22

1A01

極微量ウラン、トリウム、鉛、ランタノイドの定量・同位体分析のための逐次イオン交換分離（原子力機構）○宮本ユタカ、安田健一郎、國分（斎藤）陽子、
間柄正明、臼田重和【目的】 岩石や隕石鉱物、大気浮遊じん等の環境試料の成因や起源等を調べる上でU, Th, Pb, ラ
ンタノイドの元素組成ならびに同位体組成は重要な鍵となる。これらの組成分析を正確に行うため、化学分離を伴う分析を行うことが多い。分析対象元素が複数ある場合は多段階の化学分離で系統的に対象元素を分別するのが一般的である。分離操作が複雑になると外界や容器、試薬など
から目的元素が混入し分析値の不確かさの大きな要因になりやすい。極微量分析においてはそのような不確かさの要因を取り除くため、出来る限り化学分離方法を単純化することが望ましい。
そこで１本の陰イオン交換樹脂カラムと、高純度あるいは精製が容易な試薬から成る溶離液による単純な化学分離方法を検討してきた。今回、表題に示した元素を逐次分離することができたので報告する。
【実験方法】 ポリエチレン製カラム（カラム容積1 ml）に詰めた陰イオン交換樹脂（ムロマッ
ク1x8、Cl形、100-200 mesh）にU, Th, Pb, ランタノイド等の元素（各50 ng）を吸着させた後、様々な組成の溶離液で分離した。カラム溶出液を4 ml毎にテフロンビンに集めて溶離液を蒸発させた
後、2％硝酸溶液2 mlに調製してICP-MSで元素の溶出量を定量し、溶離曲線を作成した。
【結果と考察】 酢酸は比較的精製がしやすく、また高濃度では比較的多くの元素が陰イオン交
換樹脂に吸着することから、主成分の酢酸に塩酸と硝酸を加えた混合溶媒をランタノイドとThの分離に用いることにした。混合溶媒の組成を変えて吸着特性を調べた結果、90％ 酢酸＋0.5M 硝酸の混合溶媒を用いると目的元素全てが吸着した。また、酢酸＋塩酸の混合溶媒ではUやPbが吸着したままでThやランタノイドが溶離した。80～90％ 酢酸＋0.7～0.9M 塩酸の混合溶媒に硝酸を加えると、ランタノイドの溶出挙動に大きな変化はないが、Thは硝酸濃度が高くなるに従い溶出しにくくなり、硝酸濃度を0.7 M以上にすることでランタノイドをThから分離できた。
図１には分離した溶離曲線の例を示す。アルカリ元素（Rbを代表として図示した）やアルカリ土類など環境試料の主成分元素が溶出した後、溶離液の組成を変えることでランタノイド、Th、Pbの順に分離することができ、どの元
140

素もほぼ全量を回収できた。図には示していないが、最後に0.1M 塩酸でUをいた混合溶媒の組成では、Thの溶離が緩慢であるため、全量の6％程度がPbの溶離分画に混入した。今後、詳細な分離条件を検討して改善するとともに、環境試料の分離・分析へ応用し、本法の有効性を確認する。更にpgレベルの極微量分析を可能にするべく分離・分②

120

recovery / %溶出することができた。Thの溶離に用

①

③

④

80

①：90%酢酸＋0.5M硝酸②：86%酢酸＋0.76M塩酸＋0.7M硝酸③：80%メタノール＋0.5M塩酸④：9M塩酸（ウランの溶離：0.1M塩酸）

60

Th

100

Rb

La

40

Th

20
0

Pb

0

20

40

60

80

eluate / ml

100

120

140

Fig.1: Chromatogram of Rb, La, Th and Pb eluted with
mixture of acetic acid, HCl and HNO3.
Sequential Ion-Exchange Separation for Isotopic and Quantitative Analyses of Trace Amounts of U,
Th, Pb and Lanthanoid
MIYAMOTO, Y., YASUDA, K., KOKUBU-SAITO, Y., MAGARA, M., USUDA, S.
析技術開発を目指す。

1A02

極微量核物質分析における品質管理と測定の不確かさ－保障措置環境試料分析の信頼性向上のために－(原子力機構 1、放振協 2) ○臼田重和 1、間柄正明 1、江坂文孝 1、桜井 聡 1、
李 致圭 1、安田健一郎 1、國分(齋藤)陽子 1、鈴木大輔 1、篠原伸夫 1、村田富士夫 2

１．はじめに原子力機構では、保障措置(SG)の強化策の一環として導入された環境試料分析に対応する
ため、関連する研究開発とIAEA及び国からの依頼分析を行っている。環境試料分析とは、主に極微量核物質(ウラン及びプルトニウム)の同位体比を測定することにより、未申告の原子力
活動の‘環境への痕跡’を探知するための新たなSG手段である。この極微量分析では、測定結果の信頼性確保のために、方法の妥当性確認と測定の不確かさ評価1)を国際標準レベルで行うことが要求される。本発表では、IAEAネットワーク分析所(NWAL)の一員として進めている
環境試料分析における品質管理と測定の不確かさ評価について、その現状と課題を紹介する。
２．分析法と清浄度環境の品質管理
NWAL 認証の際、国際規格(ISO/IEC 17025[JIS Q 17025])で規定された要求事項が品質管理の基本となる。従って、その原則・精神を尊重して、分析法及び清浄度管理の品質マニュアルと分析・清浄度環境(CLEAR 施設)を整備し、極微量分析を実施する。その際、分析法の妥当性のみならず、分析の体制や品質システムが重要である。エリアブランクや相互汚染の低減を考慮し、人や物の出入りを含めた清浄度管理を行い、極微量分析のための環境維持に心掛けている。また、定期的な分析チーム毎の打合せ、施設利用者・安全衛生の会議、必要に応じて QA/QC 委員会などを開催し、計画・分析法・安全性・分析結果の妥当性を検討している。
３．測定の不確かさ評価
IAEA は、ブランクのレベル、量と同位体比の範囲、それらに応じた精確さなどの目安を提示している。バルク分析では、同位体希釈法を用いて、スパイクにより測定のトレーサビリ
ティを確保するとともに、プロセスブランクやマスバイアスを求め測定値を補正する。同位体比測定では、テーリングや分子イオンの補正も行う。測定の不確かさは、その表現ガイド
2)
に従い、A タイプ(統計的解析による評価)と B タイプ(それ以外の手段による評価)のばらつきを合成して求める。通常、B タイプは殆ど無視できる程度であり、A タイプが主たる要因となる。一方、パーティクル分析では一つ一つの粒子を測定対象とする。同位体比の異なる
複数の粒子を同時に測定すれば、中間の同位体比が観測される(ミキシング)。粒子の回収法を工夫するとともに、SEM/EDS(走査電子顕微鏡/エネルギー分散型 X 線分光)法やフィッション
トラック法を駆使して、ミキシングの回避や高濃縮ウラン粒子の選択的検出に成功している。
４．今後の展望本 SG 手段を一層強力にするには、分析の感度と信頼性の更なる向上、時宜を得た結果報
告(timeliness)などが求められる。その際、スパイクの容器への吸着など新たな不確かさの要因が問題になるかも知れないので、その程度を評価する必要がある。分析能力と妥当性の確認のためには、今後とも関連する国際比較試験に参加する(試験所間比較)。IAEA は実試料以外に QA/QC 試料やブランク試料を NWAL に分析させ、測定の品質を評価している。NWAL 専
門家会議では、測定や評価の結果及び今後の方向を議論する。当面の課題は、プルトニウム
含有微粒子の同位体比測定技術やその精製時期推定法(aging)の確立などである。
1) 例えば、産業技術総合研究所 計量標準総合センターの HP < http://www.nmij.jp/info/>
2) Guide to the expression of uncertainty in measurement (GUM), 1995.
Quality control and uncertainty of measurement in ultra-trace analysis of nuclear materials−Toward higher reliability in the safeguards environmental sample analysis−
USUDA, S., MAGARA, M., ESAKA, F., SAKURAI, S., LEE, C.G.,. YASUDA, K.,
SAITO-KOKUBU, Y., SUZUKI, D., SHINOHARA, N., MURATA, F.

1A03§¬¹:'+H]cXYN`pq´;j«Èz¤|ÍÃðÅ ³r!ê #Øá$ ]cXYN`<!l:µ ±ó:EHSdfZc\
OfcLNX'E=[RYÃÎ:'+H±ó:EHdf
Qc\OfcLNX:EG{¸Ý:C2F-I2"¹¸Ãj:]cXYN`)¤w-I5(F  oh)Öè.5&H)!Â :<é.5&9&"1;2B!
¹¶°j6;½DMe^eXbfC©í77C:z.
5&H"   pq´<!}¾;WM]!±Á¥;ÑñDÁÀ©í!±v;WM]98:E35Æ9H,7)ÌFI5'G!Ãâ¥j;pq´;»(F1;å
¼7æçèÐJ¢/H,7)«6*H"¬ÍÒ<!§¬¹;¹É7ò¹É(F¡~.2¹¶j;  
½7   pq´;ìËx;»(F!pq´7Me^eXbf;  UTfc6;z'E=]c
XYN`;lß9å¼Jà¨/H,7JÊÈ7.2"#¦·$ø §¬¹:'+Hâ¥
  

¡~¿

 ¹¶â¥<!¹É7ò¹É:'&5ö÷! Óë¡¶ö !­¹¸ÍÇõkÜ¹÷A2<YURe¡¶n ö ! 94.AÜ¹÷JÄ&5¡~.2"Lc\KÙ»;â¥JïMPem£·:EGÔÞ.!ôxàÛã×]
aV_äëx®·JÄ&5!  7  Jë.2"#×¯7Ú$ ¹É;   ½7   ´;  :'+HìËxJ :Ï/"¹¶°j6;
Pu Concentration (mBq m ) ;Me^eXbf<!   6%32
0
10
20
30
40
0

)! :<   :y.5&2",;500
 ;Me^eXbf<!SdfZc\OfcL
Pu concentration
1000
NX:EHîië:´>!Õ s6%H"ò¹É
1500:'+HMe^eXbfC²;yuJÏ.
2000
2"   ´<!¶º  A6º-:EF02500?@g;ìËxJÏ.!t< 
6%3
Pu atom ratio
2 "   C  ² 9 ì Ë x  6 % 3 2 " , ;3000  ´<!SdfZc\OfcLNX´6%
3500
0.15
0.2
0.25
0.3
0.35
H  :´>ª:ô&t6%G![RYÃÎ:Pu/ Pu Atom Ratio'+H±óå¼;]cXYN`) :</ù ¹É:'+H   ½6:  ;º¹A6é.5'G!.(CìËÈ7   pq´;ìËx:?@g:935&2,7JÏ.5&H"-3

DEPTH (m)239+240240

Decadal variation of 240Pu/239Pu atom ratios in water columns of the Japan Sea
YAMADA, M., ZHENG, J.

239

高分解能誘導結合プラズマ
高分解能誘導結合プラズマ質量分析法
プラズマ 質量分析法による質量分析法による環境試料中による環境試料中の環境試料中 の短半
241
241
迅速定量法の減期核種 Pu と Am 迅速定量法
の開発

1A04

(放医研 1)○鄭 建 1、山田正俊 1、Mass spectrometric technique has been widely used for rapid determination of long-lived actinides
in a variety of environmental samples. Due to the rapid development of ICP-MS, the accurate
determination of U and 239Pu, 240Pu has become almost a routine analysis. However, for the actinides
with relatively short half-life, for example, 241Pu (t2/1 = 14.4 y) and 241Am (t2/1 = 432.7 y), theirdetermination by mass spectrometric technique is still a great challenge, especially in low-level
environmental samples.
Studies on the distribution and behavior of 241Pu and 241Am in the environment is of great
importance for radioecology and environmental radioactivity monitoring. Due to the decay of 241Pu,
241

Am is continuously increasing and will reach its maximum activity in the middle of the 21st century.

The activity ratio between 241Pu and 239Pu is a useful tracer for source identification, similar to240

Pu/239Pu fingerprint, and the 241Pu → 241Am decay study could provide information about therelease time of Pu in the environment. In addition, 241Am is an ideal geochemical tracer to study theprocess of particle scavenging. Recently, we explored the feasibility of determination of 241Pu and241

Am in environmental samples using sector-field ICP-MS (SF-ICP-MS). We modified theanion-exchange chromatographic separation and purification procedure for Pu isotopes, with particularemphasis on reducing the background at m/z 241 as a result of elimination of PbCl+ polyatomic
interference using HBr for Pu elution, instead of the commonly used NH4I-HCl system. Using
SF-ICP-MS with a high efficiency sample introduction system (APEX-Q), we achieved a detection
limit of 0.5 fg/ml, or ca. 2 mBq/g. For 241Am, we developed a rapid analytical method using a selective
CaF2 co-precipitation followed by extraction chromatography to effectively remove sample matrix andpre-concentrate 241Am. Low detection limit of 0.32 fg/g or 0.041 mBq/g, which is better than that ofalpha counting, was achieved. Applications to various environmental samples will be discussed.
IA E A -3 6 8 A m S F -IC P -M S s p e c tru m
6000

global fallout

0.100
local source+global fallout

238U

5000

Signal intensity (cps)

0.200

240

239

y = 0.0429x + 0.0561
2
R = 0.5371

Intensity [cps]Pu/ Pu atom ratio

0.300

In fo rm a tio n v a lu e 1 .3 m B q /g
O u r v a lu e 1 .3 2 ± 0 .0 9 m B q /g

4000

243A m

3000
1000

241A m

500

0.000
0.00

1.00

2.00

3.00

4.00

0
237

AR241/239
Fig. 1 Pu isotopic compositions in Sediments of Lake Qinghai.

238

239

240

241

242

243

244

Mass [u]Fig.2 Determination of 241Am in IAEA-368 ocean sediment SRM.

Rapid determination of short-lived radionuclides, 241Pu and 241Am in environmental samples using
SF-ICP-MS
ZHENG, J., YAMADA, M

1A05

液シンカウンターによる環境水中トリチウム測定の簡潔化(核融合研 1、名古屋大保健 2)○佐久間洋一 1、緒方良至 2【緒言】低バック型液体シンチレーションカウンターの測定下限以下に低下した環境水のトリチウム濃度を，液シン測定法によって簡単かつ正確に測定できる手法を開発することが目的である。逆浸透濾過（RO）と高分子電解質膜式電解装置，大型バイアル式低バックグラウンド液
シンカウンターを用いて，それまで 2 週間程度の時間を要していた測定を，3 日間程度で測定できる手法を確立した。その手法で 2003 年から 2007 年まで土岐地区の環境水中濃度を測定し
ほぼ 0.1～0.5 Bq/L の値を得た。この値は，電解濃縮を行わなければ有意な値を得られない濃度である。また，更なる省力化と時間短縮を行って，同程度の精度を得る手法も開発した。
【結果と考察】電解濃縮を伴ってトリチウムを液シン測定する場合，文科省のマニュアルでは，
簡単に述べると下記のような手順であり，この方法は現在も使われているものである。
(1) 採集した試料を濾過して蒸留（大量の試料蒸留は時間を要する）(2) 電解質を添加して電解濃縮（電流密度小で長時間，電解質濃縮のため限界と爆発の危険あり）(3) 濃縮試料に中和剤を加えて蒸留（コンタミに注意が必要）(4) 精製した濃縮試料とカクテルを混合してバイアルに入れ液シン測定(5) 濃縮度はスパイク法で決定（誤差が大きい）
これに対して我々が開発した手法は，(1) 採集した試料を逆浸透膜(RO)で濾過（RO 膜の大きさにも依るが通常 30 分未満）
(2) 濾過した試料をそのまま電解濃縮（電流密度大で短時間，濃縮限界なし，爆発の危険なし）(3) 電解濃縮後の処置はない（時間と手間の大きな省略）(4) 濃縮試料とカクテルを混合してバイアルに入れ液シン測定(5) 濃縮度は重水濃縮度を質量分析して決定（精度は高いが時間と手間が掛かる）と云うものである。
この手法で 2003 年から 2005 年の 3 年間土岐地区の環境水試料を測定した。
RO 濾過装置はセーレン社製 S-300 改，電解はペルメレック電極社製 TRIPURE で 1,400 mL から 70 mL，液シンカクテル(パーキンエルマー社製 ウルチマゴールド LLT)と試料の混合率 65
mL 対 65mL で総量 130 mL，液シン測定はアロカ社製 LB5 で 1,500 分間，重水測定はマイクロマス社製 PRISM Model で行った。測定結果は水蒸気を除くとほぼ 0.1～0.5 Bq/kg の値であり，電解濃縮を行ったので正確な値が得られたことを示している。水蒸気の値は僅かではあるが他の試料より有意に高かった。この手法を再検討したところ，電解は 1,000 mL から 33 mL への
体積濃縮度 30 倍に 47 時間，カクテルと試料の混合比 100 mL 対 30 mL，液シン測定時間 1,000分間で行ってもほぼ同様の結果が得られることが分かった。また，重水濃度測定に精密密度計
アントン・パール社製 DMA5000 を用いれば，質量分析計による測定と同程度の精度を簡単な操作で得られることが分かり，密度測定に換えた。2006 年からはその方法によって測定した。
結果はそれまでの測定とほぼ同様で，水蒸気を除くとおよそ 0.1～0.5 Bq/L の値であった。
電解濃縮を併用する場合，最終濃縮量が少ないほど有利である。したがって，小容量バイア
ル仕様の低バック液シンカウンターと電解濃縮を組み合わせる方が有利である。TRIPURE とLB5 で 20 mL バイアルを用いて測定しても，従来式より十分に有利な測定が可能である。
Simplification of Tritium Measurement in the Environmental Water by Liquid Scintillation Counter
SAKUMA Y. and OGATA Y.

海水中トリチウム自動計測を目的とした簡易精製法の検討○小藤久毅 1、秋濱(澤藤)奈都子 1、佐久間洋一 2、河村日佐男 1（日本海洋科学振興財団 1、核融合科学研究所 2）

1A06【はじめに】「六ヶ所村沖合海洋放射能等調査」の一環として、海洋におけるトリチウムの希釈・拡散過程の調査等を実施しており、今後、多数のトリチウム測定データが必要となる。
現行の海水試料中トリチウム測定では、時間および労力を要する蒸留による精製が主体であるが、より多くのデータを得ていくには、簡便かつ迅速な手法の整備が必要であり、理想的には採水から精製・測定まで自動的に行える装置の整備が望ましい。本研究では、自動計測に対応可能な手法として、安全かつ省電力で脱塩が可能な、逆浸透膜を用いた簡易精製法 1,2)
について検討した。
【実験】人工海水（純水に NaCl、Na2SO4、NaHCO3、KCl、MgCl2・6H2O、CaCl2 を添加して調製）、および溶存有機物濃度が異なると考えられる港湾（大湊港）および外洋（三陸沖）で採取した海水を試料として、手動脱塩装置（KATADYN Survivor 06）で精製した。精製
試料の一部は減圧蒸留により更に精製を行った。逆浸透膜精製試料および減圧蒸留試料は、それぞれ約 54 Bq/L となるようトリチウムを添加し、シンチレータカクテル（Ultima
Gold-LLT）と混合して液体シンチレーションカウンター（アロカ LB 5）で測定した。また、精製方法の違いがケミルミネッセンスに与える影響を知るため、数種類のシンチレータカク
テルを用い、トリチウム未添加試料と混合した直後からの計数率の時間的変化にを調べた。
【結果と考察】塩分 33〜34 である人工海水、港湾海水および外洋海水から逆浸透膜により精製した試料の電導度は、いずれも約 0.5 mS/cm であり、減圧蒸留試料（約 1μS/cm）よりも精製度合いは低いものの、約 99%の塩分を除去した精製水を 1 時間あたり約 1L 得ることができた。混合後十分に静置した後の測定結果は、トリチウム添加・未添加試料ともに逆浸透膜精製水と減圧蒸留精製水で有意な差は見られなかった。混合直後からの計数率変化は、使用したいずれのシンチレータカクテルの場合でも、逆浸透膜精製水と減圧蒸留精製水で大きな差異は見られなかった。これらのことから、本手法が海水中トリチウム測定のための簡易精製法として有効であることが確認できた。
100

逆浸透膜
減圧蒸留
バックグラウンド

Counts/ 60min

60

40

0

Ultima Gold- LLT：
逆浸透膜精製試料=50ml：
50ml
Aquasol2：
逆浸透膜精製試料=60ml：
40ml
Aquasol2：
減圧蒸留試料=60ml：
40ml
Ultima Flo- M：
逆浸透膜精製試料=50ml：
50ml
Ultima Flo- M：
減圧蒸留試料=50ml：
50ml

10

3

20

Ultima Gold- LLT：
減圧蒸留試料=50ml：
50ml

Hチャンネル計数率 (cpm)

80

0

50

100

Channel150200

図 1 3H 添加試料（3H 濃度約 54 Bq/L）計測時のβ線スペクトル（外洋水試料および Ultima
Gold-LLT 使用の場合、積分時間 250 分）

1

0.0

図2

1.0

2.0
3.0
4.0
混合からの経過時間 (hour)

5.0

6.0

3H 未添加試料とシンチレータカクテルの混合直後からの 3H チャンネル（20-89 ch）計数率の変化（外洋海水試料、積分時間 5 または 10 分）

本研究は青森県からの受託事業「六ヶ所村沖合海洋放射能等調査」の成果の一部である。
【参考文献】
1) 小金澤孝之ほか, Radioisotopes, 53/5（2004）p.277-285
2) 河村日佐男, 澤藤奈都子, 第 44 回アイソトープ・放射線研究発表会要旨集（2007）p.151
An examination of simple purification method for automatic seawater tritium
measurement
KOFUJI, H., AKIHAMA, N., SAKUMA, Y., KAWAMURA, H.

テクネチウムの化学アナログとしてのレニウムの植物中転流について1A07（放医研）○田上恵子、内田滋夫【緒言】物理学的半減期 21 万年の長半減期核種であるテクネチウム-99（ 99 Tc）は、非必須元素であるのにもかかわらず土壌から植物への移行割合が高く、特に葉に移行しやすいことが知られている。しかし、一旦植物の各部位に転流したTcが他の部位に再転流するかどうか（例えば、農作物であれば可食部等に再転流するかどうか）を明らかにすることは環境安全評価上重要である。今回、我々は同族元素であり化学形が類似しているレニウム（Re）をTcの化学アナログとして検討を行った。
【材料および方法】
Test-1：TcとReの吸収挙動とRe濃度の影響

ハツカダイコン（Raphanus sativus

発芽後、Hyponex養液で 20 日間養液栽培した後、①(13µM)、③99

99

Tc (0.25 µM)、②

99

L.）は、

Tc (0.25 µM)+Re

Tc (0.25 µM)+Re (134µM)及び④Controlを含む養液に移植し、各処理区 3

連で 3 日間栽培した（根のみ養液に接触）。3 日後に植物試料を葉、茎、根に分け、それぞれのTc及びRe濃度をICP-MS及びICP-OESで測定した。
Test-2：Reの再転流 ハツカダイコン（第 2 葉まで生長）を 670µM-Reに調整した養液にて２日間栽培した（本実験でも根のみ養液に接触）。一部はReを吸収させた直後にサンプリングし、残りはReを含まない養液に移植し、新葉の生長を待って 6 日後及び 15日後に根、茎、葉（双葉、第１葉、第２葉…）の部位別にサンプリングし、各部位中のRe濃度をICP-OESで測定した。

Distribution Ratio【結果と考察】Test-1 において、溶液中量及び植物中量の合計は初期添加量と一致しており、植物体から気体として放出されなかったことが確認できた。また、成長は無処理区④と差がなかった。図１には Tc 及び Re の各植物部位中の吸収全量に対1
Tc-only (Tc: 0.25µM)
する分布割合を示した。この結果から、Tc (Tc+Re13µM)
0.8
養液中の Re 濃度が Tc 量の 50 及び 500
Re(Tc+Re13µM)
Tc (Tc+Re134µM)
倍量であっても、Re の吸収挙動は Tc
Re(Tc+Re134µM)
0.6と同様であり、根を通り主に葉に転流していることが分かった。次に Test-2
0.4
では一時的に高濃度の Re を含む養液に よ り 植 物 体 内 中 に 取 り 込 ま れ た Re
0.2の再転流について調べたが、新しく生えた葉の中には Re は確認されなかっ0
LeavesFleshy root
Fine roots
た。このことから、葉に蓄積された Re
Plant
parts
は再転流しないことがわかった。Tc も同様であると予想される。
図１ 各部位中の Tc と Re 分布割合
謝辞：本研究の一部は資源エネルギー庁放射性廃棄物共通技術開発調査費の予算で行われた。

Translocation of rhenium in a plant -Use of rhenium as a chemical analogue of technetiumTAGAMI, K., UCHIDA, S.

1A08

環境放射能のキノコへの挙動について－キノコの種属と内部分布－(石川県保健環境センター)○小浦利弘、川畑俊之、吉本高志、柿本均【目的】過去に日常食中の放射能調査１）を実施した中で、食材にキノコが含まれた場合に、大気圏内核実験から数十年が経過しているにも関わらず、Cs-137 濃度が高い傾向がみられた。
このため、環境放射能のキノコへの挙動を石川県七尾市の山林で採取した自生キノコ（アカモミタケ、ウスタケ他、全 46 種）について調査した。キノコ中の放射能に関しては、体内被曝線量評価の観点からその濃縮性が着目されているところであり、原子力施設や今後の核実験から放出が予想される核種の挙動に関して予察的検討を行う必要がある。その基礎資料を得るため、キノコ、宿木、土壌に含まれる放射能及び安定同位元素について、元素間の親和性や移行について調査している。
これまで、自生キノコ中には、高い濃度の Cs-137 が含まれること、上部（カサ）に濃縮されること、高い移行係数を示すこと、Rb との間に相関があることなどを報告してきたが、さらに多くの種を採取することで、種属による相違等も確認されたので報告する。
【方法】自生キノコは石川県七尾市にて、2005 年 10 月 31 日に 2 科 2 属 3 種、2006 年 10 月
16 日に 5 科 6 属 8 種、2006 年 10 月 30 日に 4 科 4 属 5 種、2007 年 9 月 28 日に 9 科 11 属 18種、2007 年 10 月 15 日に 10 科 12 属 16 種、2007 年 10 月 31 日に 5 科 11 属 14 種、2007 年 11月 31 日に 3 科 4 属 5 種の採取を行った。キノコは、水洗して付着した落葉・土壌を除去した
後、低温の乾燥器で余分な水分を除去し、上部（カサ）と下部（ジク）に分け、細かく裁断し、凍結乾燥処理もしくは 105℃で加熱乾燥処理したものを測定試料とした。測定の結果によっては、450℃で灰化処理を行うことでさらに濃縮し測定試料とした。
測定は、ゲルマニウム半導体検出器（CANBERRA 製）を用いて 80,000 秒間測定した。K-40
や Cs-137 の痕跡が見られた場合については、順次時間を延ばして再測定を行った。
【結果と考察】 K-40 は、タコウキン科の一部を除き、500～2,440 Bq/kg(乾燥)であり、濃度には 5 倍の幅があった。
（今回測定を行ったタコウキン科は、コルク質や革質のキノコである
ため、他の肉質のキノコとの間に相違が確認されたと考えられる。
）それに対し、Cs-137 は N.D.
を除き 0.4～4,070 Bq/kg(乾燥)であり、約 10,000 倍の幅があった。科別に比較すると、Cs-137
濃度が高いのは、イッポンシメジ科、ホウキタケ科、ラッパタケ科であった。
キノコ内部での分布を確認するため、放射性核種濃度の上部（カサ）／下部(ジク)比を算出した。K-40 では、0.5～2.4 であり、キノコ全体としての部位別の偏在傾向は確認されなかった。それに対し Cs-137 では、スギエダタケを除いて 1.3～4.7 であり、上部（カサ）の濃度が高い傾向が確認された。安定同位体元素では、Mg、Cu、Zn、Rb、Ag、Cd,、Cs で上部が高い傾向が確認された。
キノコへの基質（土壌、宿木）からの移行は、K-40 では、土壌からの移行係数で 1.4～5.7、宿木からで 0.19～28 であり、K-40 は移行し易いことが確認された。Cs-137 では、土壌からで0.019～52、宿木からで 0.56～6.0 であり、キノコの種類により移行の程度に大きな差がある
ことが確認された。
【文献】1)内田賢吾:石川県保健環境センター研究報告書 33,221-222（1996）
Behavior of environmental radioactivity in Mushrooms
KOURA, T., KAWABATA, T., YOSHIMOTO, T., KAKIMOTO, H.
(Ishikawa Prefectural Institute of Public Health and Environmental Science)選択硫化反応を用いた再処理法の開発

1B01－236Pu を用いた Pu 硫化挙動の検討－(東北大・多元研)○桐島 陽、仁平敏史、三頭聰明、佐藤修彰

１．緒言

核燃料サイクルの再処理工程におけるウランの分離回収、廃棄物低減および省工程化に優れる新しい乾式湿式ハイブリッド再処理法として、当研究グループでは選択硫化と硫化物の酸溶解に基づく方法を提案している。この中で、ウランとともに核燃料物質であるプルトニウムの回収・利用は必要不可欠であり、種々のプロセスや工程におけるその挙動の解明が重要である。
これまで、セリウムを模擬元素としてその挙動を調べてきたが、本研究では 237Np のγ照射により得られる 236Pu トレーサーを用いて、プルトニウムの硫化挙動および酸溶解挙動を検討した。
２．実験

236

Pu トレーサーは以下の手順で作製した。真空封入した NpO2 ターゲット（237Np 約

30 mg 相当）を東北大学原子核理学研究施設の電子ライナック第 1 ビームコース照射設備の制動
放射照射用白金コンバータの後方に取り付け、電子エネルギー50 MeV(最大電流約 120μA)で、約
10 時間照射した。照射後、試料を溶解し陰イオン交換により精製し、最後にαスペクトロメトリ
ーにより同位体純度および放射能強度を求めた。得られた 236Pu 溶液をウラニル溶液と混合し、重ウラン酸アンモニウム（ADU）を生成後、空気中において加熱処理することにより、236Pu 添加
U3O8 試料を調製した。この試料を用いて CS2 による硫化実験を行った。ここでは CS2 溶液に窒素ガスをバブリングして得られる混合ガスを供給し、試料を所定温度(400℃、450℃、500℃)まで昇温後１時間反応させた。硫化処理済み試料は 50℃に加熱した 1 M 硝酸 100 ml 中で１時間酸溶解を行い、溶液を吸引濾過により残渣と分離した。この溶液に含まれる 236Pu とウランをアンモニア
水により沈殿させ、236Pu と 238U のαスペクトロメトリーにより放射能強度を測定した。ここから、硫化処理済み試料中のプルトニウムとウランの 1 M 硝酸への溶解率を計算した。
３．結果と考察

硫化処理済み試料から 1M 硝酸溶液中への Pu と U の溶解率を Fig. 1 に示す。

400, 450 oC では Pu, U ともほとんど溶解しておらず、500 oC では溶解率がわずかに上昇しているが、U, Pu ともに溶解率は 3%以下と低い。U および Pu の酸化物は 1M 硝酸に不溶であり、一方、
これらの硫化物は比較的酸に溶けやすいことが知5oられている。ここから、試料中の U と Pu は 500 C
硝酸に数% 溶解する結果となったと考えられる。
これまでに行った検討から、これらの温度領域で希土類酸化物は選択的に硫化することができ、得られる希土類硫化物も酸に選択的に溶解することが分かっている。従って、この関係を利用すれば使用済
み燃料中から、選択硫化と酸溶解により U, Pu と希土類との分離が可能となることが期待される。

Dissolution Ratio / %で、ごく一部が CS2 により硫化され、この結果、1M

U : as prepared
Pu : as prepared

4

3

2

1

0
400

450

500
o

Sulfurization Temperature / C
Fig.1 ウラン・プルトニウムの浸出挙動

Development of Spent Fuel Reprocessing Process by Selective Sulfurization- Study on the Pu Sulfurization by the use of 236Pu Kirishima, A., Nihei, T., Mitsugashira, T., Sato, N.

1B02

アルカリ金属塩化物水溶液中での f-元素の 3 級ピリジン樹脂への吸着挙動(東工大原子炉 1、JAEA 大洗 2)○鈴木達也 1、田中真以子 1、小山真一 2

Concentration / arb. units

Concentration / arb units【緒言】3 級ピリジン樹脂は弱塩基性陰イオン交換樹脂としての機能とソフトドナー配位子
としての機能を併せ持ち、その特性を効果的に利用することにより、様々な各種の分離に利用できることを示してきた 1。特に f-元素の吸着挙動については塩酸系溶液中ではソフトドナ
ー配位子として、硝酸溶液系では陰イオン交換基としての機能が発現することにより、3 価のアクチノイド(An(III))と希土類元素(RE)の分離 2 あるいはそれらグループ間の元素分離 3,4 に応用できることを示してきた。本報告では、アルカリ金属塩化物水溶液中における 3 級ピリ
ジン樹脂への f-元素吸着挙動について報告する。
1
Eu【実験】RE のみのコールド試験と An(III)を含む
Y
Sm
ホット試験を行った。コールド試験では樹脂高
0.8
La Ce
50cm で、ホット試験では樹脂高 10cm で試験し
Nd
0.6
Gd
Pr
た 。 ア ル カ リ 金 属 塩 化 物 は LiCl も し く は
0.4
LiCl-KCl 混合塩を用いた。
0.2【結果と考察】RE の分離例として塩素イオン濃0度で 10M に成るように調整したアルカリ金属塩
40
50
60
70
Effluent volume / ml
化物塩(Li:K=3:2)での RE のクロマトグラムを Fig.
Fig. 1 Chromatogram of rare earth elements in
1 に示す。ランタノイドでは Gd を除き、最も軽aqueous alkali metal chloride solution. (10M
い La から溶離して重い元素が順に溶離している。 Cl ion)
吸着挙動が観測される塩素イオン濃度が 5M 以
Ce Cm
Am
上では同じ傾向が観測された。この傾向は重い元
1素から溶離する塩酸系での吸着挙動とは全く異なる挙動である 5。なお、Y は溶離順は異なるものの重い元素のように振舞うという点では塩酸
0.5
系と比較的似た傾向を持つ。Fig. 2 にホット試験の結果(塩素イオン濃度 10M)のものを示す。希土類元素との比較では、RE が溶離してから An(III)が溶離する挙動は塩酸系溶液 2 と同じである。な0
お、Fig. 1 より Eu の分配係数は 6.52 で Fig.2 より
0
20
40
Cm は 26.2, Am は 34.8 となり、RE が溶離後にEffluent volume / ml
An(III)が溶離する ことの証左 となる。ま た、 Fig.2 Chromatogram of trivalent actinide andAn(III)内の溶離挙動も塩酸溶液系と同じように Ce in aqueous alkali metal chloride solution(10M Cl ion)
重い Cm より溶離していることを確認した。
【謝辞】本報告は、特別会計に関する法律（エネルギー対策特別会計）に基づく文部科学省からの受託事業として、国立大学法人東京工業大学が実施した平成１９年度「乾式再処理廃
塩からのマイナーアクチニド回収に関する研究開発」の成果です。
1. T. Suzuki et al. Prog. Nucl. Energy 50(2008)456. 2. T. Suzuki et al. JRNC 255(2003)581.
3. T. Suzuki et al. ibid 272(2007)257.
4.T. Suzuki et al. J. Alloys & Comp. 408-412(2006)1013.
5. A. Ikeda et al. JRNC263(2005)605
Adsorption behavior of f-elements on tertiary pyridine resin in aqueous alkali metal chloride solution
SUZUKI, T., TANAKA, M., KOYAMA, S.

イオン

1B03

(原子力機構 1、、に用いられる相から有機相への田

者らは動エネルギーを法を研究してきた。同法によれば、

制

できる利

、木村

、

加する電位

相と有機相間に電位えることにより
により

出

を

加

動させる電解

出

や分

数を精度

かつ高精度にイオン動を実現できる動セル(FECRIT)を開発し、イオンのかつ高選択的な電解

てきた。本

ではアクチ

た U, Np および Pu の電解
実験 FECRIT のさ 50cm,に 0.8mm

を

1
の

を含

に試料

法について

質の中

に

たした有機

テフロン管とを一定です(a)。有することにより面を成させる。本セルでは aqの体に対する aqorg

面の面できる。 線 aq
対極 、org に
を

した参

加し、

動を

成

線 org

極 と

グラムを

すると

bis(diphenylphosphinyl)methane(BDPPM)を中性

位子として 1,2-dicholoroetane に加

えたときの

化状

位は、An(VI)がもの An イオンの

面

試料水溶液

ガラス製容器（有機溶液を満たす）(b)

多孔質テフロン管(有機溶液相)銀線

30 V 正電位水溶液
2aq/org界面

動電
20mV、

0.8

に観測された。ま

1電位であり、An(IV)はた、同じ原子価の An イオンを比較すると一致した。一方、Np(V)は極めて
動電位は電位銀線出を行う。

結 果 と 考An(III)はさらに白金線(対極)参照電極、

電極を用いて aq org

ルタ

ともに、目的イオンの電解

合が大き

なイオン

対極および参位子を用い相

有機相(org)

果もあり、

の

線との間

(aq)

による

出分

線と

に

させた中

生成する中性(a)

テフロン管入したもの(b)を、電る。

1.0mm,

１に示す。

mの

線を

にガラス製容器出分

イド(An)と選択的に体を生相中で安定化させ、がある。これまでに

能性を

面に電位

)
1

出法では、目的イオンと安定な動させる。これに対し、

分

機

、

本大

2

性対イオンにより目的イオンを有機中のイオンを有機相に

解イオン

大理工 、

出分

行 、木原

イオンなどの分

して、イオンに

、

2

、

位子や

2

維大

イドの電解

1

田

性

工

1

○

成する

動セルによるアクチ(単位：mm)0.1
図１ 流液系迅速電解イオン移動セル(a)性であり、および多孔質テフロン管(b)の概略図

動電位はに観測できなかった。また、bis(diphenylphosphinyl)ethane (BDPPE)を用いると An(VI)に対し高い選択性が得られた。これら
の結果に基

と、

ら FECRIT で電解

全電解

能な

ラム電極電解法で An イオンの出することにより U(VI), Np(IV), Pu(IV)を

分

化状

を

整しなが

できる。

Separation of Actinide ion based on Electrolytic extraction by Flow Electrolysis Cell for Rapid Ion Transfer
KITATSUJI, Y., OKUGAKI, T., KASUNO, M., MAEDA, K., KIMURA, T., YOSHIDA, Z., KIHARA, S.

Eu(III)

1B04
1

2

Am(III)

1

1

1

3
2
152, 154

241

Eu(III)

Am(III)

20
1(DODTC)(DDDTC)(DBzDTC)(EHDTC)

0.10 mol/dm3
152,154

Eu

241

3

Am

0.10 mol/dm

1.0 µl297 K

1

NaI(Tl)pH

0.050 M
Eu(III)

Am(III)EHDTC

DBzDTC > DDDTCDBzDTC33

M3+ + 3HEx

MEx3 + 3H+

HEx = DBzDTCStudy on solvent extraction of Eu(III) and Am(III) using dithiocarbamate derivatives.
MIYASHITA, S., SATOH, I., YANAGA, M., OKUNO, K., SUGANUMA, H.

DODTC >

1B05

D-HIBA/酢酸溶液中での電気泳動法によるランタニドおよびアメリシ
ウム，キュリウム，カリホルニウムの錯安定度定数の導出と加 器実験への適用(阪大院理１，理研２，東北大金材研３)○菊永英寿 1，栗林隆宏 1，吉村崇
１，高橋成人１，篠原厚１，羽場宏光２，江崎豊２，榎本秀一２，三頭聰明３【はじめに】3 価のアクチニドとランタニドの性質は類似しているが，それぞれの系列内，又は両系列間で化学挙動を系統的に比較することで，4f 電子と 5f 電子の結合に対する関与の違いを調べることが出来る。しかしながら，重アクチニドの中には加 器を用いることでしか製 できない核種もあり，系統的に研究している例は少ない。我々は重アクチニドの化学的性質を調べることを目的に，キャピラリー電気泳動法に着目し，これまでに Am, Cm の相互分離に成功している[1]。本研究ではこの条件を元に，ランタニドおよび Am, Cm, Cf の詳細なデータを取得しイオン半径等を求めた。また本手法を加 器実験に適用したので報告する。
【実験】ランタニドを含むマルチトレーサーは理研リングサイクロトロンで金の核破砕反応で製 したものを，Am, Cm, Cf は東北大金研大洗センターにより譲渡されたものをそれぞれ精製して使用した。電気泳動は内径 100 Pm，全長 60 cm のキャピラリーに，D-hydroxyisobutyricacid を含んだ酢酸溶液を泳動媒質として充填し，落差法（10 cm, 10 s）により試料を導入した
後， 30 kV の電圧を印加して行った。電気泳動された試料をキャピラリーの陰極側に接続された分取装置により一定時間ごとに分取し，DおよびJスペクトロメトリーにより定量した。
加 器実験では Ln(16O, xn)反応により短寿命のランタニド核種を製 して実験を行った。生成核種をガスジェット搬送システムで化学実験室に搬送し，それを溶液化してキャピラリー
電気泳動の試料とした。
48【結果と考察】この溶液系ではランタニ
47ド，アクチニドの電気泳動移動度は，846以上の配位数を持っているときのイオン
Pm
Am
半径の順に大きくなることが分かった。
45
イオン半径が既知の元素について，電気44Sm
泳動移動度とイオン半径の逆数の関係を
43
Eu
Gd
Fig. 1 に示す。この関係を用いて Cm の42
電気泳動移動度よりイオン半径を求める
41と，108.5±20 pm であった。発表では導
40
9.1
9.2
9.3
9.4
9.5
9.6
出された錯安定度定数および加 器実験
-1
1
/
r
(nm
)
の結果もあわせて報告する。
[1]栗林 他 第 51 回放射化学討論会 3A05 (2007)

本発表は，特別会計に関する法律（エネルFig. 1. The relation between the mobility andthe inverse of ionic radius (CN = 8).

ギー対策特別会計）に基づく文部科学省からの受託事業として，国立大学法人大阪大学が実施した平成１９年度「再処理システムに向けた核分裂生成物の高効率分離・分析法の開発」の成果を含みます。
Measurement of stability constant of lanthanide, americium, curium, and californium in HIBA/acetate
system using capillary electrophoresis and its application to short-lived nuclides produced with anaccelerator
KIKUNAGA, H., KURIBAYASHI, T., YOSHIMURA, T., TAKAHASHI, N., SHINOHARA, A.,
HABA, H., EZAKI, Y., ENOMOTO, S., MITSUGASHIRA, T.

1B06

2-ヒドロキシイソ酪酸イオンが配位したランタニドの分離挙動と分子構との相関(阪大院理)○吉村崇、菊永英寿、篠原 厚

Sum of Ln-O Bond Distances / Angstrom【緒言】我々は重アクチニドの化学的性質に関する研究を行っている。化学的性質を知る上で結合距離や結合角等の構 情報を得ることは重要である。しかしながら、重アクチニドは加 器を用いて合成することが必要な元素もあること、マクロ量を取り扱うことが困難なことから、これらの元素の構 情報を得ることは難しい。そこで、我々は性質の良く似たラン
タニド(Ln)での化学挙動と構 情報との関係を導出し、その関係に基づいてアクチニド(An)の分子構 に関する情報を得たいと考えている。今回は、ランタニドやアクチニドを効果的に相互分離する錯形成剤の一つである 2-ヒドロキシイソ酪酸イオン (HIB－)に注目し、この配位子をもつ化合物の LnO 結合距離と分離挙動との関係を導出した。
【実験】Ln 塩と過剰の 2-ヒドロキシイソ酪酸を混合し、pH2-3 の酢酸溶液に調整した後、溶液を数日間放置した。プロメチウムを除くランタニド 13 種およびイットリウムで単結晶が得られた。これらの構 は単結晶Ｘ線分析により特定した。
【結果と考察】セリウムからテルビウムまでのイオンでは[Ln(HIB)3(H2O)]ユニットからなる
１次元ポリマー構 、テルビウムからルテチウムおよびイットリウムでは H[Ln(HIB)4]が得られた。合成法はほぼ同一にも関わらず得られる化合物の構 が異なるのは、ランタニドの後半に位置する元素が、より強く配位子を引きつけるためである。HIB－は、ヒドロキシル基とカルボキシル基でキレート配位し、全ての化合物で八配位構 であった。図１に八配位のイオン半径、各ランタニドでの八つの LnO 結合距離の和をプロットした図を示す。LnO 結合
距離の和は原子番号とともに徐々に小さくなり、八配位のイオン半径と非常に良い１次の相関を持つ。なお、イットリウムはこの相関から外れる。これは、f 電子を持たないことが要因と考えられる。HIB－を錯形成剤に用いた場合、キャピラリー電気泳動での分離
21
挙動はイオン半径に対しておおよそ１次の相関が見られ、LnO 結合距離との20間にも 1 次の相関を導出できることがCePr
Nd分かった。さらに、電気泳動の移動度のSm
Gd Eu
データを基に HIB－が結合したアメリシ
Tb
19
Ho Dy
ウムやキュリウム化合物の AnO 結合
Er
Tm
Yb
Lu
Y
距離を見積もった。
本発表は、特別会計に関する法律（エ18
ネルギー対策特別会計）に基づく文部科
1.00
1.05
1.10
1.15
学省からの受託事業として国立大学法Ionic Radius (C.N. = 8) / Angstrom人大阪大学が実施した平成１９年度「再処理システムに向けた核分裂生成物の図１．Ln-O 結合距離の和とイオン半径の関係
高効率分離･分析法の開発」の成果です。

A relation between mutual separation behavior and structural parameters in lanthanide
2-hydroxybutyrate complexes
YOSHIMURA, T., KIKUNAGA, H., SHINOHARA, A.

) )

O

1B07
=7

=7
X

ACACd

r

b
c

=7

ACAC

) )T

r
) )T
) )T

O )6

kp

)

+

ACAC

w

)

p

ACAC ) ) )T

k

d

d

6ACAC

r ) )T

kp

z

)

d

d

a

c
) )T

)

) )T

O

) )T

O d

8A

O

ACAC

z

a

O

m

+
) )T

0 (
a

a

i

=7
)

) )T

6)

ACAC d(

ACAC
O

-

) )T

O

d

a

z
d

=7

' ) ), U

) )T

d

a

w

/

d

O

)

a
)

r

=7

zd
d

w

d

ctr

zctr

. /

d

ACAC

we

wezctrtrd

mzctr

ACAC )

)

=7

tr

6

O

O

e

)

t
)

=7

) )T

c

O

d

( )

)

O
)

k

=7
ACAC

ACAC

)

O

z
d

=7

i

s
i

z

s
d
)

ACAC

d

tr

)

s

a

)

ACAC

e

)

w

e

e
n
w

e

) )T

w
O 6

a

Figure crystal structure for (2,2’-bpy)H[UO2(acac)(NO3)2]•(2,2’-bpy)(H atom are omitted for clarity)()

8ANA AGF AI
8ANA AGF AI

8F A ANA 1C A 2KO
8F A ANA 1C A 2KO

)''/
)''/

3-+
3-+

H-.
H.//

Preparation and crystal structure of U(VI) coordination compound containing 2,2’-bpy ligand
KITAZAWA ,T., KAWASAKI, T.

EXAFS 及び量子化学計算による

1B08

日本
○

田

子

同定

、Forschungszentrum Dresden-Rossendorf

研究開発、

溶液中でのネプツニウムの、 本、、Christoph Hennig、

み核 料の再処理、及び処理後に発生する放射性【緒言】ネプツニウム（93Np）は、廃棄物の処理 処分において、考 されるべき重要なアクチ イ の一つである。特に、ネプツニウムの溶液中における化学的特性の理 は、再処理プロの研究や廃棄物処分の評
価等にとって重要である。しかしながら、溶液中でのネプツニウムの化学的知 、特に溶化学種の 体に しては、でも 明な が い。本研究では、放射 をしたX
吸収（XAFS）分 法、及び量子化学計算法を いて、ネプツニウムの各種 溶液
中で形成されている化学種を同定し、 化 や溶液 成の 化による 体の 化についての検討を行った。
【実験】試料 液は 結NpO2（237Np）を濃溶液中に加 溶 させた後、素 溶液に えた物を いた。XAFS測定 試料は、試料 液を 発させた後、各種 溶液中に溶、 気化学的に価 調整を行った物を いた（[Np] = 0.04 M）。XAFS測定は共同放射
European Synchrotron Radiation Facility（ESRF）内の放射性物
ーム インBM20（ROBL）にて法で実 した。 度法による量子化学計算は、Gaussian 03
ー をし、CPCM溶ルとUAHF半 をしてB3LYPレ ルにおける 溶液中でのNp 体の化計算を実 した。
【結果】 溶液 の化学種をする上で、体は も 本的な化学種である。そこで、 ず素 溶液（1 M HClO4）中におけるNpの溶 化学種に しての検討を行った。
が非 に く、10 M HClO4
素 イ ン（ClO4-）はアクチ イ イ ンに対する 位上の高濃度溶液中でもClO4 はアクチ イ イ ンの第一 位 に 位しない が知られている[1]。 って、1 M HClO4中で形成されている溶 化学種は体であると考えられ
4+
る。EXAFSク ルをした結果、Np(IV)は[Np(H2O)10] 、Np(V)とNp(VI)はネプツニル
n+を った[NpO2(H2O)5] （Np(V): n = 1、Np(VI): n = 2）をとして取っている が示 された。一方、
ナ リウム溶液（1.5 M Na2CO3）中では、Np(V)とNp(VI)はn体[NpO2(CO3)3] （Np(V): n = 5、Np(VI): n = 4）として溶 しており、さらにpH = 13 上の性 溶 液 中 で は Np(VII) が 安 定 化 し 、 EXAFS と 量 子 化 学 計 算 に よ る
同定の結果、
3[NpO4(OH)2] を形成している可 性が高い が示 された。
2.40 Å

1.84 Å

1.77 Å

Np(IV)Np(V)

Np(VI)

2.49 Å

2.42 Å

[1] L. Sémon, et al., ChemPhysChem, 2(10), 591-598 (2001).
Structural Determination of Neptunium Species in Aqueous Solutions by EXAFS and Quantum
Chemical Calculations
IKEDA-OHNO, A., YAITA, T., OKAMOTO, Y., SHIWAKU, H., TSUSHIMA, S., HENNIG, C.

化粧品の放射化分析

1B09（ お 茶 女 大 1、 都 立 大 2、 武 蔵 工 大 3、 慈 恵 医 大 4）
○ 古 田 悦 子 1、 中 原 弘 道 ２ 、 岡 田 往 子 ３ 、 箕 輪 は る か 4【はじめに】

2001 年 よ り 、化 粧 品 の 全 成 分 表 示 が 義 務 付 け ら れ た 。こ れ に よ り 、化粧品のパッケージなどに成分が表示されている。しかし、含有率の表示義務はないた
め、殆どの場合「○％含有」といった表示はされていない。
最近の流行として化粧水、美容液、クリーム等に、白金、金、銀を含むと謳った基礎化粧品が存在する。加えた目的の謳い文句はさまざまであるが、多くの場合ナノサ
イズのこれら金属元素の美容効果が謳われている。白金、金、銀を含むことが特徴のはずであるが、これら金属元素についてもやはり、含有率の表示はない。従って、これらの金属元素を各化粧品がどの程度含有しているのか疑問である。さらに化粧品には、砒素、カドミウム等のネガティブリスト（添加禁止成分）やポジィティブリスト
（添加すべきではない成分）が存在する。これらにリストアップされた金属元素は含まれていないのかを確認すべきである。
本研究は、中性子放射化分析法を用い、化粧品中の微量元素の同時分析を行った。
【方法】

白金、金、銀を含むと謳っている基礎化粧品を化粧品専門店、百円ショッ

プ 及 び 通 信 販 売 よ り 購 入 し た 。 白 金 試 料 が 10 種 、 金 試 料 が ２ 種 、 銀 試 料 が 3 種 類 であ る (重 複 あ り ）。 標 準 試 料 と し て 、 白 金 、 銀 、 金 の 原 子 吸 光 用 試 薬 （ 和 光 純 薬 ） の 3
種 類 の 濃 度 を 用 い た 。 試 料 は 、 ろ 紙 （ ADVANTEC 5A, φ 16 mm、 東 洋 濾 紙 、 最 大 5枚）に吸収させ、赤外線ランプを用いて乾燥させ、ポリエチレンフィルムを用いて 2
重 に 封 入 し た 。 試 料 重 量 は 150～ 300 mg で あ っ た 。 日 本 原 子 力 研 究 開 発 機 構 JRR-3,
PN-1（ 熱 中 性 子 束 ； 5.2×10 13 n/cm 2 ･sec） に お い て 10 分 間 中 性 子 照 射 し 、 2 日 間 冷
却 後 に 測 定 を 開 始 し た 。こ の 測 定 開 始 は 、24 Na の 生 成 が 極 め て 強 い と 考 え ら れ る た め
で あ る 。ま た 、走 査 型 電 子 顕 微 鏡 － エ ネ ル ギ ー 分 散 型 X 線 分 析 装 置（ SEM-EDX）、蛍光 X 線 分 析 に よ り 試 料 の 画 像 お よ び X 線 ス ペ ク ト ル を 得 る こ と に よ り 、金 属 元 素 の 定
性および形状確認を行った。
【結果および考察】

試料中 1 種類のクリームのみ肉眼により金色の物質が確認された 。 こ の 物 質 は 、 SEM-EDX に よ り 金 で あ る こ と が 確 認 さ れ た 。 金 は 数 mm か ら 10
μ m 程 度 の も の ま で 、種 々 含 ま れ て い た 。ま た 、ナ ノ 化 白 金 を 含 む と す る 美 容 液 に は肉 眼 で 確 認 可 能 な 粒 子 は 含 ま れ て い な か っ た が 、SEM－ EDX に よ り 100 か ら 200 nmの白金粒子が確認された。
化粧品は有機化合物を多く含むため、中性子照射の際、試料の揮発および温度上昇
が 問 題 と な る 。し か し 、本 研 究 に お け る 試 料 調 整 に よ り 、中 性 子 照 射 が 可 能 で あ っ た 。
検 出 限 界 は 、 例 え ば 白 金 で は 、 5,000 秒 測 定 に お い て １ ppm で あ っ た 。
試料は、各々が含有すると謳っている金属元素を含むものもあれば、検出限界以下のものもあった。また、ネガティブリストに挙げられている砒素、カドミウムは、本測定条件では検出されなかった。金属元素の含有率には差があり、例えば白金では、
1 ppm～ 80 ppm ま で 、幅 が あ っ た 。一 方 、化 粧 品 の 価 格 と 、こ れ ら 金 属 元 素 の 含 有 率や不純物の含有量には、相関関係が認められなかった。

Instrumental neutron activation analysis of cosmetics
FURUTA, E., NAKAHARA, H., OKADA, Y., MINOWA, H.

1B10]¡qjè6nċ¶Ç&3\ÓíÚÿÅ¶Ç XÀv ¤xq±{s·µďHVN °½Þª 

ęĆó 

yôkW 

îþ\ ¤xq±¾*{Ëâ)\ Æ1)\ (02×Öjè6¤ jè(£ ×Öjè£!¤ bd)¤p3¤ï)6Å3&(02 ×Öjè6ď3q±¾%3 ¹~Ö(¤xq±¾*  ÒxÖĂ¦,)Ô/¶ÇÏć)q±('¡²6$! ĉ Ð(¶ÇÏć)q±($*q±i) SI ,)DTV<HRC8&[Û)āgû¼4$2 \ ¤xq±¾($.)û¼(ã3û3 \ ¤xq±¾)]'[Ûû&$*Í\ ¯)ć¤ïÿÅ(aÿ¥ă ´ďï)Øï ð143Í\ ¯)ć )ù¸(*Ă¦ »Ĉ¶Ç&«(Í!IQB;=OF@V6Ô
$ù¸3§¾WòÖ%3  IQB;=OF@V¾%*Ă¦(Ø¢l!
\ ¯6Ù3&*%' W§ IQB;=OF@V¾&*r(Ă¦|+»Ĉ¶Ç(¨Ùď)nċ¶ÇÏć6Ât3.*]¡qjè6nċ¶Ç&$Ô3&% YĀĝ)]û'[Û6cÄ%3}ñ 3 ®Úà%* ¶Ç&$)Ì
·¶ÇÁ{¦Ïć)æāg6õ!-(û'ď¡q)q±6 ]¡qjè6nċ¶ÇÏć&$Ô3\ ¤xq±¾%õ"! mdÖ(* Zr ¶ÇÁ){¦Ïć%3ĘæĐ Zr \) Hf 6]¡q) Zr 6nċ¶Ç&3\ ¤xq±¾%ď! 14!q±i)[Û6āg3&&.(  ćďq±¾%14!ê²&.»Ĉ ¬éÖ(nċ¶ÇfÔ\ ¤xq±¾)­Ô 6āg3&6×Ö&! ė©đMCR7S>úĘæĐ ZrĚLot No.Zr-LO-2, Hf 6Ĕ!æöÜi 99.995%
ČèĜ100 ppm `Z 1 g #)hrwøě6Ă¦&! ĘæĐ Zr \) Zr Ê* NMIJ
Zn ¶ÇÁ%³¸! 0.01M EDTA 6Ô3È¾%¼-! Hf ď(* NIST SRM3122 Hf
standard solution[ Hf:9.92 mg/g±0.02 mg/g (k=2.02) ]6´ďï)e¡(Ô! ÍĂ¦)e¡(* ©áĖïúĘæLR9ATU6Ô! hrwø4! 1 g )Đ Zr 5 ÷1 å
50mgĚ0 2mm ü)á§dě)Đ Zr 64 4 4 h hr)©áĖïúĘæLR9
ATU÷(äß! 1(Ã¿'7EGUCB;Ýú No5C 5çĚ15mm 15mmě6W)LR9ATU÷(l4! ( NIST SRM 3122 Hf standard solution 1ºĕÖ(č! Hf ¶ÇÁ&ĘæĐ1Ąú!Đ¶ÇÁ6 30 mg ÈZ! LR9ATU÷6^Ďl! \ Í*©®{sÚàĒÕ·µ JRR-3M PN-1ĚÎ\ ¯ 5.2 1017 m-2 s-1ě% 20 qēõ"! 3 ©ēoz Í:PJ?S6Ē ÷6_£ 95Zr 181Hf 198Au¤p3 ï6Å!
ïÅ*Ă¦ 3 `Yõ"!
ï=K;DS)ý±*Spectrum Navigator (SEIKO EG&G) & Hypermet-PC(KFKI, Hungary)%õ"!
ê²&ðÑïÅ6ëì\%3 Õö%*nċ¶ÇĊÔ(03[Ûû)cÄu² ďi)[Û ICP ćďq±¾(03 Hf q±i&)»Ĉâ(#$ąÉ3

Neutron Activation Analysis of Hf in Zr metal using an Internal Standard Method
MIURA, T., MATSUE, H., KUROIWA, T., CHIBA, K.

重

1B11

発ガンマ線分析による(原子力機構1、
光生1、

高和

産物

の測定

機構2)○藤

技術振
1

輔1、大

1

、木村

1

、

2

、村上

本原子力研究開発機構の研究 3
中性子ガイド ール C-2 ラインに 重ガンマ線を用いた 発ガンマ線分析(MPGA)を行うための 置を開発している。従 法である PGA
が 1 の 発ガンマ線検出器を用いるのに対し、MPGA では 2 以上のガンマ線検出器を用
いて 2 本以上の同時に放出される 発ガンマ線を検出する。これにより、のをけ い、の同定が容 になる の リットが得られる。
発ガンマ線分析(PGA)は 全な分析であり、殆ど理を必要としないため、スクリーニング分析に している。しかし、 産物やプラスチック はを含 ため、従法の PGA ではのにより精度を向上することが しいがした。
は発ガンマ線を同時に 1 本しか放出しないため、MPGA ではそのを 果的に り事が出 る。
PGA と MPGA との比較の 、シグ ル
イ 比(S/N)ののための 置開発、スクリーニ
ング法のための補正法の検証を行なった。
置開発及び実験重 発ガンマ線分光 置は立体 が大きいため、ビームラインにする()からの 発ガンマ線も検出され、バックグラウンドとなる。このバックグ
ラウンドを減らすためにビームラインの化 を行ない、 リウム(またはガス)によってを置 することによりをした。 重 発ガンマ線分光 置を用いて標準試料(1 )、プラスチック標準試料(
1) の測定を 1 試料につき分から 22 分程度 PGA と MPGA にて行った。
結果と考PGA と MPGA ス クトルの比較により、バックグラウンドとなるからの発ガンマ線が低減されていた 参
１か、PGA ス クトルでは同定がな 発
ガンマ線 ークが MPGA で容 に行なえるがあった。また、標準試料から ドミウムの検量線を得た。サンプル ル ーや中性子体に含まれるフッ からの 発ガンマ線を用いた補正により検量線はな 線性を示した。
本研究の一 は、JST イ ベーションサテライト
における 成研究として行ったものであり、ここに
を示す。
[105]

[105]

ウント

4

PGA

1

0.8

3

0.6

2

0.4

1

0.2

0
0

1000

2000

0
0

エネルギー(keV)
1MPGA

標準試料の測定で得られた PGA 及び MPGA

1000

2000

エネルギー(keV)ス

クトル

Measurements of agricultural samples using MPGA
TOH, Y., OSHIMA, M., KOIZUMI, M., FURUTAKA, K., KIMURA, A., MURAKAMI, Y.

1B12

ā

ÖLmdæÂñç8®ÇÆ ćÚ Û  ¯ ï ° ë Ç Æ    ¥ × Î ¿p¨ª 

¼¿´ í¹ú 



£Ê{Ô  ¶06ÂË4"Aā ÖLmdæÂËĈMultiple Prompt Gamma-ray Analysis, MPGAĉ
D¡Ò-A0<7ăÖ,3(0āLmdæÄ~ñçĈSTELLAĉ' ¦® 20 § 7 »7·¾
ØßăÖÇÆ ØßÕÏ JRR-3 8q¬LGZcnj C2-3-2 _nehGm7&#
3®,084 /8Åò72#3-A!
  Ā`EmZĈtðČí¹ú ¦®  §  »>@  §Ąĉ&>:ÇÆal^nØßráDC. ¦®   §  »7Nln]Ä~8 RVY'±10!ćýXnT
Ćñç8ăÖDC.3î# «À5Ý©8óé4 }Ó¸Ą Ü5#$  yup
8ćý'?B0!;0 êÍ Dé7-AÌwàãxåñç5KnYOmahnDµz,0!¦®  §©>@  G\bnPgmè®ØßĈtðČ¥×Î ¦®  § »>@  §ĄĉDă, pôNln]Ä~ċ7% øÄ~ĊDõ,ûýLmdæJ[jMnùÈS`YĂS`YHIF&>:ÃÞÉ8LmdæXnTbnQ8ăÖDÿ<3#A! *B?9ÒöÕDÿ<3&@ À§©½7®-A!
 *8  ñç8®7>@ Á¢³ ÁkiOnURmTn5ÇÆ8|Øß4"Aþ²āÐØßĈ §©>@â  8ØßÇą'ĉ8fm]n7>A 
8ÕD¦®  § »>@ă,0!*8Çv7  48  ñç8ÒÑ ;0ºüÿ¤8"10   7&)A  Õ72#3=+äs-A!
 ¾Øß8oĀ9 JST G\bnPgmOWhGYì7&)Aè®Øß5,3î10=8
4"@ **7÷­DÙ-!

 ÇÆ  7&)AāÖLmdæÂñç STELLA

参考文献: 1. 村上他，本予稿集 1B13(2008).

Completion of Multiple Prompt Gamma-ray Apparatus
OSHIMA, M., TOH, Y., FURUTAKA, K., MURAKAMI, Y., KIMURA, A., KOIZUMI, M.

1B13

多重即発ガンマ線分析法による標準試料測定評価(科学技術振興機構 1、原子力機構 2、東レリサーチセ 3)○村上幸弘 1、
大島真澄 2、藤暢輔 2、木村敦 2、小泉光生 2、古高和禎 2、初川雄一 2、須志田一義 3、谷口舞 3

微量元素定量分析を行う有力な手法の一つとして即発ガンマ線分析法が知られている。即発ガン
マ線分析では原子核が中性子捕獲直後に放出される即発ガンマ線を計測し、そのガンマ線のエネ
ルギーから元素同定、その強度から試料中に含まれる元素の定量評価を行うことができる。
現在、我々は多くの即発ガンマ線がほぼ同時に同一の原子核から放出されることに注目し、即発
ガンマ線分析に多重ガンマ線分析法を適用した多重即発ガンマ線測定による迅速・非破壊・高感
度な微量元素分析法の開発を進めている。多重即発ガンマ線分析法では多元素同時・非破壊分析であり誘導放射能が無視できるほど低いなどの即発ガンマ線分析法の特徴に加え、多重測定を行うことによる検出限界や精度の向上が期待される。
今回、日本原子力研究開発機構の研究用 3 号炉中性子ガイドホールに設置された多重即発ガンマ線分析装置を用いて標準単元素試料およびプラスチック標準試料に対する多重即発ガンマ線測定を行ったので、その測定結果に基づき本手法の特徴を紹介する。多重即発ガンマ線測定における標準単元素試料の測定結果例としてプラスチック標準試料（BCR680）に対する 2 次元マトリクスを図に示す。この 2 次元マトリクス上のピーク位置（同時測定された 2 本のガンマ線のエネルギー）と強度から試料中に含まれる元素を同定・定量することができる。
本研究の一部は(独)科学技術振興機構イノベーションサテライト茨城における育成研究課題として行ったものである。ここに謝意を表する。

図 1 プラスチック標準試料（BCR680）に対する 2 次元マトリクス

Measurement of standard samples by multiple prompt gamma-ray analysis
Murakami, Y., Oshima, M., Toh, Y., Kimura, A., Koizumi, M., Furutaka, K., Hatsukawa, Y.,
Sushida, K., Taniguchi, M.

1B14

多重即発ガンマ線分析(MPGA)法による宇宙化学的試料の分析(首都大院理工 1，原子力機構 2)○大浦泰嗣 1，海老原充 1，大島真澄 2，
藤陽輔 2，木村敦 2，小泉光生 2，古高和禎 2【はじめに】 中性子ビームを利用した即発ガンマ線分析(PGA)法は，隕石や岩石を構成する
主要元素のほとんどを定量することができる．また，原子炉内に試料を挿入する必要がない
ため分析に供する試料サイズの制限が緩く，大きな試料でも非破壊で分析することが可能なため，隕石の初期分析に適した方法である．しかし，ほとんどの元素は多数の即発ガンマ線を放出するため即発ガンマ線スペクトルは非常に複雑で，複数の元素からのガンマ線が重畳することも少なくない．また，微量元素からのガンマ線の検出は困難なことが多い．
多数の検出器で試料を囲み，即発ガンマ線を同時計数する多重即発ガンマ線分析(MPGA)
法は，微量元素の検出を可能にし，ガンマ線重畳の減少により定量値の確度向上ができる 1)．
そこで，2007 年に JRR-3 実験ホールにほぼ完成した MPGA 装置を用いて，隕石・岩石試料の多元素分析を試み，本装置の性能を調べた．
【実験】 検出器群は 8 台のクローバー型 Ge 検出器(計 32 個の Ge 結晶に相当．ただし，実験日は 2 結晶未使用)と BGO 検出器(ただし，実験日は未使用)からなる 2)．FEP フィルムに熔封した試料に CO 2 ガス雰囲気下で冷中性子を 30 分〜3 時間照射しながら，即発ガンマ線を測定した．同時計数されたガンマ線をイベントごとに記録した．一部の試料については，従来の PGA と同様にシングル測定を行った．
【結果】 感度: ホウ素試薬を用いて，シングル測定での感度を JRR-3 に設置されている従来の PGA 装置の場合と比較した．PGA は 0.85 cps/μgB に対し，MPGA では検出器 30 台の合計は 42.5 cps/μgB で，約 50 倍感度が高かった．
ガンマ線ペア: 核構造データ(ENSDF)からは強度がわからないので，試薬試料を照射して，強度の強い同時計数ガンマ線ペアを調べた．最も強度の強かった(検出器の計数効率も含む)ペアを次に示す(単位は keV); Na = 781 - 91，Mg = 390 ‒ 585，Si = 3539 ‒ 4934，Ti = 342-1382，Fe = 230 ‒ 122，Ni = 362 - 156．Si 以外はすべて ENSDF の adopted level にカスケードとして記載されていたが，Si は記載されていなかった．Si でのペアは熱中性子による
28
Si(n, γ)反応によるレベルとして採録されおり，本実験での結果はこのデータと矛盾しない．
内標準法による定量: Si-Ti-Fe 混合物(0.4227 g，比較標準試料)，JB-1(250.9 mg)，Allende
隕石(256.6 mg)，南極隕石(154.46 mg)を照射し，元素定量を試みた．不感時間の補正ができないため，Si を内標準元素として元素濃度比を求めた．表 1 に JB-1 と Allende の定量値を推奨値とともに示す．JB-1 は推奨値とほぼ一致した定量値が得られたが，Allende は JB-1に比べて推奨値との一致が良くなかった．本実験では試料
表 1 定量結果
量が適当でなかった可能性もあるが，正味計数率の算出法
JB-1
Allendeや true coincidence と chance coincidence の関係を検討
0.03300.00425する必要がある．検出限界は従来 PGA 法とほとんど同じレ Ti/Si(0.0323)(0.00561)
ベルであったが，BGO を用いた Compton suppression 測
Fe/Si
0.285
2.06
定を行うことで向上すると考えられる．
(0.257)(1.47)
参考文献: 1. Y. Toh et al., Appl. Radiat. and Isotopes 64 (2006)
751. 2. 大島他，本予稿集 1B12(2008).

()内は推奨値

Analysis of cosmochemical samples by multiple prompt gamma-ray activation analysis
OURA, Y., EBIHARA, M., OSHIMA, M., TOH Y., KIMURA A., KOIZUMI M., FURUTAKA K.

1B15

ó©ÑúHí"0ÝÚìé9u»À¬ô²«}ë±  Zo`LWs  Ïø¯ăÊ  āčÝÚìé:Ğ Č'Ĥ7ýĦBh^n\SXþ5,3ĩä´9   H?
/90@¸ğþH Ï.F9'Ĥ7ďÃ4!FĞ Č8CFãÞHºċ5,7"À¬ ÏÙ:)9C#7ê¹HA2ďÃ9 Ï8:ě,0¾Ù4!F,&,u»À¬ ÏÙ4: .F  &Dđ­+GFÑú'Á9ï7FM_oRs9PrhĂH
À.F0@¦HĜ(FÅÙ5,3óÉġç¬8CFó©ÑúHí"0£ğ&
7ÉġHA#(0¶9Ġ©Ñú8CF£ğ'Ą$DGF/)4w:óÉġç¬H×Ėð§È8ĉ$F®å8CFóÉġç¬8C13ÝćflOQĕ{ĝ9þ ÏHĉ10¤Ĩ Ï ďÃ 9 ĒÂİ ÏďÃ4!FÝć:¥òô²³°á8Ćæ8ì¼.Fq
OkH12 Ë&D 3 Ë9Ìġ8ï7FìąÖģ9A9H¿,0fl:°á4ħÕ+G
0~{Hí"0OQ:¥òĝ%C;ĥ4ħÕ+G0hPQH¾,0ďÃ:.<3ØĚØĈîØ4ÛÜ¶| 7Ø HesbsYNo4Ģ,qOk:Ġ+Å8įĬĪcm 8 Äfl%C;hPQ:¢*58 Ħ,3Āvè,0io4üö,3
·DG0vèüÍ 0.3~0.5g HgnM[praKJo8ª-ė>ç¬ďÃ8,0
×Ė Ôâ é ēİí"0×ĖÔâéē:yt9ęE4!FNIST SRM 1566a, 1566b Oyster
Tissue, NIST SRM 1549 Non Fat Milk Powder, NIST RM 8415 Whole Egg Powder, NIES/NIRS
CRM Typical Japanese Diet, BCR CRM No. 279 Sea Lettuce, NIES CRM No.9 Sargasso, NRCC
DOLT-1, NRCC TORT-2, NRCC TORT-1, BCR CRM 278 Mussel Tissue, NIES No. 6 Mussel, BCR
CRM 414 Planktonç¬ İç¬:Zo`LWs¡ SLOWPOKE-2 õûíåÆĎ4ĉ10ĭùġ&DĮĪùġ9ç¬¶8ě7ÉġHA#(/9¶Trd^r Udp\Vmr VX]j8C
FĂà£Hĉ10þ 9£ ğ İþ9£ğ:þ9  Ċī £ğ8í"0Ñú
ÔâãÞ!F":×ĖÔâéēH £ğñð
ì½Ñú
ßÌ
ĂM_o
Ó9Îz4ç¬à£.F)54ĉ1
þ
Rs (keV)0w£ğ8í"0Ñú9»ēHĊAg
Ag-11024.6 s
657.76
ī8÷.
Al
Al-28
2.24 min1778.99                BrBr-80
17.68 min616.3
ĀÐ5Ą¨×ĖÔâéēHç¬
I
I-128
24.99 min442.9
à£,0ĂXeS^o8:Ċī9
Se
Se-77m17.45 s161.93
Ă9x8Ba-131m (14.6 min, 108.12
V
V-52
3.75 min1434.08keV), Sc-46m (18.75 s, 142.53 keV),
Rb-86m (1.02 min, 556.07 keV), Cu-66 (5.10 min, 1039 keV)8Ĕ.FcsS'Ò+G0,&, ÏďÃ8:)GDĂ:=5I6Ò+G7&1094£ğ:Ċī8÷.Įþ
82"3ĉ10ĀÐ9Đÿ:µÇĘ<F
Neutron Activation Analysis of Marine Samples by Short-life Nuclides
FUKUSHIMA, M., CHATT, A.

1B16

過 剰 230Th に よ り 年 代 決 定 さ れ た 遠 洋 性 海 洋 堆 積 物 表 層 に お け る
Aragonite-Calcite 相転移(東大院総合 1、産総研 2、東大海洋研 3)○小豆川勝見 1、金井豊 2、佐野有司 3、
松尾基之 1

Normalized intensity (a.u.)

LSR / cmkry.

-1

log(

230

Thex)

[はじめに] 海洋堆積物の生物遺骸に多く含まれる aragonite は自生作用によって calcite へと結晶構 が変化することが知られている。これは aragonite が calcite と比較して結晶構 が僅かに不安定であることに起因しているが、この自生過程における結晶構 変化の詳細な過程が未解明である。試料採取地点における自生過程を高時間分解で解明することは、堆積環境が異なる地点における自生作用の解明にも大きく寄与することが出来る。そこで本研究では過剰 230Th 年代測定法(U-Th 年代決定法)による堆積年代決定とともに、放射化分析法による多元素分析、堆積物中の Ca をターゲットにした XAFS 測定によって Ca 結晶構 変化を高時間分解能で明らかにすることを目的とした。
-0.4[実験] 試料は南太平洋上 New Zealand 領 Chatham 諸-0.5
島沖の約 4600m の深海底から採取された遠洋性海-0.6
洋堆積物の表層である。試料のリカバリはマルチプ-0.7
ルコアラを用いて採取したため約 30cm であり、採-0.8
取時の攪乱はないものと推定される。試料は鉛直方
2
向に 0.5-1.0cm 間隔で裁断し、日本原子力研究開発
1
機構研究炉 JRR-4 機器中性子放射化分析法および高エネルギー加 器研究機構 Photon Factory 内の
0
5
10
15
20
25
30
depth / cm
BL-9A/9C による XAFS 測定を適用した。
230
1 log( Thex) and liner sedimentation rate by[ 結 果 と 考 察 ] 堆 積 物 の 区 間 毎 の 堆 積 度 (Liner Fig.
depth.
Sedimentation Rate ; LSR)を Fig. 1 に挙げた。0-7.5cm,
2
1
15.5-22.5cm, 22.5-29.5cm の LSR は 1-3mm/1000yr であり遠洋性堆積物として通常の 度であるのに対して 7.5-15.5cm の LSR は 18mm/1000yr という高 な堆
積 度であることから氷期に堆積していることを示
Calcite唆している。また、放射化分析法による多元素分析と XRD 測定から、堆積物に含まれるすべての炭酸塩(d)は low Mg calcite であり、存在しうる結晶構 は
calcite と aragonite である。Fig. 2 は堆積年代別の Ca(c)K-edge XANES スペクトルである。堆積年代 1.6kyr.
の堆積物のスペクトル(a)の edge はシャープである(b)と同時に edge 近傍には Fig. 2 中の(1)で示す位置に特徴的なショルダーを有し、aragonite に酷似している。
(a)
堆 積 年 代 4.1kyr. の 堆 積 物 の ス ペ ク ト ル (b) で は
aragonite と calcite の比がほぼ 1：1 になり、128kyr.
Aragoniteのスペクトル(c)では、ほぼ完全に aragonite 状に変化
4.02
4.04
4.06
4.08
4.10
する(Fig. 2 の領域 2 参照)。この傾向はコアボトムまEnergy / keV
で連続的に続いた。採取地点の深度が CCD 境界を越 Fig. 2 Ca K-edge XANES spectra of pelagic
えているため、aragonite のみが海水や間隙水に溶脱 sediments of various sedimentation ages. (a): 1.6kyr(depth: 1.5cm), (b):4.1kyr (7.5cm), (c):128kyr
した可能性があるが、Ca 元素濃度および XRD スペ (19.5cm), (d):201kyr(29.5cm). Line 1 indicatedon edge at ca. 4.04keV. Spectra had
クトルからその可能性は低い。従ってこれらのスペ shoulder
specific variation in region 2.
クトル変化の原因は自生作用に因るものであり、高時間分解による aragonite - calcite の連続的な結晶構 変化が明らかになった。
Aragonite-calcite phase transition of pelagic surface sediment dated by excess 230Th
SHOZUGAWA, K., KANAI, Y., SANO, Y., MATSUO, M.

試料のウランL-III 吸収2

井[はじめに]
層化

夫2、、でのウランの動を知ることは放分の安全評価やウラン

核

化状

動

性

動

測に有

である。しかし

化

試

(b)

mg/kg

の

L 線が、

的に含まれるRb K 線やSr K 線

光XAFS分析で用いられるUにしていることが考えられる。本研究では、ラウエ型の分光結(BCLA, Oxford)を用いてこれらのX線のを行い、得られたXANESからこれまでは
化状の[試料・分析]
ング

13.5
14.0
Energy (keV)

14.5

UL 1
Rb K

13.0

with BCLA
Sr K

13.5
14.0
Energy (keV)

14.5

Fig. 1. XRF spectra with and without BCLA

、ウランの

光X線の選択的な出であったウラン濃度が低い試料中のウランの定を試みた。
試料として新で得られたーリ

度 50 m、

68 mm)を用い、異なる

度か

ア試料(Br3-3、ら 7 試料を得た(Br331

Br337)。試料の分解を行い試料中のU、Rb、Sr濃度をICP-MSで測定した。XAFS測定のため
た後で

Sr K

UL 1
with BCLA

13.0

因として、ウランのLIII 吸収
試料に

Rb K

1

without BCLA

化や高濃度汚染試料などが主な対象であった。その原化

子 3 、清田(a)

物

試料中のウランの料中のウランのXAFS分析は、これまでウラン濃度が数
以上の

、

夫1、

、高

さ れて お り 、 XAFS(X-rayに大き定はウランの3

田

表層のウランのabsorption fine structure)法を用いた状、の性質を利用した的研究を行う上で重要である。

は ウラ ン の3

1

本

レット状に成型した。U LIII-吸収

ア試料は

状にし

XANES(X-ray absorption

with BCLA
Normalized absorptionの理 1、産総研 2 、SPring-8/JASRI3 )○大

Intensity(

光分光法による高感度測定

Intensity x 10

1B17

XANESのwithout BCLA

near edge structure)はSPring-8 BL37XUにおいて測定した。Rb K 線(13.395 keV)とSr K 線(14.165 keV)が、線 (13.615 keV)にどの程度の使用の有無によるXRFス

光XAFS測定に用いるU L 1

しているかを確認するために、BCLA
クトル及びU LIII-吸収

XANESの

いを

17.12

17.16
17.20
Energy (keV)
Fig. 2. XANES spectra withand without BCLAた。

[結果・考 ]
ア試料中のウランの濃度範囲は 0.960 124 mg/kgであった。BCLAの使用によってRb K 線とSr K 線からのX線は大 分がされ、U L 1線が選択的に 出されることが分かった(Fig. 1)。ウランの 光X線に対するバックグラウンドの比(S/B比)は
BCLAの使用により向上し、XANESス クトルの質も向上した(Fig. 2)。S/B比とU/Rb比には相関があり、U LIII-吸収 XANESの測定にはウランの 対濃度 けではな 、との比がすることが示 された。BCLAの使用によって、ウラン濃度が 0.960 mg/kgの試料についてもU LIII-吸収 XANESを用いてウランのおおよその 化数の推定が 能であることが示された。本研究の結果を基にな標準物質についてウランの 対濃度と
試
U/Rb比を比較し、U LIII -吸収 XANESを用いて 化状 が 定できる 能性のある料の検討を行った。その結果、 性 成 、 マンガン
ュール、
な
物及び
について、U L III-edge XANESが得られる 能性が示された。
High-sensitive measurement of uranium LIII-edge X-ray absorption near-edge structure (XANES) for
the determination of the oxidation states of uranium in crustal materials
Yamamoto, Y., Takahashi, Y., Kanai, Y., Watanabe, Y., Uruga, T., Tanida, H., Terada, Y., Shimizu, H.

1B18

炭素 14 抽出のための石英溶融炉の設計（京都大学原子炉実験所 1、名古屋大学年代測定総合研究センター2）○窪田卓見 1、太田朋子 1、馬原保典 1、中村俊夫 2【緒言】
宇宙線の照射を受けることで、石英中に炭素 14 が生成する。炭素 14 は地 化学において有効な分析ツールのひとつであり、例えば、生成量より地表の削剥速度を算出することができる。石英は化学的に安定であるため、信頼性の高い記録媒体となる。炭素 14 の分析のために、本研究では以下の処理を行う。石英粉末に石墨（担体炭素）を加えて石英溶融炉で加熱処理（2000℃で 3 時間）を施し、発生する一酸化炭素を加熱した酸化銅に通すことで二酸化炭素に転換した後、精製を行う。精製ガスの一部は安定炭素同位体比測定に供し、残りは水素雰囲気下でグラファイトに還元し AMS測定に供する。
これまでに、宇宙線による炭素 14 の生成量が無視できる地下深部から採取した石英を分析したところ、担体炭素の回収率は 2%、炭素 14 年代は 28,277（yBP）、δC-13 は-5‰となった。本稿では、定
量的な分析のため、担体炭素の回収率の向上についての検討および前述の結果と担体炭素の同位体分析の結果との比較について報告する。
【実験方法】
担体炭素の回収率向上のため、二酸化ケイ素粉末と石墨に添加物（CuO、Fe2O3、Fe、Pt）を加えて石英溶融炉で加熱処理し、炭素回収率を求めた。石墨の炭素 14 年代および安定同位体比を測定した。この測定値と加熱処理を施し回収した炭素の値とを比較し、加熱処理による同位体比の変動を確認した。添加物による炭素の安定同位体比の変動を確認するため、試料を石英管内に封入して 900℃で 3 時間処理を施して回収した炭素の分析を行った。
【結果】
酸化銅を加えることにより炭素の回収率は向上し、最大で 6 割程度の回収率に達した（表 1）。石墨の炭素 14 年代は>46,000（yBP）、δC-13 は-15.1‰となり、前述の結果と大幅に異なった。炭素の安定同位体比は石英溶融炉で処理したものだけが極端に異なった（図 1）。担体炭素の回収率が 40％を超える場合には、回収した炭素の安定同位体比は石墨の値と一致した。石英溶融炉による炭素回収率は低かったが、添加物として酸化銅を加えることで回収率が向上した。これにより、石英を溶融し抽出した炭素 14 を用いて定量的な分析を行える見通しを得た。
表 1 添加物の種類と担体炭素回収率

添加物

担体量(mg)

回収率(%)

無し

5~220

1~2

CuO (1 g)

11~12

37~58

Fe2O3 (1 g)

11

6

Fe (68 mg)

30

3

Pt (58 mg)

600
図 1 炭素回収率と δC-13 の関係

Design of Quartz Fusion Furnace for Extraction of Carbon-14
KUBOTA, T., OHTA, T., MAHARA, Y., NAKAMURA, T.

1B19

Fermilab 反陽子ターゲットステーションでのガス実験
Gas Experiment at Fermilab anti-proton target station(KEK1, JAEA2, KUR3, Kyushu Univ.4, Shimizu Co.5, Fermilab6)○N. Kinoshita1, H. Matsumura1, H. Iwase1, A. Toyoda1, K. Masumoto1, K. Bessho1,

T. Sanami1, M. Hagiwara1, Y. Kasugai2, N. Matsuda2, Y. Iwamoto2, H. Nakashima2, Y. Sakamoto2, H.
Yashima3, N. Sigyo4, H. Arakawa4, S. Nakamura5, K. Oishi5, A. Leveling6, N. Mokhov6, D. Boehnlein6, K.
Vaziri6, G. Lautenschlager6, W. Schmitt6, V. Cupps6, B. Kershisnik6 and S. Benisch6
Various radiations, such as proton, neutron, pion, γ-ray, and X-ray produced by bombarding highenergy beam to a target, occur in a target station used for a high energy nuclear physics during machine
operation. On the other hand, such kinds of radiations are also present at the upper atmosphere. Therefore,
we could assume high energy accelerator environment as a mimic environment of the upper atmosphere. In
the upper atmosphere, not only cosmogenic nuclides such as Be-7 and Cl-36 but also various molecules areproduced by a cosmic-ray irradiation and photodegradation of terrestrial gaseous materials by an UV-ray etc.
It is believed that these nuclides and/or molecules adsorb on aerosol and then migrate. Sometimes,
cosmogenic nuclides are used for a proxy to investigate airborne particles. But, the behavior of halogen has
not been known well. In this work, we investigated behavior of the nuclides using Fermilab anti-proton
target station.
120 GeV-proton beam was introduced to the Inconel 600 target at Fermilab anti-proton target
station. Primary and secondary particles activate the target and air. Various radionuclides which originate
from the target and air are present in the target vault. Particulate and gaseous component were collected by
the filter stack, ADVANTEC 5A filter, Teflon membrane filter with pore size of 0.1 μm, charcoal filter, andNaCO3-impregnated filter, using an air pump. The 5A and membrane filter were subjected to roughsize-discrimination of the particle, charcoal filter to gaseous component. The NaCO3-impregnated filter was
subjected to collect acid gaseous component which was not adsorbed on the charcoal filter. After sampling,radioactivity in each filter was measured using a HPGe detector.
Approximately 70% of Be-7 and Na-22, produced by activation of air, were collected to 0.1 μm
membrane filter, and 5% of other spallogenic activities such as Mn-54 and Co-56, originate from target,
were collected to 5A filter. These nuclides were not detected in the charcoal filter. Cl-39 and Br-82 wereobserved in only charcoal filter. No activity was detected in the NaCO3-impregnated filter. It was confirmedthat halogen migrates as gaseous state and the radioanuclides except for halogen as particulate material.
This work was supported by Grand-in Aid (No. 19360432) from the Ministry of Education, Culture, Sports, Science and Technology,
Japan. Fermilab is a U.S. Department of Energy Laboratory opened under Contact E-AC02-07CH11359 by the Fermi Research
Alliance, LLC.

Gas Experiment at Fermilab anti-proton target station
KINOSHITA, N., MATSUMURA, H., IWASE, H., TOYODA, A., MASUMOTO, K., BESSHO, K.,
SANAMI, T., HAGIWARA, M., KASUGAI, Y., MATSUDA, N., IWAMOTO, Y., NAKASHIMA, H.,
SAKAMOTO, Y., YASHIMA, H., SIGYO, N., ARAKAWA, H., NAKAMURA, S., OISHI, K.,
LEVELING, A., MOKHOV, N., BOEHNLEIN, D., VAZIRI, K., LAUTENSCHLAGER, G.,
SCHMITT, W., CUPPS, V., KERSHISNIK, B., BENISCH, S.

2

1P01

亜鉛欠乏初期におけるマウス肝細胞中の微量元素濃度およびタンパク質の変化(静岡大理放射研 1、静岡大理生物 2) ○村松航 1、上島淳慈 1、川島美智子 1、
山野喜 1、菅沼英夫 1、野口基子 2、矢永誠人 1【緒言】我々のこれまでの研究結果より、亜鉛欠乏初期におけるマウス肝臓中の元素濃度を正常なマウスのそれと比較すると、亜鉛濃度には有意な変化は見られないが、コバルト濃度が増加するということがわかっている。生体内において亜鉛

コバルトなどの微量金属元素の多くはタンパク質と結合していることから、本研究では亜鉛欠乏初期におけるマウス肝細胞成分中の微量元素濃度 タンパク質の変化について調べた。
【実験】ICR 系雄マウス 8 週齢を 2 群に分け、一方には亜鉛欠乏餌を、他方には対照餌を与え、1 週間飼育した。それぞれのマウスから肝臓を摘出し、遠心分離法により、6 つの細胞成
分画分に分離した後、機器中性子放射化分析法（INAA）による元素濃度の定量を行った。
また、多くのタンパク質を含むことが知られているサイトゾルについては、ゲルろ過クロ
マトグラフィーにより 90 フラクションに分離し、各フラクション中のタンパク質濃度を BCA
protein assay により定量した。
【結果・考察】INAA による肝細胞成分中の元素濃度定量の結果、亜鉛濃度には亜鉛欠乏群と対照群の間で変化は見られなかったが、亜鉛欠乏群のいくつかの画分においてコバルト濃度の増加が見られた。当研究室のこれまでの実験結果から、亜鉛欠乏餌を 3 週間与えて飼育したマウスにおいては、亜鉛欠乏群の肝細胞のいくつかの画分での亜鉛濃度の減少し、全ての画分でのコバルト濃度の増加することがわかっている。これらのことから、亜鉛欠乏初期においては、亜鉛濃度が減少するよりも先にコバルト濃度が増加するということがわかった。
ゲルろ過クロマトグラフィーによンパク質濃度を図に示した。両群間でタンパク質濃度に有意な差が見られるフラクションはなかった。このこと
から、亜鉛欠乏初期において、特定のタンパク質の濃度が変化する可能性は低いと考えられる。
今後は、分離したフラクション中の金属元素濃度を定量することにより、タンパク質中の金属元素の置換

遊離などの変化について調べていく予定

0.2
タンパク質濃度 / mg/mlって分離した各フラクション中のタ

亜鉛欠乏群
対照群

0.15
0.1
0.05
0
20

30

40

50

60

70

フラクション
図 ゲルろ過クロマトグラフィーによって分離した
各フラクション中のタンパク質濃度である。
Change of concentrations of trace elements and proteins in hepatocyte of mice at early stage of zinc
deficiency
MURAMATSU, W., KAMISHIMA, J., KAWASHIMA, M., YAMANO, Y., SUGANUMA, H., NOGUCHI,
M., YANAGA, M.

多重ガンマ線放射化分析法によるイリジウムの高感度分析

1P02(原子力機構) 初川雄一、大澤崇人、松江秀明、瀬川麻里子、大島真澄、
藤暢輔、木村敦、小泉光生、古高和禎【緒言】イリジウムは地球科学的に地球外物質の影響を大きく受ける元素であり、その分析は多くの分野で興味がもたれている。大島ら 1,2）により開発された、同時計測に基づいた多重ガンマ線分析法は中性子放射化分析と組み合わせることにより高感度の元素分析を可能にした。 本研究は多重ガンマ線分析法を利用することにより非破壊で地球科学試料中のイリジウムの超高感度分析を試みたものでこれを紹介する。 秤量した 50 から 200mg の試料を高純度石英管に溶封し、これらをイリジウムの標準溶液より作成した 100ng のイリジウム標
準試料と共に照射カプセルに入れて原子力機構研究炉 JRR-3 において 48 時間照射を行った。
約３から４週間冷却した後に多重ガンマ線分析装置 GEMINI－II においてガンマ線同時計測を行った。

一試料当たり約一日の測定を行い、標準試料から得られたピーク強度との比較によって試料中のイリジウム量を定量した。 また測定時に Ge 検出器やデーター収集系において発生するデッドタイムの補正は測定試料と同時に 133Ba の標準線源を測定しそのピークの数え落としから見積もった。

測定試料は標準岩石試料で、これらの測定を通して本法の有用性を示し、さらに最近行った地質試料中のイリジウムの分析研究の紹介を行う。
【結果と考察】グリーンランド ISUA 岩石試料測定により得られた、2 次元マトリクス中に観測されたイリジウムからのガンマ線のコインシデンスピークを図に示す。 316-468keV のコインシデンスピークが観測されている。 ピーク強度よりイリジウム含有量は 18±3ppt と定量された。

316-468 keV coincidence peakCounts図。 グリーンランド ISUA 岩石試
料の多重ガンマ線放射化分析法により得られた 2 次元マトリクス中に見られる 192Ir からの 316-468keV

keV

470

310
320

460

keV

のコインシデンスピーク。
この試料中の Ir 濃度は 18ppt と見積もられた。

1）M. Oshima, Y. Toh, Y. Hatsukawa, T. Hayakawa, N. Shinohara, J. Nucl.Sci. Technol. Vol. 39 (2002) 292.
2) Y. Toh, M. Oshima, Y. Hatsukawa, T. Hayakawa, and N. Shinohara, J. Radioanal. Nucl. Chem. 250(2001)373.

Measurement of Iridium using Neutron Activation Analysis with gamma-gamma coincidence
HATSUKAWA, Y., OSAWA, T., MATSUE, H.,SEGAWA, M., OSHIMA, M., TOH,Y.,KIMURA, A.,
KOIZUMI, M. , FURUTAKA, K.

1P03

放射化分析法を用いた干潟の変遷と底質中の元素垂直分布の関連性の検討(東大院総合) ○諸町大地、松尾基之【はじめに】近年干潟の重要性が認識され、保全や再生が行われているが、諫早湾干拓事業と有明海の漁業被害の問題のように、周辺の埋立てや干拓が干潟環境に与える影響は未解明な部分が多い。我々はこれまでに千葉県谷津干潟において、底質中の元素垂直分布と環境変遷との関連を調べてきた。谷津干潟は四方が埋立てられ、その影響が元素垂直分布に大きく現われていた。谷津干潟はさらに高架橋によって大小２つのエリアに分断されたが、その影響が元素垂直分布にどのような変化を与えたかはこれまで未解明であった。本研究では、分断による影響が大きく働いたと考えられる地点で底質の採取を行い、埋め立てと分断の影響の共通点と相違点を明らかにしたので報告する。
【実験】高架橋により分断された谷津干潟の大小２つのエリアのうち、西側の小さなエリア
において底質を垂直方向に約 50 ㎝採取し、３㎝ごとに切り分け、機器中性子放射化分析法・
中性子誘起即発ガンマ線分析法により元素の垂直分布を、メスバウアー分光法･Ｘ線吸収微細構造法により元素の化学状態変化を測定した。
【結果及び考察】多くの元素の垂直分布が深さ約 20 ㎝と約 40 ㎝で変化していた。このうち深さ約 40 ㎝での変化は、これまでに測定したもう一方のエリアの元素垂直分布の変化とよく一致し、周辺の埋立ての影響と考えられる。深さ約

20000

10000
5000

0
0

20 ㎝での変化は高架橋による分断による影響と考えられ、多くの元素では０㎝から約 20 ㎝までの濃度が、約 20 ㎝から約 40 ㎝までの濃度と約とから埋立てによる影響が分断によって緩和さ10れたことがうかがえる。これは、埋立てにより

0

海水の流れが弱まり還元的環境となった後、高存酸素量が増加して還元度合が弱まったためと考えられる。また、Fe の化学状態が変化する深さは 20 ㎝からずれており、Mn 濃度は埋立て後も高架橋の建設後もともに低下している。これは元素によって、影響する酸化還元の度合が異なるためと考えられる。

40

30
20

なったため、単位面積あたりの流量が増え、溶20

Pyrite(%)

40

40 ㎝以深の濃度の中間的な値となった。このこ架橋による分断により狭い水路のような状態に

S/ppm

15000

0
900
800
700
600
500
400
300

20

40

Mn/ppm02040Depth/cm

図１. Ｓ, Pyrite, Mn の垂直分布

Investigation of relation between transition of tideland and vertical distribution of elements byneutron activation analysis
MOROMACHI, D., MATSUO, M.

1P04

自己組織化単分子膜を用いた Am(III)と Eu(III)の分離の試み(2)(静岡大理放射研 1、東北大金研 2、信州大 3)○加藤順也 1、矢永誠人 1、佐藤伊佐務 2、中村俊夫 3、菅沼英夫 1【緒言】
原子力発電所から生じる使用済み核燃料からウランとプルトニウムを回収した残りの高レベル放射性廃棄物(HLW)中には、半減期が数千年のものを含むマイナーアクチノイド(MA(III))が含まれている。そのため HLW の保管期間の長期化が問題となっている。
HLW から MA(III)のみを分離し、それを核反応により短寿命核種へと変換することができ
れば HLW の保管期間を短縮できる。しかし、HLW 中には、MA(III)と化学的性質の類似した
半減期が十数年以下のランタノイド(Ln(III))が多量に含まれているため、両イオン群の分離が必要であるが、それは容易でない。本研究では、軟らかい化学的性質の硫黄を機能性部位に持つ自己組織化単分子膜(SAMs)上への、Ln(III) の 152, 154Eu(III)と MA(III)の 241Am(III)の吸着に相違を生じる化学環境を調べる研究を行った。
【実験】
シリカゲル上に機能性部位として 3-mercaptopropyl を持つ SAMs（1）とこの SAMs（1）と二硫化炭素を反応させ作成した SAMs
（2）を用いて、両 SAMs に対する 152, 154Eu(III)と 241Am(III)の吸着実験を以下の手順で行った。
SAMs（1）と SAMs（2）をトレーサー量の 152, 154Eu(III)および 241Am(III)を含む 1.0 M 硝酸ナトリウム水溶液中に浸漬させ、298 K で 1 時間振とうした。その後 SAMs をろ過し、ろ液と SAMs の放射能量を NaI(Tl)固体シンチレーションカウンタを用いて測定し、膜への吸着量を計算した。
【結果と考察】152, 154

Eu(III)と 241Am(III)の膜への吸着は、両イオン共に pH の減少に伴い両 SAMs への吸着量の減少を示した（図 1 参照）。また 1.0 M の硝酸ナトリウムを含む溶液を用いた場合、両 SAMs ともにイオン強度の低い溶液を用いた場合と異なり、152, 154Eu(III)の方が 241Am(III)よりも膜に吸着され易いことが解った。溶液中の陰イオンの吸着に対する影響を調べるため、他の溶液を用いて実験を行っている。

100

吸着量%

95

Am
Eu

90
85
80
75
70
65

5

pH

6

7

図 1 pH 変化に伴う SAMs（2）への吸着/％の変化
Study on the separation of Am(III) from Eu(III) using self assembled monolayers (2)KATO, J., YAMAGA, M., SATOH, I., NAKAMURA, T., SUGANUMA, H.

から

1P05

した

(原子力機構1、
○國分

齋藤

物

ア中のプルトニウム

大2、大

立大3、

大4)

陽子1、間柄正明1、臼田重和1、篠原伸夫1、

夫2 、

3

、村上

子3 、

本

3

、

信

4

の研究により、原のプルトニウムが、従 考えられていた以上の範囲にし、現 でも環境中にその痕跡がしていることが明らかになってきた1)。本研
究では、現 でも原のプルトニウムが も
する
から
する
が 入する
で
した
物 ア中のプルトニウムを分析し、そこにされていると考えられる
原 の痕跡を探 することとした。また同 アには、その後に行 れた
核実験により放出されたプルトニウムもしており、それらの時
に った
も評価
する。
実験
中
から表層 ア 0.9 m 及びロング ア 4.05 m をした。 ア試料は さ 2 2.5 cmに分 及びして分析試料とした。試料
1.5 g に 8M
でリーチ
240
ング後、 イオン法によりプルトニウムを分 した。その後、ICP-MSを用いて Pu/239Pu
同位体比を求めるとともに、同位体希釈法によりプルトニウムを定量し、239+240Pu濃度 Bq/kg
に
した2)。
結果と考
分析 度は
ア合 せて 1.2 mまである。検出された239+240Pu濃度は検出
以 から 3.5 Bq/kg、240Pu/239Pu比は 0.05 0.27 であった。 度 1 m以 ではプルトニウムが検出されないことから、それ以 が原 当時及び 後の
層であると
れる。発表
では 0.9 mの分析結果を示し、原のプルトニウムの痕跡についても 及する 定で240で極大となっある。 度がなるにつれて濃度及び Pu/239Pu比が上 し、 度 0.5 m
240239た。これはマーシ ル
で行 れた
中での核実験プルトニウム ( Pu/ Pu比=0.21
3)0.36 )及び大核実験フ ールアウトプルトニウム(240Pu/239Pu比=0.06 0.34 4,5))のの化をしていると考えられる。
1) Y. Saito-Kokubu et al., J. Radioanal. Nucl. Chem., 273, 183 (2007).
2) Y. Saito-Kokubu et al., J. Environ. Radioact., 99, 211 (2008).

0.3

10

0.2

1
0.1

0.1
0

240

Pu/239Pu ratio

0.01

○

0.001
0

239+240

20

-0.1

Pu

239

100

Pu/ Pu ratio5) T. Warneke et al., Earth Planet. Sci. Lett., 203, 10477 (2002).

240

239+240

Pu (Bq/kg)4) M. Koide et al., Earth Planet. Sci. Lett., 72, 1 (1985).

3) K.O. Buesseler., J. Environ. Radioact., 36, 69 (1997).

-0.2
40

60

80

100

120

Mean depth (cm)Fig.1 Concentrations of 239+240Pu and 240Pu/239Pu ratios in sediments.

Plutonium records in sediment core from Nagasaki Bay, JapanSAITO-KOKUBU, Y., MAGARA, M., USUDA, S., SHINOHARA, N., YAMAZAKI, H.,
YOSHIKAWA, S., MURAKAMI, A., TSUJIMOTO, A., NAGAOKA, S.

1P06
○

子 1,2,

理

2

大
（
緒言

1

1,2

1,2

,

, 三原

2

三 ,

大数理物質,

2

島

2

2

,

,

所

などを調べる上で重要な試料中の Cl の測定には 一 に加を質 分 法（AMS: accelerator mass

物質を多 に含んでおり 同重体として 36Cl-AMS

土 は硫 として多 に,

4

大 AMS, 東大工, KEK）

36

する 36S も

,

2,3

,

4

Cl は 素のトレーサーとして 土 中での 素のspectrometry）が用いられている．

4

一 ,

下

2

,

4

3

36

と期待される．
を

試料中の 36Cl の定土

36

Cl-AMS における土 試料の処理する．本研究では方法に いて検討した．
実験・結果

大学アイ トープ 合センター
2 mm の るいにかけた．

で乾 後

土 （ さ~5 cm）を 取した．120 °C

で2 mm 以下の土子 100 – 200 g をビー ーにとり

純水（RIC-A, B） 0.8 M HNO3（RIC-C, D, E, F）の 2 種類を用

出 を添加した． 出 には

い RIC-E, F にはさらに 30% H2O2（RIC-E: 15 ml/100 g soil, RIC-F: 170 ml/100 g soil）を添加した．
分離によって残渣と 出溶液とに分離した後 RIC-B, D の 出溶液には 30% H2O2（15 ml/100 gsoil）を加えて 分に反応させた． に金 水酸化物をての 出溶液に 3 M NH4OH 水溶液を添加し 沈殿した
した後 AgNO3 水溶液を用いて AgCl 沈殿を生成した．上 み溶液を加熱させた．精製した AgCl を AMS にて測定し

36

Cl/Cl 同位体比を求めた．また 36S

ウント数と 35Cl

電流 の比（counts/μC）をとることにより AgCl 中に残 した硫 の を検討した（Table 1）． 出
溶液に H2O2 を添加して 分に反応させた試料（RIC-B,D）は添加しなかった試料（RIC-A, C）に比べて 36S のを減 させることができた．また土に大過 の H2O2 を添加した試料（RIC-F）はTable 1. Results of 36S-assay and 36Cl-AMS

しか添加しなかった試料（RIC-E）に比べて 36S

for soil samplesのが大 に減 した．RIC-C RIC-E は に比べ い 36Cl/Cl 比を示したが これは 36S のよって

36Cl の ウント数を過大

えられる．
おける

したためと考した処理方法により

土 の

に

本

に

36

Cl を測定した結果に いてもする 定である．
また試料中のSO42−を取りく方法として沈する

中から

36Cl/Cl
10 13 atoms/atoms)

RIC-A*

-

RIC-B

220.2

1.07

0.11

RIC-C

413.2

2.92

0.50

RIC-D

52.2

0.94

0.05

RIC-E

1324.6

1.28

0.20

51.6

1.08

0.06

Blank

68.2

0.08

0.01

を利用する．35SO42−を用いた

STD†

7.3–156.0

100

が大きかったため測定できなかった．

試料処理における

SO42−

した結果 Ba2+ 度が CO32− 度よりもわずかに大きい(

RIC-F

トレーサー実験によりの挙動を

36S/35Cl(counts/μC)

SO42−が BaCO3

BaCO3 法を開発した．
この方法では沈殿とSample

下で SO42−が

36

* Sの
36

Cl-AMS

試料（36Cl/Cl = 1.00×10−11）．

率に溶液されることがわかった（>95%の率）．

Determination of 36Cl in soil samples
TAMARI, M., SUEKI, K., SASA, K., TAKAHASHI, T., TOSAKI, Y., MATSUSHI, Y., OKI, T., MIHARA,
S., NAGASHIMA, Y., KINOSHITA, N., MATSUMURA, H., BESSHO, K.

1P07

東 部 太 平 洋 に お け る 海 水 中 の 2 3 9 , 2 4 0 Pu の 分 布（金沢大院自然 1，高エネ機構 2 金沢大理工研究域 3） ○隅 貴弘 1，
木下 哲一 2，横山 明彦 3，中西 孝 3【はじめに】 環境 239,240Pu の主な発生源は大気圏内核実験（1945～1980 年）であるが，フォールアウト 239,240Pu をトレーサとして Pu がどのようなメカニズムと時間スケールで海水中か
ら海底堆積物中へ除去されていくかについて知見を深めておくことは，原子力施設などからPu が海洋に漏出した際の影響予測に資するものである。本研究では，Pu の海洋動態を解明する研究の一環として，データが少ない東部太平洋において，フォールアウト Pu の分布状況を調べた。
【実 験】 海水試料： 東大海洋研・白鳳丸の KH 03-1 次研究航海の際に東部太平洋の 10 測点で深度別の大量採水が行なわれた。海水試料（１試料 約 250 L）は塩酸酸性（～pH 2）とし，船上で収率トレーサ 242Pu と 243Am を添加後，鉄共沈が行なわれ，水酸化物沈殿が持ち帰られた。
Pu の化学分離・測定： 持ち帰られた水酸化物沈殿について，東大海洋研で，まず Th と Paの分離が行われ，その後，本研究で Pu の分析を行った。Pu フラクションを 8M 硝酸溶液とし，亜硝酸ナトリウムで Pu をⅣ価に調整してから，硝酸系での陰イオン交換樹脂カラム法
により Pu の分離・精製を行った。精製された Pu を電着し，Si 半導体検出器を用いる α 線ス
ペクトロメトリにより Pu 同位体の定量を行った。
【結果と考察】 239,240Pu 濃度の深度分布は，深度 600 m 付近に濃度極大層があり，中層で比較的低濃度となり，海底付近で濃度が上昇する。濃度極大層の 239,240Pu は溶存状態であると考えられる。また，海底近傍で濃度が上昇しているのは，一旦海底堆積物に沈積した Pu が再溶出しているためと考えられる。南半球で 238Pu が明瞭に検出された。同じ経度の北半球側と南半球側で 239,240Pu 濃度の深度分布パターンに差があり，238Pu/ 239,240Pu 放射能比も大きく異なるので(Fig.1)，北半球と南半球で水塊は相互に混ざり合っていないと考えられる。

Depth(m)

0.1

0.2

0.1

0.2

0.1

0

0

0

1000

1000

1000

2000

08°02’N

00°01′N

2000

2000

95°27‘W

94°57’W

95°01′W

3000

3000

3000

4000

4000

4000

5000

5000

5000

Fig．1

07°59‘S

238

Pu/ 239,240Pu activity ratio

239,240Pu in the water columns of the Eastern Pacific

SUMI, T., KINOSHITA, N., YOKOYAMA, A., NAKANISHI, T.,

0.2

1P08

Am-241 の海水中濃度分布：1997 年東部インド洋，2003 年東部太平洋(金沢大院自然 1，金沢大理工 2，KEK3，放医研 4)○永岡美佳 1，

和泉拓郎 1，隅貴弘 1，横山明彦 2，中西孝 2，木下哲一 3，山田正俊 4【はじめに】 人工放射性核種239,240Pu（T1/2＝24100 yr, 6560 yr）は主に1945-1980年に行われた大気圏内核実験によって放出され，地球表面積の約70 %を占める海洋がその最大の受容圏となった。一方，近年では原子力利用に伴いPuの生産，取り扱いが増加しており，環境へのPu放出の可能性も考えられている。Puの長半減期同位体はほとんどがα放射体であるが，241Pu（T1/2=14.35 yr）はβ－壊変によりα放射性の241Am（T1/2=432.2 yr）になる。α放射性核種は，体内に取り込まれた場合それによる身体への影響も懸念され，海水中の放射性核種は，海産物を通して人体に取り込まれる場合が考えられるため，海水中のPuとAm同位体の分布や挙動を調べることは，海洋化学のみならず，放射線防護の観点からも意義のあることである。また，Amにおいては，海水中濃度が低く分析された試料も少ないため，十分なデータが得られていない。そのため，海水中のAmの地球化学的挙動等に関する理解を深めるために，様々な海域で海水と海底堆積物のAmの研究が必要である。
【実験】 東大海洋研 白鳳丸のKH-96-5（PA），KH-03-1（HY）研究航海の際に，それぞれ東部インド洋とその周辺海域，東部太平洋で深度別海水が約250 Lずつ採取された（図１）。海水試料は船上で塩酸酸性とし，既知量の収率トレーサーとFe3+担体が添加され鉄共沈が行われた。陸上に持ち帰られた水酸化物沈殿から，

図１ 試料採取地点

陰イオン交換樹脂カラム法によってPu，Amを粗分離し，さらに精製の後，電着線源を調製してα線ス

濃度 / μBqL⁻1

濃度 / μBqL-1

ペクトロメトリにより239,240Pu，241Amを定量した。

0

20

0

40

20

40

0

0

深度 /m

深度 /m

【結果と考察】 239,240Pu，241Am 深度分布の例を
1000
1000
図２に示す。閉鎖的な PA-1（スールー海）では，
241
241
Pu から生成した Am が沈降粒子に担われて
2000
2000
Pu よりも迅速に逐次沈降していると推論される。
東部インド洋の測点列では，海洋大循環の浅層流
Am-241
3000
3000
Am-241
Pu-239,240が太平洋からインド洋へ流れていることを反映
Pu-239,240
239,240
241
4000
4000
すると考えられる
Pu， Am の深度分布パタ
HY-1
PA-1
ーンの変化がみられた。一方，東部太平洋の HY-1
5000
5000
では， 239,240Pu と 241Am の濃度極大層が一致して
図２ 実測された 239,240Pu と 241Am のおり，また 241Am/239,240Pu 放射能比がどの深度でもグローバルフォールアウトの値に近いので，粒子の 深度分布（例）
沈降が活発でなく Pu と Am の沈降に顕著な差が生じていないと考えられる。
Distribution of 241Am concentration in water column of the eastern Indian Ocean and its adjacent sea
in 1997 and eastern Pacific in 2003.
Nagaoka, M., Izumi, T., Sumi, T., Yokoyama, A., Nakanishi, T., Kinoshita, N., Yamada M.

1P09

能登半島地震後における地下水の自然放射性核種濃度（続報）(金沢大院自然 1，福井県原子力セ 2，金沢大理工 3)○山田記大 1，上杉正樹 1，清水健彦 2，横山明彦 3，中西 孝 3【はじめに】2007 年 3 月 25 日に能登半島地震が発生して以来，1 年間以上にわたって我々は能登半島地震の震源域周辺で毎月地下水を採取し，自然放射性核種（210Pb，210Po；238U，234U，
230
Th，226Ra；232Th）濃度の変化を追跡してきた。その目的は，能登半島地震前の濃度がどのようであったかを推定する手がかりを得，地震後に観測された濃度と比較して地震に伴う地下水のラドン濃度変化を間接的に明らかにすることである。
【実 験】輪島市の 2 地点（図 1）において，2007 年 4月 4 日から約 1 ヵ月に 1 回の頻度で地下水試料を採取した。1 分析あたりの試料量は 2007 年の 4 月から 10 月までは 20 L であったが，226Ra の定量には不十分ということが判明したので，2007 年 11 月からは門前町で Ra 分
析用に 100 L を採取した。
採取地で塩酸酸性にした地下水試料を研究室に持ち帰り，化学分離と線源調製を行った後，α線スペクトロ
メトリにより，238U，234U，230Th，210Pb，210Po 及び232Thを定量し，γ線スペクトロメトリにより214Pbを測定して226
Ra を定量した。

輪島市杉平町（井戸水）

輪島市門前町（湧出水）
図1
地下水試料採取地点
×：本震の震源地【結果と考察】Th 同位体に関しては両地点とも殆ど検出されなかった。
U 同位体に関しては，門前町においては地震後に 238U，234U 濃度が高く，その後減少する傾向にあり，234U/238U 放射能比はほとんどの試料で 1 より高かった。杉平町では 238U，234U
濃度が徐々に増加し，一定になっていく傾向が見られ，234U/238U 放射能比はほぼ 1 で変動が無かった。水溶性が高い U の濃度は帯水層における岩石破壊の程度を反映していると考えら
れ，234U/238U 放射能比は新たな水脈形成を反映していると考えられるので，門前町の帯水層では能登半島地震により岩石が破壊された可能性がある。杉平町でのＵ同位体濃度の増加は，地震後に井戸水の使用量が減少したこと（すなわち井戸水の滞留時間が長くなったこと）が主に影響していると考えられる。
U 同位体や 226Ra の濃度に比べて 2007 年 4 月 4 日の 210Pb 濃度は両地点で過剰であり，門前町では 7.5 mBq/L と U 濃度の約 15 倍，226Ra 濃度の約 7.5 倍であった。この過剰な 210Pb 濃度
は地震に伴って 222Rn が地下水に供給されたためと考えられる。また 210Po に関しては，門前町では 6 月まで U 濃度を超えており，7 月以降はほぼ同レベルに落ち着いてきた。杉平町では 210Pb と 210Po が類似した変動をたどり，ほとんどの試料で U 濃度より高かった。
以上のことから，今回の能登半島地震に伴って地下水系に平常時以上の Rn の供給があった
ことは明らかであるが，地震に伴って震源域の岩石からどの程度の割合の Rn が放出されるのかを明らかにすることが今後の課題である。

The concentrations of natural radionuclides in groundwater samples after the Noto Peninsula
Earthquake 2007(a follow-up)
YAMADA, N., UESUGI, M., SHIMIZU, T., YOKOYAMA, A., NAKANISHI, T.

1P10

中国北西部土壌中 Pu の分布(放医研 1、中国科学院地化研 2)○鄭 建 1、山田正俊 1、
呉豊昌 2、廖海清 2

The 240Pu/239Pu atom ratio is characteristic for various Pu sources and therefore accepted as a good
indicator for identifying Pu sources. For Chinese nuclear tests conducted in the 1970s, however, nosystematic study addressing Pu isotopes has been conducted. The characteristics of isotope
compositions of fallout Pu in terrestrial environment in China remain unknown.
We investigated the total 239+240Pu activities and 240Pu/239Pu atom ratios in surface soils (0-5 cm) in
the Kumtag Desert in western Gansu Province, and in a soil core sample in Lanzhou using sector-field
ICP-MS. In the surface soils, 239+240Pu activities in fine particles (<150 µm) were 1.3 to 2.1 times of
those in coarse particles which ranged from 0.005 to 0.157 mBq/g. 240Pu/239Pu atom ratios in thesurface soils ranged from 0.168 to 0.192 with a mean of 0.182 ± 0.008. Surprisingly, this mean was
like that of a typical global fallout value although the Kumtag Desert was believed to have received
close-in fallout derived from Chinese nuclear tests mainly conducted in the 1970s. A mean 240Pu/239Pu
atom ratio that was like that of a typical global fallout value was also observed in the soil core sample
in Lanzhou. In the soil core sample, 239+240Pu activities in the various layers ranged from 0.012 to 0.23
mBq/g, and the inventory of 239+240Pu (32.4 Bq/m2, 0 -23 cm) was slightly lower than that expectedfrom atmospheric global fallout (42 Bq/m2) at the same latitude. Rapid downward migration of Pu
isotopes was observed in Lanzhou soil core sample layers. The contribution of top 10 cm layer ofsurface soils to total inventory was only 17 %, while the contribution of deeper layers (10-23 cm) was
as high as 83 %. The 239+240Pu activity levels and 240Pu/239Pu atom ratios in soils in Gansu Province,
China are similar to those in atmospheric deposition samples collected in the spring season in recent
years in Japan; this finding supports the hypothesis that the temporal change of 239+240Pu deposition ineastern Asia is controlled by the long-range transport of suspended soil dust particles originating fromthe East Asian arid and desert areas.
N
YD-1
YD-2
YD-3

Pu activity (mBq/g)

Gansu Province

239+240YG

Lop Norcoarse<150um<150 µm

0.16

YM
KumtagDesert0.18

Lanzhou

0.14
0.12
0.10
0.08
0.06
0.04
0.02

China

0.00
0

100 kmFig. 1. Map showing the soil sampling sites.

YD-1

YD-2

YD-3

YM

YG

Fig. 2. Activities of 239+240Pu in surface soil.

Characterization of Pu isotopes in soils of Gansu in northwestern China
ZHENG, J., YAMADA, M., WU, F. C., LIAO, H. Q

1P11

地下水の Pb-210 と Po-210 分析のための予備濃集操作における問題と対策(金沢大院自然 1，金沢大理工 2)○上杉正樹 1，横山明彦 2，中西 孝 2【はじめに】2007 年 3 月 25 日に能登半島地震が発生した。震源域付近では地表の放射能濃度が異常に高くなったとの報告があった。そこで震源域付近 2 箇所の地下水を採取し，その中に含まれている 210Pb と 210Po を継続的に定量した。水試料からの予備濃集法には，重金属の捕集によく使用される水酸化鉄共沈法を適用したが，210Pb の濃集不良，210Po の保管容器への吸着等が見られた。そこで，それぞれの核種について予備濃縮における共沈の状況を明らかにすることとした。沈殿分離に影響する事項として，担体の種類，化学形による沈殿溶解の検討を行った。また，担体に含まれる自然放射能によるブランク値及び実験廃液の処理の観点から，対策を検討した。
【実験】試料水は塩酸酸性（pH：～2）にして研究室に持ち帰っている。予備濃集では，試料
1～3 L に鉄担体を添加し，アンモニア水で水酸化鉄を生成させて 210Po を共沈させた。濃集した試料を希塩酸で溶解し，共存イオンをクエン酸，EDTA でマスクした後，DDTC 溶媒抽出法により分離精製した。210Pb の定量値は，210Po を分離した試料の全量を保管し，210Po の新
たな生成を 3 ヶ月以上待って，再度 210Po を分離定量することで求めた。Po の容器内壁への吸着を考慮して 210Pb の定量では，保管容器（3L）の内壁を 30 mL 硝酸で洗浄した。210Po の濃集条件の検討では，試料に既知の 210Po を添加した後，鉄担体の添加量を変化させ（Fe3+：
2.5～40 mg/L），回収率を求めた。なお，化学回収率の補正には 209Po 既知量を添加して求めた。
【結果と考察】210Pb は，Pb(OH)2 又は PbCO3 の形で水酸化鉄に共沈すると考えられたが，Fe3+
担体を約 40 mg/L 添加しても共沈は不十分であった。（Table１）対応策は鉛担体を添加し，PbCO3 として回収する方法であるが，鉛の毒性と試薬ブランク値（鉛担体中 210Po：0.06～
11Bq/g）の増加に注意が必要である。現状では，鉛担体の添加をしないで残存試料及び分離
フラクションを保管利用する方がよいと考える。210Po の予備濃集は，Fe3+が 5 mg/L 以上あればほぼ 100％捕集可能であることが判明した。しかし，水酸化鉄の生成が早く，210Po より先に沈殿してしまうことがあり，一夜放置が必要であった。

Table 1 Retention of 210Pb in supernatant on the Fe(OH)3 coprecipitation
Sampling
date2007．4．4
2007．4．4
2007．4．29
2007．4．29
2007．5．23
2007．5．23
2008．1．23
2008．1．23
2008．1．30
2008．1．30

Place

MonzenSugihira
MonzenSugihira
MonzenSugihira
MonzenSugihira
MonzenSugihira

Fe3+ carrier(mg/L)
41
41
8
8
8
8
8
8
8
8

Activity of Fe(OH)3（mBq/L）
4.5 ± 0.8
0.99 ± 0.26
－0.07 ± 0.18
－0.05 ± 0.18
0.43 ± 0.16
－0.21 ± 0.12
0.31 ± 0.09
0.04 ± 0.08
0.15 ± 0.06
0.01 ± 0.08

Activity of supernatant（mBq/L）
3.7±0.5
3.2±0.3
4.2±0.8
1.6±0.4
3.7±0.9
3.1±0.6
5.1±0.3
0.99±0.14
4.5±0.3
1.1±0.1

Retention
(%)
45
76
100
100
90
100
94
96
97
99

The problem and measure on the determination of Pb-210 and Po-210 in groundwater sample
UESUGI, M., YOKOYAMA, A., NAKANISHI, T.

1P12

東広島市における環境放射能の変動(広島大 N-BARD、広島大理)○生田総司、松嶋亮人、稲田晋宣、中島覚-4Weight of residue (mg) Radioactive concentration (10Bq/ ml)【緒言】これまで私たちは広島大学東広島
95.11 97.11 99.11
7
02.11 03.11 04.11
96.11
キャンパスの下流に位置する、角脇調節池
98.11
00.1101.11
05.11
6
↑
↑
および公共下水道から得られた水サンプル
5
↑
↑
↑
↑
↑↑
↑
4 ↑ ↑↑の放射能を約１５年間測定してきた。その↑↑ ↑3 ↑一部を図１に示す 1)。角脇調節池では顕著2な変化がみられなかったが、公共下水道水
1
02.11
95.11
において全β放射能に季節変動が確認され、500
その季節変動には残渣重量が関係していた。
400
99.11
97.1198.11
公共下水道水は気象変化の影響を比較的受
03.1104.11 05.11
00.11
300
96.11
けにくいこと、その水の特殊性、pH の経月
01.11
200
変化等から、微生物の影響が考えられた。
100
本研究ではさらに環境放射能と微生物との関係の観点から公共下水道水の特殊性を明Timeらかにするため、東広島市内の色々な地点
Time dependences of the total
で水サンプルを採取し、それぞれの放射能 Fig.1を測定して比較することとした。
radiation concentrations from E-emitter（●：Junction to public sewerage system、【結果と考察】東広島市内の様々な１０の ■：Kadowaki Chosetsu Pond）（upper）and of
採水地点を選んだ。サンプルはこれら１０
the weight of residue（○：Junction to public
カ所から水を１Ｌ採取し、そのまま Ge 半導
sewerage system、□：Kadowaki Chosetsu Pond）
体検出器を用いて核種別分析を行った。ま(bottom).1)
た、測定後 500ｍＬを濃縮乾固して全β測定を行った。残り 500ｍＬで pH 測定を行った。
今回得られた全β測定の結果は最大で 2.3×104Bq/ml であった。これに対して、公共下水
道水では 7.5×104Bq/ml まで高いことがあり、公共下水道水の特殊性が分かった。また、全β放射能と残さ重量との間には相関関係がみられた。
また核種別分析では、Pb-214 と Bi-214 には相関関係がみられた。各測定点を比較すると、これらの放射能が比較的低く月別変化が比較的少ない地点（千足池など）と放射能が比較的高く月別変化が比較的大きい地点がみられた。その違いは今後検討する。
これらのサンプルの pH を測定した。どの場所でも７付近の値を示し、顕著な経月変化は得られていない。これらの結果は公共下水道水の特殊性を示すものである。

1) K. Inada et al., Proceedings of the Seventh Workshop on Environmental Radioactivity, 191 (2006).

Variation in Environmental Radioactivity in Water at Higashi-Hiroshima, JapanIKUTA, S., MATSUSHIMA, A., INADA, K., NAKASHIMA, S.

1P13RËo~§}}ÙhZ¨+ 226Ra/230Th z¿ºma

(oª) bÕGÛÌÁTÂ ¹
¼É~§} )hZ+=4=$Í%;CF9 )Z,+ H2O -MU+U=E9B¯NV¬(­«+¾ ), +/@E (!@5/>9A/>
" H2O -MU+ U(²` &~§}J­«*=4=
238 230
226
230
238
226
230
/@E¶\ U- Th- Ra Ò  Th " U (! Ra n
Th/238U < 1,
226
Ra/230Th > 1 zØÃ+¾ ),+,#RË|+Hq~§}hZ¨(!vl§} 1707 hZ¨230Th/238U < 1, 226Ra/230Th > 1 zØÃ jf, +1, 2)#RËo~§}1B8@ Q (¸ 1,000 ) hZ¨230Th/238U < 1 zØÃ jf, + 3)RËo~§}1B8@ Q}ÙhZ¨ 226Ra/230Th z¿-Ç£
hZP-¬ hZXÄ 226Ra/230Th z¿ºma ¾w
sÚVÊL/@E9A/>eSUÊ- HF-HClO4-HNO3 ¡Ï(*[ÈÔ.0EOÀ-¬ [Ö)UTEVA Spec. resin  TEVA Spec. resin (*,,-µÅ67EC6®×° α ½6<39D?9A¬½¤-VÅeSUÐ
(* 238U  230Th -rÑGÊL 226Ra Ê-:A2Å£rtgY,uy226Ra p³ zÃÎ+# 30 QIW´γ ½6<39D?9A(*rÑ»¾wRËo~§}1B8@ Q}ÙhZ¨ 230Th-226Ra Ò230Th " 226Ra
n 226Ra/230Th > 1 zØÃi 1 RËo~§}1B8@ Q}ÙhZ¨
9A/>¦ (!hZ 226Ra/230Th z¿ºma- (a) (! (b) ,,±
i 1 (a) hZ¨L9A/>¦9 K· ) 1778  k_1951 QÓ¢{ + Æd,+9A/>¦¢{x1951 QÓhZ
226
Ra/230Th z¿,Q^X(*'Û + i 1 (b) )Æd,+,
1778
Q^hZ=4=]=4= RËo~§}J=4=¥#*Y,-± + ', 

Fig. 1 Concentration of Th (a) and (226Ra/230Th)0* activity ratio (b) versus year for the summit
products of the post-caldera eruptions from Izu-Oshima volcano. *: The (226Ra/230Th)0 activity
ratio is the decay-corrected 226Ra/230Th activity ratio to the date of the eruption.

c¾©
1) T. Yokoyama, K. Kobayashi, T. Kuritani and E. Nakamura, J. Geophys. Res., 108, doi:1029/2002JB002103 (2003)
2) Y. Kurihara, M. Takahashi and J. Sato, RADIOISOTOPES, 57, (2008) in press
3) Y. Kurihara, M. Takahashi and J. Sato, RADIOISOTOPES, 56, 795-809 (2007)
Secular variation of 226Ra/230Th activity ratio in the summit products from Izu-Oshima volcano, Japan
KURIHARA, Y., TAKAHASHI, M. and SATO, J.

1P14

酸中和能の観点から見た土壌における Ca の吸着形態の分析(東大院理 1、東大院総合 2) ○山ノ井俊 1、小豆川勝見 2、松尾基之 2【緒言】
我々はこれまでに関東地方の枯損域土壌では、酸中和能に影響を与える交換性陽イオンの中でも Ca が酸中和能に対して最も大きな影響を与えることを報告した。酸中和能は日本の森林の酸性雨による被害の抑制という面で大きな役割を果たしており、酸中和能について詳しく知ることで酸性雨の被害の抑制につながると考えられる。土壌中には様々な形態の Ca が含まれており、どの形態の Ca が酸中和能に影響を与えているのかは明らかにされていない。そこで本研究では日本の土壌に多く含まれる非晶質粘土鉱物であるアロフェンを人工的に合成しCa を吸着させることで、アロフェン中の Fe が酸中和能に対しどのような影響を与えるかについて検討した。
【実験】
1969 年に小坂らにより報告された合成方法*1 に従い Fe を含む非晶質粘土鉱物であるアロフェンを合成した。続いてアロフェン 0.15 g を 0.01 mol/L 水酸化カルシウム水溶液と 1 h 反応させることにより、アロフェン上に Ca を結合させた。吸引濾過にて固相を取り出し 57Fe メスバ
ウアー分光法を用いて反応前後の鉄の化学状態を調べた。その後、吸着された Ca の酸性雨条
件下での変化を調べるため、反応後のアロフェンを pH4.5 に保たれた硝酸水溶液にて 1 日振とうさせ、鉄の化学状態を調べた。また、Si/Al 比の異なる数種類のアロフェンを合成し、同様の吸着実験を行い、高エネルギー加器研究機構 Photon Factory の BL-9A において蛍光法

により、Ca の K 吸収端 EXAFS を測定した。それぞれのアロフェンの Ca 吸着形態を比較することにより Ca の Fe に対する吸着形態について検討した。
【結果と考察】右図に鉄を含むアロフェンの 57Fe メスバウアース
ペクトルを示す。Ca を吸着することでアロフェン
内の OH 基を持つ表面鉄の量が減少し、構鉄の量が増加した。次に酸で振とうすることで再び表面鉄が増加し構鉄が減少する様子が観察された。

この結果からアロフェンに含まれる鉄は内圏的錯体を形成し Ca を吸着し、それを放出することで酸中和能に影響を与えていることが明らかになった。また、EXAFS のスペクトルの解析から Ca は鉄から約 2.5 Åの第二配位圏に結合していることが確認され、Fe による Ca の吸着形態が明らかになった。
*1

R el a ti v e Tra ns mi s s i on( %)

100
(a)
99.5

100
(b)
99.5

99
-3

-2

-1

0

2

3

V el oci ty ( mm/s )ra w da ta
構造鉄

f i tti ng
表面鉄

図. 鉄を含むアロフェンの57Feメスバウアースペクトル(a)Ca吸着前(b)Ca吸着後

小坂他, 日本化學雑誌, 90 (1969) 1288

Chemical states of Ca adsorbed on soil in connection with acid neutralization capacity.
Yamanoi, S., Shozugawa, K., Matsuo, M.

1

1P14

酸中

能の

(東大院

1

はこれまでにでも Ca が酸中
の酸性

による

の

知ることで酸性

いてにの Ca が酸中

1

井

では、酸中

も大きな

の

で本研究では日本の
さ

域

という

の

れており、 のCa を

、東大院総合 2)

東地方の

能に対して

における Ca の点から見た、小豆川勝見 2、松尾基之 2

能に

性

した。酸中

能は日本の

を果たしており、酸中ながると考えられる。
能に

中には

の中

能に

いて詳しく

な

の Ca が含まを与えているのかは明らかにされていない。そこに多く含まれるることで、アを与えるを与えることを

で大きな

の分析

晶

物であるア

中の Fe が酸中

能に対し

を

的に合

のような

し

を与えるかにした。

実験1969 年に小を合らにより上に Ca を結合さることにより、ア
法を用いて

での変化を

の

べるため、

とうさ

、 の化

の

実験を

状

を

の化

状

た。
を

べた。その

EXAFS を測定した。それ
に

表
に酸で

加し構

が

が

アース

し、構

の

とうすることで

び表

する

子が

に含まれる

し Ca を能にスバすることでアの加した。

この結果からア
酸中

察された。
は内

的

し、それを放出することでを与えていることが明らかになった。また、EXAFS のスペクトルの解析から Ca はから約 2.5の位に結合していることされ、Fe による Ca の

が

が明らかに

なった。
*1

小

, 日本化

スバ

された Ca の酸性

たれたにて 1 日

酸水溶

のア

を合

の Ca

れのア

R el a ti v e Tra ns mi s s i on( %)の 57Feア

内の OH 基をを相を取り出し 57Fe

し、同
法

を比較す

100

ペクトルを示す。Ca を

が

さ

いて

結果と考察

が

と1h

器研究機構 Photon Factory の BL-9A において

した。
を含

ム水溶

、

べた。また、Si/Al 比の異なるることにより Ca の Fe に対する

に

物であるア

過にて

を pH4.5 にのアい、高エネルギー加

により、Ca の K晶

0.15 g を 0.01 mol/L 水酸化カルシ

した。続いてア

アー分

方法*1 に従い Fe を含

された合

(a)
99.5

100
(b)
99.5

99
-3

-2

-1

0

2

3

V el oci ty ( mm/s )ra w da ta
構造鉄. を含 ア(a)Ca(b)Ca

f i tti ng
表面鉄の57Fe スバ アースペクトル, 90 (1969) 1288

Chemical states of Ca adsorbed on soil in connection with acid neutralization capacity.
Yamanoi, S., Shozugawa, K., Matsuo, M.

1

1P15
(

LLRL1

2)

1

X
r

1

k

1

(

228

Ra 1600

Ra 5.75

[z

7

(

d

c
Be zy

z

a

w

zy

(

b
i

w

(

b
)

w

Powdex

300 L
r

)

r
20 L

b

i
r

biztr

z

n

) (Fig. 1)

(

b
d

k
w

n

c

er

Cs 30.2

[

iiw

b

Na

i

z

e

k

137

b

z
7

22

Be 53.3

)

zy
i

1

z
(3 H 12.3

)

) zy

2

r

b
226

H, 7Be, 22Na, 137Cs

Ra

b

2.60

3

b

b
3

H

i
 Precipitation

r
d

w
270

r

Tedori
River

biztr
w

i

d
k

i

d
r

Ground water Coastal water



(
m)

 River water

MN

KB

n

DS
OD

b

n

Kanazawa

NK
Pr   TD

Fig. 1 Sampling sites of water

Distributions of 3 H, 7 Be, 22Na, 137 Cs and Ra isotopes in rain water, ground water and river waterof the Tedori River Basin
Inoue, M., Nakano, Y., Fukuyama, T., Kofuji, H., Hamajima, Y.

1P16

阿武隈山地における Al-26 と Be-10 の定量による照射年代の測定(京大院工 1 、京大炉 2 、東大院工学系 ３ )○曹順美 1 、関本俊 ２ 、高宮幸一 ２ 、沖雄一 ２ 、柴田誠一 ２ 、佐々木隆之 1 、松崎浩之 ３ 、窪田
卓見 2 、馬原保典 2【緒言】2 次宇宙線と地表面物質との核反応により生成する長寿命放射性核種26

Al(T 1/2 =7.17×10 5 年)と 10 Be(T 1/2 =1.51×10 6 年)を定量することで表面露出年代

埋没年

(1)

代、浸食速度を測定することが出来る 。これらの情報により地形変化を定量的に議論することが出来る。これまでに当研究室では、阿武隈山地から採取した石英について
26

Al と 10 Be を定量し、その深度プロファイルを作成することで浸食速度と照射年代を算出した (2) 。本研究では、同採取地の掘削斜面にある河岸段丘から試料を採取し、26 Alと 10 Be を定量した。また、 14 C 年代測定法により同試料の年代測定を行うため、 14 C 抽出法の開発も進めている。
【実験】福島県田村市船引町上移(北緯 37°30′51″,東経 140°40′11″,標高 530m)にある河岸段丘礫、段丘礫層下の 5 地点(0-10cm,20-30cm,40-50cm,65-75cm,100-110cm)
から風化花崗岩試料を採取し、石英を分離した。石英試料(7-9g)を HCl 処理、HF,HNO 3
処理し石英の精製を行った。次に Be キャリアを添加し、マイクロ波加熱式湿式分解装置を用いて混酸(HF+HNO 3 +HClO 4 )で試料を加圧溶解 (4atm,150℃) した。pH を調整し、溶解液中の Al イオンと Be イオンを沈殿法で回収し、陰イオン・陽イオン交換法で単離した。さらに pH を調整し沈殿を生成した後、電気炉で焼成した。得られた酸化物の同位体比 26 Al/ 27 Al と 10 Be/ 9 Be を東京大学タンデム加速器研究施設において測定した。
各石英試料の 27 Al 含有率(μg/gSiO2 )は石英を溶解した後の溶液を分取し、ICP 発光分
析により測定した。
【結果と考察】これらの測定結果と添加した Be キャリア重量から石英重量あたりの26

Al と 10 Be の核種量を算出した。その結果を Table 1 に示す。
Table 1. Preliminary results of in situ-produced 26Al and 10Be concentrations measured

26
26
10
10
27
Sample Depth
QuartzBe carrier
Al/27AlAl
Be/9BeBe
Al
26
Al/10Be
(µg/gSiO2) (105atoms/gSiO2) (g)
ID
(cm)
(µg)
(105atoms/gSiO2)(×10-13)(×10-14)0
段丘上 2.750 ± 0.152 110.697 6.793 ± 0.376 7.155 6.146 ± 0.569 307.505 1.764 ± 0.163 3.850 ± 0.415
10-10 0.895 ± 0.120 16.502 0.329 ± 0.044 8.849 0.593 ± 0.267 312.726 0.140 ± 0.063 2.352 ± 1.104
220-30 1.046 ± 0.091 112.692 2.630 ± 0.229 9.052 1.539 ± 0.265 314.251 0.357 ± 0.061 7.371 ± 1.421
340-50 0.921 ± 0.076 60.529 1.243 ± 0.103 8.897 0.525 ± 0.245 308.949 0.122 ± 0.057 10.208 ± 4.835
465-75 1.168 ± 0.094 60.784 1.584 ± 0.127 9.075 2.529 ± 0.288 316.130 0.588 ± 0.067 2.692 ± 0.375
5100-110 0.957 ± 0.080 61.939 1.322 ± 0.110 8.775 1.599 ± 0.293 310.797 0.378 ± 0.069 3.494 ± 0.703
Blank<0.016
1.897 ± 0.157 610.353得られた 26 Al/ 10 Be 値に深度ごとの大きな変化はなかった。これを基に河岸段丘の形成とその後の地形変化のプロセスについて考察を進めている。また、14 C の抽出については最適な試薬(石英試料,石墨,CuO)の配合比率、ガス回収温度、回収率について検討中である。
文献(1) S. Shibata. et. al., J. Nucl. Radiochem. Sci., 7 (2006) 33-35.
(2)北條浩章, 京大院工 修士論文 (2008).
Measurement of exposure age by determination of Al-26 and Be-10 in Abukuma Plateau
CHO, S., SEKIMOTO, S., TAKAMIYA, K., OKI, Y., SHIBATA, S., SASAKI, T., MATSUZAKI, T.,
KUBOTA, T., MAHARA, Y.

1P17

大阪大学核物理研究センターにおける単色中性子を用いた核反応
断面積の測定(阪大院理 1、京大炉 2、高エネ研 3、阪大 RCNP4、パーデュー大 5、カリ
フォルニア大 6)○二宮和彦 1、尾本隆志 1、中垣麗子 1、高橋成人 1、関本俊 2、八島浩 2、柴田誠一 2、木下哲一 3、松村宏 3、嶋達志 4、Marc W.
Caffee5、Kees C. Welten6、篠原厚 1、西泉邦彦 6【研究背景】
隕石や地表岩石中に含まれる宇宙線由来の核種を調べることは、隕石への宇宙線の照射の歴史や地球上での地形形成の様子などを知る上で非常に重要である。宇宙線のほとんどは高エネルギーの陽子であるが、宇宙線由来核種の生成において中心的な役割を担うのは二次的に生成する中性子となる。このため研究の基礎データとして精度の高い中性子核反応断面積のデータが求められている。しかし、特に 100 MeV 以上のエネルギーを持つ中性子核反応はほとんど研究がなく、核反応断面積の値は計算コードや陽子核反応の値を用いているのが現状である。このように中性子による核反応断面積を精度よく求めることは、核反応の機構に関する興味だけでなく、宇宙地球化学の点からも重要な研究テーマである。本研究では大阪大学核物理研究センター（RCNP）において、高エネルギー領域の中性子核反応断面積の導出を行うために単色中性子の照射を行った。
【実験・結果】
中性子の照射は RCNP リングサイクロトロン棟 N0 コースにおいて行った。392 MeV の陽子を 7Li ターゲットへと照射し準単色の中性子を得た。本研究では、陽子ビームの入射方向に対して 0°と 30°に照射サンプルを設置し中性子照射を行った。0°方向へ放出される中性子
は単色成分と低エネルギー領域まで続く散乱成分から、30°方向は散乱成分のみからなっており（図 1）、これらのスペクトルの引き算を行うことにより単色の中性子の成分を得ることができる（図 2）。つまり二つのサンプルから得られた生成核種の生成率を引き算することによって、高エネルギーの単色中性子による核反応断面積を求めることができる。本研究では珪素や酸素、また鉄といった隕石や岩石の主成分となる元素を照射サンプルに用いた。 7Be
や 10Be といった生成核種をガンマ線スペクトロメトリーおよび加速器質量分析により定量を行い、中心エネルギー362 MeV の単色中性子による核反応断面積が得られたので報告する。

図 1：0°および 30°条件の照射

図 2：スペクトルの減算により単色化

における中性子スペクトル

した中性子スペクトル

Cross section measurements for monoenergetic neutron-induced nuclearスペクトル
reaction at RCNPNINOMIYA, K., OMOTO, T., NAKAGAKI, R., TAKAHASHI, N., SEKIMOTO, S., YASHIMA, H.,
SHIBATA, S., KINOSHITA, N., MATSUMURA, H., SHIMA, T., CAFFEE, M. W., WELTEN, K. C.,
SHINOHARA, A., NISHIIZUMI, K.,1P18

KCl, KF エアロ

ルを利用した核反応生成物の He ガス

ットと陰イオン交換実験
(原子

、新

史 、

明 、

Zijie 、、大理 、理研 、
、
一

大

理工 )○

、

、後藤真一 、

中一

、
、佐藤

、Li

、

Efficiency vs. He/KCl / %は めに 原子が 104 以上の アク
イド元素は、加を利用した核反応でしか合成できず 減期もに いため、一度に１ の原子をに化学的 質を調べなければならない。実 に 々はな化学 作を 度も り すことでそれらの元素の化学的 質を調べており、本研究では 105 元素、ドブニウム（Db）の研究を めている。
ドブニウムは第 7 期の 5 元素に相当するとされているため、同 元素である Nb
や Ta、擬 同 元素 Pa の ッ化物成を HF/HNO3 混酸中での陰イオン交換実験によって調べ、Db の ッ化物成を調べるための実験を模 してきた。それら同 元素の基実験の結果を基に、1ではあるが Db のイオン交換挙動を調べることに成 し、Db の溶離挙動が Ta よりも Nb に いことが分かった。しかし、これまでの実験手法では溶液 度によっては Nb が強くなどに物理吸 してしまのがあった。そこで、よりで定した ッ化物成を実 するため、本実験ではエアロ ルをこれまで く使用されてきた KCl から KF にして、生成物のストとオンライン陰イオン交換実験を行ったのでその結果を
する。
実験と結果
原子
のタン ム加によって加 された陽子ビーム は 19F ビームを利用した核反応 natZr/natHf(p, xn)Nb/Ta びに natGe/natGd(19F, xn)Nb/Ta によって Nb と Ta それれの放射 同位元素を合成し、生成物を He/KCl、He/KF ガス
ットにて化学 まで
88,90g,90m
170,178した。
率は、Nb、Ta のγ （X ）強度を測定して求めた。その結果を １に示す。He ガスの流 が 2.0 L/min、2.4 L/min の下で、KF 温度 700℃
から率が上がり 760-770℃において最大となり、一定となる が分かった。また、率の最大 は KCl 使用時（640℃）とほ 同であった。
に、KF エアロ ルでされた核種の陰イオン交換挙動を
イオン交換(ARCA)
を用いて調べた。0.01–1.7 M HF/0.04–0.3 M HNO3
100ので溶液 度を えて実験を行った。結果と: Nb (2.4L/min): Ta (2.4L/min)
80
して KCl をエアロ ルとして用いた時とは明らか: Nb (2.0L/min): Ta (2.0L/min)に なり Nb がに強く物理吸 するがな
60くなり、挙動もより 定化する 子が 測された。
40
バッ 法で取得していた Nb, Ta の溶離挙動をも20
く再 しており、He/KF ガス
ットの使用によってなオンライン実験下でも Nb の ッ
0
600
700
800
化物
成を
に調べることができるよ にな
Temperature of KF / ℃った。 後より多 な下で Nb を比較と
1. Nb と Ta の He/KF ガス
ット
した Db の実験を めていくための実験を率。
出すことができた。
Anion-exchange experiments of nuclear reaction products transported by He/KCl and He/KF gas-jet
systems
KASAMATSU, Y., TOYOSHIMA, A., TSUKADA, K., ASAI, M., ISHII, Y., NISHINAKA, I., SATO,
T. K., Li, Z., KIKUCHI, T., NAGAME, Y., GOTO, S., HABA, H., AKIYAMA, K.

1P19

Ion-exchange behavior of Zr and Hf as homologues of Rf in sulfuric acidsolution
Li Z.,1 Toyoshima A.,1 Kasamatsu Y.,1 Asai M.,1 Tsukada K.,1 Nagame Y.,1
Haba H.,2 (Advanced Science Research Center, JAEA,1 Nishina Center,
RIKEN2)【Introduction】Chemical investigation of Rf indicates that Rf is one of the group-4 elements. Chloride
complexation of Rf was found similar to that of Zr and Hf and the Rf chloro-complex is more stable
than those of Zr and Hf. On the other hand, ion-exchange behavior of Rf fluoro-complexes issignificantly different from that of Zr and Hf complexes. Adsorption order of these fluoro-complexes
on anion-exchange resin is Zr ≈ Hf > Rf, suggesting that the Rf complex is less stable than Zr and Hf
complexes. It’s well known that the stability of sulfate complexes of the group-4 elements is higher
than that of chloro-complexes of these elements, but lower than the stability of fluoro-complexes.
Therefore, it is interesting to investigate properties of Rf sulfate complexes as a part of thesystematical studies on Rf chemistry. Theoretical prediction indicates that the stability of sulfate
complexes of the group-4 elements is in the order of Zr > Hf >> Rf. In the present study, ion-exchange
behavior of Zr and Hf in 0.018 – 0.991 M H2SO4 was studied by a batch method to find out
appropriate experimental conditions for on-line experiments of Rf. Cation- and anion-exchange resin,
MCI GEL CK08Y and CA08Y, were used, respectively.
【Results and discussion】The results showed that the carrier-free radiotracers 88Zr and 175Hf in
sulfuric acid solution were strongly adsorbed on the cation-exchange resin as well as theanion-exchange one, indicating that cationic and anionic species coexist in sulfuric acid solution.
Ion-exchange behavior of Zr and Hf was very similar to each other and distribution coefficients (Kds)of these elements decreased with increasing the sulfuric acid concentration. Adsorption sequence on
the anion-exchange resin was Zr > Hf, while that on the cation-exchange resin was Zr < Hf,confirming that Zr has a stronger ability to form sulfate complexes than Hf. Separation factors of Zr
and Hf were about 3 (Kd (Zr) / Kd (Hf)) in 0.028 – 0.991 M H2SO4 on CA08Y and around 4 (Kd (Hf) /Kd (Zr)) in 0.087 – 0.991 M H2SO4 on CK08Y.
It is interesting that in the 0.097 – 0.980 M [HSO4-]eq range, log Kd of Zr and Hf decreased linearlywith an increase of log [HSO4-]eq for both CA08Y and CK08Y. In this concentration region, it is
known that ① hydrolysis of Zr and Hf can be neglected, ② [SO42-]eq is almost constant and ③
CA08Y is in the HSO4- form. Taking account of these considerations, we analyzed the formation of
sulfate complexes of Zr and Hf and the ion-exchange process, then found that the slope in the log Kd –log [HSO4-]eq plot represents major chemical species of Zr and Hf combined with the resin. It was
found that under the present experimental condition, M4+ is the dominant cationic species of Zr and Hf
on CK08Y, while M(SO4)32- is the dominant anionic species on CA08Y.
In the symposium, the possibility of applying the present ion-exchange process in the investigationof Rf sulfate complexes will be discussed.
Ion-exchange behavior of Zr and Hf as homologues of Rf in sulfuric acid solution
Li Z., Toyoshima A., Kasamatsu Y., Asai M., Tsukada K., Nagame Y., Haba H.

1P20

íõ`Õ"¸³gËÑ"'"ÿ8:>KøÅk}d¯­aÒyÌ

{Âv¡Ó§à²YüZëjpÊYû°ÇêSô k}d¯­;P?Keðxç! íõ`Õ"¸³gÆËÑ.â '!³]
5OJ@6LE/R"¸b³.èn*Ù¶&3PL0PÿoÝ 8:>
K.øÅ104 Ã`ÕL7IR91K(Rf)"¸³gÆf!ú,ßt´ ËÑ©.zs[1]Rf ¡*! ßt´ ¿ì\"íõ`Õ") !
¿-,
Äw!"ËÑì.)+iµ¥ÉÀö(
 ,\"í
õ`Õ!&Ô×Æ ËÑ.â '!#è¶&"¢ù¤É( 50Í%,¦8:>K"Ý#Vhc , ËÑ6NRG#Rf r®! 105 Ã`ÕAFB1K(Db)"¸³gÆËÑ.ò',ËÑì, 262Db # 248Cm  19F "ªáqmq-,"Àö# 1 cù
! 0.25 _¬Ò!
T!"iµ¥# 34 ÍÉ Ù¶è"é¢ùiµ¥)+÷~"ÿ8:>K#×æ"à ÿ?R;.,þ ³]5OJ@6LE*¸b,¶è.ñØÆ!¹UQW»"Ù.
)+É ¢ù¶,XoÝ  ÿ8:>K.øÅ ÿ8:>K#4:92=@î±ºäÛ*ó$-,ªmÀ¼.
³]5OJ@6LEcý¸b³. 30cm "÷" Ta ¨T!¹U,Ta ¨#ñØÆ!
W»ÁDR;RU.ï+HM1K.·Ù¶<2PCR!Îf,"'¹U¸b³#¸ý"c.^ÞfÆ!W»-"Ù.¶,,Ù¶è"é¢ù#¹Uø|* 20 ÍÏ!ÉÚ-&12 _"«bx!)Ù.
Gas-jet inletñØÆ!¶,
Pump
Elution curves'-&¸ý£Ù.È¶,þÉu
Micro-columns
Modified ARCA"ÙbªÐ"¸(40 columns x 2)
bc.å¶,oÝ!  Åã#ÿ8:
Heater>K"½"2 x 12 PIN-detectors
Ý>:@ÿEffluentÖ©[øoÝ
Slit unit
Ta sheetsíõ`Õ"gËÑ! zs,lÜ¾[1] Y. Ishii et al., Chem.
Lett. 37, 288 (2008).

Fig. 1 Schematic view of a new apparatus for aqueous
chemistry of the heaviest elements.

New apparatus for aqueous chemistry of the heaviest elements
TSUKADA, K., KASAMATSU, Y., ASAI, M., TOYOSHIMA, A., ISHII, Y., NAGAME. Y.

104

1P21

元素 Rf の化学的性

TTA

クロ

グ

ーの研究

1

（

2

、 子

2

、

【は

明に けた

明

、

3

理

生 1、

） ○

、

3

に】

104

元素 Rf の液 中での溶出 を調べるた に TTA（2-テ イル リ ル ロア

を 出溶 として いることで、様々な価 の イ ンを吸 する イ ン
る 出化学種の特定が期待される。そこで本研究では、TTA を
定 （TTA-Resin）を調 し、その 定 が Rf 実験に的な実験として同族元素の Zr、Hf について

た

1

させた

クロ

ン）

では

であ

グ

ー

可 か検討した。TTA-Resin を い

チ 出実験により分を き、 定 の出 を 定した。Zr、Hf の 出化学種については液-液 出実験により確認した。また Rf 実験は化学分 がられるた 、 定 の時間についての検討も行った。
103

【実験】
体 MCI GEL CHP20Y をア

しながら TTAう

し、一させることで調 し、調Resin の 量差によって溶 の吸 量を実験は TTA-Resin を量りとった

た。

175

溶液を加え、 Zr、 Hf

くはいて行った。溶液を測定により分

後、

を測定

後の

101

チ 出

に、各濃度の88

102

量が 30 %となるよ

カン溶液を
後

ン中で

D

TTA-Resin は、

Zr

100

もし

レーサー溶液Hf

10-1 -8
10 10-7 10-6 10-5 10-4 10-3
[F ]/M

に分取し、γD を 定した。 出化学種についてはの TTA 濃度を えて通 の液-液 出実験を行い、分Fig.1 Variations of distribution ratios of

D のプロ

Zr and Hf on TTA-Resin as a function ofの きをとることで確認した。また、

TTA-Resin との接触時間を 化させ、分Dの 化をみることで時間についての調査を行った。

F

concentration.
104

【結果】
た TTA-Resin に対する分

化物イ ン濃度、濃度にD を示す。TTA-Resin による出で、カウン ーイ ン濃度の 加による Zr、Hf の 形成

103
D

Fig.1、Fig.2 にそれぞれ

102

Zr

の様子が確認できた。また、液-液 出実験により TTA は 4
価の イ ンと 形成して 出することが確認できた。
時間については検討中であるが、時間の い実験

化学分 のた に、、resin 調 法について調査を行って

いる。

Hf

101
10-1

100
[HCl]/M

101

Fig.2 Variations of distribution ratios ofZr and Hf on TTA-Resin as a function of
HCl concentration.

Study on reversed phase chromatography with the TTA extractant for chemistry of Element
104, rutherfordium (Rf)
ARAKI, M., NANRI, T., TOYOSHIMA, A., YOKOYAMA, A.

いプ

1P22

チ

ク

長

イ

【緒言】Ge 検出

の

クグ

ンチレー

(PS)を

(BKG)成分の一つに

2次

成分の

する一

へいの

に

ン

が

いた

Ge の

の

な取

いと安価に

作する

的で

いて Ge 検出】KURARAY【減

長 1.4 m) の

mm

ーク発

度

い

1.2 mmし listて 1 本の要となる。
ー200 mm

さ 2.0 mm の

測定をテ

イ

ンチ

子に

のプ

する

を

するた

い PS と長またイー

さ 3 mmーク発

長 440 n m（

）
1.0

を

り

BICRONの BCF-91A (直） 減

時間 12 n sec

減

長 3.5 m上)WSF を

H3165-10

子

ーク 420 nm）に接した。Ge 検出
が

へいの間に

ー

が行なわれる。この方法では PS

同時計

すことがある。この

SCSN-81 PS (180ニクの WSF はまと
子回

いた Ge

の開発を試みた。

長 494 nm（

長 300-650 nm

ムで

を

との

の

に

この WSF をとしてし Ge 検出の(WSF)をーを○する成分がある。この成分を
ク

と

の開発
学

チ

ンチレー

倍 （1/2 インチした。PS は

の2

をカ

子

倍

に接

し

ング

の全回

を

化チ

ン

イアルカリ
射材を

布した

この PS と WSF を 5

ーするた

とする
し

した。

が可

いる。5 本であり このた

は全て直接

ル
の

通計測 A3100 にした。

【結果と考察】Sr-90 源を いて PS の計の 射位 による いを測定したとこ
20%
度の差が られたが 実 性には
ないと考え
ている。
図に Ge のをにした時間差ク ルを示す。-10に 2 本の ークが 測されたが 時間 を-20 から 0
とすると
全ての同
時
を検出できる。 の ークと同時計 するGe のエネルギーは 4MeV 上のみ
は 0-4MeV
全体に分布していた。
5PS ングル 100 Ge ングルの同時の計はそれぞれ 1k 130 (BKG 高い) 50 cpm で
さ 3 mm の PS でも 分にー 子
成分を検出でき PS の計もることができた。しかし 同時計
はま 50であり 調整である。
Ge 検出 の 1に対しの PSが 測される があった。
テム全体について検討すべき
である。

はあるが

本

は

として

分

可

Cosmic ray BKG reduction system for Ge detector utilizing thin plastic scintillators andwavelength shifting fibers
Hamajima, Y., Furusawa, Y.

133

Xe

1P23

X
RIμ

]
d
m

c

k

i
n

γ
[

r w
Xe
c 133Xerw
30 keVkp
200 eV
w
w
133
r Xe
n r
dwez
iw
w
r
r i
r
]
r
m
r i
133
133
w Xe
r
r
Xe
w
r

rRI
tr

d
RI

kp

d

133

Xe
kp

HPLC
r
oHPLC

d
d

30 keVw

c
133

Xe

133

Xe

1×10

Xe

w133Xe

133

Xe
Xe

ECR
/cm2c 1×1014
15 kV
30keVc81 keVμ
w

+

γ

k

Xe

μ
133

12

2

]15 keVw Xe
2×10
/cm
133
12
2×10
/cm2
30 keVw Xe
15 keVw
n i
r
k
Xe
z
30 keVw
e

133

Xe

kp

i

Xe

2

30keV
r

/cm
i
c r i
15 keV
k

r

133

ztr
133
Xe

3.8
129

0.2 cm3
12

Ge

30%

Xe
d n
a
rs
30 keV
n i
133
Xe
kp r
kpr e

b

133

n

133

370 MBq

r i
k

a

Xe

133

133

z

133

r133Xerr
r

0.65%w
0.5%w

tr
i c
30 keVd
130 eVc 200 eV
r133Xezd
200 eVka
200 eV
n
w
r
133
n
i
Xe
n
iiw
133
15 keV
r
b
Xe
d
a
i r
d
r
e
b
i
k
kp i daIncident Energy Effect of the Production Yield of Endohedral 133Xe-Fullerene
WATANABE, S., ISHIOKA, N. S.

ミュオン転移過程により形成されたミュオン原子の測定

1P24(阪大院理 1、国際基督教大学 2、理研 3、高エネ研 4)○中垣麗子 1、二宮
和彦 1、久保謙哉 2、石田勝彦 3、松崎禎市郎 3、松村宏 4、三浦太一 4、
篠原厚 1【はじめに】
負ミュオンは電子と同様原子軌道をつくりミュオン原子を形成する。ミュオンは電子の約 200倍の質量を持ち Bohr 半径が非常に小さくなるため、軌道電子はミュオンを捕獲した原子に対して Z－1 原子様の電子構造へと再配列する。特にミュオンが水素へ捕獲された場合は見かけ上電荷が 0 となり、擬似中性子として振舞う。このためミュオン水素原子は他の原子の電子雲に容易に入り込むことができ、ミュオンを他の原子に転移することができる(ミュオン転移過程)。本研究では転移過程および直接捕獲過程を経て捕獲されたミュオンの初期状態を明らかにするため、それぞれの過程で生成したミュオン原子から放出される特性エックス線(ミュオニックＸ線)を測定し、収率や強度パターンの比較から捕獲過程について考察する。
【実験】
実験は英国ラザフォードアップルトン研究所、RIKEN-RAL ミュオン施設の Port1 にて行なった。圧力 30bar の Ar, H2, H2(Ar を 0.1%混合), H2(Ar を 0.3%混合) 計 4 種類のガスサンプルにミュオンを照射し、放出されるミュオニックＸ線を 2 台のゲルマニウム検出器を用いて測定した。測定する際、アルゴン、水素を用いてミュオンの最適運動量を決め、ミュオンビームを収束させるため縦方向の磁場をかけて測定した。
【結果と考察】アルゴンに照射した場合、ミュオンは直接アルゴンに捕獲されミュオニックＸ線を放出する。
水素と微量のアルゴンを混合したものに照射した場合、ミュオンはまず水素に捕獲され、次にミュオン水素原子からアルゴンへミュオンが転移しミュオニックＸ線が放出される。それ
ぞれの X 線スペクトルを図 1, 2 に示す。図のPAr(3-2)はミュオンが主量子数 3 から 2 に脱励起した際に放出されるアルゴンのミュオニックＸ線を示している。得られたピーク強度を比較するため、それぞれ 2-1 の遷移を基準として相対値をとって解析した。混合ガスで観測された 3-2, 4-2 のPArＸ線強度比は、アルゴンガスのそれに比べ非常に小さく、ミュオン原子の形成過程によりＸ線の構造に明らかな変化が見られた。実験値の X 線強度比をカスケード計
算とあわすことにより、捕獲されたミュオンの初期状態の違いについて考察した。
PAr(2-1)

PAr(4-2)

Energy/keV

H2+Ar (0.3%)

PAr(3-2)

Ar

PAr(4-2)
Count / keVCount / keV

PAr(3-2)

PAr(2-1)

Energy/keV
図 2. H2+Ar (0.3%)にミュオンを照射して図 1. Pure Ar にミュオンを照射して得ら得られるエックス線スペクトルれるエックス線スペクトル
Detection of muonic atom formed by muon transfer process
NAKAGAKI, R., NINOMIYA, K., KUBO, K., ISHIDA, K., MATSUZAKI, T., SHINOHARA, A.

シリカガラス中の鉄の状態解析

鉄酸

1P25

（阪大院理 1、長浜バイオ大 2、大阪大谷大薬 3、阪大ＲＩセンター4）
野村泰弘 1、川瀬雅也 2、森本正太郎 3、池田泰大 1、○斎藤 直 4【はじめに】シリカガラス-酸化鉄コンポジット材料は情報記憶媒体や磁気冷凍、光磁気固体デバイスなど様々な分野への応用が期待される機能性材料として広く研究されてきている。
高機能化には、シリカガラス中の酸化鉄の制御が重要であるが、これまでコンポジット中の鉄の状態についての詳しい検討は十分なされていない。
酸化鉄は主に 3 価の鉄原子と酸素原子で構成されており、α、β、γ、ε相の４つの多形が存在している。その中では強磁性体であるγ-Fe2O3 と、大きな保磁力を持つことが最近わかったε相がコンポジット機能を担う重要な酸化鉄として注目されている。
本研究は出発原料の鉄原子の原子価の影響を比較するために、2 価と 3 価の化合物が入手可能な硫酸鉄を原料とし、コンポジット中の鉄の状態についての詳しい検討を行うことを目的とした。従来、出発原料とされてきた硝酸鉄からも試料調製を行って比較した。
【実験】酸化鉄-シリカガラス・ナノコンポジット試料はゾル-ゲル法を用いて作製した。10
分間焼結の温度を 700～1000℃の範囲で生成物への影響を調べた。
鉄のメスバウアースペクトルを室温と 4K で測定した。鉄化合物の生成状況を調べるために
Ｘ 線 回 折 装 置 (Rigaku MiniFlex) を 用 い てＸ 線回 折 パ タ ー ン を 測 定 した 。 試 料 の 磁 化 は
SQUID(Quantum Design MPMS-XL5L)を用いて 300 K と 5 K で 5 T から-5 T の磁場を印加することにより測定した。XAFS 測定による原子価の評価も行った[1]。
【結果と考察】硫酸鉄(Ⅱ)と硫酸鉄(Ⅲ)を出発原料にした試料ではε-Fe2O3 を生成し、硝酸鉄(Ⅲ)を出発原料にした試料ではα-Fe2O3 を生成することがメスバウアー測定結果からわかった。今回実験した全試料でγ-Fe2O3 が見られたと解釈した。γ-Fe2O3 はその粒径が小さいために超常磁性を示し、低温でのみ磁化が観測でき、X 線回折（室温）では散乱線を与えないために、メスバウアー効果測定で確認できたと考えた。
硫酸鉄(Ⅱ)と硫酸鉄(Ⅲ)を出発原料にして作製した試料を比較すると、前者の方が低い焼成温度でε-Fe2O3 が生成された。鉄化合物中のε-Fe2O3 の生成割合は、同じ焼成温度で作製した
場合、硫酸鉄(Ⅱ)を出発原料にした試料の方が多いことが、室温メスバウアー効果測定からわかった。これらの結果は、試料の焼成温度の上昇とともに残留磁化（300K で測定）が増加する傾向とあっていると考えられる。
ε-Fe2O3 は、硝酸鉄を出発原料にした試料よりも硫酸鉄を出発原料にした試料のほうが生成され易い。これはε-Fe2O3 を高温で焼成するとα-Fe2O3 に固相転移するけれども、酸化が抑制されるとα-Fe2O3 を生成せず、ε-Fe2O3 に留まる機構が作用すると考えられる。硫酸鉄と硝酸鉄を比較した場合、硫酸鉄の方が鉄と対イオンとの結合力が強く、焼成時に還元剤が生成されるためにε-Fe2O3 を生成しやすいと考える。硫酸鉄(Ⅱ)と比較して、硫酸鉄(Ⅲ)の方がε-Fe2O3 を生成しにくいのは、硫酸鉄(Ⅲ)では対イオンとの結合力が強く、硫酸基の量も硫酸鉄(Ⅱ)より多いために酸化鉄(Ⅲ)への化学変化そのものが制限されたためであると推論できる。
結論として、ε-Fe2O3 生成の最適条件は、出発物質を硫酸鉄(Ⅱ)とし、焼成温度を 1000℃とすることである。
[1] 長谷坂、川瀬、斉藤、池田、森本、日比野、八尾、第 11 回 XAFS 討論会（姫路）6O04。
State analysis of iron in iron oxide-silica glass nanocomposites
NOMURA, Y., KAWASE, M., MORIMOTO, S., IKEDA, Y., SAITO, T.

1P26

Yb ߱Ҡ൝ƒǐƻѻҠ൝ƶ 170Yb ȜǴȋǡǝÓǴȕǪȃȦ
á௉඿પ໊âĒ‫ݶ»়¸ؑݗ‬Ѝཋ֫»ᒩ‫֫ࣀݖ‬ñࣜۗòȤȮǺȉǟȄ‫ی‬ਬƯƷ Ce ǚࣩƗ 13 ‫ی‬ਬƯȜǴȋǡǝÓܑүƔհ੯ƝǔǓ¼ƛǔǆƯƳǗǔǗǔƷ 155Gd»161Dy ƒǐƻ 166Er ȜǴȋǡǝÓ੯୩ǚ݉ƲƫƮƕƧ¼‫»ؼޚ‬170Yb ȜǴȋǡǝÓ੯୩ƔƯƕǓǐƎƳƲƫƧƶƯඦ‫ݥ‬ơǓ¼ 170Yb ƶȜǴȋǡǝÓਐЃƷ Eγ = 84.26
keV ƶ Ig = 0 ư Ie = 2 ƶյƶ E2 ਐЃƯƊǒ»༐֬ीઙƶࢆฮƷ 1.5 nsáWo = 2.08 mm s–1âƯƊǓ¼ƛǔǑƶ௾঴Ʒ 166Er ƳࠨƮƌǓ¼ñࡑ‫ۊ‬òȜǴȋǡǝÓਅ‫ے‬ƳƷ 170Tm/Al2Tm ǚ߹ພƟƧ¼Al2Tm ƷҠԙ໷ཉೝƶ Al ư Tm ǚǝÓǪຜຈƟƮƓǑȂǞǴǪीƳৡǒࢽƟƧ¼Al2Tm 92 mg ǚ JAEA HR-2 ओ࡜‫ܛ‬áfth = 5.5
ö1013 cm–2 s–1âƯ 55 ൟյओ࡜ƟƮ߁঵ƟƧ¼ȜǴȋǡǝÓ੯୩Ʒ»170Tmát1/2 = 128.6 dâƶ
84.26 keV ƶɌਅǚ LEPS Ư‫ڐ‬ঝƟƮƒƛƲƫƧ¼੯୩Ʒ Wissel ࡡৄ 1200 ȜǴȋǡǝÓǲǴ
ȁțǚພƌ»ਅ‫ے‬ư‫ࢌט‬ઑǚ 20 K Ƴ༏‫׎‬ƟƮƒƛƲƫƧ¼ਅ‫ے‬ƶ‫ى‬௫ੱஶƷȧÓǱÓՒए‫ڐ‬Ư੯୩ƟƧ¼Yb2O3 ƯƷ 1 ǴȕǪȃȦƶ੯୩Ƴ 7Ø8 షǚ຤ƟƧ¼
ñ‫ڤ‬үư݂ߒòࠀǉƳ Yb2O3 ǚພƌƮ‫ࢌט‬ઑ‫ܓ‬ǇƳǐǓǴȕǪȃȦƶЊƌǚԏీơǓƧǉƳ 56 Ø 336 mgYb cm–2 ƯǴȕǪȃȦǚ੯୩Ɵ»ϱ‫ݔ‬Ʒ 112 mgYb cm–2 ƶ‫ܓ‬ǇƯ੯୩ơǓƛưƳƟƧ¼ƛƶ‫ࢌט‬ઑ‫ܓ‬ǇƯ੯୩ƟƧǴȕǪȃȦǚ»Fig. 1 Ƴ࠷ƟƧ¼¸C ‫ ٸ‬Yb2O3 ƳƷ‫ڤ‬ईԙஇƳ 2 ǰǟȃ੻޲Ɵ»
S3 ઓङƶ 8a ϳ૷Ƴ Yb ƶ 1/4 Ɣ»
C2 ઓङƶ 24dϳ૷Ƴ 3/4 Ɣ੻޲ơǓ¼ȜǴȋǡǝÓǴȕǪ
ȃȦƯƷ»ƛǔǑమƬƶǰǟȃƔࡀൿƯƕƮƌǓ¼֟ੳƷ߾‫ݜڤئ‬୩ঝ e2qQ = 10.8 mm s–1ƶ‫ࢌט‬Ɣ C3 ǰǟȃƯ» 25.3 mm s–1 Ɣ C2 ǰǟȃưƲǓ¼Gd2O3 Ǌ Yb2O3 ư௬‫ٺ‬Ư»155Gd
ǴȕǪȃȦƯƷ»మƬƶǰǟȃƔฯ໱Ƴࡀൿ
ƯƕǓ¼C3 ǰǟȃƷ e2qQ = 10.85 mm s–1. C2Fig. 1 170Yb and 155Gd Mössbauer spectra of Ln2O3(Ln = Yb , Gd)ǰǟȃƔ e2qQ = 5.53 mm s–1 ư֟ੳƯƕǓ¼e2qQ ƶ૮ǚǊưƳ஢ष‫ܒ‬౴ǚ‫߬ڐ‬ơǓư»Yb2O3
ƯƷ C3 ǰǟȃ 1.5ö1022 V m–2»C2 ǰǟȃ 3.4ö1022 V m–2»Gd2O3 ƯƷ C3»C2 ǰǟȃƷƥǔƦ
ǔ 2.5ö1022 ƒǐƻ 1.3ö1022 V m–2 ưƲǓ¼ਙೃஇƳ Yb2O3 ƶǃƎƔ஢ष‫ܒ‬౴ƔપƕƗƲƫƮ
ƌǓƶƷ»ȤȮǺȆȄࢌࢹƳǐƫƮ‫ڤ‬ईԋࠃƔࣹƝƗƲƫƧƧǉư݂ƐǑǔǓƔ»Yb2O3 ư
Gd2O3 ƯƷ C3 ư C2 ǰǟȃƶ஢ष‫ܒ‬౴ƶપƕƝƔ‫ג‬ƳƲƫƮƌǓ¼ƥƶ‫ۍ‬ПƷഩฯƯƊǓ¼
170

Yb Mössbauer spectra of ytterbium(III) oxide and chloride
TAKAHASHI, M., IMAI, K., ASAKA, Y.

4E 777

1P27

5

(,,

,.

5 b

777

4E

X
4

n

w

3-

[M(CN) 6 ] (M=Fe Cr Mn)

r
a

1 3

n

z
r

z
k

trans-[Fe(CN) 4 (1nw-CN) 2 Gd(H 2 O) 4 (bpy)] 4H 2 O 1.5bpy V]

dzk

w

1,10

c

i

2,2’

z

r
kp
w
kpr

kpγ

r 1,10

kp

r
1,10

i

n

r
IR

n
57

SQUID

Fe b
Fig.1

tr
mer-[Fe(CN) 3 (-CN) 3 Gd(H 2 O)(o-phen) 2 ]
Gd

2

d

1000 Oe)w Curie

t b

a

r 12

a

Fe

Gd

z

Fig.2

SQUID

w minimumz(10000 Oe)ww



 


57

1

V]



Fig.1 GdFe(CN)6(C12H8N2)2H2O 3H2O

3  

Od1

s



I.S. =

e2qQ = 3.47 mms-1 w

Nd7

d

ctr

b

3.5 K 8.1 cm3mol-1K

z

3

d

1

Gd

0.56 mms-1

Gd

b

d

(100 Oe
w

Kw

w

Gd

n
d

1

]
d

155

]

Fe d CN
3w

3H 2 O

1,10

w

155









Fig.2 GdFe(CN)6(C12H8N2)2H2O 3H2O

Fe and 155Gd Mossbauer spectroscopic studies of cyano-bridged Fe(III)-Gd(III) complexes
KITAZAWA, T., SHIMA, Y.



1P28

がん治療に有用な 188Re のマルチカラム法による濃縮装置の開発(原子力機構 1、放振協 2)○橋本和幸 1、本石章司 1、佐伯秀也 2、反田孝美 1、松岡弘充 1

188

Re は、半減期が 17.0 時間、がん治療に有用な β 線（最大エネルギー：2.12 MeV）及び画像化に適した γ 線（155 keV）を放出することから、RI の体内分布をモニタリングしながらがん治療が可能である核種として注目されている。さらに、188W (半減期 69.4 日）の娘核種であるため、188W をアルミナカラムに吸着させたジェネレータから、生理食塩水により、無担体の 188Reを繰り返し溶出させることができる。しかし、188W は、186W の二重中性子捕獲反応により製造するため、比放射能が低く、アルミナカラムの容積が大きくなり、188Re の放射能濃度が低くなる問題点がある。そこで本研究では、簡便な方法でより高い放射能濃度の 188Re 溶液を得るために、アルミナカラムに陽イオン及び陰イオン交換型固相抽出カラムを連結するマルチカラム法 [S.
Guhlke et al., J. Nucl. Med. 41, 1271(2000)] について、濃縮条件の最適化及びその装置化を検討した。
188

W／188Re ジェネレータは、JRR-3（照射時間：25 日）を用いて製造した 188W（25 MBq）を

アルミナカラム（12 mm I.D.×62 mm L）に吸着させて調製した。陽イオン交換型固相抽出カラムとして、オルテック IC-H またはダイオネクス OnGuardⅡH を陰イオン交換型としてウォーターズQMA SepPak を使用した。アルミナジェネレータからの 188Re の溶離は、酢酸アンモニウム溶液を用いて行った。QMA SepPak に吸着した 188Re は、蒸留水で洗浄後、生理食塩水 1 ml で溶出させた。188Re の放射能量は、HPGe 検出器による 155 keV の γ 線測定から求めた。
陽イオン交換型固相抽出カラムの種類及び酢酸アンモニウム濃度をパラメータとし、濃縮特性の検討を行った結果、陽イオン交換型固相抽出カラム OnGuardⅡH と 0.15 M 酢酸アンモニウムの組み合わせが最適であった。この場合の 188Re 最大放射能濃度を WO3 のアルミナへの吸着量、JRR-3 での１サイクル照射時の 188W の照射終了直後の生成率及び 188Re 溶離収率等から見積もると、600 MBq/ml（照射後 50 日経過時）となる。アルミナジェネレータから直接生理食塩水の溶離によって得られる 188Re の最大放射能濃度が約 11 MBq/ml であることを考慮すると、最大 50 倍以上の濃縮が可能であることを明らかにした。装置化にあたっては、利用者の被ばくの軽減、利便性の向上を念頭に置き、以下の点を考慮した。1) アルミナジェネ
レータを遮へい 2) 装置全体を透明アク

1
1

1

e

e

リル板（遮へいも兼ねる）の裏側に固定
3) イオン交換カラムは、使い捨てである
ため、交換が容易であること 4) つなぎ目
からの液漏れの心配の少ない減圧式の採用。試作した濃縮装置（右図：縦 420 mm×
横 300 mm）の性能評価を実施した結果、所定の濃縮特性が得られる事を確認した。

Development of an apparatus to concentrate 188Re solutions by a multi column system for cancer
therapeutic experiments
HASHIMOTO, K., MOTOISHI, S., SAEKI, H., SORITA, T., MATSUOKA, H.

理研 AVF サイクロトロンによる RI の製

1P29

と有償頒布

(理研仁科セ)○江崎豊、神原正、羽場宏光、高橋和也【はじめに】理研仁科センターでは，2007 年 10 月より，加65

目的として， Zn と109

器技術を通じた社会貢献を

Cd の精製アイソトープを，（社）日本アイソトープ協会の協力を得て有償で頒布している。本発表では上記 2 核種の製及び精製過程と品質評価について報告する。また，我々はガスジェット法を用いたユニークな短寿命 RI の製も行っている。

本手法では，標的物質からの化学分離が不要で，半減期が数秒程度である RI をユーザーに供給することができる。標的チェンバーには最大 5 種類の標的をスタック可能で，複数の核種を含んだマルチトレーサーを製
【実験】

65

Zn と

109

できるなどの利点もある。

Cd はそれぞれ天然同位体組成の銅板と銀板（純度 99.99％以上，厚さ0.125mm×直径 10mm）を 2 枚重ねたものを標的とし，AVF サイクロトロンからの 14MeV
陽子ビームによる(p,n)反応で製 した。照射後，65Zn は塩酸系陰イオン交換法，109Cd は塩化銀沈殿法と塩酸系陰イオン交換法を用いて化学分離を行った。また，精製 RI の比放射能や不純物濃度を評価するため，照射無しで全く同様の化学分離過程を経た対照試料をICP-MS で測定した。一方，ガスジェット実験では，分子電着法を用いて作成した Y，Zr
ならびに Pr の酸化物標的（厚さ約 100μg/cm2）をそれぞれ 3，1，1 枚ずつチェンバーにス
タックし，65Zn または 109Cd 用標的の上流側に配置した。照射中，反跳分離された RI を，
KCl エアロゾル/He ガスジェットシステムにて 45m 離れたホットラボまで輸送し，グラスフィルター（ADVANTEC GB-100R）上に捕集した。本装置の性能評価を行うため，He ガスの流量を 0.5～2.0L/min，エアロゾルジェネレーターの温度を 580～620℃の範囲で変化させ，捕集された RI の放射能を測定した。
【結果と考察】 65Zn 及び 109Cd の製

及び ICP-MS 分析結果の一例を Table 1 に示す。65Zn

に関しては，標的物質である銅の濃度が 1ppm であったが，分離係数が 6×104 であったことから，同様のイオン交換分離を繰り返すことで ppb レベルへの精製が可能である。その他の元素については， 65Zn と 109Cd 共に全て ppb レベルであった。
ガスジェット法による RI 製

では，1.5L/min，620℃の条件下で最大の収率が得られた。

一例として，ビーム強度 11μA，60 秒間で，グラスフィルター上に捕集された 89mZr ，90mNb
及び 141mNd の放射能はそれぞれ 110kBq，130kBq，43kBq であった。これらの核種を用いた応用研究の例として，本討論会講演 3P17[1]ならびに 3P25[2]を参照いただきたい。
Table 1.

Summary of productions of 65Zn and 109Cd at the RIKEN AVF Cyclotron.

Irradiation time Beam current
[hr]
[μA]
65

Zn

109

Cd

Activity Chemical yield Concentration Specific activity
[MBq]
[%]
[ppb]
[kBq/ng]

41

7.3

73

99

60(Zn)

410

36

6.3

16

74

11(Cd)

340【参考文献】[1] 南里他，本討論会 3P17.
[2] 菊永他，本討論会 3P25.
Production of RI for Charged Distribution at the RIKEN AVF Cyclotron
EZAKI, Y., KAMBARA, T., HABA, H.,TAKAHASHI, K.

理研マルチトレーサー(MT)および MT 標

1P30

マウス体

動について

(

1

大

、

サマリウム-153 標

エチレン

ウム -166 標

1,4,7,10-テトラア(DOTMP)は

性

の
一

の

に、標

ス

エネルギー、標

ン
後の

物動

的かつ

合の微量

ス

を8

ン

、

化合物も

に

に選択した核、大として核する性質を有している。

の

減期、

、放出

得することは、新規放

性

分

の
大

いおよび
にて化

と

、大
65

時間における
57

65

Co, Zn,

と生理

報を

時的

用性を

品の開発にとって重要分

83中の MT をマウスにをを行いMT-生理

出し、Ge
88

Rhは

への

との間に大きな

101

後の

みの比

が大き

い時間から

への

として利用でき、88Zr-EDTMPは, MT-DOTMP

Rh

製した。一
とした。これ後、及び導体検出器を用いてγ線ス
の核

がキレート

を

クトロ

跡し、それらの核で加した。75Se

O

O

P

P

Rbはキレ

上

成させた

合に

した。88ZrはEDTMPとキレート
みが

期の

HO

N

OH

N

P

P

O

O

HO

成させること明した。 Y-EDTMPはとしての利用が

能であると

N

N

N

N

PO3H2

OH
OH

EDTMP

H 2 O 3P、

88

加することが
をみる

、

OH

HO

につ

83

考えられる。
HO器

いはみられず、EDTMPおよびDOTMPとキレート成する性質がないと考えられる。 YはEDTMPとキレートへのを(%dose/g)を求めた。

位重量あたりの101

してAg (99.99%)ター

し、1, 3, 6, 12, 24 時間
88数の得できる。本研究では MT 標

合してMT-EDTMP

、

75

で

化について比較検討を行った。

88

により、

ン

ス

報を

トリーを行った。 Co, Zn, Se, Rb, Zr, Y,

に対する

チレン

化合物の実用的な

性マウスに

57

ート

ルミ

のための

DOTMP(MT-DOTMP)および生理

の体

ICR

結果と考

(EDTMP)やする。したがって、標はEDTMP, DOTMP

いて

ン

1

に依

ット中にMTを生成した。

、

ス

研究所リングサイクロトロンにて12C重粒子イオンを

実験 理化
のMT

チレン

発性

間の関連性を持った

EDTMP(MT-EDTMP), MT 標らのらの

光、 本 一、ン -1,4,7,10-テトラ

シクロド
や

、

研究所で開発されたマルチトレーサー(MT)法では、同一実験

について
した

2

、 田

化合物の利用法は、標るためにこれらの体である。理化2、理研 )アミンテトラ和で利用されている。ど

2

大

信1、中村

○

EDTMP, DOTMP 化合物のH 2 O 3P

PO3H2

DOTMP
1．EDTMP および DOTMP の構

The biodistribution of Riken Multitracer and MT-EDTMP, MT-DOTMP in mice
WASHIYAMA, K., NAKAMURA, R., KOSHIDA, H., HABA, H., ENOMOTO, S., AMANO, R.