に対して優れた安定性を示しました。 62×10 -3 min -1 の最高の分解速度定数がメチレンブルー染料で観察された。さらに、フェノールの分解は pH の影響を受けませんでした。つまり、pHを調整または再調整する必要はありません。良好なリサイクル性で可視光光触媒活性を高めるためには、
SiO 2 マトリックス中の α-Fe 2 O 3 の沈殿が不可欠であると結論付けられます。

Photocatalytic degradation of organic dyes and phenol by Iron-silicate Glass under visible lightirradiation
KHAN I., AKIYAMA K., KUBUKI S., KUZMANN E., HOMONNAY Z., SINKO K.

26

1K11

水素化アルミニウムリチウム固体に注注入された 57Fe（←57Mn）核のインビー
ム・メスバウアースペクトル(1 東理大院理, 2 電通大, 3 ICU, 4 阪大理, 5 金沢大理, 6 電機大, 7 理研, 8 放医研)
〇佐藤 祐貴子1, 山田 康洋1, 小林 義男2・7, 久保 謙哉3, 三原 基嗣4, 佐藤 渉5, 宮﨑 淳6, 長
友 傑 7, 安藤 貴俊 2, 高濱 矩子 2, 染 佳梨子 2, 佐藤 方実 2, 佐藤 眞二 8, 北川 敦志 8

【緒言】インビーム・メスバウアー分光法は加速器で生成した短寿命核 57Mn を直接試料に注入しながら、57Mnのβ–壊変で生じた 57Fe の第一励起準位から放出されるg線をオンラインで測定してメスバウアースペクトルを得る手法であり、固体中の希薄なプローブ核の電子状態や反応生成物についての知見を得ることができる。
近年、高圧下で水素化鉄 FeH2 が見出されるなど、鉄と水素の反応が着目されている。我々はこれまで水素化
リチウム LiH に 57Mn を打ち込み、Li 置換位置の Fe が 6 配位の水素化物を作ることを報告した[1]。一方、水素化リチウムアルミニウム(LiAlH4)は Li+と AlH4−から構成されるイオン結晶[2]であるため、4 配位の水素化物の生成が期待される。本研究では LiAlH4 に 57Mn 核を注入して、核壊変で生じた Fe 原子のメスバウアースペ
クトルを観測し、Fe 原子の振る舞いを考察したので報告する。
【実験】実験は、放射線医学総合研究所（現 量子医科学研究所）重イ
オン加速器で行った。57Mn ビームは、一次ビーム 58Fe と生成標的
Be 金属との核破砕反応により得た。電磁石で 57Mn のみを分離収束
し、57Mn の注入エネルギーを核子あたり 20~30 MeV とした。57Mn
は試料内で停止し、β壊変後の 57Fe から放出されるg線を平行平板電

図1. LiAlH4 に注入されたFe 原子のインビーム・メ

子なだれ型g線検出器（PPAC）で計数することでメスバウアースペ

スバウアースペクトル（17K）

クトルを測定した。試料を取り囲むように配置したプラスチックシ

0.0

ンチレータでb線を検出して、PPAC で計測したメスバウアーg線との圧縮成型したものを用い、温度を 17〜300 K に保持した。得られた実験結果を電子密度の観点から説明するために、密度汎関数法 DFT
計算(ORCA 3.0.3)を行った。汎関数には B3LYP、Fe の基底関数にはCP(PPP)、その他の原子の基底関数には TZVP を用いた。
【結果と考察】LiAlH4 に 57Mn を注入した 57Fe インビーム・メスバウア
ースペクトル(17 K)を図１に示す。強度の大きい成分 A と 小さい成-0.2ln{f(T)/f(17K)}

b-g反同時計数法を用い S/N 比を向上させた。試料は LiAlH4 粉末をA-0.4

M = 194 ± 3 K

-0.6

B

-0.8

M = 117 ± 7 K

-1.0

0

50

100

150

200

250

300

Temperature (K)図 2. 成 分 A,B の 面 積 強 度 の 温 度 変 化

分 B の二組のダブレットで解析し、A (d = −0.22 mm/s, DEQ = 0.65 mm/s )、B (d = −1.5 mm/s, DEQ = 1.1 mm/s )であった。一方、DFT 計算結果と得られたメスバウアーパラメーターとを合わせると、成分 A, B は、それぞれAl 原子または Li 原子を Fe 原子が置換したことが明らかとなった。スペクトルの 2 つの成分の面積強度から求めた無反跳分率の温度変化を図 2 に示す。デバイ温度として A サイトでは 194 K、B サイトでは 117 K という値が得られた。デバイ温度の文献値は 460 K である。このことは、Fe と周囲の LiAlH4 との局所的な結合は、母物質である LiAlH4 の結合よりも弱いことを示唆している。特に、A サイトと B サイトの間でもデバイ温度に差が生じており、A サイトの Fe の方が、比較的周囲と強く結合していることを具体的なデータで示した。
[1] T. Nagatomo, et al., Hyp. Int., 205, (2012), 125-128.
[2] J.S.Pizey, "Lithium Aluminium Hydride", Horwood-Wiley (1977)[3] B.Bonnetot, et al., J. Chem. Thermodynamics, 11, (1979), 1197-1202
In-beam Mössbauer spectroscopy of 57Mn implanted into LiAlH4
SATO, Y., YAMADA, Y., KOBAYASHI, Y., KUBO, K., MIHARA, M., SATO, W., MIYAZAKI, J.,
NAGATOMO, T., ANDO, T., TAKAHAMA, N., SOME, K., SATO, M., SATO, S., KITAGAWA, A.

27

1K12

固体水素マトリックス中の Fe の化学状態(電通大 1 、東理大理 2 、ICU 3 、阪大院 4 、金沢大院 5 、理研仁科セ 6 、東大総文 7 、QST HIMAC 8 ) 佐藤方実 1 、○小林義男 1 、山田康洋 2 、久保謙哉 3 、三原基嗣 4 、佐藤渉 5 、長友傑 6 、岡澤厚 7 、喜地雅人 1 、濱野健
太郎 1 、佐藤眞二 8 、北川敦志 8【緒言】 次世代のエネルギー源として注目される水素の安定的な利用には、水素と水素貯
蔵材料を構成する元素間の化学的な知見が不可欠である。貯蔵材料としては鉄などの安価で豊富な金属の応用が期待されているが、鉄の水素化物についての知見は極めて少ない。
本実験では、固体水素マトリックスに短寿命不安定核 57 Mn (T 1/2 = 89 秒) を注入後、β 壊変で生成した 57 Fe のインビーム・メスバウアースペクトルを測定した。得られたメスバウア
ーパラメータと DFT 計算より、Fe 原子の電子状態とその配位環境に関する知見を得たので報告する。
【実験】 実験は、QST HIMAC 2 次ビームラインで行なった。クライオスタットのコールドヘッドにターゲットセルを固定して十分に冷却した後、Liq. N 2 で予冷した高純度 H 2 ガスを導入して固体水素を作製した。
短寿命核 57 Mn は、 58 Fe ビームとBe 標 的 の 入 射 核 破 砕 反 応 で 生 成
し、適当な厚さの減速材を通過させて固体水素に直接注入した。
【 結 果 】 得 ら れ た 57 Fe イ ン ビ ー
ム・メスバウアースペクトルをそれぞれ Fig. 1 に示す。スペクトルは、S1（δ = – 0.66 mm/s）、D1（δ= – 1.29 mm/s, ΔE Q = 2.59 mm/s）、
D2 （ δ = – 0.53 mm/s, ΔE Q = 2.43mm/s）の 3 成分で解析した。密度Fig. 1. 57 Fe in-beam Mössbauer spectrum for 57 Mn
implanted into solid hydrogen at 7 K.

汎関数計算の結果も合わせて各成分の化学種は、(a) [Fe(H 2 ) 2 ] + 、(b)(a)

[HFeH] + 、(c) [Fe(H 2 ) 6 ] 3+ と帰属できた。最適化した化学種の構造をFig. 2 に示す。3 つの化学種の生成機構について議論する。

(b)(c)
Fig. 2. Optimized geometries of (a) [Fe(H 2 ) 2 ] + , (b) [HFeH] + ,and (c) [Fe(H 2 ) 6 ] 3+ using B3LYP/TZVP+ TZV/J. CP(PPP)
applied for an iron atom.

Chemical states of Fe atoms in solid hydrogen
SATO, M., KOBAYASHI, Y., YAMADA, Y., KUBO, M. K., MIHARA, M., SATO, W., NAGATOMO,T., OKAZAWA, A., KIJI, M., HAMANO, K., SATO, S., KITAGAWA, A.

28

1K13

アクチノイド核を標的としたアイソマー核分光(九大理 1 ，原研 ASRC 2 ，QST 3 ，阪大 RCNP 4 ，KEK 5 )○杉山晃一 1 ，郷慎太郎 1 ，富松太郎 1 ，甲斐民人 1 ，長江大輔 1 ，
石橋優一 1 ，松永壮太郎 1 ，永田優斗 1 ，西畑洸希 1 ，鷲山広平 1 ,坂口聡志 1 ，森田浩介 1 ，Riccardo Orlandi 2 ，西尾勝久 2 ，牧井宏之 2 ，
廣瀬健太郎 2 ，伊藤由太 2 ，洲嵜ふみ 2 ，佐藤哲也 2 ，塚田和明 2 ，
浅井雅人 1,2 ，静間俊行 3 ，井手口栄治 4 ，Tung Thanh Pham 4 ，
庭瀬暁隆 5

超重核領域には、人類未踏の原子核領域「安定の島」の存在が予言されている。この領域の原子核を直接合成することはできないが、その性質を議論するにあたり、アクチノイド核の核構造を調べることが考えられる。アクチノイド核は系統的に四重極変形が発達していることが知られて おり、安定の島に現れる軌道の一部がアクチノイド
核の励起状態に現れると考えられている [1] 。そこで、アクチノイド核を対象とした核分光研究を行なうことにより、超重核の安定性への指標を得ることを目指している。
本研究では、原子力機構タンデム加速器施設にて、 18 O + 248 Cm の多核子移行反応を用いたインビーム γ 線核分光実験を行なった。アイソマースコープ法 [2] と呼ばれるアイソマーに特化した実験手法を用いる
ことにより、バックグラウンドの少ない測定を実現した。実験セットアップの概略図を図 1 に示す。タングステン(W)シールドにより、ターゲット付近から発生するバックグラウンド γ 線を遮蔽した。
Si 検 出 器 ア レ イ に よ り ビ ー ム 由 来 の 粒
子の ΔE-E を測定することで粒子識別をし、核子移行反応の分類を行った。脱励
起 γ 線は Ge 検出器、LaBr 検出器を用いて測定した。本講演では実験で測定されたアイソマー状態について報告する。
図1

実験セットアップの概略図[1] T. Ishii et al., Physical Review C 78, 054309 (2008)[2] T. Ishii et al., Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A 395, 210-216 (1997)

Isomer spectroscopy using actinide targets
SUGIYAMA, K., GO, S., TOMIMATSU, T., KAI, T., NAGAE, D., ISHIBASHI, Y.,
MATSUNAGA, S., NAGATA, Y., NISHIBATA, H., WASHIYAMA, K., SAKAGUCHI, S.,
MORITA, K., ORLANDI, R., NISHIO, K., MAKII, H., HIROSE, K., ITO,Y., SUZAKI, F.,
SATO, T. K., TSUKADA, K., ASAI, M., SHIZUMA, T., IDEGUCHI, E., PHAM, T. T., NIWASE, T.

29

1K14

MRTOF とα-TOF 検出器による、α崩壊に相関した精密質量測定法の開拓(高エ研 1 、理研仁科セ 2 、九大理 3 、香港大 4 、IBS 5 、IMP6 、中国科学院
大 7 、蘭州大 8 、阪大理 9 、山形大 10 、原子力機構 11 、九大超重元素セ 12 、ANU13 , NMSU14 , 曁南大 15 )○庭瀬暁隆 1,2,3 、和田道治 1 、P. Schury1 、P.
Brionnet 2 、 S. D. Chen 4 、橋本尚志 5 、羽場宏光 2 、平山賀一 1 、D. S.
Hou6,7,8 、飯村俊 9,2,1 、石山博恒 2 、石澤倫 10,2 、伊藤由太 11 、加治大哉 2 、
木村創大 2 、J. Liu4 、宮武宇也 1 、J. Y. MOON 5 、森本幸司 2 、森田浩介
3,2,12
3、長江大輔 12,3 、M. Rosenbusch1 、高峰愛子 2 、田中泰貴 13 、渡辺裕

、H. Wollnik14 、W. Xian4 、S.X. Yan15

原子質量は原子核の持つ最も基本的かつ重要な物理量であり、エネルギーと質量の等価性 E=mc2 のために、その原子のもつ全エネルギーに相当する。原子質量は核種の安定性を決定し崩壊を支配するため、原子核の質量測定研究は核の性質を理解するのに極めて重要である。我々のグループでは、多重反射型飛行時間測定式質量分光器
MRTOF-MS [1]を用いて、重核の精密質量測定を行っている。近年、飛行時間測定用の検出器に、α線検出用の Si 検出器を組み込んだ α-TOF[2]の開発に成功。重核の飛行時間とそれに続くα崩壊事象の相関測定が可能となった。
α-TOF を搭載した MRTOF による成果として、最近我々は超重核 257 Db の直接質量測定に成功した[3,4]。１日に 2~3 事象の稀なイベントであったが、飛行時間信号はα崩壊による標識付けによって背景事象から弁別され、確度の高い質量測定を実現した。
α-TOF は崩壊特性の異なる核種は勿論のこと、同一核種においても異なった崩壊特性を持つ基底状態と異性体を分別することができるため、各準位に起因した質量と崩壊の相関測定による、核分光研究の実現性がある。
本 研 究 で は 、 α-TOF を 搭 載 し た MRTOF に よ る 核 分 光 研 究 の 実 証 実 験 と し て 、
51
V+159 Tb の融合反応によって合成された 206,207 Ra の質量とα崩壊の相関測定を行った。
207
Ra は崩壊様式の異なる異性体を有しているため、α-TOF によって標識付けられた崩壊事象から準位を弁別して基底状態と励起状態それぞれの質量を決定し、両準位の質
量差から異性体の励起エネルギーを決定した。また飛行時間事象とα崩壊事象の数か
ら、207m Ra のα分岐比を決定。部分半減期からα崩壊の換算幅を導出し、これらの系統性から 207mRa のスピン・パリティを決定した。本講演では、実験の詳細について報告を行う。
[1] P. Schury, et al., Nucl. Instrum. Methods., Phys., B, 335 (2014) 39.
[1] T. Niwase, et al., Nucl. Instrum. Methods., Phys., A, 953 (2020) 163198.
[3] P. Schury, et al., arXiv:2006.02605.
[4] 庭瀬 暁隆, 博士学位論文, 九州大学, http://hdl.handle.net/2324/4474932
Investigation of alpha-decay-correlated mass measurement using an α-TOF detector equipped MRTOFMS system.
NIWASE, T., WADA, M., SCHURY, P., BRIONNET, P., CHEN, S., HASHIMOTO, T., HABA, H.,
HIRAYAMA, Y., HOU, D. S., IIMURA, S., ISHIYAMA, H., ISHIZAWA, S., ITO, Y., KAJI, D.,
KIMURA, H., LIU, J. J., MIYATAKE, H., MOON, J. Y., MORIMOTO, K., MORITA, K., NAGAE, D.,
ROSENBUSCH, M., TAKAMINE, A., TANAKA, T., WATANABE, Y, X., WOLLNIK, H., XIAN, W.,
YAN, S. X.

30

1K15

超重元素イオンビーム生成に向けたEBGP(Electron Beam Generated Plasma)イオン源の開発(茨城大院理工1、原子力機構先端研2、徳島大院保健3、茨城大理4)〇青木涼太1,2、佐藤哲也1,2、大谷怜2,3、内馬場優太2,4、伊藤由太2、
浅井雅人2、塚田和明2、永目諭一郎2

原子番号 100 を超える元素を超重元素と呼ぶ。超重元素は、加速器を用いた核反応によって合成されるが、短寿命･低生成量であるため、一度に一個の原子しか扱うことができな
い。このような実験の難しさから、その化学的性質はよくわかっていない。我々の研究グループでは、これまでに重アクチノイドを対象に表面電離イオン源を用いてそれらのイオ
ン化エネルギーの測定に成功した 1,2)。本研究では、より広い範囲の超重元素を対象に、そのイオンビームを物理・化学研究に応用するため、短寿命単一原子に適用可能な新しいイ
オン源の開発をおこなった。
新規のイオン源として、電子ビーム誘起プラズマ(Electron Beam Generated Plasma, EBGP) 3)法を採用した。
EBGP 法では、イオン化に電子衝撃を用いることにより、表面電離型と比較してイオン化エネルギーのより大きな原子・分子のイオン化が期待できる。一方、対象とする超重元素同位体の合成には、Cm や Cf といったアクチノイド標的を用いるために、標的とイオン源を分離し、核反応生成物を迅速に搬送する必要性があることから、イオン源とガスジェット搬送法を組み合わせた。
本研究で構築したガスジェット結合型 EBGP イオン源の模式図を図 1 に示す。本イオン源では、中央のグリッド構造を持つ Anode 電極を Cathode 電極が覆い、さら図 1. EBGP イオン源概略図に Cathode 電極を 2 つの Filament が取り囲む構造となっている。Anode 電極内がイオン化室となっており、図中右からガスジェット搬送によって、核反応生成物が導入される。イ
オン源動作時には、Filament からの電子衝撃によって Cathode 電極を加熱することにより、Cathode 電極内表面から熱電子を発生させる。発生した熱電子を Cathode-Anode 間の電位差によって Anode に向かって加速し、グリッドを通して電極内へと入射することで、Anode内の原子・分子をイオン化する。
実験では EBGP イオン源および専用テストベンチを構築し、イオン源の安定稼働条件を調べた。その結果、オフラインで安定してイオンビームが引き出されていることを確認できた。発表では、EBGP イオン源のイオンビーム発生のための最適動作条件ならびに今後の展望について報告する。
【参考文献】
1) T. K. Sato et al. Nature 520 (2015) 209.
2) T. K. Sato et al. J. Am. Chem. Soc. 140 (2018) 14609.
3) J. M. Nitschke, Nucl. Instrum. Method A 236 (1985)1-16.
Development of an EBGP (Electron Beam Generated Plasma) ion source for superheavy
element ion beam generation
AOKI,R., SATO,T. K., OTANI,R., UCHIBABA,Y., ITO,Y., ASAI,M., TSUKADA,K., NAGAME,Y.
31

1K16

106 番元素シーボーギウムの揮発性研究に向けた 6 族元素オキシ
塩化物の等温ガスクロマトグラフ挙動(徳島大 1 、原子力機構 2 、茨城大 3 、新潟大 4 )○大谷怜 1,2 、佐藤哲也 2,3 、
青木涼太 2,3 、浅井雅人 2 、塚田和明 2 、伊藤由太 2 、内馬場優太 2,3 、阪間稔 1 、後藤真一 4 、久住健介 4 、高村怜士 4 、西尾勝久 2 、牧井宏之 2 、Riccardo
Orlandi 2 、永目諭一郎 2【緒言】 超アクチノイド元素では、強い相対論効果の影響により、同族の軽い元素と比較して、化学的性質が異なる可能性がある。本研究では 106 番元素シーボーギウム(Sg)
オキシ塩化物の揮発性に着目した。唯一の先行研究では、Sg の統計に乏しく信頼性に欠ける上、6 族元素は複数のオキシ塩化物が揮発性を持つにも関わらず、化学形も曖昧なまま議論されている[1]。今回、Sg を模擬して、同族元素である Mo 及び W の揮発性
オキシ塩化物の等温ガスクロマトグラフ挙動を調べたので報告する。
【実験】 等温ガスクロマトグラフ装置[2]は反応室、等温カラムおよびクラスタリング槽から構成される。オフライン実験では 252 Cf 槽に直結して使用した (図 1)。252 Cf の自発核分裂片 104 Mo(T 1/2 = 60 s)をキャリアガスで反応室に搬送し、反応ガス N 2 + O 2 /SOCl 2と反応させて揮発性化合物を合成する。生成したオキシ塩化物は、等温カラムを通過したのち、N 2 /KCl ガスジェット搬送法によって捕集系へと運ばれ、放射線測定が行われる。カラム温度に対する収率変化を取得することで、等温ガスクロマトグラフ挙動を得る。オンライン実験では本装置を核反応標的槽に結合し、nat Tb ( 19 F, 5n)反応により
173
W(T 1/2 = 7.6 min)を合成して、同様に等温ガスクロマトグラフ挙動を調べた。
【結果】 N 2 (80%) + O 2 (20%)/SOCl 2 を反応ガスとして、各種条件で実験を行った。その結果、 104 Mo では反応室温度が 1000℃の場合と、800 または 600℃の場合とで挙動が異なった。これは、それぞれ揮発性の異なるオキシ塩化物が生成されたためと考えられる。
一方、 173 W では反応室温度に関わらず、同一のクロマトグラフ挙動が得られた。

図 1. 252 Cf 槽直結型等温ガスクロマトグラフ装置【参考文献】[1] A. Türler et al., Angew. Chem. Int. Ed. 38 (1999) 2212-2213.
[2] N. M. Chiera et al., Inorg. Chim. Acta 486 (2019) 361-366.
Isothermal gas chromatographic behavior of oxychlorides of group-6 elements for volatility study of
seaborgium (Sg, Z = 106)OTANI, R., SATO, T. K., AOKI, R., ASAI, M., TSUKADA, K., ITO, Y., UCHIBABA, Y., SAKAMA,
M., GOTO, S., KUZUMI, K., TAKAMURA, R., NISHIO, K., MAKII, H., ORLANDI, R., NAGAME,
Y.,

32

ポスター発表
9 月 22 日（水）1P01-1P13

33

1P01

フッ化水素酸系における Nb, Ta の TOMA 担持樹脂に対する吸着挙動(新潟大院自然)○角田弘貴、後藤真一【緒言】 超重元素の化学研究において、Rf や Db に対してはイオン交換や溶媒抽出による液相化学実験が行われてきた。Db のフッ化物錯体に関する実験では 1 条件のみの結果しか得られていない場合が多く、また、同族元素 Nb, Ta との関係が矛盾している。
Aliquat 336 担持樹脂を用いた固相抽出の研究が精力的に行われているものの、Nb, Taに対してもいまだに実験結果から化学形が確定できていないのが現状である。そこで本研究では、系を単純化するために Aliquat 336 の主成分である Trioctylmethylammonium
chloride(TOMA-Cl)を抽出剤として用いることとし、TOMA 担持樹脂に対する Nb,Ta のフッ化物錯体の詳細な吸着挙動から化学形について明らかにしようとしている。
【実験】 これまで、Aliquat 336 などの担持樹脂に対しては、担持量は求められていたものの、有効に機能する抽出剤の量は調べられていなかった。そこで、 TOMA 担持樹脂に含まれている Cl を ClO 4 - や NO3 - と置換して、水相中の Cl - を定量することで、陰イオンとの交換に機能する交換基の量を求めることとした。マイクロチューブに約 7 mg の40 wt% TOMA 担持樹脂を加え、種々の濃度に調製した NaClO 4 あるいは NaNO 3 水溶液
400 µL を加えた。25 ℃、1500 rpm で振とうした後、遠心分離機により水相と樹脂を分離し、水相 200 µL を分取してチオシアン酸水銀(Ⅱ)法により Cl を定量した。
また、Nb, Ta のフッ化物錯体の TOMA 担持樹脂への吸着挙動を詳細に調べるため、水相中に種々の濃度で ClO 4 - あるいは NO 3 - を共存させて交換基をマスクすることで、交換基量を変化させることとした。2.7, 10, 27 M の HF に対して、NaClO 4 あるいは NaNO 3
を加えて種々の陰イオン濃度の水相溶液を調製した。 95g Nb および 179 Ta トレーサを加えて 400 µL 分取し 40 wt% TOMA 担持樹脂約 12 mg とともにシリンジレスフィルタ付
きバイアルに加えた。25 ℃、1500 rpm で振とう後濾過し、水相 250 μL を分取して高純度ゲルマニウム半導体検出器を用いて 95g Nb の γ 線および 179 Ta の X 線を測定した。

TOMA担持樹脂中のClに対する割合 /%【結果と考察】種々の濃度の NaClO 4 あるいは NaNO 3 水溶液を用いて TOMA 担持樹脂から得られる Cl - の量を測定した結果を図 1 に示す。破線は、水相中の ClO 4 - や NO 3 - が担持樹 脂中 の Cl - とす べて交 換した と仮
理論値100定した とき の Cl - の量 の変化 を表し たも
NaClO4NaNO3のである。交換に関与する Cl の総量は担80
持量の約 70 %であることが分かった。ま60
た、今回の条件では、 ClO 4 - と NO3 - とでCl - との交換に差は認められなかった。陰イオン濃度の薄い範囲では、存在する陰イオン濃度以上の Cl - が得られたが、この理由については現在検討中である 。発表
では Nb, Ta トレーサを用いた抽出実験の結果について議論する。

40
20
0 -3
10

10-2
–

10-1

100

–

ClO 4 or NO3 濃度 /M

図 1. TOMA 担持樹脂中の Cl - の定量結果

Adsorption behavior of Nb and Ta on TOMA-supported resin in hydrofluoric acid
TSUNODA, H., GOTO, S.

34

1P02

At が形成するハロゲン結合の解離エネルギー測定に向けた AtI の生成条件と揮発性の分析（阪大院理 1、阪大放射線機構 2 、阪大医 3、理研仁科セ 4、大阪青山大学 5 ）〇床井健運 1、豊嶋厚史 2、大江一弘 3 、角永悠一郎 2 、寺本高啓 2 中川創太 1 、吉村崇 2 、笠松良崇 1 、羽場宏光 4 、王洋 4 、篠原厚 2,5【緒言】 アスタチン(At)はハロゲン族に属する元素であり、その化学的性質は不明な点が多い。一方、At は他のハロゲン族元素と異なり、水溶液中で安定な陽イオン種を取るなど、基礎化学的な興味が持たれている。ハロゲン族元素は電子供与帯となるルイス塩基との間に引力が働くことがある。この引力をハロゲン結合と呼ぶ。ハロゲン結合は方向依存性の強い分子間相互作用と知られ、ハロゲン結合の強さは原子番号が大きいほど強くなるが、At は相対論効果の影響でハロゲン結合の強さが減少し、ヨウ素と同程度になると指摘されている[1,2]。本研究の最終目標は、気相において[At-ルイス塩基]錯体の熱分解や、ルイス塩基担持カラムを用いたガスクロマトグラフィー実験を行い、At とルイス塩基間のハロゲン結合の解離エネルギー測定 を行い、結合に対する相対論効果の影響を明らかにすることである。気相で実験を行うことで、溶媒和などがない純粋な分子同士の相互作用の情報が得られる。 本研究では、先行研究でハロゲン結合が示唆され[3]、気相での実験に向け揮発性が高いことが期待される AtI を選択した。気相で実験へ向けて、AtI は溶液中で生成するため、まず溶液中で AtI を生成し、AtI を揮発させて実験を行う。本研究では、基礎検討として、HPLC を用いて溶液中での AtI の生成条件について調べた。また、AtI の温度に対する揮発率についての測定を行った。
【実験】AtI の生成法は先行研究を参考にした[3]。実験に使用した 211 At は、RIKEN や
QST で照射された Bi 標的から 211 At を乾式分離し、水溶液の状態で使用した。乾式分
離後の At 溶液を 0.1 M HClO 4 に混合し、さらに NaI を加えてヨウ化物イオン濃度を[I- ]= 10 -5 -10 -1 M とした。この試料について 5C 18 -AR300 逆相カラムを用いた HPLC 分析を行い、ラジオクロマトグラムから AtI の生成を観測した。揮発実験は AtI サンプルを
1.5 mL ポリプロピレン容器に 500 μL 分注し、ドライバスで所定の温度(70-100 ℃)で一定時間加熱した。加熱後、サンプルの残留放射能を測定することで揮発率を算出した。
【結果】HPLC の結果では I- 濃度に依存したピークの変化が観察された。I- が 10 -2 M 以
上の条件では、ラジオクロマトグラムの主要なピークは一つであり、先行研究から AtI2 と考えられる[3]。I- が 10 -2 M 以下の条件では、ラジオクロマトグラムのピークは複数存在し、10 -2 M 以下で AtI の生成が考えられる。AtI の生成条件の詳細な考察と AtI の揮発率については、討論会で報告する。
【参考文献】[1] N. Galland, et al., New J. Chem., 42, 10510–10517,2018.
[2] E. Rossi, et al., Phys. Chem. Chem. Phys., 22, 1897–1910,2020.
[3] N. Guo, et al., Nat. Chem.10,428-434,2018.

Analysis of formation conditions and volatility of AtI for measurement of dissociation energy of
halogen bonds formed by At
TOKOI, K., TOYOSHIMA, A., OOE, K., KADONAGA,Y., TERAMOTO, T., NAKAGAWA, S.,
YOSHIMURA, T., KASAMATSU, Y,. HABA, H., WANG, Y., SHINOHARA, A.

35

ノーベリウムの化学研究に向けた Ca, Sr, Ba, Ra のクラウンエーテル

1P03による固液抽出(1 阪大院理、2 京大複合研, 3 阪大放射線機構, 4 大阪青山大)〇渡邉瑛
介 1 , 笠松良崇 1 , 中西諒平 1 , 大高咲希 1 , 高宮幸一 2 , 篠原厚 3,4【緒言】
ノーベリウム(No)は原子番号 102 番のアクチノイド元素である。過去のイオン交換実験
からは、No は Ca と Sr と類似した化学挙動を取ると報告されている 1 。一方で我々のグループでは、No のみが NH 3 と錯イオンを形成するなど、アルカリ土類金属とは異なる性質を見出しており 2 、さらなる研究が求められている。Ca 2+ と Sr 2+ との化学挙動に明確な差がある反応系を用いることで No 2+ のより詳しい化学的性質の解明につながることが期待される。本研究は、クラウンエーテルが担持された Sr レジンによる固液抽出系において、酸の種類を変えることで二族元素の抽出選択性の傾向が変わること 3 に着目した。抽出される包摂錯体の分子構造の変化に伴う分配係数の変化を系統的に調べることで、No のもつ電子状態を調べることが目標である。No の研究に用いられる 255 No は半減期 3.5 分の人工放
射性同位元素であるため、迅速に抽出平衡に到達する必要がある。本研究では、バッチ法に基づき、Ca, Sr, Ba, Ra の固液抽出実験を行い、No の化学実験への適用可能性を調べた。
【実験】
放射性トレーサー 45 Ca, 85 Sr, 133 Ba, 226 Ra を含む硝酸または塩酸溶液と、Sr レジン 50-70 mgとを接触させ、1, 30, 1440 分間振とうした。遠心分離により液相のみを取り出し 、各核種のγ線を Ge 半導体検出器により測定した。樹脂を含まないサンプルも作成し、間接的に樹脂に吸着した金属イオンの量を算出し、分配係数 K d を求めた。
【結果と考察】Figure 1 に振とう時間を変化させたときの K d 値の変化の様子を示す。振とう時間 1 分でK d 値が一定になっていることから、抽出平衡に 1 分以内で到達していることが示唆された。
また得られた K d 値は先行研究 3 とよく一致していた。塩酸系についても同様に速い平衡到達が観測され、Sr レジンを用いた固液抽出系
が No 実験に適用可能であることが示唆された。当日の発表では、量子化学計算に基づく理論研究のほか、抽出化学種の分光分析についても併せて報告する。
1. R. Silva et al., Inorg. Chem. 1974, 13, 2233.
2. 二宮秀美,

大阪大学大学院理学研究科修士論文(2019).

Figure 1. Sr レジン/3.5 M HNO 3 系における

3. D. V. Filosofov et al., Solv. Extr. Ion Exch.

Sr, Ba, Ra の分配係数の振とう時間依存性

2015, 33, 496.

Solid-liquid extraction of Ca, Sr, Ba, Ra using crown ether towards the study of element 102, No
WATANABE, E., KASAMATSU, Y., NAKANISHI, R., OTAKA, S., TAKAMIYA, K., SHINOHARA,
A.

36

1P04

トリウム標的への Li イオン照射によって生じる 236 U の ICP-MS による定量(金沢大院自然 1 、筑波大数理 2 、理研仁科セ 3 、金沢大理工 4 )○永井 歩夢 1 、寺西 翔 1 、坂口 綾 2 、中島 朗久 2 、羽場 宏光 3 、
横北 卓也 3 、南部 明弘 3 、横山明彦 4【序論】核実験等のため環境中に微量に存在する 237 Np(T 1/2 =2.1×10 6 y)は放射能による測定が困難であり、加速器質量分析(AMS)での定量の場合にはそのためのトレーサーが必要である。著者らの研究グループでは、トレーサーの候補である 236g Np(T 1/2 =1.5×10 5y)の製造を 232 Th+ 7 Li 核反応によって試みている。 236g Np をトレーサーとして利用する
場合、副生成物である準安定状態の 236m Np が壊変し生成する 236 Pu, 236 U が質量分析の妨害となる。また 232 Th ターゲット中の不純物である 235 U が中性子を吸収することでも236

U が生成され、妨害核種となりうる可能性が考えられる。このようなトレーサー核

種の同重体は、ppt レベルの検出限界で高精度な同位体存在比分析が可能である高分解
能 ICP 質量分析計(HR-ICP-MS)によって定量可能と考えた。本研究では核反応により製造される U 同位体と Th ターゲット中の U 同位体について HR-ICP-MS による定量を目的とした。また、Au をモニターとして照射中に発生する中性子を見積もり、 236 U の生
成量について検討した。
【実験】 理化学研究所 AVF サイクロトロンにて 232 Th ターゲットに 43 MeV 7 Li イオンを照射し UTEVA レジンを用いて U 成分の化学分離を行った。また、照射室内の中性子の影響を調べるため 7 Li 照射中のビームコース末端に、中性子束のモニターとして Au
金属箔 (220.02 mg) , 236 U 生成の確認のために U 電着試料 (0.87 mg)を設置した。照射後 Au 箔について Ge 半導体検出器を用いた γ 線分光法により中性子束を求めた。また、
U 電 着 試 料 は 濃 硝 酸 で 溶 解 し 溶 液 中 の U 濃 度 が 0.1, 1 ng/g に な る よ う に 希 釈 しHR-ICP-MS を用いて測定した。検量線溶液には XSTC-13 (SPEX 社)を用いた【結果】Au 箔から 196 Au, 198 Au の γ 線ピークが観測されそれぞれの放射能から熱中性子
束 6.54×10 5 s -1 高 速 中 性 子 束 1.55×10 7 s -1 の 結 果 を 得 た 。 ま た 、 Table 1 に 示 し た
HR-ICP-MS による U 電着試料の同位体測定結果から、照射前の 235 U の存在比は約 0.7 %とほぼ天然存在比であるのに対し、照射場に置いた U 電着試料は 235 U が熱中性子を吸収し 236 U が生成されることを確認した。この値はモニターによる熱中性子束により推定される 236 U 生成量と誤差の範囲でTable 1 U 電着試料中の U 同位体比一致した。本発表では、Th ターゲッ
トの ICP-MS 測定結果についても示し、 235 U からの 236 U 生成量を推定する。
Determination of 236U in a Th target irradiated with Li ions by ICP mass spectrometry
NAGAI, A., TERANISHI, K., SAKAGUCHI, A., NAKAJIMA, A., HABA, H., YOKOKITA, T.,
NANBU, A., YOKOYAMA, A.

37

1P05

月間降水中トリチウム濃度の全国調査（日本分析センター）○飯田 素代、大槻 孝之、吉田 森香、新田 済、
岸本 武士、磯貝 啓介【緒言】
日本分析センターでは、環境放射能水準調査（原子力規制庁委託）の一環として、原子力
発電所、再処理施設等周辺の放射線監視結果との比較検討に資するため、むつ市、福島市、千葉市及び京都市で採取した月毎の降水中のトリチウム濃度及び降下量を調査している。上記 4 地点におけるトリチウム濃度及び降下量の経年変化と月間降水量との関係、さらに千葉市におけるトリチウム降下量と Be-7 降下量との相関について考察した。
【方法】
1.試料採取国内 4 か所（むつ市、福島市、千葉市及び京都市）に設置した降水採取装置を用いて、1ヶ月毎に降水を採取した。
2.分析
放射能測定法シリーズ 9「トリチウム分析法」（平成 14 年改訂）の電解濃縮法に準じた。
なお、降水量が 0.6 L 以下の月については蒸留法を行った。
測定はアロカ株式会社製の低バックグラウンド液体シンチレーションカウンタを使用した。
【結果・考察】トリチウム濃度と降下量の結果を表 1 に示す。全地点において、春先にトリチウム濃度が高くなる傾向を示した。
千葉市のトリチウム降下量と Be-7 降下量（2015.4 - 2021.1）の関係を図 1 に示す。トリチ
ウムは原子力施設などからの放出に加え、宇宙線により生成する天然放射性核種であるので、同じく宇宙線で生成する Be-7 と比較すると r＝0.84（n=70）となり、良い相関を示した。
なお、本調査結果は原子力規制庁からの委託事業「環境放射能水準調査」の成果の一部である。
表 1. 各地点のトリチウム濃度と降下量
濃度

降下量（Bq/L）（Bq/m2）

むつ市（2015.12. - 2021.1）

0.15 - 1.2

6.5 - 130

福島市（2015.12. - 2021.1）

0.081 - 1.0

3.6 - 160

千葉市（2007. 4. - 2021.1）

0.097 - 1.5

1.5 - 170

京都市（2017.12. - 2021.1）

0.14 - 0.76

6.6 - 110地点（調査期間）

図 1. 千葉市のトリチウム降下量と Be-7 降下量の関係

Nation-wide survey of Tritium Concentration in Monthly Fallout
IIDA,M. , OTSUKI,T. ,YOSHIDA,M. , NITTA,W. , KISHIMOTO,T. ,ISOGAI,K.

38

1P06

Extractability of Pu from agricultural soils and its indication ofbioavailability(量研機構 1 、核物化研 2 、北京大 3 ) 倪有意 1,2 、○鄭建 1 、郭秋菊 3 、黄召亜 2 、田上恵子 1 、内田滋夫 1【 緒 言 】 For plutonium in the soil, not all of it is bioavailable for plants. Therefore,
appropriately evaluating the bioavailable fraction of Pu in soil can be viewed as imperative forbetter quantifying the transfer ability and understanding the transfer mechanisms of Pu fromsoils to plants. We present the first investigation of the extractability of global fallout Pu fromagricultural soils under natural conditions and its potential indication for Pu bioavailability.
【実験】 Soil samples (upland and paddy soils) were successively extracted with H 2 O followedby 1 M NH 4 OAc solution extraction to obtain the nominal water soluble and NH 4 OAc
exchangeable fraction of Pu. The extractions were conducted with a soil to solution ratio of
1:10 (100 g soil vs. 1 L solution) by stirring for 1 h followed by standing overnight. The H 2 O
extracted solution was separated by centrifugation and filtration (0.45 μm), and the remaining
solid residue was further extracted with 1 M NH 4 OAc solution followed by centrifugation andfiltration (0.45 μm). As soon as these extracted solutions (nominal water soluble fraction and
NH 4 OAc exchangeable fraction) were obtained, 0.57 pg 242 Pu was separately added to thesesamples as yield tracer before further purification. After chemical separation and purification,
239
Pu was measured by SF-ICP-MS. The Pu concentrations in the original soil samples wereseparately determined with the method reported by Wang et al. ( 2017).
【結果・考察】On average, the nominal water soluble and exchangeable Pu fractions in sampledupland field soils were 0.07% and 0.02%, respectively, while those fractions in the rice paddy
soils were 0.10% and 0.03%, respectively. Sequential extraction results indicated that thedominant sinks of Pu in both upland and paddy soils were the immobile organic matter
fraction, Fe-Mn oxides and the residual fraction. Furthermore, both the water soluble andNH 4 OAc exchangeable Pu percentages showed a significant negative correlation with theexchangeable Ca 2+ concentration in the soils. Regarding the potential plant bioavailability ofPu, a significant correlation (r=0.55, p<0.05) was observed between the Pu concentration inrice and the water-soluble Pu concentration in the corresponding rice paddy soils, and that
illustrated the water-soluble Pu fraction was likely to be available for rice plant uptake. In
addition, this bioavailable fraction was further applied in evaluating the available transfer
factor (ATF) of Pu by dividing the Pu concentration in rice with the bioavailable Pu
concentration in the corresponding soil. The ATFs of Pu from soil to rice plant ranged from
6.9×10 -3 to 1.7×10 -1 and we compared them with the TF values reported in our previous study(Ni et al., 2019). Statistical analysis indicated the ATF data were less discrete compared withthe conventional TF. Therefore, we consider the ATF to be more representative than the TF toillustrate the transfer ability of Pu from soil to rice plant.
参考文献: [1]Wang et al., Anal. Chem. 2017, 89, 2221–2226. [2] Ni et al., J. Environ. Radioact.
2019, 196, 22-28.
Extractability of Pu from agricultural soils and its indication of bioavailability
NI Y., ZHENG, J., GUO Q., HUANG Z., TAGAMI K., UCHIDA S

39

1P07

Ge 半導体検出器における 110mAg のサム効果補正の検討について(日本分析センター)〇鈴木 颯一郎, 鈴木 勝行, 宮田 賢, 新田 済, 太田 裕
二【緒言】 日本分析センターでは毎年 IAEA が主催する技能試験に参加している。2020 年度の技能試験（IAEA-TEL-2020-04 ALMERA PT）では、面状の Aerosol Filter sample から 110mAg が検出された。110mAg は多数のγ線をカスケードに放出しサム効果を引き起こす。そこで、モン
テカルロシミュレーション、Efficiency Transfer コード及びサムピーク法など多方面からの解析を行い、Aerosol Filter sample における 110mAg のサム効果の補正について検討を行った。本
発表では検討方法や結果について報告する。
【検討方法】 Aerosol Filter sampleをU4容器に詰め、試料を様々な条件で相対効率33%の同軸型pタイプHP-Ge検出器を用いて測定を行った。
1) サムピーク法 … γ線スペクトル上のサムピークの強度は核種の壊変形式、放射能、計数
効率に依存しているため、測定試料自身のスペクトルから放射能と計数効率を計算で求めることが原理的に可能である1)。本検討ではこれまでに報告されているサムピーク法2),3)を用いてAerosol Filter sample中の110mAgの定量を行った。
2) モンテカルロシミュレーション(Geant4・EGS5)およびEfficiency Transferコード(EFFTRAN)
を用いた補正 … Geant4,EGS5およびEFFTRANを用いてサンプルを検出器のエンドキャップ
上に密着して置いた場合のサム効果補正係数を算出し測定値を補正した。
【結果及び考察】図 1 は 前 述 の 検 討 に 加 え 補 正 前 の 値 お よ び IAEA に よ る 添 加 値 を ま と
め た も の で あ る 。こ の 結 果 か ら 、各 々 の 検 討 に よ る 算 出 値 は 添 加 値 と 不 確 か さ の 範
囲 内 で 一 致 し た 。以 上 の こ と か ら 、面 線 源 を 検 出 器 直 上 で 測 定 す る と い う 、サ ム 効
果 の 影 響 が 大 き く な る 条 件 に 対 し て も 、数 値 計 算 モ デ ル に よ る サ ム 効 果 補 正 が 有 効であることが確認できた。
なお、本検討は原子力規制庁委託費（環境放射能水準調査）事業の成果の一部である。
【参考文献】
1) Blaauw, Menno. "The use of sources emitting
coincident γ-rays for determination of absolute
efficiency curves of highly efficient Ge
detectors." Nuclear Instruments and Methods inPhysics Research, Section A;(Netherlands) 332.3(1993).
2) 山田崇裕, 石津秀剛, 高野直人, 加算同時計数効果を用いた Ge 検出器の計数効率関数決定法,
第 51 回アイソトープ・放射線研究発表会要旨集,
50（2014）3) 日本アイソトープ協会理工学部会次世代スペクトル解析専門委員会,RADIOISOTOPES, 65, 267 図 1 補正前の結果と各補正方法による濃度、および IAEA による添加値(Target Value)– 285 (2016)

True coincidence summing correction for 110mAg in aerosol filter samples
SUZUKI, S., SUZUKI, K., MIYATA, S., NITTA, W., OHTA, Y.,

40

1P08

種々の走行モニタリングシステムによる比較測定( 日本分析センター )○大槻孝之、杉山翠、田中博幸、太田裕二、磯貝啓介

原子力規制委員会が定めている原子力災害対策指針において、走行サーベイは緊急時における空間放射線量率を測定するためのモニタリング手法の一つとして位置付けられている。走行サーベイは機動力を活かし、地点が固定されたモニタリングポストのデータを補完する上で、航空機モニタリングと並び有効な手法 であり、東京電力福
島第一原子力発電所事故後に実施されているモニタリングにおいて は、種々の走行モニタリングシステムが開発され、原子力施設を監視するためのモニタリングを実施している地方自治体を中心に活用されている。また、取得したデータは住民に対する防護措置（避難等）の実施の判断等に用いられることから、その測定結果の取扱 いは非常に重要である。
我々は原子力規制庁委託事業において、今後、国及び地方自治体が走行モニタリン
グシステムを調達する際や使用する際の技術的な情報を取得することを目的と して、各メーカより市販され種々存在する走行モニタリングシステムについて、我が国の緊急時モニタリングを含む環境放射線モニタリングの目的を 達成するために必要な機能を備えているか等を確認するための調査を実施した。
その調査の中で、走行モニタリングシステムの特性を把握するために、種々の走行
モニタリングシステムの比較測定を実施したので、本発表ではその成果について報告する。
比較測定には、2019 年度時点で自治体が導入していた 3 つの走行モニタリングシス
テム（KURAMA-Ⅱ、ラジプローブ、RAMPU）を使用した。それらの性能及び特性の違いが空間放射線量率等の走行サーベイ結果に及ぼす影響を把握する事を目的として、これらを同一車両内に並べて設置し、福島県内（帰還困難区域内を含む）、茨城県内及び千葉県内における走行サーベイ（同時測定）を行い、測定結果を比較した。
各走行モニタリングシステムの 測定結果は、空間放射線量率の変化傾向については概ね同等であったものの、空間放射線量率の絶対値には若干の差が見られる場合があった。これは、各走行モニタリングシステムに使用している検出器のエネルギー特性等が影響していると考えられた。
車内に走行モニタリングシステムを設置する場合には、車体によるγ線の遮へいを考慮して車外における空間放射線量率に補正する必要があるが、別途評価した車内外補正係数による補正を実施することで、各走行モニタリングシステムの結果が 同程度になることを確認した。
結論として、本調査において比較測定に使用した 3 つの走行モニタリングシステム
は、緊急時モニタリングを実施するための要件を満たしていることを確認することができた。
本発表は、原子力規制庁委託事業である令和元年度放射線安全規制戦略的推進事業
費（種々の走行モニタリングシステムに係る技術的仕様の調査）の成果の一部である。
Comparative measurements of ambient dose rate measured by various car-borne survey system
OTSUKI, T., SUGIYAMA, M., TANAKA, H., OHTA, Y., ISOGAI, K.

41

P24
1P09

負ミュオンによる非破壊イメージングに向けた 2 mm 厚 CdTe 半導体二次元検出器の開発(阪大 IRS１、Kavli IPMU２、東大理３、JAXA4)○邱奕寰１、二宮和彦１、武田伸一郎２、桂川美穂２、南喬博 3,2、長澤俊作 3,2、高橋忠幸２、渡辺伸 4【緒言】 近年、ミュオンビームを用いたミュオン特性 X 線測定による元素分析法の開発が進んでいる。この方法にイメージング検出器を適用することで、三次元的な元素分析が可能になると期待される。本研究では、ミュオンによる非破壊元素イメージングの実現のために、エネルギースペクトルとイメージを同時に測定できる CdTe 両面ストリップイメージング検出器(CdTe-DSD)の開発を行った。これまで 750 𝜇m 厚の CdTe-DSD について報告があるが[1]、高いエネルギーのミュオン特性 X 線に対して高い検出感度で測定するために、今回 2 mm 厚の CdTe-DSD を開発した。厚い CdTe 結晶を使うと X 線の吸収効率が高くなるが、内部に生成した電荷キャリアが両側の電極までに移動する
途中での再結合の寄与が大きくなり、エネルギー分解能が低下する。そこで、本発表では開発した
2 mm 厚の CdTe-DSD に対して、検出器の性能を線源で評価し、エネルギーの再構成に新たなアルゴリズムを導入したため、その開発状況について報告する。
【実験】 本研究で開発した CdTe-DSD の写真を図１に示す。大きさ 32×32 mm2 で 2 mm 厚のCdTe 半導体検出素子は右上に設置し、両面に電極が 128 本ずつついており、周りに 8 枚 ASIC は
データの読み出しシステムとして使用した。我々は点線源の 57Co、241Am、133Ba を利用して、2 mm 厚の CdTe-DSD の各チャンネルの長時間の測定データを取得した。さらに、X 線テストチャートを用いて、イメージングを行うことで空間分解能も評価した。
【結果と考察】 図２に 57Co で取ったエネルギースペクトルを示す。赤線と青線は陰極(Cathode)と陽極(Anode)でのエネルギースペクトルである。陰極から得られたスペクトルでは、良好なエネルギー分
解能のピークが得られているのに対し、陽極では正孔の移動度が低く、再結合の影響が大きいた
め、低エネルギー側に Tail 成分が存在している。我々は両側の信号の相関性を分析し、エネルギ
ー情報を再構築する新たなアルゴリズムを開発した。再構成したエネルギースペクトルは黒線で示されており、122 keV のところにエネルギー分解能(FWHM)は 2.42 keV と評価した。
[1] 邱 奕寰 他、日本放射化学会第 64 回討論会(2020) 2B06

50000

Cathode side Energy
Anode side EnergyCounts

40000

Recon. Energy

30000
20000
10000
0
80

90

100

110

120

130

140

150

Energy [keV]

図 2：57Co 線源によるエネルギースペクトル

図 1：開発した 2mm CdTe-DSD の写真

Development of non-destructive image method using negative muon with 2mm CdTe Double-sided
Strip Detector.
Chiu I., Ninomiya K., Takeda S., Katsuragawa M., Minami T., Nagasawa S., Takahashi T., Watanabe S.
42

1P10

Self-Assembly of Nanosheet Supported Fe-MOFs Heterocrystal as
Reusable Catalyst for Boosting Advanced Oxidation Performance
via Radical and Nonradical Pathways(Tokyo Metropolitan University 1 、 Dalian Institute of Chemical Physics,
Chinese Academy of Sciences 2 、 Sheffield Hallam University) ○ Bofan
Zhang 1 , Liang Zhang 2 , Kazuhiko Akiyama 1 , Paul A. Bingham 3 , Shiro Kubuki 1【Introduction】 The heterogenous photo-Fenton reaction as an efficient advanced oxidation
process (AOP) has been widely used in environmental purification applications [1] . Over the
past decade, metal-organic frameworks (MOFs), three-dimensional porous crystals assembled
from inorganic metal nodes and rigid multitopic organic links, have brought novelty to thefield of porous materials toward wide applications. Moreover, Bismuth oxyhalide
semiconductors, including BiOI, BiOBr and BiOCl, composing of [Bi 2 O 2 ] layers andinterleaved by double halogen slabs, been commonly used as photocatalysts . Herein, apossible modulation of band structure by fabricating a novel BiOX (X=I,Br,Cl) /MOF-Fe(BMFe) heterojunction could prove beneficial for utilizing more active centers and efficiently
separating charge carries.
【Experiment】 Synthesis of Fe-MOF catalysts, including MIL-53(Fe), MIL-101 and MIL-88
using a solvothermal method; synthesis of BiOI/MIL -88A(Fe), BiOI/MIL-101(Fe),BiOBr/MIL-53(Fe) and BiOCl/MIL-53(Fe) via a one-step coprecipitation method; XRD, FTIR,
TEM, SEM, UV-vis diffusive reflectance spectra (DRS), 57 Fe Mössbauer spectra and the totalorganic carbon (TOC) were measured for characterization of synthesized samples.
【Results and discussion】
X-ray diffraction of BiOI/MIL-53(Fe) matched wellwith the corresponding materials (BiOI and
MIL-53(Fe)), indicating the successful synthesis of
BiOI/Fe-MOFs composites. The photo-Fenton
catalytic activity was firstly evaluated bydecomposing methylene blue under visible lightirradiation with addition of H 2 O2 . The removal rateof carbamazepine over BMFe catalyst reachedapproximately 100% after 15 min. The degradation
efficiency as significantly enhanced compared withpure BiOI and MIL-53(Fe). Through the direct
Z-scheme charge pathway, the photogenerated e - tend to migrate from the conduction band(CB) of Fe-MOF to the valence band (VB) of BiOI via a solid/solid heterointerface until inequilibrium. The spatially separated e - in the CB of BiOI and h + in the VB of MIL-53(Fe) canefficiently reduce O 2 to • O 2 − / HO 2 • and oxidize H 2 O to • OH, respectively, which isconsistent with the radical scavenging results. The Z-type feature significantly enhances thecarrier transfer efficiency and thus improves the removal rate of pollutants by BMFe catalyst.
[1] H. Zhang, et al., Applied Catalysis B: Environmental, 270 (2020).

43

1P11

シッフ塩基を有するウラニル（Ⅵ）三核錯体の合成と酸化還元( 1 阪大院理、 2 阪大放射線機構 RI セ)○福村希翔 1 、永田光知郎 2 、
吉村崇 2【緒言】ウラニル(VI)は脱水縮合反応が容易に進行し、オキシド
またはヒドロキシド架橋の多核錯体を形成することが知られている。この形のウラニル(VI)多核錯体は、水溶液中では pH の変化によって様々な構造に変化するため、非常に複雑である。そこ
で 、 ウ ラ ニ ル(VI)多 核 錯 体 の 構 造 と 反 応 性 を 詳 細 に 調 べ る た めに、多核錯体のいくつかのサイトを多座配位子でブロックした 三核錯体を合成し、その中央に位置するオキシドのプロトン付加 脱離反応の定量的評価とこの反応に伴う分子全体の構造変化を

図 1. Me SaxH 2

特定した [1] 。今回、酸化還元反応性を調べるために図 1 に示す Me SaxH 2 が脱プロトン化
した Me Sax 2- が配位したウラニル(VI)三核錯体を合成、構造を特定するとともに、その酸化還元挙動を調べた。
【実験】UO2 (NO 3 ) 2・6H 2 O に 1 等量の Me SaxH 2 、3 等
量の Et 3 N を加えて、ジクロロメタン/ヘキサンでレイ ヤ ー 再 結 晶 す る こ と で (Et 3 NH) 2 [(UO 2 ) 3 O( Me Sax) 3 ]を得た。この化合物について、単結晶 X 線構造解
析、 1 HNMR、IR スペクトルを測定して同定した。
【結果と考察】得られた新規錯体の構造及びウラニル(VI)周囲の構造を図 2 及び 3 に示す。結晶中には3 核ウラニル(VI)錯体と 2 つのトリエチルアンモニ
ウムイオン及び溶媒分子が存在していた。3 核ウラニル(VI)錯体においては、3 つのウラニル(VI)が 3 角形を形成する形で位置している。Me Sax 2- は N 原子とO 原子で一つのウラニル(VI)をキレートし、さらにMe
Sax 2- 中のもう一つの O 原子が隣接するウラニル(VI) を 架 橋 す る 構 造 を と っ て お り 、 計 3 分 子 のMe
Sax 2- が錯体中に存在している。錯体の中心にはオキシドが位置し、3 つのウラニル(VI)を架橋した構造をとっていた。U-(μ 3 -O)-U の平均結合角は 116.4°
であり、この値は、オキシドが sp 2 混成軌道の角度に近い値(sp 2 : 120°)をとっていることが分かった。
得られた錯体の酸化還元特性については、当日報告する。
[1] T. Yoshimura, M. Nakaguchi, K. Morimoto, Inorg.
Chem. 56, 7, 4057-4064 (2017).

図 2. 新規錯体の構造

図 3. 新 規 錯 体 の ウ ラ ニ ル 周 囲 の構造

Synthesis and redox property of uranyl (VI) trinuclear complex with Schiff base ligand
Fukumura. K, Nagata, K. Yoshimura, T.

44

1P12

V-48 トレーサーを用いた VRFB 用イオン交換膜透過試験(2)(東北大学金属材料研究所)○白崎 謙次

48

V activity (Bq)

【緒言】 再 生 可 能 エ ネ ル ギ ー の 普 及 に 伴 い 過
剰電力の貯蔵媒体としての二次電池に高い関心が寄せられている。バナジウム・レドック
スフロー電池（VRFB、図 1）[1]は電力貯蔵用二次電池の有力候補として国内外にて広く研究・実用化されている。VRFB は正極及び負極の活物質に単一元素のバナジウムを用いる
図 1. VRFB の概略図
ため、隔膜を介したバナジウムイオンの膜透過による電流効率の低下、自己放電という課題を有する。近年、課題解決のためのイ
オン交換膜研究が世界中で盛んに行われているが、両極同一元素であるため膜透過の原因（拡散、 電気泳動、電気浸透）解明に一般的な元素定量法（ICP—AES を用いた濃度測定など）を適用することが困難である。これまでに我々は、放射性バナジウム 48 V
を元素プローブとすることにより VRFB の膜透過を直接観察する手法を確立した[2]。
昨年は、4 つの酸化状態（V 2+, V 3+, VO2+ , VO2 + ）について、それぞれの拡散による膜透過挙動を既知の手法（対極側に硫酸マグネシウムを用いる）により評価した。本研究では、VRFB 構成で陽イオン交換膜（Nafion 117）、陰イオン交換膜（Selemion APS）における各酸化状態のバナジウムイオンの拡散による膜透過を評価した。
【実験】 東北 大 学電 子 光理 学 研究 セ ンタ ー の 直線
加速器を用いた制動 γ 線照射により 48 V を製造し、LN レジンを用いたカラムクロマトグラフィーによる精製を行った。精製後の 48 V を含む硫酸バナ
ジウム溶液を用い、VRFB における膜透過 を Ge
半導体検出器による 48 V の定量により評価した。
価数不安定性を配慮して、実験装置は窒素ガスを流したグローブボックス内に設置した（図 2）。
図 2.膜透過測定の様⼦【結果】 陽 イ オ ン 交 換 膜 （ Nafion 117） に お け る
VO2+ の膜透過を対極室側に V 3+ または V 2+ を配して測定（図 3）することにより、VRFB の放電状
100
態正極活物質の膜透過が評価できた。同様に、
VO2 + 、翻って V 2+ 、V 3+ についても同様の実験を行い、VRFB 構成での拡散による膜透過を考察した。
50[1] E. Sum, M. Skjllas-Kazacos, J. Power Sources, 15(1985) 179.
[2] K. Shirasaki, T. Yamamura, J. Membr. Sci., 592(2019) 117367.
48

VRFB membrane permeability tests using radiotracer V (2)SHIRASAKI, K.

45

0
0

5

10

15

20

25

Time (h)図 3. V(IV)→V(III):緑,V(IV)→V(II):⻘
の膜透過評価（Nafion 117）

1P13

単一微粒子質量分析計を用いたアルファ微粒子即時検知法の検討（阪大放射線機構 1 、阪大リノ 2 、阪大院理 3 、京大複合研 4 、阪大院工 5 、
大山青山大 6 ）〇豊嶋厚史 1 、古谷浩志 2,3 、寺本高啓 1 、永田光知郎 1 、
床井健運 3 、高宮幸⼀ 4 、牟田浩明 5 、吉村崇 1 、豊田岐聡 3 、篠原厚 1,6【緒言】 福島第一原発に残る燃料デブリはその状況や性状について不明な点が多く、慎重に取出し作業を進める方針で準備が進められている。燃料デブリは小さく切断し、専用容器に収納する事が想定されているが、切削の際にはα線放出核種を含む放射性の微粒子（アルファ微粒子）が生じる事が懸念されている。我々はアルファ微粒子が炉外環境に漏出し、作業者が内部被ばくする事を防ぐため、単一微粒子質量分析計（ATOFMS）を用いたアルファ微粒子の即時検知法を検討している。本研究では、その実現性検証のために、ウランを含む模擬固体試料と模擬液体試料から模擬アルファ
微粒子を発生させ、ATOFMS を用いたオンライン検出実験を行った。
【実験】 模擬燃料デブリ試料として、UO 2 顆粒および ZrO 2 粉末から熱処理や放電プラズ
マ焼結法により U と Zr 比率の異なる 4 種類の U 1-x Zr x O 2 （x=0.1, 0.5, 0.84, 0.975）
試料を合成し、XRD 測定により結晶構造を評価した。また、模擬溶液試料として 3 種の[UO 2 (CO 3 ) 3 ] 4- 溶液を調製し、吸収スペクトルにより生成物を評価した。次に、アブレーションを行うための照射チェンバーを製作し、レーザー照射するための光学系を調整した。また、液体試料から固体エアロゾルを製造するため、アトマイザーと拡散ドライヤーを用いたエアロゾル生成装置を製作した。これらの装置を用いて模擬燃料デブリ試料ならびに模擬ウラン溶液試料から模擬微粒子を製造し、ATOFMS に連結して微粒子のオンライン質量分析を行った。
【結果と考察】いずれの固体試料の質量スペクトルにおいても、同じ m/z に正イオンならびに負イオンピークが観測された。正イオンには m/z 230－270 程度に UO 2 起源の U+ 、
UO + 、UO 2 + イオン種が、負イオンには UO - 、UO 2 - 、UO 3 - 、UO 4 - 、U 2 - 、U 2 O - 、U 2 O 6 - 、U 2 O 7 - などが観測された。一方、液体試料では、正イオンには固体試料の場合とほぼ同じイオン種が観測された。負イオンでは、U(H 2 O) - 、UO 2 (H 2 O) - 、UO 2 (OH) - 、UO 3 (OH) - など、水分子
や OH が配位したイオン種が観測された。このように ATOFMS を用いて模擬微粒子中のウランを検出することに成功した。観測されたウラン由来イベントから、現在の ATOFMSを用いた 238 U の検出下限を評価した結果、～10 -10 Bq/cm 3 である事がわかった。この値
は、アルファ微粒子で最も懸念される 239 Pu に対して～10 -5 Bq/cm 3 に相当する。核種を識別可能な即時検知法としては十分低い値と考えられるが、より感度を増加できるよう、現在さらなる検討を進めている。
【謝辞】 本研究は、日本原子力研究開発機構廃炉国際共同研究センターが実施する「英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業」共通基盤型原子力研究プログラム（R1-R2 年度）の支援を受け実施しました。

46

特別講演
9 月 23 日（木）
2S01

受賞講演
9 月 23 日（木）
2S02

47

2S01

電子と原子核の相互作用に関連する 3 つの理論的研究(広島大院先進理工，都立大院理)○阿部穣里【はじめに】 重元素を含む分子や原子核近傍の電子状態においては、相対論効果が顕著となり、相対論的量子力学の導入が必要となる。発表者はこれまで Dirac 法を用いた電子状態理論計算のプログラム開発を行っており、それを応用して、重元素における同位体分別(核体積効果) 1,2,3 や CP(電荷・パリティ)対称性破れを示す核のシッフモーメン
トの理論的研究 4 を行ってきた。また最近非相対論ではあるが、7 Be の電子捕獲壊変(EC壊変) 5 について、放射壊変を早める分子の探査を理論計算から行った。本発表では電子と原子核の相互作用に関連するこれら 3 つの研究に対し、最新の成果を報告する。
【同位体分別における核体積効果】 重元素同位体の場合、化学平衡で生じた同位体分別の主要な原因が、同位体間の原子核の大きさの差に起因した、同位体分子間の電子状態の違いにあることが分かっている。発表者はこれまで、ウラン還元反応での同位体
分別係数の実験値が、有限核モデルを用いた相対論的な ab initio 計算によって再現可能であることを報告してきた 1,2 。最近ではこの計算手法を、バクテリア酵素によるウラン還元反応の同位体分別に応用し、反応機構の解明を試みている 3 。
【核のシッフモーメント】 CP 対称性破れは、現在の宇宙の粒子・反粒子の非対称性を説明するために重要である。原子・分子を用いた CP 対称性破れを観測する実験は、半世紀以上に渡って試みられている。有意な値は未だ得られていないが、実験精度は年々向上し、新たな観測に期待が高まっている。閉殻系原子・分子で観測されうる CP 対称性破れに、核のシッフモーメントがある。これは核子間の CP 対称性を破る相互作用によって、原子核電荷の分布が球対称からずれることで生じるモーメントである。シッフ
モーメントの決定には実験観測以外に、原子核や電子の波動関数から理論値を計算する必要がある。発表者らは近年、電子状態に起因する理論値を求めるための、高精度な相対論的電子相関プログラムを開発し、観測候補分子である TlF 分子に適応した 4 。
【電子捕獲（EC）壊変】 EC 壊変では、核上の電子密度 (0)と壊変寿命に反比例の関係があるため、物理的・化学的変化によって壊変速度が制御可能になる。実験で報告されている 7 Be の EC 壊変においては、C60 フラーレン内包中で、金属 Be よりも 1.5%寿命が短くなっていた。さらに短い寿命を持つ分子系がないか理論計算で探査したところ、通常の分子では Be の閉殻 2s 電子が化学結合によって他原子に流入し、(0)が減少してしまうことがわかった。一方、結合を作りにくい希ガス結晶中に 7 Be をドープし、高圧下で格子定数を小さくすることで、  (0)が増加する可能性があることを 提案した 5 。
1. M. Abe, T. Suzuki, Y. Fujii, and M. Hada, J. Chem. Phys. 128, 144309, 2008.
2. M. Abe, T. Suzuki, Y. Fujii, M. Hada, and K. Hirao, J. Chem. Phys. 129, 164309, 2008.
3.

A. Sato, R. Bernier-Latmani, M. Hada, and M. Abe, Geochim. Cosmochim. Acta. 307,212-227, 2021.
4. M. Abe, T. Tsutsui, J. Ekman, M. Hada, B. P. Das, Mol. Phys., 118 (23), e1767814, 2020.
5. A. Yoshida, M. Abe, and M. Hada, J Phys. Chem. A, 125 (29), 6356-6361 2021.
Three theoretical studies related to electron and nucleus interactions
ABE, M.

48

2S02

中性子放射化分析法の高度化と宇宙地球化学研究への応用(早稲田大教育)○海老原充【緒言】 いまでこそ便利な中性子源や高エネルギー分解能ガンマ線測定装置が利用でき、ある程度汎用性ある元素分析法として利用されている中性子放射化分析 NAA であるが、NAA の創始者として記憶される Hevesy の時代には想像を超える壁があったであろうことは想像に難くない。その後幾多の研究者・技術者の努力があり、すくな
からぬ高度化が達成されたが、ゲルマニウム半導体ガンマ線検出器の普及と k 0 標準化法の開発により NAA の高度化が一段落したように思われる。その意味で、講演タイトルの「高度化」は必ずしも適切な表現ではないことをお断りさせていただきたい。講演者は上記の“真の”高度化の後は、NAA は分析法としての研究対象から、応用分野
での重要性を主張する（すべき）時代に入ったと認識している。とは言っても、講演
者自身、分析法としての NAA を主題とする論文を少なからず発表してきたのは事実である。ほとんどの論文が、NAA で得られたデータを利用して議論したい課題があり、そのために行った研究をまとめたもので、正面切って NAA の高度化と言いかねるのはそこにある。付け加えれば、NAA のデータで議論したいのは地球化学、宇宙化学的課
題であり、そうした経緯を踏まえての演題であると理解していただければと思う。
【実験】 講演者が長年、NAA を用いて研究を行ってきた最大の理由は分析結果が正確である点につきる。その特徴は放射化学的分離操作を伴う放射化分析 RNAA で最大限発揮されるので、そのための工夫はいくつか行ってきた。RNAA の特徴は定量分析の 2
つの誤差要因である化学操作中での分析対象元素 (analyte) の損失 (マイナスの誤差要因) と外部からの汚染 (プラスの誤差要因) の両方を回避できる点にある。そのために、放射化した試料から analyte を分離する前に一定量の担体を加える。上記の誤差要因を除くためには、核反応によって生じた放射性核種と担体中の安定核種が同位体平衡になることが必須条件で、固体試料の RNAA ではアルカリ溶融を行うことで容易に達成できる。化学分離操作は目的元素に応じてデザインする余地があり、この段階で分析法の改良は可能であるが、これが分析法の高度化といえるかどうか。RNAA は化
学収率の測定で完結するが、機器中性子放射化分析 INAA として行う再放射化法の簡便さは放射化学の経験のない分析者にとってはなかなか理解できないかもしれない。
【結果と展望】 RNAA で定量対象とした主な元素(群)は希土類元素 (REE) とハロゲン元素で、その他、K, In, Zr, Hf, U の定量も行った。どれも宇宙・地球化学の議論を展開するためであるが、その後、In を含む揮発性元素と REE については ICP-MS に引き継がれた。ハロゲン元素は大学院以来、現在まで付き合っている元素であるが、分析も含めて奥が深く、当初の目的を遂げるには時間が足りそうもないのが残念なところである。世の中 NAA としては INAA が主流であるが、この INAA の高度化という点で、最 近 非 常 に 注 目 す べ き 成 果 が JAEA の 藤 暢 輔 さ ん の グ ル ー プ に よ っ て 発 表 さ れ た 。
J-PARC の物質・生命科学実験施設 MLF に設置された中性子核反応測定装置 ANNRIを用いて、使用済み核燃料中の代表的難定量核種 107 Pd や 99 Tc を非破壊で定量する手法が確立された。ある意味で RNAA とは対極に置かれるものであるが、高選択性、高感度、高確度な手法である点で共通している。今後の応用展開に期待したい。
Advancement of activation analysis and its application to geo- and cosmo-science researches
EBIHARA, M.

49

一般講演
9 月 23 日（木）2K01-2K08

50

2K01

中性子放射化分析法による赤城大沼湖水中の安定 Cs と微量元素の定量(都市大原研 1，群馬水試 2)○岡田往子１，熊谷尚人 1，渡辺峻 2，鈴木究真 2【緒言】群馬県赤城山にある赤城大沼は，2011 年の福島第一原子力発電所の事故により，放射性 Cs の汚染が確認された．我々は 8 年前から調査を行っているが，湖水や生息するワカサギの放射性 Cs 濃度の減少は非常に緩慢になっている．その原因を究明するために，昨年は中性子放射化分析（INAA）で湖底堆積物や植物プランクトンを分析し，報告した．本年は INAA で，湖水中の微量元素を分析し,これらの結果から，湖内の放射性 Csの移行と微量元素との関連を導くことを目的とする．
【実験】2018 年と 2019 年に水深 0m，8m，15m でサンプルを採取した．採取後すぐに，
0.45μm メンブランフィルターでろ過した溶存態試料と未処理のバルク試料の 2 種類とした．
約 500mL を凍結乾燥した 27 試料（乾燥試料約 1 mg～2 mg）と比較標準物質（JLK1-1，
NIES8）は KUR Pn3（熱中性子束：4.68 × 1012 n cm -2 ）で 30 秒間照射し，約 5 分間の冷却後，γ 線測定を行った．また，Pn2（熱中性子束：5.5× 1012 n cm -2 ）で 1 時間照射した後，7 日と 14 日間の冷却を行い，γ 線測定を行った． 解析は，ガマスタジオ（SEIKO EG＆G Co）を用いて行った．粒子態の分析値は，バルク試料の分析値から溶存態の分析値を差し引いて求めた．
【結果】湖水バルク試料中で 17 元素（Al, Mg, Mn, Na, Fe, V, Ca, K, Sc, Cr, Co, Zn,
Rb, Sb, Cs, Ba, Ce）を定量した．
すべてのバルクと溶存態試料で Csと Rb が検出された．Fig.1 は，湖の水深 0，8，15m における粒子態と
溶存態中の安定 Cs の濃度を示す．
0m 表層では季節に関係なく粒子態に安定 Cs が一定量存在することがわかった．また，8 月期の 15m で溶存態安定 Cs が支配的であった.2012
年からの湖水中の放射性 Cs 調査で，水深 15m の深層で，夏になると溶存態の放射性 Cs 濃度が上昇することがわかっている．今回，湖水中の安定 Cs についても同様の結果が得られた．赤城大沼では，夏季に湖底内に水温躍層が形成され，表水層と深水層に分かれる．深水層では酸素欠乏現象が起こる．本研究では，2018 年 8 月で 15m の Fe 濃度はバルクで 1.15mg/L，溶存態で0.768mg/L であった．これらの結果から，夏場の深層水は還元状態にあることが示唆された．
この還元状態は，安定 Cs の増加にも関係していることが示唆された．

Determination of stable Cs and trace elements in lake water of Lake Akagi Onuma by neutron
activation analysis
Okada, Y., Kumagai, N., Watanabe, S., Suzuki, K.

51

2K02

k 0 -IAEA ソフトウェアを用いた k 0 標準化中性子放射化分析-評価と応用(都立大理)○杉崎史都、大浦泰嗣【緒言】 機器中性子放射化分析法（ INAA）では通常未知試料と同時に標準試料を照射し、定量元素の生成放射能比から定量を行う比較法が用いられる。比較法は原理が簡単で正確な定量値が得られる一方，定量したい元素の標準試料を同時に照射しなければ検出できても定量できないという欠点がある。これに対し k0標準化法は各元素のk0値と照射場と検出器の特性をあらかじめ決定することで，一元素の標準試料を同時に照射するだけで，検出された全元素の定量を行うことができる。 k0 法の計算は一般的にソフトウェアを用いるが、本研究は国際原子力機関（ IAEA）から公表されているソ
フトウェア”k0 -IAEA”最新版（ver. 8.10）を使ってk0法に必要な各種パラメータと試料の濃度の決定を試みた。標準試料の分析を行いその定量値を検証するとともに、応用として市販されている卵の卵殻と飲料のアルミ缶を元素分析した。
【実験】 岩石標準試料、環境標準試料、生体標準試料，k0 法用標準試料，粉末卵殻，ア
ルミ片を京大原子炉 Pn-3 で 10~30 秒間、Pn-2 で 3~4 時間中性子照射し、放出されるγ線を高純度 Ge 半導体検出器にて測定した。照射場の特性は Au-Lu-Zr モニターを照射し求めた。検出器の特性を多核種混合標準線源、152 Eu 線源、157 Cs 線源の測定により求め た 。 γ 線 ス ペ ク ト ル 解 析 専 用 ソ フ ト ウ ェ ア ”Hypermet-PC” で 正 味 計 数 値 を 計 算
し 、 ”k0 -IAEA” に よ り 定 量 を 行 っ た 。 ま た ， ”k0 -IAEA” に よ り 正 味 計 数 値 を 求め，”Hypermet-PC”による値と比較した。
【結果と考察】検出器と試料間の距離によって定量値が変動することが確認された。このこ と か ら ”k0 -IAEA” で 計 算 さ れ る 各 距 離 で の 計 数 効 率 に 誤 り が あ る と 考 え られ、”k0 -IAEA”に入力する検出器の 寸 法 を 変 更 し ， 再 計 算を 試 みた。岩石標準試料（JB-1a）の定

1.2

JB-1a
1.1

量 値 と 推 奨 値 の 比 を 図 １に 示 すが ， 他 の 標 準 試 料 で も 同様 に ，1

ほとんどの元素が推奨値と±10％ 以 内 で 定 量 で き た 。卵 殻 の0.9

分析では 8 元素(Na, Mg, Cl, K,
Ca, Br, Sr, Ba)の定量値が得られ0.8た。アルミ片の分析では 21 元素(Mn, Cr, Fe, Cu, Zn, Ga, V, Zr, La,
Ce, Co, U, Hf, W, Br, Sb, Sc, As,
Th, Ta, Tb)の 定量値 が得られた 。

0.7

Al Ca Na Mn Cr V Zn Rb La Th Hf As Ta Cs
Fe Mg Ti Sr Ba Zr Ce Co Sc Sm Yb U Eu Tb

図 1

k0-IAEA による定量値と推奨値の比

k0-standardization neutron activation analysis using the k0-IAEA software –evaluation and applicationSUGISAKI F., OURA Y.

52

2K03

JRR-3 即発ガンマ線分装置（PGA）の現状(原子力機構)○大澤崇人、佐々木未来、松江秀明【緒言】 研究炉 JRR-3 が 10 年ぶりに再稼働し、2021 年 7 月 12 日から供用運転が開始された。JRR-3 ビームホールに設置された即発ガンマ線分析装置（PGA）は元素分析装置として優れた能力を有しており、停止期間中には多関節ロボットを導入して自動分析が可能となっている。本発表では震災後の PGA の復旧、高度化、現在の稼働状況などについて解説する。
【実験】 JRR-3 は東日本大震災で被災し、即発ガンマ線分析装置（PGA）においてもビームストッパーが倒れるなど、かなりの被害を受けた。震災後に光軸合わせなどの復旧作業を行ったが、機器の復旧は後回しとなっていた。JRR-3 が稼働停止となったことから、その期間を利用して PGA に多関節ロボットを導入し、自動分析システムを構築した。
本年度、JRR-3 がついに再稼働し、共用運転は 7 月 12 日から開始されることとなった。しかし 10 年ぶりの再稼働とあって、PGA の機器に様々な不具合があることも判明しつつある。装置内部は遮蔽体を撤去しないと確認できなかったこともあり、目に見えなかった数々の問題点が明らかになってきた。たとえば、中性子集光導管が地震で破壊されていることが判明した。その他にもシャッターの不具合、NIM モジュールの故障、Ge 検出器の不具合、導管移動用のモータードライバの故障、ヘリウムガス配管の不良など、枚挙に暇がないほど不具合が発生している。現在においても完全な状態とはとても言えないが、懸命の復旧作業によって供用運転において分析が可能な状態にまで至ることができた。
10 年前と比較して、PGA のシステムには大きな変更がいくつか加えられている。1つは自動分析システムであるが、このシステムには様々な機能が統合的に実装されている。各種機能のうちの一つが 2 台の He-3 検出器の計測値を LabVIEW で常時監視できるシステムであり、これにより中性子ビームの状態をモニターできるようになった。
これを利用することで、測定手法に若干の修正を加えることとした。PGA の上流側に設置されている 3 本中性子導管にはヘリウムガスを入れることができるようになっているが、10 年前まではガスを毎朝導入していた。今回、中性子ビームの状態を監視しながら導管内にヘリウムガスを導入する実験を行った。その結果、朝にヘリウムガスを導入する方法では、24 時間でヘリウムガスがかなり脱離してしまい、無視できない
ほど中性子フラックスが低下することがわかった。しかし非常に微量（レギュレータの読みで 0.3 MPa/day）でもヘリウムガスを流し続けることで、高い中性子フラックスの状態を維持できることがわかった。そこでヘリウムガスを常時流す方法に変更した。
測定中には試料を入れるテフロンボックス内はヘリウムガスでパージされるが、ヘリウム流量と中性子の関係もこれまでは明らかではなかった。そこでヘリウムガスの流量をマスフローコントローラで制御しながら中性子フラックスの関係を測定したと
ころ、ボックス内部の酸素濃度と中性子フラックスおよび中性子の散乱量の相関も明らかとなった。

Current condition of prompt gamma-ray analysis (PGA) system at JRR-3.
OSAWA T., SASAKI M., MATSUE H.

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2K04

JRR-3 即発ガンマ線分析装置を用いた軽元素分析(産総研物質計測 1 、原子力機構 2 、東大工 3 )○三浦勉 1 、松江秀明 2 、大澤崇人 2 、 神野智史 3【緒言】原子核に中性子が捕獲される際、捕獲反応後 10- 14 秒以内で γ 線が放出される。
この即発 γ 線を測定する分析法は中性子誘起即発 γ 線分析法（neutron-induced prompt
gamma-ray analysis; PGA）であり、固体試料中の水素、ほう素、けい素等の軽元素を非破壊で定量できる優れた分析法である。本発表では、これまで JRR-3 に設置された PGA装置で実施した難分解性試料であるセラミックス中のほう素 1)、けい素 2)測定の実績を報告する。
【ほう素測定用試料】認証標準物質 BAM-S003 炭化けい素，NMIJ CRM 8004-a 窒化けい素を分析試料とした。ほう素分析に 100 mg から 300 mg を用いた。ほう素標準液は電量中和滴定で純度を確定した高純度ほう酸を、石英ビーカー中で、超純水製造装置で調製した超純水（[B]:<10 ng g -1 ）で溶解して調製した。ACROS Organics 製 ND 4 Cl（98+atom%D）を内部標準物質として全試料に添加した。比較標準試料は和光純薬製金属けい素に ND 4 Cl、ほう素標準液を段階的に添加して作成した。

【けい素測定用試料】認証標準物質 JCRM R 003 窒化けい素を分析試料とした。けい素分
析には約 300 mg を用いた。けい素測定では、和光純薬製金属 Si を既知量添加する標準添加法を用いた。また内部標準物質として NMIJ Cd 標準液を全試料に添加した。

【測定】 膜厚 25 μm の FEP フィルムで溶封した試料をテフロン糸で試料台に固定し、JRR-3
熱中性子ビームポートに設置された PGA 装置によって He 雰囲気中で 1 試料当たり 1000
秒から 6000 秒の間、即発 γ 線を測定した。ほう素測定では中性子ビームを集束させ、熱中
性子束密度：5.7×10 8 n cm -2 s -1 で、けい素測定では熱中性子束密度：1.6×10 8 n cm -2 s -1 で照射し、即発 γ 線を測定した。ほう素の測定では B（478 keV）と内標準 Cl（1600 keV）のピーク強度から、けい素測定においては Si（1273 keV、2092 keV、3539 keV）と内標準 Cd（559 keV）のピーク強度から、それぞれ検量線を作成しほう素、けい素を定量した。

【結果】 ほう素定量値として BAM-S003: (63.3 ±3.0) mg/kg (k=2)，NMIJ CRM 8004-a: (13.0±0.64 ) mg/kg (k=2) が得られた。BAM-S003 分析値は、複数試験所が参加した共同分析法
で決定された認証値(63±7) mg/kg (k=2)と非常に良く一致していた。また、JCRM R 003 のけい素測定値(59.59±1.4) % (k=2)も、10 試験所による重量分析値から決定された認証値(59.55±0.55) % (k=2)と一致していた。難分解性試料であるセラミックス中のほう素、けい素分析結果から、非破壊分析法としての PGA の有用性が実証できたと考えている。
【今後の計画】鉄鋼、非鉄金属業界で広く普及している水素分析装置（不活性ガス融解熱伝導度検出）で測定が困難な亜鉛等の 低融点金属中の水素分析には PGA が有効な可能性が高い。今後は PGA による高純度金属亜鉛に含まれる低濃度水素の分析能力の評価を進める。
1. T. Miura, H. Matsue, T. Kuroiwa, K. Chiba, J. Radioanal. Nucl. Chem., 278, 653-656, 2008.
2. T. Miura, H. Matsue, Nucl. Eng. Technol., 48, 299-303, 2016.

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2K05

塩素の土壌-土壌溶液間分配係数について（量研機構 1 、原子力発電環境整備機構 2 ）○田上恵子 1 、澁谷早苗 2 、
浜本貴史 2 、石田圭輔 2 、内田滋夫 1【緒言】塩素-36 は溶液中において陰イオンで存在し、地殻中における易動性の高さか
ら、塩素-36（T 1/2 =3.01×10 5 y）は、放射性廃棄物処分に関わる線量評価上重要な核種となっている。塩素の土壌中の易動性を土壌-土壌溶液間分配係数（Kd＝土壌固相中濃度［Bq/kg-dry］／土壌液相中濃度［Bq/L］）で表すと、ゼロに近い値が国際的には示されているものの 1, 2) 、一部の研究では有機物を多く含む土壌は Kd が高くなると報告されている 2) 。日本の土壌については、ほとんど Kd データが取得されていないことから、どの程度の Kd の範囲か不明であった。そこで本研究では、安定元素を用いて Kd を取得して既存データと比較するとともに、土壌特性との関係について解析を行った。
【材料および方法】全国から収集した水田土壌 98 試料（風乾、<2mm に篩別）を用いた。20 mL ポリプロピレン容器に土壌 1.0 g を分取し、超純水 10 mL を添加して 16 時
間予備回転振とうを行った後、塩化物イオン標準液（富士フイルム和光純薬、1000 ppm）
を 50 µL 添加した（3 反復）。なお土壌から Cl − が溶出することも考慮し、無添加のコン
トロール試料も作成した（2 反復）。これらの溶液をさらに 3 日間回転振とうして十分
土壌と接触させた後、遠心分離（3000 rpm、10 分）で得た上澄み液を、孔径 0.22 µmのディスポフィルターでろ過した。ろ液中の Cl − を含む陰イオンおよび陽イオンはイオ
ンクロマトグラフィー（DIONEX、ICS-1500）によりできるだけ速やかに定量し、電気伝導度と pH（HORIBA, LAQUA）はろ過直後に測定した。Kd は次式により求めた。
Kd= [{S - (C s - C c ) × L s }/ S s ] / (C s - C c )ここで、C c :コントロール試料溶液の土壌溶液中塩素濃度（mg/L）、C s : 土壌に塩素をスパイクした試料の土壌溶液中塩素濃度（mg/L）、S s : スパイク試料の風乾土壌重（kg）、
L s : スパイク試料の超純水添加量（L）、S: スパイク量（mg）である。
【結果および考察】 添加した Cl − 量の設定は、吸着等温線モデル適用範囲に収まり、コントロール
土壌溶液中に観測される程度である 5 mg/L とした。今回、土壌からの溶出分を考慮して試験を行ったところ、メカニズムは不明だが添加量よりも過剰の Cl − 濃度が検出される試料があった。全 98
試料について、Kd の範囲は-0.7 から 1.4 L/kg であった。20 試料が Kd がマイナスとなったが、それ以外は既存データの範囲と同程度であった。総炭
素量との関係（図 1）から、有機物を多く含む土壌でも Kd は高くない可能性が示された。
本研究は原子力発電環境整備機構と量研機構の
図 1 Kd-Cl と土壌中総炭素量の関係
共同研究で行われた。
【引用文献】 1) IAEA, Technical Report Series No. 479, IAEA, Vienna (2010). 2) Sheppard, S.C.,
et al., J. Environ. Radioactiv. 89, 115-137 (2006).
Soil-Soil Solution Distribution Coefficient of Chlorine in Paddy Soils
TAGAMI, K., SHIBUTANI, S., HAMAMOTO, T., ISHIDA, K., UCHIDA, S.

55

2K06

EXAFS による Ra の⽔和状態と粘土鉱物への吸着状態の解明(JAEA 1 、東大 2 、阪大 3 )〇⼭⼝瑛⼦ 1,2 , 永⽥光知郎 3 , ⽥中万也 1 , ⼩林恵太 1 , 奥村雅彦 1 , ⼩林徹 1 , 下条晃司郎 1 , ⾕⽥肇 1 , 関⼝哲弘 1 , ⾦
⽥結依 1 , 松⽥晶平 1 , 横⼭啓⼀ 1 , ⽮板毅 1 , 吉村崇 3 , ⾼橋嘉夫 2【諸言】放射性元素であるラジウム (Ra) については、ウラン鉱山周辺の環境汚染問
題や放射性廃棄物処理問題だけでなく、自然由来の Ra による飲料水中の基準値超過の問題も近年報告されているため、環境挙動の解明が急務である。Ra の環境挙動については、旧ウラン鉱山周辺のコア試料分析やオクロの天然原子炉周辺土壌における鉛の同位体比の分析等から、粘土鉱物への分配が示唆されている。一般に粘土鉱物への吸着反応では、イオンが水和したまま吸着する外圏錯体と脱水して吸着する内圏錯体のどちらを形成するかにより環境挙動が大きく変わることが知られているため、Ra が外圏/内圏錯体のどちらを形成するか明らかにする必要がある。しかし、Ra に安定同位体がないことやα壊変により希ガスのラドンを生成し内部被ばくの危険性を高めることなどの取り扱いの困難さから、Ra への分光法の適用が難しいため、物理化学的に基本的な情報である水和構造でさえも、分子レベルでの解明は行われていなかった。そこで本研究では、広域 X 線吸収微細構造法 (EXAFS) を用い、Ra の水和構造及び粘土鉱物への吸着構造の世界初となる分子レベルでの解明を目指した。
【手法】測定試料は、大阪大学にて精製された Ra 溶液を用い、溶液試料及び粘土鉱
物吸着試料を許認可に則って作製した。粘土鉱物には、2:1 型粘土鉱物であるバーミキ
ュライトとモンモリロナイトの二種類を用い、EXAFS 測定は SPring-8 の RI 実験棟に位置する BL22XU で実施した。水和構造については、アナログ元素であるバリウム (Ba) も含めて、Vienna Ab initio Simulation Package (VASP) を用いた第一原理分子動力学法によるシミュレーションを行った。吸着構造については、pH とイオン強度を系統的に変えた条件での吸着実験を実施し、分配係数の pH やイオン強度への依存性も調べた。
【結果・考察】水和した Ra における第一水和圏の酸素 (O) の配位数及び Ra との距離(Ra–O)を、EXAFS と第一原理計算によりそれぞれ求めたところ、整合 的な結果が得られた。得られた Ra–O の距離は、Ra の有効イオン半径よりも約 1.4 Å 大きく、Ba などの同族元素と同様の結果となった。また、第一原理計算の結果から 配位数のヒストグラムを計算したところ、Ra に配位している水分子は Ba よりも緩く配位していることが明らかになった。粘土鉱物への吸着構造について 、EXAFS スペクトルの解析の結果、バーミキュライトについては内圏錯体を、モンモリロナイトについては外圏錯体を形成していることが分かった。この結果を確かめるため、Ra のバーミキュライトへの分配係数を異なる pH やイオン強度の条件下で調べたところ、分配係数における pH やイオン強度への依存性が比較的小さく、内圏錯体の形成が示唆され 、EXAFS と整合的な結果を得た。これらの結果は、環境中で Ra がバーミキュライトや風化黒雲母（バーミキュ
ライトの前駆体）などの層状ケイ酸塩に固定されることを示唆している。
Investigation of hydration and adsorption structures on clay minerals of radium by EXAFSYAMAGUCHI A., NAGATA K., TANAKA K., KOBAYASHI K., OKUMURA M., KOBAYASHI T.,
SHIMOJO K., TANIDA H., SEKIGUCHI T., KANETA Y., MATSUDA S., YOKOYAMA K., YAITA
T., YOSHIMURA T., TAKAHASHI Y.

56

2K07

ケイ酸バリウム(BaSi 2 O 5 )を主成分とする Sr 吸着剤への Ba の吸脱着特性
(愛知医大 1 、大阪産業大 2 、日立製作所 3 、京大複合研 4 、慈恵医大アイ
ソトープ 5 )○小島貞男 1 、緒方良至 1､2 、加藤結花 3 、高宮幸一 4 、箕輪はるか 5

【緒言】 我々は、ケイ酸バリウム（BaSi 2 O5 ）を主成分とする Sr 吸着剤であるピュアセ
ラム®MAq（日本化学工業社製）が海水中の放射性核種 89 Sr、90 Sr の捕集剤として有用であることを、明らかにしてきた。また、 難溶性硫酸塩が本吸着剤への吸着挙動に大きく関与していること、天然の放射性元素である Ra は全量が、放射性 Pb の多くの部分が本吸着剤に捕集されることを、明らかにしてきた。原子力災害時に 本吸着剤を用いた分析を行なうためは、Ba の硫酸塩が難溶性であることから、 140 Ba の影響を予め評価しておく必要がある。本研究では、 京都大学研究用原子炉（KUR）で中性子放射化した Ba の化合物を 放射性 Ba トレーサーとして利用し、本吸着剤への Ba の吸着特性を明らかにすることを目的とする。
【実験】 KUR で 20 分間照射（Pn-2）した 79.8 mg の BaCO 3 試料を、照射 9 日後に 1 mLの 1 M HCl に溶解し，放射性 Ba トレーサー溶液を調製した。80 mL の人工海水（0.01
M HCl 性）に放射性 Ba トレーサー溶液 50 L および吸着剤 32 mg を加え，2 時間振盪した。また、80 mL のイオン交換水（0.01 M HCl 性）に放射性 Ba トレーサー溶液 50
L、吸着剤 32 mg および 1.6 mL の 1.25 M Na 2 SO 4 を加え， 2 時間振盪した。吸引ろ過によりメンブレンフィルタ（0.45 m、47 mm）上に吸着剤を捕集し、乾燥後ポリ袋に封入し、γ線測定用試料とした。ろ液は U8 容器に移し、γ線測定用試料としたメンブレ
ンフィルタ上に放射性 Ba トレーサー溶液 100μL を滴下，乾燥させ面線源を作成した。
また U8 容器に 80 mL の 0.01 M HCl および放射性 Ba トレーサー溶液 150 L を加え体積線源を作成した。Ge 半導体検出器の直上に測定試料を置き、フィルタ試料、面線源については 600～1000 秒、ろ液試料、容積線源については 1800～3000 秒の測定時間でγ線測定を行なった。
【結果および考察】 面積線源および体積線源の測定では、半減期 11.5 日の 131 Ba の 496.3
keV（分岐比 48％）のγ線が最も顕著であった。それぞれの試料のピーク計数率の測定
値を表 1 にまとめた。ろ液中に残存する Ba
表 1 各試料のピーク計数率およびは検出限界以下であった。 また、吸着剤へのろ液、吸着剤への Ba の分配率
分配率/ ％
計数率/ s-1
分配率 96％が得られた。100%より小さな値と 測定試料
11.71 ±0.06(100%)
体積線源
な っ た 理 由 と し て は 、 吸 着 剤 が フ ィ ル タ 上に ろ液（人工海水）
ND
＜1％
ND
＜1％
捕集された状態と、放射性 Ba トレーサー溶液 ろ液（イオン交換水）
24.0 ±0.2(100%)面線源を フ ィ ル タ に 吸 収 さ せ た 面 線 源 に よ る 、 幾何 吸着剤（人工海水）
11.2 ±0.1
96%11.5 ±0.1
96%
学 的 条 件 の 相 違 を 反 映 し て い る 可 能 性 が あ 吸着剤（イオン交換水）
る。以上のことから、Ba が吸着剤に定量的に吸着されたと評価して良いと見なされる。しかしながら、本実験で行なった吸着実験では、試料溶液中の Ba 濃度が約 700 mg･L -1 と海水と比べて著しく高い値となっており、Ba が低濃度である天然海水と本吸着剤との吸着挙動を反映していない可能性がある。市販の 133 Ba トレーサーを用いることで、Ba 濃度を天然海水と同程度にした吸着実験を現在計画している。
Characterization of barium silicate-based adsorbent for Ba in seawater
KOJIMA, S., OGATA, Y., KATO, Y., TAKAMIYA, K., MINOWA, H.

57

ケイ酸バリウムを主成分とする Sr 吸着剤を用いた 90Sr の測定-子核種 90Y のチェレンコフ測定-

2K08(大阪産業大 1、愛知医大医 2、慈恵医大アイソトープ 3、日立製作所 4 )○緒方良至 1,2、小島貞男 2、箕輪はるか 3、加藤結花 4【緒言】 ケイ酸バリウム（ BaSi 2 O 5 ）を主成分とする Sr 吸着剤(商品名：ピュアセラム
MAq®、日本化学工業・荏原製作所 )は選択的に Sr を吸着する性質を有しており、我々はその性質を利用した水溶液（海水、陸水）中の 90 Sr の分離・定量法の開発を行なってきた。本吸着剤 100 mg で 1 mg 程度の Sr を吸着する能力がある。測定条件にもよる
が、測定試料が 100 mg を超えると、吸着剤中でのβ線の自己吸収の影響で定量的な測定が困難となる。そこで、 90 Y と平衡状態にある 90 Sr 水溶液に本吸着剤を加え 90 Sr を吸着させ、水溶液中に分離した 90 Y を測定することを試みた。今回は、90 Y をチェレンコフ法で測定した場合の計数効率、バックグラウンド、検出下限放射能を報告する。
【実験】 硫酸イオン濃度 0.02 M の水溶液 40 mL に20 Bq の 90 Sr(同量の 90 Y を含む)および 80, 100, 140mg の Sr 吸着剤を加え２時間撹拌し、Sr を吸着剤に吸着させた。吸引ろ過により Sr 吸着剤をメンブランフィルタ (孔径 40m)上に捕集し、ろ液 中に 90 Y を分離した。ろ液の一部を液体シンチレーション カクテルと混合し、汎用の液体シンチレー
ションカウンタ（LSC-7400、日立製作所）で測定し放射能濃度を評価した。ろ液の残りを 20mL のプラスチックバイアルに入れ、 LSC-7400 と低バックグラウンド液体シン
チレーションカウンタ（LSC-LB7、日立製作所）を用いチェレンコフ測定モードで測定した。
【結果と考察】 90 Y のチェレンコフ測定の計数効率は、LSC-7400 で 61±2%、LSC-LB7 で59±2%とほぼ同じ値であった。これは、過去の文献値とも一致した。以下の式で検出下限濃度(MDC)を求めた。
nDL 

n
2
4
 2 8 b
t
t
t

(1)

ADL 

nDL
60    Y(2)

MDC  ADL

1000
V

(3)

ここで、t は測定時間(分)、  は計数効率、Y は化学収率、n DL は検出下限計数率(cpm)、n b
はバックグラウンド計数率(BG、cpm)、A DL は、検出下限放射能、V はサンプル容量(cm3 )である。BG は、LSC-7400 および LSC-LB7 で、それぞれ 8.82 cpm、3.30 cpm であった。化
学収率を 90%、試料容量（初期容量）を 10 L、測定時間を 240 分とすると、MDC は、LSC-7400
および LSC-LB7 で、それぞれ 1.7 mBq L -1 、1 mBq L -1 でと評価された。この値から、 90 Srの濃度を推定することができる。劇物を使用することなく、極めて簡単な操作で 90 Sr の測定ができることが分かった。本吸着剤は、日本化学工業・荏原製作所から提供を受けた。

感謝の意を表する。
Estimation of 90Sr activity with bariumsilicate-based adsorbent
measurement of progeny nuclide, 90YOGATA Y., KOJIMA S., MINOWA H., KATO Y.

58- application of Cerenkov

ポスター発表
9 月 23 日（木）2P01-2P13

59

2P01

低エネルギー励起核種 U-235m のハロゲン化物の半減期変化（1 阪大院理, （1 阪大院理, 2 理研, 3 阪大放射線機構, 4 大阪青山大学）〇澤村 慶 1，
笠松 良崇 1，笠松 良崇 1, 重河 優大 2，篠原 厚 3,4【緒言】
放射性核種の壊変定数（半減期）は通常、外的環境の影響を受けずに一定である。しかし、U-235 の第一励起状態である U-235m は 76.74 eV という低い励起エネルギーを持ち、内部転換の際に原子核が外殻電子と相互作用するため、半減期が化学状態に依存して変化することが報告されている[1,2]。我々は、U-235m の半減期と内部転換電子のエネルギースペクトルを様々な化学状態について測定し比較することで、U-235m の脱励起機構を解明することを目指している。これまでに、複数の化学状態の U-235m について、半減期と内部転換電子エネルギースペクトルを観測してきた。今回、新たに
U-235m と Cl や Br などの様々なハロゲンガスを反応させ、化学状態を変化させることで、明確に半減期の変化を観測することに成功した。
【実験】
Cu foil
Pu-239 のα壊変に伴って放出される U-235m を窒素ガス中にトラップし、負電圧を印加することで銅箔の表面に捕集した（Fig.1）。その後、銅箔を磁気N2 atmosphere
ボトル型電子分光装置に導入した。銅箔表面の-1000 V
U-235m（ガス未反応試料）と、捕集した U-235m に
235mU
ハロゲン化水素溶液（HF, HCl, HBr, HI）をバブリン(cation)
グさせることで発生させたガスを反応させた試料
239Pu sourceについて、内部転換電子の時間依存性を観測した。
測定されたデータに対して、一定のバックグラウン
ドを加えた単一の指数減衰関数をフィッティング
Fig.1 U-235mの捕集概略図
することで、各試料における半減期を求めた。
【結果】
ガス未反応試料と、各ハロゲン化水素ガスを反応させた試料に対して半減期変化を明確に観測することに成功した。HBr ガスを反応させた試料の半減期は、本研究が初めての報告である。銅箔表面試料では、複数の半減期が観測されており、U の酸化数の違いを表していると考えられる。U-235m は、U の酸化数が上がるにつれて半減期が長くなる傾向が先行研究[1]によって示されている。各ハロゲン化水素ガス反応試料では、
HF, HCl, HBr 反応試料でそれぞれ 25.3 min, 26.1 min, 25.3 min という半減期が得られ、HF および HBr ガスを反応させた場合、U-235m の半減期が短くなるという傾向が観測された。この傾向は、U と各配位子の単純な電気陰性度の差に伴う電子の挙動による説明が難しく、分子軌道計算の結果も含めて考える必要があり、U-235m の脱励起機構の解明に向けて非常に有用なデータと考えられる。
[1] M.Neve de Mevergnies et al, Phys.Lett. 49B, 428 (1974). [2] L. v. d. Wense et al, Natrue
533, 47 (2016).
Half-life variation of halides of low-energy excited nuclide U-235m
SAWAMURA, K., KASAMATSU, Y., SHIGEKAWA, Y., SHINOHARA, A.

60

2P02

第一原理分子動力学計算によるノーベリウムの水和構造の理論研究( 1 阪大院理, 2 理研 R-CCS, 3 阪大放射線機構, 4 大阪青山大)〇渡邉瑛介 1 ,笠松良崇 1 ,中西諒平 1 ,大高咲希 1 ,中嶋隆人 2 , 篠原厚 3,4【緒言】102 番元素ノーベリウム(No)は、水溶液中で+2 価を安定にとる重アクチノイ
ド元素である。Silva らによるイオン交換実験では、アルカリ土類金属イオン Ca 2+ や Sr 2+と類似した挙動を取ることから、 No 2+ はこれらの中間のイオン半径を持つことが示唆された。1 一方で近年、我々のグループでは水酸化サマリウム共沈法を用いることにより No が NH 3 と錯イオンを形成するという d ブロック元素に近い性質を見出しており 2 、No の化学的性質解明に向けてさらなる研究が求められている。単一原子レベルでしか扱うことのできない No 2+ の水溶液中におけるダイナミクスを実験的に調べることは困難を極めるが、計算化学シミュレーション を活用することで逐次錯形成反応における化学種の構造やその安定性を網羅的に調べられる見込みがある。本研究では金属の水溶液中の挙動を知る上で最も基本的な情報である水和構造に着目し、 No 2+ -水分子クラスターの第一原理分子動力学計算を行い、得られた水和構造を Ca 2+ や Sr 2+ と比較した。
【分子モデリング・計算手法】Figure 1 のように、M 2+ -24H 2 O(M=Ca, Sr, No)クラスターモデルを初期構造として構築した。
B3LYP/Stuttgart-RSC(for M atom)/def2-SVP(for H, O atom)レベルの密 度汎 関 数理 論に 基 づく 量子 化 学計 算を す べて の逐 次 構造
に対して行った。エネルギー最小化の後、NVT 一定のアンサンブルで分子動力学シミュレーションを行った。時間ステップ
Figure 1. M 2+ -24H 2 O のは Δt=0.5 fs として、20000 ステップの計算を行った。ソフト
初期構造
ウェアは NTChem を用いた。
【結果と考察】Ca, Sr, No すべてのシミュレーションにおいて 全電子エネルギーが平衡に到達するのに 2.5 ps 要したため、それ以降の 7.5 ps のトラジェクトリを解析した。得られた Ca 2+ と Sr 2+ の水和構造パラメータは、先行する研究で得られた値とよく一致していた。
Figure 2 に、No 2+ -24H 2 O の動径分布関数
g(r)な ら び に そ れ を 積 分 し た 配 位 数 n(r)を示す。No 2+ の第一水和圏の平均配位数
は 7.5、No-O 原子間の平均距離は 2.48Åと求まった。この水和距離は Ca 2+ と Sr 2+との中間の値であり、水中のダイナミク
スの観点からも No は二族元素と類似した化学的性質を持つことが示唆された。
当日は、さらに水分子数を増加させた金
属 -水 分 子 ク ラ ス タ ー の シ ミ ュ レ ー シ ョ
ン結果や、水和錯体の電子状態についても発表する。
Figure 2. No 2+ -24H 2 O の動径分布関数
1. R. Silva et al., Inorg. Chem. 1974, 13, 2233.
2. 二宮秀美, 大阪大学大学院理学研究科修士論文(2019)
Ab initio molecular dynamics study on the hydration structure of element 102, No
WATANABE, E., KASAMATSU, Y., NAKANISHI, R., OTAKA, S., NAKAJIMA, T., SHINOHARA,
A.

61

2P03

Rf の共沈実験に向けた Zr, Hf, Th, Eu のシュウ酸, マロン酸沈殿実験(阪大院理 1 、阪大放射線機構 2 、大阪青山大 3 ) ○中西諒平 1 、笠松良崇
１、渡邉瑛介 1 、大髙咲希 1 、篠原厚 2,3【緒言】 原子番号 104 番の超重元素であるラザホージウム(Rf)の化学研究としては、主に無機配位子との錯形成が調べられてきた。本研究では、Rf とキレート錯体を形成する可能性のある有機酸配位子シュウ酸, マロン酸に着目した。シュウ酸やマロン酸は、4 族元素や擬同族元素の Th と錯体を形成し[1]、錯イオンや沈殿を形成することから、Rf とも反応し錯体が形成されると考えられる。そして、Rf とシュウ酸塩やマロン酸塩との共沈実験を行うことにより、Rf のイオン半径・電子軌道とキレート配位子の大きさ・形状の関係性を、配位のしやすさを通して議論することができると考えている。
今回は、Rf のシュウ酸, マロン酸との反応を調べる共沈実験に向けて、シュウ酸系ではシュウ酸トリウムを、Th が沈殿を生じないマロン酸系ではマロン酸ジルコニウムをそれぞれキャリアとして Zr, Hf, Eu の共沈実験を行い、Rf 実験の実験条件を調べた。
【実験】 シュウ酸系では、湯浴中 80 ℃で Th 溶液とシュウ酸(0.001 M ～ 0.9 M)を反応させ沈殿収率と平衡到達に要する時間を調べた。更に沈殿の α 線スペクトルを測定しエネルギー分解能を調べた。88 Zr, 175 Hf, 152 Eu に Th のキャリアを加えた溶液と、シュウ酸水溶液(0.01 M ～ 0.9 M)を湯浴中で 60 秒間攪拌し沈殿の吸引ろ過後、トレーサーのγ線測定により共沈収率を算出した。さらに、マクロ量の Zr, Hf, Eu を用いてシュウ酸沈殿実験を行い、シュウ酸トリウム共沈との挙動の比較を行った。 またマロン酸系では、シュウ酸系同様に 80 ℃の温度条件で、マロン酸ジルコニウム沈殿の平衡到達までに要する時間を調べることにより、キャリアとして使用できる条件を調べた。
【結果・考察】 シュウ酸トリウム沈殿では、80 ℃以上の温度で 60 秒以内に平衡到達していることが分かった。α 線分解能はおよそ 100 keV で、低エネルギー側に 500 keV のテーリングがあるが、 261 Rf の同定が可能である分解能であるということが分かった。
共沈実験のシュウ酸濃度依存性(図 1)とマクロ量沈殿の挙動は、Zr, Hf, Eu のすべてにおいて概ね一致し、共沈挙動より沈殿挙動を議論することが可能であるということが分かった。このとき、イオン半径のサイズの等しい Zr, Hf は同じ挙動を取り、よりイ
オン半径の大きな Eu はサイズが近いキャリアの Th と同じ挙動をとった。シュウ酸は、
イオン半径の小さな M = Zr, Hf に 3 つ又は 4 つ 配 位 し て 、 溶 液 中 で [M(ox) 3 ] 2- ,[M(ox) 4 ] 4- の状態で存在すると考えられる。
イオン半径の大きな Eu は沈殿していることから相対論により d 軌道が拡大している Rf も共沈する可能性が示唆された。
またマロン酸ジルコニウム沈殿についても 80 ℃以上の温度では、迅速に平衡到達していることが分かり、キャリアとして使用できる可能性が十分にあることが分かった。
[1] T. Kobayashi, et al., Radiochim. Acta 97, 237-241, (2009).

Precipitation experiment of Zr, Hf, Th and Eu with oxalic acid and malonic acid, towards theexperiment of element 104, Rf.
NAKANISHI, R., KASAMATSU, Y., WATANABE, E., OTAKA, S., SHINOHARA, A.

62

福島事故で放出された放射性粒子の性状解析と微量放射性核種の分析

2P04 （阪大院理 、阪大放射線機構 、大阪青山大 、慈恵医大 ）○村上 貴士 、
1

2

3

4

1

二宮 和彦 2 、五十嵐 淳哉 1 、吉村 崇 2 、篠原 厚 2,3 、箕輪 はるか 4 、
吉川 英樹 4【緒言】原子力事故において、放射性核種は核燃料から揮発しエアロゾルの形態で放出されると考えられている。一方で東京電力福島第一原子力発電所事故では放射能を濃集した粒子状の汚染もあったことが知られている 1 。この放射性 粒子は高 濃度の放射性セシウムを含み、事故 時 に原子炉内で生 成したと考 えられている。放射性 粒 子は水に溶けずに、放出時の状態 を保持 していると考えられ、その分析により事故進展の知見を得ることが期待される。これまでの研究から、最低でも二種類の粒子が存在しており 2 、いずれも SiO 2 を主成分としていることが分かっている。これまで、粒子の形や内部構造 3 、構 成元素など、性状の多様性が議論されているが、分析に化学分離を必要とする微量な放射性核種である Sr-90 など、Cs-137、Cs-134 以外の放射性核種に関する議論は少ない。本研究では放射性粒子中の Sr-90 の分析を行うとともに、EDS 分析による安定元素の半定量を通して、粒子生成過程について検討した。
【実験】2020 年に福島県双葉町で採取した土壌試料から放射性粒子を分離した。これらの粒子についてγ線測定によって Cs-134、Cs-137 放射能を、SEM-EDS 分析によって形状、元素構成比を求めた。一部の粒子については、粒子を分解して Sr の化学分離を行い、Sr-90 を定量した 4 。
【結果】本研究では 34 個の放射性粒子について分析を行った。粒子の SEM 像から、その形状は
多 く が 礫 状 で あ る こ と が 分 か っ た 。 Cs-137 は 粒 子 あ た り 10 ～ 10000 Bq 含 ま れ て お り 、
Cs-134/Cs-137 放射能比の平均値は 0.93 であった。SEM 像から見積もった粒子の体積はほとんどが 10 -1 ～ 10 -3 mm3 で あ り 、 Cs-137 放 射 能 と の 相 関 は 得 ら れ な か っ た 。 Sr-90 の 定 量 か ら 、
Sr-90/Cs-137 放射能比が 10 -4 オーダーであり、粒子によるばらつきが少ないことが分かった。EDS
分析の結果、粒子はケイ素と酸素を多く含んでおり、ナトリウム、マグネシウム、アルミニウムといった元素を主に含んでいることが分かった。EDS スペクトルから、母材であるケイ素に対する元素構成比を求め、元素間の構成比の相関を調べたところ、カルシウムとナトリウム、亜鉛とアルミニウム、アルミ
ニウムと鉄、亜鉛と鉄の 4 組の元素間で相関がみられた。一部の粒子には EDS 元素マッピング上で鉄の濃集点を見出すことができた(図)。

図. 粒子の EDS 元素マッピング
1

Itoh S. et. al., Soil Sci. and Plant Nutrition, 60, 540-550 (2014).
K. Adachi et al., Sci. Rep., 3, 2554 (2013).
3 H. Miura et al., Sci. Rep., 10, 11421 (2020).
4 Z. Zhang et al., J. Nucl. Radiochem. Sci., 16, 15-21 (2016).
Properties and Sr-90 contents in radioactive particles released by Fukushima Dai-ichi nuclear power
plant accident
Murakami A., Ninomiya K., Igarashi J., Yoshimura T., Shinohara A., Minowa H., Yoshikawa H.
2

63

2P05

大容量エアサンプラ（Snow White）を用いた
大気浮遊じん中ヨウ素 129 濃度の経年変化（公益財団法人 日本分析センター）○須藤百香・王暁水・飯田素代・
日比野有希・宮田賢・岡山杏菜・太田智子・太田裕二・磯貝啓介【緒言】 大容量エアサンプラ（Snow White）を用いて、大気浮遊じん中の放射能核種を高感度に測定することが可能となった。129I は半減期が 1,570 万年と長いため、被ばく線量評価の観点から、環境中での長期的な動きを把握することが注目されている。本研究では、2017～2020年において Snow White により捕集した大気浮遊じん中の 129I 濃度と 129I/127I 原子数比の経年変化を調査した。さらに、同一試料の 134、137Cs との放射能比について考察した。
【実験】 1．試料採取：設置高度 1m、流量 680m3/h で大気を連続吸引し、ガラス繊維ろ紙（570×460 ㎜）上に大気浮遊じんを捕集した。捕集場所は、千葉市（日本分析センター構内）にて、捕集期間は 2017 年 1 月 12 日～2021 年 1 月 14 日までとした。捕集後のろ紙試料を 134、
137
Cs 及び 129I 測定試料とした。2．134、137Cs の測定：ろ紙を専用プレス機で成型し、プラスチ
ック測定容器に入れ、放射能測定法シリーズ 7「ゲルマニウム半導体検出器によるガンマ線
スペクトロメトリー」に準じて、134、137Cs 濃度を測定した。 3．129I の分析：測定済みろ紙
は粉砕・均質化し、一部分を 129I の分析試料とした。燃焼法により大気浮遊じん中に含まれる 129I を TMAH 溶 液 に 捕 集 後 、 捕 集 溶 液 か ら 一 部 を 分 取 し て 、 ICP-MS （ Agilent
ICPMS7700X）により 127I を定量した。残りの溶液にヨウ素担体を加え、溶媒抽出法によりヨウ素を分離・精製した後、ヨウ化銀沈殿として回収した。沈殿物にニオブ粉末を加えて、JAEA
青森研究開発センター及び東京大学 MALT の AMS により 129I/127I 原子数比を測定し、129I 放射能濃度を算出した。また、分析工程の妥当性を確認するため、標準試料（NIST-1547）及びブランク試料を併せて分析した。
【結果・考察】 2017～2020 年における大気浮遊じん中の 129I 濃度及び 129I/127I 原子数比の範囲は、（0.27～8.6）×10–7 mBq/m3 及び（0.094～4.3）×10–8 であり、3 月頃に高く、3 月～7 月に減少し、7 月～10 月にかけて増加する傾向が確認された。GARGER、飽本 1,2)らは、12 月～5 月は，冬の休耕地や畑等の裸地より、地表で蓄積した粒子状放射性物質の再浮遊に伴い、大気中の129
I 濃度が上昇すると報告している。また、千葉や茨城県等で採取された花粉を分析した結果、表層土壌と同レベルの 129I/127I 原子数比をもつ 129I が含まれることが確認された。これより、3
月頃の 129I の高値は、地表の粒子状放射性物質の再浮遊及び花粉の飛散に由来すると考えられた。また、Hou ら 3)は、海洋気温の上昇に伴い、大気中の 129I 濃度の上昇を観測しており、千葉市の月間平均気温（3 月～7 月、8 月～11 月）と 129I 濃度には、それぞれ負の相関（R＝-0.81、-0.62）が存在することが分かった。
同一試料における 129I と 137Cs 濃度の相関（R＝0.09）は確認されなかったが、月間合計降
雨量の上昇に伴い、129I と 137Cs の相関係数は高くなることから、129I と 137Cs 等放射性物質が降雨と共に、地表に降下したと考えられた。なお、福島第一原発事故に伴う大気放出起源の129 134
I/ Cs 放射能比は 2.1×10–6 と報告されており 4)、本研究で得られた 129I/134Cs 放射能比の年間平均値（（2.3～4.9）×10–5）は約 1 桁程度が高かったため、今回観測された大気浮遊じん中 129Iの由来は福島第一原発事故によるものと核実験フォールアウト等が起源であると推測された。

参考文献：1)E. K. GARGER, J. Aerosol Sci., 75, 745–753,1994; 2)飽本一裕 Jpn. J. Health Phys., 49(1), 17～28, 2014; 3)Hou, etal, Atmos. Chem. Phys. Discuss., 15, 25139–25173, 2015; 4)T. P. GUILDERSON, et al, Biogeosciences, 11, 4839–4852, 2014.

Temporal variation of 129I in atmospheric particles collected by Snow White within 2017-2020
Japan Chemical Analysis Center (JCAC)
M. SUTO, XS, WANG, M. IIDA, Y. HIBINO, S. MIYATA, A. OKAYAMA, T. OHTA, Y. OHTA, K. ISOGAI

64

2P06

海水中 129I の ICP-MS 分析に向けた固相抽出法の開発：銀イオン担持樹脂を用いた干渉元素および共存陰イオンによる I 吸着への影響(日本原子力研究開発機構)○青木譲，松枝誠，小荒井一真，寺島元基【緒言】ICP-MS 法を用いて環境試料中 129I を分析するには，Ar ガスに含まれる 129Xe を O2 との反応（質量シフト）により分離する必要がある。しかし，O2 との反応は新たな干渉イオン（97Mo16O2，113Cd16O，113In16O）を生成することから，その原因となる元素を予め分離する必要がある。また，129I を極低濃度で含む試料(例えば，海水：10-7 Bq/kg[1])を ICP-MS 法(検出下限値：2.6×10-4 Bq/kg[2]）を用いて分析する場合には，129I を 103 倍以上に濃縮する必要もある。
近年，129I の分離・濃縮に Ag+を有機ホスフィンスルフィドに担持した固相抽出樹脂（CL Resin）の利用が検討されている[3]。しかし，CL Resin は，陰イオン性の干渉元素（例えば，Mo）を十分に分離できない可能性があるほか，共存する陰イオン（Cl-，NO3-等）との競合によってI を定量的に濃縮回収できない可能性もある。本研究では，環境試料中の 129I の ICP-MS 分析に用いる前処理法の開発に向けて，CL Resin への I 吸着における干渉元素および共存陰イオ
ンによる影響を調査した。
【実験方法】CL Resin 50 mg を遠沈管へ測り取り，陰イオン性の干渉元素を含む 5 mL 試験溶液（I, Mo, Cd, In：1 µM，硫酸：0.1, 1.0 M，Britton-Robinson 緩衝液（pH2 ~ 8）
：0.1 M）を加え，振とう機にて 1000 rpm，25ºC で 1 時間混合した。混合試料は，ろ過後（孔径＜1 µm），
上澄み液を回収した。上澄み液は，超純水で 100 倍希釈し，ICP-MS（Perkin Elmer 製
NexION300X）を用いて各元素濃度を定量した。共存陰イオンによるＩ吸着への影響は，上記操作と同様に，様々な陰イオン濃度を有する試験溶液（I：1µＭ，NO3-：1~104 µM，Cl-：1~106µM，硫酸：1.0 M）を用いて評価した。各元素の吸着率は，吸着前後の濃度差から算出した。
濃縮実験は， 2 L 試験溶液（0.40 µM I，1 M 硫酸）を，CL resin（500 mg）を充填した PEEK
カラム（内径 4.0 mm，長さ 50 mm）に通液させた。その後，超純水 10 mL，1% NaOH 水溶液
10 mL を通液しカラム内を洗浄した後，溶離液（0.35 M Na2S）0.5 mL を計 6 回通液し，I を回収した。I 回収液は，超純水で 5000 倍希釈し，ICP-MS で I 濃度を定量した。濃縮倍率は，元の標準液量（2 L）と全量回収に必要な溶離液量から算出した。
【結果と考察】0.1，1 .0 M 硫酸条件下において，Ｉは 96.9，97.9%
吸着されたが，pH 2~8 では，pH の上昇に伴い吸着率が 81.7 から
53.4%へ低下した。一方，Cd は pH 8 において 8.2%の吸着率を示したが，Mo や In は全ての pH 条件で吸着しなかった（右図）。ま
た，NO3 および Cl が I に比べて高濃度で共存する条件において(NO3-/I＝104，Cl-/I＝106)，I は 99.0%以上が吸着した。濃縮試験の結果，I は，その 99.6%が吸着し，溶離液 1.5 mL によって 100％回収されることが分かった。濃縮倍率は，1.3×103 倍と算出され，CL
Resin により 129I を ICP-MS による海水分析の目標レベルである
103 倍以上に濃縮することができた。
[1] T. Suzuki et al., Biogeosciences, 10, 3839, (2013).[2] G. Yang et al., Anal. Chim. Acta, 1008, 66, (2018).[3] J. Aoki et al., JAEA-Research, 2, (2021).

65

2P07

放射能測定法シリーズ No.7「ゲルマニウム半導体検出器によるγ線ス
ペクトロメトリー」の改訂(日本分析センター 1 )○宮田賢 1 、鈴木勝行 1 、太田裕二 1【緒言】
ゲルマニウム半導体検出器によるγ線スペクトロメトリーは、環境試料中のγ線放出核種を対象とした放射能分析の主要な手法として広く用いられてきた。γ線スペクト
ロメトリーに関係した放射能測定法シリーズの 1 つである「ゲルマニウム半導体検出器によるガンマ線スペクトロメトリー」（平成 4 年改訂）は主に平常時を対象としたγ線スペクトル解析法を記載したものであるが、その後の測定機器および解析装置の性
能向上、解析手法の進歩等の状況に対応できるように 2020 年 9 月に改訂された。
改訂前のマニュアル（以下、「旧版」）は、解析プログラム開発者向けの内容を多く含む構成であったが、改訂後のマニュアル（以下、「改訂版」）は環境放射能分析の実務担当者を対象とし、平常時に実施される環境試料のγ線スペクトロメトリーの基本となる原理・原則を記載した。改訂の方針として、実務担当者向けの内容とすること、解析技術の進歩を取り入れること、現在一般的に使われている機器に対応した内容にすること、国際的な基準に沿った内容とすることが挙げられた。本発表では、改訂に伴う主な変更点について説明する。
【主な追加・変更点】
・不確かさの評価
平常時の環境試料を取り扱うγ線スペクトロメトリーでは、分析結果に対する不確かさ要因として最も寄与が大きいのは放射線の計数に係る不確かさ（計数誤差）である。
旧版では不確かさの概念は導入されておらず計数誤差のみを扱っていたが、近年、機器の校正から試料の測定、解析までの一連の工程における不確かさの評価が求められていることから、改訂版にはγ線スペクトロメトリーにおける不確かさの評価方法と具体例が追加された。
・ISO11929 による検出下限の評価方法の導入
検出下限値の評価方法は複数あるが、旧版に記載されていた Cooper 法に加え、国際規格である ISO11929 による評価方法の計算例が追加された。
・スペクトル例の充実化
スペクトルに検出されたピークから核種を同定することは、通常は解析プログラムを利用して自動的に行われるが、核種を誤同定する可能性を排除出来ないため、特に複雑なスペクトルでは使用者による確認も必要となる。改訂版には核種同定作業の一助となるよう、多種の試料のスペクトル例が記載された。
・数値計算モデルによるピーク効率計算手法の導入
数値計算モデルを用いてピーク効率を求める手法や、ピーク効率を別ジオメトリでのピーク効率に換算する手法が世界的に広く利用されている状況を踏まえ、数値計算モ
デルを使用する際の注意点や妥当性確認の手法についての記載が追加された。
なお、本発表は、原子力規制庁委託事業である「平成 31 年度放射線対策委託費（放射能測定法シリーズ改訂）事業」の成果の一部である。

66

2P08

環境放射線モニタリングにおける精度管理(日本分析センター)○太田博、阿部剛、川村隆夫、今野裕太、豊岡慎介、
太田智子

【緒言】

東京電力福島第一原子力発電所事故後、放射能に関する分析データに対し、信頼性の高いデータを提供することが求められている。全国規模の環境放射線モニタリングとして原子力規制庁が実施している環境放射能水準調査があり、全国 47都道府
県の分析機関を対象にISO/IEC17043に準じた相互比較分析も行っている。日本分析センター（以下、「当センター」と示す。）は分析機関に分析比較試料(当センターが付与
値を確定した試料)を配布し、分析機関は分析比較試料を分析、測定する。分析機関の分析、測定結果を付与値と比較し評価すると共に、評価結果が不満足であった場合、原因を検討し改善点を提示している。
今回、2020 年度に実施された相互比較分析のうち、前処理操作が適切に実施されているかを確認する海水及び海産生物試料について紹介する。
【内容】 当センターは分析機関に分析比較試料(当センターが付与値を確定した試料)を配布し、分析機関は分析比較試料を分析、測定する。分析機関の分析、測定結果を付与値と比較し評価する。評価方法は En 数及び Z スコアで行った。
配布した試料を表 1 に示す。
表 1.配布試料
試料名

海水

海産生物（すり身）形状

γ線放出核種を添加した海水

γ線放出核種を添加したすり身

対象核種

Ce-139 Cs-137 Mn-54 Fe-59 Co-60

Ce-139 Cs-137 Mn-54 Co-60 K-40

対象工程

核種の補修操作

灰化処理の操作【結果】Zスコアによる評価結果を表2に

表 2.評価結果示す。また、「満足」となった機関の割機関の割合（％）の範囲

合は、海水は70%以上、海産生物は80%

試料|z|≦2.0

2.0<|z|<2.0

3.0≦|z|

満足

疑わしい

不満足

海水

71~95

0~19

0~10

海産生物

81~90

0~14

5~14

以上であった。
【結言】

評価結果より、相互比較分析

では精度の高い分析ができていた。なお、
不満足であった結果もそれぞれ原因を追究し、再分析、再解析等で満足となる評価が得られ改善が認められた。
＊本研究は令和2年度原子力規制庁委託費（環境放射能水準調査）事業の成果の一部である。

Quality control in environmental radiation monitoring. OTA H., ABE G., KAWAMURA T.,
KONNO Y., TOYOOKA S., OTA T..

67

2P09

Fe ドープ酸化インジウムの局所場測定(金大院自然 1 、金大理工 2 )○内野葉月 1 、伊東泰佑 1 、佐藤渉 1,2【緒言】 酸化インジウム（In 2 O 3 ）は、2 つの In サイトを有する bixbyite 構造をとる n型半導体であり、不純物を導入することで物性を制御する試みが盛んに行われている。
近年、In 2 O 3 に微量の Fe 原子をドープすることで結晶全体が磁性を持つ、いわゆる希薄
磁性半導体としての性質を示すことが確認され、スピントロニクスの分野における応用が期待されているが、磁性発現のメカニズムに関 しては未だ解明されていな い。そこで本研究では Fe をドープした In 2 O 3（FIO）の希薄磁性発現の有無を調べることを目的として、研究を行っている。手法として In 位置で局所場を 111 In（→ 111 Cd）をプロー
ブ核とする摂動角相関（PAC）法を、また Fe 位置での情報を得るために透過型メスバ
ウアー分光法を採用した。
【実験】 In 2 O 3 粉末を、原子数比で In：Fe = 98 : 2 となるように粉末のヘマタイト（Fe 2 O 3 ）と混合し、錠剤成型した。空気中 773 K で 12 時間焼成した後、更に真空中 773 K で１時間焼成した。その試料に 111 In 溶液を滴下した後、再び真空中 1,373 K で 10 時間焼成した。In 2 O 3 と生成した試料に対して 13 K から 673 K までの範囲で PAC 測定を行った。同様の手順で Fe をドープした試料において透過型 57 Fe メスバウアー分光測定を行った。
【結果と考察】 Fig. 1 は未ドープの In 2 O 3 （undoped
In 2 O 3 ：UIO）、Fig. 2 は FIO における室温と 673 Kの PAC スペクトルである。横軸は 111 Cd プローブ の原子核が摂動を受ける時間、縦軸は角相関の時間変動である。UIO において室温では異方性が速く緩和
するスペクトルが得られたが、673 K では電場勾配による顕著な静的摂動パターンが見られた。これは高温の半導体ではキャリア密度が増加するため、EC壊変の後遺効果による緩和が抑えられたためであると考えられる。一方、FIO では室温においても電場勾配による静的摂動パターンが見られ、673 K ではわずかであるが振幅が増加した。UIO と異なり、室温においても電場勾配による静的摂動パターンが見られた原因は、Fe のドーピングのよるキャリア
密度の増加に帰することができる。673 K で緩和が抑えられ、振幅が増加したのは、UIO と同様にキャ
リア密度が増加したことによると考えられる。メス
バウアー分光測定の結果についてはポスター発表にて詳細に議論する。
Measurements of local fields in Fe-doped indium oxide
Ｈ. UCHINO, T. ITO, W. SATO

68

2P10

核医学用アスタチン抽出に利用できるイオン液体の研究(金沢大院自然 1 、量研東海 2 、福島医大先端セ 3 、理研仁科セ 4 、金沢大理工 5 )○永井雄太 1 、青井景都 1 、丸山峻平 1 、西中一朗 2 、鷲山幸信 3 、羽場宏光 4 、横山明彦 5 )抽出率(%)【緒言】 211 At はα線内用療法への応用が期待される核種の一つである。加速器を用いてα線を照射された 209 Bi 標的から 211 At を分離する方法の一つとして、従来では有機溶
媒による溶媒抽出が用いられている。しかし、有機溶媒は安価で入手しやすいが、揮発性や可燃性のため、環境汚染や危険物の取り扱いが懸念される。近年、グリーンケミス
トリーの観点から有機溶媒に代わる溶媒として、イオン液体が注目されている。イオン液体は常温で液体であり難揮発性、難燃性であるため環境負荷や事故の危険が小さい。また繰り返し使えるため、放射性廃棄物が有機溶媒を使用する場合よりも少なくなる。放射線耐性についての報告[1]もあるため、イオン液体は 211 At を抽出する溶媒として有望であると考えられる。しかし、イオン液体による 211 At の抽出に関する研究は
文献[2]以外はほとんど報告されていない。そこで本研究では、211 At 溶媒抽出に有望であると報告されている HCl 系で[2]、イオン液体の種類による適性について検討した。
【実験】 211 At の製造法の⼀例を次に⽰す。加速器を用いて Bi 金属箔にa線を照射し209
Bi(a, 2n) 211 At 反応で製造した。6M HNO 3 で照射済み Bi 標的を溶解した後、1M に希釈した。HNO 3 溶液からドデカンに 211 At を抽出した後、0.1M, 1M, 3M HCl 溶液にさらに抽出した。HCl 溶液から 5 種類のイオン液体[C 8 mim][PF 6 ], [C 8 mim][BF 4 ],[C 4,6,8 mim][Tf 2 N],に 211 At を抽出した後、0.1, 1, 3M NaOH 溶液に逆抽出した。抽出前後の HCl 溶液と逆抽出後の NaOH 溶液について 211 At の放射能を液体シンチレーション
カウンターで測定した。HCl 溶液からイオン液体への 211 At の抽出率、イオン液体から NaOH 溶液への逆抽出率を求めた。また、抽出前後のドデカンを TLC 分析することで、HCl 溶液中の At 化学種を推測した。
100【結果】図 1 に HCl 溶液から 5 種類のイオン液体の90
イオン対の陽イオンを変化させた場合と陰イオン80を変化させた場合の 211 At の抽出率を示す。陽イオン70[C8min][Tf2N]を比較した場合、炭素鎖の大きい方が抽出率は大き[C6min][Tf2N]
60[C4min][Tf2N]くなった。陰イオンを比較した場合、疎水性の大き
50
0
1
2
3
4
い方が抽出率は小さくなった。イオン液体の陽イオ
100
ン、陰イオンの疎水性が水相中の At イオンとのイ
90
オン交換に影響を与えていると思われる。また、80[C 8 mim][Tf 2 N]は抽出、逆抽出ともに 90%を超える値[C8mim][Tf2N]
70であり、 211 At 溶媒抽出に有望であると考えられる。
[C8mim][PF6]60[C8mim][BF4]【参考文献】
50[1] L. Yuan, et al, J. Phys. Chem. B 2009, 113, 8948–8952
0
1
2
3
4
HCl濃度 / M
[2]川 﨑 康 平 , ⾦ 沢 ⼤ 学 ⼤ 学 院 ⾃ 然 科 学 研 究 科 修 ⼠
図 1 塩酸濃度に対する At 抽出率
論⽂(2020)
Research on ionic liquid extraction of astatine for a nuclear medical utilization
NAGAI, Y., AOI, K., MARUYAMA, S., NISHINAKA, I., WASIYAMA, K., HABA, H.,
YOKOYAMA, A.

69

2P11

放射性廃棄物に含まれる Zr-93 の定量分析手法の開発-抽出クロマトグラフィーレジンを用いた Zr 吸着分離法の検討(JAEA) ○森井志織、蓬田匠、大内和希、北辻章浩【緒言】
長寿命放射性核種である Zr-93（半減期約 150 万年）は高レベル放射性廃棄物（HLW）
等の処分時の安全評価対象核種のひとつであり Zr-93 の正確な定量分析が必要不可欠である。これまでにイオン交換カートリッジなどの吸着材を用いて Zr を化学分離し、吸着剤から Zr を溶出後に溶液試料として ICP-MS で Zr 同位体を定量分析する手法が報告されている [1] 。本研究ではより簡便・迅速な分析手法の開発を目的に、Zr を選択
的に固相抽出し、Zr が吸着したレジンを固体状態のままレーザーでアブレーションして ICP-MS により定量分析することを着想した。本発表ではレーザーアブレーション(LA)-ICP-MS で測定するための Zr の固体試料の作製法について報告する。
【実験】
DGA (N, N, N’, N’-tetra-n-octyldiglycolamide) レ ジ ン カ ー ト リ ッ ジ （ Eichrom
Technologies 社製）に Zr の他 13 元素を含む HLW 模擬溶液の約 100 倍希釈液を流し、Zr をレジンに吸着させた。溶離液として 2 M 硝酸、4 M 硝酸を順にレジンに流し、Zrの同重体であり質量分析時に Zr 同位体測定の妨害となる Sr、Mo、Ru を溶離させた。
溶出液の各フラクションに含まれる Zr 及びその同重体を ICP-MS で測定し、溶出率を調べた。
【結果、考察】
下図に示すように、溶離液として 2 M 硝酸、4 M 硝酸を流した場合、Zr はレジンに吸着し続けていることが明らかになった。Mo は 2 M 硝酸により 99 %以上が溶出した。
Ru は 2 M 硝酸によってほとんど溶出し、その後に 4 M 硝酸を流すことによってわずかに残留している Ru を溶出させることができ、99 %以上が溶出した。Sr は 2 M 硝酸ではほとんど溶出しないが、4 M 硝酸を流すことにより 99 %以上が溶出した。
この結果より、Zr の同位体測定の妨害元素を溶出させ、Zr を吸着させたレジンを固体試料として簡便に作製できることが明らかになった。今後は本固体試料を LA-ICP-MSを用いた測定に適用する。
図：Zr 及び Zr の同位体測定の妨害元素の溶出挙動[1] 例えば Asai, S. et al., Talanta. 2018, 185, 98-105.
Development of a selective solid-phase extraction method for quantitation of Zr-93 in radioactive
wastesMORII, S., YOMOGIDA, T. , OUCHI, K., KITATSUJI, Y.

70

2P12

顕微ラマン分光法と顕微 X 線分光法によるウラン微粒子の化学状
態分析(JAEA 1 、東大院理 2 )○蓬田

匠 1,2 、北辻章浩 1 、高橋嘉夫 2 、宮本ユタ

カ1【緒言】 福島第一原子力発電所の廃炉作業において、燃料デブリの主成分であるウラン(U)を含んだ微細な粒子の環境中への放出が懸念されている。U は化学種により水への溶解性が大きく異なるため、U 微粒子の化学種を把握する必要がある。燃料の主成分である二酸化ウラン(UO 2 )は、空気酸化によ って表面の酸化が進行 して不定比化合物(UO 2+X )となることが知られており、マイクロメートルサイズの微粒子では内部と表面で化学種が異なる可能性がある。微粒子の内部構造は元の化合物を反映し、微粒子表
面の化学種は微粒子の溶解性などを議論する上で重要となる。本発表では、U 微粒子
表面と内部の化学状態を明らかにするために、物質への侵入深さの異なる X 線と可視光を用いる分光法を組み合わせ、透過型顕微 X 線吸収分光法で微粒子内部、顕微ラマ
ン分光分析法により微粒子表面の化学種を判別する手法を試験した。
【実験】約 30 年間空気雰囲気で保存された経年二酸化ウランを UO 2+X のモデル化合物として用いた。この微粒子をスパチュラにより分取し、エイコサン-ナノデカン混合溶液を塗布したガラス状炭素基板上に担持して固着させることで、測定用試料を調製した。
U L III 端 X 線吸収分光測定は、大型放射光施設 SPring-8 BL37XU において行った。また、
ラマン分光測定には、顕微ラマン分光光度計(ラムダビジョン製 Micro-RAM)を用いた。
【結果と考察】5 μm 程度の UO2+X 粒子から得られた XANES スペクトルを Fig. 1 に示す。
U L III 端の XANES スペクトルのピークトップは、U(IV)と U(VI)の間に位置し、UO 2 よりも酸化されていることがわかる。得られたスペクトルを線形結合フィッティングにより解析した結果、UO 2 が約 90%、U 3 O 8 が約 10%の組成であった。一方、UO 2+X 粒子のラマンスペクトルを Fig. 2 に示す。ラマンスペクトルでは、832, 867cm -1 の UO4・nH 2 Oに帰属されるラマンピークが顕著に観測され、表面で内部と異なる化合物種が存在することが示唆された。したがって、顕微ラマン分光法と顕微 X 線分光法を組み合わせることで、UO 2+X 粒子の内部と表面に存在する酸化物種を判別することが可能になった。

71

日本

2P13

Rapid measurement of U, Np, and Pu in feces using ICP-MS/MS
alpha spectrometry(QST)（量研機構）○楊国勝、金ウンジュ、鄭建、妹尾初穂、古渡意彦、栗原治【 緒 言 】 Internal contamination with alpha-particle emitting actinides, such as 238 U, 237 Np,
239
Pu, 240 Pu, is likely to result in high internal exposure risk even if the intake amount is small.
Apart from urinary bioassay, fecal bioassay has also been regarded as a reliable approach toestimate the radiation dose of internal exposure for people occupationally or incidentally
exposed to radioactive contamination. By fecal bioassay, we could verify the solubility
classification [slow (S), medium (M) or fast (F)] of a radiohazard source to select the proper
biokinetic models for dose calculation. In addition, the daily fecal excretion amount of actinides
is much higher than the daily urinary excretion amount. For monitoring the internal exposurelevel by fecal bioassay, it is critical to use simple analytical methods to obtain the valuable
contamination level as soon as possible. Especially, in case of a large scaled radiologicaldisaster with complicated radiohazard sources, a simple and low-cost standard method is
critical to allow more related laboratories to be involved in the activities of triage of masscausalities. In the present study, we aimed to develop a rapid fecal bioassay for themeasurement of U, Np, and Pu isotopes. Conventional alpha spectrometry was used for the
analysis of short-lived 238 Pu (t 1/2 = 87.74 y) for dose estimation, the ICP-MS/MS was used toobtain the atom ratio of 240 Pu/ 239 Pu for source identification.
【実験】 Synthetic fecal sample, equivalent to real fecal sample of one-day excretion, was ashedby microwave muffle furnace. The fecal ash was subject to acid digestion by opening andmicrowave digestions. After preconcentration with iron hydroxide co-precipitation andredissolution in 8M HNO3 , the sample was separated for analyses with ICP-MS/MS and alpha
spectrometry, respectively. For ICP-MS/MS analysis, automated purification system with 2 mL
AG MP-1M resin (100–200 mesh, chloride form, Bio-Rad, Hercules, CA, USA) was used toseparate and purify U, Np, and Pu isotopes. The sensitivities of ICP-MS/MS were improvedand compared by introducing different reaction/collision gases, to allow us to measure theseisotopes with low background signal intensities. For alpha spectrometry analysis, 2 mL TEVA
and 2 mL DGA extraction resins (50–100 mesh, Eichrom Technologies, Inc, Lisle, IL, USA)and 4 mL Dowex TM 1X8 resin (100–200 mesh, Cl - form, Fujifilm Wako Pure Chemical
Corporation, Osaka, Japan) were used to separate and purify Pu and U isotopes. Subsequently,
Pu and U isotopes were measured by alpha spectrometer (Alpha Ensemble 8, ORTEC, Oak
Ridge, TN, USA) with Si detectors having an active area of 450 mm 2 (AMETEK, Inc., Oak
Ridge, TN, USA). In the future, fecal samples collected during the Oarai accident in Japan,
occurred on June 6th, 2017, when five workers suffered internal radiation exposure due toinhalation of airborne Pu when inspecting nuclear fuel materials at a nuclear research facilityof the Japan Atomic Energy Agency in Oarai, will be used for method validation.

72

一般講演
9 月 24 日（金）3K01-3K14

73

3K01

家庭ごみ焼却スラグ中に含まれる有価金属成分の分離(都立大院理 1 、都立大理 2 、東北大 ELPH 3 )○齋藤涼太 1 、秋山和彦 1 、
土田竜貴 2 、諏訪智也 1 、KahnIrfan 1 、菊永英寿 3 、久冨木志郎 1

移行度=残渣(ろ液)中の濃度/D-1中の濃度【緒言】 “家庭ごみ焼却スラグ”は可燃ごみの焼却灰を1200 o C以上の高温で溶融・固化してできる人工砂である。このスラグには複数の有価金属が含まれており 1 、これらを分離・回収することは資源リサイクルの視点から非常に重要である。 昨年の討論会において、我々はこのスラグから有価金属元素を分離・回収することを目的とし て、磁石による成分選別操作とこの操作によって分離された分画(D-1)がCuを主成分として
おり、Auなどの有価金属が濃縮されていることを報告した。スラグからの有価金属成分を分離回収する本研究の目的を考慮するならば、このD-1から有価金属を分離・回収するための湿式化学分離法を開発する必要がある。そこで本研究では、このD-1の無機酸への溶解挙動を蛍光Ｘ線分析(XRF)と光量子放射化分析(PAA)によって定量的に調べると共に、D-1を大量に選別するための新たな分離法として、ふるいによる選別操作が有効であるかを調査した。
【実験】 2019 年 4 月に多摩川清掃工場で採取された家庭ごみ焼却スラグ(Slag1904) に対して磁石による成分選別操作を行うことで D-1 を得た。この D-1 を約 0.01 g 分取して、東北大学電子光理学研究センター(ELPH)において最大エネルギー22 MeV の制動放射線を 6 時間照射した。これにより得られた照射試料を酸(塩酸及び硝酸)に 1 週間から2 週間浸出し、メンブレンフィルター(孔径 0.2 μm)により濾過を行った。ろ液と残さをそれぞれ Ge 半導体検出器で γ 線を測定し、目的の元素について定量値を得た。 また、ふるいを使用して選別した分画についても同様の方法で試料作成と制動放射線の照射を行い、組成を決定した。
UDL : Under detection limit【結果・考察】残さ
塩酸による浸出では、Fe は溶解する一100
ろ液方で主成分の Cu は残さ中に多く残ることが分かった。また、硝酸による浸出で10-1

はろ液に Cu を含む多くの主成分が含まれていた。溶解前の D-1 に対するろ液及溶解前と比べ大きく減少していた。一方、

Au

Ag

Sb
元素

←UDL

10-3

←UDL

Sn が検出限界以下であり、Co の濃度は←UDLとして図 1 に示した。残さについては Sb,

←UDL

10-2

び残さへの各金属元素の濃度比を移行度

SnCo

ろ液では Au, Ag が検出限界以下であるこ

図 1. D-1 の溶解挙動（ 塩酸による 1 週間とから、Cu などの主成分は無機酸へ溶解

浸出処理後、硝酸による 1 週間浸出処理）

し、Au, Ag は残さ中に高濃度で存在することが明らかとなった。
ふるいによる選別で得られた粒径 500 μm 以上の分画は、D-1 と同様に有価金属が濃縮されている成分であることがわかった。
[1] K. Akiyama, et al., ELPH Annual Report, Tohoku University, 117-120(2017).

Variability in Composition and Separation of Valuable Metal Elements from Domestic Waste Slag
SAITOU R., AKIYAMA K., TUCHIDA R., SUWA T., KHAN I., KIKUNAGA H., KUBUKI S.

74

3K02

Instrumental photon activation analysis using single comparator method at
different accelerators(Graduate School of Sci., Tokyo Metropolitan Univ.)○Md. Sultanur Reza, Yasuji Oura

Introduction:
In activation analysis, a relative method is mainly used. A single comparator method is an alternative determination
method, which is able to determine by using a single element comparator, but cross section ratios are needed. We
determined (γ, n) reaction yield ratios for about 50 elements and have analyzed various standard reference samples andshell samples by instrumental photon activation analysis (IPAA) using a single comparator method at LINAC at ELPH,
Tohoku University. We reported that our determination values by IPAA using single comparator method were generally
good [1]. In neutron activation analysis, (n, γ) reaction yield ratios determined at a reactor are not used at the otherreactors because of difference of neutron energy spectra among reactors. However, in IPAA, which uses bremsstrahlung
for an irradiation, it is suggested that (γ, n) reaction yield ratios determined at ELPH are able to be used at the otheraccelerators because an energy spectrum of bremsstrahlung is mainly depended on an atomic number of a convertor. So,
we tried to analyze some standard reference samples by IPAA using single comparator method at LINAC at Institute forIntegrated Radiation and Nuclear Science, Kyoto University (KURNS) and assessed their determination values. And
then our determined yield ratios are confirmed to be usable for single comparator method at different accelerators.
Experimental:
Powder samples were wrapped in Al foil to be formed a disk (9 mm ) shape. They were inserted into a quartz tube
together with stainless steel foils as a monitor and then were irradiated in the air for 6 hours by bremsstrahlung withmaximum energy of 33.3 MeV from an electron linac at KURNS. Pt converter (2 mmt x 2) was used for producing
bremsstrahlung. After replacing Al foil, irradiated samples were measured by a Ge detector. For determining yield ratios
used for the single comparator method, reagent samples were irradiated in water by bremsstrahlung produced at Pt
convertor (1 mmt x 2) at ELPH [2].
2Results and discussion:

33.3 MeV

Nine kinds of standard samples including 4 JB-1a samples

ELPH Accelerrator
KURNS Accelerator

1.48

were irradiated at different places in the quartz tube. Flux
variations in the quartz tube for irradiations at KURNS and

1.10

ELPH were similar to each other. Determination values of 41

JB-1a samples for each element were consistent within

0.9
1.15

RSD of 10 %. For JB-1a, most of the results obtained at
KURNS and ELPH were different with reference values byless than ±10 % shown in Fig.1. Results for other standard
samples irradiated at two different accelerators were also
generally consistent with reference values. Our yield ratios
for single comparator method in IPAA determined at ELPH
can be used at different accelerators.
References: 1. S. Reza & Y. Oura, SORC64 (2020). 2. Y.
Oura et al., Annual report (2017).

0.5
As As Ca Ce Co Cr Cs Fe Mg Mn Na Nb Ni Rb Sr Ti Y Zn Zr

Elements

Fig.1: Comparison of elemental concentrations in
JB-1a irradiated at different accelerators. Weighted
means of 4 JB-1a samples normalized withreference values are plotted

Instrumental Photon Activation Analysis using single comparator method at different accelerators
REZA MD S., OURA Y.
75

3K03

J-PARC におけるミュオン特性 X 線による元素分析の微少試料適用に向けた装置開発(阪大 IRS１、阪大院理２、理化学研究所３、Kavli IPMU４、ICU５、東大理６、KEK７、東京藝大８、東北大理９、中部大１０、JAEA１１、大阪青山大学１２、京大複合研１３、豊田
中研１４、JAXA１５)○邱奕寰 1、二宮和彦１、東俊行３、梶野芽都２、桂川美穂４、久保謙哉５、南喬博６、４、三宅康博７、水本和美８、長澤俊作６、４、中村智樹９、岡田信二１０、大澤崇人１１、下村浩一郎７、篠原厚１、２、１２、高橋忠幸４、武田伸一郎４、竹下聡

史７、反保元伸７、谷口秋洋１３、寺田健太郎２、梅垣いづみ１４、和田大雅９、渡辺伸１
５

、吉田剛７

【緒言】 試料を破壊せずに、物質内部の元素を分析する手法は、考古資料や地球外物質など貴重な試料を扱う分野において有用である。我々は高強度の負ミュオ
ンビームを使った非破壊の元素分析法の開発を行ってきた。この方法は、ミュオン原子から放射する高エネルギーのミュオン特性
X 線を測定することで行う。既に様々な試料への適用がなされているが、これまでミリグラムオーダーの試料への適用例はない。本研究グループでは、微少元素への適用に向けた分析装置の開発を行った。さらに、実験データの妥当性を評価するため、Geant4 コードによるシミュレーション実験を行った。
【実験】 ミュオン照射実験は J-PARC 加速器施設において、物質・生命科学実験施設（MLF）内の D2 ビームラインにおいて行った。まずはビームプロファイルの測定を行い、その情報をもとに

図１：2021 年 4 月に J-PARC で実

図１に全体像を示す実験セットアップを構築した。実験装置の評施した実験全体像。

価のために、大きさおよそ 6x8 mm2、重量は 120 mg の炭
素質コンドライト(Jbilet Wienselwan 隕石)を準備し、これにCu(4-3)

ミュオンの照射を行った。サンプルから放射されるミュオン

0.01

特性 X 線は、サンプルの周りに設置した 6 台の低エネル

0.008

O(3-2)

O(2-1)

Cu(5-4)

ギー用 Ge 検出器で測定した。
【結果と考察】 図 2 に得られたミュオン特性 X 線スペクト

Counts/sO(4-2)
0.006

Si(3-2)Fe(4-3)C(2-1)
0.004

ルを示す。非常に低バックグラウンドの実験システムを構築することができ、隕石を構成する主要な元素に由来するピークが明瞭に観測された。シグナルの S/N について

0.002

20

40

60

80
Energy[keV]

100

120

140

評価したところ、これまで分析できなかった 10 mg の炭素

図 2：Jbilet Winselwan 隕石から得られたミュ質コンドライトについても、炭素量を精度よく決定できるとオン特性 X 線スペクトル。Cu は実験システ

見積もられた。講演ではこれらの詳細と、シミュレーション

ムに由来するバックグラウンドである。

との整合性について報告する。

Development of the experimental system for non-destructive element analysis with small sample using
negative muon at the J-PARC.
Chiu I., Ninomiya K., Azuma T., Katsuragawa M., Kubo K., Minami T., Miyake Y., Nagasawa S.,
Nakamura T., Okada S., Osawa T., Shimomura K., Shinohara A., Takahashi T., Takeda S., Takeshita S.,
Tampo M., Taniguchi A., Terada K., Umegaki I., Wada T., Watanabe S., Yoshida G.
76

3K04

乾式蒸留分離におけるアスタチンの熱分離特性(量研東海 1 、福島県立医科大学 2 )○西中一朗 1 、鷲山幸信 2 、橋本和幸 1【緒言】
近年、核医学分野においてα放射性 RI 標識薬剤による標的アイソトープ治療が新しいがん治療として注目されている。国内の多くの加速器施設で 211 At アスタチンが製造され、核医学利用の研究が進められている。一般に 211 At は、核反応 209 Bi( 4 He,2n) 211 At で合成した後、照射済み Bi ビスマス金属標的を 650℃以上で加熱・融解する、いわゆる乾式蒸留によって、揮発性 211 At として分離精製される。その分離精製条件は、医学利用目的では、収率を重視した経験的なものである。アスタチンの基礎科学的な理解は十分でなく、 211 At の吸着温度などの熱分離特性は、ほとんど分かっていない。本研究では、先行研究 1),2) で見出した熱分離特性に基づいて、最適化した測定系(図)を用いて、
211
At のガラス表面への吸着温度を高い精度で決定した 3) 。
【実験】
福島県立医科大学の中型サイクロトロン MP-30 から供給される 30 MeV の 4 He ビーム（約 16 μA）をアルミ箔バッキング上に真空蒸着した約 3 mg/cm 2 厚の金属ビスマスに12、60 分間、照射して、16、74 MBq の 211 At を製造した。バッキングとともに小巻にしたビスマス標的を、窒素ガス置換したガラス管（長さ 750 mm、内径 4 mm、肉厚 1 mm）に封入し、電気炉で 250～750 ℃に加熱して、乾式蒸留を行った。この時の温度と放射能強度を熱電対とガンマ線スペクトロメーターで同時測定した。
図 測定系概略図【結果及び考察】
加熱中における放射能の時間変化から、分離に必要な加熱時間は約 80 分であり、750 ℃で揮発した 211 At は、内径 4 mm のガラス管中を約 70 mm/分の速度で移動することが分かった。先行研究 2) では、試験管（長さ 180 mm、内径 16 mm、肉厚 1 mm）の中で、より低い温度 650 ℃で、より早く 6 分で分離できた。本測定系での高い加熱温度と長い加熱時間の分離条件が、小巻にした標的の形状に起因することから、アルミ箔バッ
キング間の融解ビスマス金属中での 211 At の拡散が、乾式蒸留分離の律速であることが分かった。吸着した揮発性 211 At の放射能分布とガラス管の温度分布の相関から、吸着温度を 42.2±2.5 ℃と高い精度で決定した。また 60～30 ℃の狭い温度範囲（吸着ピー
クの半値幅）に吸着していることから、単一の化学種であることが分った。
講演では、先行研究、文献などとの比較から、化学種についても考察する。
【参考文献】
1) I. Nishinaka et al., J. Radioanal. Nucl. Chem. 327(2021)869-875.
2) I. Nishinaka et al., J. Radioanal. Nucl. Chem. 326(2020)743-751.
3) I. Nishinaka et al., J. Radioanal. Nucl. Chem. (2021) DOI :10.1007/s10967-021-07879-6 .
Thermal separation characteristics of astatine in dry distillation
NISHINAKA, I., WASHIYAMA, K, HASHIMOTO, K.

77

エアロゾルを用いた At-211 乾式分離技術の開発

3K05(東芝エネルギーシステムズ 1 、原子力機構先端研 2 、阪大 RCNP 3 、阪大
放射線機構 4 、大阪青山大 5 ) ○湯原勝 1 、宮本真哉 1 、和田怜志 1 、中居勇樹 1 、大森孝 1 、塚田和明 2 、浅井雅人 2 、福田光宏 3 、豊嶋厚史 4 、
篠原厚 4,5【緒言】 209 Bi(α,2n) 211 At で生成する 211At を分離回収する手法として乾式分離法の適用を検討している。当該プロセスにエアロゾルを導入し、211At との複合体とすることで、フィルタ部で回収する手法の有効性を評価した。
【実験】日本原子力研究開発機構のタンデム加速器を用いて 28MeV に加速した 4He2+イオ
ンを Bi ターゲット(純度 4N、□10mm×t1mm)に照射して 100kBq オーダーの 211At を生成し、ガスジェット法[1]を参考とした分離試験に供した。図 1 に分離試験装置の概要を示す。エアロゾル発生部では He ガス流速 83～276cm/min で KCl 粉末を 750℃に加熱しエアロゾルを発生させた。なお試験対象には、He ガス流速 83cm/min、エアロゾル無しの条件も加えた。211At 蒸発部にエアロゾル含有 He ガスを導入し、照射済みターゲットを 500℃で20 分間加熱することで 211At を蒸発させ、211At とエアロゾルを混合した。ガス中の固形分をガラス繊維フィルタで捕集後、0.01M NaOH 水溶液で溶解した。溶液中の 211At 濃度を Ge
半導体検出器で、K 濃度をイオンメータで測定し、211At 回収率(%)および単位時間当たりのエアロゾル捕集量(mg/hr)を評価した。
【結果・考察】図 2 にフィルタ部での単位時間 当たり のエア ロゾル捕 集量

エアロゾル発生部に対する 211 At 回収率を示す。エアロ
ゾル導入による

211

エアロゾル源（KCl）

At 回収率向上を確が増加し たこと でエア ロゾル密 度が
上昇し、

211

At とエアロゾルの衝突が

フィルタ

電気炉

照射済みターゲット（Bi＋211At ）80%
211At回収率（%）

相関が見 られた 。エア ロゾル導 入量

211At蒸発部

図 1. 装置概念図認した。また、単位時間当たりのエア
ロゾル捕集量と 211 At 回収率には正の

電気炉

Heガス
→

エアロゾル

促進され 、フィ ルタ捕 集されや すい

60%
40%
20%
0%

0

2

4

6

8

10

単位時間当たりのエアロゾル捕集量（mg/hr）

形態となったためと考えられる。

図 2. 211 At 回収率【結言】 211 At 分離・回収プロセスに

エアロゾルを導入することが 211 At 回収率向上に有効であることを確認した。
【謝辞】本研究は、国立研究開発法人科学技術振興機構 産学共創プラットフォーム
共同研究推進プログラム（JST、OPERA、JPMJOP1721）の支援を受けて実施した。
本研究成果は日本原子力研究開発機構の施設供用制度により得られたものである。
【参考文献】[1] K.Rengan et al.(1993). Ultrafast Chemical Separations, Washington, D.C.:
National Academy Press.

78

3K06

電解酸化反応を用いた分子標的薬への 211 At 標識法の開発(阪大院理 1 ,阪大放射線機構 2 ,阪大 RI セ 3 ,阪大院医 4 ,理研仁科セ 5 ,大阪青山大 6 )〇中川創太 1 ,角永悠一郎 2 ,大江一弘 2,4 ,神田晃充 3 ,永田光知郎 2,3 ,寺本高啓 2 ,床井健運 1 ,羽場宏光 5 ,王 洋 5 ,笠松良崇 1 ,吉村崇 2,3 ,豊嶋厚史 2 ,篠原厚 2,6【緒言】 211 At(半減期 7.2 h)は α 線核医学治療法への利用が期待されている放射性元素である。分子標的薬へ 211 At を標識する方法は、人体に有害であるスズや水銀等との置換反応が一般的であるが、実用化の際にはその安全性に懸念が残る。そこで本研究では、電解酸化を応用した、酸化剤や金属置換基を含まないクリーンな 211 At 標識法の開発を進めてきた。本発表では、ヨウ素を添加した条件において、 211 At の電解酸化なら
びに電解標識を行ったため報告する。
【実験】 209 Bi(α,2n) 211 At 反応によって 211 At を製造し、これを乾式分離法によって分離し211

At ストック水溶液を得た後、10 mM 塩酸溶液として調製した。電解にはフロー電解

カラム装置[1]を用いた。まずは上記の塩酸溶液に 0.9 M NaI を添加し銀/塩化銀(SSE)
参照電極に対して 1000 mV の印加電圧で酸化実験を行った。さらに標識対象として Nアセチル-L -チロシンを上記溶液に添加し、同様に電解酸化を行うことで標識を試みた。
溶出液を分取した後、CHCl 3 と CH3 OH を等量混合した展開溶媒を用いて薄層クロマト
グラフィー(TLC)を行い、イメージングプレートを用いて 211 At の分布を観測した。
【結果と考察】図 1 に電解前、酸化後、標識後の 211 At の TLC 分布を示す。R f 値は TLC
上の位置を示す値である。電解前には、R f
値 0.8 以降に 99％以上の 211 At が存在した。
酸化後には、R f 値 0.05 に 100％の 211 At ピー
クが移動した。定量的に 211 At が酸化されたことが分かる。標識後では R f 値 0.5 と 0.75にそれぞれ 8％と 57％の 211 At ピークが観測された。ヨウ素を用いた対照実験の結果から、これらはそれぞれ N-アセチル-3-アスタ
ト-L -チロシンと N-アセチル-3-ヨード-5-ア
スタト-L -チロシンと考えられる。以上から、
本実験条件において、211 At の電解標識反応に初めて成功した。
【参考文献】 [1] Toyoshima et al., J. Am. Chem.
Soc. 131, 9180-9181 (2009).

図 1.

(A)電解前、(B)酸化後ならびに(C)標識後の TLC での 211 At の分布

79

3K07
1B13

新規アルファ線ブラキセラピー開発に向けた At-211 標識金ナノ粒子の合成と機能評価(阪大院理 1 、阪大院医 2 、阪大放科 3 、理研仁科 4 、大阪青山大 5 )○黄栩昊 1 、加藤弘樹 2 、角永悠一郎 3 、下山敦史 1 、樺山一哉 1 、片山大輔 2 、大江一弘 2 、豊嶋厚史 3 、羽場宏光 4 、王洋 4 、篠原厚 3,5 、
深瀬浩一 1,3【緒言】 近年、体内から α 線を照射し、がんを治療する、α 線核医学治療法が注目されている。α 線は、高いがん殺傷効果を有する。一方、飛程がヒト細胞数個分と短いため、周囲の正常細胞や臓器への侵襲が少ない。我々は、α 線放出核種アスタチン-211 ( 211 At)を用いた。 211 At (半減期 7.2 時間) は、放射線源が比較的早く消失する。そのため、通院による治療が可能であり、がん患者の生活の質 (QOL) の向上が期待できる。本研究では、 211 At-金ナノ粒子を腫瘍へ直接投与し、治療を行う、小線源療法 (ブラキセラピー) について検討した (Fig.1)。本法は、高い放射線を腫瘍組織に集積できるため、効率的ながん治療と正常組織への被ばくの軽減が期待できる。金ナノ粒子は、 211 At と共有結合を形成するため、 211 At の甲状腺への集積を防ぐことが出来る。また金ナノ粒子
は、毒性が低く生体内でも安定なため、医薬品の材料として向いている。
【実験】 単純構造である mPEG 修飾金ナノ粒子を担がんラット・マウスに投与した。
実験には、複数のサイズの金ナノ粒子を用い、抗腫瘍効果の最適化を行った。細胞内在化を促進させる RGD ペプチドを修飾した金ナノ粒子を合成および、211 At 標識化を行った。その後、C6 (ラット脳腫瘍) および BxPC3 (ヒト膵がん) を用いた細胞毒性実験
により、細胞殺傷効果の評価を行った。
【結果、考察】 直径 5 nm 程度の 211 At-金ナノ粒子が、最も高い抗腫瘍効果を示した 1)。
これは、5 nm が、腫瘍内で拡散するが、腫瘍外へは漏れ出さない、丁度良いサイズだからである。RGD ペプチド修飾金ナノ粒子では、mPEG 修飾金ナノ粒子に比べ、顕著な細胞内在化の促進が確認できた。これにより、がん細胞の DNA に対し、より至近距
離から α 線を照射できるため、更なる抗腫瘍効果の向上が期待できる。

Fig.1 Schematic research concept
References 1) Kato, H., Huang, X., Kadonaga, Y. et al. Intratumoral administration ofastatine-211-labeled gold nanoparticle for alpha therapy. J. Nanobiotechnol.2021, 19, 223.
Synthesis and Evaluation of At-211 Labeled Gold Nanoparticles for Alpha Brachytherapy
Xuhao Huang, Hiroki Kato, Yuichiro Kadonaga, Atsushi Shimoyama, Kazuya Kabayama, Daisuke
Katayama, Kazuhiro Ooe, Atsushi Toyoshima, Hiromitsu Haba, Yang Wang, Atsushi Shinohara,
Koichi Fukase

80

3K08

プロメチウムを含む二金属内包フラーレンの安定性(都立大院理 1、東北大電子光セ 2)〇諏訪智也 1、秋山和彦 1、菊永英寿 2、
久冨木志郎 1【緒言】 近年、M2@C80 型のフラーレンに関して、内包金属が La の様な軽ランタノイドでは大気下で安定に存在するが、原子番号の増加とともに不安定となる事が知られている。一方で、不安定とされる Gd 以降の重ランタノイド M2@C80 型フラーレンではアニオンを形成することで大気下でも安定になることが報告されている[1]。周期表上で Nd と Gd に挟まれた 3 元素のうち、非常に還元的な雰囲気であるフラーレン内部で+2 価の酸化状態を取る Sm、Eu を除
くと、プロメチウム(Pm)は M2@C80 型フラーレンの安定性について議論をする上で重要な元素であると言える。
これまで、Pm 内包二金属フラーレンが軽ランタノイドの様に大気下で安定であるとの想定の下、実験を行ったが、その存在は確認出来なかった。そこで本研究はフラーレンを化学的に還元することによって抽出するトリエチルアミン(TEA)/アセトン混合溶媒抽出法[2]を用いて
Pm 内包二金属フラーレンの抽出を試みた。本抽出法を採用するにあたって、酸素等に暴露されることによって生じたアニオン種が酸化されることを避けるため一連の操作を嫌気下で行
うための手法を開発した。抽出物についてはイオンペアクロマトグラフィー(IPC)を用いて同定を試み、Pm 内包二金属フラーレンの安定性について検討した。
【実験】 約 1 g の Sm2O3 を東北大学電子光理学研究センターにおいて 55.5 MeV の制動放射線
を 6 時間照射し、143Pm を製造した。十分に冷却した照射試料から化学分離[3]によって精製した Pm に比較標準として 139Ce トレーサーとキャリアとして La を混合して、多孔質炭素棒に含浸させた。RI フラーレン合成用チェンバーにて He 雰囲気下、50 kPa でアーク放電(直流 50A)を行った。得られた煤を CS2 で回収し、嫌気下で TEA/アセトン混合溶媒(TEA:アセトン＝1:3)に置換し 6 時間還流抽出を行った。この溶液をメンブレンフィルターでろ過して得られた
TEA/アセトン溶液について、テトラブチルアンモニウムヘキサフルオロリン酸のアセトン溶液を移動相とした IPC に展開した。また、La のみを含浸した多孔質炭素棒を用いて上記と同様の条件でフラーレンを合成し、同様の操作で分取したコールド試料の質量分析を行い、溶出成分を確認した。
【結果】 IPC の結果を図に示した。赤及び青の実線はそれぞれ 143Pm と 139Ce のラジオクロマ
トグラムであり、橙及び緑の実線はそれぞれ
RI 試料とコールド試料の UV 吸収をモニタしたクロマトグラムである。図の黒丸で示した部分について質量分析を行ったところ、La2C80 の
質量数と一致するピークが確認された。図中の図. イオンペアクロマトグラム
ラジオクロマトグラムでは同じ保持時間に 139Ce と143
Pm の放射能が確認されていることから LaCeC80 と LaPmC80 の存在が示唆された。本発表では Gd をキャリアとした実験についても報告する予定である。
[1] A. Velloth et al., J. Phys. Chem. C., 121, 18169 (2017).

[2] T. Kodama et al., Chem. Lett., 34, 464 (2005).

[3] K. Akiyama et al., ELPH Annual Rep. p.112 (2015).

Stability of Dimetallofullerene Encapsulating Promethium
SUWA, T., AKIYAMA, K., KIKUNAGA, H., KUBUKI, S.

81

3K09

アクチニド分析のための熱化学変換による UO 2-ZrO 2 を含む物質の溶解法(長岡技科大 1 、東北大 2 )○麻 卓然 1 、本間 佳哉 2 、 小無 健司 2 、鈴木 克弥 2 、鈴木 達也 1

【緒言】 福島原子力発電所 の事故で発生した燃料デブリに 含まれるアクチニドや核分裂生成物の精確な分析を行うためには、燃料デブリの溶解が必要である。我々は、不溶解性の燃料デブリを可溶性物質に化学変換することを提案してる。
【実験】 本研究では、UO 2 -ZrO 2 を含む模擬デブリを酸化と還元を繰り返し脆化させた後、粉体化したものを用いて CCl 4 との熱化学反応による塩素化を行った後、塩酸および硝酸への溶解挙動を研究した。また、溶け残った残渣を SEM-EDX によって分析した。
模擬デブリは、日本核燃料開発株式会社(NFD)によってアンモニア共沈と焼結によって調製されたものを用いた。模擬デブリは、酸化されてウランが U 3 O 8 の状態になっている も の と 還 元 に よ り UO 2 の 状 態 に な っ て い る も の を 用 い て 比 較 し て い る 。 塩 素 化 はSwagelok で作成した容器中で 400℃,12 時間加熱した。溶解試験は、濃塩酸（30％）および濃硝酸（60％）で行い、重量変化から、酸化模擬デブリ粉末を化学変換させたものの溶解率はそれぞれ 97.54％と 87.80％であり、還元模擬デブリ粉末を化学転換させたものの溶解率は 92.39％と 88.00％であった。また、SEM-EDX で、残渣を確認したところ主に Zr によるものであることを確認した。
以上から、熱化学的変換溶解法の実現可能性が確認された。
この研究は、日本原子力研究開発機構 英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進
事業「燃料デブリ分析のための超微量分析技術の開発」の成果の一部を含む。

図 残渣の SEM 写真
還元粉末の塩素化生成物の残渣(濃塩酸)Dissolution Method of Substances containing UO2-ZrO2 by Thermochemical Conversion for Actinide
Analysis
MA Z,HONMA K,KONANSHI K,SUZUKI K,SUZUKI T

82

3K10

MC-ICP-MS 用いた極微量ウラン・プルトニウム同位体比測定における分子イオンによる妨害の定量的評価(日本原子力研究開発機構)○富田純平、富田涼平、鈴木大輔、安田健一郎、宮本ユタカ【緒言】 保障措置環境試料や地球化学試料の分析では、極微量のウラン（U）やプルトニウム（Pu）を測定する。主要核種に対して存在度の低い U（ 233 U、 234 U、 236 U）の同位体比や Pu 同位体比は、核燃料物質の起源や履歴に関する情報を有するため、これら同位体比を正確に測定することは重要である。ICP-MS による測定では、測定試料中に不純物元素が多量に存在すると、それらがアルゴンや酸素と結合して測定目的の同位体と同質量の分子イオンを形成し，正確な同位体比測定を妨害する。例えば、U 同位体比測定の場合、 233 U、 234 U、 236 U に対してそれぞれ 193 Ir 40 Ar + 、 186 W 16 O 3 + 、 196 Pt 40 Ar + 、
Pu 同位体比測定では 239 Pu、 241 Pu、 244 Pu に対してそれぞれ 208 Pb 14 N 16 O 1 H + 、 209 Bi 16 O 2 + 、
204
Pb 40 Ar + 等が考えられる。妨害元素に起因する分子イオンの形成比、それらが同位体比測定に与える影響を定量的に把握することは、試料の再精製の検討等，正確な同位体比測定には不可欠である。そこで，正確な保障措置環境試料分析を目的として、本研究では、マルチコレクター型 ICP-MS（MC-ICP-MS）による正確な極微量 U 及び Pu
同位体比測定に影響を及ぼす分子イオンの同定及びその影響の定量的評価を行った。
【実験】 同位体比測定には、Thermo Fisher Scientific 社製 MC-ICP-MS（Neptune XT）を用いた。装置への試料導入には、Elemental Scientific 社製脱溶媒装置（APEX Ω）を用いた。本装置の測定感度は、1 ppb の天然 U 溶液で 1 V（イオン検出器の信号強度に換算すると 6.25x10 7 cps 相当）程度である。U 及び Pu 同位体比測定を妨害する元素を同定には、W、Re、Ir、Pt、Au、Tl、Pb 及び Bi の単元素標準溶液（0.4 ppb）を用いた。
これらの標準溶液を MC-ICP-MS に導入し、マルチイオンカウンティングによりそれぞれの質量のシグナル強度を測定した。
【結果】U 同位体については、質量数 233 で Ir、質量数 234、235 及び 236 で Pt による顕著なスペクト
ル干渉が確認された（図 1a）。これらは、主に 193 Ir 40 Ar、
194 40Pt Ar、195 Pt 40 Ar 及び 196 Pt 40 Ar によると考えられる。
仮に 1 ppb の天然 U（IRMM184、234 U/ 238 U: 5.31x10 -5 ）を含む溶液中に Pt が 0.4 ppb 含まれているとすると、分子イオンの妨害により約 2 倍高い 234 U/ 238 U 値になると概算される。一方、Pu 同位体については、質量数 244 で Pb（ 204 Pb 40 Ar）によるスペクトル干渉が確認されたが、その他の元素に由来する明瞭な干渉は確認されなかった（図 1b）。今後、得られた結果を踏まえ、スワイプや粒子試料の化学分離法について検討していく。
本 発 表 に は 、子 力 規 制 庁 か ら 委 託 を 受 け て 実 施 し た「 保 障 措 置 環 境 分
析調査」の成果の一部が含まれる。

Quantitative assessment of polyatomic interferences for the measurement of uranium and plutonium
isotope ratios at ultra-trace level using MC-ICP-MS
TOMITA J., TOMITA, R, SUZUKI D., YASUDA K., MIYAMOTO Y.

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3K11

高水素化物生成比を示すウラン粒子の全損分析と同位体比変化(原子力機構 1 )○富田涼平 1 、富田純平 1 、蓬田匠 1 、鈴木大輔 1 、
安田健一郎 1 、江坂文孝 1 、宮本ユタカ 1【緒言】 二次イオン質量分析(SIMS)による粒子分析は、試料台上のウラン粒子の特定および、おおよその同位体組成が得られる粒子自動測定(APM)と、特定した粒子 1 個の同位体比を正確かつ精度良く測定する精密分析に分けられる。APM は連続した測定で広範囲の情報を網羅できるが、個々の領域に対する測定時間が短 いため、測定結果は粒子表面による影響を受けやすい。粒子表面は水分など環境による変質の影響を受けて水素化物生成量が多くなる傾向があり、 236 U と供に 235 U 1 H が検出されて、 236 U の存在率が見かけ上高くなる問題が顕著である。そこで、粒子表面で高い水素化物生成比を示す標準ウラン粒子を用いて 、粒子が完全に消耗するまで精密分析(全損分析)を実施
し、表面から内部に至る同位体比変化を観察した。 この結果を基に、同位体比へ影響を与える表面の変質部 が粒子全体に対して占める割合を定量的に求 めた。また、APMにおいても表面の影響を軽減した結果を得るために、測定条件や電子顕微鏡観察下で粒子を分離する手法について検討した。
【実験および結果】 粒子表面の水素化物生成比が高い標準ウラン粒子に対して精密分析の測定条件で全損分析を行った。全損分析は
粒子を 10×10 µm 2 の範囲に収め、150 nA の酸
素イオンビームを照射して行った。粒径 4 µmの粒子に対する全損分析時の同位体比の変化が図 1 である。表面の水素化物生成の影響による同位体比変化はビーム照射開始から約180 秒まで観察され、236 U/ 238 U 比の値は 180 秒間で水素化物生成量の低下に伴って 55%低下した。測定開始 180 秒後から約 5000 秒までは
図 1:標準 ウ ラン 粒子 の 全損 分 析と 同 位体 比 変化
安定した同位体比測定が可能であった。粒子の全損後にビーム照射範囲を 50×50 µm 2 に拡大すると 10×10 µm 2 の範囲の外側を縁取るようにビーム照射によって粒子から拡散したウランのシグナルが確認できたため、これも消耗させて二次イオンの総量に含めた。ビームの総照射時間は約 21000 秒(5.8
時間)であった。同位体比変化が見られる部分は 5.8 時間で検出された二次イオン総量の 3.1%であった。粒子表面に相当する 3.1%を事前に消耗させることで APM においても表面の影響を軽減することが可能であると考えられるが、従来の APM では得られる二次イオン強度が低く、これを満足させるような測定条件を設定するのは困難であった。
一方、ウラン粒子を電子顕微鏡観察下で分離し、150 µm 間隔で再配置するとビーム照
射範囲を従来法より狭めることができるため、粒子の消耗速度を上げて二次イオンを精密分析に近い強度で得るような測定条件を設定できた。これにより、事前に表面部分を消耗させることで粒子表面の影響を軽減した APM を実施することが可能であった。
本発 表 には 、 原子 力 規制 庁か ら委 託 を受 け て実 施 した 「 保 障措 置 環境 分 析調 査 」の 成果 の一 部 が含 ま れる 。

Total evaporation for uranium particles generating much uranium hydride formation and isotopic ratiochangeTomita, R., Tomita, J., Yomogida, T., Suzuki, D. Yasuda, K. Esaka, F., Miyamoto, Y.

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3K12

放射線発生装置廃止のための放射化測定評価マニュアル(高エネ研 1 )○松村宏 1 ，桝本和義 1 ，吉田剛 1 ，豊田晃弘 1 ，中村一 1 ，
三浦太一 1【緒言】
放射性同位元素等規制法下で加速器施設の廃止措置を行う際に，クリアランス制度を取り入れることは，数多くの事業所において難しい状況にある 。そこで，我々は 2017年度からの 4 か年において，原子力規制委員会原子力規制庁の放射線安全規制研究戦
略的推進事業において，「加速器施設の廃止措置に係わる放射化物の測定，評価の手法の確立」に取り組んだ。ここでは，クリアランスレベルを参考にしつつ，加速器施設の廃止措置を行う方法を検討し，得られた成果について，国内の多くの専門家で構成された研究検討委員会及び原子力規制庁と共に取りまとめを行った。これを「放射線発生装置廃止のための放射化測定評価マニュアル －静電加速器施設，放射光実験施
設，陽子線治療施設，重粒子線治療施設，陽電子断層撮影(PET)核種製造用サイクロト
ロン施設－」としてマニュアルの形でまとめた。本発表ではその要点を解説する。
【マニュアルの内容】
図 1 に「放射線発生装置廃止のための放射化測定評価マニュアル」の内容を示す。
本マニュアルのメインは，調査により加速器施設の放射化区分を示した第 2 章と放射化量の測定と放射化の有無の判定の方法を示した第 3 章である。
第 2 章では，これまで放射化について国からの判断が示されていない加速器である，静電加速器，放射光専用加速器，粒子線治療用加速器について，放射化していないと判断される領域を明確にし，廃止措置計画の立案に役立つようにした。廃止措置に伴う作業量やコストを大幅に減らす効果がある。
第 3 章では，PET 核種製造用のサイクロト
ロンの廃止措置を念頭に置き，コンクリート
構造物や加速器金属の放射化量を測定する方法や放射化の有無を判定する方法を考案した。
特 に ， 放 射 化 の 有 無 の 判 定 で は ，「 IFB（Indistinguishable From Background，バックグラウンドと区別できない）」を一般物として取り扱いできるようにするとした。これは，米国で採用されている方法を参考にし，今後，日本の廃止措置時に放射化物を適切に取り扱
うための手順の標準となるであろう。

第１章 はじめに1.1 本書の目的
1.2 本書の構成

第 ２ 章 放 射 線 発 生 装 置 の放 射 化 区 分 のための測定と結果
2.1 放射化の観点による、放射線発生装置及び建屋の区分
2.2 放射線発生装置の使用に伴う放射化要因
2.3 放 射 化 ／ 非 放 射 化 の 区 分 を 明 ら か に す る
ための調査項目
2.4 放射化量推定のための測定手法
2.5 放射化量推定計算手法
2.6 加速器の種類による施設評価結果

第３章 廃止措置時の測定と評価手法
3.1 用語の定義
3.2 コンクリート構造物の放射化評価
3.3 サイクロトロンの金属の測定と評価手法

第４章 海外の状況
4.1 加速器施設のクリアランス実施例
4.2 加速器施設に関する廃止措置検討状況

第 ５ 章 Ｒ Ｉ 規 制 法 下 でのクリアランス制 度 への取り組みに対する課題
5.1 放 射 線 発 生 装 置 の 現 状 と ク リ ア ラ ン ス 制
度の運用
5.2 小 規 模 事 業 所 に お け る ク リ ア ラ ン ス の 進
め方
5.3 放射化物の取扱に対する課題

図 1 「放射線発生装置廃止のための放射化測定評価マニュアル 」の内容

Manual of Measurement and Evaluation of Activation for Decommissioning of Accelerator Facilities
MATSUMURA H., MASUMOTO K., YOSHIDA G., TOYODA A., NAKAMURA H., MIURA T.

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3K13

可 搬型 γ 線イメー ジング装置 GeGI5 による加速器放射化評価の可能性(KEK 1 、筑波大 2 )○吉田剛 1 、松村宏 1 、中村一 1 、豊田晃弘 1 、三浦太一
1、桝本和義 1 、笹公和 2 、森口哲朗 2 、松村万寿美 2【緒言】 加速器の放射化は作業員の被ばくや、放射性廃棄物発生の観点から問題視されているが、その評価は人手によるサーベイメータでのスキャニングに頼る他なく、非効率かつ被ばくリスクが大きい。可搬型γ線イメージング装置は、線源からのγ線を可視化する革命的なツールであり、我々は当該技術の加速器放射化評価への応用について検討を続けてきた。福島原発事故以降に急速に発展し、非常に多くの機種が実用化されてきた中、加速器放射化において、放射化部位、残存核種、放射能を評価する
ためには何が必要なのか？ 本発表では、我々が過去に行った多くのテスト実験より、最も優秀と判定した市販機種を用いた実地試験結果および、一連の評価で明らかとなった加速器放射化評価に要求される性能について報告する。
【装置】 現在実用化されている可搬型γ線イメージング装置は、主に「ピンホール」、「マ
スク」、「コンプトン」の３つの計測方式を採用している。
今回、我々が評価に用いたのは、コンプトン方式を採用
した PHDS 製 GeGI5 という機種である（図 1）。また、検出部についても NaI 等の各種無機シンチレーターを用いた機種から、CdTe や Ge などの半導体結晶を用いたものまで、多種多様である。GeGI5 は直径 90mm 厚み 11mmの比較的大きな Ge 単結晶を搭載している。これまでに実施した様々な仕様の 市販機種を用い た評価 結果より、加速器の放射化評価には結晶厚が最重要であることが
図 1. GeGI5 外観
示されている。
【評価内容・結果】 ベンチマークとしての較正用標準線源を用いた撮影および、実際の加速器施設での評価を行った。例として、筑波大学タンデム加速器施設内ビームライ
ンの放射化したベローズ（表面線量率 3.5μSv/h、核種は
56
Co が主体）を撮影した結果について説明する。図 2 に、40cm の距離から撮影した時の線源可視化結果の経時変化を示す。コンプトン方式の特徴として、γ線のエネル
ギーと散乱角、そして線源との距離より逆算した円錐（コーン）を可視光画像に投影し、最も重なりの強い部
位を線源位置として特定する。凡そ 30 分で放射化部位への重なりが強く現れることがわかった。距離を変えて同様の測定を行ったところ、収束に要する時間は、距離の 2 乗に反比例することが示され、線量率と装置に記録
図 2. 放 射 化 ベ ロ ー ズ 撮 影 時
される統計量を用いて標準化できることがわかった。
線源可視化結果の経時変化

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3K14

スペクトル定量法の液体シンチレーションスペクトルへの適用性(日本分析セ １ 、新潟大 ２ 、JAEA ３ ，IRID ４ )○大島真澄 １ ，後藤 淳 ２ ,篠原宏文 １ ，瀬戸博文 １ ，伴場 滋 １ 、古瀬 貴広 ３ ,４

【緒言】液体シンチレーションカウンタ（LSC）は、放射性核種を含む溶液試料と液体
シンチレータを混合溶解することによって、効率よく低エネルギー放射線を測定することができるため、低エネルギーβ線、Ｘ線の定量に適している。分解能は半導体検出器などと比べ劣るが、スペクトル全体を用いるスペクトル定量法（SDM 法）[1,2] 解析には適している。その定量性検証の結果を報告する。
【実験と解析】 実験は、㈱化研[3]への外注により、H-3、Co-60、Sr-90 および Cs-137 の各々1300、6773、3088、3055 Bq の標準溶液の LSC 測定を行った。測定はパーキンエ
ルマー社製 Tri-Carb 3110TR 型液体シンチレーションカウンタを使用した。
LSC は、試料の化学組成によってクエンチングを生じるので、まずクエンチング補正を行った。SDM 法解析ソフトは、以前ガンマ線解析用に開発したもの[1]を使用した。
SDM 法の定量精度評価を行うため、以上の標準溶液スペクトルから、Cs-137 の 3000 Bqの存在下で、他の 3 核種の濃度が全て 3000、1000、300、100，30 Bq である混合スペ
クトルを合成し、SDM 解析を行った。

図1

H-3、Co-60、 Sr-90 およ び Cs-137 の LSC スペク ト ル

図2

濃度 調 整値 に 対す る SDM 定量 値の 再 現比

【結果と結論】図 1 に、例として、4 核種すべてが 3000 Bq の強度で、60 分測定したことに相当するスペクトルを示す。図 2 に各濃度に対する定量の再現比を載せる。SDM
解析による主成分 Cs-137 の 3000 Bq の存在下で、他の 3 核種の濃度比が 100-10%で、定量精度が約 7 %以下、濃度比が 3 %、1 %の時でも、精度は各々20、30 %以下になるという結果が得られた。このことは、複数の核種が混在しても、SDM 法は、一定の精度で、各々を同時に定量できることを示している。
参考文献[1] 日本原子力学会 2020 年春の年会 2N-02, 2020 年 3 月 16-18 日 予稿のみ
[2] 日本原子力学会 2021 年春の年会 2D-14, 2021 年 3 月 17-19 日 オンライン[3] HTTP://www.kakenlabo.co.jp/index.html
本件は、平成 30 年度補正予算「廃 炉・汚染水対 策事業費補助金(固体廃棄物の処理 ・処分に関す る研究開発)」に係る 補助事業およ び JAEA 英知を結集した原 子力科学技術・人 材育成事業 JPJA20P20333366 の助成を受けたもの です。

Application of spectral determination method to liquid scintillation spectra〇Masumi Oshima1, Jun Goto2, Hirofumi Shinohara1, Hirofumi Seto1, Shigeru Bamba1, and Takahiro Furuse3,4

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ポスター発表
9 月 24 日（金）3P01-3P12

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3P01

アスタチン化合物の分光・可視化にむけた新規手法の提案(阪大放射線機構 1 、阪大医 2 、理研仁科セ 3 )○寺本高啓 1 、大江一弘 2 、王 洋 3 、羽場宏光 3 、豊嶋厚史 1【緒言】 アスタチン（ 211 At）はアルファ線核医学治療で使用される核種の候補として注目されている。これまでのところ、アスタチン原子について、波長可変ナノ秒レーザーを用いた多光子イオン化による電子励起状態の観察およびイオン化ポテンシャル、
電子親和力の決定が報告されている。しかしながら、 211 At を含む化合物についての物
理化学的な知見に関する報告例は一切ない。
核医学治療において、薬剤投与による体内分布を評価するため、X 線、γ線を検出しイメージングが行われている。この高エネルギーの光子に対しては、結像光学系の構築が困難であるため放射される光を直接撮像するだけに限られる。そのためイメージ画像を撮像するため画像素子を複数用意する必要がある。
本研究では、 211 At 化合物の分光に向けた取り組みを紹介する。原子分子分光学で活用されている covariance 法の導入について紹介する。また可視化については、単一検出器とマスクパターンから画像再構築を行なう single pixel imaging 法を 211 At のイメージングに導入を試みたので報告する。
【実験】 209 Bi(α,2n)反応により生成した 211 At を含む金属 Bi をアルミニウム支持板とともに電気炉で 850℃まで加熱蒸発する乾式分離法により単離した。単離された 211 At を蒸留水で抽出し、マイクロバイアルにて採取した。本研究で使用した 211 At の量は、実験開始時において 100µL 水溶液あたり 1MBq(10 10 原子)ほどであった。
1. 211 At の covariance mapping211
At の崩壊過程に伴う X 線およびγ線の放出を Ge 半導体検出器(BE2020 Camberra)
および MCA(MCA-7a Seiko EG&G)で計測した。積算時間を２s とし、連続で 16,000 点のγ線スペクトルを得た。得られたデータから Covariance mapping を作成した。
680keV 付近に 211 At の電子捕縛に伴うγ線の放出が確認できた。共相関係数が 0.001 と小さいが 211 At の放出する２つのγ線で相関があるのがわかった。
2. 211 At の single pixel imaging
CdZnTe 半導体検出器（GR1,Kromeck）の前面に、真鍮のマスクを用意した。真鍮マ
スクの厚みは 1cm でありγ線を完全に遮蔽することができる。マスクパターンは 3×3の格子状になっており、ピンの抜き差しによりマスクパターンの生成を行なう。検出器から 10 ㎝離れた位置（右下）に 211 At 水溶液が入ったバイアルを置き、それぞれのマスクパターンに対するγ線のカウントレートを計測した。カウントレートとマスクパターンから画像の再構築を行なった。3×3 の格子状の右下に高い信号強度があるのが確認できた。これは、 211 At 水溶液が入ったバイアルの位置に該当しており、原理検
証実験として妥当な結果を得ることができたと考えられる。

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3P02

Mn-52 の製造と半減期測定(東北大ELPH 1 、東北大金研 2 、東北大CYRIC 3 )○菊永英寿 1 、白崎謙次 2 、池田隼人 1,3【緒言】
マンガンは多様な酸化数を取り，様々な錯形成をする遷移金属元素である。動植物の必須微量栄養素でありながら，神経毒性など生体に対して特異な影響を持つことも知られており，これらの挙動を知ることは生体にとって重要な情報となる。
マンガン同位体のうち Mn-52g（半減期 5.6 d）は約 29%が + 壊変を通して壊変するた
め PET 核種として使われつつある核種である[1]。また，71%が電子捕獲過程を通して壊変するため，クロム同位体と同様に化学状態により半減期が変化する可能性がある。
本研究では，これらの研究を進めるための Mn-52g トレーサーの製造法を開発する。
製造反応は nat V(,X) 52g Mn， nat Cr(d,X) 52g Mn， nat Fe(,X) 52g Mn を選択し，励起関数測定とMn トレーサー精製法について検討しているが，ここでは nat V(,X) 52g Mn の励起関数の結果を報告する。
［実験］
励起関数測定はスタックフォイル法で行った。厚さ 10 m，純度 99.5%のバナジウム
箔と，フラックスモニタ用の厚さ 5-20 m，純度 99.9%の銅箔を重ねて照射ターゲットとした。照射は東北大学サイクロトロン・ラジオアイソトープセンターの AVF サイクロトロンで行った。約 50 MeV に加速した粒子を照射ターゲットに 50-100 pnA で 30分程度照射した後，各フォイルに対して高純度 Ge 半導体検出器を用いたスペクトロ
メトリーを行った。ビーム量やエネルギーは nat Cu(,X) 66,67 Ga 反応を用いて補正して，
V 箔の測定結果から励起関数を求めた。
［結果］
暫定的な結果ではあるが得られ た nat V(,X) 52g Mn の 励 起 関 数を図 1 に示す。これまで得られている励起関数の文献値は最大2 倍程度ばらついているが，今回得られた値は V. N. Levkovski らの値とよく一致していた。発表では詳細な解析結果や他の核反応の結果も合わせて報告する。
図 1． nat V(,X) 52g Mn の励起関数（文献値は[2]より取得）

References[1] G. J. Topping et al., Med. Phys. 40 (2013) 042502.
[2] EXFOR (Database Version of 2021-06-28), https://www.nndc.bnl.gov/exfor/

Production of Mn-52 and its half-life measurement
KIKUNAGA, H., SHIRASAKI, K., IKEDA H.

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3P03

Th-229m の壊変特性の解明に向けた高周波イオン収集・質量分離装置の開発(理研仁科セ 1 、阪大院理 2 、理研香取研 3 、JST さきがけ 4 、KEK 和光原子核科学セ 5 )○重河優大 1 、床井健運 2 、山口敦史 3,4 、Wang Yang 1 、Yin
Xiaojie 1 、南部明弘 1 、佐藤望 1 、和田道治 5 、羽場宏光 1【緒言】 229 Th の第一励起準位（ 229mTh）は、8.3 eV 程度[1]という極端に低い励起エネル
ギーを持つ。そのため、化学状態に依存して 229mTh の壊変過程（内部転換、電子架橋
遷移、γ 線放出）が変化すると考えられている。しかし、 229mTh の電子架橋遷移と γ 線
放出過程は未だに観測されていない。我々は、 229mTh イオンをイオントラップ中に捕捉し、低圧のガスと化学反応させることで、 229mTh の化学状態を自在に制御し電子架
橋遷移を観測することを目指している。また、 229 Pa イオンをフッ化物結晶に打ち込み
アニールすることで、 229 Pa から EC 壊変によって生成された 229mTh の内部転換を抑制
し、γ 線放出を観測することを目指している。本研究では、233 U 線源から飛び出してくる 229mTh イオンやレーザーアブレーションにより生成された 229 Pa イオンを高効率で収集するために、小型の高周波イオン収集装置を開発した。さらに、測定の妨害となる
不純物を除去するために質量分離装置を接続し、装置の性能評価を実施した。
【実験】 図 1 に示すイオン収集・質量分離装置を開発した。He ガスセル中で生成されたイオンは、Heとの衝突で減速し、DC 電圧勾配によって RF カーペットまで運ばれる。その後、イオンは高周波電圧によってカーペットの中心孔（直径 0.32 mm）まで運
ばれ、四重極イオンガイドによって高真空中に運ばれる。そして、四重極質量分離器により特定の質量電荷比を持ったイオンのみがチャンネルトロン検出器まで運搬される。イオンの引き出し効率や質量分解能を評価するため、224 Ra 線源をガスセル内に設置し、α 壊変の反跳によって飛び出してくる 220 Rn
イオンやその娘核を引き出す実験を実施した。その際、He 圧力(5–15 mbar)、DC・RF 電圧の大きさ、He
ガスの精製の有無などの条件を変えて測定した。

図 1. 高周波イオン収集・質量分離装置【結果】 220 Rn + や 216 Po + を半値幅 1 u 程度の質量分解能で明確に検出できた。DC・RF
電圧を最適値に設定することで、15–20%の効率で 220 Rn + を引き出せることが分かった。
また、He ガスの精製により、 216 Po 2+ 等の多価イオンを引き出せることが分かった。従って、本装置を用いることで、複数の価数の 229mTh や 229 Pa のイオンを高効率かつ十分な質量分解能で引き出し、229mTh の壊変過程に関する実験を実施できると期待される。
[1] B. Seiferle et al., Nature 573, 243 (2019).

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3P04

北海道道東海域における 134Cs の空間分布と経年変動 (2018–2021)(金沢大 1、水産機構・資源研 2) 〇真下海成 1、竹原亮成 1、井上睦夫 1、亀山紘旭 1、
谷内由貴子 2、黒田寛 2、帰山秀樹 2、三木志津帆 2、長尾誠也 1【はじめに】北海道道東海域では生物生産性が非常に高く、世界でも有数の漁場が形成される。そのため、本海域の海水循環を明らかにすることは重要である。134Cs は 2011 年 3 月の福島第一原子力発電所(FDNPP) 事故により海洋環境中に放出された人工放射性核種であり、溶存性であることから海水とともに循環する。短半減期 (2.06 年) ゆえに、現在海水中で検出されるものはすべて FDNPP 事故由来であり、供給時期も明らか (2011 年 3 月) なことから、海水循環の化学的トレーサーとして非常に有効である。本
研究では 2018–2021 年の道東沖を中心とした北海道近海における 134Cs 濃度を測定、その空間分布より
道東海域の水塊構造を議論した。
【実験】 2018–2021 年に北海道近海で海水試料を～60–100 L 採取した。リンモリブデン酸アンモ
ニウム (AMP) 沈殿により Cs を回収した。すべての AMP/Cs 試料は石川県の尾小屋地下測定室に設置されたゲルマニウム半導体検出器を用いた、極低バックグラウンド γ 線測定を利用し、134Cs
濃度を測定した。
【結果と考察】2018–2019 年の道東海域
1.5

ムチャッカ海流 (EKC) の 134Cs 濃度の平均値は、それぞれ 0.7 mBq/L、0.2
mBq/L、および 1.3 mBq/L であった。道
東海域における表層海水試料中の 134Cs
濃度は、宗谷暖流、東樺太海流より高い値を示した (図 1)。

1

SWC

0.5

ESC
0

この原因として、134Cs が東カムチャッカ

32

海流経由で亜寒帯循環により道東海域に再流入したことがあげられた。さらに、

2018
2019

EKC

134

(SWC)、東樺太海流 (ESC) および東カCs (mBq/L) on accident date

親 潮流 域に 影響 を与える 宗谷 暖流

32.5

33

33.5

34

34.5

Salinity

図1 道東海域表層海水における134Cs濃度

親潮流域の 134Cs 濃度は 2018 年から 2021
年にかけて、わずかながら有意な増加傾向にあることも明らかになりつつある。2018 年以降、宗谷
暖流のもととなる対馬暖流には上昇の傾向はみられていないことから、東カムチャッカ海流における 134Cs
濃度の上昇が推測される。本年会では、2011 年を基準としたタイムスケールを含む亜寒帯海水循環を議論する。
【謝辞】本研究の一部は、「日本周辺海域における低レベル放射性セシウム等の汚染物質の分布調査
および循環の解析」の一環として行われた。海水試料採取にご協力いただいた、蒼鷹丸、北光丸の船長、乗組員、および同乗研究者の皆様に感謝いたします。

Spatial variations of 134Cs concentrations off eastern Hokkaido (2018–2021)
MASHITA, K., TAKEHARA, R., INOUE, M., KAMEYAMA, H., TANIUCHI, Y.,
KURODA, H., KAERIYAMA, H., MIKI, S., NAGAO, S.

92

3P05

228

Th/ 228 Ra 放射能比の空間分布からみた日本海の粒子吸着性成分の挙動(金沢大 1 、海洋財団 2 、水産機構・資源研 3 ) ○亀山紘旭 1 、井上睦夫 1 、
諸角季生 1 、城谷勇陛 1 、花木祥太朗 1 、古澤佑一 1 、小藤久毅 2 、森田貴
己 3 、三木志津帆 3 、長尾誠也 1

【序論】
228
Th (半減期 1.91 年) は海洋環境において粒子吸着性であり、一部は粒子とともに海水 か ら 除 去 さ れ る 。 そ れ ゆ え 、 溶 存 性 で あ る 親 核 種 228 Ra と の 放 射 能 比 、 す な わ ち
228
Th/ 228 Ra 放射能比は、粒子さらには粒子吸着性成分の挙動を探る重要な指標となる。
日本海においては、対馬暖流下における粒子除去に興味がもたれる。本研究では、
228
Th/ 228 Ra 放射能比の空間分布をもとに、日本海における粒子除去過程を議論する。
【試料・実験】
2012–2020 年 7–8 月に日本海で海水～20 L を採取した (図.1)。表層採水はバケツ、鉛直海
水採取は CTD センサー-ニスキン採水ボト
ルを使用し、水深 0–350 m で採水した。未ろ過海水に BaSO 4 および Fe(OH) 3 共沈法を適用、ラジウム、トリウム同位体を分離 した。石川県小松市の尾小屋地下測定室に設置したゲルマニウム検出器を利用し た低バッ
ク グ ラ ウ ン ド ガ ン マ 線 測 定 法 に よ り 、 226 Ra,
228
Ra, 228 Th 放射能濃度を測定した。

図.１ 海水試料採取地点【結果・考察】日本海表層 (< 50 m) では、228 Th/ 228 Ra 放射能比は、< 0.15 と低い値を示した。盛んな粒子除去を反映する。水深 50–350 m においては、対
馬海盆～大和海盆域では、228 Th/ 228 Ra 放射能比が、0.1–0.25 と大きな変動はみられなかった。両海域における粒子吸着性成分の挙動および粒子除去メカニズムに、顕著な違
いはないことが推測された。一方で、対馬海盆・大和海盆域 に比べ、日本海盆域において 0.15–0.6 と高く変動幅の大きい 228 Th/ 228 Ra 放射能比がみられた。ラジウム ( 226 Ra,
228Ra) 濃度、塩分などと照らし合わせ、日本海盆域の 228 Th/ 228 Ra 放射能比は、リマン
海流など他の水塊の寄与、およびその混合比の差を反映していることが考えられた。

謝辞：本研究の一部は、「日本周辺における低レベル放射性セシウム等の汚染物質の分
布調査および循環の解析」の一環として行われました。海水採取にご協力いただいた、
蒼鷹丸の同乗研究者、船長および乗組員の皆様に感謝いたします。
Spatial distributions of 228Th/228Ra activity ratio in the Japan Sea and the implications for transport ofreactive materials
KAMEYAMA, H., INOUE, M., MOROKADO, T., SHIROTANI, Y., HANAKI, S., FURUSAWA, Y.,
KOFUJI, H., MORITA, T., MIKI, S., NAGAO, S.

93

3P06

DGA resin を⽤いた Y 分離による⾻中 90Sr 分析⽅法の開発(1 ⽇本原⼦⼒研究開発機構、2 福島⼤)○⼩荒井⼀真 1 、松枝誠 1, 2、⻘⽊譲 1, 2、藤原健壮 1、寺島元基 1【緒⾔】90Sr の放射能分析では、正確な測定のためにβ線の⾃⼰吸収の原因となる試料のマト

リックス成分や他のβ線放出核種の化学分離が必要となる。⾻や海⽔⿂などのマトリックスの多い試料を対象とする場合、Sr と同族で 2 価イオンとなる Ca などが試料中に⼤量に含まれるため、90Sr を精製する化学分離⼿法は Ca の分離が不⼗分なことがある。⼀⽅、90Sr の娘核種である 90Y を試料から直接分離する⼿法は 3 価の Y と 2 価の Ca、Sr などを容易に分離できるため、⾻中 90Y を簡便に精製できる前処理⼿法になる可能性がある。Y に⾼い選択性を持つ固相抽出樹脂 DGA resin は簡便に 90Y を精製できるが [1]、Ca を⼤量に含む⾻の 90Sr 分
析に適⽤された例はない。そこで本研究では DGA resin での化学分離により 90Y 測定の妨害核種となる元素（Cs、Pb、Bi、Th、U）、⾻のマトリックス元素（Na、Mg、K、Sr、Ba）が分90
離できるか調査し、⾻標準物質の Sr が定量できるか検討した。
【測定試料と実験⽅法】固相抽出試験⽤の⽔溶液（1 µg mL-1 Y、Cs、Pb、Bi、Th、U、8M 硝酸）は、混合元素標準液 XSTC-13（10 µg mL-1 の Y、Cs、Pb、Bi、Th、U を含む）と 8 M 硝
酸を⽤いて調製した。この⽔溶液 10 mL を DGA resin（2 mL カートリッジ）に通液し、その後 10 mL の 8 M 硝酸、10 mL の 8 M 塩酸、20 mL の 3 M 硝酸と 0.3 M フッ酸の混合物、20 mLの 0.02 M 硝酸を連続して洗浄した。最後に 20 mL の 0.1 M 塩酸により Y を溶出した。90Sr 測定⽤の標準物質として、NIST-SRM 4356（ヒト⾻）と JSAC0785（⿂⾻）を 2 週間以上静置してから⽤いた。1 g のヒト⾻と 2.5 g もしくは 10 g の⿂⾻は酸分解により溶液化した。溶解液
は 8 M 硝酸相当になるように調整し 100 µg 相当の Y キャリアーを添加した。
この溶液を DGA
resin に通液し、上記の分離⼯程同様にカラムを洗浄し、最後に 20 mL の 0.1 M 塩酸により Yを溶出した。溶出液には 1 mg の Fe3+相当を加え、数 mL の濃アンモニア⽔により Y を⽔酸化鉄と共沈後、ろ過により沈殿を捕集した。この沈殿をβ線測定（6 時間測定）に⽤いた。カ
ラム溶出液中の元素分析は ICP-MS により⾏った。
【結果と考察】測定妨害核種となり得る元素のうち Th 以外は各洗浄⼯程で除去できたが、1.6%の Th は Y と同時に回収された。ヒト⾻の 228Th 濃度の認証値は 7.2 Bq kg-1 であることから、上記の回収率であれば 10 Bq kg-1 程度の 90Sr への⼲渉は無視できると考えられる。また、ヒト⾻（1 g）と⿂⾻（2.5 g）中のマトリックス元素のほぼ全てが 8M 硝酸の通液により分離でき、特に Ca は 99.9%除去できた。DGA resin による化学分離法を⾻標準物質の 90Sr の分析に適⽤したところ、1-10 g の⾻試料について 75％以上の Y 回収率が得られ、この際の 90Sr の測定値は、認証値と誤差の範囲で⼀致することを確認した。これの結果は、DGA resin による
Y 分離⼿法が、⾻中 90Sr の分析に適⽤可能であることを⽰している。
表. DGA resin での骨標準物質の 90Sr 測定結果

⾻標準物質

試料量

Y 回収率 / %

測定値 / Bq kg-1

認証値 / Bq kg-1

NIST-SRM 4356

1.0 g
2.5 g

92.5
75.7

44.6±1.3
12.7±0.9

42.6 (36.4-49.5)*

JSAC 0785

10 g
86.2
13.1±0.4*認証値（2.5-97.5 %信頼区間） **認証値±標準偏差[1] E. P. Horwitz et al., Solvent Extr Ion Exch., 23, 319–344 (2005).
Development of analysis method for 90Sr in bones using Y separation with DGA resin
KOARAI, K., MATSUEDA, M., AOKI, J., FUJIWARA, K., TERASHIMA, M.

94

11.5±2.1**

3P07

モニタリングポストの in-situ 校正による空間放射線量率測定の品
質保証(日本分析センター)○杉山翠、石川清正、田中博幸、新田済、岸本武士【モニタリングポストの in-situ 校正の必要性】
モニタリングポストによる空間放射線量率の測定は、平常時においては、 原子力施
設周辺における周辺住民等の被ばく線量の推定及び評価、国内外の原子力施設からの予期しない放射性物質又は放射線の放出の早期検出及び周辺環境への影響評価 に用いられ、緊急時においては、OIL（Operational Intervention Level）に基づく防護措置（住民の避難等）の実施の判断材料の提供等に用いられており、その測定値の信頼性を担保することが重要である。
現状、モニタリングポストは製造メーカによる点検が定期的に実施され、機器調整が行われているものの、「平常時モニタリングについて」（原子力災害対策指針補足参考資料、平成 30 年 4 月 4 日）には、品質保証として、代表的に選んだモニタリングポ
ストに対して校正を実施することが重要であると記載されている。
モニタリングポストは設置場所に固定し て使用されているため、設置場所における現地校正（in-situ 校正）が必要であり、日本分析センターは、モニタリングポストを
in-situ 校正できる校正機関として、JCSS（Japan Calibration Service System）の登録を取得している国内で唯一の機関である。
【in-situ 校正方法及びトレーサビリティ体系】
JCSS 校正のためのトレーサビリティ体系図を示す。
国家標準とトレーサブルなワーキングス
タンダードである電離箱線量計を用いた
in-situ 校正を実施している。モニタリング
ポスト及びワーキングスタンダードの両方に対して、Cs-137 線源による約 1 μGy/h 程度の照射を行い、その結果を比較することにより校正を実施している。in-situ 校正の
拡張不確かさ（k=2）は 7%程度である。
【これまでの in-situ 校正実績】
全国 47 都道府県に約 300 台設置されている環境放射能水準調査用の モニタリングポ
スト（NaI(Tl)シンチレーション検出器）について、2016 年度から in-situ 校正を実施しており、2020 年度までに 33 台（33 自治体）の校正を実施した。校正定数は 0.97～1.07の範囲であり、国内における空間放射線量率 の測定が適切に実施されていることを確認した。
なお、2020 年度からは、全国の原子力施設監視用のモニタリングポスト（NaI(Tl)シンチレーション検出器及び電離箱検出器）も対象として in-situ 校正を実施している。
本発表は、原子力規制庁委託事業である環境放射能水準調査の成果の一部である。
Quality assurance by in-situ calibration for air dosemeters installed at monitoring stations
SUGIYAMA, M., ISHIKAWA, K., TANAKA, H., NITTA, W., KISHIMOTO, T.

95

3P08

海域モニタリングの質の保証(日本分析センター)○佐野友一、佐久間亜美、太田智子【緒言】 2021 年 4 月に開催された廃炉・汚染⽔・処理⽔対策関係閣僚等会議において、「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における多核種除去設備
等処理⽔の処分に関する基本方針」が示され、福島第一原子力発電所による事故以降、継続的に発生し続けている ALPS 処理水の海洋放出が決定された。この決定を受け、今後、海域モニタリングが強化・拡充されることになるが、同時に、海域モニタリン
グにおける分析値の質の保証の重要性が益々高まっていくものと考えられる。
IAEA は、平常時及び緊急時モニタリングにおいて、迅速かつ信頼性が高い分析を行う こ と が で き る 研 究 機 関 の 世 界 的 な ネ ッ ト ワ ー ク と し て 、 1995 年 に ALMERA（Analytical Laboratories for the Measurement of Environmental Radioactivity）を設立した。
ALMERA には 2021 年 6 月時点で 90 カ国 194 機関が登録されており、日本分析センター（以下、「当センター」と示す。）は 2008 年から参画している。ALMERA の主な活動として、技能試験（Proficiency Test）、分析法の開発、標準試料の開発、ワークショ
ップ・研修の実施等があり、また、年に 1 回年次会議を開催し、情報交換が活発に行われている。
当センターが外部精度管理として参加している IAEA が主催する技能試験の中に、
海域モニタリングを実施する研究機関をサポートすることを目的としたIAEA-RML-PT がある。海水試料中の H-3、Sr-90、Cs-137 等の核種を分析するプログラ
ムが実施されており、当センターは 2014 年から継続的に参加している。今回、2020年に実施された IAEA-RML-2020-01 PROFICIENCY TEST の結果と共に、過去の結果をまとめたものを紹介する。
【内容】 2020 年の本技能試験では、地中海の海水 5L に H-3、Sr-90、Cs-134、Cs-137 及
び未知のガンマ線放出核種が添加されたものが提供された。分析期間は約 3 ヵ月で、分析方法は、各機関が適切な方法を選択しなければならない。図 1 にトリチウムの報告結果を示す。当センターでは、全ての核種について「満足」な結果であった。

本研究は原子力規制庁委託費（環境放射能水準調査）事業の成果の一部である。

96

111

3P09

Cd(← 111m Cd)及び 111 Cd(← 111 In)プローブを用いた摂動角相関法による Cd x Fe 3-x O 4 中の超微細場測定(金沢大院自然 1 、金沢大理工 2 、京大複合研 3 )○藤井光樹 1 、小中將彰 2 、
伊東泰佑 1 、大久保嘉高 3 、佐藤渉 1,2【緒言】 スピネル化合物は構成元素の種類や占有サイトにより電気的、磁気的特性が変化する物質で、機能性材料としての応用に向けて、それらの基礎物性を調べることが大変重要である。先行研究において逆スピネルである Fe 3 O 4 に不純物として導入された摂動角相関(PAC)法の 111m Cd プローブ核は A サイトを占有し、超微細磁場による静的な摂動パターンが観測された[1]。一方で正スピネルである CdFe 2 O 4 の超微細場を同法で測定したところ、同じく A サイトを占有する 111m Cd プローブ核の核スピン緩和現象が観測された[2]。さらにこの緩和現象の手がかりを得る為、 111 Cd( ← 111 In)プローブを用いて CdFe 2 O 4 と Fe 3 O 4 の中間的な組成を持つ Cd x Fe 3-x O 4 のスペクトルの濃度依存性を調べた結果、111 In プローブが A サイトの占有割合が大きくなる試料(x=0.25, 0.5)では、温度上昇により先行研究[2]と類似する核スピン緩和現象が観測され、A サイトのプロー ブ で 顕 著 に 観 測 さ れ る 現 象 で あ る こ と が 示 唆 さ れ た [3] 。 そ こ で 本 研 究 で は 、Cd x Fe 3-x O 4 を対象に 111 Cd( ← 111m Cd)及び 111 Cd( ← 111 In)プローブを用いた PAC 測定によりスペクトルの Cd 濃度依存性並びにプローブ依存性を調べた。
【実験】 Fe 3 O 4 , Fe 2 O 3 および CdO 粉末を混合し、錠剤成型後、真空中 1373 K で 45 分間焼成して Cd x Fe 3-x O 4 試料を作成し、 111 In プローブを試料に滴下し、真空中 1373 K で 3
時間熱拡散を行い PAC 測定を行った。また、京大原子炉にて 110 Cd の純度を 96.5%に同位体濃縮した CdO 粉末に中性子照射して 111m Cd を生成した。この酸化物と Fe 3 O 4 ,Fe 2 O 3 および CdO 粉末を混合し、錠剤成型後、真空中 1373 K で 45 分間焼成してCd x Fe 3-x O 4 試料を作成し、 111m Cd プローブの PAC 測定を行った。
【結果】 Fig.1 は 773 K での 111m Cd を用いた

A22GG
G22(t)(t)(t)
AA
2222 2222

0.20
0.20
0.20
0.15
0.15
0.15
0.10
0.10
0.10
0.05
0.05
0.05
0.00
0.00
0.00
-0.05
-0.05
-0.05

Cd 0.25 Fe 2.75 O 4 の PAC スペクトルである。本研究においてこの試料の磁気転移温度(T C )は 753 K であることが分かり(Fig.2)、磁気が消失している 773 K
での核スピン緩和現象を示唆する指数関数的な減000

衰は、プローブ核と電場勾配との相互作用に起因ことを勘案すると、これらの現象は A サイトの電場
50勾配による摂動に帰することができる。

0[1] W. Sato et al., J. Appl. Phys. 120, 145104 (2016).
[2] W. Sato et al., J. Radioanal. Nucl. Chem. 316, 1289
(2018).

[3] ⼩中將彰 金沢大学物質化学類卒業研究 (2020)

L (Mrad/s)

観測された。111m Cd プローブが A サイトを占有する
100

100
100 150150 200
200 250250 300
300
100
150
200
250
300

ttt///nsns
nsFig. 1: 773 K での Cd 0.25 Fe 2.75 O 4 中
111 Cd(← 111m Cd)の PAC スペクトルすることを示唆している。また、x=0.25 以外の Cd200
濃度の試料でも磁気転移温度以上で同様な結果が 150

50
50
50

0

200
150
100
50
0
0
200

200
400

400 600

T (K) T(K)600 800 800

Fig. 2: Cd 0.25 Fe 2.75 O 4 中の 111 In
プローブの PAC 測定で得られた
ラーモア周波数の温度依存性

Measurements of local fields in CdxFe3-xO4 by means of PAC spectroscopy with the 111Cd(←111mCd)
and 111Cd(←111In) probes
FUJII, M., KONAKA, M., ITO, T., OHKUBO, Y., SATO, W.

97

3P10

加速器中性子によるがん治療用 Sc-47 の製造に関する研究（原子力機構 1 、量研機構 2 、千代田テクノル 3 ）○塚田和明 1,2 、橋本和
幸 2 、橋本慎太郎 1 、浅井雅人 1 、初川雄一 2 、佐伯秀也 2,3 、川端方子 2,3 、
太田朗生 2,3 、本村新 2,3【はじめに】 47 Sc（半減期 3.35 日）は、がん治療に適したβ線（平均エネルギー 162 keV）と画像化に適したγ線（159 keV）を同時に放出するため、その臨床応用が期待されている。そのため、原子炉熱中性子及び加速器による荷電粒子等を用いた製造手法の研究が行われてきたが、臨床応用に必要な品質を確保できていない等の問題がある。近年、我々は、医療用 RI 合成に加速器で発生させる高速中性子（加速器中性子）を用いた製造法を提唱してきた[1]。昨年の年会では、主に、ターゲット物質である Ti からの47
Sc 分離手法研究について報告したが[2]、今回は、生成量と副生成物に関する入射する重陽子のエネルギー依存性並びに副生成物等の評価を中心に報告する。
【実験】 原子力機構タンデム加速器施設および東北大学サイクロトロンにおいて、重陽子ビーム（15〜40 MeV, 約 1 µA）を Be 標的（22 mmφ× 10 mmt）に照射して得られる高速中性子を、濃縮 47 Ti 酸化物（95.70±0.30%濃縮, 約 35 mg）に約 1 時間照射し 47 Scを合成した。高速中性子はビーム前方に放出されるため、照射試料は Be 標的から 9 mm
前方の空気中に設置した。照射終了後、Ge 半導体検出器を用いて照射試料のγ線測定を行い、 47 Sc 並びに副生成物の生成量を入射重陽子エネルギーごとに評価した。
【結果・考察】 主に 47 Ti(n, p)反応で得られる 47 Scに加えて他の Sc 同位体など副生成物を確認した。図に本実験で得られた、入射重陽子エネル
ギーに対する生成核種の放射能（1 g の試料に１μA で１時間照射した照射終了時の生成量）を示す。Be 標的から発生する中性子の最大エネル
ギーは入射重陽子のエネルギーに依存するため、図のようにその生成量が大きく変化する。主に(n, p)反応で生成する 47 Sc 及び 46,48 Sc は 25 MeVの重陽子でほぼ最大化されるが、44m Sc など更に多核子を放出する反応による生成物は、25 MeV
では生成が抑えられ、 47 Sc の放射能純度を高めるためには、25 MeV の重陽子照射が最適である
ことがわかった。また、半減期が長い 46 Sc の図 重陽子エネルギーに対する生成量変化。
影響を抑えるためには濃縮試料の利用が必須である事も明白である。報告では、本成果に加えて分離手法開発の現状についても報告する予定である。なお、本成果は科研費基盤研究（19K08163 及び 21H03742）及び
短寿命 RI 供給プラットフォームの助成を受けたものである。
【参考文献】[1] Nagai et al., J. Phys. Soc. Jpn, 82, 064201 (2013).
[2] 橋本ら、2020 日本放射化学会年会、P32 (2020).
Production of Sc-47 for cancer therapy using accelerator neutrons
TSUKADA K., HASHIMOTO, K., HASHIMOTO, S., ASAI, M., HASTSUKAWA, Y. SAEKI, H.,
KAWABATA, M., OHTA, A., MOTOMURA, A.

98

3P11

HPLC 分析による ランタノイド内 包フラーレン(Ln 3+ @C 82 3-)の電子状態に関する研究(都立大院理 1 , 理研仁科セ 2 , 京大複合研 3 )○西村 峻 1 , 雨倉 啓 1 ,秋山 和彦 1,2 , 羽場 宏光 ２ , 高宮 幸一 3 , 久冨木 志郎 １
【緒言】金属内包フラーレン(EMF)はフラーレンに金属原子を内包した構造を持つ包接化合物である。ランタノイド元素(Ln)を内包したフラーレン(Ln@C 82 )は Ln から C82
ケージへ 2 ないし 3 つの電子が移動しており、電子状態は電荷移動数を大きく反映する。一方、高速液体クロマトグラフィー（HPLC）などにおける多段吸脱着平衡反応では固定相と直接相互作用する C 82 ケージ上の電荷移動数が等しくても、内包 Ln 原子が変わると保持時間に微小な差が現れる。このような化学平衡に現れる EMF の電子状態の差が、内包 Ln のどのような性質に由来するか興味が持たれる。先行研究では、多元素同時分析が可能なラジオクロマトグラフィー法を用いて La から Ho までの Ln 原子を内包した Ln@C 82 の精密な保持時間が決定され [1] 、4f 軌道の不対電子数の差が電子状態へ影響を与える可能性が示唆された [2] 。 本研究ではさらに詳細に電子状態に関する知見を得ることを目的として HPLC 保持時間の温度依存性について炭素数の異なる空フラー
レンを用いて調べ、熱力学的分析を行うことで分離機構の詳細を明らかにすると共に
La@C 82 等の金属フラーレンの挙動を調べた。
【実験】あらかじめ分離した高次フラーレン(炭素数：76, 78, 84, 86)を用いて HPLC 展
開（カラム：Buckyprep、溶離液：トルエン、流速：
3.2 ml·min -1 、温度範囲：20℃～-50℃）し、測定した温度における各フラーレンの保持時間を決定した。また、単離した Ln@C 82 を京都大学複合原子力科学研究所 KUR Pn2 孔にて放射化し、HPLC 展開（温度：-15℃、冷媒：エタノール）を行った。この溶出成分を 1 分毎に分画し、試料から放出される γ 線を
Ge 半導体検出器で測定し、得られたラジオクロマト
グラムから Ln 3+ @C 82 3- の保持時間を決定した。
【結果】高次フラーレンと La@C82 を用いた保持時

図 ：フラー レンの van’t Hoff プ ロット

間の温度依存性を図に示した。HPLC 保持時間はクロマトグラフィーにおける吸脱着平衡定数と相関があることから van’t Hoff 式に従い 1/T に対して直線的に変化すると予想されたが、図に示した通り、-20℃と-30℃の間で傾きに明確な変化があることがわかった。固定相の DSC 測定の結果、これらの傾きの変化は固定相の相転移に由来するものであることが示唆された。また、La@C 82 の保持時間は約 95 分と室温に比べて非常に遅くなることがわかった。測定した 2 点を図に示したが、高次フラーレンに比べ傾きが小さい可能性が示唆された。
[1] 秋山和彦他、2009 日本放射化学会年会・第 53 回放射化学討論会 1P28(2009).
[2] 雨倉啓他、2019 日本放射化学会年会・第 63 回放射化学討論会

3B09(2019)

Study on the electronic state of lanthanide endohedral metallofullerenes by HPLC analysis.
NISHIMURA, S., AMEKURA, K., AKIYAMA, K., HABA, H., TAKAMIYA, K., KUBUKI, S.

99

3P12

質量分析法を用いた岩石中 234 U/ 238 U 放射能比の高精度迅速測定法の確立(関西学院大院理工)○栗林千佳、谷水雅治

放射性核種であるウランは地球表層中に微量に存在しており、大気核実験や原子力発電関連施設での事故などに よって人為的にも環境中へと付加されている。天然および人為起源に由来するこれらウランの物質循環の把握には、ウランの同位体比が重要な指標となっている。ウラン-234 を用いた同位体比（ 234 U/ 238 U 比）は、 234 U と 238 U の放射平衡への到達度の関係を利用した 岩石の年代測定への 利用が主流であるが、地下
水年代や帯水層の母岩の種類に依存して放射非平衡の程度（放射能比）が異なることを利用した水文学的トレーサーとしての応用が試みられている。 このトレーサーとしての応用に おいては 、わずか な放射 能比の変動 を把握す る必要が あるた め、 234 U/ 238 U
比の分析精度が重要となる。従来、234 U/ 238 U 比は精度数%の放射線計測による測定が主流であったが、2000 年以降の質量分析法の発展に伴い、微量なウラン量での高精度かつ迅速な同位体分析法が提案されている。
本研究では、天然試料を対象とした質量分析法による 234 U/ 238 U 比の分析精度および繰り返し再現性を確認するため、ペルム紀～白亜紀の各時代に属する複数の石灰岩を試料とし、二重収束多重検出型 ICPMS を用いて 234 U/ 238 U 同位体分析を行った。さらに、数百万年以上前に形成した二次的変質のない石灰岩は放射平衡（放射能比＝1）に達して い る と 予 想 さ れ る こ と か ら 、 天 然 の ウ ラ ン 同 位 体 組 成 （ 234 U/ 238 U ＝ 0.00005499 、
235

U/ 238U＝0.00725）との値の比較も行った。石灰岩試料は鉄水酸化物共沈法および陰イオン交換カラムを用いて試料中の主要溶存イオンを除去した後、 ウランを含む溶液を回収し分析を行った。
分析の結果、数グラムの石灰岩試料に含まれる約 2 ng のウランでの 234 U/ 238 U 比測定
において、約 0.2 %の高い分析精度（2σ）と再現性が得られたことから、質量分析法を用いて天然試料の放射能比を正確に把握するため に十分な分析精度が得られることが確認された。また、分析した石灰岩は天然のウラン同位体組成とほぼ同様の組成を示し、放射平衡に近い状態であることが確認された。 この石灰岩から得たウランを含む溶液を同位体分析用の標準試料と して環境学的試料の放射能比を相対的に算出することで、地下水流動の把握などへの応用を念頭に、放射非平衡を示す天然試料の 234 U/ 238 U
放射能比分析を検討している。

Precise and rapid 234U/238U analysis of rock samples by mass spectrometry
KURIBAYASHI, C., TANIMIZU, M.

100

English Abstracts101

1K01 Time-series variations of 129I
activity concentrations and 129I/137Cs
activity ratios for SPM samples collected ineastern Japan just after the FD1NPP
accident
EBIHARA, M.1, SHIRAI, N.2, OURA, Y.2,
TSURUTA,

H.3,

MATSUZAKI,

released from FD1NPP during the first few
days after the nuclear accident had been
relatively enriched in radioiodine.
1K02 Vertical distribution of radiocesium
concentration in beach sand from
Fukushima Prefecture, JapanNAGAO, S.1, PUTRA, D. I. P. 1, MINAMI, T.

H.4,

MORIGUCHI, Y.5(1Waseda Univ., 2Tokyo Metropolitan Univ.,, FUJIU, M. 1, TOMIHARA, S2., OCHIAI, S.1

1

RESTEC, 4Univ. Tokyo, 5NIES)

3(1Kanazawa

We have determined hourly atmosphericUniv.,

Fukushima

2

MarineScience Museum)concentrations of 129I in aerosol dispersed into

Beach area of Fukushima Prefecture is

the atmospheric environment just after the

possible source of radiocesium from land to

nuclear accident at FD1NPP on March 11,

ocean after the Fukushima Daiichi Nuclear

2011 by measuring the quantity of 129I inPower Plant (FDNPP) accident on March 11,

suspended particulate matter (SPM) collected2011. Because contaminated seawater moved

on filter tapes at 41 SPM monitoring stations

from the FDNPP to coastal area of Fukushima

in Fukushima and other prefectures in eastern

Prefecture. Therefore, beach sand analysis isJapan including the metropolitan area. Out ofneeded to identify the release of radiocesium

920 hourly collected SPM samples, 500 werefrom beach sand. The beach research has been

judged to be trustworthy for scientificperforming at Yotsukura Beach, which is

discussion by critical scrutinization. Based on

located about 40 km south from the FDNPP.

those data, especially the data for the four

The beach sand samples were collected at nine

SPM monitoring sites close to FD1NPP(Futaba, Naraha, Haramachi and Nihonmatsu),
time-series variations of the atmosphericsites on 9-10 July 2019. The samples taken bya stainless steel tube cut into 5 cm thickness
and determined radioactivity of Cs-134 andconcentration of 129I as well as 137Cs was

Cs-137 by using Ge detector. The maximum

observed to be continuously and sometimes

concentration of radiocesium in each core

explosively dispersed in aerosol into thesample ranged from 22.9 Bq/kg to 5745 Bq/kg.

environment as radioactive polluted air

We also determined the relief of beach sandmasses (plumes) from FD1NPP. The highest

surface by unmanned aerial vehicle (UAV,

activity concentration of 129I as well as 137Cs

drone). In this presentation, we report thewas observed in the SPM samples collected atvertical profiles of radiocesium and discuss

the Futaba SPM station at 14:00-15:00 on

with maximum concentration of radiocesium

March 12 after the vent operation of Unit 1.

in sand layer based on elevation estimatedSystematically high 129I/137Cs activity ratiosfrom the UAV observation data.

were observed at Futaba and Haramachi fromMarch 12 to 14, suggesting that masses

102

1K03 Dissolution
properties
ofradiocesium-bearing
microparticles(CsMPs) released by the Fukushima
nuclear accident
OKUMURA, T.1, YAMAGUCHI, N.2,

composing CsMPs.
1K04 A study of the shape of radioactive
particles derived from Fukushima Daiichi
Reactor Unit 1
MINOWA, H., YOSHIKAWA, H.

MIKOUCHI, T.1, KOGURE, T.1(1Univ. Tokyo, 2NARO)
Radiocesium-bearing microparticles (CsMPs),
which are spherical silicate glass of a few

Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant

by the Fukushima nuclear accident This study

within 3 km area. The type B particles withinvestigated the dissolution properties ofabout 0.96 as 134Cs/137Cs ratio at the accident

CsMPs in various solutions in order towere studied about the shape observed with aunderstand the environmental dynamics of

microscope. About 40 particles are classified

CsMPs. First, contaminated non-woven fabricaccording to their shape into the following

cloth was immersed in 0.1 M hydrochloric

four types; 1. Spherical, 2. Rounded, 3.

acid at 90 °C for 24 h, resulting thatAngular, 4. Fibrous. It is considered that thisradiocesium sorbed by other materials thanshape classification No. 1 was exposed to theCsMPs was removed from the cloth because

highest temperature and No. 4 was exposed tothe dissolution rate of CsMPs is slower thanradioactive

materials

suchradiocesium-sorbing

mineralsina relatively low temperature. It is estimatedasthat the glass wool (rock wool) used as a heat

acidicinsulating material was the source of silicon ofsolutions. Next, the cloth was immersed in

the type B particles derived from Unit 1, andvarious solutions at 60 °C, and the dissolutionthat the type B particles were formed by arates of CsMPs were estimated by periodicallyhydrogen explosion. We also conductedmeasuring the radioactivity of eluted 137Cs. In

heating experiments on fibrous radioactive

the case of the solutions without Na+

particles and glass wool to estimate the(hydrochloric acid, pure water, Tris-HCl

formation process.

buffer), the dissolution rates were similar
regardless

of

their

pH.

However,

Radioactive particles were separated from thesample collected northwest direction of

microns, were released into the environment

other(Jikei Univ.)

the

1K05 Laser generation of radiocesiumbearing microparticles derived from the
Fukushima nuclear accident
INAGAKI,M.,
SEKIMOTO,S.,
TAKAMIYA, K., OKI, Y., OHTSUKI, T.
(KURNS)

dissolution rates became faster in the solutions
with higher pH when Na+ is present (citratebuffer, Ringer’s solution, seawater, carbonate
buffer). Such dissolution characteristics are

Water-insoluble

comparable to those of silica glass, andmicroparticles

calledradiocesium-bearing microparticles (CsMPs)

catalytic effects of alkali ions such as Na+ may

are known to be one of the forms ofaccelerate the dissolution of silicate glass

radioactive materials released by the accident103

at the Fukushima Dai-ichi Nuclear Powersolidification treatment is known as a

Plant. In this study, CsMPs were generated indetoxification method for incinerated fly ash.

the laboratory to clarify the formation process.

To suppress the elution of radioactive cesium

The composition of Type A-CsMPs reported

into the environment, soil-mixed geopolymer

in a previous study was used as a reference towas solidified by mixing municipal solid

produce a glass that reproduces Type A-

waste incineration fly ash and readily

CsMPs. Raw materials of 59.7SiO2 -available volcanic soil.

10.6Cs2CO3 - 9.8ZnO - 8.7NaCl - 6.9Fe2O3 -confirmed to have the ability to adsorb

3.0SnO2 - 0.8K2CO3 - 0.7Rb2CO3 (wt%) wereradioactive cesium. Soil-mixed geopolymer

placed in an alumina crucible and heated tocan be expected to have a synergistic elution

1250 °C in an electric furnace to produce glass.

suppression effect. Akadama soil was used

The crucible containing the glass was placed

as active filler for soil-mixed geopolymer

in a chamber and irradiated with an infraredsolidification. Elution suppression capability

laser, and the fume containing fine particles

was evaluated by the Japanese leaching test ofgenerated by the heating was collected by an

No. 13 test and tank leaching test, which is a

impactor. As a result of analyzing the collectedlong-term

particles, it was found that spherical particles

geopolymer was confirmed to have a highwith a diameter of several micrometers,

elution suppression effect in two types ofsimilar to actual Type A-CsMPs, wereleaching tests. The uniaxial compressive

successfully generated. One hypothesis for thestrength of Akadama soil-mixed geopolymer

formation process of Type A-CsMPs is that thewas 0.68 MPa, which was below the landfill

SiO2-rich materials were heated rapidly bystandard value. In addition, UV deterioration

contact with the high-temperature molten fuel,test and durability test against acid were

resulting in the formation of fumes and theperformed on soil-mixed geopolymer.

test.

Some soils are

Akadamasoil-mixed

formation of CsMPs.
1K07 Time-variation of local magnetic
ordering in Cd0.75Fe2.25O4
ITO, T.1, KONAKA, M.2, FUJI, M.1, SATO,
W.1,2(1Grad. Sch. Nat. Sci. Tech., Kanazawa Univ.,

1K06 Elution suppression capability ofradioactive Cs and durability of soil-mixed
geopolymer solidified by mixing municipal
solid waste incineration fly ash and soil
SAITO, R.1, OGAWA, N.2, KOIKE, Y.2(1Grad. Sch. of Sci. and Tech., Meiji Univ.,

Inst. Sci. Eng., Kanazawa Univ.)

2

SpinelSch. of Sci. and Tech., Meiji Univ.)2

physicaltetrahedral A site and octahedral B site.

compound and may easily elutes by contact

Especially, electric conductivity and magnetic

with environmental water such as rainwaterdisposal.

variouselements and on their residence positions: theincineration fly ash exists in a water-soluble

landfill

exhibitproperties depending on the constituent metal

Radioactive cesium in municipal solid waste

afteroxidesproperty

Geopolymer

104

of

spineloxideshave

beenextensively studied for practical application.

(TDPAC) method to a study of the local

In our recent study, hyperfine fields instructures at the In3+ site in SrTiO3 at various

CdFe2O4 were measured by means oftemperatures.

perturbed angular correlation spectroscopy

results from the TDPAC measreuments thatwith the 111Cd(←111mCd) probes and obtained

the electric field gradient (EFG) shows a zeroa result implying nuclear relaxation of thefor one component, while the remaining two

Cd probe. In order to provide insight into

components shows two well-defined EFG

111

We obtained the following

the phenomenon, we measured the hyperfine

values.

fields at Fe nuclei in Cd0.75Fe2.25O4 having a

SrTiO3, the unperturbed component might besimilar structure to normal spinel CdFe2O4 bycaused by the occupation of the 111Cd(←111In)

means 57Fe Mössbauer spectroscopy. As aprobes at the defect-free substitutional Sr or Ti

result, it was found that the local magnetic

sites in SrTiO3.

fields gradually change day by day within afrequencies imply that defects were associatedthree-daywith 111In probes at the site of Sr and Ti.

measurement

time.

This

On the basis of the cubic structure of

The remaining two non-zeroForphenomenon seems to be due to the aging

more information on the microstructure ofphenomenon

doped

of

spin

glass,

where

SrTiO3,we

performed

TDPAC

magnetization gradually increases with themeasurementnts

for

SrTiO3withgrowth111

ofmagnetic

domain.

In

the

Cd(←

a

Cd) probe at various temperutres.

111m

presentation, time variation of the local

In the session, the lattice site location of doped

magnetic ordering is discussed based on

impurities

and

their

temperature dependent Mössbauer spectra.

discussed

based

on

surroundings
the

are

temperaturedependence of the EFGs at the probes.
1K08 Thermal stability of local structure
at 111Cd doped in SrTiO3
KOMATSUDA, S.1, SATO, W.2, OHKUBO,

1K09
Discussion of Spin transition
caused by gamma-ray irradiation on
Fe(3,4-lutidine)2[Ag(CN)2]2
KITASE, K., TAZAWA, T.

Y3.
(1Inst. Hum. Soc. Sci., Kanazawa Univ., 2Inst.

(Toho Univ.)

Sci. Eng., Kanazawa Univ., 3KURNS)

Hofmann-type complex is a coordination

Strontium titanate (SrTiO3) doped with trivant

polymer with a center metal ion such as Fe, Ni

ions as impurity exhibits a wide variety ofelectric properties.

or Cd, bridging ligand that is liner dicyanide

For a practical use ofcomplex

SrTiO3 as a conduction-controlling device, it

have

the

appliedperturbed

angularthetetracyanidetransition between high-spin (HS) and lowspin (LS) state. 57Fe Mössbauer spectroscopy

time-differential

correlation

planercrossover (SCO) phenomenon is a reversible

location of doped impurities and their
From this point of view, wesquarecomplex, and pyridine-type ligands. The spin-

is of great importance to study the lattice sitesurroundings.

oris a useful tool for investigations in Fe-based

method105

SCO phenomenon due to dependence ofproperties and low bandgap energy. In thisvalences, spin states, and environments of Fe

study, we report the relationship between

site. In this research, we synthesized astructure and photocatalytic

Hofmann-typeability of simple iron-silicate glass. The resultscomplexFe(3,4is

showed that the catalyst containing 20% of

synthesized by direct method using Mohr’siron had good catalytic property for thesalt, K[Ag(CN)2] and ligand. The magnetic

degradation

measurement shows two-step spin transition

contaminants with superior stability for thein this complex. The single crystal data showsdegradation of methylene blue dye even after

this complex belongs to the Hofmann-type

six recycles. The highest degradation rate

double-layer structure. Ag ― Ag interaction

constant of 62×10-3 min-1 was observed forexists. However, Slight diffraction peaks

Methylene

belong to different lattice appeared by longdegradation of phenol was not affected by thetime X-ray irradiation.

Fe Mössbauer

pH, which means no need to adjust or re-adjust

spectroscopy of this complex at room

pH. It is concluded that precipitation of α-

temperature reveals that not only typical HS

Fe2O3 in the SiO2 matrix is essential forstate are existed at this temperature due to notenhancing the visible light photocatalytic

completely symmetrical spectrum. That result

activity with good recyclability.

lutidine)2[Ag(CN)2]2.

This

complex

57

of

both

Blue

types

dye.

of

organic

Moreover,the

could be explained by phase transition
1K11 In-beam Mössbauer spectroscopyof 57Mn implanted into LiAlH4
SATO, Y.1, YAMADA, Y.1, KOBAYASHI, Y.2,
KUBO, K.3, MIHARA, M.4, SATO, W.5,
MIYAZAKI, J.6, NAGATOMO, T.7, ANDO,
T.2, TAKAHAMA, N.2, SOME, K.2, SATO,
M.2, SATO, S.8, KITAGAWA, A.8(1Tokyo Tokyo Univ. of Science, 2Univ. of

induced by X-ray or gamma-ray.
1K10
Photocatalytic degradation oforganic dyes and phenol by Iron-silicate
Glass under visible light irradiation
KHAN, I.1, AKIYAMA, K.1, KUBUKI, S.1,
KUZMANN, E.2, HOMONNAY, Z.2, SINKO,Electro-Communications,

K.2

Christian Univ., Osaka Univ., 5Kanazawa
4(1Tokyo Metropolitan Univ., 2Eötvös Loránd
Univ.)

Univ.,

The aim of this work is the development of an

8

Denki

Univ.,RIKEN,

7

In-beam Mössbauer spectroscopy of solids
implanted with 57Mn, which decays to 57Fe

with organic compounds by green chemical
Glasses and ceramics

Tokyo

6

National Institute of Radiological Sciences)

effective treatment of wastewater polluted
techniques.

International3with a half-life of 1.45 min, enables atomic-

withscale investigations of the physical, chemical,

photocatalytic properties could be applied forand magnetic properties of extremely dilutethe decomposition of organic materials incollections of Fe atoms in solids in which ironcontaminated wastewater. Hematite (α-Fe2O3)

is insoluble. Lithium aluminum hydride

is a suitable material, due to its photocatalytic

106

(LiAlH4), is possible application as a

KIJI, M.1, HAMANO, K.1, SATO, S.8,hydrogen storage material has also been

KITAGAWA, A.8

pointed out, consists of AlH4– anions spaced(1Univ. Electro-Commun., 2Tokyo Univ. Sci.,

by Li+ counter ions; the H atoms tetrahedrally

3

coordinate to the Al atom to form AlH4–. In

6this study, in-beam Mössbauer spectra of 57Mn

It is essential to know the chemistry between

implanted into LiAlH4 were measured tohydrogen, which are attracting attention as theinvestigate the chemical form of Fe atoms

next generation energy source, and hydrogen

trapped in the LiAlH4 lattice.

storage materials. The inexpensive and

The experiment was performed using theabundant metals such as iron are expected toheavy ion synchrotron accelerator facility

be applied as storage materials, but there have

(HIMAC) at National Institutes for Quantum

not been many reports on iron hydrides. In thisand Radiological Science and Technology

study, we measured the in-beam Mössbauer(QST). The Mn nuclei were produced by aspectra of 57Fe produced by β-decay after

ICU,

Osaka Univ.,

4

Kanazawa Univ.,

5

RIKEN, 7Nihon Univ., 8QST HIMAC)

57

projectile fragmentation reaction of theimplantation of a short-lived unstable nucleus

primary beam of Fe ions and a target of Be.

57

A parallel-plate avalanche counter (PPAC)

From the obtained Mössbauer parameters andwas employed as a detector, and high-quality

DFT calculations, we discussed on the

spectra were obtained by the anti-coincidence

electronic states of Fe atoms and their

method.

coordination environments.

In-beam Mössbauer spectra of 57Mn implanted

The experiment was carried out at the

into LiAlH4 were measured at different

secondary beamline in QST HIMAC. The

temperatures between 17 and 300 K. The

target cell for solid hydrogen was fixed to the

Mössbauer spectrum measured at 17 K

cold head of the cryostat and cooled down toshowed two sets of doublets, which were

7 K, and then high purity hydrogen was

confirmed by DFT calculations, and assigned

introduced into the target cell after precoolingto 57Fe atoms at substitutional sites at Al3+ andwith liq. N2. 57Mn nuclei were produced by theLi+ sites. The Debye temperatures θM for the

projectile fragmentation reaction between the58

Mn (T1/2 = 89 s) into a solid hydrogen matrix.

9

Fe atoms at Al3+-substituted and Li+-Fe beam and the Be target. 57Mn was

57

58

substituted sites were estimated to be 194 K

implanted directly into the solid hydrogen by

and 117 K, respectively.

passing

throughadegraderwithanappropriate thickness.
1K12 Chemical states of Fe atoms in solidhydrogen
SATO, M.1, KOBAYASHI, Y.1, YAMADA,

The in-beam Mössbauer spectrum obtained at
7 K could be analyzed three components of S1(δ = – 0.66 mm/s), D1 (δ = – 1.29 mm/s, ΔEQ

Y.2, KUBO, M. K.3, MIHARA, M.4, SATO,= 2.59 mm/s), and D2 (δ = – 0.53 mm/s, ΔEQ

W.5, NAGATOMO, T.6, OKAZAWA, A.7,

107

= 2.43 mm/s). The chemical species of eachby identifying projectile-like fragments using

component could be assigned to [Fe(H2)2] ,the array of ΔE-E silicon detectors.

[HFeH]+, and [Fe(H2)6]3+, with the results of

excitation γ-rays were measured by Ge and

DFT calculations. The formation mechanisms

LaBr detectors. Experimental details andof them will be discussed.

isomeric states observed will be presented.

1K13

1K14 Investigationofalpha-decaycorrelated mass measurement using an αTOF detector equipped MRTOF-MS
system.
NIWASE, T.1,2,3, WADA, M.1, SCHURY, P.1,
BRIONNET, P.2, CHEN, S.4, HASHIMOTO,
T.5, HABA, H.2, HIRAYAMA, Y.1, HOU, D.
S.6,7,8, IIMURA, S.9,2,1, ISHIYAMA, H.2,
ISHIZAWA, S.10,2, ITO, Y.11, KAJI, D.2,
KIMURA, S.2, LIU, J. J.4, MIYATAKE, H.1,
MOON, J. Y.5, MORIMOTO, K.2, MORITA,
K.3,2,12, NAGAE, D.12,1, ROSENBUSCH, M.2,
TAKAMINE,
A.2,
TANAKA,
T.13,
1
14
WATANABE, Y, X. , WOLLNIK, H. , XIAN,
W.4, YAN, S. X.15
(1KEK, WNSC, 2RIKEN, Nishina Center.,+Isomer spectroscopy using actinide

targets
SUGIYAMA, K.1, GO, S.1, TOMIMATSU, T.1,
KAI, T.1, NAGAE, D.1, ISHIBASHI, Y.1,
MATSUNAGA,
S.1,
NAGATA,
Y.1,
1
NISHIBATA, H. , WASHIYAMA, K.1,
SAKAGUCHI,
S.1,
MORITA,
K.1,
2
2
ORLANDI, R. , NISHIO, K. , MAKII, H.2,
HIROSE, K.2, ITO,Y.2, SUZAKI, F.2, SATO,
T. K.2, TSUKADA, K.2, ASAI, M.1,2,
SHIZUMA, T.3, IDEGUCHI, E.4, PHAM, T.
T.4, NIWASE, T.5(1Kyushu Univ., 2ASRC, JAEA, 3QST, 3RCNP,
Osaka Univ., 5KEK)
The island of stability in superheavy nuclei,

Kyushu Univ.,

3

predicted by possible spherical magic

De-

HongKong Univ.,

IBS.,

4

5

IMP., 7 University of Chinese Academy of6

numbers in heavy mass nuclei, has been an

Science.,

unexplored region for nuclear physics. Its

Lanzhou Univ.,

8

Osaka Univ.,

9

Yamagata Univ., 11JAEA, 12RCSHE, Kyushu

10properties could be studied with the nuclear

Univ., 13ANU., 14NMSU, 15Jinan Univ.)

structure of actinide nuclei since part of

The atomic masses of the isotopes 206,207Ra

single-particle orbitals appearing in the island

have been measured via decay-correlatedof stability could appear in excited states ofmass spectroscopy using a multi-reflection

actinides, which have large quadrupole

time-of-flight mass spectrograph equipped

deformations.

with an α-TOF detector.

In this study, isomer spectroscopy on actinide

The Ra isotopes were produced as fusion-

targets was conducted with multi-nucleon

evaporation products in the 51V+159Tb reaction

transfer reactions at the JAEA-Tokai tandem

system. The α-TOF detector provides foraccelerator facility. The isomer-scope methodwith the reaction of 18O + 248Cm was adopted.
A tungsten shield was placed between thehigh-accuracymassmeasurements

correlatingtime-of-flightsignalsbywith

subsequent α-decay events. The masses oftarget and γ-ray detectors to measure only γ

Ra and 207mRa were directly measured

207g

rays from isomers scattered out of the target.

using a multi-reflection time-of-flight mass

Nucleon-transfer channels were determined

spectrograph108

equipped with

an

α-TOF

detector. A mass excess of ME = 3538(15)accelerated into the anode via its grid. A

keV/c and an excitation energy of Eex =bombardment of the accelerated electrons can552(42) keV were determined. The α-decay

ionize nuclear reaction products transported

branching ratio was directly determined fromby a gas jet system.

the counting of decay-correlated time-of-

The stable operating conditions of the ionflight signals. The reduced alpha width ofsource have been investigated. We confirmed

Ra was also calculated from the branchingthat the ion source was operated stably with up

ratio and partial half-life. The spin-parity of

to 0.2 A of the Anode current, and in the range

2

207m

π

from 50 V to 100 V of acceleration voltage for

Ra was confirmed to be J = 13/2 from

207m

−

ionization electron. The optimal ionization

decay correlated mass measurement results.

conditions and the performance of the ion
1K15

Development of an EBGP (Electron

source will be given at the presentation.

Beam Generated Plasma) ion source for

1K16 Isothermal gas chromatographic
behavior of oxychlorides of group-6
elements for volatility study of seaborgium(Sg, element 106)OTANI, R.1,2, SATO, T. K.2,3, AOKI, R.2,3,

superheavy element ion-beam generation
AOKI, R.1,2, SATO, T. K.1,2, OTANI, R.2,3,
UTIBABA, Y.2,4, ITO, Y.2, ASAI, M.2,
TSUKADA, K.2, NAGAME, Y.2

ASAI, M.2, TSUKADA, K.2, ITO, Y.2,

(1Graduate School of Sci. and Eng., Ibaraki

UCHIBABA, Y.2,3, SAKAMA, M.1, GOTO,

Univ., 2ASRC, JAEA, 3Graduate School of

S.4, KUZUMI, K.4, TAKAMURA, R.4,

Health Sci, Tokushima Univ., 4College of Sci,NISHIO, K.2, MAKII, H.2, ORLANDI, R.2,

Ibaraki Univ.)

NAGAME, Y.2

We have developed a new ion source based an
Electron Beam Generated Plasma (EBGP)(1Tokushima Univ., 2JAEA, 3Ibaraki Univ.,

method,

4

in

order

to

apply

Niigata Univ.,)

single

The chemical properties of transactinide

atom/molecule ion-beams of superheavy

elements might differ from those expected

elements to their physical and chemical
studies.

In

EBGP,

the

ionization

from

of

lighter

homologsduetostrongrelativistic effects. In order to understand how

atoms/molecules with a relatively higher

relativistic effects play a role in their chemical

ionization energy can be expected.

properties, we focused on the volatility ofThis ion source has a cylindrical tube with acompounds of seaborgium (Sg, element 106),

grid structure as an anode electrode. The

the transactinide element in group-6 of theinside of the anode electrode works as an

Periodic Table. In this work, we haveionization chamber. The anode is covered with

conducted isothermal gas chromatography

a cathode electrode which is surrounded byexperiments

two filaments. Thermal electrons produced onofoxychloridesoflighter

homologs, Mo and W, as a model experiment

an inside surface of the cathode are109

of Sg.

chemical form of the fluoride complexes of

To determine the optimal condition for on-line

Nb and Ta from the detailed adsorption

experiments of Sg, we performed model

behavior of the complexes on the TOMA-

experiments with short-lived

supported resin.

104

Mo (T1/2 = 60s) originating from a 252Cf fission source and

The Cl- in the aqueous phase was quantified

173

W (T1/2 = 7.6 min) synthesized using theby replacing the Cl in the TOMA-supported

JAEA tandem accelerator under various

resin with ClO4- or NO3- to determine theexperimental conditions. In the case of using

amount of exchange groups that function toN2(80%) + O2(20%)/SOCl2 as a reaction gas,exchange with anions in the aqueous phase.

we found that the behavior of

Mo isAfter shaking the resin and the solution ofdifferent at the reaction temperatures ofvarious concentration of ClO4- or NO3- at

1000℃ and 800/600℃, suggesting the

25 °C and 1500 rpm and centrifuging toformation of different oxychlorides. For 173W,

separate the aqueous phase and the resin,

however, similar behavior was observed

chlorine in 200 µL of the aqueous phase wasregardless of the studied reaction temperatures.

measured by the mercury (II) thiocyanate

104

method. As a result, the total amount of Cl
1P01 Adsorption behavior of Nb and Ta
on TOMA-supported resin in hydrofluoric
acid
TSUNODA, H., GOTO, S.

involved in the extraction was found to be(Grad. Sch. of Sci. and Tech., Niigata Univ.)

experiments using Nb and Ta tracers will be

In the study of the chemistry of superheavy

discussed.

about 70 % of the loading amount.
In the symposium, the results of extraction

elements, liquid-phase chemical experiments

336-supported resin has been vigorously

1P02 Formation and volatility analysis of
AtI for dissociation energy measurement of
halogen bonds formed by At
TOKOI, K.1, TOYOSHIMA, A.1, OOE, K.1,
KADONAGA,Y.1,
TERAMOTO,
T.1,
1
NAKAGAWA, S. , YOSHIMURA, T.1,
KASAMATSU, Y.1, HABA, H.2, WANG, Y.2,
SHINOHARA, A,1,3.
(1Osaka Univ., 2RIKEN., 3Osaka Aoyama
Univ.)
One of the interesting properties of thestudied, the chemical forms of Nb and Ta have

halogen elements is the halogen bond which is

not yet been interpreted definitively. In thisa highly directional interaction between the

study,

chloride

halogen atom and a Lewis base. Although At(TOMA-Cl), the main component of Aliquat

is expected to form the strongest halogen bond

336, was used as an extractant to simplify theamong the halogen elements, theoreticalsystem, and we have tried to determine thecalculations suggest that its strength decreases

by ion exchange and solvent extraction havebeen performed for Rf and Db. However,experiments on the fluoride complexes of Db
have often yielded results under only one
condition and the relationship with thehomologues Nb and Ta is inconsistent.
Although solid-phase extraction using Aliquat

trioctylmethylammonium

110due to relativistic effects. The purpose of thisgroup 2 elements. In this study, we focused on

study is to measure the dissociation energy ofsolid-liquid extraction with Sr resin as a new

halogen bonds between AtI and Lewis bases

system for the chemical study of No.

by pyrolysis in a gas phase. In the pyrolysis

Solid-liquid extraction of Ca, Sr, Ba, Ra in
HNO3 or HCl were performed by batch

experiment, AtI is first produced in solution

NaI was added to adjust the iodide ion

method to search the rapid reaction systemand to obtain the comparison data for thechemical study of No. As a result, theextraction equilibrium with Sr resin wasachieved by 1 minute of shaking, and it isindicated that this reaction system would
be applicable for the short-lived 255No(T1/2 = 3.52 m) experiment.

concentration in a range of 10-5 to 10-1 M.

In the presentation, we will also report on theFormation of AtI in the solution was analyzed

estimation of extracted species based on massby HPLC. In the volatilization experiment, AtI

spectrometry

samples were heated in a dry bath at a higher

calculations on the electronic states oftemperature for a fixed time, and theextracted species.

and is then vaporized and pyrolyzed in a gas
phase. In this work, we examined theformation of AtI in solution and its volatility
to search for the conditions to prepare gaseous
AtI. Distilled water solution containing 211At
after dry distillation separation from a Bi
target was mixed with 0.1 M HClO4 and thenandquantumchemicalvolatilized ratio was evaluated. Results will be

NAKANISHI, R.1, OTAKA, S.1, TAKAMIYA,

1P04 Determination of 236U in a Th target
irradiated with Li ions by ICP mass
spectrometry
NAGAI,A.1,
TERANISHI,
K.1,
2
2
SAKAGUCHI, A. , NAKAJIMA, A. , HABA,
H.3, YOKOKITA, T.3, NANBU, A.3,
YOKOYAMA, A.1(1Kanazawa University, 2University of

K.2, SHINOHARA, A.3,4

Tsukuba, 3RIKEN)(1Grad. Sch. of Sci., Osaka Univ., 2 KURNS,

Neptunium-237 (t1/2 = 2.1×106 y) released

Kyoto Univ.,from nuclear facilities to the environment is anpresented in the symposium.
1P03 Solid-liquid extraction of Ca, Sr, Ba,
Ra using crown ether towards the study ofelement 102, No
WATANABE, E.1, KASAMATSU, Y.1,

3

IRS, Osaka Univ.,

Osaka

4

Aoyama Univ.)

important target nuclide for environmental

Nobelium (102No) belongs to an actinide series.

contamination of radioactivity. The nuclide is

It is reported that the stable oxidation state of

expected to be analyzed by accelerator mass

No in aqueous solution is +2, although those

spectrometry although a spike material ofof other heavy actinide elements are all +3.

neptunium for the measurement is not

Our group has investigated coprecipitation ofavailable,

No with the samarium hydroxide, and it was

production of neptunium-236 (t1/2=1.5×105y)found that No has different properties from thein a Th + Li reaction as a candidate of the

111

thus

far.

We

proposedthematerial. However, the material prepared fromthe accurate determination. After enrichment

the irradiated target may be contaminated withof Tritium, distilled samples were mixed withlong-lived isobars of 236Pu and 236U, which are

scintillator followed by measurement withthe decay products fromNp, a byproduct

Liquid Scintillation Counter (ALOKA LSC).

in the reaction. In addition, 235U contained in

From the results, the tritium radioactivity

Th as an impurity, may absorb neutrons andconcentration was tended to be higher in early

produce 236U as well. In this study, we aimed

spring at all points. Tritium is a natural

to determine U isotopes contained originallyradionuclide

in the Th target as well as those produced in

between air component and cosmic rays samethe nuclear reaction by HR-ICP-MS. And also,

as Be-7, so that we confirmed the relationshipthe amount of 236U produced in the reactionof both nuclides in the rainwater collected incan be estimated by measuring a neutron flux

Chiba. The correlation coefficient of monthly

during irradiation by using a monitoring foil

deposition of both nuclides in Chiba was 0.84

of Au. We performed an irradiation of a(n=70).

236m

Th

232

occurringbythereactiontarget with 43 MeV 7Li ions at the RIKEN

end of the beam course for a neutron monitor

1P06 Extractability
of
Pu
from
agricultural soils and its indication ofbioavailability
NI, Y.1,2, ZHENG, J.1, GUO, Q.3, HUANG, Z.2,

and a reference, respectively. It was confirmed

TAGAMI, K.1, UCHIDA, S.1

that 236U was produced in the electrodeposited(1QST,

U samples. The production of3

AVF cyclotron while Au metal foils andelectrodeposited U samples were placed at the236

U agrees with

Inst. Nucl. Phys. Chem., China,

2

Peking Univ.)

the estimation from thermal neutron flux by

We present the first investigation of thethe monitor within an uncertainty of the data.

extractability of global fallout Pu fromagricultural soils and its potential indication

1P05
Nation-wide survey of Tritium
Concentration in Monthly Fallout
IIDA, M., OTSUKI, T., YOSHIDA, M.,
NITTA, W., KISHIMOTO, T., ISOGAI, K.
(Japan Chemical Analysis Center)

for Pu bioavailability. On average, thenominal water soluble and exchangeable Pu
fractions in upland soils were 0.07% and0.02%, respectively, while those fractions inJapan Chemical Analysis Center is carried out

the rice paddy soils were 0.10% and 0.03%,

nation-wide survey for tritium by the samplingofmonthlyrainwater

in

Mutsu

respectively. Sequential extraction results

City,

indicated that the dominant sinks of Pu in both

Fukushima City, Chiba City and Kyoto City.

upland and paddy soils were the immobile

The monthly rainwater was collected using
sampling equipment installed at four locations.
Tritium in the monthly rainwater samples wasorganic matter fraction, Fe-Mn oxides and theresidual fraction. Both the water soluble and
NH4OAcdistilled and enriched by the electrolysis forexchangeable

Pu

percentages

showed a significant negative correlation with112

the exchangeable Ca2+ concentration in thebysoils.

plant

uncertainty of the target value. We havebioavailability of Pu, a significant correlation

confirmed that the coincidence summing(r=0.55, p<0.05) was observed between the Pu

correction by numerical models are effective

concentration in rice and the water-soluble Pu

even under such severe condition, a thin disk

concentration in the corresponding rice paddy

source directly placed on the top a Ge detector.

Regardingthepotential

thesemethods

agreedwithinthesoils, and that illustrated the water-soluble Pu

further applied in evaluating the available

1P08
Comparative measurements ofambient dose rate measured by various carborne survey system
OTSUKI, T., SUGIYAMA, M., TANAKA, H.,

transfer factor (ATF) of Pu by dividing the Pu

OHTA, Y., ISOGAI, K.

concentration in rice with the bioavailable Pu(Japan Chemical Analysis Center)

concentration in the soil. We consider the ATF

The car-borne survey is categorized by

to be more representative to illustrate the

Nuclear Regulation Authority as one of thetransfer ability of Pu from soil to rice plant.

effective monitoring methods to measure

fraction was likely to be available for rice
plant uptake. This bioavailable fraction wasambient dose rate in emergency situations at

1P07
True coincidence summingcorrection for 110mAg in aerosol filter
samplesSUZUKI, S., SUZUKI, K., MIYATA, S.,
NITTA, W., OHTA, Y.
(Japan Chemical Analysis Center)

nuclear facilities. To grasp instrumental
characteristics of car-borne survey systems,
westudy,
systemsheld by IAEA every year. In IAEA-TEL-

measurements

were(KURAMA-II,

Radiprobe

and(Fukushima prefecture, Ibaraki Prefecture anda surface aerosol filter sample. 110mAg is a

Chiba Prefecture). Although slight differencescascade gamma emitting nuclide which causes

due to energy response were found in the dosetrue coincidence summing. We measured therates obtained by the car-borne survey systems,

disk-shaped sample next to the top of a Ge

observed variation patterns in dose rates weredetector to maximize the efficiency, howeveralmost identical. In conclusion, we confirmed

this also maximize the coincidence summingthat the three car-borne survey systems

In this study, we applied true

(KURAMA-II, Radiprobe and RAMPU) usedcoincidence summing correction for 110mAg by

for the comparative measurement in this study

using the following methods: Monte Carlo
EGS5),

comparative

RAMPU) in the several areas in Japan

2020-04 ALMETA PT, we detected 110mAg in(Geant4,

commerciallyperformed by using three car-borne survey

been participating in the proficiency tests (PT)simulation

variousavailable car-borne survey systems. In thisJapan Chemical Analysis Center (JCAC) has

effect.

investigatedmeet the requirements of the monitoring

efficiency

methods in emergency situations at nuclear

transfer code (EFFTRAN) and sum-peakfacilities

method. The obtained 110mAg values corrected113the energy resolution (FWHM) for the 2mm
1P09 Development of non-destructive
image method using negative muon with
2mm CdTe Double-sided Strip Detector
CHIU, I.1, NINOMIYA, K.1, TAKEDA, S.2,
KATSURAGAWA, M.2, MINAMI, T.3,2,
NAGASAWA, S.3,2, TAKAHASHI, T.3,
WATANABE, S.4(1Osaka Univ. IRS, 2Kavli IPMU, 3Dept. ofPhys. The Univ. of Tokyo, 4JAXA)The elemental analysis methods by muon

CdTe-DSD at 122keV is 2.42 keV.
1P10

Self-Assembly

Supported

Fe-MOFsof

Nanosheet

Heterocrystal

asReusable Catalyst for Boosting Advanced
Oxidation Performance via Radical andNonradical Pathways
ZHANG, B.1, ZHANG, L.2, AKIYAMA, K.1,

characteristic X-ray measurement using muon

BINGHAM, P. A.3, KUBUKI, S.1

beams has been developed in recent years. By
applying this method with an imaging detector,
the three-dimensional elemental analysis will

(1Tokyo Metropolitan University.,

Dalian2Institute of Chemical Physics, Chinese
Academy of Sciences., 3Sheffield Hallam

be possible. Therefore, we have developed an

University)

imaging detector, CdTe double-sided strip

Heterojunction

imaging detector (CdTe-DSD). The CdTe-

catalysts

have

drawn

mounting interest for the visible light-driven

DSD with a thickness of 2 mm presents a highFenton reaction, and bring tremendous

detection sensitivity for high-energy muon

opportunities for environmental remediation.

characteristic X-rays. When the photons

Herein,deposit their energy in the CdTe sensor, theaheterojunction

number of charge carriers (electron-hole pair)

BiOI/MIL-53(Fe)(namedZ-scheme

BMFe)

was

synthesized for the first time via a facile

are generated and collected by the electrode on

strategy. Compared with pristine BiOI andboth sides of the CdTe-DSD. However, theMIL-53(Fe)number of charge carriers is trapped duringcatalysts,

the

2D/3D

heterojunction catalyst manifested remarkabletransport process. This phenomenon degrades

catalytic performance toward degradation ofenergy resolution. Due to this charge transportphenol, bisphenol A, methylene blue andproperties, the energy spectrum observed bycarbamazepine, which is attributed mainly to

the CdTe-DSD shows the tail component in

the interfacial integration and efficient charge

low energy region side. In this presentation,

separation. By virtue of coupling at the

we report the performance of 2mm CdTe-DSD
using radioactive source 57Co. To improve theenergy reconstruction, a new algorithm will beinterface, as confirmed by XPS,57

Mössbauer

DFT

spectroscopy

and

Fe

calculations, the BMFe catalyst promoted theintroduced. This new algorithm used totransfer of electron-hole pairs via Z-scheme

reconstruct the energy spectrum of incident

and improved the chemical activation ofphoton has been developed based on thehydrogen peroxide. The subsequent holes,

energy information and energy correlation
between cathode and anode sides. As the result,114

free radicals and nonradical can effectively

andcontinuously

decompose

pollutants,of the obtained complex will be reported onachieving a positive synergistic effect between
photocatalysis

andFentonreactions.

Simultaneously,thespecially

designed

the annual meeting.
1P12 VRFB membrane permeability tests
using radiotracer 48V (2)SHIRASAKI, K.

BiOX(X=Br, Cl)/MIL-53(Fe) and BiOI/FeMOFs(MIL-101, MIL-88) heterojunctions(IMR, Tohoku Univ.)

also exhibited advanced oxidative capacity for

Vanadium redox-flow battery (VRFB) draws

organic pollutants. The integration of Fe-

attention for the energy storage system, whichbased metal organic frameworks with bismuth

is particularly useful for conjunction withoxyhalide semiconductors provides a newrenewable energy sources. In VRFB, only

perspective on developing heterojunction

vanadium ion as active substance is presented

catalyst for environmental remediation.

in both positive (VO2+/VO2+) and negative(V3+/V2+) electrolytes [1]. This constitution

1P11 Synthesis and redox property ofuranyl (VI) trinuclear complex with Schiffbase ligand
FUKUMURA,
K.1,
NAGATA,
K.2,

makes it convenient to recover battery
capacity to initial state by adjusting theconcentration and valence of vanadium ions

YOSHIMURA, T.2

between positive and negative electrolytes,( Graduate School of Science, Osaka Univ.,1

and makes it difficult to directly evaluate

RI center, Institute for Radiation Sciences,2

vanadium ions crossover of the membrane,

Osaka Univ.)

simultaneously. Recent year, we developed an

In the present study, we newly synthesized aevaluation method of the crossover of

new trinuclear uranyl(VI) complex withvanadium ions through the membrane using

tridentate Schiff base ligands and investigatedradiotracer 48V [2]. The method has a potential

redox property of the complex. The new

for understanding nature of the membranecomplex was synthesized by the reaction ofboth in a self-discharge and coulombic

UO2(NO3)2 ・ 6H2O, Schiff base ligand, andtriethylamine.

efficiency during charge-discharge processes

The complex was identifiedof the VRFB.

by single crystal X-ray analysis, H NMR and1

In last year, four vanadium ions (VO2+, VO2+,

IR spectra. In the complex, uranyl(VI) locate

V3+, V2+) were used for evaluation of

in a triangle conformation, The ligand chelates

concentration-gradienteach uranyl(VI) atom and bridges neighboring

permeability

inconventional set-up (counter parts were allan uranyl atom. The oxido atom exists at

Mg2+ solutions). Here, we investigate thecenter of the complex and bridges three

behavior of crossover of vanadium ions in theuranyl(VI) atoms. The average U-(µ3-O)-U

VRFB set-up.

bond angle is 116°, which is close to that of[1] E. Sum, M. Skyllas-Kazacos, J. Powerthe sp hybridized oxide. The redox property
2

Sources, 15 (1985) 179-190.

115

[2] K. Shirasaki, T. Yamamura, J. Membr. Sci.,

both the solid and liquid samples were592 (2019) 117367.

successfully

observedusing

ATOFMS.

Details of the results will be presented in the
1P13 Feasibility Study on Real-Time
Monitoring of Tiny Particles Containing
Alpha-Emitters Using Aerosol Time-OfFlight Mass Spectrometer (ATOFMS)TOYOSHIMA, A.1, FURUTANI, H.1,

symposium. This study was supported by
Nuclear Energy Science & Technology and
Human Resoruce Development Project in FYs
2019-2020.

TERAMOTO, T.1, NAGATA, K.1, TOKOI,
K.1,

TAKAMIYA,YOSHIMURA,

K.2,

T. ,
1

MUTA,

H.1,

TOYODA,M. ,2S01 Three theoretical studies related toelectron and nucleus interactions
ABE, M.

1

SHINOHARA, A.1,3(Hiroshima Univ., Tokyo Metropolitan Univ.)(1Osaka Univ., 2Kyoto Univ., 3Osaka Aoyama

Relativistic

Univ.)

properties

andshould be introduced to such systems, and theauthor and co-workers have developed

to be cut and took in a container, it isrelativistic computational programs based on

concerned that tiny particles containing alpha-the Dirac equation. We applied our programs

emitters such as 239Pu are generated in theto discuss isotope fractionations of heavy

cutting process and are dispersed to outside ofelements, which is mainly caused by thethe reactors. For the on-line monitoring of thedifference of the electronic energies due to thetiny particles using an Aerosol Time-Of-Flightnuclear volume difference between isotopes.

Mass-Spectrometer (ATOFMS) to prevent theWe also applied them to the calculations of theparticles from leaking, in this study, we carriedelectronic factor of the nuclear Schiff moment,out feasibility tests of the ATOFMS. In

which is an important indicator of Charge-

experiments, we prepared solid and liquid

Parity symmetry breaking. In addition, thoughsamples containing 238U as model materials of

it is a non-relativistic study, we investigateddebris. To produce tiny model particles
238

the electron capture (EC) decay of 7Be to findU from the materials, we

new systems with a large electron density at

fabricated apparatuses for laser ablation andsolidaerosol

generation.

The

in

nucleus. Relativistic quantum mechanics

surrounding

environments. Although the debris is planned

containing

significant

electronic properties in the vicinity of a

Daiichi Nuclear Power Plant is still unknown
its

are

molecules containing heavy elements or in the

The fuel debris in the reactors of Fukushima
about

effects

the nucleus, which leads to a faster EC decay.

mass

In my presentation, I will report the latest

spectrometry of the model particles was

results of these three studies, all of which arecarried out by connecting ATOFMS to therelated to electron-nucleus interactions.

apparatuses. As a result, various positive andnegative ion peaks originated from 238U in

116

2K01
Determination of stable Cs andtrace elements in lake water of Lake Akagi
Onuma by neutron activation analysis
OKADA, Y., KUMAGAI, N., WATANABE,
S., SUZUKI, K.
(1Tokyo City Univ., 2Gunma Prefectural
Fisheries Experiment Station)
In this study, stable cesium and trace elements

freeware "k0-IAEA" developed by IAEA.

in lake water samples (depths of 0 m, 8 m, andAccuracy of k0-INAA method using k0-IAEA

15 m) were analyzed by neutron activation

software was evaluated by analysis of several

analysis.

standard samples, and this method was

The lake water samples were either untreatedapplied to analyze shells of eggs and(bulk samples) or filtered through a 0.45 μm

aluminum cans of beverages. These samples

filter (soluble form). Freeze-dried samples

were irradiated in KUR for 10 - 30 seconds(about 1 mg to 2 mg dry weight) and standard

and 3 - 4 hour. The characteristics of thesamples (JLk1) were irradiated useing Pn3

irradiation facilities were determined byand Pn2 at KUR.

The analytical values for theirradiating Au-Lu-Zr monitor and detectors

particle form were obtained by subtracting thewere calibrated by measuring 152Eu, 157Cs andvalue for the soluble form from the analytical

mixed radionuclide standard point sources. As

value for the bulk sample. As a result, stablea result, determination values were found to

Cs and Rb were detected in all samples. The

depend on distance between a detector and aconcentration of stable Cs in the bulk samples

sample. After inputted values of the detector

varied from 0.1 μg/L to 0.4 μg/L at water

dimensions were tuned, determination values

depths of 0, 8, and 15 m. It was found that thewere generally consisted with certified values

sur-face layer at 0 m contained more cesium

within ±10 %.

calibration of characteristics of an irradiation
facility and an efficiency of a detector are
required in advance. Since a dedicatedsoftware is usually used to calculate elemental
concentrations in k0-INAA, we have chosen ain the particle form than in the soluble form,
regardless of the season. At a depth of 15 m in

2K03

August 2018, the particle form of Cs was 0.05

ray analysis system (PGA) installed in JRR-

μg/L compared to 0.3 μg/L for soluble Cs.

3

Current status of prompt gamma

OSAWA, T., SASAKI, M., MATSUE H.

2K02 k0-standardization
neutronactivation analysis using k0-IAEA software- evaluation and application SUGISAKI, F., OURA, Y.

(Japan Atomic Energy Agency)
The research reactor JRR-3 was restarted forthe first time in 10 years, and was put into

(Tokyo Metropolitan Univ.)

service on July 12, 2021. The prompt gamma

In the k0-NAA method, all detected elements

ray analysis system (PGA) installed in thecan be determined by simultaneous irradiation

JRR-3 has excellent capabilities as anof a reference sample of one element.

elemental analyzer, and a revolute joint robot

However, k0 value of each element andis introduced during the outage period to117enable automatic measurement. In thisthe neutron beam. By using this, we decided

presentation, we will explain the restoration,tosophistication, and current operating status of

measurement method. It was found that a highPGA after the earthquake.

neutron flux state can be maintained by

JRR-3 was damaged by the Great East Japan

continuing to flow helium gas even in a very

Earthquake, and the beam stopper of PGA

small amount. During the measurement, thecollapsed, causing considerable damage. Afterinside of the Teflon sample box is purged withthe earthquake, optical axis alignment was

helium gas, but the relationship between theperformed, but restoration of equipment was

helium flow rate and neutron flux has not been

postponed. Since JRR-3 was shut down, weclarifiedintroduced an industrial robot to the PGA andrelationship between the neutron flux was

built an automatic analysis system during thatmeasured while controlling the flow rate ofperiod.

helium gas with a mass flow controller, theThis year, JRR-3 has finally restarted.

correlation between the oxygen concentration

However, with the restart for the first time ininside the box and the rates of neutron flux and10 years, it is becoming clear that PGA

neutron scattering was also clarified.

make

some

so

far.

modifications

Therefore,

to

when

the

the

equipment has various failures. Since the2K04 Light elements analysis by prompt
gamma ray analysis system at JRR-3
MIURA, T.1, MATSUE H.2, OSAWA T.2,

inside of the device could not be confirmed
without removing the shield, a number ofinvisible problems became apparent. For

JINNO S.3

example, a neutron mirror was found to have

(1NMIJ, AIST, 2JAEA, 3Univ. Tokyo)

been destroyed by the earthquake. In addition,

When a neutron is captured by an atomic

there are many other problems such as shutter

nucleus, γ-rays are emitted within 10-14

failure, NIM module failure, Ge detector

seconds after the neutron capture reaction. The

failure, motor driver failure, and helium gas

neutron-induced prompt gamma-ray analysis

piping failure. Although it is still not in perfect(PGA) is an excellent method for non-condition, hard recovery work has made it

destructive determination of light elements

possible to measure samples.

such as hydrogen, boron, and silicon in solid

Compared to 10 years ago, the PGA system

samples. In this time, we will report thehas undergone some major changes. One is ananalytical results of boron and silicon

automatic analysis system, which has various

measurements in certified reference materials

functions implemented in an integratedof silicon carbide and silicon nitride ceramics

manner. One of the various functions is a

performed by the PGA system installed insystem that can constantly record the signal

JRR-3.

from two He-3 detectors with LabVIEW,
which makes it possible to monitor the state of118

2S02 Advancement of activation analysis
and its application to geo- and cosmoscience researches
EBIHARA, M.

categorized into INAA, but is akin to RNAA

(Waseda Univ.)

data. It is envisioned that this method will be

It

is

well

acknowledged

thatin the light of high element-selectivity, highanalytical sensitivity and high accuracy of the
makingneutronby G. Hevesy and H. Levi in 1936, whosamples using neutrons generated by means of
Ra coupled with Be. Since then, many

S.1

radiation counting have improved NAA. With

(1Natl. Inst. Quantum Radiol. Sci. Technol.,germanium

Nuclear Waste Management Organization of2

semiconductor detectors and the development

Japan)

of a K0 standardization method in 1970s, NAA

Chlorine-36 is a beta-emitting radionuclide

appears to have been established as awith a relatively long physical half-life ofcompetitive method in analytical chemistry.

3.01×105 y. In aqueous solution, chlorine

After this stage, NAA greatly yielded many

forms Cl− thus it does not sorb to geologicalscientific contributions. Good examples canmaterials and soils. Due to this chemical

be seen in geo- and cosmo-sciences. NAA

characteristics, 36Cl is classified as one of thepresented reliable data for many elements inextraterrestrial

materials

represented

many

HAMAMOTO, T.2, ISHIDA, K.2, UCHIDA,

innovations including neutron sources and
of

to

2K05
Soil-Soil Solution Distribution
Coefficient of Chlorine in Paddy Soil
TAGAMI,
K.1,
SHIBUTANI,
S.2,

determined dysprosium contents in yttrium

dissemination

contributions

sciences including cosmochemistry.

activation analysis (NAA) was first attemptedthefruitfulimportant radionuclides in dose assessmentbyfor high level radioactive waste disposal.

meteorites. Lunar samples returned by Apollo

Althoughand Luna missions were extensively analyzed

very

low

soil-soil

solution

distribution coefficient (Kd, L/kg) values wereby NAA. Especially, radiochemical NAA

reported, not many Kd-Cl data were available(RNAA) presented high quality data for trace

in Japanese soils. Therefore, we carried out aand ultra-trace elements in meteorites, whichbatch experiment to obtain Kd-Cl values in 98

then yielded an outstanding publication of

paddy field soils collected throughout Japan.

solar system abundances of the elements in

Stable Cl− (ca. 5 ppm in soil solutions) was

1982. Recently, a noteworthy outcome wasadded to soil: solution = 1 g : 10 mL and kept

achieved by a research group led by Dr. Toh ofshaking for 3 days. After the period, by

JAEA, who established an analytical scheme

subtracting Cl− contents from original soil

for nondestructive quantification of difficult-using non-Cl− added soil solution, we obtained

to-measure nuclides 107Pd and 99Tc in used

Kd-Cl values. For 20 samples, more Cl− wasnuclear fuels. This method is basicallydetected than added, which caused Kd values

instrument-oriented and, therefore, can beminus, but it means that Cl did not sorb onto

119the soil solid phase. The Kd-Cl ranged from -between Ra and oxygen in the first hydration

0.7 – 1.4 L/kg. Although Kd-Cl value wasshell obtained by EXAFS were similar to

expected to be high in organic soil comparedthose by the simulation. The EXAFS results

to that in mineral soil; however, no correlationsuggested

was found between Kd-Cl values and total

complexes on vermiculite. The distribution

carbon concentrations in the soils.

coefficient of Ra on vermiculite had small

that

Ra

forms

inner-spheredependence on pH and ionic strength,
2K06 Investigation of hydration andadsorption structures on clay minerals ofradium by EXAFSYAMAGUCHI
A.1,2,NAGATAK.3,

suggesting the formation of inner-sphere

TANAKA

K.1,

KOBAYASHI

K.1,

fixation

OKUMURA

M.1,

KOBAYASHI

T.1,

phyllosilicates.

complexes.

KANETA

Y.1,

MATSUDA

T.3, TAKAHASHI Y.2

that

on

vermiculite

and

other

TAKAMIYA, K.4, MINOWA, H.5( JAEA, The Univ. Tokyo, Osaka Univ.)2

suggest

2K07
Characterization of barium
silicate-based adsorbent for Ba in seawater
KOJIMA, S.1, OGATA, Y.1,2, KATO, Y.3,

S.1,

YOKOYAMA K.1, YAITA T.1, YOSHIMURA
1

results

environmental behavior of Ra is controlled by

SHIMOJO K.1, TANIDA H.1, SEKIGUCHI
T.1,

These

3

(1Aichi Medical Univ., 2Osaka Sangyo Univ.,

Radium (Ra) is an important radioactive

Hitachi Ltd., 4Kyoto Univ., 5The Jikei Univ.)

3

element in terms of environmental pollution

BaSi2O5-based adsorbent has been found very

problem around uranium mine and disposal

useful for collection of trace radioisotopes ofproblem of radioactive waste, meaning that its

Sr in sea water. Because Sr is not adsorbed on

environmental behavior should be urgently

the adsorbent without sulfate ion in water, theinvestigated. However, even the hydration

adsorption of Sr is responsible for production

structure of Ra has not been investigated at theofmolecule level because Ra has no stable

insoluble

SrSO4. The

adsorbentisconsidered to collect effectively Ba, Ra and Pb

isotope and decays to radon. The purpose inbecause their sulfates are insoluble in water.

this study is to investigate the hydration andWe have revealed that the adsorbent collects

adsorption structures of Ra on clay minerals

the most of Ra and about 86％ of radiogenic

by using extended X-ray absorption fine

Pb in sea water. Because 140Ba is one ofstructure (EXAFS).

important radionuclides at a nuclear accident,

EXAFS spectra were collected in SPring-8.

it is necessary to investigate characterization

The hydration structure was also investigatedof the adsorbent for Ba in sea water. In thisby first principle molecular dynamics. In

study, radionuclides of Ba were produced byaddition, adsorption experiments with various

neutron irradiation at KUR, those nuclides

pH and ionic strength were also conducted.

were used as the tracer of Ba in sea water.

The coordination number and distanceExperimental results of Ba have obtained to be120

as 1.7 mBq L-1 and 1 mBq L-1 for LSC-7400

similar to those of Sr and Ra.

and LSC-LB7, respectively. This method is
2K08 Estimation of Sr activity withbarium silicate-based adsorbent
application of Cerenkov measurement ofprogeny nuclide, 90YOGATA Y.1,2, KOJIMA S.2, MINOWA H.3,
90

useful because of quite simple and no use ofdeleterious substance.
2P01 Half-life variation of halides of lowenergy excited nuclide U-235m(JNRS)SAWAMURA, K.1, KASAMATSU, Y.1,

KATO Y.4(1Osaka Sangyo Univ.,2Aichi Medical Univ.,

SHIGEKAWA, Y.2, SHINOHARA, A.3,4

The Jikei University School of Medicine,3(1Graduate

Hitachi, Ltd.)

4

Bariumsilicate-based

Sr

Schoolofscience,

Osaka

University, 2RIKEN, 3Institute for radiation

adsorbent,sciences, Osaka University, 4Osaka Aoyama

Pureceram MAq (Nippon Chemical Industrial

University)

Co. Ltd.) can selectively adsorb Sr. However,As U-235m have extremely low excitation

because the Sr adsorb capacity is not so large,energy (76.74 eV), the nucleus interacts with

it cannot be applied to large amount of Sr.

outer-shell electron in the internal conversion

Therefore, 90Y, the progeny nuclide of 90Sr,(IC) process. Therefore, the half-life of U-

was separated and measured. In this study, 90Y

235m is reported to vary depending on its

was tried to be estimated by Cerenkov

chemical environments. We are aiming tomeasurement. About 20 Bq of 90Sr solution

elucidate the de-excitation process of U-235m

including the same amount of 90Y was loaded

by measuring the IC electron energy spectra inon the Sr adsorbent. 90Sr was absorbed on theadsorbent, and 90Y was separated into solution.
The 90Y concentration was determined with aaddition to the half-lives for various chemical
environments. In this study, U-235m ionsrecoiled from Pu-239 were trapped in nitrogenpart of the solution by the liquid scintillation

gas and collected on the copper foil surface tocounting method. The counting efficiency ofwhich a negative voltage was applied. The

Y was estimated with the residual solution90

half-life was determined by counting the IC

by the Cerenkov measurement. The Cerenkov

electrons from the trapped U-235m and thosemeasurement was performed with a generalreacted with various halogen gases such as HF,

type liquid scintillation counter (LSC-7400,

HCl, HBr and HI. Half-lives for samples

Hitachi, Ltd.) and a low background liquid
scintillation counter (LSC-LB7, Hitachi, Ltd.).
The same counting efficiency was obtained towithout gas reaction widely spread 26 ~ 27
min. This is thought to be because U takes
various oxidation numbers in the samples.

be 60% for both of the counters. When the

The half-lives of U-235m reacted with HF,

volume of the sample is 10 L and theHCl, and HBr were determined to be 25.3 min,measurement time is 4 hours, the minimum

26.1 min, and 25.3 min, respectively. This isdetectable concentration (MDC) is estimatedthe first report on the half-life of U-235m

121reacted with HBr. The order of the half-lives

coordination number of 7.5 in the firstis not in trend of electronegativity andhydration sphere with 2.48 Å between No andinfluence of molecular orbital needs to be

O atoms. Previous studies have suggested thatconsidered.

the ionic radius of No2+ is intermediate
between Ca2+ and Sr2+. In the present study,

2P02 Ab initio molecular dynamics study
on the hydration structure of element 102,No
WATANABE, E.1, KASAMATSU, Y.1,
NAKANISHI, R.1, OTAKA, S.1, NAKAJIMA,
T.2, SHINOHARA, A.3,4(1Grad. Sch. of Sci., Osaka Univ., 2R-CCS,
RIKEN, 3IRS, Osaka Univ., 4Osaka Aoyama
Univ.)
Nobelium (102No) belongs to an actinide series.
It is reported that the stable oxidation state of
No is +2 although those of other heavy
actinide elements are all +3.

The chemical

behavior of No in HCl was reported to be
similar to that of Group 2 elements (Ca and Sr),and further studies are required to elucidate

with more hydrated water and the electronic
states of hydrated complexes.
2P03 Precipitation experiment of Zr, Hf,
Th and Eu with oxalic acid and malonicacid, towards the experiment of element
104, Rf.
NAKANISHI, R.1, KASAMATSU, Y.1,
WATANABE,
E.1,
OTAKA,S.1,
2,3
SHINOHARA, A.
(1Grad. Sch. of Sci., Osaka Univ., 2IRS, Osaka
Univ., 3Osaka Aoyama univ.)

properties with inorganic ligands. In this study,

structure of No2+. Since it is difficult to

we focused on the organic acid ligands: oxalic

investigate the hydration structure of No by
the

Sr2+. We will also report the simulation results

been studied mainly through complexation

In this study, we focused on the hydration

methods,

suggested to be intermediate between Ca2+ and

The chemistry of Rutherfordium (104Rf) has

the chemical properties of No.

spectroscopic

the hydration structure of No2+ is alsoacid and malonic acid, which have themolecularpotential to form chelate complexes with Rf.

simulation was adopted. We calculated No2+-

To determine the experimental conditions for

24H2O model by ab initio molecular dynamics

coprecipitation experiments of Rf with oxalic

and compared its result with that of Ca2+ andacid and malonic acid, we investigatedSr2+. The quantum chemical calculations in

coprecipitation behaviors of Zr, Hf and Eu

the simulations were performed at the B3LYP

using thorium oxalate as a carrier in the oxalic/Stuttgart-RSC(for metal atom)/def2-SVP(foracid system and zirconium malonate as aO, H atom) level, and molecular dynamics

carrier in the malonic acid system.

was calculated during 20,000 steps withFirst, the precipitation behaviors of thorium

Δt=0.5fs

oxalateThe obtained hydration structures of Ca2+ andandzirconium

malonatewere

investigated. As a result, in the case of thorium

Sr2+ were in good agreement with the results

oxalate, the reactions were reached theof experimental studies. The simulation

equilibrium state within 60 s at temperatures

results show that No2+ has an average122above 80 °C. The resolution of α peaks was【Experiments】Particles were separated from~100 keV which is considered to be sufficientsoil and subjected to γ-ray measurement andto discriminate

Rf. The concentration

SEM-EDS analysis.Sr-90 was quantified in

dependence of oxalic acid in coprecipitationsome particles by liquid scintillation counter.

behavior

precipitation【Results】The particles contained Cs-137 inbehavior were generally consistent with eachthe range of 10~10000 Bq. The Sr-90/Cs-137

other for Zr, Hf, and Eu, indicating that it isactivity ratio is on the order of 10-4, with little

possible to discuss the precipitation properties

difference among particles. The particles arefrom the coprecipitation behavior. In the caserich in silicon and oxygen, and mainly containof zirconium malonate, it was also confirmed

sodium, magnesium, and aluminum. Whenthat the precipitation yields were ~100 % andthe mass ratio of the elements contained in thethe reactions reached equilibrium within 1-2

particles to the major material (silicon) is

min at temperatures above 80°C, indicating

calculated, there is a correlation between thethat Zr can be used as a carrier in malonate

Ca-Na and Zn-Al-Fe combinations. Iron-

coprecipitation.

concentrated spots are also found in some

and

261

macroscopic

particles.
2P04

Properties and Sr-90 contents inradioactive

particles

released

2P05
Temporal variation of 129I in
atmospheric particles collected by SnowWhite within 2017-2020
SUTO, M., WANG, XS., IIDA, M., HIBINO,
Y., MIYATA, S., OKAYAMA, A., OHTA, T.,
OHTA, Y., ISOGAI, K.
(Japan Chemical Analysis Center)by

Fukushima Dai-ichi nuclear power plant
accident
MURAKAMI, A.1, NINOMIYA, K.2,
IGARASHI,
J.1, YOSHIMURA, T.2,
SHINOHARA, A.2,3, MINOWA, H.4,
YOSHIKAWA, H.4(1Grad. Sch. of Science, Osaka Univ.,
2
Institute for Radiation Sciences, Osaka Univ.,
3
Osaka Aoyama Univ., 4The Jikei Univ. Sch.
of Medicine)【 Introduction 】 By Fukushima Dai-ichi

Utilization of Snow White, known as a highvolume

were released.

White, located in Japan Chemical Analysis
Center (Chiba City, Japan), within 2017-2020.
I concentration of atmospheric particles was

129

calculated using 129I/127I measured by AMS

detailed knowledge of the accident.

and 127I measured by ICP-MS. Furthermore,In this work, we investigated the formation

correlation between the 129I and 134, 137Cs fromprocess of the particles through quantification
Sr-90

and

for

in atmospheric particles collected by SnowThe

expected that their analysis provides us

andprofitable

we investigated the temporal variation of 129I

reflect the conditions in the reactor, and it'sCs-137,134

issubstances with high sensitivity. In this study,

properties of the particles are considered toofsampler,

measurement of various nuclide radioactive

Nuclear Power Plant accident, radioactive Csbearing particles

airthe same sample were also discussed,semi-

simultaneously.

quantification of stable elements by EDS.

123

As the results, the 129I concentration andreaction cell of ICP-MS. However, Mo

isotopic ratio of

produces

I/ I in atmospheric

129 127

Mo16O2, which is polyatomic

97

particles collected from 2017 to 2020 wereinterfering ion of 129I measurement, under the(0.27～8.6) × 10–7 mBq/m3 and (0.094～4.3)

oxygen reaction condition. Therefore, it needs

× 10–8, respectively. Both of the 129I andto be separated prior to the ICP-MS

129 127

measurement.

follows, 1) higher in March, 2) decreased fromconcentrations (e.g., seawater) should be

March to July, and 3) increased from July toconcentrated for analysis. Recently, silver ion-

October during all of observation. According

supported resin(CL Resin)to the AMS analysis of pollen collected fromdeveloped

theChiba prefecture et al., the reason for theconcentration of 129I. In this study, CL ResinhigherI concentration in March was

was used for the removal of Mo and coexisting

considered as the resuspension of radioactive

anions in seawater on I sorption andparticulate on the surface of ground, and thepreconcentration of I. The CL Resin adsorbed

dispersal of pollen. On the other hand,

97.9% of I under 1.0 M sulfuric acid loading

meteorologicalascondition, but interfering elements weretemperature played an important role for theremoved from the CL Resin. The CL Resinfluctuation ofI, because it showed aalso adsorbed over 99.0% of I even NO3- andnegative correlation with 129I. The correlation

Cl- coexist in high concentration. The

coefficientsaverageconcentration ratio of 129I was calculated as

temperature and 129I were -0.81 from March to

1.3×103. It is enough to determine 129I in

July, and -0.62 from August to November,seawater with the ICP-MS. The pretreatment

respectively. In addition, 129I/134Cs results

method is expected to apply for ICP-MS

shown that the source ofanalysis of 129I in seawater.

I/ I presented a seasonal variation as

129parameters129

betweensuch

monthly

129

I observed in thisSamples

for

with

low

I

129

has

been

separation

andwork was speculated as not only from the
2P07
Revisionofradioactivity
measurement
methodseriesNo.7"Gamma-ray
Spectrometryusing
Germanium Detector"
MIYATA, S.1, SUZUKI, K.1, OHTA, Y.1

Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant
accident, but also from other fallout.
2P06
Development of solid-phaseextraction technique for ICP-MS analysis of
Iodine-129 in sea water:Effects of interfering
elements and coexisting anions on sorption of
I to silver ion-supported resin.
AOKI, J., MATSUEDA, M., KOARAI, K.,
TERASHIMA, M.
(Japan Atomic Energy Agency)
The analysis of 129I in environmental samples(1Japan Chemical Analysis Center)
Gamma-ray spectrometry using germanium
semiconductor detector has been widely used
as a major method for radioactivity analysis of
gamma-rayemitting

nuclidesinenvironmental samples. One of the series ofwith ICP-MS requires the removal of 129Xe

radioactivity measurement methods related tocontained in Ar gas by reaction with O2 in a124manualconducting an environmental radioactivity"Gamma-ray spectroscopy with germanium

level survey, and we are also conducting an

semiconductor detector" was revised inintercomparison analysis based on ISO / IEC

September 2020 so that it can respond to the17043 for analysis organizations in 47

situation such as the subsequent performance

prefectures nationwide.

improvement of measuring instruments andIn this intercomparison program, Japanthe progress of analysis methods. The

Chemical Analysis Center (JCAC) provides

previous revision of the manual was structured

analyticalto include a lot of content for developers of

whose allocation values have been determined

analysis program, but the revised manual isby JCAC) to analytical institutions, and theintended for practitioners of environmental

analytical institutions analyze and measure theradioactivity analysis, and described the basic

analyticalprinciples of gamma-ray spectrometry ofevaluation method is based on En numbers

environmental samples that is carried out inand Z score. The analysis / measurement

normal situation. The revision policy is toresults of the analysis institution are comparedmake the content for practitioners, to/ evaluated with the assigned values, and if theincorporate advances in analytical technology

evaluation results are insufficient, the cause issuch as numerical calculation of detection

investigated and points for improvement are

efficiency to make the content compatible

presented. Here, we will introduce seawaterwith the equipment currently in use, and toand marine products that confirm whether

make the content in line with international

pretreatment is properly performed in thestandards. In this presentation, we will explainintercomparative analysis conducted in 2020.

the changes and additions that accompany theFromrevision.

intercomparison analysis was able to performgamma-rayspectroscopy,

thecomparison

samplescomparison

the(samplessamples.

evaluation

results,The

thehighly accurate analysis. The causes of the
2P08

Quality control in environmental

dissatisfied results were also investigated, andradiation monitoring

reanalysis, reanalysis, etc. gave satisfactory

OTA, H., ABE, G., KAWAMURA, T.,

evaluations, and improvement was observed.

KONNO, Y., TOYOOKA, S., OTA, T.
2P09 Measurements of local fields in Fedoped indium oxide
UCINO, H.1, ITO, T.1, SATO, W.1, 2(Japan Chemical Analysis Center)
After the accident at TEPCO's Fukushima
Daiichi Nuclear Power Plant, it is necessary to(1Grad. Sch. Nat. Sci. Tech., Kanazawa Univ.,

provide highly reliable data as analytical dataonradioactivity.

environmental
NuclearAsradiation

Regulatoryanationwide

monitoring,

AgencyInst. Sci. Eng., Kanazawa Univ.)2

has

Indiumtheoxide(In2O3)isann-typesemiconductor that has a bixbyite structurebeenwith two In sites, and there have been many125

attempts to control its physical properties by

few studies on the extraction of 211 At byintroducing impurities. In recent years, it hasionic liquids have been reported, yet. In thisbeen reported that In2O3 exhibits a property as

study, we investigated the suitability ofa dilute magnetic semiconductor when doped

different types of ionic liquids for thewith a small amount of Fe atoms, and is

extraction of 211 At especially in the HCl

expected to be applied to spintronic devices.

system. Both the extraction rate of 211 At

However, the mechanism of magnetism hasfrom HCl to ionic liquid and the reverse

not yet been elucidated. Therefore, the aim ofextraction rate from ionic liquid to NaOH

this study is to investigate the occurrence ofwere determined experimentally in the study.

dilute magnetism in Fe-doped In2O3 (FIO) .

Besides, TLC analysis of dodecane solutions

For

angularbefore and after extraction were performed toandestimate the At chemical species in HCl. The

transmission Mössbauer spectroscopy were

results suggest that the hydrophobicity of theemployed to probe into local sites in FIO. The

cations and anions of the ionic liquid affects

obtained PAC spectra suggest that the carrier

the ion exchange with At ions in the aqueousdensity may have been elevated in thephase.

semiconductor at high temperature. It was also

[C8mim][Tf2N] were above 90% for both

implied that the introduction of Fe into theextraction and back-extraction. Therefore,

sample increases the carrier density. The

extraction system with ionic liquid isresults of Mössbauer spectroscopy will also be

concluded to be promising for the 211 At

discussed in the poster presentation.

solvent extraction in medical use.

2P10 Research on ionic liquid extractionof astatine for a nuclear medical utilization
NAGAI, Y.1, AOI, K.1, MARUYAMA, S.1,

2P11 Development of a selective solidphase extraction method for quantitation of
Zr-93 in radioactive wastes
MORII, S., YOMOGIDA, T., OUCHI, K.,that

purpose,correlation(PAC)

NISHINAKA,

I.2,

perturbation
spectroscopy

WASHIYAMA,

K.3,

Univ.,

2

QST,

3

extraction

rates

for

KITATSUJI, Y.

HABA, H.4, YOKOYAMA, A.1(1Kanazawa

The(JAEA)

Fukushima

Zr-93 is one of the long-lived fission products

Medical Univ., 4RIKEN)

in radioactive wastes. To ensure the long-term

Astatine-211 is a prospective candidate tosafety on the disposed of radioactive wastes,utilize in targeted alpha therapy. Solvent

estimating the risks associated with radiation

extraction with organic solvents has been usedfrom Zr-93 is essential. In previous studies,as one of the methods to separate 211 At fromdetermination methods of Zr-isotopes in liquid

solution of an irradiated target. Recently, ionicsample using ICP-MS were developed.

liquids have been attracting attention as an

However, those methods were complicatedalternative solvent to organic solvents fromand time consuming. To conquer this problem,the viewpoint of green chemistry. However,126we are developing a new method that

(UO2+X). The chemical species might differ

determining Zr-isotopes in solid sample using

between the bulk and surface of the finelaser ablation (LA)-ICP-MS.

particles. In this study, the chemical species ofSr, Mo, Ru, and Zr are isobars, so Sr, Mo, andthe uranium microparticles was determined by

Ru interfere the quantitative of Zr by ICP-MS.

transmission X-ray microscope. The chemical

Then, those elements are required to separate

species of the surface of the microparticles

from Zr. DGA (N, N, N’, N’-tetra-n-wereoctyldiglycolamide)

resin

to

spectroscopy. The composition of UO2 andseparate

simulated

high-level

U3O8 in a UO2+X particle was found to beradioactive wastes (HLW) solution. Simulated

about 90% and 10% by transmission X-ray

HLW solution was loaded onto the DGA resin

microscope measurements. UO2 and UO4 ・

cartridge. 2 M and 4 M nitric acid were loaded

nH2O were observed in the surface of theonto the resin and interference elements were

UO2+X

eluted from the resin. On the other hand, more

spectroscopy. This result enables us tothan 99 % of Zr was retained on the resin.

discriminate the oxide species present in theThus, this method enables preparing solid Zrbulk and the surface of uranium particles.

Zr

from

was

used

determinedparticlesbymicro-Ramanbymicro-Raman

sample for determination of Zr-93 and it’s
2P13 Rapid measurement of U, Np, and
Pu in feces using ICP-MS/MS and alpha
spectrometry
YANG, G., KIM, E., ZHENG, J., SENO, H.,

isotopes.
2P12 Speciation of uranium particles in
micrometer sized by micro-Raman
spectroscopy and transmission X-ray
microscope
YOMOGIDA, T.1,2,
KITATSUJI, Y.1

KOWATARI, M., KURIHARA, O.

TAKAHASHI, Y.1, MIYAMOTO, Y.1

Internal contamination with alpha-particle(National

InstitutesforQuantumandRadiological Science and Technology)(1JAEA, 2Tokyo Univ)

emitting actinides, such as 238U, 237Np, 239Pu,

In the decommissioning of the Fukushima

Pu, is likely to result in high internal

240

Daiichi Nuclear Power Plant, there is a

exposure risk even if the intake amount isconcern about the release of fine particles

small. To provide valuable information apartcontaining uranium (U) into the environment.

from urinary bioassay for internal dose

Since the solubility of U in water varies

estimation, we developed a simple and rapid

greatly depending on its chemical species, it ismethod for fecal bioassay to determine ultra-

necessary to understand the chemical species

trace U, 237Np, and Pu isotopes in syntheticof micrometer-sized U particles. Uranium

feces

dioxide (UO2), which is the main component

using

ICP-MS/MS

and

alpha

spectrometry, respectively. After rapid ashingof the nuclear fuel, is oxidized on the surface

by microwave muffle furnace and acidby air to form a non-stoichiometric compounddigestion

127

byopeningandmicrowave

digestions, the sample was separated for

as more simple separation method.

analysesby

ICP-MS/MS

and

alpha

Fractions(D-1) were obtained by the magnet

spectrometry,

respectively.

Conventional

separation of Domestic waste slag at thealpha spectrometry was used for the analysis

Tamagawa Incineration Plant. These samplesof short-lived 238Pu (t1/2 = 87.74 y) for dosewere irradiated with 22 MeV bremsstrahlung

estimation, the ICP-MS/MS was used tofor 6 hours in ELPH at Tohoku University.

obtain the atom ratio of 240Pu/239Pu for source

The samples were leached in inorganic acids

identification. The sensitivities of ICP-

(HCl and HNO3) from 1 week to 2 weeks and

MS/MS were improved and compared bypassed through a membrane filter. Gamma

introducing different reaction/collision gases

rays emitted from filtrate and residue samples

to allow us to measure these isotopes with low

were determined by a Ge detector.

background signal intensities.

As results, Cu and Fe were leached ininorganic acids, Ag and Au were concentrated

3K01 Variability in Composition and
Separation of Valuable Metal Elementsfrom Domestic Waste Slag
SAITOU, R.1, AKIYAMA, K.1, TUCHIDA,

in the residue.

R.2, SUWA T.1, KHAN, I.1, KIKUNAGA, H.3,
KUBUKI, S.1(1Grad. School Sci., Tokyo Metropolitan Univ.,
Dept. of Chem., Tokyo Metropolitan Univ.,

2comparator method using (γ, n) reaction yield

Domestic waste slag is a kind of artificial sandratios determined at ELPH, Tohoku university.

produced by the melting of the incineration

We have analyzed different standard samples

ash from the combustible waste. These slags

by single comparator method and confirmed

contain several kinds of valuable metalthat determination values are generally good.

elements and are important materials from the

In INAA (n,γ) yield ratios are varies reactor byview point of resource recycling. In our
work,

we

reportedthe

In Instrumental Photon Activation Analysis(IPAA), we have been developing single

ELPH, Tohoku Univ.)

3

previous

3K02 Instrumental photon activation
analysis using single comparator method at
different accelerators
REZA, S., OURA, Y.
(Tokyo Metropolitan Univ.)

reactor because of difference in neutron

newenergy spectrum. For this reason k0-method

separation method by magnets and thewas developed for usage at different reactors.

separated fraction(D-1) is consist of Cu, Fe

But in IPAA such issue is assumed to be veryand some valuable elements with the higher

littleconcentrations than the original slags. In thisbremsstrahlung mainly depends on atomic

work, we will report the leaching behavior of

number of the converter. So we guessed thatfraction(D-1) in inorganic acid determined byour determined yield ratios could be used at

XRF and PAA, and the discussion about thedifferent accelerators and we performed IPAA

becauseenergydistributionofusing an accelerator at KURNS for different

possibility of component separation by a sieve128

standard samples. The accelerator at KURNS

to apply this method to the milligram samples,

produce bremsstrahlung through Pt converter

our group has developed a novel experimental(2 mmt x 2), in which samples were irradiatedinstallation. Muon irradiation experimentsin the air. At ELPH samples were irradiated inwere conducted at the D2 beamline of thewater by bremsstrahlung produced through Pt

Materials and Life Science Experimentconverter (1 mmt x 2). Most of determination

Facility

values at KURNS were found to be consistent
with certified or reference values within ±10%.
We confirmed that our determined yield ratios

(MLF)

at

the

Japan

ProtonAccelerator Research Complex (J-PARC).
The meteorite (Jbilet Wienselwan) with thesize of 6x8 mm2 and weighing 120 mg wasfor single comparator method are usable at

prepared and irradiated with muons. Muon

different accelerators.

characteristic X-rays were measured by six
low-energy Ge detectors installed around the

3K03 Development of the experimental
system for non-destructive element analysis
with small sample using negative muon at
the J-PARC.
CHIU, I.1, NINOMIYA, K.1, AZUMA, T.2,
KATSURAGAWA, M.3, KUBO, K.4,
MINAMI, T.5,3, MIYAKE, Y. 6, NAGASAWA,
S.5,3, NAKAMURA, T.7, OKADA, S.8,
OSAWA,T.9,
SHIMOMURA,
K.6,
SHINOHARA, A.11, TAKAHASHI, T.3,
TAKEDA, S.3, TAKESHITA, S.6, TAMPO,
M.6, TANIGUCHI, A.10, TERADA, K.11,
UMEGAKI, I.12, WADA, T.7, WATANABE,
S.14, YOSHIDA, G.6(1Osaka Univ. IRS, 2RIKEN, 3Kavli IPMU,
4ICU, 5Dept. of Phys. The Univ. of Tokyo,
6
KEK, 7Tohoku Univ., 8Chubu Univ., 9JAEA,
10KURNS, 11Osaka Univ., 12Toyota Central
R&D Labs., Inc., 13JAXA)The element analysis method withoutsample. Based on result of this experiment, avery low background from experimental
system was confirmed, and the peaks frommeteorite were clearly observed. Furthermore,a simulation experiment was implemented
using Geant4 code to verify the experimental
data. The element contribution of samples
could be accurately determined with thisexperimental system.
3K04 Thermal separation characteristics
of astatine in dry distillation
NISHINAKA, I.1, WASHIIAMA K.2,
HASHIMOTO, K.2(1QST-Tokai,

destroying the sample is useful in the various

Fukushima

Medical2

University)

field. The non-destructive elemental analysis

The α-emitting radionuclide,method has been developed using high-211

At, is aprospective candidate for use in targeted alphaintensity negative muon beams for sometherapy. In general, dry distillation has beenvaluable samples such as archaeologicalused for the isolation of astatine frommaterials and extraterrestrial materials. This

irradiated bismuth targets based on its volatilemethod is performed by measuring high-characteristics. However, even with such anenergy muon characteristic X-rays, which are

empirical isolation technique, the adsorption

emitted when the muon the transition totemperature (Tads), which is one of theground state of muon atomic orbitals. In orderfundamental chemical properties, remains

129unknown.

nuclides for targeted α-therapy. In previous

In this study, the Tads of volatile astatine

studies,

species

At

209

the

irradiated Bi target by dry-distillation method.

209

Bi(4He,2n)211At nuclear reaction. Volatile

Future mass production will require a simpler

astatine was separated from the irradiatedand more versatile 211At recovery system. In

bismuth via dry distillation in a glass tube

this work, to improve 211At recovery yield, we(inner diameter: 4 mm, length: 750 mm) filled

tried dry recovery process by evaporation with

with nitrogen. The Tads of the volatile astatine

aerosol.

species on a glass surface was precisely

Bismuth targets were irradiated with 4He2+

determined to be 42.2 ± 2.5 ℃ via thebeam by the JAEA tandem accelerator. The

simultaneousthegeneration of 100 kBq order 211At wastemperatures and the astatine radioactivity

confirmed. Aerosols were generated byacross the length of the glass tube withheating KCl reagents with an electric furnace.

thermocouples

spectrometers,

The irradiated target was set in the otherrespectively. The adsorption was observed inelectric furnace and heated to evaporate 211At.

a narrow temperature range of 60–30 ℃,

Helium carrier gas containing aerosols wasindicating that the single volatile chemical

introduced into the 211At evaporation section,

species could be formed and adsorbed on theand 211At was mixed with aerosols. The

glass.

aerosols in the carrier gas was collected with a

The obtained results are discussed in terms ofglass fiber filter and then dissolved in diluted

the assumed chemical species and astatine

NaOH solution. Astatine-211concentration inamounts by comparing with the adsorption

the solution was measured with a Ge

temperature values in previous studies.

semiconductor detector, and K concentration

wasradionuclide

studiedusing

producedmeasurement

and

g-ray

the
via

of

211

211

At

is

often

producedbyBi(α,2n)211At reaction and recovered fromwas measured with an ion meter. Astatine-211
3K05 Development of astatine-211 dryrecovery process by evaporation withaerosol
YUHARA, M.1, MIYAMOTO, S.1, WADA,

recovery yield (%) and aerosol collection rate

S.1, NAKAI, Y.1, OMORI, T.1, TSUKADA,

211

K.2,

It is considered that the increasing amount of

ASAI,

M.2,

FUKUDA,(mg / hr) were evaluated.
A positive correlation was found between

M.3,

At recovery yield and aerosol collection rate.

TOYOSHIMA, A.4, SHINOHARA, A.4,5

aerosols promoted the collision between 211At(1Toshiba Energy Systems & Solutions Corp.,

and aerosols, and facilitated filter collection.

Japan Atomic Energy Agency, 3RCNP, Osaka2

3K06
Development of 211At labelingmethod for molecular-targeted drugs using
electrolytic oxidation reaction.
NAKAGAWA, S.1, KADONAGA, Y.1, OOE

Univ., 4IRS, Osaka Univ., 5Osaka Aoyama
Univ.)
Astatine-211(211At) is one of the suitable

130

K.1,

KANDA,A.1,

NAGATA,

K.1,

time.

TERAMOTO, T. , TOKOI, K. , HABA, H. ,
1

WANG,

1

Y.2,

2

KASAMATSU,

3K07 Synthesisand Evaluation of At-211
Labeled Gold Nanoparticles for Alpha
Brachytherapy
HUANG, X.1, KATO, H.2, KADONAGA, Y.3,

Y.1,

YOSHIMURA, T.1, TOYOSHIMA, A.1,
SHINOHARA, A.1,3(1Osaka Univ.,

2

RIKEN,

Osaka Aoyama

3

SHIMOYAMA, A.1,

Univ.)
211

KABAYAMA,

K.1,

KATAYAMA, D.2, OOE, K.2, TOYOSHIMA,

At is one of the promising candidates for

A.3, HABA, H.4, WANG, Y.4, SHINOHARA,

targeted α therapy. Although various methods

A.3,5, FUKASE, K.1,3

are reported for labeling molecular targeted(1Graduate

drugs withAt, commonly used substitution

Univ., Graduate School of Medicine, Osaka

At for harmful organometals

Univ., 3Institute for Radiation Sciences, Osakacontaining such as tin and mercury are fairly

Univ., 4NishinaCenter for Accelerator-Basedproblematic in clinical use. Therefore, we aim

Science RIKEN, 5Osaka Aoyama Univ.)

at developing a novel method for labeling

Much attention has been drawn to the α-

At by electrolytic oxidation that needs

emission radiotherapy due to its potential

neither oxidants nor organometals. Because

cancer therapeutic efficacy. Astatine-211

oxidation of

At is necessary to proceed the(211At), with a comparatively short half-life oflabeling,

studied7.2h, can emit alpha particles within a few cellelectrolytic oxidation of astatine. Then,

diameters with high energy, which canelectrolytic labeling ofAt was investigated.

damage cancer cells in a relatively highIn the experiments, we used a flow electrolytic

biological effectiveness. In this study, we

column apparatus.

investigated a novel alpha brachytherapy by211

reactions by

211electrolytic

211

211

211

we
211

first

Schoolof

Science,Osaka

2

At species were analyzed

by Thin Layer Chromatography (TLC) before

local

and after electrolysis. Radiation fromAt on

nanoparticles (AuNP) in order to accumulate

TLC plates were measured using an imaging

high level of radiation in the tumor and reduce

plate. As a result, quantitative oxidation of

the exposure of normal tissue.

211

211

At was observed, which was confirmed

based on different positions of211

injection

of

At

211

labeledgoldFirst, we synthesized different sizes of mPEG-

At spots onSHmodified

AuNP

and

performed

TLC before and after electrolysis. Then, in theastatination. Anti-tumor effect of the 211At

labeling reaction, it was found that 65% oflabeled AuNP-S-mPEG were evaluated and it

elutedAt was observed at the positions

revealed that the 5 nm sample has the most

expected from those of the analog compounds

significant anti-tumor effect. Furthermore, welabeled by iodine. This demonstrates that we

synthesized 5 nm of RGD peptide modified

succeeded in labeling molecular targeted drug

AuNP and performed astatination, cellwithinternalization of AuNP-RGD was confirmed

211

211

At by electrolytic oxidation for the first131and the cytotoxicity of 211At labeled AuNP-

sintered as a cathode of arc-discharge. The

RGD was evaluated in cancer cell line.

soot containing Pm di-EMFs produced by arc-

Significant internalization of AuNP-S-mPEG

discharge methodwasanaerobic

notobserved,

while

the

RGD

were refluxed undercondition.

An

ion

pair

modification promoted the internalization. In

chromatography was employed for thecytotoxicity experiments, the RGD modified

separation of each fullerene. To confirm the

AuNP, which has the higher internalization

elution peak components, the cold fullerene

ability, showed the higher cytotoxicity. The

samples were separated and then the collected

results may help to optimize the design ofsamples were measured by MALDI TOF/MS.

functional AuNPs, which are suitable for

The radioactivity of 143Pm and 139Ce wasalpha brachytherapy.

observed at retention time which seems to bethat of di-EMF. These results indicated the

3K08
Stability of Dimetallofullerene
Encapsulating Promethium
SUWA, T.1, AKIYAMA, K.1, KIKUNAGA,
H.2, KUBUKI, S.1(1Grad. School Sci., Tokyo Metropolitan Univ.,

ELPH, Tohoku Univ.)

2

Recently, it has been reported that the stabilityof dimetallofullerenes (di-EMF) with two

Univ.)

lanthanides, and also reported that the di-

The dissolution of nuclear fuel debris

EMFs with heavy lanthanides are stabilized bygenerated from Fukushima nuclear power

the reduction of di-EMFs. In our previous

plant accident is necessary for the accurate andwork, we could not have observed any

precise analyses of actinides and fission

promethium di-EMF species under the

products. We have proposed the chemical

atmospheric condition. In this work, we will

conversion of insoluble nuclear fuel debris

report the development of new method forinto soluble substances by thermochemical

metallofullerene extraction /separation underreaction.

anaerobic condition.

In the present work, the chlorination andSm2O3 pellet was irradiated with 55.5 MeV
for6

3K09 Dissolution Method of Substances
containing UO2-ZrO2 by Thermochemical
Conversion for Actinide Analysis
MA, Z.1, HONMA, K.2, KONANSHI, K.2,
(1Nagaoka University of Technology,2Tohoku

in the atomic number of encapsulated

radiation

species by the reduction.

SUZUKI, K.2, SUZUKI, T.1

lanthanide atoms decreases with the increase

bremsstrahlung

stabilization of LaPm@C80 and LaCe@C80

dissolution behavior in hydrochloric acid andhours.

Nitric acid of simulated nuclear debris

Produced Pm was separated from this Sm2O3

includingby the chemical separation. The Pm tracer

UO2-ZrO2

bythemochemical

reaction with reagent CCl4 were studied, andmixed with 139Ce radiotracer and La carrier

the converted undissolved residue were

were adsorbed on a porous carbon rod andanalyzed by SEM-EDX.

132

The simulated debris pellets were prepared by(Japan Atomic Energy Agency)

NFD

ammonia

Accurate determination of uranium and Pu

coprecipitation and then sintering. Before theisotopes ratios for safeguard environmental

chlorination experiment, the pellets wasandpowdered, which was oxidized and reduced inbecause they have information on their origin.

oxygen and hydrogen successively based on

Formation of polyatomic interferences madethe oxidized and volatilized method, whichof an atom of heavy element and atoms insuccessfully made the pellet simply powdered.

plasma such as argon and oxygen is known toAfter the powder was oxidized and reduced

create problems for their measurements using

respectively,

ICP-MS. In this study, quantitative assessment

company

thethroughheatingchlorination

geochemical

isofcontainers.

measurement of U and Pu isotope ratios at

After heating at 400℃ for 12 hours, theultra-trace level using MC-ICP-MS was

dissolution rate of reduced simulated debris

conducted.

powder in concentrated hydrochloric acidpolyatomic interferences caused by 193Ir40Ar+,(30%) and concentrated nitric acid (60%)

194

were 92.39% and 88.00%: After oxidation, themass of 233, 234 and 236, respectively. Whendissolution rates of simulated debris powder

1 ppb of natural uranium solution (IRMM184)

were 97.54% and 87.80%, which were

containing 0.4 ppb of Pt was measured,obtained from the mass of filter residue after234

pressurized filtration. In the next step, ICP-

to be two-fold higher than certified value due

MS will be used to further check the uranium

to the interference. For Pu isotopes, small

concentration in the filtrate.

interferenceThis work was partially supported by theobserved at the mass of 244 while other

Nuclear Energy Science & Technology andobvious interferences were not found.

Resource

Development

Forinterferences

importantexperiments were carried out in the Swagelok

Humanpolyatomic

samplesUisotopes,

for

the

significant

Pt40Ar+ and 196Pt40Ar+ were observed at the

U/238U isotope ratio was roughly estimated

from

Pb

(204Pb40Ar+)

was

Project
3K11 Total evaporation for uranium
particles generating much uranium
hydride formation and isotopic ratiochangeTOMITA, R., TOMITA, J., YOMOGIDA, T.,(through concentrating wisdom) from theJapan Atomic Energy Agency / Collaborative
Laboratories for Advanced Decommissioning
Science.

SUZUKI, D. YASUDA, K. ESAKA, F.,
MIYAMOTO, Y.

3K10 Quantitative
assessmentofpolyatomic
interferencesforthemeasurement of uranium and plutonium
isotope ratios at ultra-trace level using MCICP-MS
TOMITA, J., TOMITA, R, SUZUKI, D.,(JAEA)
Secondary ion mass spectrometry (SIMS)
analysis of uranium particles for safeguards
purpose consists of Automated Particle

YASUDA, K., MIYAMOTO, Y.

133

Measurement

(APM)

and

MATSUMURA, H.1, MASUMOTO, K.1,

Microprobe

analysis. APM for safeguards sample includes

YOSHIDA,

2400 measurements, each field is analyzed for

NAKAMURA, H.1, MIURA, T.1

short time. So, if a sample have particles(1Highwhich generate too much uranium hydride

Organization (KEK))

formation on their surface, the APM result,

It is difficult for most facilities to adopt theespecially 236U abundance, is affected byclearance

uraniumcausesaccelerator facilities under the Radioisotope

inaccurate APM result. To investigate what

Regulation Law. Therefore, we studied forpercentage of the entire particle the particle"Establishment of the measurement andsurface causing ratio change account for, total

evaluation methods of activated materials forevaporation measurement was implemented

decommissioning of accelerator facilities" infor standard uranium particle generating muchthe project for Radiation Safety Researchuranium hydride formation on their surface

Promotion Fund under the contract of theand uranium isotopic ratio change during the

Nuclear Regulation Authority for four years

total evaporation measurement was observed.

since FY2017. In this project, we studied the

Total evaporation experiment for the particle

decommissioning

grain-sized 4 µm indicated thatU/ U

facilities with considering the clearance level

decreased by 55% and kept changing for 180

with the research committee and the Nuclear

s. The number of secondary ions originatedRegulation Authority of Japan. The resultsfrom particle surface accounted for 3.1 % ofwere summarized in a paper as” Manual forall of number of ions sputtered from the entire

measurement and evaluation of activation forparticle. These results indicated it is difficult

decommissioning of accelerator facilities;

to remove the hydride effect from particle

Electrostatic

surface by only APM conditions. On the othersynchrotron radiation experimental facilities,

hand, APM combined with the method

proton therapy facilities, heavy particle

manipulating

scanning

therapy facilities, and cyclotron facilities forelectron microscope can obtained APM data

radioisotope production for positron emission

without hydride effect because it is able to get

tomography (PET).” In this presentation, themore higher secondary ion counts using

essentials of the manual will be explained.

hydrideformation.

particles

under

It

236

238

G.1,

Energyin

TOYODA,
Accelerator

the

A.1,

Researchdecommissioning

methodacceleratorofofaccelerator

facilities,

almost same conditions, primary beam
3K13 Feasibility for evaluation ofaccelerator activation with the portable γray imager GeGI5YOSHIDA, G.1, MATSUMURA, H.1,

intensity, measurement time and raster size, of
microprobe mode.
3K12 Manual of Measurement and
Evaluationof
Activationfor
Decommissioning of Accelerator Facilities

NAKAMURA, H.1, TOYODA, A.1, MIURA,
T.1,

134

MASUMOTO,

K.1,

SASA,

K.2,

(1JCAC., 2Niigata Univ., 3JAEA, 4IRID)
Liquid Scintillation Counter (LSC) is widely

MORIGUCHI, T. 2, MATSUMURA, M. 2
(1KEK, 2University of Tsukuba)

used for the determination of radioactivity. A

Accelerator activation is a serious problem insolved sample including radioactivity isterms of radiation exposure of workers andmixed with liquid scintillator so that thewaste management of radioactive materials.

emitted radiations (α, β, γ and X rays) are

The portable γ-ray imaging device (imager),effectively absorbed in the material. While thewhich has been rapidly developed since theenergy resolution is not as good as solid-state

Fukushima nuclear accident, can be supposed

detectors, it is expected to be suitable for the

to be a breakthrough to visualize the γ-rays

analysis of Spectral Determination Methodfrom the radiation source, and we have been(SDM) which deals with the whole spectral

tackling the application of this novel

shape.

technology to evaluation of accelerator

LSC measurements were performed for H-3,

activation. Although, there have been a variety

Co-60, Sr-90, and Cs-137 samples, byof commercial γ-ray imagers with different

utilizingmeasurement methods and detector crystals,
nomodelshave

beenclarified

3110TR supplied by Parkin Elmer, Inc. Afterthequenching correction, we obtained standard

requirements for applying to evaluation ofaccelerator

activation;

determination

an LSC apparatus of Tri-Carb

spectra for the four samples. From the spectra,of

we synthesized examination spectra of various

activation sites, residual nuclides, and theirconcentrations with a common dominant Cs-

activity. We had conducted benchmark tests

137 activity of 3,000 Bq.

with various commercial devices at assuming

The SDM analysis is performed to givean actual accelerator activation, and found theconsistent determination values for thebest candidate; GeGI5 manufactured bysamples, and the accuracies are within 7 % for

PHDS Co., US-TN. Currently, we are

the concentrations of 100, 33, and 10 %investigating the requirements for evaluation

relative to the Cs-137 activity; they are withinof accelerator activation with the GeGI5, at

20 and 30 % for the concentrations of 3 andaccelerator facilities in Japan. In this

1 %, respectively. We have concluded that thepresentation, we will report the results of pre-SDM can be applied to the analysis of LSC

evaluation for selection the best candidate,

spectra with mixed radioactivity.

and series of actual field tests in theaccelerator facilities in Japan, by using the

3P01 Proposal of new methods forspectroscopy and visualization of astatine
compounds
TERAMOTO, T.1, OOE, K.2, WANG, Y.3,

GeGI5.
3K14
Applicationofspectraldetermination
methodtoliquidscintillation spectra
OSHIMA, M.1, GOTO, J.2, SHINOHARA,
H.1, SETO, H.1, BAMBA, S.1, FURUSE, T.3,4

HABA, H.3, TOYOSHIMA, A.2(1IRS, Osaka Univ., 2Grad.Med. Osaka Univ.,

135

RIKEN)

important to know the behavior of these

At is expected to be a candidate material ofelements for their biological applications. Mn-

the targeted alpha therapy. So far, by

52g (half-life 5.6 d), of which about 29% ismultiphoton

tunabledecayed through + decay, is a nuclide that is

nanosecond lasers, the electronic excited

being used as a PET nuclide. In this study, we

states of At atom were observed and thedevelop a production method for Mn-52g

ionization potential and electron affinity of At

tracer. We have selected natV(,X)52gMn,

were determined. However, there are no

natCr(d,X)52gMn, and natFe(,X)52gMn forreports on physiochemical properties of At

the production reactions. The excitation

compounds.

function measurements of these reactions andIn nuclear medicine treatment, X-rays and γ-

the Mn tracer purification method arerays are detected and imaged in order toinvestigated. In this presentation, we report

evaluate the distribution of At in the body. Forthethese high-energy photons, because it isnatV(,X)52gMn.

3211

ionization

withresultsofexcitation

functionsofdifficult to focus the light with conventional
3P03 Development of an RF ioncollection and mass-separation apparatus
toward elucidation of the decay propertiesof Th-229m
SHIGEKAWA,
Y.1,
TOKOI,
K.2,

optics, only the emitted light is directly
imaged. Therefore, a lot of imaging elements
are needed in the imaging devices.
In this study, we will show our current status

YAMAGUCHI, A.1, WANG, Y.1, YIN, X.1,

toward spectroscopy and visualization of 211AtNAMBU, A.1, SATO, N.1, WADA, M.3,

compounds. The covariance mapping method

HABA, H.1

and a single pixel imaging method are
introduced

for

the

spectroscopy(1RIKEN, 2Osaka Univ., 3KEK)and

The first nuclear excited state of 229Th, 229mTh,visualization of At compounds, respectively,

has an excitation energy of ~8.3 eV, which

3P02 Production of Mn-52 and its halflife measurement
KIKUNAGA, H.1, SHIRASAKI, K.2, IKEDA
H.1,3(1ELPH, Tohoku Univ., 2IMR, Tohoku Univ.,

may allow the variation of decay modes

3

CYRIC, Tohoku Univ.)observe the electron-bridge transition andManganese is a transition metal element that

gamma-ray emission of 229mTh, we aim to

takes a wide range of oxidation numbers andcontrol the chemical forms of 229mTh byforms a variety of complexes. Manganese isreacting 229mTh ions with gases in an ion trap,

an essential micronutrient for plants andand to implant 229Pa ions into fluoride crystals

animals, but it also has specific effects on

for prohibiting the internal conversion process

living organisms, such as neurotoxicity. It isof 229mTh. In this study, we developed an RF(internal

conversion,

electron-bridgetransition, gamma-ray emission) depending
on chemical environments. In order to directly136

ion-collection and mass-separation apparatus

study is believed to be entirely derived fromfor extracting purified

the Fukushima Dai-ichi Nuclear Power Plant

with

high

Th and229m

efficiency.

The

229

Pa ions

constructed(FDNPP) accident, considering its short half-

apparatus includes a He gas cell, where

life. Thus, the 134Cs distribution has become aproduced ions are decelerated and transported

useful chemical tracer of water circulations,to an RF carpet with a DC electric field
gradient. Then the ions are transported to theincluding global circulations since the FDNPP

central hole of the carpet with the RF-surfing

accident before its radioactive decay. The

technique, and subsequently to a high vacuum

lateral distributions of 134Cs concentrations inthrough a quadrupole ion guide. Using asurface seawaters in major ocean current

quadrupole mass filter, the ions with specificsystems off the southeastern Hokkaido were

mass-to-charge ratio are transported to achanneltron

detector.

Toevaluate

examinedthein

2018–2021.

The

Cs

134

extraction efficiency and mass resolution, weconcentrations on the date of the FDNPP

extracted 220Rn and its daughter ions recoiling

accident in the Soya Warm Current (SWC)

out of a 224Ra source under various conditions.

(mean, 0.67 mBq/L), East Sakhalin Current

We clearly observed the mass peaks of 220Rn+(ESC) (0.23 mBq/L), and East Kamchatka

andPo with a full width at half maximum

216+

Current (EKC) (1.3 mBq/L) (data in 2018–of ~1 u. The maximum extraction efficiency2019) predominantly reflect the difference ofof 220Rn+ was evaluated to be 15–20%. Hence,the

it is expected that purified 229mTh and 229Pa

contributionof

FDNPP-derived

ions can be extracted with high efficiency andradiocesium contaminated waters, owing toused for studying the decay properties ofbasin-scale current circulations after the

Th.

229m

FDNPP accident. The local distribution of theCs concentrations in the Oyashio Current

134

3P04

Spatial variations of

134

Cs

area off the southeastern coast of Hokkaido

concentrations off eastern Hokkaido(0.4–0.8 mBq/L) were predominantly ascribed(2018–2021)
MASHITA, K.1, TAKEHARA, R.1, INOUE,

to the mixing of the SWC, ESC, and EKC. In

M.1, KAMEYAMA, H.1, TANIUCHI, Y.2,

this poster presentation, we discuss water

KURODA, H. , KAERIYAMA, H. , MIKI,

circulation patterns in this area including the22

S. , NAGAO, S.
(1Kanazawa Univ.,212National

time-scale after the FDNPP accident, using

Researchdata in 2018–2021.

Institute of Fisheries Science)Contrarily to the inhomogeneous distributionsof 137Cs, 134Cs detected in seawaters in this137

3P05 Spatial distributions of 228Th/228Ra
activity ratio in the Japan Sea and theimplications for transport of reactive
materials
KAMEYAMA,
H.1,
INOUE,M.1,
MOROKADO,

T.1,

SHIROTANI,

salinity and reduced particle flux.
3P06 Development of analysis method for90
Sr in bones using Y separation with DGA
resin.
KOARAI, K.1, MATSUEDA, M.1, 2, AOKI, J.1,

Y.1,

HANAKI, S.1, FURUSAWA, Y.1, KOFUJI,
H. , MORITA, T. , MIKI, S. , NAGAO, S.
2

3( Kanazawa

University,

1

Science3Foundation,

3, FUJIWARA, K.1, TERASHIMA, M.1

2

1

2

Japan

MarineNational

Research(1JAEA, 2Fukushima University)
Chemical separation of interference nuclides
and matrix of samples is required to accurate

Institute of Fisheries Science)
Reactive(particle-reactive)

measurement of 90Sr in bone samples. Direct

radionuclides

separation of 90Y, which is daughter nuclide of(e.g., thorium isotopes) in the seawater haveSr, from bones seems to be a simplified

90

been utilized to estimate the scavenging frommethod because the separation of trivalent Y

seawater. To study the migration patterns ofreactivematerials

underdynamic

from the sample can easily remove divalent

theCa or Sr. We investigated removal of the

Tsushima Warm Current (TWC) circulations,

elements that including interference nuclides

fine-resolution spatial and seasonal variationsin the228

of 90Y measurement (Cs, Pb, Bi, Th, and U)

Th/ Ra activity ratios were228

and matrix elements of bones (Na, Mg, K, Sr,

examined in seawater samples from the Sea ofBa) by a DGA resin. Cs, Pb, Bi, and U wereJapan and East China Sea (ECS) in 2012–

removed from the DGA resin column by

2020. The 228Th/228Ra ratios in surface waters

successive rinsing processes. Although Th

with reduced scavenging effect partiallywas slightly recovered (1.6%) with Y,

maintained the seasonal change in the mixing

interference from Th to 90Y measurement canratio of the ECS continental shelf side water.

be ignored due to low radioactivity of Th in

The wider variations in the 228Th/228Ra ratios

bones. Matrix elements of bones, including

at the surface also exhibited inhomogeneous

large amount of Ca, were removed over 99.9%

scavenging in offshore areas. In contrast, theby the rinsing processes.90Sr in the NIST

Th/ Ra ratios gradually increased from the

228

228

reference bone material can be determined bysurface to TWC core layers (depths of 0–350m). While the variations in the228

Y measurement after chemical separation

90

Th/ Ra228

with the DGA resin. The Y separation with theratios were vertically small in the TWC area

DGA resin is adequate to 90Sr analysis of bone

(0.1–0.3), those in the northeastern Sea ofsamples.

Japan showed higher values with a wider
variation (0.2–0.6). Combined with thesalinity,thisdifferenceindicates

3P07 Quality assurance by in-situ
calibration for air dosemeters installed atmonitoring stations
SUGIYAMA, M., ISHIKAWA, K., TANAKA,

theadmixture of subarctic currents with low-138H., NITTA, W., KISHIMOTO, T.

The government of Japan has decided that

(Japan Chemical Analysis Center)

ALPS treated water stored in Fukushima NPP(Tl)

is to be discharged to the ocean. This action

scintillation detectors) are installed at theshould be accompanied by the enhanced ocean

monitoring stations in 47 prefectures to survey

monitoring for environmental radioactivity as

air dose rate. In-situ calibration is a usefulwell as the quality assurance of analyticalmethod to guarantee the measurement quality

process performed in the monitoring program.

of the dosemeters since they are fixed to theIntercomparison between IAEA and thestations and difficult to transport. Japanlaboratories which will participate in theChemical Analysis Center is the only

upcoming monitoring program is expected to

institution in Japan that can provide in-situ

be an significant part of QA.

calibration based on JCSS (Japan Calibration

IAEA established ALMERA (Analytical

Service System).

Laboratories

In-situ calibration of air dosemeters has been

Environmental Radioactivity) in 1995 as acarried out using the ionization chamber

global network of laboratories capable ofdosemeter as a working standard that is

performing rapid and reliable analysis intraceable to the national standard. Both air

normal and emergency monitoring. As of June

dosemeters and the working standard are2021, 194 laboratories in 90 countries have

irradiated at about 1 µGy/h by Cs-137 point

been registered in ALMERA, and Japan

source, and the calibration is performed by

ChemicalAnalysisCenterhas

been

comparing the results.

participating

since

2008.

Among

the

We had been in-situ calibrated 33 air

proficiency tests sponsored by IAEA is thedosemeters

prefectures’

IAEA-RML-PT, which aims to support

monitoring stations from 2016 to 2020. Thoselaboratories that analyze nuclides such as H-3,

ratio and working standard was in the range of

Sr-90, and Cs-137 in seawater samples. This

0.97 to 1.07. From the results of in-situ

time, we will introduce the results of thecalibration,

air

IAEA-RML-2020-01 PROFICIENCY TEST

dosemeters installed at prefectures wereconducted in 2020, as well as a summary of

adjusted appropriately. Since 2020, we havepast results.

About

300

air

dosemeters

installed

it

was

at

(NaI

confirmed

that

for

the

Measurementofbeen expanding the scope of in-situ calibration
3P09 Measurements of local fields in
CdxFe3-xO4 by means of PAC spectroscopy
with the 111Cd(←111mCd) and 111Cd(←111In)
probesFUJII, M.1, KONAKA, M.2, ITO, T.1,

to air dosemeters for monitoring nuclear
facilities nationwide.
3P08 Guaranteeing the quality of ocean
monitoring
SANO, Y., SAKUMA, T., OTA, T.

OHKUBO, Y.3, SATO, W.1,2(1Grad. Sch. Nat. Sci. Tech., Kanazawa Univ.,(Japan Chemical Analysis Center)

139

2

Inst. Sci. Eng., Kanazawa Univ., 3Inst. Integ.

MOTOMURA, A.2,3

Radiat. Nucl. Sci., Kyoto Univ.)(Japan Atomic Energy Agency1, National

In our previous study, it was found that 111mCd

Institutes for Quantum and Radiologicalprobes of the perturbed angular correlation

Science and Technology2, Chiyoda Technol(PAC) method introduced into an inverse

Corporation3)

spinel Fe3O4 occupy the A site, exhibiting a

Scandium-47 is an attractive radionuclide forstatic perturbation pattern due to magnetic

cancer therapy, because of emissions ofhyperfine interaction. On the other hand, themedium energy beta particle (a mean energy

111m

Cd probe in a normal spinel CdFe2O4

of 162 keV) and gamma rays (159 keV)showed a nuclear spin relaxation. In order tosuitable for imaging, and its appropriate half-

providelife (3.35 days).

insight

intotheunexpected

In this study, we havephenomenon, in this study, we investigated theinvestigated the production of 47Sc by the

Cd concentration dependences of PAC spectra

47

for CdxFe3-xO4, using the 111Cd(←111mCd) and

nat

111

Ti(n,p)47Sc reaction using fast neutrons fromBe(d,n) reaction at the JAEA tandem

accelerator and the CYRIC of Tohoku

Cd(←111In) probes. We found from the PAC
transition

university. In this presentation, the production

temperature (TC) of Cd0.25Fe2.75O4 is 753 K.

activities of 47Sc and the impurities with 15-40

From this observation, it was suggested that

MeV deuterons will be reported, and we will

the nuclear spin relaxation observed at 773

evaluate the suitable deuteron energy for theK(>TC) is ascribable to the nuclear quadrupole

production of 47Sc.

spectrathatthemagnetic

interaction with the electric field gradient.

with Cd concentrations other than x=0.25.

3P11 Study on the electronic state oflanthanide endohedral metallofullerenes by
HPLC analysis
NISHIMURA, S.1, AMEKURA, K.1,

Considering that the 111mCd probe occupies the

AKIYAMA, K.1, 2, HABA, H.2, TAKAMIYA,

A site, these phenomena can be attributed toK.3, KUBUKI, S.1

perturbations by the electric field gradient at(1Grad. School Sci., Tokyo Metropolitan Univ.,

the A site. These results demonstrate that the2

nuclear spin relaxation is characteristic of theInprobe in the A site of the Cd ferrites.

metallofullerenes depend on the number ofSimilar results were also observed above themagnetic transition temperature for samples

S.1,

ASAI,

M.1,

HASTSUKAWA,

Y2.

SAEKI,

H.2,3,KAWABATA,

M.2,3,

OHTA,

A.2,3,

general,theelectronic

state

of

carbon atom forming fullerene cage and of

3P10
Production of 47Sc for cancer
therapy by accelerator neutrons
TSUKADA K.1,2, HASHIMOTO, K.2,
HASHIMOTO,

RIKEN, Nishina center., 3KURNS)

chargetransferred

electrons

fromencapsulated metal atoms so that HPLC
retention time of these metallofullerenes suchas Ln@C82 with same charge transferred
electrons are almost same as each other.

140

However, the results of precise HPLC analysis

ratios are precisely and rapidly determined byby radio chromatography show the small

isotope analysis compared to the conventional

differences in HPLC retention time between

alpha spectrometry. In this study, isotopic

each Ln@C82. Recently, we reported thevariation of 234U/238U ratios was analyzed

precise HPLC retention time for Ln3+@C823-

from Permian to Cretaceous limestones by(from La to Ho) and the possibility of the

MC-ICPMS to evaluate degrees of the seculardifference in the number of unpaired electrons

equilibrium condition. Limestones in closed

in the 4f orbitals affected on the electronicsystem for over million years were estimatedstate. In this study, we tried to obtain more

to be in the secular equilibrium condition.

detailed knowledge of electronic states by234

conducting thermodynamic analysis of HPLC

theanalysis.

coprecipitation

The HPLC retention time of higher fullerenes

chromatography. As the result, a precision of(carbon number: 76, 78, 84, 86) wereabout 0.2 % was obtained with approximately

developed on a Buckyprep column as a

2 ng U. Moreover, 234U/238U ratios of thefunction of temperature. The differences in theanalyzed limestones showed the almost

slope caused by the phase transition of thesecular equilibrium condition, and they can bestationary

used as a working isotope reference for

phase

was

clearly

U/238U isotope ratios were determined after

observed

between -20 °C and -30 °C from Van't Hoff
addition, the HPLC retention time of La@C82
at -15 oC is found to be larger than thatobserved at room temperature.
3P12 Precise and rapid 234U/238U analysisof rock samples by mass spectrometry
KURIBAYASHI, C., TANIMIZU, M.
(Kwansei Gakuin Univ.)
Uranium is one of trace elements distributedin the Earth’s surface, and also released into
the environment through the nuclear fuel cycle.
Their origin and residence time are assessedfrom U isotopic ratios. 234U/238U isotopic
ratios are often used for radiometric dating,but they are also applied as a tracer in
research.

Withapurificationandgeochemical studies.

plots of obtained HPLC retention time. In

geochemicalchemicalrecentdevelopment of mass spectrometry, 234U/238U

141

through

anion

Fe-

exchange

発表者索引142

A

FURUTANI, H. ...................................... 1P13

ABE, G. ................................................. 2P08

G

ABE, M. ................................................. 2S01

GO, S. .................................................... 1K13

AKIYAMA, K. ... 1K10, 1P10, 3K01, 3K08,

GOTO, J. ............................................... 3K14

3P11

GOTO, S. ..................................... 1K16, 1P01

AMEKURA, K. ..................................... 3P11

GUO, Q. ................................................. 1P06

ANDO, T. .............................................. 1K11
AOI, K. .................................................. 2P10

H

AOKI, J. ....................................... 2P06, 3P06

HABA, H. .... 1K14, 1P02, 1P04, 2P10, 3K06,

AOKI, R. .................................... 1K15, 1K16

3K07, 3P01, 3P03, 3P11

ASAI, M. ..... 1K13, 1K15, 1K16, 3K05, 3P10

HAMAMOTO, T. .................................. 2K05

AZUMA, T. ........................................... 3K03

HAMANO, K. ....................................... 1K12
HANAKI, S. .......................................... 3P05

B

HASHIMOTO, K. ....................... 3K04, 3P10

BAMBA, S. ........................................... 3K14

HASHIMOTO, S. ................................. 3P10

BINGHAM, P. A. ................................. 1P10

HASHIMOTO, T. ................................. 1K14

BRIONNET, P. ...................................... 1K14

HATSUKAWA, Y. .................................. 3P10
HIBINO, Y. ............................................ 2P05

C

HIRAYAMA, Y. .................................... 1K14

CHEN, S. ............................................... 1K14

HIROSE, K. .......................................... 1K13

CHIU, I. ...................................... 1P09, 3K03

HOMONNAY, Z. .................................. 1K10
HONMA, K. .......................................... 3K09

E

HOU, D. S. ............................................ 1K14

EBIHARA, M. ............................ 1K01, 2S02

HUANG, X. .......................................... 3K07

ESAKA, F. ............................................. 3K11

HUANG, Z. ............................................ 1P06

F

I

FUJII, M. ..................................... 1K07, 3P09

IDEGUCHI, E. ...................................... 1K13

FUJIU, M. ............................................. 1K02

IGARASHI, J. ........................................ 2P04

FUJIWARA, K. ...................................... 3P06

IIDA, M. ..................................... 1P05, 2P05

FUKASE, K. ......................................... 3K07

IIMURA, S. ........................................... 1K14

FUKUDA, M. ........................................ 3K05

IKEDA, H. ............................................. 3P02

FUKUMURA, K. ................................... 1P11

INAGAKI, M. ....................................... 1K05

FURUSAWA, Y. ..................................... 3P05

INOUE, M. .................................. 3P04, 3P05

FURUSE, T. .......................................... 3K14

143

ISHIBASHI, Y. ...................................... 1K13

KITASE, K. ........................................... 1K09

ISHIDA, K. ........................................... 2K05

KITATSUJI, Y. ............................. 2P11, 2P12ISHIKAWA, K. ...................................... 3P07

KOARAI, K. ................................ 2P06, 3P06

ISHIYAMA, H. ..................................... 1K14

KOBAYASHI, K. .................................. 2K06

ISHIZAWA, S. ....................................... 1K14

KOBAYASHI, T. ................................... 2K06

ISOGAI, K. ........................ 1P05, 1P08, 2P05

KOBAYASHI, Y. ........................ 1K11, 1K12

ITO, T. ............................... 1K07, 2P09, 3P09

KOFUJI, H. ........................................... 3P05

ITO, Y. ................... 1K13, 1K14, 1K15, 1K16

KOGURE, T. ......................................... 1K03
KOIKE, Y. ............................................. 1K06

J

KOJIMA, S. ................................ 2K07, 2K08
KOMATSUDA, S. ................................ 1K08

JINNO, S. .............................................. 2K04

KONAKA, M. ............................ 1K07, 3P09

K

KONANSHI, K. .................................... 3K09

KABAYAMA, K. .................................. 3K07

KONNO, Y. ............................................ 2P08

KADONAGA, Y. ............ 1P02, 3K06, 3K07

KOWATARI, M. .................................... 2P13

KAERIYAMA, H. ................................. 3P04

KUBO, K. ........................ 1K11, 1K12, 3K03

KAI, T. ................................................... 1K13

KUBUKI, S. .... 1K10, 1P10, 3K01, 3K08,
3P11

KAJI, D. ................................................ 1K14
KAMEYAMA, H. ........................ 3P04, 3P05

KUMAGAI, N. ...................................... 2K01

KANDA, A. ........................................... 3K06

KURIBAYASHI, C. ............................... 3P12KANETA, Y. ......................................... 2K06

KURIHARA, O. .................................... 2P13

KASAMATSU, Y. .... 1P02, 1P03, 2P01,

KURODA, H. ........................................ 3P04

2P02, 2P03, 3K06

KUZMANN, E. ..................................... 1K10

KATAYAMA, D. ................................... 3K07

KUZUMI, K. ......................................... 1K16

KATO, H. .............................................. 3K07

L

KATO, Y. .................................... 2K07, 2K08
KATSURAGAWA, M. ................ 1P09, 3K03

LIU, J. J. ................................................ 1K14

KAWABATA, M. ................................... 3P10

M

KAWAMURA, T. ................................. 2P08
KHAN, I. .................................... 1K10, 3K01

MA, Z. ................................................... 3K09

KIJI, M. ................................................ 1K12

MAKII, H. .................................. 1K13, 1K16KIKUNAGA, H. ............ 3K01, 3K08, 3P02

MARUYAMA, S. .................................. 2P10

KIM, E. .................................................. 2P13

MASHITA, K. ........................................ 3P04

KIMURA, S. ......................................... 1K14

MASUMOTO, K. ....................... 3K12, 3K13

KISHIMOTO, T. .......................... 1P05, 3P07

MATSUDA, S. ...................................... 2K06

KITAGAWA, A. ...................... 1K11, 1K12

MATSUE, H. .............................. 2K03, 2K04

144

MATSUEDA, M. ......................... 2P06, 3P06

NAGAO, S. ....................... 1K02, 3P04, 3P05

MATSUMURA, H. ..................... 3K12, 3K13

NAGASAWA, S. ......................... 1P09, 3K03

MATSUMURA, M. ............................... 3K13

NAGATA, K. .......... 1P11, 1P13, 2K06, 3K06

MATSUNAGA, S. ................................ 1K13

NAGATA, Y. ......................................... 1K13

MATSUZAKI, H. .................................. 1K01

NAGATOMO, T. ........................ 1K11, 1K12MIHARA, M. .............................. 1K11, 1K12

NAKAGAWA, S. ........................ 1P02, 3K06

MIKI, S. ....................................... 3P04, 3P05

NAKAI, Y. ............................................. 3K05

MIKOUCHI, T. ..................................... 1K03

NAKAJIMA, A. ..................................... 1P04

MINAMI, T. (Kanazawa Univ.) ............. 1K02

NAKAJIMA, T. ..................................... 2P02

MINAMI, T. (Univ. Tokyo) ......... 1P09, 3K03

NAKAMURA, H. ....................... 3K12, 3K13

MINOWA, H. ......... 1K04, 2K07, 2K08, 2P04

NAKAMURA, T. .................................. 3K03

MIURA, T. (NMIJ, AIST) ..................... 2K04

NAKANISHI, R. ................ 1P03, 2P02, 2P03

MIURA, T. (KEK) ...................... 3K12, 3K13

NAMBU, A. ................................. 1P04, 3P03

MIYAKE, Y. .......................................... 3K03

NI, Y. ...................................................... 1P06

MIYAMOTO, S. .................................... 3K05

NINOMIYA, K. ................. 1P09, 2P04, 3K03

MIYAMOTO, Y. ............... 2P12, 3K10, 3K11

NISHIBATA, H. .................................... 1K13

MIYATA, S. ....................... 1P07, 2P05, 2P07

NISHIMURA, S. .................................... 3P11

MIYATAKE, H. ..................................... 1K14

NISHINAKA, I. .......................... 2P10, 3K04

MIYAZAKI, J. ....................................... 1K11

NISHIO, K. ................................. 1K13, 1K16

MOON, J. Y. .......................................... 1K14

NITTA, W. ......................... 1P05, 1P07, 3P07

MORIGUCHI, T. ................................... 3K13

NIWASE, T. ................................ 1K13, 1K14

MORIGUCHI, Y. .................................. 1K01

O

MORII, S. ............................................... 2P11
MORIMOTO, K. .................................. 1K14

OCHIAI, S. ............................................ 1K02

MORITA, K. ............................... 1K13, 1K14

OGATA, Y. .................................. 2K07, 2K08

MORITA, T. ........................................... 3P05

OGAWA, N. .......................................... 1K06

MOROKADO, T. ................................... 3P05

OHKUBO, Y ............................... 1K08, 3P09

MOTOMURA, A. .................................. 3P10

OHTA, A. ............................................... 3P10

MURAKAMI, A. ................................... 2P04

OHTA, T. ................................................ 2P05

MUTA, H. .............................................. 1P13

OHTA, Y. ................. 1P07, 1P08, 2P05, 2P07
OHTSUKI, T. (KURNS) ....................... 1K05

N

OKADA, S. ........................................... 3K03

NAGAE, D. ................................ 1K13, 1K14

OKADA, Y. ........................................... 2K01

NAGAI, A. ............................................ 1P04

OKAYAMA, A. ...................................... 2P05

NAGAI, Y. ............................................. 2P10

OKAZAWA, A. ..................................... 1K12

NAGAME, Y. ............................. 1K15, 1K16

OKI, Y. .................................................. 1K05

145

OKUMURA, M. .................................... 2K06

SATO, S. .................................... 1K11, 1K12

OKUMURA, T. ..................................... 1K03

SATO, T. K. ...................... 1K13, 1K15, 1K16

OMORI, T. ............................................ 3K05

SATO, W. .... 1K07, 1K08, 1K11, 1K12, 2P09,
3P09

OOE, K. .................. 1P02, 3K06, 3K07, 3P01
ORLANDI, R. ............................ 1K13, 1K16

SATO, Y. ................................................ 1K11

OSAWA, T. ....................... 2K03, 2K04, 3K03

SAWAMURA, K. ................................... 2P01

OSHIMA, M. ........................................ 3K14

SCHURY, P. ........................................... 1K14

OTA, H. .................................................. 2P08

SEKIGUCHI, T. .................................... 2K06

OTA, T. ............................... 2P05, 2P08, 3P08

SEKIMOTO, S. ..................................... 1K05

OTAKA, S. ......................... 1P03, 2P02, 2P03

SENO, H. ............................................... 2P13

OTANI, R. .................................. 1K15, 1K16

SETO, H. ............................................... 3K14OTSUKI, T. (JCAC) ..................... 1P05, 1P08

SHIBUTANI, S. .................................... 2K05

OUCHI, K. ............................................. 2P11

SHIGEKAWA, Y. ......................... 2P01, 3P03

OURA, Y. ......................... 1K01, 2K02, 3K02

SHIMOJO, K. ........................................ 2K06
SHIMOMURA, K. ................................ 3K03

P

SHIMOYAMA, A. ............................... 3K07

PHAM, T. T. .......................................... 1K13

SHINOHARA, A. .... 1P02, 1P03, 1P13,

PUTRA, D. I. P. ..................................... 1K02

2P01, 2P02, 2P03, 2P04, 3K03, 3K05,
3K06, 3K07

R

SHINOHARA, H. ................................. 3K14

REZA, S. ............................................... 3K02

SHIRAI, N. ............................................ 1K01

ROSENBUSCH, M. .............................. 1K14SHIRASAKI, K. .......................... 1P12, 3P02
SHIROTANI, Y. ..................................... 3P05

S

SHIZUMA, T. ....................................... 1K13

SAEKI, H. .............................................. 3P10

SINKO, K. ............................................. 1K10

SAITO, R. (Meiji Univ.) ........................ 1K06

SOME, K. .............................................. 1K11

SAITOU, R. (TMU) .............................. 3K01

SUGISAKI, F. ....................................... 2K02

SAKAGUCHI, A. ................................. 1P04

SUGIYAMA, K. .................................... 1K13

SAKAGUCHI, S. .................................. 1K13

SUGIYAMA, M. .......................... 1P08, 3P07

SAKAMA, M. ....................................... 1K16

SUTO, M. ............................................... 2P05

SAKUMA, T. ......................................... 3P08

SUWA, T. .................................... 3K01, 3K08

SANO, Y. ............................................... 3P08

SUZAKI, F. ........................................... 1K13

SASA, K. ............................................... 3K13

SUZUKI, D. ................................ 3K10, 3K11

SASAKI, M. .......................................... 2K03

SUZUKI, K. (JCAC) .................... 1P07, 2P07

SATO, M. .................................... 1K11, 1K12

SUZUKI, K. (GPFES) ........................... 2K01

SATO, N. ................................................ 3P03

SUZUKI, K. (Tohoku Univ.) ................. 3K09

146

SUZUKI, S. ............................................ 1P07

TOYOSHIMA, A. .... 1P02, 1P13, 3K05,

SUZUKI, T. ........................................... 3K09

3K06, 3K07, 3P01
TSUKADA, K. .... 1K13, 1K15, 1K16, 3K05,

T

3P10

TAGAMI, K. ............................... 1P06, 2K05

TSUNODA, H. ...................................... 1P01

TAKAHAMA, N. .................................. 1K11

TSURUTA, H. ....................................... 1K01

TAKAHASHI, T. ......................... 1P09, 3K03

TUCHIDA, R. ....................................... 3K01

TAKAHASHI, Y. ......................... 2K06, 2P12U

TAKAMINE, A. .................................... 1K14
TAKAMIYA, K. .... 1K05, 1P03, 1P13, 2K07,

UCHIBABA, Y. .......................... 1K15, 1K16

3P11

UCHIDA, S. ................................ 1P06, 2K05

TAKAMURA, R. .................................. 1K16

UCHINO, H. .......................................... 2P09

TAKEDA, S. ............................... 1P09, 3K03

UMEGAKI, I. ........................................ 3K03

TAKEHARA, R. .................................... 3P04

W

TAKESHITA, S. .................................... 3K03
TAMPO, M. ........................................... 3K03

WADA, M. .................................. 1K14, 3P03

TANAKA, K. ........................................ 2K06

WADA, S. .............................................. 3K05

TANAKA, H. ............................... 1P08, 3P07

WADA, T. .............................................. 3K03

TANAKA, T. ......................................... 1K14

WANG, XS. ........................................... 2P05

TANIDA, H. .......................................... 2K06

WANG, Y. ..... 1P02, 3K06, 3K07, 3P01, 3P03

TANIGUCHI, A. ................................... 3K03

WASHIYAMA, K. ............ 1K13, 2P10, 3K04

TANIMIZU, M. ..................................... 3P12WATANABE, E. ................ 1P03, 2P02, 2P03

TANIUCHI, Y. ....................................... 3P04

WATANABE, S. (GPFES) .................... 2K01

TAZAWA, T. ......................................... 1K09

WATANABE, S. (JAXA) ............ 1P09, 3K03

TERADA, K. ......................................... 3K03

WATANABE, Y, X. ............................... 1K14

TERAMOTO, T. ...... 1P02, 1P13, 3K06, 3P01

WOLLNIK, H. ...................................... 1K14TERANISHI, K. .................................... 1P04

X

TERASHIMA, M. ........................ 2P06, 3P06

XIAN, W. .............................................. 1K14

TOKOI, K. ............... 1P02, 1P13, 3K06, 3P03
TOMIHARA, S. .................................... 1K02

Y

TOMIMATSU, T. .................................. 1K13
TOMITA, J. ................................. 3K10, 3K11

YAITA, T. .............................................. 2K06

TOMITA, R ................................ 3K10, 3K11

YAMADA, Y. ............................. 1K11, 1K12TOYODA, A. .............................. 3K12, 3K13

YAMAGUCHI, A. (JAEA) ................... 2K06

TOYODA, M. ........................................ 1P13

YAMAGUCHI, A. (RIKEN) .................. 3P03

TOYOOKA, S. ....................................... 2P08

YAMAGUCHI, N. ................................ 1K03

147

YAN, S. X. .............................................1K14
YANG, G. .............................................. 2P13
YASUDA, K. .............................. 3K10, 3K11
YIN, X. .................................................. 3P03
YOKOKITA, T. ...................................... 1P04
YOKOYAMA, K. .................................. 2K06
YOKOYAMA, A. ........................ 1P04, 2P10YOMOGIDA, T. ................ 2P11, 2P12, 3K11
YOSHIDA, G. .................. 3K03, 3K12, 3K13
YOSHIDA, M. ....................................... 1P05
YOSHIKAWA, H. ....................... 1K04, 2P04
YOSHIMURA, T. .... 1P02, 1P11, 1P13,
2K06, 2P04, 3K06
YUHARA, M. ....................................... 3K05
Z
ZHANG, B. ............................................ 1P10
ZHANG, L. ............................................ 1P10
ZHENG, J. ................................... 1P06, 2P13148

本討論会の開催にあたりましては，以下の企業，団体からご協力をいただきました．厚く感謝申し上げます．
協賛
株式会社アトックス
株式会社アールデック
株式会社池田理化
有限会社ウッドベル
株式会社大阪真空機器製作所
株式会社カイズワークス
金属技研株式会社
住友重機械工業株式会社
大栄無線電機株式会社
東京ニュークリア・サービス株式会社

株式会社千代田テクノル
株式会社テクノエーピー
株式会社トミー精工
伯東株式会社
浜松ホトニクス株式会社
ハヤシレピック株式会社
ミリオンテクノロジーズ・キャンベラ
株式会社
ヤトロ電子株式会社

賛助会員
クリアパルス株式会社
株式会社千代田テクノル
東京ニュークリア・サービス株式会社
東京パワーテクノロジー株式会社
長瀬ランダウア株式会社
仁木工芸株式会社
株式会社日本環境調査研究所
富士電機株式会社
ミリオンテクノロジーズ・キャンベラ
株式会社
公益財団法人原子力安全技術センター
新潟県放射線監視センター

公益社団法人日本アイソトープ協会
国立研究開発法人
日本原子力研究開発機構
公益財団法人日本分析センター
公益財団法人放射線影響協会
一般財団法人放射線利用振興協会
九州電力株式会社
中国電力株式会社
中部電力株式会社
東京電力ホールディングス株式会社
北海道電力株式会社

149

Enriched stable Isotopes
Enriched radio Isotopes

Rare
Gases
Water
O-18

http://www.atox-isotope.jp/

【お問合
株式会
〒277TEL: 04
E-mail:
URL: h【お問い合わせ 】
株式会社アトックス

東京営業所〒277-0861 千葉県柏市高田1408
TEL ： 04-7141-1321 FAX ： 04-7141-1323

150

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・空冷ファン※在庫あります■ NeoDry36E (600L/min)■ NeoDry60E (1,000L/min)■ STP-451 セット

電圧：単相100V、200V、三相200V選択可( ※但し7Eは単相のみ)※ 入力コネクタ付ケーブルは含まれておりません。
※ NeoDry100E 1600L/minタイプ及びNeoDry300E 5000L/minタイプについては別途お問い合わせ下さい。
【オプション内容】
・キャスタアジャスタ ・入力ケーブル 3m or 5m ・サイレンサ

スクロールポンプ nXDS15i

価 !!

大特庫あります !
在● クリーン排気

真空環境からベアリングを完全に遮断。
ベアリングの潤滑油によって真空環境が汚染されることなく、よりクリーンな真空が得られます。

● メンテナンス

シンプルな構造ですので短時間で分解、ユーザー様にてチップシール交換が可能です。

● ポンプ回転速度可変

スタンバイボタンを押すことによりポンプスタンバイ回転速度を６６〜
９９％の間で１％ごとに変更可能です。( デフォルト 70%)

ドライ排気ユニット

・STP-451 ICF203 (480L/sec)
・SCU-350 コントロールユニット
・接続ケーブル 3m
・電源ケーブル 3m
・空冷ファン※在庫あります■ STP-iX457 セット
・STP-iX457 ICF152 (300L/sec)
・ディスプレイ + 電源
・接続ケーブル 5m
・電源ケーブル 3m
・空冷ファン※在庫あります・STP-iX457 ICF203 (450L/sec)
・ディスプレイ + 電源
・接続ケーブル 5m
・電源ケーブル 3m
・空冷ファン※在庫ありますドライ排気ユニットドライフォースは、ターボポンプとドライルーツポンプを組み合わせたクリーンでパワフルな真空排気システムです。

AUTO DRIVE MODE 画面■ SLIM 型

・幅 300mm の SLIM 型■ MINI 型

・機能簡素型MANUAL DRIVE MODE 画面● 大型キャスターにて移動が容易で、フロアーストッパー採用により固定が簡単です。
● タッチパネルによりAUTO・MANUAL 切替可能な排気コントローラを標準搭載しています。
● ツールトレー標準装備

本社 〒305-0051 茨城県つくば市二の宮 1丁目16 番 10 号
TEL029-858-0211( 代表 ) FAX029-855-9877
東京支店 〒113-0033 東京都文京区本郷 3 丁目15 番 4 号 本郷小林ビル 5Ｆ
TEL03-5805-0330
FAX03-5805-0331
e-mail : kikaku@rdec.co.jp https://www.rdec.co.jp151

池田理化は「理化学機器の総合商社」としてこれからも、 先端科学の研究を支え続けます

ANNIVERSARY

／

ク
、

株式会社

本

社

i也田理化
店店店店店店店店支支支支支支支支ば 宮

152

v 玉都 台 幌

TEL:042-642-0570
TEL:0422-39-5441
TEL:045-501-5881
TEL:045-983-0491
TEL:0466-54-0300
TEL:0463-37-4711
TEL:055-975-0975
TEL:054-644-5551
TEL:052-249-8350

阪国 葉

八王子支店
小金井支店
鶴見支店
横浜支店
藤沢支店
平塚支店
三 島支店
藤枝支店
名古屋支店

大岩 千 つ 埼 宇 仙 札〒101-0044東京都千代田区鍛冶町1-8-6神田KSビル
TEL: 03-5256-1811 FAX: 03-5256-1818
TEL:06-6136-1255
TEL:0827-21-6701
TEL:043-290-4055
TEL:029-836-6611
TEL:049-245-7831
TEL:028-610-3722
TEL:022-217-7037
TEL:011-208-2822

加速器用ビーム診断機器メーカーとして、豊富な経験と実績をもとに様々なニーズにお応えします。

重イオン加速器用各種ビーム診断機器■ビームプロファイルモニター

型式

駆動部

電極部

ＷＰＭ-152-40-136

駆動方式

ニューマチック駆動（エアーシリンダー）

真空シール

溶接ベローズ（寿命50,000回）

ストローク量73㎜

取付フランジ

ＣＦ152

検知ビーム径電極

φ40㎜
タングステンリボン（3㎜×0.3ｔ）■ファラデーカップ

型式

駆動部

検出部

ＷＦＣ-152-40-136

駆動方式

ニューマチック駆動（エアーシリンダー）

真空シール

溶接ベローズ（寿命100,000回）

ストローク量65㎜

取付フランジ

ＣＦ152

検知ビーム径

φ40㎜

材質

無酸素銅

冷却方式

水冷（間接冷却）サプレッサー電極付■2軸ビームスリット

型式

駆動部

スリット部

ＷＳＬ-152-40-136

駆動方式

ステッピングモーター

真空シール

溶接ベローズ（寿命10,000回）

ストローク量20√2（28.28㎜×2軸）

取付フランジ

ＣＦ152

検知ビーム径

φ40㎜

材質

無酸素銅

冷却方式

水冷（直接冷却）電流検出機構有

153

154

155

Accelerate
for the Future
ProtonTherapy System 陽子線治療システム

医療機器製造販売承認番号：21300BZZ00130000

230 MeV サイクロトロン

PET

ラインスキャニング法

相澤病院陽子線治療センター様Radio-Tracer Production System PET薬剤製造システム

CYPRIS HM-12Sサイクロトロン

FDG合成装置 (F300)
医療機器製造販売承認番号：22200BZX00704000

Other Accelerators for various use

CYPRIS HM-30サイクロトロン

CYPRIS MP-30サイクロトロン

重粒子線治療用DTL+RFQライナック

住友重機械工業株式会社 産業機器事業部（本社）

東京都品川区大崎2-1-1 ThinkPark Tower (TEL: 03-6737-2566)（関西支社）

大阪市北区中之島2-3-33

156(TEL 06-7635-3629)

CR-110 ～ CR-113 チャージ・センシティブ・プリアンプ
CR-110シリーズは、チャージ・センシティブ（電荷感応型）プリアンプ（CSP）
1チャンネル分の回路を収めた 8ピンSIPパッケージです。
半導体検出器（CdTe、CZT等）、PIN フォトダイオード、アバランシェ・フォト
ダイオード（APD）、ガス封入型の各種検出器など、様々な種類の放射線検出器で使用できるように設計されています。
CR-110シリーズには、CR-110～CR-113の4種類のCSPがあります。
ゲインの違いによって、4種類に分かれています。
型番
等価雑音電荷（ENC） RMS*1

等価雑音（Si）
等価雑音（CdZnTe）
等価雑音勾配ゲイン
パルス立上り時間 （t r） *2

CR-110
200
0.03
1.7
2.4
3.8
1400
3

CR-111
600
0.1
5
7
3.8
130
2

CR-112
7000
1.1
－
－
30
13
3

CR-113
18000
3
－
－
30
1.3
1

単位
efC
keV (半値幅)
keV (半値幅)
e - (RMS) / pF
mV / pC
ns

0.17 Cd ＋ 3

0.05 Cd ＋ 2

0.13 Cd ＋ 3

0.09 Cd ＋ 1

ns

パルス立上り時間 （＝最大値の90％に達するまでの時間）
は、入力容量と比例関係にあります。
実際の状況下での立上り時間は、以下の計算式で求めます。
t r ＝ α ・ Cd ＋ β [ns]150
50
-3 ～ +3
1.3×10 8 1.3×10 9
21
210

50

µs
V
epC

左表では、入力容量に加算される α ・ Cd ＝ 0 と仮定した値を、
パルス立上り時間としています。
なお、tr はパルス立上り時間 [ns]、Cd は接続された検出器の静電容量 [pF] です。

140

減衰時定数
非飽和出力振幅
1イベント当りの検知可能な最大電荷

1.3×10 7
2.1

1.3×10 102100*1

入力を接続せずに、シェーピング時間が1µs のガウシアン・シェーピングアンプを接続して測定した値です。
入力に検出器を接続した場合は、検出器の静電容量、漏れ電流、誘電損失によるノイズが、左表の値に加算されます。
*2

CR-200-50ns ～ CR-200-8µs ガウシアン・シェーピングアンプ
CR-200シリーズは ガウシアン・シェーピング
アンプで、チャージ・センシティブ（電荷有感型）プリアンプから入力される テールパルス
信号を読み取ります。ステップ状の入力パル
スを、ガウス関数のような形状にシェーピング
（整形）して出力します。
テールパルスからガウス関数への変換だけ
でなく、信号に含まれるノイズをフィルタリング
することも目的の一つです。

入力パルス

1.0 V
出力パルス

CR-150 評価ボード

CR-210（CR-110 ～ CR-113 用）

べースライン・レストアラ

CR-210は ベースライン・レストアラ（回復回路）
で、ベースラインのシフトを補正します。
AC結合のパルス増幅器では、ベースラインのシフトによって波高スペクトルの分解能が低下する可能性があります。
カウントレートが高い場合には、ベースラインの低下や、接地電位に対する波高スペクトルの低下が発生するため、補正が必要です。

シェーピング 出力パルス幅
時間
（半値幅）
50 ns
120 ns
CR-200-50ns
100 ns
240 ns
CR-200-100ns
250 ns
590 ns
CR-200-250ns
500 ns
1.2 µs
CR-200-500ns
1 µs
2.4 µs
CR-200-1µs
2 µs
4.7 µs
CR-200-2µs
4 µs
9.4 µs
CR-200-4µs
8 µs
19.0 µs
CR-200-8µs
型番

100 mV

CR-150-BOX ハウジング

CR-160 評価ボード（CR-200, CR-210 用）（CR-110 ～ CR-113 用）

CR-160-BOX ハウジング（CR-200, CR-210 用）

MCA4A 4 入力 マルチチャンネル・アナライザ

メスバウアー分光、マルチパラメータ計測 に！

157〒 101-0021
東京都千代田区外神田 3-10-10 白銀ビル 3F
TEL 03-3255-0931 FAX 03-3255-9869
http://www.daiei-dmd.co.jp/ Email ： sales@daiei-dmd.co.jp

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e-mail: ctc-master@c-technol.co.jp

158

医療_測る守る治す_和1cA4.indd 1

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入力4チャンネルMCA

スペクトロスコピーアンプ搭載MCA

APG7400A

APG7305A

入力1チャンネルMCA

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プリアンプ
半導体検出器用チャージアンプ

ゲイン切替式高速アンプ

高速アンプディスクリ

APG1603

APG1700

APG1701CsI(Tl)検出器搭載

LaBr3(Ce)搭載

TC300L

TS215

デスクトップ型計測器本体
APU101

アプリケーションソフト

サーベイメータ
CdTe検出器搭載

TA100U
CdZnTe半導体検出器計測システム
半導体検出器CZT-C10M

CdZnTe
結晶：10 x 10 x 5mm
本体：φ35ｘ75ｍｍ
エネルギー範囲：～2.0MeV

オールインワン信号処理装置
・マルチチャネルアナライザ
・高圧電源
・プリアンプ電源

・高圧電源制御・最大8種類のROI設定
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特注品・受注開発も承ります。
お客様のご要望に応じた製品をご提案させていただきます。
主な開発分野 ●デジタル・アナログ回路の設計製作 ●計測・制御のソフトウェア製作☎ 029-350-8011
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159

ファイファーバキューム社製
新製品スクロールポンプのご案内

ファイファーバキューム製
スクロールポンプ（HiScrollシリーズ）✓静音性 （<48dB）✓真空計内部搭載モデルあり✓マルチボルテージ仕様（100V～240V）✓耐久性の強いベアリング使用✓お客様にてチップシール交換容易（用途によるが2.5年に一度を推奨。）

基本スペック表
吸気口
排気口
排気速度
到達圧力
リークレート
冷却方法
通常騒音レベル
重量

HiScrol6
NW25
NW25
6.1 m³/h
2 Pa
5 · 10⁻⁷Pa m³/h
空冷
48 dB(A)
19 kg

HiScroll12
NW25
NW25
12.1 m³/h
0.9 Pa5 · 10⁻⁷ Pa m³/h
空冷
47 dB(A)
24 kg※価格は担当営業までご相談ください。
160

HiScroll18
NW25
NW25
18.1 m³/h
0.7 Pa5 · 10⁻⁷ Pa m³/h
空冷
47 dB(A)23 kg

高エネルギー用高感度光検出器
光電子増倍管シリーズ

本製品の詳しい情報は、
Web サイトでご覧いただ
けます。

浜松ホトニクスは微弱光計測・放射線計測向けの光電子増倍管やMPPC (SiPM) などさまざまな光センサをラインアップしています。
WEB SITE www.hamamatsu.com
電子管営業推進部 〒438-0193 静岡県磐田市下神増314-5 TEL（0539）62-5245 FAX（0539）62-2205

仙台営業所 TEL（022）267-0121
中部営業所 TEL（053）459-1112

筑波営業所 TEL（029）848-5080
大阪営業所 TEL（06）6271-0441

161

東京営業所 TEL（03）3436-0491
西日本営業所 TEL（092）482-0390

ケ ー ブルアセンブリのこ用命は
1-R HRヨRSHI-AEPIC: まで
国内工場でアセンブリを行うため、短納期を実現します。
小ロット、1本からのこ注文の対応も可能です。
長年にわたり、同軸ケ ー ブル＆コネクタのアセンブリの取引実績をもつ弊社では、あらゆるアセンブリを国内ならではの短納期で実現。試作品などの小ロットオ ー ダーにも対応可能です。
またこ要望がある場合は、弊社担当者が用途に最適なケ ー ブル＆コネクタの選定・設計から、こ相談に応じます。

※納品までの日程は仕様 ・ 製品により異なります。

●インピーダンス： 50Q●周波数： ～26.5GHz●対応コネクタ： N ・ SMA·3.5mm

Iセミリジッド ・セミフレキシブルケ ー ブルアセンブリ I

162●インピーダンス： 50Q●周波数： ～40GHz●対応コネクタ：N·SMA ・ 3.5mm· K(2.92mm)

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Cryo-Pulse 5 plus （クライオパルス 5 プラス）：
電気冷却式 クライオスタット

Aegis™：
可搬型 HPGe スペクトロメータ

LB4200 型：
多チャンネル低バックグラウンド
α /β計測システム

Copyright © 2021 Mirion Technologies, Inc. or its affiliates. All rights reserved. Mirion, the Mirion logo,
and other trade names of Mirion products listed herein are registered trademarks or trademarks of
Mirion Technologies, Inc. or its affiliates in the United States and other countries. Third party
trademarks mentioned are the property of their respective owners.

163

ゲルマニウム半導体検出器

SPIR-Ace™(GenieXport™)：
Genie 対応核種同定サーベイメータ

TM

ISOCS ：
ガンマ線分析システム

ミリオンテクノロジーズ・キャンベラ（株）
TEL 03-5835-5402（東京本社）
E-mail jp-sales@mirion.com

TEL 06-4806-5662（大阪営業所）
URL www.mirion.com/jp

東京営業所〒120-0034

ヤトロ電子株式会社〒300-3257
茨城県つくば市筑穂1-11-8
TEL：029-864-4484 FAX：029-864-4485
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東京都足立区千住1-11-2 北千住Vビルディング8F
TEL：03-3879-3355 FAX：03-3879-3356

東北営業所〒984-0075

宮城県仙台市若林区清水小路6-1 仙台ファーストビル4F
TEL：022-796-3255 FAX：022-796-3256

165

166

日本放射化学会第 65 回討論会（2021）
講演要旨集
編集・発行 ： 日本放射化学会第 65 回討論会（2021）
実行委員会 （共同実行委員長：大浦泰嗣、羽場宏光）
事務局 ：東京都立大学理学部化学科内〒192-0397

東京都八王子市南大沢 1-1

理化学研究所仁科加速器科学研究センター核化学研究チーム内〒351-0198
発行日 ：埼玉県和光市広沢 2-1

2021 年 9 月※許諾・許可なしに本講演要旨集の全部もしくは一部の転載，翻訳，複写，その他の複製を禁じます．
© 2021 日本放射化学会