P01

J-PARC ANNRI におけるパルス中性子を用いた PGA 及び NRTA
(原子力機構 1 、NAT 2 ) ○藤 暢輔 1 、前田 亮 1 、常山 正幸 1,2 、
瀬川 麻里子 1 、木村 敦 1 、中村 詔司 1

【緒言】 J-PARC の物質・生命科学実験施設(MLF)の BL04 に設置した中性子核反応測定
装置（ANNRI）では、中性子ビームを用いた非破壊元素分析法である即発ガンマ線分
析(PGA)と中性子共鳴捕獲分析(NRCA)を実施することができる。また、大強度パルス
中性子を用いることができるため、PGA と NRCA を組み合わせた分析（TOF-PGA）も可能である。TOF-PGA は優れた峻別性能を持つため、PGA や NRCA それぞれ単独の手法では分析できない試料であっても容易に核種を同定して分析することができる[1]。
中性子ビームを用いた非破壊元素分析法には、これらの他に中性子共鳴透過分析(NRTA)がある。NRTA は試料を透過した中性子を測定するため、試料から離れた位置に検出器を設置することができる。そのため、試料から放出される放射線の影響を受けにくいという特長があり、使用済核燃料などの高い放射能を持つ試料の高精度な非破壊元素分析法として期待されている。NRTA は前述の特長を有する上に PGA や NRCAの相補的な手法と成り得るため J-PARC ANNRI における実装を目指している。本発表
では、その進捗状況や ANNRI 装置の高度化等について報告する。
【実験と結果】 PGA,NRCA,TOF-PGA 測定では、ANNRI 内の飛行距離 21.5m 位置に設置された 2 台のクラスターGe 検出器と 8 台のコアキシャル Ge 検出器を用い、NRTA 測定では、24.5m 及び 28.5m 位置の 2 箇所で Li-6 同位体濃縮の Li-glass 検出器を用いて実験を行った（図１）。これまで、PGA,NRCA,TOF-PGA 測定においてはデータ取集系とサンプルチェンジャーの操作まで可能な完全自動測定ソフトを開発して実施してきた が 、 本 ソ フ ト を NRTA 測 定 に も 適 用 出 来 る よ う に 拡 張 し た 。 こ れ に よ り 、PGA,NRCA,TOF-PGA,NRTA の 4 つの測定データを同時に取得でき、測定後に最適な手法を採用することができるようになった。現在は NRTA のデータ収集系は別系統となっているが、将来的には統一する予定である。発表では ANNRI における非破壊元素分析法開発の進捗状況に加えて、フィルター装置などのANNRI 装置の高度化や、これまでに得られた実験結果等から明らかになった
課題と今後の展望等について報告する。
【謝辞】
本研究は科研費 JSPS （JP17H01076）の助成を受けた成果を含む。

図 1

NRTA 測定で得られた Ta 試料の中性子透過スペクトル【参考文献】
1) Y. Toh et al., Anal. Chem. 86, 12030−12036 (2014).
PGA and NRTA experiments using a pulsed neutron beam in J-PARC ANNRI
TOH, Y., MAEDA, M., TSUNEYAMA, M., SEGAWA, M., KIMURA, A., NAKAMURA, S.

P02

Day/night variation of fine airborne particulate matters (PM2.5)
collected from Kumatori-cho, Osaka(M. Soliman 1,2 , K. Takamiya 2 , S. Sekimoto 2 , Y. Oki 2 , T. Ohtsuki 2 )1Egypt Second Research Reactor, Egyptian Atomic Energy Authority,
Cairo 13759, Egypt, 2 Institute for Integrated Radiation and Nuclear
Science, Kyoto University, Osaka, 590-0494, Japan

In order to evaluate the air quality in Kumatori-cho, Osaka, airborne particulatematters (PM) were collected over one year using multi -nozzle cascade impact sampler. Massconcentrations of fine and coarse PM were recorded and composition analysis of fine PM was
performed using neutron activation analysis technique. The sampling strategy involved
collection of PM over three days a week using two set of filters; on e set for sampling during
the day time while the another one for sampling during the night time. The results show thatthe mean of mass concentration of fine and coarse PM is 7.45 ± 4.02 and 6.83 ± 6.13 µg/m3
during day time, and 8.48 ± 6.61 and 7.02 ± 5.23 µg/m 3 during night time, respectively, which
are below the WHO guidelines of 10 and 20 µg/m 3 for fine and coarse PM, respectively.
The composition analysis provided a concentration levels for 24 elements namely, Na,
Al, S, Cl, K, Ca, Sc, V, Cr, Mn, Fe, Cu, Zn, As, Br, In, Sb, I, Cs, La, Eu, and W. Generally, thelevels of these elements are below
the national and WHO guidelines.
Fig 1 shows the day to nightelemental concentration ratios offine PM. Some elements like Al, K,
Ca, Mn, Zn, As, Br, and I exhibited
higher concentration levels during
the daytime than the nighttime.
This finding could be attributed to
the weather and the nature of

Fig. 1: Day/Night concentration ratio of elements in

PM 2.5source. High temperature of the day time stimulate
the emissions of fine dust from the soil andsea spry as well, thereby levels of crustal and sea salt elements increase in PMs daytime. On
the other hand, some elements like S and W have lower concentration levels during thedaytime than the nighttime. For the case of sulfur, for example, this could be attributed to theformation of sulfate secondary particulates which is stimulated during the nighttime.
Acknowledgements:
This research work was financially supported by the Japan Society for the Promotion of
Science.
Reference:
1. G.M. Hidy et al., Atmospheric Environment 12 (1978) 887-892.
2. M.A. Soliman et al., J Radioanal Nucl Chem 287 (2011) 629 -634
3. F, Karagulian et al., Atmospheric Environment 120 (2015)475-783

P03

ICP-MS/MS を用いた 151 Sm の合理的な分析技術開発(IRID(原子力機構) 1 )○堀田 拓摩 1 、秋元 友寿 1 、Do Van-Khoai 1【緒言】 サマリウム-151 (151Sm) は、半減期が約 90 年の β 線放出核種 (β 核種: 76.7 KeV) で従来は β 線測
定により分析されている。種々の線源が混在する試料の β 線測定では、他の β 核種の分離操作が必要である[1]が、Sm 等のランタノイド元素は化学的性質が類似するため、分離操作が煩雑であり長時間かかる
ことが課題である。そこで、二つの四重極とその間にコリジョン・リアクションセル(CRC) を装備したタンデ
ム型誘導結合プラズマ質量分析装置 (ICP-MS/MS)による、合理的な 151Sm 分析技術を開発している。質量分析では同重体(ユウロピウム-151 (151Eu))などの分離を要するが、分離対象が少なく短時間測定が可能である。さらに、反応ガスに対する測定核種および同重体の反応性の違いを利用した同重体分離測定が可能である。このため、分離操作を簡略化でき、従来に比べ分析の迅速化が期待できる(図1)。本研究では、種々の反応ガスとの Sm および Eu の反応性を確認
図 1 151 Sm 分析の合理化技術開発
し、151Eu からの分離測定条件について検討した。
【実験】 Agilent technologies 社製の ICP-MS/MS(Agilent8900)を用いて、Sm および Eu の反応性を、
プロダクトイオンスキャンにより確認した(図 2)。
プロダクトイオンスキャンでは、第 1 の四重極(Q1)
で目的とするイオンを通し、CRCにて反応ガスとの分子イオンを生成させる。そして第 2 の四重極
図 2 プロダクトイオンスキャン(Q2)で広範囲の m/Z を測定し、生成した分子イオンを確認する。本研究では、Sm および Eu の元素標準溶液(1 μg/L, 0.5 M HNO3)に対して、H2、O2、NH3 および N2O(3mL/min) ガスを用いた。また、同位体毎に反応性の違いは無いとし、天然に存在する Sm 同位体 147Sm を用いて本試験を実施した。

Sensitivity [cps/μg/L]【結果・考察】 検討した反応ガスの内、有意な反応性の差を示した NH3 ガス(濃度 : He+NH3(10%))の結果を図 3 に示す。図 3 では、Q1 と Q2 において測定されるイオンの m/Z の差を ΔM と定義した。それぞ
10 6+16
れNH3ガスと様々な分子イオンを生成し、ΔM = +16147Sm
147
Sm : 9842 [cps/μg/L]
で Sm および Eu のカウントに有意な差を確認し
151Eu
151
Eu : 162 [cps/μg/L]
410た。ΔM=+16 においては、過去の O2 ガスを用いた分離検討[3]で得られた Sm/Eu＝7 よりも 8.6 倍高い
カウント比(Sm/Eu=60)が得られた。
10 2
上記の結果より、NH3 ガスに対する Sm と Eu の反応性の差から、同重体である 151Eu の妨害を低減
10 0
+16
+36
151
し、 Sm だけを測定可能な、分離測定条件を見出した。 +0
ΔM
図 3 NH 3 ガスとの生成分子イオン【参考文献】 [1] Yoshida M, et al., J Radioanal Nucl Chem, 197(1995).
[2] Donald E. Dry, et al., J Radioanal Nucl Chem, 282(2009). [3] Maria G.M, et al., J Radioanal Nucl Chem, 316(2018).
本件は、IRID が補助事業者として実施した平成 28 年度補正予算「廃炉・汚染水対策事業費補助金(燃料デブリの性状把握・分析技術の開発)」に係る補助事業の成果の一部を取りまとめたものである。

Development of rational analytical technique of 151Sm by ICP-MS/MS
HORITA, T., AKIMOTO, Y., DO, V. K.

P04

ラマン分光法と X 線吸収分光法による二酸化ウランの酸化状態
分析(原子力機構) ○蓬田匠、大内和希、松村大樹、辻卓也、小林徹、
北辻章浩【緒言】 原子力発電用の燃料として用いられている二酸化ウラン（ UO 2+X ）は、不定比化合物であり、ウランの酸化状態がわずかに異なる場合がある。また、酸化されることによりその安定性が変化するため、福島第一原子力発電所の廃炉において、事故で発生した燃料デブリ等のウラン酸化物の酸化状態を把握 することが必要である。燃料
デブリは高い放射能を持つため、分析に供する試料量を少なくできる分析法が望ましい。二酸化ウラン粉末の分析に広く用いられている X 線回折法では、100 mg 程度の試料量が必要である。本研究では、より少量の試料でウランの酸化状態を判別する手法の開発を目的として、ラマン分光法及び X 線吸収分光法を用いた状態分析を検討した。
【実験】ウランの酸化状態が異なる試料として、新規合成 UO2 、約 30 年間空気雰囲気で保存した UO2 、及び八酸化三ウラン(U3 O 8 )を用いた。これらの試料をスパチュラにより分取し、カーボンテープ上に担持してラマン分光測定用試料を調製した。ラマン分光
測 定 は 、 532 nm の レ ー ザ ー 光 源 を 備 え た 顕 微 ラ マ ン 分 光 光 度 計 (ラ ム ダ ビ ジ ョ ン 製
Micro-RAM)により行った。また、約 10 mg のウラン試料と窒化ホウ素を混合し、錠剤成型機によりペレットを作成することで、X 線吸収分光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 BL14B1 において行った。
【結果と考察】 図 1 に、3 試料の X 線吸収端近傍構造スペクトルを示した。経年 UO2 の吸収端エネルギーは、新規合成 UO 2 のものと比較して高エネルギー側にシフトし、新規合成 UO 2 と U 3 O 8 との間に位置した。この結果は、経年 UO 2 のウランは 4 価よりも酸化されていることを示唆する。図 2 には、新規合成 UO 2 と経年 UO 2 のラマンスペクト
ルを示した。どちらも二酸化ウランの蛍石型結晶構造に由来する 447 cm-1 、1150 cm-1のラマンピークが観測されたが、447 cm-1 のラマンピークに対する 1150 cm-1 のラマン
ピークの強度比は新規合成 UO2 の方が大きく、ウランの酸化状態の変化を反映していることを示唆する。これらの結果から、両分光法を用いた微少試料の分析により、ウラン酸化物の不定比性を判別可能であることが示された。

Assessing oxidation of UO2 with P-Raman spectroscopy and X-ray absorption spectroscopy
YOMOGIDA, T., OUCHI, K., MATSUMURA, D., TSUJI, T., KOBAYASHI, T., KITATSUJI, Y.

P05

分光測定によるウラン電解析出の反応研究(原子力機構 1 )○大内 和希 1 , 松村 大樹 1 , 辻 卓也 1 , 小林 徹 1 ,音部 治幹 1 , 北辻 章浩 1

吸光度

【緒言】 福島第一原子力発電所事故で発生した汚染水が滞留する建屋や貯蔵タンク内の安全性評価及び汚染水の適切な処理を行う上で，汚染水中のアクチノイド（ An）の挙動の把握・解明が重要である．しかし，汚染水環境は An コロイドが形成し易い条件であるため挙動把握の困難さが指摘されている． これまで発表者らは，原子価変化に伴う析出反応に着目し，電気化学水晶振動子マイクロバランス（EQCM）を用いて，pH 4 付近の弱酸性溶液中では U(VI)から U(V)の電解還元により生成した U 析出物が，水酸化物を経由し，最終的に酸化物へ状態変化することを見出している 1),2) ．本研究では，先行研究より酸性条件である pH 2~3 の溶液中での電解還元に伴う U の析出反応を明らかにするため，紫外可視分光光度法及び X 線吸収微細構造（XAFS）により U 電
解析出物の原子価と化学状態を分析した．
【実験】 U(V)試料は，ウラニルイオン（UO 2 2+ ）溶液（最終濃度 1 mM）に NaClO 4（最終濃度 1 M）を添加し，NaOH で pH を 2.8 に調整し，バルク電解して調製した．作用
極，対極及び参照極として，金網，白金及び銀／塩化銀電極（SSE）を用いた．XAFS 測定用の試料は，pH 2 の UO2 2+ 溶液（最終濃度 10 mM）をバルク電解して調製した．調製から 2 日後，大型放射光施設 Spring-8 BL14B1 において XAFS 測定した．
【結果と考察】電解調製後の U(V)溶液の吸
光スペクトルを測定したところ，U 析出物
UVO2+
0.17
の光散乱に起因するベースライン上昇（①）③UVIO22+②U(IV)と U(IV)に帰属される吸収ピーク（②）を水酸化物観測した．時間経過により，析出物が増加
0.14
電解後するとともに U(VI)の吸収ピーク（③）を30分 ①U(IV)
観測したことから，U(V)の不均化反応によ析出物
0.11
り 4 価と 6 価が生成し，4 価の U が析出していることが確認できた．
pH 2 の U 電解析出物の XAFS 測定した結
0.08
4分
UO22+
果 ， XANES は 4 価 で あ る こ と を 示 し ，
U4+
EXAFS は OH 基由来の酸素原子との結合を0.05
示す 1.6Å 付近にピークが確認されたこと
300
400
500
600
700
波長
/nm
から，U(IV)水酸化物と同定した．よって，
図 1 U(V) の 吸 光 ス ペ ク ト ル 変 化 ．
pH 2~3 では U(IV)水酸化物として析出し，[UO 2 + ] = 1 mM, [NaClO 4 ] = 1 M, pH 2.8.
最終的に酸化物に状態変化する pH 4 と反応挙動が異なることがわかった．
本研究は JSPS 科研費 JP18K14160 の助成を受けたものです．
1) Y. Kitastuji, H. Otobe, T. Kimura and S. Kihara, Electrochim. Acta., 2014, 141, 6. 2) K.
Ouchi, H. Otobe, Y. Kitatsuji, M. Yamamoto, ECS Trans., 2017, 75, 51.
Reaction study of uranium electrolytic deposition by spectrometry
OUCHI, K., MATSUMURA, D., TSUJI, T., KOBAYASHI, T., OTOBE, H., KITATSUJI, Y.

P06

プラスチックシンチレータを⽤いた放射性⽔溶液の放射能測定法の開発(首都大院理 1 、慶応大医 2 、東京インキ 3 ) ○古田悦子 1 、秋山和彦 1 、
井上 浩義 2 、⽚岡 賢英 2 、泉⽔ 征昭 3

【緒言】 2011 年 3 月の原発事故以来、環境中に拡散した放射性物質による健康不安が蔓延した。物理的半減期に従い放射能は減衰したが、未だに、環境放射能には厳しい目が向けられている。特に今後は、貯留されているトリチウム水の放出といった問題があり、「水」の安全が問われる。
トリチウムのような純ベータ線放出核種の測定には、主に液体シンチレーションカ
ウンター（LSC）が使われてきているが、必須と考えられてきた液体シンチレータ（LS）の使用により、測定後に増量した有機廃液が発生することが大きな問題であった。そこで、プラスチックシンチレータ（PS）を LS の代替として用いる方法を開発してきた[1-3]が、試料容量の少なさが、環境放射能測定には不向きであった。
PS を用いた、試料容量を増やし、かつ有機廃液を発生させない「dipping」測定法を開発した。dipping 測定の経過日数、PS 使用量等の諸条件の検討結果、WHO 飲料水ガイドラインレベル（WHO）との比較検討結果を紹介する。
【実験】 47 mm×13 mm×0.5 mm の大きさの PS シートおよび直径長さともに 3 mm のペレット（共にルミネード；東京インキ）を LSC 用 20 mL ガラスバイアルに入れ、8~20mL の試料溶液を入れ、LSC (Tri-Carb 3110TR; PerkinElmer)を用いて「in solution」として測定した。その後、試料溶液を排水し、「without solution」として、再測定した。
試料はトリチウム水（HTO）など、5 核種、9 化合物とした。経過日数等各種条件における計数効率を求め、さらに最適条件下での自然放射能から、検出下限値を算出した。
実験手法を、右記模式図に示す。
【結果および考察】 dipping 法での HTO 測定では、ペレットの計
数効率が高かった。WHO を下回る測定には、計算上 900 分を要した。一方、トリチウム有機化
合物では、シートの計数効率が高く、2～4 分の測定で、WHO の1/10 量の測定が可能であった。
【結論】
9 化合物の測定では、無機化合物は「in solution」が、有機化合物は「without solution」の計数効率が高かった。dipping 法は LSC を用いた 2 度の測定が必要であるが、有機廃液の発生しない PSの有効測定法であり、WHO の測定が概ね可能であった。
【参考文献】 Furuta et al. 1） Appl. Radiat. Isot., 2014, 93, 13-17. 2） Isoto.Environ. and HealthStudies, 2016, 52(4), 560-566. 3) Tritium, pp 1-32. NOVA Science Publishers, Inc., New York.

Development of a new radiation measurement method of solution using plastic scintillators
FURUTA, E., AKIYAMA, K., INOUE, H., KATAOKA, Y., SENSUI, M.



P07

V-48  VRFB 


VRFB

1 [1]
VRFB

(

 1. VRFB &

ICP AES
)
V-48
VRFB

VRFB

 
V-48

HDEHP/
[2]

V-48
VRFB
)

V-48
Nafion 117
  Ge
3

2
GM
V-48

 2. %#&V-48[1] E. Sum, M. Skjllas-Kazacos, J. Power
Sources 15 (1985) 179.
[2] S. Banerjee, et al., App. Rad. Isotopes 56(2002) 571.

 3. %#!GM 
!

$"

Investigation of vanadium ions permeation behavior of VRFB using radiotracer V-48
SHIRASAKI, K.




-223

P08

1

RI

2

,

3

,

4

,

5

,

,

6
1

2

,

,

3

1)

223

3,4

,

5

,

3,6

,

,

1



-223( 223 Ra)


a

LET

×
Ra

207

Pb
223

a
223
219

(T 1/2 =3.96 s)
223



219

Ra
223



Xofigo®

223

Ra

219

Ra

Ra

Rn

Rn

Ra

RaCl 2
1±(

RI-55)
PET

RI

23

2

1

L/min
350~2050 mm 2

1

g


1.



211

g
223

Ra

223

g
211

211

Pb

211
211

Bi

211

Pb

211
219

219
219

Pb

219

Bi



211

Bi
223

Rn

Rn
0.1)

Bi

Ra

211
223

(1.6

211

(T 1/2 =35.1 min)

Rn
Rn

Pb

Pb

10

-3

- (2.0

RaCl 2Pb

RaCl 2
0.1)

10 -2

×
 1) R. M. Macklis et al., Science., 240(4855), 1024 – 1026 (1988).

Identification and determination of dispersal radionuclides from a radium-223 dichloride aqueous solution
NAGATA, K., SHIRASAKI, K., TOYOSHIMA, A., OOE, K., YAMAMURA, T., SHINOHARA, A.,
YOSHIMURA, T.

P09

228

Ra/ 226 Ra 比および 234Th/ 238U 比からみた日本列島をとりまく三縁海における物質循環(金沢大 1 、中央水研 2 、日水研 3 ) ○亀山紘旭 1 、井上睦夫 1 、花木祥太
朗 1 、諸角季生 1 、城谷勇陛 1 、竹原亮成 1 、森田貴己 2 、三木志津帆 2 、
本多直人 3 、長尾誠也 1【序論】
トリウム同位体 ( 228 Th; 半減期 1.91 年, 234 Th; 半減期 24 日) は海洋環境において粒子吸着性であり、228 Ra, 238 U など溶存性核種に比べ選択的に海水表層から粒子とともに除去 さ れ る 。 そ れ ゆ え 、 溶 存 性 の 親 核 種 と の 放 射 能 比 、 す な わ ち 228 Th/ 228 Ra お よ び
234
Th/ 238 U 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である。
我々のグループの東シナ海表層での先行研究では、黒潮海水に対して大陸棚浅層海水の寄与が大きくなる場合に 234 Th/ 238 U 比が低くなる水平分布が認められた。大陸棚浅層
海水混合比の季節変動が大きく、流速が速く滞留時間の短い (～3 か月) 日本海表層(対馬暖流域) 海水における粒子除去の議論にも、半減期の短い 234 Th 濃度 ( 234 Th/ 238 U
放射能比) の適用が有効である。本研究では、 234 Th/ 238 U 放射能比の水平・鉛直分布および季節変動をもとに、日本海を中心とした日本列島をとりまく三縁海における粒子
吸着性核種の挙動を議論する。
【試料・実験】
2016–2019 年に東シナ海から日本海で表層海水～20 L を採取した。鉛直海水採取は
CTD センサー-ニスキン採水ボトルによる。BaSO 4 および Fe(OH) 3 共沈法を適用、未ろ過海水よりラジウム、トリウム同位体を分離精製した。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 228 Ra, 228 Th, 234 Th 放射能濃度を測定した。
【結果・考察】日本海沿岸域表層ではすべての地点で 234 Th/ 238 U 比が 0.4–0.8 と、東シナ海ほど顕著ではないが、粒子除去の寄与がみられた。一方で、沖合海水試料につ いては、粒子除去を受けていない場合 ( 234 Th/ 238 U = ~1)も観測された。日本海表層では、流入時については東シナ海での粒子除去の影響を残してはいるが、その後日本海 (特に沿岸域) において、新たに粒子除去を受けることが示唆された。ただし、その程度は東シナ海における大陸棚浅層海水の寄与に比べると小さい。本年会では 228 Ra/ 226 Ra 放射能比からみた海水循環と比較しながら、 234 Th/ 238 U 放射能比を用いて、日本海を中心に粒子除去の寄与 (特に鉛直方向) を評価する。
謝辞：海水採取にご協力いただいた、蒼鷹丸、北光丸の同乗研究者、船長および乗組員の皆様に感謝いたします。

Geochemical cycles around the Japanese Archipelago implied from spatial variations of 228Ra/
226
Ra and 234Th/ 238U activity ratios
KAMEYAMA, H., INOUE, M., HANAKI, S., MOROKADO, T., SHIROTANI, Y., TAKEHARA, R.,
MORITA, T., MIKI, S., HONDA, N., NAGAO, S.

P10

Rn-222 を用いた能登半島七尾西湾での海底湧水流出解析(1 金沢大院自然、2 金沢大環日セ、3 福井県大海洋生資、4 北大院・水産、
5 ウッズホール研）◯藤田充司 1、長尾誠也 2、落合伸也 2、杉本亮 3、芳村毅 4、Matthew Charette 5、Paul Henderson 5【緒言】陸域由来の豊富な栄養塩が供給される沿岸域は高い生物生産性があり、栄養塩供給源
として河川水と地下水（海底湧水）の 2 つの経路が考えられる。河川と異なり、流出場
所・状態の特定が困難な地下水の寄与を特定する有効なトレーサーとして水溶性で不活性な希ガスである 222Rn が多くの研究で用いられている。地殻中にはウラン系列である
238
U や 226Ra が多く含まれており、地殻中を流れる地下水中には 222Rn が多い一方、地表水中の 222Rn は大気への拡散や放射壊変により失われる。また、222Rn の半減期は約 3.8
日と短いため、リアルタイムで地下水の寄与を調査する指標として用いることができる。
本研究では、石川県能登半島の半閉鎖的な海域である七尾西湾において海水と周辺の流入河川水・地下水の 222Rn 濃度を測定し海底湧水の実態を把握することを試みた。
【調査・測定】2017 年 11 月、2018 年 4 月・7 月・8 月・11 月、2019 年 5 月の調査で採取した試料中の 222Rn 濃度を採取後すぐに静電捕集型ラドン測定器 RAD7 を用いて測定した。また、試料採取地点で直読式総合水質計（CTD）を用いて観測地点の塩分・水温・DO 等を鉛直的に観測した。さらに、試料を孔径 0.45μm のメンブレンフィルターで濾過後冷凍保存したのち、栄養塩濃度を全自動栄養塩分析装置で測定した。
【結果・考察】2018 年 7 月・8 月、2019 年 5 月の底層水中の平均 222Rn 濃度はそれぞれ 122.7 Bq/m3 、122.2 Bq/m3、95.9 Bq/m3 となり、これは 2017 年 11 月(48.9 Bq/m3)、
2018 年 4 月(50.6 Bq/m3)・
11 月(51.5 Bq/m3)よりも高濃度となった。また、外洋海水、周辺地下水・河川水を用いた底層水中の 222Rn 濃度と Salinity のミキシングダイアグラムから、2018 年 7 月・8 月、2019
年 5 月では地下水の底層への寄与が高く、2017 年 11 月、2018 年 4 月・11 月では河川水の寄与が支配的であることが明らかになった。初夏～夏季に海底湧水の寄与が高くなる
要因として、海底湧水の流出量の増加や成層化による海底湧水の底層への滞留が考えられる。

図 1 七尾湾全体図 青丸は観測点である

図 2 各地点の 222Rn 濃度

Analysis of submarine groundwater discharge using 222Rn in Nanao West Bay
FUJITA,A.,NAGAO,S.,OCHIAI,S.,SUGIMOTO,R.,YOSHIMURA,T., CHARETTE, M., HENDERSON, P.

211

P11

Rn/211At ジェネレータシステムに必要な 207Po の除去法の検討(金沢大院自然 1、金沢大理工 2、福島医大先端セ 3、量研東海 4、理研仁科セ 5)〇青井 景都 1、新 裕貴 1、川﨑 康平 1、東 美里 2、鷲山 幸信 3、
西中 一朗 4、羽場 宏光 5、森 大輝 5、Yang Wang5、横山 明彦 2

【序論】アイソトープ治療において α 線放出核種である 211At の利用が期待されている。
211

At は半減期が 7.2 時間と短く、加速器を用いて製造されるため利用可能な場所が制限される。そのため親核種の 211Rn から 211At をミルキングする 211Rn/211At ジェネレータシステ
ムの開発が期待される。しかし、この方法の問題点として 211Rn の壊変により副生成物として 207Po (t1/2 = 5.80 h) も生成するということが挙げられる。Po は骨や肝臓に集積しやすく、体内で正常な組織を傷つける恐れがあるため、治療のために有効な化学物質と結合させる
前に 211At と 207Po を分離しておく必要がある。本研究では 211Rn/211At ジェネレータシステ
ムに利用できる簡便な 211At と 207Po の分離法を検討した。
【実験】JAEA タンデム加速器において 209Bi (7Li, 5n)211Rn 反応により 211Rn を製造した。照射した Bi ターゲットをシリンジ内で 6M 硝酸に溶解した後、発生した Rn ガスを別のシリンジに移し、211At を成長させた。この 211At を HCl 溶液で回収し、207Po の吸着が期待される陽イオン交換樹脂 (DOWEXTM 50WX8)、DGA 樹脂、TEVA 樹脂をつめたカラムにそれぞれ流して吸着性を調べた。このため溶出液について 211At の α 線を液体シンチレーションカ
ウンター、207Po の γ 線を Ge 半導体検出器で測定した。また TEVA 樹脂、DGA 樹脂については HCl 溶液に酸化剤 (6M HNO3)、還元剤 (アスコルビン酸) を添加して同様の実験を行い、陽イオン交換樹脂についてはバッチ法を用いて分配比(固相の放射能濃度/液相の放射能濃度)を調べた。
【結果・考察】 211At の回収率は TEVA 樹脂の場合 0.1~10M HCl で約 2%、DGA 樹脂、陽イオン交換樹脂の場合は 0.01M HCl で約 50%であった。また Table 1 に陽イオン交換樹脂について、酸化剤、還元剤を添加した場合の 211At と 207Po の分配比、At/Po の分離係数を示した。どの条件でも分離係数はお互いに 2 倍の範囲内で大きくは変わらない。 211At の回収という点では固相への分配比が最も小さい還元剤添加の場合が最適であった。したがって陽イオン交換樹脂を使い、0.01M HCl に還元剤添加する手法は 211At と 207Po の分離法として期待できる。
Table 1

各条件における陽イオン交換樹脂の分配比と分離係数
211207
At 分配比Po 分配比At/Po 分離係数

HCl 溶液のみ

2.2

57

19

酸化剤添加

0.89

42

25

還元剤添加

0.05

17

14

An eliminal method of 207Po for the 211Rn/211At generator system
AOI, K., SHIN, Y., KAWASAKI, K., HIGASHI, M., WASHIYAMA, K., NISHINAKA, I., HABA, H.,
MORI, D., WANG, Y., YOKOYAMA, A.

P12

水溶液中におけるボロノ基-アスタチン交換反応の特異性の解明(阪大院理 1 , 阪大放射線機構 2 , 阪大院医 3 ) 〇尾幡穂乃香 1 , 白神宜史 2 ,兼田加珠子 2 , 大江一弘 3 , 永田光知郎 2 , 寺本高啓 2 , 市村聡一朗 1 , 中川
創太 1 , 吉村崇 2 , 豊嶋厚史 2 , 篠原厚 1,2【緒言】 昨今, α 線がもたらす優れた治療効果が注目され, 211 At, 223 Ra, 225 Ac などの α 線放出核種を候補核種に研究が進められている. 211 At (T 1/2 =7.2 h)は加速器で製造可能なハロゲンであるが, 安定同位体が存在せず, その化学的性質やとり得る化学形, 標識合成の反応機構 については現在も 未解明な点が多い [1]. 本発表では標識合成の一例としてボロノ基-アスタチン交換反応に着目し, 反応前の溶液中の化学状態, そして標識反応について, その反応特異性を調べた.
【実験】 211 At は Bi ターゲットにαビームを照射することで, 209 Bi(α, 2n) 211 At 反応により生成した. その後, キャリアガスに水分や酸素を含む条件で, 乾式蒸留法を用いてター
ゲットから分離し, 水溶液やメタノール溶液を用いて 211 At を溶解した. その後, 以下の２テーマについて実験・評価を行った.
(1) 水溶液中における At 化学種の物理化学的性質
得られた水溶液とメタノール溶液中の At について, 逆相カラムや陰イオン交換カラムを用いた HPLC 分析を行った. さらに, イオン交換樹脂を用いたバッチ実験等によって, いくつかの溶液条件における At 化学種の物理化学的性質を系統的に調べた.
(2) 水溶液中におけるボロノ基-アスタチン交換反応の特異性
4-ボロノ-L-フェニルアラニン, 4-ボロノ安息香酸, 4-ボロノフェノールを前駆体とする 211 At 標識合成を炭酸水素ナトリウム水溶液中で行った. TLC や HPLC を用いた化学分析によって, 標識条件による収率の違いやそれぞれの前駆体に対する反応速度を調べた. また, 異なる条件で 211 At 標識したの 4-アスタト-L-フェニルアラニンについてマウスを用いた動物実験を行い, 生体内安定性を評価した.
【結果・考察】 (1) 非還元条件のメタノール溶液と水溶液では At の化学状態が異なり,
メタノール溶液中では-1 価や+1 価, 水溶液中では+3 価の酸化状態を取り得ると推測した. 水溶液中の At は反応性が高く, 塩基性条件で陰イオンである可能性が示唆された.
(2) 本研究で着目した水溶液中のボロノ基-アスタチン交換反応は, 酸化剤の有無に関わらず８割以上の高収率で置換反応が進行し, 還元剤を添加しなくても安定に存在する こと が分 かっ た (図 1). これ は, At を酸 化 させ るた め に N-ク ロ ロス クシ ンイ ミ ド(NCS)などの酸化剤を必要とし, メタノール溶液中でスズ -アスタチン交換反応により
211
At 標識を行い, 化合物の安定化に還元剤を必要とする一般的な手法には見られない特色であった.
また, 前駆体における置換基の電子供与性が高いほど標識反応が速く進行したことから, 本置換反応は求電子的に起こっていると考えられた. 動物実験の結果に関しては討論会で報告する.
【参考文献】 [1] Toyoshima, A. and Shinohara, A.
Radioisotopes, 67, 461–469 (2018).

図 1 ラジオクロマトグラム.

Investigation into the specificity of borono-astatine exchange reaction in aqueous solution.
OBATA, H., SHIRAKAMI, Y., KANEDA, K., OOE, K., NAGATA, K., TERAMOTO, T.,
ICHIMURA, S., NAKAGAWA, S., YOSHIMURA, T., TOYOSHIMA, A., SHINOHARA, AP13

ラドンの気相回収法とイオン液体抽出による
Rn-At ジェネレーターシステムの開発（ 1 金沢大院自然, 2 金沢大理工, 3 福島医大先端セ, 4 量研東海,）〇川﨑 康平 1 , 新 裕喜 1 , 青井 景都 1 , 東 美里 2 , 鷲山 幸信 3 ,西中 一朗 4 , 横山 明彦 2

【序論】 211 At はアイソトープ治療に有用な核種として注目されており、一方 At の化学種の探求や抽出方法の研究は盛んである。しかし、 211 At の半減期は 7.2 時間と短く、加速器から遠隔地での使用は困難である。そこで 211 At の親核種である 211 Rn（半減期 14.6
時間）からミルキングを行うことにより、遠隔地での使用を可能にする事が出来る。
211
Rn の回収は、これまでは湿式、乾式法のいずれかで行っていたが、今回はターゲッ
トを硝酸で溶かした際に発生する 211 Rn ガスを密封容器に保存する方法を新たに考案した。この方法では純粋な 211 Rn ガスのみを回収できるため、容器内の壊変による 211 Atだけを取り出せるという利点がある。また、新たな抽出方法として第三の液体として注目を浴びているイオン液体に、特定のイオンを捕獲する性質を持つクラウンエーテ
ルを混合した抽出系の 211 At の抽出・逆抽出挙動についても研究を行った。
【実験】日本原子力研究開発機構タンデム加速器において 209 Bi（ 7 Li,5n）211 Rn 反応で 211 Rnを製造した。 209 Bi ターゲットを密閉したシリンジ内で 6M 硝酸を用いて溶解し、 211 Rn
ガスを含んだ空気相を別のシリンジへ回収した。密閉したシリンジ内で一晩 211 At の成長を待った。その後、成長した 211 At を様々な溶液を用いて回収を行った。また、イオ
ン 液 体 を 用 い て 硝 酸 、 塩 酸 か ら 211 At の 液 -液 抽 出 を 行 っ た 。 こ こ で は 、 1-Butyl-3methylimidazolium Bis(trifluoromethanesulfonyl)imide に、18-crown-6 を溶解させて使用した。その後、水酸化ナトリウムを用いてイオン液体から 211 At の逆抽出を行った。211 Rnの放射能測定には Ge 半導体検出器、 211 At の放射能測定には液体シンチレーションカ
ウンタを用い、ターゲットからの 211 Rn ガスの回収率、 211 Rn/ 211 At の液体への抽出率、
211
At のイオン液体を用いた抽出・逆抽出率を求めた。
【結果】ターゲットからの密閉シリンジ内への 211 Rn ガスの回収率は現状では 20％前後の値であった。211 Rn ガスからの 211 At の回収率は 90％エタノール、1M 水酸化ナトリウ
ムで 80％程度の値が得られた。 211 Rn ガスと 211 At のエタノール水溶液への抽出率は下図に示すように全体として濃度が高くなるにつれて大きくなるが、40％の濃度で下がることが分かる。これはエタノールと水とがクラスターを作り、Rn ガス等が溶けにくい状況を作り出していると考えられる。また、塩酸で回収された At は今回用
いたイオン液体系では、抽出率は 90％を
超え、水酸化ナトリウムを用いた逆抽出率でも 90％を超える値となった。以上の結果から、これらの方法はともにジェネ
レーターシステムとして有望ではないかと考えられる。
Fig.1 各エタノール濃度に対する抽出率
Development of Rn-At generator system combined with radon-gas recovery method and ionic liquid
extraction
KAWASAKI, K., SHIN, Y., AOI, K., HIGASHI, M., WASHIYAMA, K., NISHINAKA, I.,
YOKOYAMA, A.

P14

水溶液中におけるアスタチンの溶存状態と大気への飛散(阪大放射線機構 1 、阪大院理 2 、阪大放射線機構 RI セ 3 、阪大院医 4 )○豊嶋厚史 1,2 、池田卓海 2 、永田光知郎 3 、大江一弘 4 、市村聡一朗 2 、尾幡穂乃香 2 、吉村 崇 3 、篠原 厚 1,2【緒言】 近年、短寿命のアルファ線放出核種である 211 At（半減期 7.2 h）を用いた医学応用研究が我が国で精力的に進められている。将来の臨床試験においては、いかにアルファ線
放出核種を合理的に管理し運用するかが重要であり、我々は管理運用上の鍵となる飛散率に着目して水溶液における 211 At の飛散率を測定した[1]。一方、水溶液中では多様な At 化
学種が報告されており、これらがどのように揮発（飛散）挙動と関連するかの科学的理解を得る事が、今後の応用研究や安全管理に向けて根本的に重要である。そこで本研究では、飛散率測定の結果と薄層クロマトグラフィー（TLC）など化学挙動分析の結果や文献値を比較し、At の化学形や挙動について考察した。

【実験】 大阪大学核物理研究センターの AVF サイクロトロンを用い、209 Bi(D,2n) 211 At 反応に
より 211 At を生成した。あるいは短寿命 RI プラットフォームを通じて照射済 Bi 標的を得た。
乾式蒸留法によって 211 At を Bi 標的から分離精製し、蒸留水に溶解してストック溶液とした。製作した飛散率測定装置を図 1 に示す。211 At ストック溶液を添加した 1 M 硫酸（pH 1）、0.025 M リン酸緩衝液（pH 7）、1 M 水酸化ナトリウム溶液（pH 13）およびアスコルビン酸（AA）含有 0.025 M リン酸緩衝液（pH 7）からの飛散率を測定した。また、化学種についての情報を得るために、上記に示す水溶液などで 211 At の TLC 展開を行い、その分布を観測した。特に将来的な臨床応用で必要とする中性溶液では、211 At のストック溶液中での経時に対する TLC 展開分布の変化を観測した。

【結果と考察】 飛散率は、pH13 ではほぼ 0 であり、次いで pH 1、pH 7 の順で高くなった。また、AA 添
加条件でもほぼ飛散しなかった。TLC 分析との比較の一例として次の結果が挙げられる。AA 添加の還元条件では、 211 At は一つのスポットを示し、pH13での分布とは全く異なった。この事から AA 還元条
件で生成する At - とアルカリ性溶液中に 存在する化
学種は異なり、前者はほとんど揮発せず、後者はある程度揮発する。これは同族元素のヨウ素とは異なる興味深い結果である。詳細については討論会において発表する。

Fig.1 ． Apparatus for dispersal

rate measurement of 211 At.

【文献】 [1] A. Toyoshima et al., Radiation Safety Management 18 (2019), in press.
【謝辞】 本研究の一部は、原子力規制庁放射線安全規制研究戦略的推進事業費委託研究として進められた。

Chemical species of astatine in aqueous solutions and their dispersion to the air
TOYOSHIMA, A., IKEDA, T., NAGATA, K., OOE, K., ICHIMURA, S., OBATA, H., YOSHIMURA,
T., SHINOHARA, A.

P15

Rf の同族元素 Zr, Hf の塩化物に対する等温ガスクロマトグラフィ
における酸素の影響(新潟大院自然 1 、新潟大理 2 ) ○白井香里 1 、後藤真一 1 、工藤久昭 2【はじめに】
当研究室では Rf の気相化学実験に向け、同族元素 Zr, Hf の塩化物を対象とした等温
ガスクロマトグラフィの基礎研究を行ってきた 。これまでの研究で、ZrCl 4 および HfCl 4の等温カラムの通過挙動に微量の酸素が影響を与えることがわかったが、定量的な議論には至っていない[1]。そこで本研究では、種々の酸素濃度において ZrCl 4 および HfCl 4の等温クロマトグラフィを行い、実験系内の酸素の 影響を詳細に調査した。
【実験】
88
Zr および 175 Hf トレーサを含む 1 M HCl 溶液をカーボンフィルターにしみ込ませて石英管に入れ、ヘリウムと空気を流しながら 650 °C で酸化物を生成した。つぎに、四塩化炭素が飽和したヘリウムを導入して 600 °C で四塩化物を生成し、75 °C にしてある下流のカーボンフィルター (塩化物捕集部) に捕集した。その後、四塩化炭素の供給を断ち、塩化物捕集部を ZrCl 4 および HfCl 4 の昇華温度以上に加熱して、揮発性化学種
を等温カラムに導入した。このとき、酸素を等温カラムのすぐ上流から種々の流量で導入した。等温カラムを通過した揮発性化学種は水冷した石英ウールに捕集し、放射能を Ge 半導体検出器で一定時間ごとに測定して累積収率を得た。

【参考文献】[1] T. Tomitsuka, Master’s thesis, Niigata University(2012).

800

O 2 <2 ppm

15

600

10

400

5

200

0

0
800

20 O 2 ~10 ppm
15

600

10

400

5

200

0

0
800

20 O 2 ~100 ppm
15

600

10

400

5

200

0
0

10
20
30
Elapsed time / min40

Temperature / °C

20

Cumulative yield / %【結果と考察】図 1 は種々の酸素濃度における ZrCl 4 のカラム通過挙動を示したものである。酸素濃度<2 ppm
において ZrCl 4 がカラム を通過し始める温度はZrCl 4 の昇華温度付近であり、収率の時間変化も予想される吸着エンタルピーから考えて矛盾な
く、ZrCl 4 が等温カラムと吸脱着して通過していると考えられる。しかし、酸素濃度 10 ppm では、通過開始温度が 500 °C になり、塩化物捕集部や等温カラムの温度を上昇させると収率が増加した。この結果から、酸素の影響で揮発性の低い化
学種が生成したと考えられるが、等温部を速く通過する機構は説明できていない。酸素濃度 100
ppm では、装置全体を 650 °C に加熱してもカラムを通過するものは なかった。これらの実験結果から、揮発性化学種 のカラム通過挙動が系内の酸素濃度によって変化することがわかった。
発表では、より詳細に 系内の微量酸素の影響について議論する。

0

図 1. 種々の酸素濃度における ZrCl 4のカラム通過挙動。
実線と破線はそれぞれ塩化物集部
温度と等温カラム温度 (右の軸) 。
一点鎖線は ZrCl 4 の昇華温度 316 °C。

Influence of oxygen for isothermal gas-chromatography of chloride of Rf homologues Zr and Hf
SHIRAI, K., GOTO, S., KUDO, H.

P16

超重元素塩化物の系統的気相化学研究に向けた 15 族元素 Sb の塩化物の揮発挙動（新潟大院自然 1）○井上 浩樹 1、後藤 真一 1

【緒言】 超重元素の化学研究における実験手法の一つに、揮発性化学種に対してガスクロマト
グラフィを行う気相化学実験がある。これまでの研究では比較的生成率の大きい Rf や Db が研究対象とされてきたが、Dirac-Fock 法を用いた超重元素原子の基底状態における電子のエ
ネルギー状態計算によれば、最外殻電子の相対論的効果による安定化は 12 族の 112Cn で最大になるとされており[1]、その検証に興味がもたれている。当研究室では、これまで等温ガス
クロマトグラフィにより 4 族塩化物の吸着エンタルピーを求めてきた。その結果を踏まえて、異なる族の超重元素の塩化物について同様の実験手法を用いて系統的な気相化学研究を行う
ことを目指している。本研究では、15 族塩化物の気相化学研究に向けた基礎実験として、塩化アンチモンの生成と揮発実験を行ったので報告する。
【実験】 アンチモンのトレーサを用いた実験では溶液試料から塩化物を得なければならない
ため、まずはマクロ量の natSb を用いて塩化アンチモン(Ⅲ)の生成実験を行った。実験装置の概略を図 1 に示す。金属アンチモンを王水に溶解し超純水で 3 倍に希釈することで、9.5 μg/mLのアンチモン溶液を調製した。この溶液 100 μL を石英短管内に詰めた石英ウールに含ませ、石英管内に導入した。ロータリーポンプにより系内の空気を除いた後、乾燥 He を 0.6 L/min
で導入し圧力を大気圧程度にした。次に、石英管を管状炉で 100 ˚C、10 分間加熱し予備乾燥を行った。その後温度を 500 ℃まで上昇させるとともに、四塩化炭素をバブリングさせて導入することで塩素化反応を行った。塩化物が生成した場合、揮発して石英管を通過するため、管状炉の出口に水冷捕集部を設置し 10 分ごとに分画して捕集した。捕集部を 0.1 M 硝酸で洗浄し、アンチモンと塩素をそれぞれ黒鉛炉原子吸光光度法およびチオシアン酸水銀法で定量することで揮発性化学種を同定・定量した。
【結果と考察】 四塩化炭素による塩素化に先立ち、100 ℃、10 分で予備乾燥を行ったのちに 120 ℃に加熱して揮発性化
学種が生成するか確認した。石英短管内の石英ウールについて、アンチモンと塩素の定量を行ったところ、物質量比
Sb⁄Clは 0.9 となり、約 90 %が石英ウー
ルに残っていることが分かった。予備乾燥において、水と反応して不揮発性の塩
図 1 塩素化実験に使用した装置の概略図
化酸化アンチモンが生成したと考えられる。発表では、さらに詳細な実験結果について議論する。
【参考文献】[1] A. Türler et al., Chem. Rev. 113, 1237 (2013).
Evaporation behavior of group-15 element antimony chloride for systematic gas phase chemistry research ofsuperheavy element chloride.
INOUE, H., GOTO, S.

P17

HF/HNO 3 水溶液中における Nb,Ta,Pa の陰イオン交換実験～Db フ
ッ化物錯体の推定に向けて～(筑波大院数理 1 、筑波大数理 2 、大阪大放射線科学基盤機構 3 、原子力機構先端研 4 、理研仁科セ 5 )○安達サディア 1 、末木啓介 2 、豊嶋厚史 3 、
塚田和明 4 、羽場宏光 5 、小森有希子 5 、横北卓也 5 、森大輝 5【緒言】超アクチノイド元素は加速器によって人工的に核反応で合成される。しかし低生成率、短半減期であるため、その化学的性質は明らかにされていない。これまでに、超アクチノイド元素である105番元素ドブニウム(Db)のフッ化物錯体に関して、HF系及びHF/HNO 3 系で陰イオン交換実験による樹脂への吸着挙動が調べられてきた[1][2]。Dbの分配係数(K d )は同族元素であるNｂ、Ta及び擬同族元素のPaと比較してTa>Nb>Db>Paという傾向であるが、その化学種までは分かっていない。先行研究により、HF/HNO 3 系においてHF濃度の増加に伴うNbのKd 値の急激な増加、すなわち化学種の変化が確認された[3]。本研究ではDbの同族元素のK d 値変化に着目して、HF/HNO 3 水溶液でNb、Ta、Paの陰イオン交換実験をバッチ法により行い、Db
フッ化物錯体の化学種についての検討を試みた。
【実験と結果】陰イオン交換樹脂(CA08Y、三菱ケミカル製)と 0.02-20 M HF/ 0.5-2 M HNO 3 水溶液を用いてバッチ法を行なった。実験に用いたトレーサーは、理化学研究所にて
nat
Zr(d,xn) 95 Nb 及び nat Hf(d,xn) 179 Ta 反応により製造し、陰イオン交換カラムクロマトグラフィー
で分離精製した 95 Nb, 179 Ta を使用した。また Pa については、 237 Np から溶媒抽出により分離した 233 Pa を使用した。これらのトレーサーを含んだ 3 mL の HF/HNO 3 水溶液を 50-200 mg の陰イオン交換樹脂とともに 22 ℃の恒温槽中で振とうした後に、遠心分離により水相と樹脂を分離した。その上澄みを 1 mL 分取し、ゲルマニウム
半導体検出器で γ 線を測定して K d 値を求めた。
Nb の K d 値をフッ化物イオン濃度に対して、
HNO 3 濃度ごとにプロットしたものを図 1 に示す。先行研究[3]で示された Nb の K d 値変化が本研究でも確認され、さらに HNO 3 濃度に依存することが分かった。Ta、Pa については、
Nb のように化学種が変化したと分かる 急激な K d 値変化は見られなかった。これらの元素
が HF/HNO 3 溶液中で 単一の化学種であるか
どうか、カラムクロマトグラフィー による溶図 1. Nb の分配係数のフッ化物イオン
離実験を行い検討する必要がある。討論会で濃度依存性は陰イオン交換カラムクロマトグラフィーの結果とそれを踏まえての化学種の推定を含めて報告する。
[1] Tsukada et al., Radiochim. Acta., 97, 83-89 (2009). [2] Kasamatsu et al., Chem. Lett., 38,1084-1085 (2009). [3]豊嶋ら、第 59 回放射化学討論会 1B05 (2015).

Anion-exchange behavior of Nb, Ta, and Pa in HF/HNO3 solution for understanding chemical species
of Db
ADACHI, S., SUEKI, S., TOYOSHIMA, A., TSUKADA, K., HABA, H., KOMORI, Y., YOKOKITA, T.,
MORI, D.

P19

ノーベリウムの化学的性質解明に向けたアルカリ 土類金属を用いた沈殿実験(阪大院理 1 )○速水 翔 1 、二宮 秀美 1 、渡邉 瑛介 1 、東内 克馬 1 、笠松 良
崇 1 、篠原 厚 1【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。ランタノイドやア
メリシウム(Am)以降の重アクチノイドは水溶液中での安定価数がすべて+3 価であるのに対し、No のみが+2 価であり 2 族元素に類似しているという性質が報告されている。重元素の研究手法として、本研究グループでは水酸化サマリウム共沈法 [1]を開発してきた。
この手法では水酸化サマリウムと共沈させることで目的元素の水酸化物イオンとの沈殿・錯形成挙動を調べることができる。これまでアルカリ金属や亜鉛などの遷移金属元素に対しては共沈挙動から沈殿挙動を定性的に調べることができており、過去には 104 番元
素ラザホージウム(Rf)への適用も成功している。そこで No において比較対象となりうる 2族元素として Mg と Ca で共沈実験を行ったところ、それらの沈殿挙動とは異なる結果が得られた。本研究では、2 族元素である Sr と Ba についても共沈実験と沈殿実験を行い、さらに水酸化物沈殿の金属原子数依存性を調べた。さらに、No の新たな化学的性質の解明に向けて硫酸イオンとの反応に注目し、硫酸アンモニウムを用いた沈殿についても実験を行った。
【実験】 85 Sr または 133 Ba を含む塩酸溶液にサマリウム標準溶液 20 µL を加えて、塩基性溶液としてアンモニア水、水酸化ナトリウム水溶液を加えて 10 分間攪拌して共沈を生成し、吸引ろ過を行った。沈殿をメンブレンフィルターに捕集し γ 線強度から沈殿収率を計算した。その結果は、マクロ量の沈殿挙動と異なるものであったため、次に金属の原子数依存性を調べた。トレーサー溶液にそれぞれ SrCl 2 , BaCl 2 を金属量にして 20 µg, 100 µg, 1 mg
加え、サマリウムを加えずに塩基性溶液を加えて 10 分間攪拌し水酸化物沈殿を生成して収率を求めた。また、同様の操作で硫酸アンモニウムを用いて、硫酸沈殿実験も Sr と Baについて行った。
【結果・考察】Sr と Ba のマクロ量沈殿は水酸化物イオン濃度の大きい条件で収率が高かったが、共沈実験では水酸化物イオン濃度の小さい条件で収率が高く、これらの共沈挙動は沈殿挙動と異なった。この原因として、マクロ量の沈殿では多核の沈殿が形成しているという可能性が考えられる。金属の原子数依存性を調べた実験では、金属量 100 µg において、dil. NH 3 と 0.1 M NaOH で収率のピークがみられた。dil. NH 3 では単核での沈殿であり、
conc. NH 3 では錯形成して溶解していると思われる。一方で 0.1 M NaOH では多核のポリマーとして沈殿していると考えられる。金属量が 1 mg では 0.1 M NaOH 以上の水酸化物イ
オン濃度で沈殿収率は高く、これは文献の溶解度積の値におおよそ沿った挙動である。共沈は単核の沈殿反応であり、No の実験では単一原子を扱うため、今回得られた共沈挙動のデータは No の錯形成を議論するための基礎データとして用いることができると考える。
また、硫酸沈殿実験では、Ba をキャリアに用いて 133 Ba の沈殿実験を行うと収率がほぼ100%であった。これをもとに、キャリアに Ba を用いて Sr の共沈実験を行うと、その挙動は Sr のマクロ量の沈殿挙動に近いものであった。Ba をキャリアに用いた硫酸沈殿実験を No の新しい化学実験法として提案する。
[1] H. Kikunaga et al.: Appl. Radiat. Isot. 67, 539 (2008).

Precipitation experiment of alkaline earth elements toward the chemical study of nobelium.
HAYAMI, S., NINOMIYA, H., WATANABE, E., TONAI, K., KASAMATSU, Y., SHINOHARA, A.

P20

3 価陽イオン状態におけるランタノイド・アクチノイドの錯形成
能の差異とイオン半径の推定(筑波大院数理 1 、原子力機構 2 、大阪大放射線科学基盤機構 3 、筑波大数
理物質系 4 )○柏原歩那 1 、塚田和明 2 、豊嶋厚史 3 、山﨑信哉 4 、田中万也 2 、藤田睦 1 、末木啓介 4【緒言】アメリシウム以降の重アクチノイド元素は、ノーベリウムを除いて水溶液中
で 3 価陽イオン状態が最も安定である。しかし、アインスタイニウム以降の重アクチノイド元素は、生成や取り扱いの困難さからイオン半径などの基礎的なデータが未だ明らかになっていない。そこで、 化学的な類似が期待される、同族元素であり同じく水溶液中で 3 価が安定なランタノイドと比較することで、 アインスタイニウム以降の重アクチノイド元素について性質を調査することができると考えられる 。アクチノイドの分離には、安定度定数の違いを利用した 陽イオン交換樹脂によるクロマトグラフ
ィーが行われており、錯形成剤であるα-ヒドロキシイソ酪酸(α-HIBA)を溶離剤として用いている[1]。安定度定数の違いはイオン半径の違いに基づく有効電荷の差異に起因すると考えられる。そこで本研究では、アクチノイドとランタノイドのイオン半 径と溶出位置の相関を調べ、アクチノイドの未知の イオン半径推定を行った。また、X 線
吸収微細構造(XAFS)法による局所構造解析によりランタノイドα-HIBA 錯体の構造を推定した。
【実験】[陽イオン交換カラムクロマトグラフィー]陽イオン交換樹脂(CK08Y, 三菱ケミ
カル製)とα-HIBA(Aldorich 製)水溶液を用い、以下の条件でランタノイド、アクチノイ
ドを溶出した。カラム温度 80℃、カラムサイズ 2 mmφ×300 mm、流速 0.5 mL/min。溶離 剤 で あ る α -HIBA 溶 液 の pH を ア ン モ ニ ア で 調 整 し α -HIBA の 陰 イ オ ン 濃 度 を
0.05-0.25 M で変化させ、分離操作を行った。得られたフラクションをアクチノイドについては Ge 半導体検出器またはα線測定用シリコン半導体検出器、ランタノイドについては ICP-MS を用いてそれぞれ定量した。その結果から溶離曲線を評価し、 分離係数を求めた。さらに、pH 一定でα-HIBA 濃度を変化させて分離係数を求め、ランタノ
イドイオンとα-HIBA の化学量論的関係を明らかにした。[XAFS]KEK-PF の BL-12C にて Ce、Eu、Yb についてそれぞれ L III 吸収端を透過法、蛍光法で測定した。
【結果と考察】陽イオン交換カラムクロマトグラフィー実験において、得られた分離係数とイオン半径の相関の傾向がランタノイド、アクチノイドで一致した。この結果
からアインスタイニウム、フェルミウムについてイオン半径を導出したところ、 それ
ぞれ 1.06 ± 0.11 Å、 1.05 ± 0.10 Åとなった。pH を一定にして行った実験で、ランタノイドとα-HIBA の化学量論的関係は Ce、Pr、Nd、Sm について 1 : 3、Er、Tm、
Yb、Lu については 1 : 4 であることが明らかとなった。討論会では、この結果と XAFS
測定によって得られたランタノイドα-HIBA 錯体の構造を比較し検討する予定である。
[1] H. Louise Smith, Darleane C. Hoffman, J. Inorganic and Nuclear Chemistry, 3 (1956)
243-247.
Difference in complexing ability of lanthanide and actinide in trivalent cation state and estimation ofionic radii.
KASHIHARA. A., TSUKADA. K., TOYOSHIMA. A., YAMASAKI. S., TANAKA. K., FUJITA. A.,
SUEKI. K.

P21

アクチノイドの高温金属表面における吸着エンタルピー測定に向けた真空脱離装置の開発(茨大院理工 1 、原子力機構 2 、新潟大院自 3 )○床井健運 1,2 、 佐藤哲也
1,2

、 浅井雅人 2 、伊藤由太 2 、鈴木颯人 1,2 、富塚知博 2,3 、塚田和明 2 、

永目諭一郎 2【緒言】 原子番号 Z が 100 を超える超重元素では、大きな中心電荷に伴う強い相対論
効果の影響により電子配置や化学的性質の変化が理論・実験 の両面から指摘されている。アクチノイド系列の終端に位置する Lr (Z = 103) は、周期律から予測される原子の電子配置として[Rn]5f 14 7s 2 6d ではなく[Rn]5f 14 7s 2 7p 1/2 を持つことが実験的に示唆された[1]。Lr 原子が 7p 1/2 軌道に最外殻電子を持つ場合、半経験的予測に基づくと、その揮発性は最外殻に d 軌道を持つ同族の Lu に比べて高くなる可能性が指摘されている[2]。我々は Lr の揮発性を調べることを目的に、真空クロマトグラフ法と表面電離法
を組み合わせた新規の実験手法を開発し、Ta 表面における吸着挙動を調べ、希土類元素の吸着挙動と比較することで Lr の揮発性について議論した[3]。本研究では Lr の吸
着エンタルピー（ΔHads ）の決定に必要な、希土類元素の ΔHads 測定に向けた実験装置を構築するとともに、測定手法確立に向けた実験条件の検討を行った 。
【実験】

固体表面に吸着した原子の平均吸着時間を記述する Frenkel 式と、脱離過程を一次反応と仮定した時の固体表面における吸着原子数の変化を表す式を組み合わせると次式となる[4]。

ln (𝑡−∆𝐻𝑎𝑑𝑠)=− ln 𝜈0− ln(1 − 𝐹 )𝑅𝑇

ここで、t、 ν 0 、および R はそれぞれ加熱時間、金属表面における吸着原子の振動数、ならびに気体定数を表す。加熱時間 t を一定としたとき、保持温度 T における金属表面からの対象原子の揮発割合 F を測定することで、 ΔHads を 決定できる。真空蒸着装置をもとに、真空脱離装置を新たに構築した。実験では、既知量の対象元素を付着させた Ta フォイル

を、真空中で温度 T で一定時間保持したのち、フォイル上の残存量を ICP-MS またはGe 半導体検出器を用いて分析することにより、F を求めた。本手法による ΔH ads 測定
におけるサンプル量、保持時間等の影響について調べたので報告する。
【参考文献】[1] T. K. Sato et al., Nature 520 209 (2015).
[2] B. Eichler, S. Hübener, Inorg. Chim. Acta 146, 261(1988).
[3] 金谷 他、2016 日本放射化学会年会・第 60 回放射化学討論会（新潟）.
[4] B. Eichler et al., Fresenius Z. Anal. Chem. 335, 656 (1989).

Development of a vacuum desorption apparatus for the adsorption enthalpy measurements on hightemperature metal surfaces of actinides
TOKOI, K., SATO, T, K., ASAI, M., ITO, Y., SUZUKI, H., TOMITSUKA, T., TSUKADA, K.,
NAGAME, Y.,P22

205 Tl(γ,pn)反応を用いた無担体 203 Hg トレーサの製造( 1 新潟大院自然, 2 東北大 ELPH)○高橋佳暉 1 , 後藤真一 1 , 菊永英寿 2 , 髙橋健 2【緒言】原子番号 104 以降の超重元素では軌道電子に対する相対論的効果の影響が顕著に現れ、特に 12 族の 112 Cn でその影響が最大となることが予想されている[1]。当研究室では、Cn の化学実験に向けた基礎研究として、同族元素である Hg を用いた化学実験を計画している。 203 Hg (T 1/2 = 46.594 d) は比較的半減期が長くオフライン実験を行うのに適した核種であるが、無担体トレーサの製造例はほとんどなく、また、製造に必要となる生成断
面積の実験値も不足している。そこで本研究では、205 Tl(γ,pn)反応による 203 Hg の製造および精製方法を検討した。
【実験】203 Hg の製造実験は，東北大学電子光理学研究センターの大強度電子線形加速器を用いて行った。約 1.4 g の Tl 2 O 3 を直径 25 mm のペレットとし、0.01 mm 厚の Al 箔で覆い、
ビームライン上に配置した。20–60 MeV の電子ビームを W コンバータに照射し、得られる
制動放射線を Tl 2 O 3 ターゲットに照射した。照射後、高純度 Ge 半導体検出器を用いたγ線
スペクトロメトリーと半減期解析により、生成核種の同定・定量を行った。
生成した 203 Hg はマクロ量の Tl2 O 3 から分離しなくてはならないが、(γ,xn)反応により大量の放射性 Tl が生成するため、迅速で簡便な Tl と Hg の分離が必要となる。そこで、ジエ
チルエーテルを用いた溶媒抽出を適用することとした。Tl ターゲッ トを王水に溶かし、種々の希釈濃度における分配比を調査した。また、その後の精製操作についての検討も行【結果と考察】各生成核種 i の放射能 A i は以下の式で与えられる。
𝐴𝑖 = 𝑛𝑓𝑌𝑖 (1 − 𝑒 −𝜆𝑖𝑡a )𝑒 −𝜆𝑖𝑡cここで、n はターゲット厚、f は単位時間当たりの照射電子数、Y i は制動放射線のスペクトルで重みづけした生成断面積の積分値、𝜆i は核種
i の壊変定数、ta および tc は照射および冷却時間である。制動 放射線 のスペクトル は PHITS
3.08 によるシミュレーションにより得た。
解析結果の一例として、203 Hg と 202 Tl の生成断面積を図 1 に示す。統計モデル計算コード
TALYS1.9 は荷電粒子放出反応の断面積を過小

Flux-weighted cross-section / mb electron-1

った。
102
101
100
10-1
10-2
205

10

10-4
10-5
10

203

Tl( J,pn) Hg：this work
：Talys1.9
nat202
Tl( J,xn) Tl：this work
：Talys1.9

-3

20

30
40
50
Electron energy / MeV

6070

図 1. 制動放射線スペクトルで重みづけした 203 Hg と 202 Tl の生成断面積の電子エネルギー依存性評価すると言われており、本研究の場合でも(γ,xn)反応により生成する 202 Tl の場合に比べ、(γ,pn)反応により生成する 203 Hg の場合で計算値の方が非常に小さくなることが分かった。
203 Hgの生成断面積は電子のエネルギーに対して単調に増加するが、加速器の性能上の制限により 50 MeV を最適な照射エネルギーと決定した。発表では、203 Hg の精製も含めて詳細に議論する。
[1] A. Türler et al., Chem. Rev. 113, 1237 (2013).

Production of carrier-free 203Hg tracer using 205Tl(γ,pn) reaction
TAKAHASHI, Y., GOTO, S., KIKUNAGA, H., TAKAHASHI, K.

P23

239

Np 複合核系における核分裂断面積測定による軌道角運動量の推定（金沢大院自然 1 , 理研仁科セ 2 , 阪大院理 3 , 金沢大理工 4 ）〇森田 涼雅 1 , 早川 優太 1 , 小森 有希子 2 , 横北 卓也 2 , 森 大輝 2
羽場 宏光 2 , 笠松 良崇 3 , 篠原 厚 3 , 横山 明彦 4

[導入]
236g

Np は環境中の 237 Np 測定のトレーサーとしての利用が期待されているが、その製造方法は確立されておらず、核反応に関するデータも少ない。236g Np は半減期が長く、放射線による測定が困難であるため、 236g Np 製造反応である 238 U+p、 232 Th+ 7 Li 反応系において競合関係にある核分裂に着目し、核分裂の全反応断面積を求めた。現在解析が進んでいる 238 U+p 系の結果は ALICE による理論計算との良好な一致を示した。
[実験]
約 1 ~3 mg/cm 2 厚の 238 U ターゲットと約 9
mg/cm 2 厚の 232 Th ターゲットをそれぞれ複数以上重ねたスタックにして 238 U へは AVF サイクロ
トロン(RCNP)からの陽子、 232 Th へは理研 AVF
サイクロトロンからの 7 Li を照射した。
各ターゲットに対する入射エネルギーは SRIM
コード[1]によって算出した。照射後に Ge 半導体検出器で多数回測定してγ線のエネルギーと減衰からγ線ピークの帰属をし、生成核の質量

図1

238

U+p-39.1MeV 質 量収率曲線

数ごとに反応断面積を測定した。
[結果]
図 1 のように帰属された核種の核分裂片核種の● 本 研 究 の 実 験 値 (断 面 積 )▲ 文 献 値 [3](断 面 積 )ALICE(断 面 積 )ALICE(角 運 動 量 )

断面積から質量分布曲線を作成した。また
238

U+p 系の質量収率曲線から求めた全核分裂断

面積を、核反応計算コード ALICE[2]による核分
裂断面積と複合核最大角運動量の計算値とともに図 2 に示す。核分裂断面積は角運動量の増加
に従って増加しており、実験値は 1 点を除いて計算値と一致した。今後、 232 Th+ 7 Li 系の全核分
裂断面積も決定し、最終的には全核分裂断面積

図 2 核分裂反応断面積と角運動量から軌道角運動量を推定して、それぞれの 236 Np 生成との関連について比較・検討する。
[参考文献][1] Ziegler, J. F. : The Stopping and Ranges of Ions in Matter, Vol. 5, Pergamon Press Inc. (1980).
[2] Blann, M.: Lawrence Livermore National Laboratory Report UCID -20169 (1985).
[3] Zhao. Y. L. et al., Radiochim. Acta 86, 79-88 (1999).

Estimation of orbital angular momentum relevant to fission from the cross section measurement in the239
Np compound systems
MORITA, R., HAYAKAWA, Y., KOMORI, Y., YOKOKITA, T., MORI, D., HABA, H.,
KASAMATSU, Y., SHINOHARA, A., YOKOYAMA, A.

P24

原子・原子核励起のための電子線照射装置開発(東北大電子光セ)○菊永英寿、南部健一【緒言】 原子や原子核に光や荷電粒子でエネルギーを与えると，その選択則に応じて励起する。その後，光子や電子を放出する脱励起過程に移る。これらの中で軌道電子が関わる過程では，その元素の種類や化学状態の影響を受ける。そのためこれらの過程で吸収されるエネルギーや放出される粒子などを調べることで様々な分析を行うことができる。我々は励起エネルギーが数 eV といわれる極低エネルギー励起核 Th-229m
やその化合物の電子照射による励起や，それに続く脱励起過程を詳細に観測することを計画している。その第一段階として，大電流電子加速器の電子銃に使われる技術を用いて電子線照射装置を作成したので報告する。
【実験】 作成した大電流電子線照射装置を図 1 に示す。ガラス製チャンバーの中に，六硼化ランタンカソードとモリブデン製アノードが約 0.5 mm の距離に設置され，その間で電子照射を行う。チャンバー全体はターボポンプ及びイオンポンプで高真空に保たれている。チャンバーの両端にはそれぞれ，カソード加熱用電源と電極間に印加する引出電源を接続するコネクタが設置されている。
装置試験は清浄なモリブデン製アノードを用いて行った。カソード加熱用電源は定電流モード，引出電源は定電圧モードで動作させた。カソード加熱用電源の電流値（加熱電流）を 6 A,7 A, 8 A に設定した状態で，引出電圧を 0-120 V まで変化させてアノードに照射される電流を測定した。
【結果】 加熱電流を 6 A, 7 A, 8 A に固定した状態での電流値を図 2 に示す。加熱電流を上げるほど，また引出電圧を上げるほどビーム電流値は増加していく。ただし，8 A，
120 V でのイオンポンプ電流（真空値に相関）は 6 A，120 V でのそれよりも 6 倍程度多くなっており，何かしらのガス放出が起こっている。そのため，加熱電流は 8 A が最適である。加熱電流および引出電圧を 8 A, 100 V に固定して放電テストを行ったと
ころ，ビーム電流値は 50 mA で 2 時間以上のビーム照射を問題無く行うことができた。
当日は他の試験の結果と合わせて報告する。

図１． 電子線照射装置 外観

図２． 各条件でのビーム電流値

Development of an electron irradiation apparatus for atomic and nuclear excitations.
KIKUNAGA, H., NANBU, K.

P25

重水素固体薄膜中におけるミュオン触媒核融合反応率の計算(東北大理 1 、KEK 2 、理研 3 、JAEA 4 、東北大高教機構 5 、中部大工 6 )○奥津賢一 1 、宮下湖南 1 、安田和弘 1 、木野康志 1 、Patrick Strasser 2 、
永谷幸則 2 、三宅康弘 2 、山下琢磨 3 、 岡壽崇 4,5,1 、佐藤元泰 6

素粒子であるミュオンは、大型加速器で得られる高エネルギー陽子を軽元素標的に衝突させた後の 2 次粒子として取り出すことができる。国内においては茨城県東海村にある大強度陽子加速器施設(J-PARC)内で世界最強のパルス状ミュオンビームを供給している。ミュオンは電子の約 207 倍の質量をもつため、負電荷を持つ負ミュオン(以下単にミュオンとよぶ)は物質中で重い電子として振る舞う。
核融合材料 の重水素(D 2 )や三重水素(T 2 )にミュオンを打ち込 むとミュオン分子 イオ
ン dtP (d: 重陽子、t: 三重陽子) を形成し、分子内で核融合反応(dtP → D + n + P)が起こる。この現象はミュオン触媒核融合(µCF)とよばれ、長い間研究されてきたが、実用には至っていない。我々は、高速(~1 keV)のミュオン原子 dPまたは tPが d や t に衝突することで核融合が起こる飛行中 µCF(IFµCF)に着目し、これを実験と理論による解明することを目指している。高速の dµ を得るためには、D 2 固体薄膜中で従来の µCF を起こし、µCF 後に放出されるミュオン(~10 keV)がミュオン原子の励起状態 dµ*をつく
り、これがミュオン分子共鳴状態 ddµ*の形成と解離反応(dµ* + d → ddµ* → dµ + d)を経てミュオン原子の脱励起エネルギー(~2 keV)が dµ と d を加速する。本発表では、
重水素固体薄膜中に蓄積された dµ 原子の数を求め、µCF 反応率を見積る。また、D 2
固体薄膜から飛び出すミュオン(~10 keV)を金属中に止め、特性 X 線を検出することにより、µCF 反応率をモニターする。これらのためには、粒子輸送計算(PHITS)とシミュ
レーションにより、D 2 固体薄膜に蓄積される dµ の数が最大になるように J-PARC のミュオンビームのエネルギーなどの実験条件を最適化した。
Fig. 1 に PHITS により得られたターゲットに入射したミュオンの散乱と減衰のsolid H 2 /D 2 w/ thin D 2

様子を示す。ミュオンの散乱を見やすくするため、ビーム径を 10 mm に絞っている。ターゲットは、減速材、ミュオン原子形成層(H2 /D 2 )、D 2 固体薄膜からなり、

thin metal window

そ れ ぞ れ の 厚 さ 、 還 俗 材 の 材 質 、 H 2 /D2比、ビームとターゲットの角度などを最適化した。ここで、H2 /D 2 層に止まったミ
ュオンは、ミュオン原子 pµ を形成し、同Fig. 1 減速材、ミュオン原子形成層、D 2

固体薄膜 に入射されたミュオン。

位体移行し dµ となり、ラムザウア・タウンゼント効果により D 2 薄膜に移動する。D2
固体薄膜に蓄積される dµ の数を見積もるため dP + H2 /D 2 散乱断面積の理論値を用いシ
ミュレーションを行った。
Estimating the muon catalyzed fusion reaction efficiency at thin solid deuterium.
OKUTSU, K., MIYASHITA, K., YASUDA, K., KINO, Y., STRASSER, P., NAGATANI, Y., MIYAKE,Y., YAMASHITA, T., OKA, T., SATO, M.

P26

重液分離法を用いた土壌中の放射性セシウム含有粒子の分離の評価〇斎藤輝 1、山崎信哉 2、植松慎一郎 3、末木啓介 2（筑波大学大学院数理物質科

学研究科化学専攻 1、筑波大学大学院数理物質系化学域 2、筑波大学アイソトープ環境動態研究センター3）[緒言]

福島第一原子力発電所事故により環境中に放射性物質が放出された。今後は廃棄物をどのように保管、管理するかが問題となっており、中でも廃棄物量の 90 %を占める汚染土
壌の減容、除染が課題である。汚染土壌中の放射性 Cs の存在形態は、比放射能の高い放射性Cs 含有粒子(Cs 粒子) [1]及び比放射能が低い粘土鉱物に吸着している[2]ことが分かっており、
Cs 粒子と粘土鉱物を分離して保管することは、将来的な汚染土壌の減容に繋がると考えられる。先行研究[3]では、Cs 粒子と粘土鉱物の比重の違いに着目し、福島県内で採取した表層土
壌に対してポリタングステン酸ナトリウム（SPT）を用いて重液分離[4]を行ったところ、Cs 粒子の多くは比重 (SG) <2.4 の画分に集約されることが分かった。しかし、1 試料の検証に留まっていた。そこで本研究では、採取場所が異なる土壌を用いて重液分離の検証を行った。
[実験]

試料は福島県内の計 8 か所で採取した表層土壌及び河川堆積物を用いた。それぞれ 1

g 分取し、γ 線測定（Ge 半導体検出器）により放射性 Cs 濃度を定量した。γ 線測定後、各々に超純水を 2 g 加え、30 分間減圧処理を行い脱気した。減圧処理した土に対して SG2.4 に調整した SPT 水溶液で分画を行い、SG<2.4、SG >2.4 の分画を得た。これらの操作をそれぞれ 3回行った。得られた画分に対して重量測定及び γ 線測定等を行った。
[結果・考察]γ 線測定と重量測定の結果から比放射能を算出し、Table 1 に結果の一部をまとめた。Okuma（表層土）は先行研究[3]で得られたデータであり、Futaba（表層土）と Kumagawa（堆積物）を新たに得た。また、Table 1 の括弧内は定量に用いたセシウムの同位体を示しており、これらの比放射能は 3 月 15 日の値に補正した。分離前と各画分の比放射能を比較すると、SG<2.4 の画分は 1.5-3 倍に増加し、SG>2.4 の画分は 2-5 割減少した。つまり、比放射能が大きい Cs 粒子は SG<2.4 の画分に集約し、比放射能が小さい粘土鉱物は SG>2.4 の画分に集約し、先行研究[3]と同様の結果が得られた。しかし、表層土壌と河川堆積物では SG>2.4 の比放射能の減少率に違いが生じた。先行研究[5]より Kumagawa は粘土鉱物の割合が大きい。
また先行研究[2]より粘土鉱物は Cs を強く吸着する。つまり、Kumagawa の放射能は粘土鉱物に吸着している放射性 Cs の寄与が大きいため、SG>2.4 の画分の比放射能の減少率が小さくなったと考えられる。
Table 1: Specific activity of surface soil and river sediment used in this study[1] K. Adachi et al., Sci. Rep.,3, 2554(2013) [2] B. C. Bostick et al., Environ. Sci. Technol., 36, 2670-2676(2002)[3] 斎藤ら

第 20 回「環境放射能」研究会 Proceedings、2019 in press [4] 檀原徹ら

地質ニュース 455

号、31-36 項、1992 [5] S. Yamasaki et al., STOTEN., 551-552(2016) 155-162

Evaluation of separation of Cs-rich micro-particles in soil using a heavy liquid separation method
Hikaru Saito, Shinya Yamasaki, Shinichiro Uematsu, Keisuke Sueki

一号機由来の放射性粒子の生成過程の検討

P27(筑波大学 1 、JAEA 2 、気象研 3 ) 〇石井達也 1 、末木啓介 1 、松尾一樹 1 、
黒澤正紀 1 、佐藤志彦 2 、小畠雅明 2 、福田竜生 2 、吉井賢資 2 、谷田肇 2 、
岡根哲夫 2 、足立光司 3【緒言】

2011 年 3 月、福島第一原発事故によって、放射性セシウムを高濃度に含む

不溶性の放射性粒子が放出された 1)2) 。放射性粒子の物理的、化学的な性質を調べることは、事故発生時の原子炉内部の情報を理解することにつながると考えられている。
放射性粒子は Type-A(2, 3 号機由来)と Type-B(1 号機由来)に大別される。Type-B は
Type-A とは異なり、大きさが数百 μm と大きく、不定形であり、元素分布は不均一である。そのため、生成過程や生成環境 も異なると考えられる。そこで、放射性粒子の原料や元素の化学状態等について議論し、Type-B の放射性粒子の生成過程を検討する。
【実験】

放射性粒子は、福島第一原発から北北西に 2 km 地点にある工場敷地内のダスト試料から取点aり出した。放射能比 134 Cs/ 137 Cs = 0.92-0.94 で、Type-Bの放射性粒子であった 3) 。

点b

＜断面の元素分析＞ Type-B の放射性粒子 2 個を断面加工し、母材部分(ex. 図 1 の点 a)や重元素部分(ex. 図 1 の点 b)について、SEM-EDS 分析をした。
＜ 元 素 の 化 学 状 態 ＞ 大 型 放 射 光 施 設 Spring-8
BL22XU にて、硬 X 線光電子分光(HAXPES)を行い、放射性粒子表面の元素の化学状態を分析した。
【結果】

図1

断面加工した

放射性粒子の SEM 像＜断面の元素分析＞ 元素をすべて酸化物と仮定すると、母材部分はSiO 2 :Na 2 O:CaO = 7:2:1 に近い質量比となり、ソーダ石灰ガラスの可能性が示唆された。
重元素部分は、Pb, Ba, Ti が存在し、鉛ガラスの可能性が示唆された。しかし、Fe などの元素を多く含む部分もあるため、重元素部分は複数の由来があると考えられる。
＜元素の化学状態＞ 放射性粒子表面に Na が少ない領域と多い領域が存在した。Csに注目すると、Na が少ない領域では CsFeSiO 4 が主であるが、一部 0 価に近い状態で存在した。Na が多い領域では CsFeSiO 4 のピークはあまり見られなく、得られたピークの化学状態は現在同定できていない。
＜まとめ＞ Type-B の放射性粒子の原料と Cs の化学状態を考えることで、どのように粒子が形成され、高放射能を持つようになったかを推察する手掛かりが得られた。
【参考文献】
1) Adachi, K. et al., 2013, Sci. Rep., 3, 2554.
2) Satou, Y. et al., 2016, Anthropocene, 14, 71-75
3) Satou, Y. et al., 2018, Geochem. Journal, 52, 137-143
Study on the Generation Process of Radioactive Particles Emitted from Unit 1 of FDNPPISHII, T., SUEKI, K., Matsuo, K., KUROSAWA, M., SATOU, Y., KOBATA, M., FUKUDA, T.,
YOSHII, K., TANIDA, H., OKANE, T., ADACHI, K.

P28

.42

2

(

24

3
) 41

  2011
J
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U
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Cs
JT
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3
12
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J
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J

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0.4-2mm134
1
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Cs/ 137 Cs
1 U TypeA
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Ca
U SC
U
SC
c
U c

1
l

U

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SC
e

J

Uncategorized radioactive particles isolated from southwest region from the Fukushima Dai-ichi
Nuclear Power Station
SATOU, Y., IGARASHI, J., ISHII, T., SUEKI, K., MARTIN, P.G., JONES, C., SCOTT, T.B.

P29

福島原発事故で放出された不溶性微粒子の生成模擬実験(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、大量の放射性物質が環境中に放出された。放出された放射性物質の物理的・化学的形態は原子炉内や環境中での沈着や移行に影響を及ぼすため、その動態の解明には放射性物質の生成・放出時の初期状態の情報が必要不可欠である。放射性物質はエアロゾルばかりでなく様々な形で放出されたと考えられるが、数 μm から数百 μm の大きさの水に不溶な微粒子の形で放出されたものが環境中から発見されている[1]。この放射性微粒子はエアロゾルと異なり水に不溶であることから放出時の形態をある程度残したまま環境中に残留している。したがって、この放射性微粒子は放射性物質の放出時の状態やそれが生成した事故時の炉内環境を知るうえで極めて重要な手がかりとなる。現在、この微粒子についての分析はいくつか行われており、含まれる放射性物質に関する情報や、微粒子本体の元素組成に関する情報などが報告されている[2–4]。しかし、このような微粒子の分析のみでは 炉内での生成過程や放出直後の形態 を明らかにするには不十分である。そこで我々は、模擬実験による観測事実の再現、すなわち、(1)実際の放射性微粒子の分析、(2)事故時の原子炉内を想定した様々な条件による模擬微粒子の生成とその分析、(4)実際の微粒子と模擬微粒子との比較検討を行うことにより、微粒子の生成過程や放出直後の形態の解明を目指すこととした。 今回は実際の微粒子の分析および模擬微粒子の生成実験に向けた検討を行ったので報告する。
【実験】原発近傍より発見された放射性微粒子（いわゆる Type B 粒子）の走査型電子顕微鏡（SEM）による観察およびエネルギー分散型 X 線分光法（EDX）による元素分析を行った。SEM 観察および EDX 分析には Thermo Fisher Scientific 社製の Phenom ProX
Desktop SEM を用いた。
【結果と考察】EDX 分析から、Type B 粒子の表面の元素組成は O および Si が主体であり、その他 Na, Al,
Ca, Mg などを含むことが分かった。また、SEM 観察により、複数の微粒子の表面から 0.1～1 μm 程度の複数の穴の開いた板状の構造物が発見され（Fig.
1）、EDX 分析からこの構造物の元素組成は微粒子表面とほぼ同じであることが分かった。外観および組
成から、この構造物は珪藻土であると推定される。
また、溶融し粒子本体と一体化したような構造もみられることから、珪藻土は Type B 粒子の材料の一つとして有力な候補である。この他、生成模擬実験に
Fig. 1 Type B 粒子の一部を拡向けた検討を行ったので詳細は講演にて報告する。
大した SEM 像[1] K. Adachi et al., Sci. Rep., vol. 3, p. 2554, 2013.
[2] Y. Abe et al., Anal. Chem., vol. 86, p. 8521, 2014.
[3] T. Ono et al., Bunseki Kagaku, vol. 66, p. 251, 2017.
[4] Y. Igarashi et al., J. Environ. Radioact., vol. 205–206, p. 101, 2019.
Simulated generation experiment for radioactive particles released by the Fukushima nuclear accident
INAGAKI, M., SEKIMOTO, S., TAKAMIYA, K., OKI, Y., OHTSUKI, T.

P30

大容量エアサンプラを用いた大気浮遊じん中放射性核種濃度の実態把握(日本分析センター)○杉山翠、式見純一、田中博幸、太田裕二、磯貝啓介【緒言】 環境放射能水準の正確な実態把握及び東京電力福島第一原発事故の 影響把握のため、大容量エアサンプラ（SNOW WHITE）を用いた大気浮遊じん中放射性核種の高感度分析を実施した。平成 28～30 年度までの 3 年間の調査結果について報告する。
【調査方法】 日本分析センター（千葉市）に設置された 大容
量エアサンプラ（SENYA 製 SNOW WHITE）にガラス繊維ろ紙（570mm×460mm）を装着して、680m3 /h の流量で約 3.5
日間の大気を連続吸引した。捕集後のろ紙は専用のプレス機で整形して、プラスチック製の測定容器に入れ測定試料としSNOW WEHITEた。なお、 134 Cs（半減期 2.065 年）の減衰により徐々に不検出となる試料が増えたため、平成 29 年 4 月 10 日採取分よりろ紙を 2 枚（7 日間の大気）
重ねて整形し、測定試料とした。試料を Ge 半導体検出器で測定し、γ線放出核種濃度を求めた。
【結果及び考察】 平成 28～30 年度の大容量エアサンプラによる大気浮遊じん中の 7 Be
濃度は、0.72～11mBq/m 3 、134 Cs 濃度は不検
出～ 0.0057mBq/m3 、 137 Cs 濃 度 は 0.0018～
0.040mBq/m3 であった。134 Cs 及び 137 Cs 濃度については、毎年 4 月～10 月の間で低下が見られた。同所既設のロウボリウム・エア
サンプラによる大気浮遊じんの調査結果と比較すると、捕集期間が 3.5～7 日と時間分解能に優れているため、短期的な変動を把握することが可能となり、結果として濃度の変動幅が広くなっている。また、ロウボ
リウム・エアサンプラでは、年々減少傾向を示して不検出となりつつあった 134 Cs 及び 137 Cs を検出することが可能となり、得ら
0.45
れた 134 Cs/ 137 Cs 放射能比は、東京電力福島
0.40
0.35
第一原発事故に由来することを示した。
0.30
134
0.25
Cs 及び 137 Cs 濃度が時折高い値で観測さ0.20れた期間においては、湿度が低く、風速が
0.15
0.10
高いことに伴う土壌からの舞い上がりが推
0.05
0.00
測された。
なお、本調査結果は、原子力規制庁委託
事業「環境放射能水準調査（平成 28～30 年度）」の成果の一部である。
7

H28年度

H29年度

H30年度

放射能濃度(μBq/m3)

6
5

4
3
2

1
0

Cs-134

Cs-134検出下限値

45
40

H28年度

H29年度

H30年度

放射能濃度(μBq/m3)

35
30
25
20
15

10
5
0

Cs-137

Cs-134/Cs-137放射能比（測定値）

Cs-134/Cs-137放射能比

Cs-134/Cs-137放射能比（計算値）

福島第一原発事故時の放射能比
Cs-134/Cs-137＝1とした場合

Background survey of radionuclides in airborne particulates using ultra high volume air sampler
SUGIYAMA, M., SHIKIMI, J., TANAKA, H., OHTA, Y., ISOGAI, K.

P31

樹木年輪に記録された福島第一原子力発電所 事故由来 C-14 の分布(金沢大学 LLRL1 、筑波大学 AMS 2 、東京大学総合研究博物館 3 )○松中哲也 1 、笹公和 2 、高橋努 2 、松村万寿美 2 、末木啓介 2 、松崎浩之 3【緒言】
原子力発電所の稼働に伴って放出される 14 C (T 1/2 : 5,730 yr) は、食物連鎖を通して内部被ばくに寄与する可能性のある核種として知られている [1] 。原子炉内では 14 N (n, p)
14
C、17 O (n, α) 14 C、及び 13 C (n, γ) 14 C の誘導放射化によって 14 C が生成される。Xu et al.
(2016) [2] は、福島第一原子力発電所から通常運転時に~53 TBq の 14 C が放出され、事故時に放出された 14 C が 2.5 km 北西地点の樹木年輪に 42 Bq kg − 1 C 寄与した事を明らかにした。しかしながら、事故によって大気中に放出された 14 C の影響範囲や陸域生態系への移行に関する研究は不十分のままであった 。本研究は、福島第一原子力発電所
から北西地域を対象に、樹木年輪中 14 C 濃度を明らかにし、事故由来 14 C の影響範囲を把握すると共に食物摂取による年輪内 14 C の実効線量を評価する事を目的とした。
【実験】2014 年 7 月、福島第一原子力発電所から北西へ 9 km と 24 km の地点からヒノキとス
ギの年輪コアを採取した。年輪年代を決定した事故前後の期間を含む 2008–2014 年の早材と晩材、あるいは単年輪についてセルロース抽出を行った。1 mgC のセルロース
試料、NIST-4990C、IAEA-C1 (操作ブランク)、IAEA-C6、及び IAEA-C8 について、元素分析計を併用した自動前処理装置でグラファイトを作製し [3] 、東京大学 5 MV タンデ
ム加速器を用いて 14 C/ 12 C 比と 13 C/ 12 C 比を計測した。ターミナル電圧が 4.8 MV の条件
で、24 MeV の 14 C4 ＋ を固体半導体検出器でカウントした。 14 C の測定誤差は 0.5%であり、操作ブランクは 0.08 pMC 以下であった。試料の 14 C 濃度は、同位体分別と減衰の補正を行った F 14 C (Fraction Modern) を算出した後、比放射能 (Bq kg − 1 C) で表した。
【結果と考察】2008–2014 年における年輪中 14 C 濃度は 231–257 Bq kg − 1 C の範囲で変動した。原子力発電所事故後の期間である 2012–2014 年の年輪内 14 C 濃度が北半球の 14 C バックグラ
ウンドとほぼ一致するのに対し、通常運転期間である 2008–2010 年の年輪内 14 C 濃度
は 14 C バックグラウンドより 7.4–21 Bq kg −1 C 高かった。事故前における平均余剰 14 C
濃度は、9 km 北西地点で 20 Bq kg −1 C、及び 24 km 北西地点で 11 Bq kg −1 C であった。
一方、事故が起こった 2011 年における年輪内の平均余剰 14 C 濃度は、24 km 北西地点
で 4.5 Bq kg −1 C であり、9 km 北西地点 (8.8 Bq kg −1 C) の 1/2 程度であった。原子力発
電所からの距離の増加に伴う余剰 14 C 濃度の減少は、北西方向へ少なくとも 24 km 地
点までの樹木年輪が事故由来 14 C を固定していた事を示唆している。また、事故由来
である 2011 年の年輪内余剰 14 C は、食物摂取による実効線量に換算すると最大で 0.5µSv yr −1 であり、自然放射線の食物摂取による実効線量の世界平均値（290 µSv yr −1 ）の<0.17%程度であった。
[1] 長里ら (2001) JNC TN8410 2001-021. [2] Xu et al. (2016) J. Environ. Radioactiv., 157,
90–96. [3] Matsunaka et al. (2019) Nucl. Instr. Meth. B, 455, 204–208.
Pre- and post-accident 14C activities in tree rings near the Fukushima Dai-ichi Nuclear Power Plant
MATSUNAKA, T., SASA, K., TAKAHASHI, T., MATSUMURA, M., SUEKI, K., MATSUZAKI, H.

P32


2017

2

5
2

Cs
S

JAEA
2

S

2017

2

Cs

(

1

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Cs


(



 

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S

2
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(

1

2018

1

12

1

1
S
T

0.45 μm

S

(
Cs
(

AMP
T
Cs
2 134 Cs

Cs
1(

3 mBq/L

134

(
2

137

Cs

Q

137

1

Cs

(
 

137

n=29

10.3

37.2 mBq/L

n=8

S

Cs

137

,

(

mBq/L n=24
2

137

S

(

S

S

137
137

S

S

0.98

2

1
S

137

S
137

p < 0.05 (Cs

p < 0.05 (

Cs

Cs

(

2

Cs

2

Cs

S

Cs
1

1

Cs

Cs
137

0.98

687.8

100 mBq/L

S

(

(
0.88

2
137

2

Cs

2

5.2

GIS
2

207.5 mBq/L

Cs

Cs
137

S 37.0

2

S

(

Cs
(

Seasonal variation of radiocaesium in forest catchments contaminated by the accident of Fukushima
Dai-ichi Nuclear Power Station
Aono, T., Kambayashi, S., Hamajima, H., Takahashi, H., Yamazaki, S., Yamamura, M., Yamada, Y.

P33

Optimizing the counting geometry of well-type HPGe for measuring theactivity ratio of134

Cs/ 137 Cs for source analysis of different kinds ofradio-caesium emissions from FDNPP(M. Soliman 1,2 . K. Takamiya 2 , S. Sekimoto 2 , Y. Oki, T. Ohtsuki 2 ) 1 Egypt
Second Research Reactor, Egyptian Atomic Energy Authority, Cairo 13759,
Egypt, 2 Institute for Integrated Radiation and Nuclear Science, Kyoto
University, Osaka, 590-0494, JapanAs a consequence of FDNPP accident, 134,137 Cs was released to the environment. In
principle, there are two types of solid-phase of radioactive Cs in the terrestrial environment. The
first one was released in a soluble form and then fixed to the soil grains through sorption process.
The second type is insoluble particles that flown down directly from the FDNPP, known as
Cs-microparticles (CMPs). It has silicate glass like structure and probably formed when melted
reactor fuel came into contact with silicate materials and in -vessel construction materials, andthen silicate micro-particles were splashed by the action of water which injected to cool down thereactor core. Source analysis of two physically and chemically different types of radioactive Cs
could provide useful data for improving numerical models to estimate the geographicaldistributions of soluble and insoluble radioactive species released from nuclear accidents.
Due to low activity levels of 134 Cs as a result of the decay over long time, coaxial HPGe
is not suitable for such kind of measurement. In this work, the counting geometry of well-type
HPGe was optimized for measuring 134 Cs as well as 134 Cs/ 137 Cs activity ratio in the two types ofradiocaesium in three CsMPs (2, 6a, and 6b) and seven Cs-rich soil particle (5a, 5b, 7a, 7b, 9a, 10a,and 10c) collected from contaminated soil sample in order to define the source of each type.
It was found that placing the sample in the bottom of the detector well is the optimum
counting geometry with respect to the obtained highest count rate (Fig. 1). The optimized
geometry was then applied for 134 Cs/ 137 Cs activity ratio calculations. It was found that activity
ratios (as 11 March 2011) ranged from 1.030 ± 0.031 to 1.074 ± 0.032 with average value of 1.049± 0.014, (Fig. 2). Also, there is no significant difference between the activity ratios in CsMPs andsoil particles. This finding suggests that the radioactive caesium in both CsMPs and soil particles
has the same source of origin. Comparing the measured activity ratios of 134 Cs/ 137 Cs with reported
values for the units of FDNPP reveals that the radioceasium contained in the radioactive particles
under investigation is originated from Unit No. 3 of FDNPP.

Fig 1. Count-rate at varying positionFig 2. 134 Cs/ 137 Cs activity ratio

2018-2019 年の日本列島周辺における 134 Cs の空間分布

P34(金沢大 LLRL 1 、中央水産研究所 2 、長崎大水環研 3 、北海道区水産研究所 4 )○竹原亮成 1 、井上睦夫 1 、花木祥太朗 1 、松中哲也 1 、森田貴己 2 、
三木志津帆 2 、滝川哲太郎 3 、葛西広海 4 、谷内由貴子 4 、長尾誠也 1【緒言】
2011 年 3 月の福島第一原子力発電所事故によって放射性セシウムを中心に大量の放射性セシウムが海洋環境中に放出された。特に、 134 Cs (半減期 2.06 年) はその半減期の短さより、現在海水中で検出されるのは福島原発事故由来のも のであることから、物質循環のトレーサーとしても重要である。本研究では、134 Cs に注目することにより、2018-2019 年の日本列島周辺海洋における福島原発事故由来の放射性セシウムの寄与を評価、さらに日本列島周辺の海水循環を議論する。
【試料・実験】
2018 年および 2019 年に図 1 に示した地点で海水試料を 40-100 L 採取した。未ろ過
海水を硝酸で pH1 にした後、リンモリブデン酸アンモニウム沈殿法を用いて 134 Cs および 137 Cs を分離、回収した。その後、尾小屋地下測定室において、ゲルマニウム半導体
検出器を用いた低バックグラウンド γ 線測定法を適用し、 134 Cs および 137 Cs 濃度を測
定した。
【結果】
2019 年 6 月の東シナ海では、2018 年 7 月の日本海 (Inoue et al., 2019) と異なる 134 Cs
濃度の鉛直分布を示した。これは 水塊構造や鉛直混合の違いを反映していると考えられる。本学会では、2019 年 7 月の蒼鷹丸調査航海で採取したオホーツク 西南海域、太平洋側三陸沖、および 2018 年の日本海の 134 Cs 濃度の鉛直分布を比較、議論する。
〇 鉛直海水● 表層海水

B

検出限界

A

図1

海水採取地点図2

134

Cs 濃度 (事故日に壊変補正) の鉛直分布【参考文献】
Inoue et al. (2019) Mar. Chem. 214, 103661【謝辞】
海水試料採取にご協力いただいた、蒼鷹丸、北光丸、若鷹丸、鶴洋丸の同乗研究者、船長および乗組員の皆様に感謝いたします。

Spatial distributions of 134Cs around the Japanese Archipelago in 2018-2019
TAKEHARA, R., INOUE, M., HANAKI, S., MATSUNAKA, T., MORITA, T., MIKI, S.,
TAKIKAWA, T., KASAI, H., TANIUCHI, Y., NAGAO, S

P35

Vertical Profiles of Radiocesium in beach sand samples from
Yotsukura, Fukushima Prefecture, after the Fukushima Daiichi
Nuclear Power Plant Accident( 1 Kanazawa

University.,2

Aquamarine

Fukushima.,

3

Woods

Hole

Oceanographic Institution., 4 Low Level Radioactivity Laboratory, Kanazawa University)
PUTRA, D.I.P. 1 , TOMIHARA, S. 2 , BUESSELER, K. O. 3 , NAGAO, S. 4
An earthquake on 11 March 2011 caused an accident at the Fukushima Daiichi Nuclear
Power Plant (FDNPP), which resulted in contamination of a wide range of terrestrial andmarine environment. The dispersion and deposition of radiocesium impact on the environment
are of great concern in the coastal area surrounding Fukushima Prefecture. In this study, theradiocesium levels in beach sand samples were determined by gamma spectrometry using ahigh-purity Germanium detector to understand vertical distribution of remaining radioactive
cesium derived from FDNPP accident. In October 2018, sand samples were collected from 8
stations in Yotsukura Beach, Fukushima Prefecture. The sand samples were cut at each 5cm
depth from the surface to the groundwater layer and dried at 40 qC. Activity concentrations of134
Cs and 137 Cs on sampling date were determined by gamma spectrometry. The measured
activity concentrations of 134 Cs and 137 Cs in sand samples ranged from 1.0 to 416 Bq kg -1 and
9.0 to 4444 Bq kg -1 , respectively. The maximum 137 Cs activity concentrations each station was
45 Bq kg -1 at St. 4, 1161 Bq kg -1 at St. 5, 58 Bq kg -1 at St. 6, 3901 Bq kg -1 at St. 8, 4444 Bq
kg -1 at St. 11, 1041 Bq kg -1 at St. 13, 50 Bq kg -1 at St. 14, and 2227 Bq kg -1 at St. 20. The
sampling points were divided into 3 zones with increasing distance from the shoreline. The
closest part to the sea was St. 4, St. 6, St. 14; the middle was St. 8, St. 11, St. 20; and thefarthest was St. 5, St.13. Typical activity of 137 Cs concentrations in beach sand samples onabove groundwater level was ranged from 9.0 to 120 Bq kg -1 for all station except St. 11 withconcentration 526 Bq kg -1 . The higher radioactivity at the middle area is considered thatradiocesium was transported from seawater at the initial stage after the FDNPP accident. The
lower radioactivity at the sites near the shoreline may be caused by the desorption ofradiocesium from the sand at tidal variation after the accident.

Vertical Profiles of Radiocesium in beach sand samples from Yotsukura, Fukushima Prefecture, after
the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant Accident
PUTRA, D.I.P., TOMIHARA, S., BUESSELER, K. O., NAGAO, S.

P36

福島県の避難指示区域における I-129 の分布と Cs-137 との関係性(筑波大院数理 1 、筑波大数理系 2 、筑波大加速器 3 、金沢大 4 )○横山大輝 1 、笹公和 2,3 、松中哲也 4 、高橋努 3 、松村万寿美 3 、
高野健太 1 、落合悠太 1 、長谷川涼 1 、太田祐貴 1 、末木啓介 2

129

I/mBq kg

-1【緒言】
2011 年の福島第一原子力発電所 (FDNPP) 事故にて放出された 131 I (T 1/2 = 8.01 d) は内部被ばくによる人体への影響が大きいこと から、その環境動態の解明が急務であるが、131 I の半減期は 8.01 日と短く、現在では 131 I の実測が不可能である。そこで FDNPP
事故で放出された長半減期核種の 129 I (T 1/2 = 1.57 u 10 7 y) による 131 I の空間分布の再現が進められてきた[1]。同じく FDNPP 事故により放出された 137 Cs (T 1/2 = 30.1 y) は長半減期であるため、現在でも FDNPP 周辺地域の土壌中に残存しており、現在における外部被ばくの主な原因となっている。本研究では報告例の少ない FDNPP 近傍における129
I の蓄積量の分布を調査し、 137 Cs との関係性について考察した。
【実験】
福島県浪江町、双葉町、大熊町の 44 地点における表層 0 - 5 cm の土壌 40 - 100 g を乾燥し、ふるいがけおよび粉砕により均質化した後、Ge 半導体検出器による γ 線スペクトル測
定で 137 Cs の定量を行った。また、均質化した土壌 0.5 g を V 2 O 5 とともに熱加水分解[2]を行うことでヨウ素を抽出し、加速器質量分析法 (AMS) で 129 I/ 127 I 同位体比を、誘導結合プ
ラズマ質量分析法 (ICP-MS) により 127 I 濃度を測定した。AMS と ICP-MS による結果から
129
I 濃度を算出した。
1000【結果・考察】y = 0.21 x2
本研究で得られた福島県浪江町、双葉町、大R = 0.75
100
熊町 44 地点の表層 0 - 5 cm における 2011 年 3
月 11 日時点の 129 I 蓄積量および 137 Cs 蓄積量は10
それぞれ 0.0385 - 5.11 Bq m -2 、0.0668 - 38.1 MBq
m-2 の範囲であった。図 1 に示すように 137 Cs の比放射能と 129 I の比放射能との間に正の相関関
1係が見られたが、比例の直線近似からの分散が大きく見られた。この原因としては、FDNPP か
0.1
ら放射性物質が放出されたイベントごとで
0.1
1
10
100
1000
129 137
137-1
I/ Cs 放 射 能 比 が 異 な る 可 能 性 が 挙 げ ら れ
Cs/kBq kg
た。特に、放射性プルーム[3]が通過した FDNPP
図 1 土壌中の 137 Cs 比放射能と 129 Iの北北東および北西の地域での 129 I と 137 Cs の比放射能との関係
比放射能の関係について考察した。
【参考文献】[1] Y. Muramatsu et al. Journal of Environmental Radioactivity 139 (2015), 344-350.
[2] Y. Muramatsu et al. Quaternary Geochronology 3 (2008), 291-297.
[3] T. Nakajima et al. Progress in Earth and Planetary Science (2017), 4:2.
Distribution of I-129 inventory and the relation with Cs-137 in the Evacuation-Designed Zones ofFukushima prefecture
YOKOYAMA, H., SASA, K., MATSUNAKA, T., TAKAHASHI, T., MATSUMURA, M.,
TAKANO, K., OCHIAI, Y., HASEGAWA, R., OTA, Y., SUEKI, K.

P38

日本原子力研究開発機構 東濃地科学センターにおける加速器質量分析法による地下水中の 129I/ 127 I 比測定法の構築(原子力機構東濃 1 、ペスコ 2 )○藤田奈津子 1 、岡部宣章 2 、松原章浩 1 、
三宅正恭 2 、國分（齋藤）陽子 1 、渡邊隆広 1【緒言】
日本原子力研究開発機構（以下、機構） 東濃地科学センター土岐地球年代学研究所
では、加速器質量分析装置 JAEA-AMS-TONO（NEC 製 15SDH-2 ペレトロン加速器、最大電圧 5.0 MV）を用いて、機構で行う高レベル放射性廃棄物の地層処分に関する深地層の科学的研究や、施設供用利用制度による外部からの依頼試料の年代測定等を行っている。JAEA-AMS-TONO では、現在、炭素-14（ 14 C）、ベリリウム-10 及びアルミニ
ウム-26 の測定を行うことができるが、この度、地下水中のヨウ素同位体比（ 129 I/ 127I）の測定法を構築したので報告する。
【ヨウ素測定構築の目的】
高レベル放射性廃棄物処分では、その安全性を示すために最終処分施設周辺の地下水流動が緩慢であることを示すことが地質環境特性調査の重要課題の一つとなる。そのためには、岩盤の透水性や動水勾配に加えて、地下水の年代測定などによってその滞留時間を把握する必要がある。対応する年代測定法として、 129 I を利用する 129 I/ 127 I
比年代測定法があるが、対象とする年代が非常に古く、129 I/ 127 I 比が 10 -13 ～10 -14 レベルの測定を必要とする。よって極低レベルの同位体比測定法の構築が求められることから、それに対応する前処理手法及び測定法の構築を行った。なお、これまで
JAEA-AMS-TONO では 129 I/ 127 I 比測定は行っておらず、イオン源を含むビームライン上の人為起源の 129 I の汚染がなく極低レベルの同位体比測定が期待できる。
【東濃地科学センターにおけるヨウ素同位体比測定】
前処理手順のうちヨウ素の抽出法として、有機溶剤による溶媒抽出法とイオン交換法が知られているが、イオン交換法は人為起源の 129 I による汚染が報告されていることから、溶媒抽出法を選択した。また、抽出溶媒は四塩化炭素及びクロロホルムの使用例が多いが、国内では平成 26 年に特定化学物質に指定され、使用が厳しくなった。
このため、海洋中の 129 I の抽出で使用例のあるノルマルヘキサンを用いた溶媒抽出を検討した。その結果、ノルマルヘキサンは、四塩化炭素やクロロホルムと変わらない
ヨウ素抽出能力を持ち、ノルマルヘキサン由来の人為起源の 129 I の混入もなく低い同位体比のヨウ素の抽出が可能であることが確認できた。
JAEA-AMS-TONO による測定法の整備では、129 I/ 127 I 比測定に見合った検出器の膜の検討や、これまで測定していた 14 C などに比べて 129 I は重いことから分析電磁石及び加速電圧の最適化を行った。標準試料及び同位体比が既知の試料を用いて試験測定を行った結果、10 -11 レベルから 10 -14 レベルまでの 129 I/ 127 I 比が測定できた。
これらを含む検討により、前処理手法及び測定法の構築が完了し、JAEA-AMS-TONOにおいて、地下水中の 129 I/ 127 I 比測定が可能になった。
Construction of measurement procedure of 129I/127I ratio in underground water by accelerator mass
spectrometry at Tono Geoscience Center, Japan Atomic Energy Agency
FUJITA, N., OKABE, N., MATSUBARA, A., MIYAKE, M., SAITO-KOKUBU, Y., WATANABE, T.

P39

六ヶ所村大型再処理施設周辺における水及び魚試料中のトリチウム濃度(環境科学技術研究所)○植田真司、柿内秀樹、長谷川英尚、久松俊一【緒言】 青森県六ヶ所村に立地する使用済み核燃料再処理施設は、現在試験運転中で あり、2021 年度上期の竣工に向けて安全審査を受けている。当該施設の稼働に伴い、3 H、
129
I、 14 C 等の放射性核種が当該施設内の主排気筒から大気へ、さらに六ヶ所沿岸の沖合約 3 km の海洋放出口から海水中へ管理放出される。当該施設では 2006 年 3 月～2008
年 10 月までの期間に実燃料を用いたせん断・溶解処理試験が行われ、大気及び海洋中に 3 H 等が排出された。本会では、せん断・溶解処理試験期間を含めた 2005 年から 2018
年までの期間に、施設周辺の水域から採取した水試料及び海産魚中の 3 H 濃度変動について報告する。
【方法】 再処理施設周辺の二又川、汽水湖の尾駮沼及び鷹架沼、尾駮漁港、並びに沿岸海域において水試料を年 2～8 回採取した。二又川は尾駮沼への流入河川であり、尾駮
漁港は尾駮沼の河口部に位置している。海産魚試料としてヒラメまたはマコガレイを、北から泊沖、尾駮沖及び八戸沖の 3 水域において、毎年 2 回採取した。
水試料は蒸留・電解濃縮し、低バックグラウンド液体シンチレーションカウンターで 3 H を測定した。また、海産魚試料の可食部（筋肉部）中自由水 3 H（FWT）及び非交換型有機結合型 3 H（NxOBT）を測定した。FWT は低バックグラウンド液体シンチレー
ションカウンターを用いて測定し、NxOBT は、アンプルに封入した乾燥試料を約 2 ヶ月貯蔵し、 3 H から生成した 3 He を希ガス質量分析計により測定して定量した。すべての分析結果は試料採取日に減衰補正した。
【結果】 2005 年から 2018 年までの二又川河川水及び沿岸海水中 3 H 濃度には、いずれも施設由来の放射性核種による影響は認められず、概ねバックグラウンドレベルであった。沿岸海域では、移流拡散が速やかであることに加えて、排出がバッチ単位で行われていることもあり、排出 3 H による影響は確認されなかったと考えられる。一方、尾駮沼、鷹架沼及び尾駮漁港のような水が滞留しやすい場所では、せん断・溶解処理試験
期間においてバックグラウンドレベルより高い濃度が検出され、最大値は漁港（2007年 11 月）の 7.5 Bq L -1 であったが、試験終了後にはバックグラウンドレベルを超える
値は観測されていない。次に、魚中の FWT 濃度は、2007 年 10 月のヒラメにおいて最大値 3.6 Bq L -1 とバックグラウンドレベルの<0.2 Bq L -1 と比べて顕著に高く、せん断・溶解処理試験による海洋放出の影響が認められた。魚中 NxOBT 濃度も試験期間中に上昇しており、魚中 3 H がある程度の滞留時間を持つため、影響が検出できたと考えられる。
なお、今回得られた水試料（飲料水と仮定）中の最大 3 H 濃度を用いて評価した経口摂取による年間の実効線量は、1 mSv y -1 と比較して極めて低い値（<1 PSv）であった。
*本記載事項は、青森県からの受託事業により得られた成果の一部である。
Concentrations of tritium in water and fish samples adjacent to a spent nuclear fuel reprocessing plantin Rokkasho, Japan
UEDA, S., KAKIUCHI, H., HASEGAWA, H., HISAMATSU, S. (IES)P40

いわき市の地表汚染マップに基づくグラウンドシャイン放射線量計算の検証と応用(京都大学複合研)○今中哲二、福谷哲【はじめに】原発事故にともなう周辺住民の外部被曝は、放射性プルームからのクラウドシャインと地表汚染からのグラウンドシャインに分けられるが、チェルノブイリや福島のような大規模な汚染事故ではグラウンドシャインにともなう被曝が支配的となる。福島の場合、地表汚染からのガンマ線被曝が問題となる核種は、Cs137、Cs134、
I131、Te132/I132 の５つである。本研究では、航空機サーベイデータと土壌測定データを基に、GIS ソフトを使って Cs137 地表汚染マップと I131/Cs137 沈着比マップを作成
し、いわき市の 15 地点を対象に、上記 5 核種の沈着量を求め、2011 年当時の地上 1m
空間線量率の推移を計算した。計算結果をモニタリングデータ等と比較し、外部被曝推定方法としての応用可能性を議論する。
【結果】まず文科省第３次航空機サーベイデータを基に、ArcGIS を用いていわき市のCs137 汚染マップ（図１）を作成し、対象地点の Cs137 沈着量を抽出した。次に文科省
土壌測定データを基に I131/Cs137 沈着比マップを作成し、対象地点の I131 沈着量を求めた。Te132/Cs137 比は、Endo et al（JER 2012）を参考に 7.5 とした。初期沈着組成を基に、Beck の換算係数（EML 1980）を使って地表１ｍでの空間線量率を計算した。図２は、平合同庁舎と田人支所について、グラウンドシャイン計算結果とモニタリング
データを比較したプロットである（11/7/15 まで）。主要な放射性プルームの通過が終わった 3 月 22 日から 7 月 15 日までの積算空間線量を計算値とモニタリングデータで比較すると、平では 1.3mSv 対 0.8mSv、田人では 2.2mSv 対 1.8mSv となった。
100

空間線量率、μSv/h

平合同庁舎モニタリングデータ
グラウンドシャイン計算値

10
Cs137: 22.1 kBq/m2
I131/Cs137 = 102

1
0.1
0.01
3/11

4/10

5/10

2011

6/9

7/9

100

空間線量率、μSv/h

田人支所モニタリングデータ
グラウンドシャイン計算値

10

Cs137: 48.7 kBq/m2
I131/Cs137 = 54

1
0.1
0.01
3/11

図１.いわき市の Cs137 汚染マップと評価点
単位：Bq/m 2

4/10

5/10

2011

6/9

7/9

図 2．計算値とモニタリングデータ
上：平合同庁舎、下：田人支所

Calculation of ground-shine radiation in Iwaki city after the Fukushima NPP accident based onradionuclide contamination map
IMANAKA T., FUKUTANI S.

電子スピン共鳴分光法によるニホンザルの被ばく線量の検出限界の推定(東北大院理 1 、原子力機構 2 、東北大病院 3 、東北大高教機構 4 、東北大院歯 5 、東北大医 6 、東北大学災害研 7 、東京医大 8 、東北大加齢研 9 )○光安 優典 1 、岡 壽崇 2,4,1 、高橋 温 3 、小荒井 一真 2 、木野 康志 1 、
奥津 賢一 1 、関根 勉 4,1 、清水 良央 5 、千葉 美麗 5 、鈴木 敏彦 5 、5
小坂 健 、佐々木 啓一 5 、漆原 佑介 6 、鈴木 正敏 7 、福本 学 8,9 、篠田 壽 5

P41【緒言】福島第一原子力発電所事故により放射性核種が環境 中に放出され、動物や人間
は土壌などの環境中の放射性物質から外部被ばくをした。被ばく線量を推定すること
は、放射線が動物や人間へ与える影響を明らかにするために重要であるが、一定の箇所に留まらない動物や人間などの個体毎の被ばく線量を推定することは、各個体が生息していた地域の空間線量に強く依存するために容易ではない。そのため我々は、放射線によって歯中に誘起される炭酸ラジカルを電子スピン共鳴（ ESR）法で測定し、外部被ばく線量を推定する手法に注目し た。また、帰宅困難区域に生息する野生のニホ
ンザルの放射線影響を研究しており、ニホンザルの被ばく線量の推定する必要がある。
ここで問題となるのは、低線量率の長期被ばくによる放射線影響であり、予想される
積算線量は従来の ESR 法による測定の検出限界値以下である。本研究では、ヒトに適用されてきたこの手法がニホンザルにも対して適用可能かどうかを検討し、この手法を用いた場合の外部被ばく線量の検出限界を推定した。
【実験】コントロール地域（鹿児島県）に生息していたニホンザル 1 匹の歯から歯根を取り除き、歯冠部をニッパーで直径 0.4 – 1.0 mm の粒状にした後，エナメル質と象牙質の比重の差を利用してエナメル質のみを分離した 。このようにしてコントロール サ
ンプルを 7 本準備し、ESR 装置（RE-2X、日本電子）を用いてサンプル中に含まれる
炭酸ラジカルの強度を測定した。その後、量子科学技術研究開発機構・高崎量子応用研究所での 60 Co ガンマ線照射（20 mGy）および ESR 測定を繰り返し、被ばく量と炭酸ラジカル信号強度の関係性を調べ、検出限界を推定した。
【結果・考察】図 1 は、7 本の試料の平均値および標準偏差を線量ごとに示したものである。実線は各測定点を線形近似した線（検量線）を、破線は上下 90%予想区間を示す。
ヒトの歯同様に、炭酸ラジカルの信号強度が線量に対して線形増加をしている[1]ことから、本手法がサル歯でも適用できることがわかった。得られた検量線から、ESRを用いた炭酸ラジカル測定の検出限界は、
上 下 90%の 予 測 区 間 を 考 慮 す る と 42.8
mGy であった。発表では、この検量線およびこの推定法を用いて、福島県の汚染地域で捕獲されたニホンザルの 外部被ば
く線量についても報告する。
[1] 平成 26 年度文科省原子力イニシアテ
ィブ「ヒト乳歯を用いた個体の被ばく線量推定方法の確立」成果報告書

図 1

ニホンザルの歯の ESR 測定による検量線

The estimation of detection limit of macaque’s exposed radiation dose with electron spin resonancespectroscopy
MITSUYASU, Y., OKA, T., TAKAHASHI, A., KOARAI, K., KINO, Y., OKUTSU, K., SEKINE, T.,
SHIMIZU, Y., CHIBA, M., SUZUKI, T., OSAKA, K., SASAKI, K., URUSHIHARA, Y., SUZUKI,
M., FUKUMOTO, M., SHINODA, H.,

P42

ラジウム（ 226 Ra)を高濃度に含む淡水系地下水の成因－人形峠環境技術センター内露天採掘場跡地の地下水について－(原子力機構)○富田純平，竹内絵里奈，小原義之【緒言】 淡水系地下水中の 226 Ra 濃度は，低濃度（－10 -3 Bq kg-1 程度）であることが多いが，人形峠環境技術センター内露天採掘場跡地には，226 Ra を高濃度（1 Bq kg -1 以上）に含む淡水系地下水が存在する．本研究では，露天採掘場跡地をフィールドとし，地下水中の Ra 同位体（ 226 Ra, 228 Ra）濃度及び岩石中の U・Th 系列核種濃度に加え，限外ろ過による地下水中の Ra の存在形態，化学的抽出実験による岩石中の 226 Ra の存在形
態を明らかにし， 226 Ra を高濃度に含む淡水系地下水の成因を考察した．
【実験】 地下水試料は，9 つの観測孔（捨石中の地下水：3 地点，風化花崗岩（又は堆積岩）中の地下水：6 地点）で採取した。採取した地下水は，現地において 0.45 Pm 孔のメンブレンフィルターでろ過した。 226 Ra を高濃度に含む 2 つの観測孔の地下水については，0.45 Pm 孔でろ過した試料の一部を，続けて 10 kDa で限外ろ過した。水中のRa 同位体は，BaSO 4 共沈により回収し，3 週間放置後，γ線スペクトロメトリーにより定量した．岩石試料は，8 つの観測孔のボーリングコアから採取し，105℃で乾燥後，粉末・均一化し，実験に供した．岩石中の Ra 同位体は非破壊γ線スペクトロメトリー，
U 同位体（ 238 U, 234 U）及び Th 同位体（ 232 Th, 230 Th）は全分解後に ICP-MS 及びα線ス
ペクトロメトリーを併用して定量した．岩石の化学的逐次抽出実験は，BCR 法により実施し，抽出相及び残渣の 226 Ra 濃度をγ線スペクトロメトリーにより定量した．
【結果と考察】 地下水中の 226 Ra 濃度（0.026－2.8 Bq kg -1 ）は，塩分の増加と共に高くなる傾向が見られたが，国内の他の淡水系地下水と比較すると，塩分から想定されるよりも高い 226 Ra 濃度であった（下図）．また，地下水中の 226 Ra 濃度は，地下水の Mn 濃
度が高くなるにつれて高くなる傾向も見られた．地下水試料の限外ろ過（10 kDa）の結果，地下水中の Ra 同位体は，主に溶存態として存在することが示唆された．岩石中の U 系列核種濃度は 0.02－60 Bq g -1 であり，その大部分において，通常の岩石（－0.1
Bq g -1 程度）よりも高濃度であった．5 つの観測孔の有孔管部の岩石試料（6 試料）について，化学的抽出実験（BCR 法）を実施した結果，1 つの試料を除き，70％
以上の 226 Ra が移動性の高い画分に存在し，移動性画分に存在する 226 Ra の半分以
上が Fe-Mn 酸化物態に存在した．以上のことから，人形峠環境技術センター内露天採掘場跡地では，岩石中の Mn 酸化物態に存在する高濃度の 226 Ra が，還元雰囲
気において Mn が還元され溶出した際に水中に溶出し，塩分等の水質に従って再分配されることで，226 Ra を高濃度に含む
淡水系地下水が形成されると考えられた。
Formation process of fresh groundwater with high 226Ra activity: A case study of the groundwaterfrom the former uranium open pit mine at Ningyo-toge Environmental Engineering Center of JAEATOMITA, J., TAKEUCHI, E., OHARA, Y.

P43

Rn ガス測定の簡易化検討(東京インキ株式会社 1 、首都大学東京 2 )○泉水征昭 1 、古田悦子 2【緒言】ラドンガス測 定 には活性炭が封 入され た海外製 の専用 使い捨 て容器 (Pico-Rad)が用いられているが、この測定方法は長年変化しておらず、昨今の各業界に求められる SDGs( Sustainable Development Goals )等の環境性への適合は低いように思える。この専用容器の構造は外筒および中筒からなり、空気の循環と測定部分への阻害を減少させるために容器下部に空洞を保つ構造となっている。この中で測定 に重要な部分はラド
ン吸着用活性炭を包んでいる中筒部分であり、これが容易に出し入れ出来れば通常のプラスチック容器またはガラス容器が使用できる可能性がある。また、測定方法も強振とうが必要である等手間のかかる状況である。このため、容器リサイクル性・測定方法の簡便化・検出感度等の検討を行ったので報告する。
【実験】ラドンガスの吸着工程には Doll Stone およびラジウム針等を設置した 25L の密
閉容器を用いた。吸着時間は 24 時間とし、測定には LSC(Tri-Carb3110TR : Perkin Elmer)を用いた。中筒の代替えとして目の粗さ等を変更した浸透膜および不織布数種類を候補とした。さらに、活性炭 8 種類の吸着性を検討した。
【結 果 】通 常 測 定 の 前 処 理 で あ る 強 振 と う す る 場 合 は 、 目 が 粗 い と 活 性 炭 が 抽 出 溶 媒(Insta-Fluor Plus : Perkin Elmer)に漏れ出すため浸透膜が有利であったが、強振とうを必要としない場合は不織布で対応できる ことが判明した。このため前処理工程である強振とうが必要なのかを判断するため、強振とうしたサンプルおよび 浸透しただけのサンプルで測定したところ、明確な差は認められなかった。この結果から強振とうは必
要無く、活性炭を入れた不織布を浸透させるだけで良いことが判明した。さらに、 この不織布を取り除かずに浸透させたままでも測定に影響が無いことも確認できた。
以上を踏まえて、Pico-Rad の中筒から活性炭等を取り出して不織布に包装し直した 3
サンプルを溶媒に浸透したまま測定したところ、Pico-Rad に比べて遜色の無い最終感度を示し、不織布が使用可能であることが判明した（図１）。特に不織布サンプルは測
定開始時の初期値が高く、測定時間の短縮にも繋がる可能性がある。
次に活性炭の選択により高感度化の検討を行った。検討した活性炭は主にヤシ系活性
炭 8 種（S1～S8 : 粒径やヨウ素吸着量等を変化させたもの）である。この 8 種類中 6
種類にて Pico-Rad よりも 1.5 倍以上感度が良くなった（図 2）。高感度になる活性炭の物性値の特徴については、今後検討予定である。

Examination of simplification of Rn gas measurement
SENSUI, M., FURUTA, E.

P44

多量のシリカ及びカルシウムを含む試料のプルトニウム分析における前処理法の検討(一般財団法人九州環境管理協会 1 )○山中潤二 1 、玉利俊哉 1【緒言】 プルトニウム（Pu）分析において、試料に多量のシリカが含まれる場合、化学収率が悪くなることがある 1) 。この場合、一般的にフッ化水素酸（HF）を添加し、シリカを除く処理を行うが、シリカとともにカルシウムも多く含まれる試料では多量のフッ化カルシウムが生成し、 特にイオン交換樹脂による分離工程において目詰まりを生じ処理を妨げる。本発表では、このような試料に 対して予備的にシュウ酸塩分離工程を加えた前処理法について検討したものを報告する。
【実験】 シリカ及びカルシウムを多く含む試料として、オートミール（原材料：カラス麦）、玄米及びスルメイカ（筋肉）を選定し、それらを 450℃で灰化したものを分析試料とした。生 1kg 相当の灰試料に Pu-242 トレーサーを添加後、HNO 3 及び H 2 O 2 により酸分解した。分解物を希 HCl に溶解し、pH=約 1.6 にてシュウ酸塩沈殿を生成した。沈殿を 550℃にて灰化後、灰化物を HNO 3 及び H 2 O 2 により酸分解し、希 HCl で溶解させ、不溶物は分離後 HF により分解して溶液をあわせた。得られた溶液について、Pu をFe(OH)3 に共沈させ、8M HNO 3 に溶解し、陰イオン交換法（Dowex 1x8 100-200 mesh、
硝酸型に調製）によって Pu を分離精製した後、ステンレス板上に電着した。Pu を電着したステンレス板を Si 半導体検出器（CANBERRA 社製 Alpha Analyst）により測定した。
【結果】 本実験より得られた Pu の回収率を、分析試料中のケイ素及びカルシウム含有量の文献値と共に表 1 に示す。本実験に用いた 3 試料について、Pu の回収率は 70%以上であり、本実験の前処理法は多量のシリカ及びカルシウムを含む試料について Pu の
安定した回収率を確保できると分かった。また、本方法はマニュアル法 1) と比較して前処理の必要日数が 1 日増えるが、前処理における例外的な日程変更が生じる可能性
はより少なく、多数の試料を分析する際の計画を立て易い。
なお、その他の環境試料に ついても本方法の適用可否を現在確認中であり、当日はその結果を合わせて報告する。
表1

本実験における Pu 回収率とケイ素及びカルシウム含有量の文献値

試料名

灰分
(%)

供試量
(kg生)

1.69
1.21
2.06

1.000
1.000
1.000

オートミール玄米
スルメイカ（筋肉）文献値
ケイ素含有量 カルシウム含有量(mg/kg生)2)(mg/kg生)3)
74
188
470
74
162
90
*
98
110
96

Pu回収率
(%)

*

Seafood Musselsの値

1) 放射能測定法シリーズ 12

プルトニウム分析法, 文部科学省

2) Harry Robberecht et al., International Journal of Food Properties, 11, 638-645 (2008)
3) 食品成分データベース

https://fooddb.mext.go.jp/index.pl

The study on the method of Plutonium analysis in environmental samples containing a large amount ofsilica and calcium
YAMANAKA, J., TAMARI, T.

P45

環境サンプル中の放射性核種分析を目的とした
迅速かつ簡便な高倍率濃縮手法の検討(原子力機構)○松枝誠，小荒井一真，藤原健壮，北村哲浩【緒言】環境水中に含まれる放射性核種は極微量のため，数リットル～数十リットルの大容量試料の濃縮が必要となる場合が多い。例として，公定法の陸水中 90 Sr 分析では100 L の試料から煩雑な前処理工程を経て Sr を濃縮分離する。そこで，本研究では迅
速かつ簡便な均一液液抽出法による濃縮を検討した。 本法は均一な溶液に温度変化やpH 変化などの相分離現象を与えて形成させた新たな 液体相に目的物を抽出する手法である。一般的な溶媒抽出は水相と有機相の 2 相間に界面があり分配効率は界面の面積に比例する。よって，接触界面を大きくするために多量の有機溶媒の使用または激しい振り混ぜを必要とする。一方，本法は相分離前に目的物と抽出剤が混合しており，接触面積が非常に大きいため，少量の抽出剤で十分であり，激しい振り混ぜも必要としない。今回は pH 変化で相形成する pH 依存型抽出及びイオン液体の形成反応を利用したイオン液体抽出を用いて各元素の抽出傾向を調査した。
【実験】抽出試験には pH 6.5 に調製した 100 ppb 混合元素標準（64 元素）を使用した。
各キレート試薬はアセトン又は 2-プロパノールに溶解して 0.1 M に調製した。
pH 依存型抽出にはフッ素系界面活性剤を含む DuPont 社製の Capstone シリーズ（FS61，FS-63，FS-64，FS-65）を使用した。混合標準溶液 5.0 mL に Capstone を 0.1～1.0
mL，キレート剤を 0.5 mL 添加して攪拌した後，1.0 M 硝酸を 1.0 mL 添加した。
イオン液体抽出には塩化 1-ブチル-3-メチルイミダゾリウム（以下，BMIm）とリチウ
ムビストリフルオロメタンスルホニルイミド（以下，TFSI）を使用した。混合標準溶液
5.0 mL に 1.0 M の BMIm 溶液 0.5 mL 及びキレート剤 0.5 mL を添加して攪拌後，1.0 Mの TFSI 溶液 1.0 mL を添加した。
各抽出操作後，10 分間 2000 rpm で遠心分離し，下相に液体相を生成させた。その後，
上部水相から一部を分取して ICP-MS（NexION300X，Perkin Elmer）にて測定し，抽出率を算出した。
【結果及び考察】pH 依存型抽出では FS-63 の使用時にキレート剤無しで 25 種類（Ga，Y，Zn，Nb，In，Sn，Ln，Hf，Ta，Pb，Bi，Th，U）の元素を 95%以上抽出した。操作
時間は約 15 分で，抽出相の体積は 30 μL となり，167 倍の濃縮倍率を得た。
イオン液体抽出ではジシクロヘキサノ-18-クラウン 6-エーテルと組み合わせたときにアルカリ金属，アルカリ土類金属，Tl，Pb を選択的に抽出した（Rb：96.6%，Sr：
95.2%，Cs:86.5%，Ba：97.3%，Tl：99.7%，Pb：83.9%）。操作時間は約 15 分で，抽出相体積は 125 μL となり，40 倍の濃縮倍率を得た。
通常の溶媒抽出 [1] では濃縮倍率が 10 倍以下であり，回収率を上げるために抽出操作
を複数回行っているものが多いが，本法はワンステップで高い回収率と濃縮倍率を得ることが出来た。また，各抽出法で異なる元素選択性が確認されたため，目的核種に応じた抽出法で濃縮した後に，逆抽出や固相抽出などにより目的物を単離することで，大容量試料の迅速分析が期待できる。
[1] 文部科学省，“放射能測定法シリーズ No.23 液体シンチレーションカウンタによる放射性核種分析法”，(1996).
Rapid and simple concentration method for radionuclide analysis of environmental samples
Matsueda, M., Koarai, K., Fujiwara, K., Kitamura, A.

EGS5 による改良ピーク・トータル比を用いたサム効果補正

P46(日本分析センター)○鈴木勝行、宮田賢、太田裕二、磯貝啓介【緒言】 Ge 検出器を用いたγ線スペクトロメトリーにおいて、サム効果によるピーク
計数の減少は、ピーク・トータル比（P/T 比）から求められる全効率を用いて補正されるが、P/T 比を線源の実測から求めることは困難であるため、通常は点線源による経験
式 1 ）（PT 経験式）を用いることが多い。しかし、実際の測定ではほとんどの場合は体積試料であるため、サム効果補正に用いるべき P/T 比は PT 経験式から得られるものとは異なることが予想される。本研究では、P/T 比を 137 Cs 体積線源の実測値と EGS5 によるシミュレーションから半実験的に求め、得られた P/T 比を用いて 134 Cs のサム効果補正を実施し、その有効性を評価した。
【検 討 方 法 】 相 対 効 率 の 異 な る 2 台 の 同 軸 型 p タ イ プ Ge 検 出 器 A（ CANBERRA
GC2519-7915-30，相対効率 31%）、B（ORTEC GEM-50195S，相対効率 58%）を用いて、
137
Cs 体積線源（円筒型容器（5cmφ），充填高 0.5～4.7cm，アルミナ製）を測定して P/T比を求め、PT 経験式から求めた P/T 比と比較した。次に、それぞれの検出器について
137
Cs 体積線源から求めた P/T 比を、EGS5 を利用して他のエネルギーでの値に換算し、得られた P/T 比（体積線源 P/T 比）を用いて 134 Cs 体積線源（円筒型容器（5cmφ），充填高 0.5～4.8cm，アルミナ製）の 604.7keV と 795.9keV のピークを解析し、検定強度と比較した。また、PT 経験式を用いた解析法についても同様の比較を行った。解析プ
ログラムはセイコー・イージーアンドジー製ガンマスタジオを使用した。
【結果及び考察】 137 Cs 体積線源から求めた P/T 比は、検出器 A では充填高 0.5cm のときに PT 経験式から求めた P/T 比とほぼ一致したが、充填高に依存して低下する傾向が見られた（図 1）。134 Cs 体積線源の解析結果と検定強度の差は、検出器 A では 604.7keVと 795.9keV のピークについて、PT 経験式ではそれぞれ平均で-1.20%, -0.75%、体積線
源 P/T 比ではそれぞれ平均で-0.74%, -0.08%となった（図 2，3）。また、検出器 B についても同様の傾向となり、いずれの検出器でも体積線源 P/T 比での解析結果は検定強度に近い値となった。この結果より、PT 経験式に替えて体積線源 P/T 比を用いることで従来の解析プログラムを変更することなくサム効果補正を改善できる可能性が期待できる。なお、本研究成果は平成 30 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。
【参考文献】 1) 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」，原子力規制庁，1992
2) ピーク・トータル比に基づくサム効果補正方法の検証 ，三枝ら，放射線安全管理学会，2014検出器A 137Cs 体積線源のP/T比

検出器A 604.7keV

0.235

0.220

PT経験式

0.215

実測

0.210

1.05

1.00

PT経験式
体積線源P/T比

0.95

0.205

0

1

2

3

4

充填高 (cm)

図156

測定値/検定強度0.225

測定値/検定強度

0.230

P/T比

検出器A 795.9keV

1.05

1.00

PT経験式
体積線源P/T比

0.95
0

1

2

3

4

5

0

1

2

3

充填高 (cm)

充填高 (cm)

図2

図3

Coincidence summing correction using improved peak-to-total ratio by EGS5 code
SUZUKI, K., MIYATA, S., OHTA, Y., ISOGAI, K.

4

5

P47

照射ウランを用いた放射性エアロゾル生成模擬実験(京大院工 1 、京大複合研 2 )○竹内裕弥 1 、高宮幸一 2 、関本俊 2 、
沖雄一 2 、大槻勤 2【緒言】
東京電力福島第一原子力発電所の事故により 、原子炉内の核分裂生成物(Fission Product; FP)などの放射性物質が環境中に大量に放出された。中でも大気中に 放射性エアロゾルとして 放出された放射性物質は、広範囲に拡散し広域の放射能汚染をもたらした 。これらの放射性エアロ
ゾルの性状およびその生成メカニズムを知ることは、放出された後の環境中での放射性物質の移行を推測する上で重要な情報となる。しかし、事故時に環境中に放出された放射性エアロゾ
ルは沈着し既に変性しており、それらの性状を分析することはできない 。
そのため、我々の研究室では 放射性エアロゾル を実験室で製造し、生成メカニズムの解明 目的としている。本研究では研究用原子炉 KUR で照射したウラン試料を加熱することで放出される FP を用いた実験 を行った。

【実験】
溶液に 0.01 M の塩化ナトリウム水溶液を用いアトマイザーで発生させた溶液状エアロゾルをヒーター、拡散ドライヤにて 気流中の水分を除去し た後、チェンバー
内に導入した。
KUR の圧気輸送管を用いて 1
MW で 30 分間中性子照射を行った 粉 末 状 の nat UO 2 を 石 英 管 に 封入し、管状炉において加熱(1000℃)し nat UO 2 粉末から FP を放出させた。この FP をキャリアガスに

Fig.1 FP のエアロゾル粒子 に対する付着率

よって石英管から取り出し、チェンバー内で前述のエアロゾルと 混合させることで放射性エア
ロゾルを生成した。ポリカーボネートフィルターにより生成した放射性エアロゾル の捕集を行い、Ge 半導体検出器を用いて捕集された FP の γ 線測定を行うことで、複数の FP のエアロゾ
ル粒子への付着率を見積もった。キャリアガス として清浄空気を用いた際に得られた FP 毎の付着率を Fig.1 に示す。発表ではキャリアガス を窒素ガスとした際に得られる付着率との比較
や FP とエアロゾルの混合時間と付着率の相関等について議論する。

Simulation experiments of radioactive aerosol generation using irradiated natUO2
Y. Takeuchi, K. Takamiya, S. Sekimoto, Y. Oki, T. Ohtsuki

P48


n

I
bK
I

g

L

g
bK

c

T

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Sg

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Sg

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g

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L

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

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a

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a

1 5 b

I

I

g

b
b

Na

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b

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g

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g

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b

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g
5

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.

.

1

3

LI
Ag

3A
g

o

4:

7 g

o
LI,
u

g

-: .B .C .
gg

INIST SRM 1566b Oyster Tissue, NIST SRM 1573a Tomato Leaves, NIST SRM
1570a Spinach Leaves, NIST SRM 1575 Pine Needles, NIST SRM 1577b Bovine Liver, NIESCRM No.27 Typical Japanese Diet

a


LaI
I
I
c
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a I
o
gM I.
3 4: 5
Ag
La Il
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-: .
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c La Ig -C .: .B 1 g
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b
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40 7 53 )-BF A 2 F C
a
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La
.B 5
A
, 5
A
, . 5
A
.B 3A
g
, ,
A
g
v L
b

Multielement Content of Selected Japanese and Canadian Food Samples by Instrumental Neutron
Activation Analysis
FUKUSHIMA, M.

P49

トリアリールアンチモンおよび関連化合物の Sb-121 メスバウアースペ
クトル(東邦大理)○高橋正，橋爪理香子，佐野莉奈【緒言】 トリアルキルあるいはトリアリールホスフィン R3 P は，有機金属化学において最重要な配位子の一つである。ホスフィンの性質は，置換基の電子的な効果と円錐角という立体的な影響の両者によって支配されていることはよく知られている。 ところが同族のアルシン，スチビンとなると，研究例が急激に減少する。
われわれは以前より Sb(III)化合物の孤立電子対の挙動について 121 Sb メスバウアー分光法を用いて研究を進めてきた。メスバウアースペクトルに，Sb 5s 電子密度の変化や 5p電子分布の不均衡が敏感に反映されるため，このような研究に適しているためである。
そこで R 3 Sb の電子状態の研究を進めることにした。
【実験】 化合物の合成は一般的な R 3 Sb の合成法にしたがい合成し， 1 H NMR により同定した． 121 Sb メスバウアースペクトルの測定は，Ca 121mSbO 3 を線源として，線源，吸収体ともに 20 K に冷却して行なった。試料の吸収体厚みは， 15 mgSb cm – 2 とした。
【 結 果 と 考 察 】 R と し て C 6 H 5 (Ph), o-CH 3 C 6 H4(o-Tol), 2,6-(CH3 ) 2 C6 H 3 (o-Xyl), 2,4,6-(CH 3 ) 3 C6 H 2(Mes)をこれまでに測定した。スペクトルを Figure
1 に示す。Sb(III)化合物に特徴的な負の速度側に裾を引いたスペクトルを示している。これは電場勾
配 V zz の主軸が 3 回軸方向，つまり孤立電子対（LP）の方向を向いていることを示している。図では上から下に，異性体シフトが負の方向に移動して 5s
電子密度が増える順に示している。スペクトルからは判別し難いが，この順はまた四極結合定数e 2 qQ が減少する順でもあり，その値は 17.5 mm s – 1(o-Tol)から 17.1 mm s – 1 (Ph)までわずかに減少している。電子的な効果を考えると，Mes が最も電子供与的で V zz が大きくなるように予想されるが，立体的な因子を考えると，o-Xyl や Mes では o-位のメチル基と LP との立体的な反発で LP の立体化
学的な活性が減少して V zz が小さくなることが予

Figure 1.

想される。この系では立体的な効果と電子的な効

of R 3 Sb at 20 K.

121 Sb Mössbauer spectra

果の微妙な関係がありそうに見える。R の事例を増やして行く予定である。
5 配位化合物 Ph 3 Sb(OTf)（OTf= CF 3 SO3 ）は，軸配位子の Sb–OTf の相互作用が弱く，2錯体はジカチオン的ともいわれているので，この化合物についても興味を持っており，
その測定結果を紹介する。
Antimony-121 Mössbauer spetra of triarylantimony and related compounds
TAKAHASHI, M.; HASHIZUME, R.; SANO, R.

P50

ホ フ マ ン 型 ス ピ ン ク ロ ス オ ー バ ー 錯 体 Fe(3-cyano-4methylpyridine) 2 [Ag(CN) 2 ] 2(東邦大理 1 、東京電機大理工 2 )○牧戸良憲 1 、小曾根崇 2 、高橋正 1 、北澤孝史 1

分子磁 性の分 野において、現在 注目されているスピンクロスオーバー（SCO）現象は、配位
子場 の強度 が中 程 度の時 ,温度や圧 力の変 化 ,光照 射などの外 部刺 激 によって,電 子 配置が高スピンと低スピンのスピン双安定状態の間を可逆的に変化する現象である。SCO 現象が最も研究されているのは,八面体六配位構造の Fe 2+ 錯体であり、研究手法のひとつとして 57 Fe メス
バウアー分光法が用いられている。Hofmann 型配位高分子は、ピリジン系配位子を大きく変化させることにより SCO 挙動を微細に制御できることから、多くの研究グループが注目している化合物群であり、より深く研究が行われている。今回、我々は新規ホフマン型 SCO 高分子錯体
Fe (3-cyano-4-methylpyridine) 2 [Ag(CN 2 )] 2 (1) の 合 成 に 成 功 し 物 性 評 価 を し た 。 合 成 は 、FeSO 4 ・ (NH 4 ) 2 SO 4 ・ 6H 2 O, K[Ag(CN) 2 ], 3-cyano-4-methylpyridine を 使 い , 直 接 法 と Slow
Diffusion Method の二種類の方法で合成した。1 について，直説法で得られた粉末結晶を使い IR 測定，熱重量分析，SQUID 測定を,SD 法で得られた単結晶を使い単結晶構造解析を行った。1 の色は室温で黄色, 液体窒素下 77 K で SCO 現象により赤色に変化した。単結晶 X
線構造解析により得られた 1 の結晶構造を Fig.1 に示す。八面体六配位の Fe(II)に,二つのピリジン系 配 位子 と四つの[Ag(CN) 2 ] - が配位 している。１のメスバウアースペクトルを測 定 した結果を Fig.2 に示す。室温では四極子分裂の大きい一種類のダブレットからなるスペクトルを示し,
低温では四極子分裂の小さい一種のダブレットからなるスペクトルを示し、これは Fe(II)の高ス
ピン状態と低スピン状態に帰属される。メスバウアースペクトルの測定結果は、SQUID の測定
結 果 に 一 致 し て い る 。 メス バ ウ アー ス ペ ク トル から 得 ら れ る 高 ス ピ ン の 比 率 の 温 度 変 化 は 、
SQUID の磁化率の変化に対応しており、一段階の SCO 現象であることを示している。

Fig 1. 1 の鉄周りの構造

Fig 2. 1 のメスバウアースペクトル上：常温 下：78Ｋ

SPIN CROSSOVER HOFMANN-LIKE
COMPLEXFe(3-CYANO-4-METHYLPYRIDINE)2[Ag(CN)2]2
Makido, Y., Takahashi, M., Kosone, T., and Kitazawa, T.

P51

緑泥石標準試料中に存在する鉄の化学状態とその温度依存性(1 金沢大院自然, 2 金沢大理工) 〇濱坂 佳武 1, 佐藤 渉 1,2【序論】緑泥石は、地殻中に比較的豊富に存在している粘土鉱物であり、その化学式は一般的に(Mg,Al)6(Si,Al)4O8(OH)10 と表される。格子中の Mg と Al の位置に Fe2+や Fe3+が置換することが知られており、Fe は Mg や Al と異なり、緑泥石が生成されたときの環境によって価数が変わりうるため、その化学状態を調べることは地球化学的視点から重要である[1]。鉱物には標準試料として販売されているものが数多くあるが、それらは主として探鉱や鉱石の品位評価のために用いられることが多く、その成分や化学状態について詳細に研究された例は少ない。そこで本研究では購入した 2 つの緑泥石標準試料について 57Fe メスバウアー分光測定を行い、鉄の化学状態とその温度依存性について調べた。
【実験】株式会社ニチカから購入した 2 つの緑泥石標準試料(a：滋賀県産、b：長崎県産)について 57Fe メスバウアー分光法による測定を行い、スペクトルの温度依存性を 6 K ~ RT の間で調べた。線源は 57Co/Rh を使用し、速度較正には α-Fe の室温スペクトルを使用した。また、鉱物の確認を行うために粉末 X 線回折(XRD)測定を行った。
【結果】XRD 測定では、緑泥石以外に鉄を含む鉱物は確認されなかったため、緑泥石中の鉄の成分のみを仮定してメスバウアースペク(A)RT

トルの解析を行った。緑泥石(b)についてはス
ペクトルに顕著な温度依存性は確認されなかったが、緑泥石(a)では、240 K 以下で磁気分裂(A)6K成分の存在が確認された。この成分について
詳細に議論するために、格子外に存在する鉄
不純物を除去する手法である亜ジチオン酸ナトリウムを用いた化学処理を行った[2]。Fig.1(B)RTに、各測定温度における化学処理前後のメス
バウアースペクトルを示した。化学処理後の試料では、240 K 以下でも磁気分裂成分は出現(B)6K

しなかった。このことは、XRD 測定や室温測定だけでは判別できなかった不純物の存在を示唆している。与えられたメスバウアーパラ
メータから、この不純物は非晶質の akaganeite
ナノ粒子であると考えられる。

Fig.1 各測定温度における(a)滋賀県産緑泥石の(A)化学処理前、(B)化学処理後の 57Fe メスバウアー
スペクトル[1] 佐藤努, 粘土科学 41, 26-33 (2001)[2] 須藤俊男, 粘土鉱物学, 岩波書店(1974)
Chemical States of Iron in Chlorite Standard Samples and Their Temperature Dependence
HAMASAKA,Y., SATO, W.

P52

Mössbauer spectroscopic study on the chemical states of iron inTokyo-bay sediments under hypoxia(1Graduate School of Arts and Sciences, The University of Tokyo, 2Yokohama
Environmental Science Research Institute)○ GUAN, Y.1, KOMORI, M.1,2, SHOZUGAWA, K.1, MATSUO, M.1【INTRODUCTION】 Hypoxia is water mass that is deficient in dissolved oxygen (DO < 2.5 mg / L),
often occurs in closed water areas such as the inner bay. In Tokyo Bay, large-scale dredging operations
were carried out in 1960s and 1970s, and there were places where the water depth was significantly
deeper than the surrounding area. In these places circulation of seawater was difficult to occur.
Therefore, the dredging operations seem to have some influence on the anoxic water mass. However,since the cause and behavior of the hypoxia have not been clarified yet, it is important to use thesediment to grasp the redox state from the time of the dredging work. We sampled sediment cores off
the coast of Makuhari (flat seafloor M1 and dredged trench M2) and Yokohama (flat seafloor Y1 andY2) through 2016-2017. Makuhari is located inner part of Tokyo Bay, Yokohama is near the center.
【EXPERIMENTAL】 These sediment cores were sliced every 2 cm and analyzed for the chemical
states of iron by using Mössbauer spectroscopy. The chemical state of iron changes according to theredox potential. In particular, pyrite can be an indicator of the reductive environment, but it wasdifficult to detect it in the measurement of the usual Mössbauer spectrum. Therefore, in order toexamine the sufficient resolution to separate two doublets, which are caused by pyrite (I.S. = 0.307
mms-1, Q.S. = 0.610 mms-1 at 293 K) and paramagnetic high spin Fe3+ in sediments, we measured the
Mössbauer spectrum in velocity range of -3.33 to 3.33 mms-1. To detect sextet, we measured invelocity range of -10 to 10 mms-1.
【RESULTS AND DISCUSSION】 The results from the Mössbauer spectroscopic analysis show thatpyrite was detected in most samples at a percentage from 5% to 10%, regardless of the depth andsampling site. The Mössbauer in velocity
range of -3.33 to 3.33 mms-1 wassuccessfully applied to observe the pyrite,
which we estimated as exist but difficult to
detect in the measurement of the usual
Mössbauer spectrum (See Fig.). Sincepyrite was detected in Makuhari dredged
trench and Yokohama non-dredged
sediments, both sites can be considered
reductive in summer, thereby foresting
pyrite generation. However, the pyrite
ratios were higher in Makuhari samples,
which indicate that the sedimentary
Fig. Mössbauer spectrum of surface sediment of Y2
environment is concluded to be morein velocity range of -3.33 to 3.33 mms-1.
reductive in Makuhari than in Yokohama.
Mössbauer spectroscopic study on the chemical states of iron in Tokyo-bay sediments under hypoxia
GUAN, Y., KOMORI, M., SHOZUGAWA, K., MATSUO, M.

P53

木質バイオマスの鉄触媒炭化におけるカーボンナノシェルチェーン生成機構のメスバウアー分光学的考察（秋田県立大 1 、北見工大 2 、成蹊大 3 、大同大 4 ）○山内繁 1 、鈴木京子 2 、鈴木勉 2 、栗本康司 1 、山㟁崇之 3、高山努 4 、酒井陽一 4【緒言】 多様な機能を有する炭素材料は、広い分野において研究が行われているが、なかでも導電性炭素は多面的な実用化が進められている。一方、木質バイオマスは貴重な炭素供給源ではあるが、石油、天然ガスに比べて応用分野が限定されていることは否めない。わ
れわれは、木質バイオマスの炭素原料としての汎用性伸展をめざし、金属を触媒とした木材の炭化や熱分解の研究に取り組んでおり、連名者の鈴木らによって、鉄塩を触媒として炭化した木炭は、900℃以下でも電導性の高い結晶性炭素になり、微少な球状のカーボンナ
ノシェルが不規則にチェーン状に連結した構造を持つことが明らかになった 1）。
本報ではシェル内部の鉄化学種をメスバウアー分光法で分析し、シェルの生成機構について考察した結果を発表する。
【実験】 鉄担持木質炭化物は大別して 2 通りの方法で合成した。1 つは硝酸鉄含浸木粉（Fe:3%）を乾燥後に、目的温度まで加熱し 1 時間保持した後、急冷する方法である（1 段炭化）。
もう 1 つは、硝酸鉄含浸木粉を 500℃で炭化し、いったん室温まで冷却した後、目的温度まで加熱し、1 時間保持して炭化する方法（2 段炭化）である。いずれの炭化もすべての過程を窒素気流中で行い、昇温速度は 10℃/分とした。57Fe メスバウアースペクトル測定 (線源: 57Co(Rh)、基準: α-Fe)には Topologic Systems MD-222B Mössbauer spectrometer を用い、室温または 78 K で測定を行った。ラマンスペクトルの測定には Renishaw 社製 inVia Raman
Microscope を使用し、励起光源には固体半導体レーザー（532 nm）を用いた。
【結果】 鉄塩触媒の炭化で生成する電導性炭素のシ
ェルは、径が数十 nm の鉄化学種球状塊の表面をグ
ラファイト層が覆っている。グラファイト層の生成機構に関する報告はあるが、シェル全体、特に鉄球状塊の生成過程はまだ解明されていない。
図 1 に 1 段炭化鉄担持木質炭化物のメスバウア
ースペクトルが、炭化温度によって顕著に変化する
ことを示した。ラマン分光法による分析では、800℃
まではグラファイトはほとんど生成せず、850℃から急激にグラファイト化が進行することを確認した。メスバウアースペクトルでも、800℃と 850℃の間でスペクトルパターンが大きく変化し、850℃
以上では Fe3C と金属鉄の割合が急増している。発表では、シェル中心部の鉄粒子の構造と生成機構を中心に議論する。

図 1 1 段炭化法で合成した鉄担持
木質炭化物のメスバウアースペクト
ル（室温）の炭化温度依存性

1)K. Suzuki, et al., TANSO, No. 277, 55-62(2017).

Mössbauer Spectroscopic Investigation of Formation Mechanism of Carbon Nanoshell Chains
during Iron-Catalyzed Carbonization of Woody Biomass
YAMAUCHI, S., SUZUKI, K., SUZUKI, T., KURIMOTO, Y., YAMAGISHI, T., TAKAYAMA, T.,
SAKAI, Y.

P54

フッ素ドープ酸化スズ（FTO）半導体の 57 Fe メスバウアー分光法による状態分析（明治大学 1 ,首都大学東京 2 ,滋賀医科大学 3 ）齋藤凜太郎 1 、野村貴美 1,2 、
佐々木茉歩 1 、中西章夫 3 、久冨木志郎 2 、小池裕也 1

Q.splitting /mms-1

Relative intensity【緒言】 バンドギャップが広い半導体に磁性イオンを少量ドープすることで、電荷に加えて電子スピンを制御するスピントロニクス材料 の開発が行われている。SnO 2 は室温においてバンドギャップ Eg =3.62 eV を持つ半導体である。フッ素をドープした
酸化スズ(FTO)は、安定な透明電極として太陽電池などに用いられている。本研究ではFTO に磁性イオン Fe 3+ をドープした希薄磁性半導体の作製を試みた。これらの結晶構
造、ドープイオンの化学状態および磁気特性を解析した結果を報告する。
【実験】 試料は 0.1 M NH 3 F 溶液、0.2 M SnCl 4 溶液、0.01 M Fe 酸溶液および 0.01M
57
Fe 溶液を所定の割合で混合し、加熱・乾固させ、粉砕・焼成し た後に、ドープ量の異なる FTO (Sn 1-x Fe x O 2-y F 2y ) を合成した。得られた試料は、X 線回折 (XRD) による結晶歪み、試料振動型磁力計 (VSM) による磁気 特 性 お よ び 57 Fe メ ス バ ウ ア ー 分 光 に よ
1.02
る化学状態を解析した。
1.00
0.98
【結果と考察】 XRD では、すべての試料
D2Data0.96
Sumが SnO 2 のルチル型結晶構造を有し、ドープ
D1
0.94
D1D2
した鉄の酸化物の析出は認められなかった。
0.92
0.90
Williamson hole プロットから歪みのある
0.88
試料において VSM には磁気ヒステリスが認
0.86
められ、室温で弱磁性を示した。 Fig.1 に0.84
示すようにメスバウアースペクトルを二種
0.82
-4
-2
0
2
4
3+
類の Fe の四極子分裂成分(D1 と D2)に分解
Velocity (mm/s)
57Fe Mössbauer spectra of (Sn:F:Fe=10:1:0.4) 500℃した。焼成温度および Fe ドープ量(1%、4%) Fig.1
Fig.1 57 Fe Mossbauer spectrum of FTO (Sn:F:Feの 違 い に よ る 異 性 体 シ フ ト (IS) と 四 極 子= 1:0.1:0.04) annealed at 500 o C.
分裂(QS)の関係を Fig.2 に示す。D1 の成分
1.60
は、鉄原子核まわりの電場勾配が小さいの
1.40
400℃
500℃
で、歪の小さいところに占める Fe 3+ で、D11.20の成分は F - イオンと酸素欠陥による歪みの
600℃
700℃
1.00
大きいサイトに占める Fe 3+ と考えられる。
0.80
これらの比は、SnO 2 にドープした F - および
3+Sn 原子に置換する Fe の程度によってわず
0.60
かに変化する。また、高温で処理したもの
0.40
0.27
0.32
0.37
0.42
ほど IS の値が低くなる傾向を示したのでIsomer shift / mms-1
3+
Fe の 結 合 は イ オ ン 性 よ り 共 有 結 合 性 が 強
Fig.2 Correlation of Isomer shift & Q.splitting
Fig.2 Relationship between IS and QS of FTO
くなると考えられる。
【結言】 合成した FTO の粉末試料のメス
バウアースペクトルを解析した結果、二種類の Fe 3+ の状態を示すことが分かった。これは、Fe 3+ のまわりの欠陥構造の程度に由来する。
57

Fe Mossbauer study of FTO prepared by chemical method
SAITO R., NOMURA K., SASAKI M., NAKANISHI A., KUBUKI S., KOIKE Y.

P55

陽電子消滅分光法による Fe 3 O 4 中に導入した不純物 In の占有状態
観察(金沢大院自然 1 、金沢大理工 2 )○石崎隆太郎 1 、清水弘通 1 、古本雅之 1
佐藤渉 1,2【序論】逆スピネル型構造の四酸化三鉄（Fe 3 O4 ）は、Fe 原子が存在し得るサイトにおいて多数の空格子点を有することから、そのサイトへの不純物元素のドーピングによって磁性や電気伝導性を制御する試みが盛んに行われている。先行研究において、
Fe 3 O 4 中に非磁性のインジウム（In）が極微量（~100ppt）の不純物として導入された場
合、室温において In は四面体格子中の Fe 位置に存在することを示唆する結果が得られたが[1]、巨視量の不純物 In が導入された場合、その占有状態については未だ明らかになっていない。そこで本研究では、物質中の空隙の状態を高感度かつ非破壊で観察することができる陽電子消滅寿命分光法（PALS）[2]と消滅 γ 線ドップラー拡がり分光法（DBS）を採用し、Fe 3 O 4 に導入された In の局所構造に及ぼす影響を、その濃度依存性を基に調べた。PALS では試料中の空隙の大きさと濃度の情報を、DBS では陽電子と対消滅する電子の運動量分布に関する情報を得た。
【実験】Fe 3 O 4 に In 2 O 3 を目的の In 濃度（0.5 ~ 8 at.%）となるようにそれぞれ混合し、錠剤成型後、石英管に真空封入して 1,373 K で 48 時間焼成した。粉末 X 線回折（XRD）
測定によって二次相の有無、ならびに格子定数の変化を確認した後、室温で PALS 測定および DBS 測定を行った。
【結果と考察】In を導入した Fe 3 O4 における陽電子寿命を Fig. 1 に示す。Fe 3 O 4 中においてほぼ一成分で消滅した陽電子寿命は、同じ鉄の酸化物である Fe 2 O 3 との比較から空格子点で消滅した成分であると考えられる。固溶させた In の量の増加に伴い、陽電子寿命が徐々に減少する傾向が観測された。この結果はイオン半径の大きな In が Fe 位置を置換したことによって In に隣接している酸素原子が圧迫され、その酸素原子によって囲まれている空隙の体積が縮小したことを示唆している。
DBS 測定で得られた結果は、In が 8 at.%導Fig. 1 不純 物 In を導 入 した Fe 3 O 4 中 における陽電子寿命 の In 濃度依存性

入された試料において陽電子と内殻電子との消滅割合の増加を示した。これは空隙体積が縮小したことにより、陽電子と酸素原子の原子核近傍に存在する内殻電子との消滅割合が増加したことを示しており、PALS 測定と整合する結果が得られた。
[1] W. Sato et al., J. Appl. Phys. 120, 145104 (2016).
[2] H. Shimizu et al., Appl. Rad. Isot. 140, 224 (2018).
Residential Site of Impurity In Atoms in Fe3O4 Observed by Means of Positron Annihilation
Spectroscopies
ISHIZAKI, R., SHIMIZU, H., FURUMOTO, M., SATO, W.

P56

陽電子消滅寿命測定法を用いた電子線照射ポリエチレンの劣化の評価(東北大院・理 1 、原子力機構 2 、東北大・高教機構 3 )○北田直也 1 、岡壽崇 2,3,1 、木野康志 1 、奥津賢一 1 、関根勉 3,1【緒言】 陽電子消滅寿命測定法 (PALS) は固体内部の空隙や数密度の大きさ、構造変化などを調べるための有力な手段であり、試料内部のナノスケールの空隙を非破壊で測定できるほぼ唯一の方法である。一方、高分子材料は原子力発電所や加速器の絶縁体やケーブル被覆材として広く使われており、長期間の使用中に厳しい放射線環境にさらされ、酸化や切断によって劣化を引き起こす。これらの劣化は施設の安全性にとって重要な問題になる。
そこで本研究では、高分子の中でも最も構造の簡単なポリエチレン (PE) を対象に、放射線照射によるナノ構造の変化を非破壊的に調べるため、PALS による高分子の劣化の評価を試みた。また、劣化を継続的に観察することで時間経過と劣化の関係を調べた。

【実験】 PE の中でも放射線劣化により起こる酸化に敏感な高密度 PE (HDPE) に対し、約 4
年前 (2015 年 4 月) に量子科学技術研究開発機構・高崎量子応用研究所において真空下・室温で 100, 500, 1000 kGy の電子線をそれぞれ照射した 1 。これらの試料の構造変化と劣化を PALS、顕微赤外分光測定、およびゲル分率測定によって照射直後から 2019 年 6 月まで
継続的に測定した。試料は最初の測定時に大気開放し、その後は大気中・室温で保管した。

【結果・考察】 顕微赤外分光測定の結果からは、真空中で照射を行ったので照射直後の試料中にはカルボニル基がほとんど存在しなかったが、大気解放後の経時変化によりカルボニ
ル 基 の 収 量 が 増 大 す る こ と が わ か っ た 。 こ れ は 時 間 経 過 と と も に 、 ヒ ド ロ ペ ル オ キ シド
(R-O-OH) が熱や光によって形成されるラジカルと酸素との反応によりカルボニルが生成されるためと考えられる 2 。PALS でオルトポジトロニウム (o-Ps) の寿命を測定したとこ
ろ、照射の有無や時間経過にかかわらず o-Ps の寿命に変化は見られなかった。これは経時変化による酸化や切断などの構造変化が自由体積空孔のサイズに影響を及ぼさないことを示唆している。一方、o-Ps の相対強度は時間経過とともに減少した。この減少は試料の保存中に新たに試料中に形成したカルボニルが陽電子を捕捉したために o-Ps の形成が阻害されたからであろう。また、ゲル分率測定では時間経過とともに試料の架橋具合が低下しており、酸化進行による主鎖切断の影響が見られた。照射直後のゲル分率と o-Ps 強度の関係をプロットしてみるとそれは直線関係にあり、さらに時間が経過しても直線関係を保ったままゲル分率および o-Ps 相対強度が低い方にシフトすることがわかった。以上のことから、o-Ps 相対強度は放射線劣化に起因する酸化や切断による構造変化に敏感であり、これら を 測 定 す る こ と で 試 料 の 劣 化 推 定 の 可 能 性 が 示 さ れ た 。 今 後 は 継 続 的 に 測 定 を 行 い、
PALS による材料の寿命予測についてさらなる検討をしたいと考えている。

【参考文献】 1 K. Onodera, T. Oka, Y. Kino, T. Sekine, J. Phys.: Conf. Series 791 (2017) 012026.
2 T. Oka, M. Kondo, A. Oshima, M. Washio, M. Iwata, H. Kudo, Y. Katsumura, K. Ito, Y.
Kobayashi, T. Murakami, Y. Hama, Polymer Durability and Radiation Effects, M. C. Celina, R.
A. Assink (Eds.), ACS Symposium Series 978, Oxford University Press (2007).

An evaluation of degradation of polyethylene irradiated with electron beam using positron annihilation
lifetime spectroscopy
KITADA, N., OKA, T., KINO, Y., OKUTSU, K. , SEKINE, T.

P57

ガンマ線核分光法を用いたβ-PdH x 中水素の動的挙動と水素起因性欠陥の観察(金沢大院自然 1 、京大複合研 2 、金沢大理工 3 )○古本雅之 1 、清水弘通 1 、
大久保嘉高 2 、佐藤渉 1,3【緒言】 水素の固体への固溶現 象は広く知られ、特にパラジウムは水素を多量に 吸収、放出する特性を持つことから水素貯蔵材や透過膜への応用が期待され ている。従って結晶中の水素の動的挙動は大変興味深く、広い分野で研究が行われている[1,2]が原子レベルの視点による報告例は少ない。本研究では 111 Ag(→ 111 Cd)プローブ核を用いた摂動角相関測定(PAC)および陽電子消滅分光測定(PAS)によって水素吸蔵パラジウム（β-PdH x ）中での水素原子の動的挙動および水素起因性欠陥を観測した。
【実験】 厚さ 0.5 mm の金属パラジウム(Pd)を放電加工により 5 mm 四方に切断し、真空中、1073 K、5 時間の条件で焼鈍を行った。京都大学複合原子力科学研究所にて Pd を中性子照射し、 110 Pd(n,γ) 111 Pd → 111 Ag 反応によって試料内に直接プローブ核を生成した。照射後再度焼鈍を行った後、0.1 M KOH 水溶液中で電気化学的に水素導入を行い、作成した試料に対し 12 K から室温の範囲で摂動角相関測定を行った。また、同様の水素導入を行った後に383 K に加温し、水素を脱気した試料を作成し、室温において PAC および PAS 測定を行った。
【結果】 Fig.1 に β-PdH x の 各 温 度 点 に お け る
PAC スペクトルを示す。水素濃度は x = 0.6 であり、この濃度では PdH x 試料は水素導入の過程
で x < 0.03 における a(固溶)相を経て、完全にβ(水素化物)相へ相転移している。12 K から 120
K の範囲では cos 関数からなる静的摂動が見られたのに対し、室温では exp 関数からなる動的摂動が見られた。このことは、少なくとも 120 K
以下では Pd の八面体格子間隙で水素が凍結しており、温度上昇に伴い水素が拡散し始めることを表しており、先行研究[1,2]による報告と一致する。室温のスペクトルから得られたプロー
ブ核と水素の相関時間は 2.1(4)×10 -8 秒であった。
ポスターにて PAC スペクトルの解析結果と水素起因性欠陥に関する PAC および PAS の測定結果を報告する。
Fig. 1
12K～RT における
[1]Y. Fukai, H. Sugimoto, Adv. Physics, 34, 2,
PdH 0.6 の PAC スペクトル263-326 (1985).
[2]O. Arai et. al. J. Japan Inst. Metals, 55, 3, 254-259 （1991）.

Impurity Hydrogen Dynamics and Hydrogen-Induced Defects in β-PdHx Observed by Means ofGamma-Ray Nuclear Spectroscopies
FURUMOTO, M., SHIMIZU, H., OHKUBO, Y., SATO, W.

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摂動角相関法による SrTiO3 中に微量ドープされた 111In(→111Cd)の局所構
造観察（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】
ペロブスカイト型酸化物の一つであるチタン酸ストロンチウム(SrTiO3)は、半導体として光触媒材料や熱電材料等への応用が期待されている。特に近年、SrTiO3 を構成している Ti4+の位置に価数の小さい金属イオン(Al3+,Ga3+,In3+など)を不純物として微量ドープした SrTiO3 について、伝導性の向上や光触媒活性の上昇がみられることが分かっている。
従って精密かつ高機能な SrTiO3 の物性制御のためには、低濃度で分散する不純物元素の格子欠陥構造を原子レベルで把握し、不純物が果たす機能を明らかにすることが肝要となる。そこで我々は、SrTiO3 に 111In(→111Cd)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 SrTiO3 中にドープされた 111In(→111Cd)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(TiO2)と炭酸ストロンチウム(SrCO3)、111In 塩酸溶液を原料とする固相反応により合成した。TiO2 と SrCO3 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 111In 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。なお、本実験と同様の手順で放射性 111In 塩酸溶液を添加せずに SrTiO3 試料を作成し、粉末 X 線回折法により目的の試料が合成されていることを確認した。
【結果と考察】Fig.1 に室温における SrTiO3 中 111In(→111Cd)の-0.15
TDPAC スペクトルを示す。SrTiO3 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-0.1
した成分で解析を行った。その結果、電気四重極 周 波 数 ZQ1 = 48.9(1) Mrad/s 、 ZQ2 = 52.1(2)Mrad/s の 2 つの成分がそれぞれの成分比 f1 =-0.05
68(3)%、f2 = 36(3)%で観測された。In と似た挙動を示す同族元素の Ga が SrTiO3 中の Sr サイトと Ti サイトの 2 サイトを置換すると考えられて
0
0
50
100
150
200
いることから、この 2 つの成分は Ti サイトと Sr
Time (ns)Fig.1 TDPAC spectrum of 111In(→111Cd)
サイトを置換した 111In 由来の成分である可能性
in SrTiO3 at room temperartureが示唆された。また、立方晶のペロブスカイト構造をとる SrTiO3 において、Sr サイト、Ti サイ
ト位置の電場勾配は本来ゼロであるが、本実験で 2 種類の電気四重極周波数が観測され、プローブ核は 2 種類の電場勾配下に置かれていることが分かった。この理由として、111In(→
111
Cd)の導入に伴い、プローブ核近傍に酸素空孔等の格子欠陥が生成した可能性が考えられる。本発表ではさらに TDPAC スペクトルの温度依存性や雰囲気依存性を示し、SrTiO3 中の111
In 近傍の局所構造について詳しく議論する。
Observation of local structures of the 111In(→111Cd) probe in SrTiO3 investigated by means of the TDPAC
methodKOMATSUDA, S., SATO, W., OHKUBO, Y.

P59

ミュオン照射後に放出されるガンマ線測定による非破壊同位体分析(阪大院理 1 、高エネ研 2 、国際基督教大 3 )○二宮和彦 1 、工藤拓人 1 、パ
トリック・ストラッサー 2 、寺田健太郎 1 、河井洋輔 1 、反保元伸 2 、三宅康博 2 、篠原厚 1 、久保謙哉 3【緒言】 ミュオンは負電荷をもち、質量が 207 倍の素粒子である。ミュオンは物質中で、原子核と束縛状態を形成しミュオン原子が生成する。ミュオン原子形成後 に、ミュオンが 1s 軌道へと遷移する過程で放出されるミュオン特性 X 線は、ミュオンの大きな質量から非常にエネルギーが高く、容易に物質を透過する。この特性を用いて、近年ミュオン特性 X 線による非破壊分析法の開発が行われてきた[1]。さらに、ミュオン特性
X 線の大きな同位体シフトを用いて、非破壊の同位体分析法の開発も行われている [2]。
ミュオンは 1s 軌道に到達後、原子核（原子番号 Z）に吸収されて Z-1 原子が生成する。
ミュオン原子核吸収反応では、ミュオンの質量が原子核への励起エネルギーとして与えられるため、多くの場合 0~3 個の中性子を放出するとともに、ガンマ線の放出が起こる。中性子の放出確率、すなわち生成する Z-1 原子核の質量分布は原子核に固有である。本研究では、ミュオン核吸収後に生成する不安定核のガンマ線 を定量し、ミュオンが吸収された原子核を同定することで同位体分析を行った。
【実験】 ミュオン実験は茨城県東海村 J-PARC MUSE において行った。天然同位体比の鉛（質量分析により 204 Pb： 206 Pb： 207 Pb： 208 Pb = 1.4：24.7：22.3：51.5 と決定）と 208 Pb
濃縮同位体試料（ 204 Pb： 206 Pb： 207 Pb： 208 Pb = 0.07：0.01：0.35：99.57）へのミュオン照射を行った[2]。ミュオンビームが来ていない時間窓に注目することで、ミュオン原子が形成し、ミュオン核吸収反応後に生成した不安定核から放出されるガンマ線を低
バックグラウンドの条件で解析した。
【結果と考察 】ミュオンビームの飛来と測定の時間窓をずらす（図 1：out of beam timing）ことによって、ミュオン特性 X 線のピークが消失し、ミュオン吸収後に放出されるガンマ線のみが明瞭に観察された。ミュオン核吸収反応 208 Pb(μ - , 0n) 208 Tl により生成する 208 Tl の崩壊に伴う 2614 keV のガンマ線に注目して、208
Pb 濃 縮 同 位 体 試 料 の 分 析 結 果 と 比 較 する
図 1：鉛へのミュオン照射で得られこ と で 、 天 然 同 位 体 比 の 鉛 に 含 ま れる 208 Pb
た エ ネ ル ギ ー ス ペ ク ト ル （ rawの同位体比が 69±16%と決定した。この分析値
spectrum: 全 時 間 窓 、 out of beamは、質量分析によるもの、ミュオン特性 X 線
timig：ミュオンが飛来していない時測定によるもの[2]ともよい一致を示した。
間窓のみ切り出し）【参考文献】[1] K. Ninomiya et. al., Bull. Chem. Soc. Jpn., 85, 228 (2012)[2] K. Ninomiya et. al., J. Radioanal. Nucl. Chem., 320, 801 (2019)[3] T. Kudo et. al., J. Radioanal. Nucl. Chem., in press.
Non-destructive isotopic analysis by gamma-ray measurement emitted after muon absorption reaction
NINOMIYA, K., KUDO, T., STRASSER, P., TERADA, K., KAWAI, Y., TAMPO, M., MIYAKE, Y.,
SHINOHARA, A., KUBO, K.

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酸化亜鉛中不純物 In の存在状態の焼成時間依存性(金沢大院自然 1 、金沢大人社 2 、京大複合研 3 、金沢大理工 4 )○髙田真
宏 1 、小松田沙也加 2 、大久保嘉高 3 、佐藤渉 1,4【緒言】 酸化亜鉛(ZnO)は内因性の n 型半導体として広く知られており、不純物ドナーの導入による n 型電気伝導性の向上を試みる研究が盛んに行われている。伝導性の向上には不純物自体が凝集相を形成する ことなく拡散している必要があり、本研究室の先行研究において、微量の In を ZnO 中に均一に拡散させることに成功した[1]。そこで本研究では、より高濃度の不純物 In を ZnO 中に固溶させることを目指し、 111 Cd(←
111In)をプローブ核とした摂動角相関法による超微細場測定から、最適な拡散条件を調べた。
【実験】 ZnO に In を目的の原子数比(0.5at.%)となるように空気中で固相反応法により導入した。得られた試料に対し 111 In 塩酸溶液を滴下した後、空気中 1373 K で 3 時間焼成した。焼成した試料に対し、さらに真空中で 2 時間、18 時間、30 時間焼成した。各時間で焼成後に逐次摂動角相関測定を室温で行い、ZnO 中不純物 In の存在状態の焼成
時間依存性を観察した。
-0.20

0h

-0.15
-0.10
-0.05
-0.20
0.00

2h

-0.15
0.05
-0.10

𝐴22 𝐺22 𝑡【 結 果 と 考 察 】 Fig.1 に 0.5at. % Indoped ZnO 試料の PAC スペクトルを示す。スペクトルから、真空中での焼成時 間 が増 加 す る につ れて 高 周波 数
成分 の 強度 は減 少 し て いき 、 反対 に
低周波数成分の強度は増加している。高周波数成分は ZnO と不純物 Inの凝集相成分、低周波数成分は In が
Zn サイトを置換している成分である[1]。従ってこの観測結果は空気中焼成により形成した凝集相成分中の Inが 真 空 中 で の 焼 成 に よ り 解 離 し 、 Inが Zn サイトに移動することを示唆している。この結果は先行研究で ZnOに不純物 In を 0.01、0.05at.%導入した
試料 に おい て 観 察 され た 結 果 と一 致する[1]。
本 発 表で は、 よ り高 濃度 の 不純 物
In を導入した結果についても議論する。
[1]W. Sato, H. Shimizu, S. Komatsuda,
and Y. Ohkubo, J. Appl. Phys. 124, 105101(2018)

50

100

150

200

250

300

-0.05

-0.20
0.00

20 h

-0.15
0.05
-0.10

50

100

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50

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50

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0.00

50 h

-0.15
0.05
-0.10
-0.05
0.00
0.05

Time ns
Fig.1. 0.5at. % In-doped ZnO の PAC スペクトル。
真空中での積算した焼成時間を示している。

Heat-Treatment Time Dependence of Association-Dissociation Behavior of Impurity In in Zinc Oxide
TAKATA, M., KOMATSUDA, S., OHKUBO, Y., SATO, W.