㻌
㻌
㻌
㻌
㻌
㻌
୍⯡ㅮ₇㻌
㻌
㻥 ᭶ 㻥 ᪥䠄Ỉ䠅㻌㻝㻭㻜㻝㻙㻝㻭㻝㻜䠖㻭 ఍ሙ㻌㻝㻮㻜㻝㻙㻝㻮㻝㻜䠖㻮 ఍ሙ㻌
㻌
㻌
㻌
㻌
㻌
㻌
㻌

Np スパイク

1 01

(

大
5

5
4

大
人

として

の

大

6

7

3

、寺

境中に
分

していないため、包

な

や
に

、

境動

北卓也 4 、小子 4 、Yang Wang 4 、がっていないのがった。併せて、この実<化学分

実= 2.36 d)を

>

射

に

いる

Np 分

を

った。これら実

分

により

を一

め、

出

を4

ねたスタック

され、分

と定

を

が

に

反

を

>

化学
MeV)を

実

の

った。

定した

を

1/2

った。また、
を

15

射

定、

射した。Thし、Ge 半導体

236m Np の壊変出した(図)。
分の236 U, 236 Pu を分出器にし、中であり、その
した

件の

参考文献
lied Radia ia de , 2012, 70, 1747-1778(2)M. Herman et al., NDS, 200 , 108, 2655-2715

去定における Np 回収の Thにおいて 236mNp
236 Np236m Np 実

1

0.1

核

っていく予定である。

の十分な

10

め、

在この

定妨害

定から、

と回収
を

と

の 236mNp

射の射

された 236mNp(1) P.Thakur et al., A

もmg の 232 Th と 239 Np(TAVF サイクロトロン

によって Np をした。しかし実からスパイクとして

I

のための

とした。

を

の 236g Np と 237 Np を
化を

データ取

や Np の回収

去

みるこ

を UTEVA レジンにより加したについて、90%以上の Np 回収

できた。

から、実

の

に 7 Li 2+ (42った。そのは 19-97%とばらつきがみられた。
の

の

した化学分

分

結果 二つの化学分が定対の 237 Np も同として、20

定妨害

で

を

な化学分

した

化した。<Np、の定236g Np, 237 Np の

から

を

ずつに分け

より

を

射

により

n) 239- Np 反として、 238 U, 242 Pu, 239 Np を分

を

1/2 = 22.5 h)やに唆さ

では Np スパイクである。

を TEVA レジン及び TK400 レジンにより分加した

いて 232 Th

やスパイク

積(mb)

を

応断

実

動

な「スパイク」が存在ととした。この反があるため、まずは 232 Th( 7 Li,

5であることがするためにの 236mNp(Tする可啓介 2 、であることや低し、 232 Th( 7 Li, 3n) 236 Np 反に

3

トレーサーとしてを大

優太 、 場宏光 4 、

な化学分

器効

安定

セ 4、

仁

、

として 236gNp(T 1/2 = 1.54×10 5 )にでは、、

信哉 2 、Jian Zheng 7 、

定において

では化学収

久 、坂口

2

の作成

出された 237 Np(T 1/2 =2.14×10 6 )は、

境中に

射

大

3

1

3

まることや、れている (1) 。しかし、

と励

、

、

、Karin Hain 6 、

動によって

ある上に、

、

2

、ウィーン大 、QST )○中
夏

緒に向けた化学分
1

237

Np

0.01
20

30

40

射エネルギー(MeV)

50

60
(2)

図
シミュレーションによる 起関数 と研究により得られた 236m Np の核 応断 積Creation of chemical separation methods and the determination of e citation functions for Np-spike
production
NAKAJIMA, A., SAKAGUCHI, A., HAYAKAWA, Y., HABA, H., MATSUMURA, N., TERANISHI, K.,
MORITA, R., YOKOKITA, T., KOMORI, Y., Yang, W., MORI, D., Harin, K., YAMASAKI, S., Zheng, J.,
SUEKI, K., YOKOYAMA, A.

1A02

 232 Th + 7 Li 

 Np(¯V±

1, Vs1^12

, @0

3

1







, ¯Vg2

4·2

   { ²  uf DW  TO   =e x> b{ whX 3  }K M? 3  { V© 3 U [E 3  }d vj 4

Introduction 237 Np(t 1/2 = 2.110 6 y) @G=~WweS
u]k
aI

>|Dy;Z(AMS) ^O;ZXN

&.


AMS  237 Np

 236g Np (t 1/2 = 1.510 5 y)<fqLim#"

23/Ej*3(lBdF`[x\Q 232 Th + 7 Li ARt}

eSbARV

7

 Li fp9KoG:(3$)+]rC

H:rCAR(CF) 7 Li  a  t ;sAR(ICF)cPgz?zUaI



4(3$)+]rC

hYim

RAR:76M

5H:rC ICF eSb Pa

J8vn%3, EMPIRE 8_{Pa, Np eS:ARVlTI



_{

ICF 1!-'0TI5H:rCA

x

Cross section / mbExperimentTh ¯c&s­/12*1:+23&JYp AVF-'*8389 43 MeV 7 Li `& `l1:+23&¬¡ TEVA
7.9,TK400 7.9& Np, Pa QAB&H³ Ge LaB|GS& g HE "\®&
Results 
103y]¶ 232, 233, 234 Pa QABNnt´
102
m!$¢,:4 EMPIRE
 " 232 Th + 7 Li  232 Th + a , 232 Th + t 101233¥¢&  Pa ]C
100¥¢~¨& Figure 1 $Experimental
z]¶CI¦°si
10-1
Th + LiTh + a(56): 7 Li Nn, a Nn " t Nn
Th + t-2
107
ª   ! Pa  Li  a  t 
20
30
40
50
7Li Beam Energy / MeV
H ;«1:+23P#<
Figure 1 232 Th + 7 Li Nn 233 Pa ?zU
ZFPNn o # $'
R $
!! = !"# × % ,!& = !"# × %, σ()* = 0.3σ)*  
<ZFP_# Np oNn&¤# Pa, Np oFNnt´&GPa FNnt´ 232, 233, 234 Pa I¦°s&§ P%# q\&  Np FNnt´ 234 Np \C EMPIRE ¥¢&;«r q\y q\  Pa, Np oFNnt´&~¨ Np oNn_#<ZFPNnkµ|£&An effect of incomplete fusion on the Np production in the 232Th + 7Li reaction
TERANISHI, K., MORITA, R., HAYAKAWA, Y., SAKAGUCHI, A., NAKAJIMA, A., KOMORI, Y.,
YOKOKITA, T., MORI, D., HABA, H., YOKOYAMA, A.

232 Th+ 7 Li 反応における反

1A03

分
(

1

大

1

○

[導入] 232 Th+ 7 Li 反応
味

定を

Np が

する
定を

[実

]一つの実

では、

13μm の 232 Th

属を 20μm の Al で
を実
分

値

み

んで 7 Li

(

値と

反

の実

値と

に

わる

したように、分

値を

して分

ごとに
の

め、ターゲットの厚みを

分

を得た。
値

3

と

せずに

できる

射したデータに反して図 2 にした。

図2232 Th+ 7 Li

を
によって

分

した

は一度の

射で多くのデータを得られるだけでなく、実

を

常に

である。

[参

でも

を

らかな励

を得た。このえる値のした。 いでこ

値をと図1

原子が各フォイルに及に catcher foil を使2が得られないので、分いなのするための反式を導出した。図 1 に]実

むと 7 Li ビーム

び、Th 中、または Al 中で

のずれを

めて

分

め

される

に対する

合する

可

の AVF サイクロトロンでれらのターゲットからの反

[

)を

反

に

の実

待されている 236g Np が射で多くのデータ

し catcher foil をを SRIM コード[1]によって

を

が

山

みた。

155)の中から 7

反

久 3,

彦5

射する一

ぼす

, 中島

場 宏光 4 ,ねたスタックについて

で、実

セ 4,

2

のみを

属

反

仁

,

川 優太 1 , 坂口の 8μm のThの,した。別に 3射し分

3

大する 40MeV 以下のエネルギーで

(分

を

分

を

の

のための catcher foil をスタックに

び出す

い

85

236g

が大きく、一度の値を,は、トレーサーとしての利い。

がターゲット外へて実1

北 卓 4,

みた。分

エネルギーの2

大, 寺

希子 4 ,

小

定

工5

大

であるため

,

による

のコスト

]

[1] Ziegler, J. F., The Stopping and Ranges of Ions in Matter, Vol. 5, Pergamon Press Inc. (1980).
[2] Blann, M., Lawrence Livermore National Laboratory Report UCID-20169 (1985).
[3] Zhao. Y. L. et al., Radiochim. Acta 86, 79-88 (1999).

A recoil correction method of fission cross section measurement in the 232Th+7Li reaction
MORITA, R., TERANISHI, K., HAYAKAWA, SAKAGUCHI, A., NAKAJIMA, A., Y., KOMORI, Y.,
YOKOKITA, T., HABA, H., YOKOYAMA, A.

1A04

Production of 225Ac in the 232Th( 14 N,xnyp) 225Ac reaction(

仁セ)○Xiaojie Yin、南明弘、小森有希子、森大、

場宏光【Introduction】 225 Ac is one of the most promising alpha-particle emitting radionuclides fortargeted radionuclide therapy [1]. However, a stable supply system of 225 Ac has not been
established yet in Japan even at the basic research scale (~100 MBq). In this work, weinvestigated the feasibility of producing 225 Ac in the 232 Th( 14 N,xnyp) 225 Ac reaction using the
RIKEN multitracer technique [2].
【Experimental】 Metallic 232 Th targets (69 mg/cm 2 × 6) and 27 Al energy degraders (415mg/cm 2 × 2) were irradiated with a 132 MeV/u 14 N beam extracted from RIKEN Ring
Cyclotron. The typical beam intensity was 20 pnA. After irradiation, the targets weres bjec ed o -ray spectrometry with Ge detectors to determine production cross sections of225
Ac (T 1/2 = 10.0 d) and its precursor 225 Ra (T 1/2 = 14.9 d). 232 ThO 2 pellet targets (1.1 g/cm 2 ×2) were separately irradiated with the 132 MeV/u 14 N beam to develop a chemical separation
procedure of 225 Ac from the 232 Th target material as well as many nuclear reaction products.
【Results and Discussion】 The cross sectionsof 225 Ac and 225 Ra were determined at 132 and116 MeV/u by following the 440-keV -rayintensity of 213 Bi (T 1/2 = 45.59 min) on theirradioactive decay chain for more than 110 days.
In Figure 1, excitation functions for the232
Th( 14 N,xnyp) 225 Ac; 225 Ra reactions are shown
together with those calculated by the PHITS(Particle and Heavy Ion Transport code
System) code [3]. The PHITS code reproduces
Fig. 1. Excitation functions of thethe cross sections of 225 Ac, while it232
Th( 14 N,xnyp) 225 Ac; 225 Ra reactions.
overestimates those of 225 Ra by a factor of 4.
The production yield of 225 Ac was evaluated to be 3.3 MBq/p A h at 132 80 MeV/u bynormalizing the PHITS function to the experimental cross sections . Based on our typicalexperimental conditions (incident beam energy: 132 MeV; beam intensity: 1 p A; target
thickness: 4.5 g/cm 2 ; irradiation time: 2 days), 150 MBq of 225 Ac can be produced at the endof the irradiation. In the symposium, the chemical separation procedure of 225 Ac and thequality of the purified 225 Ac will also be presented.
References[1] G. Maryline et al., Radiochim. Acta 107, 9-11 (2019).
[2] H. Haba et al., Radiochim. Acta 93, 9-10 (2005).
[3] Y. Iwamoto et al., J. Nucl. Sci. Technol. 54, 5 (2017).
Production of 225Ac in the 232Th(14N,xnyp)225Ac reaction
YIN X., NAMBU A., KOMORI Y., MORI D., HABA H.

1A05

乾式

留分

精

で分かったアスタチン化学(量研東海量子ビーム 1 、量研放射線生物 2 、バングラデシュ原子力委員
会 3 )○西中一朗 1,2 、橋本和幸 1 、石岡典子 2 、渡辺茂樹 2 、佐々木一郎 2 、Mohammad Anwar-Ul Azim 3【緒言】 α放射性核種を用いた標的アイソトープ治療は、新しい癌治療法として注目を集めている。研究対象のひとつである 211 At は加速器で少量でしか合成できないため、その研究は限定的であり、基礎化学研究の重要性が唱えられている[1]。著者らは、核反応 nat Pb( 7 Li,xn) 207-211 At での合成と乾式蒸留分離精製法を調べ[2]、溶存アスタチン化
学種同定などの基礎化学研究を行ってきた[3]。本研究では、開発した乾式蒸留分離精製法について、 211 At の一般的な合成核反応 209 Bi( 4 He, 2n) 211 At に対する適応、分離条件を調べるとともに、調整した 211 At トレーサー溶液を薄層クロマトグラフィー（TLC）、
高速液体クロマトグラフィー（HPLC）分析により、溶存化学種の同定を試みた[4]。
【実験】 量研高崎量子応用研究所 TIARA 研究施設の AVF サイクロトロンから供給された 4 He ビームを 28 MeV で金属 Bi 薄膜標的に照射して 4 156 MBq の 211 At を合成した。
照射試料を窒素置換した試験管内で 650℃の電気炉で加熱し、 211 At を乾式蒸留分離した（図）。分離中と後、試験管内の 211 At 放射能を CdZnTe（CZT）ガンマ線スペクトロメータで測定し、放射能強度の時間変化、分布を求めた。電気炉とペルチェ冷却器の間の試験管外壁温度を熱電対で測定して吸着温度を求めた。分離後、試験管から標的を取り除いた後、内壁に付着した 211 At を 1.6 mL の溶媒（水、エタノール、メタノー
ル、クロロホルム）で洗浄し、トレーサー溶液を調製した。このトレーサー溶液を、シリカゲルを固定相、50%エタノール水溶液を移動相として TLC 分析し、加えて YMC
J sphereODC-M80 逆相カラムに、0.05 M テトラブチルアンモニウムとアセトニトリルの 1 1 混合液を溶媒として、1 mLmin -1 の流速で HPLC 分析した。
【結果】 蒸留分離に必要な加熱時間は約 6 分であり、蒸留した 211 At の吸着温度は約 20℃であることが分かった。 211 At トレーサー溶液の回収率は 26-75%であった。 TLC 分析では 溶存化学種 I 、IO 3 、IO 4 を同定し、HPLC 分析では I と IO 3 を同定することができた。
講演では、結果詳細、考察、本研究ならびに先行研究で明らかにしたアスタチン化学について報告する。
参考文献[1] D. Scott Wilbur, Nature Chemistry 5, 246, (2013）[2] I. Nishinaka et al., J. Radioanal. Nucl. Chem. 304(2015) 1077-1083.
[3] I. Nishinaka et al., J. Radioanal. Nucl. Chem. 318

図 乾式蒸留実験セットアップ(2018) 897-905; 322 (2019) 2003-2009.
[4] I. Nishinaka et al., J. Radioanal. Nucl. Chem. (2020). To be published.

Astatine chemistry elucidated in the purification of no-carrier-added astatine by dry distillation
NISHINAKA I., HASHIMOTO K., ISHIOKA N. S., WATANABE S., SASAKI I., AZIM A. M.

1A06

超重元素原子線分光に向けた電子再結合法による原子ビームの生成(茨城大院理工 1 、原子力機構先端研 2 、茨城大理 3 )○鈴木颯人 1,2 、伊藤由太 1,2 、佐藤哲也 1,2 、青木涼太 2,3 , 塚田和明 2 、浅井雅人 2 、永目諭一郎 2

重元素領域では、相対論効果の影響により電子構造における周期律からの逸脱が理論的に予測されている。相対論効果は原子番号の二乗に比例するため、より大きな原子番号を持つ元素で顕著である。特に 103 番元素ローレンシウム(Lr)の基底状態の電子配置に着目すると、価電子は周期律から想定される 6d 3/2 軌道とは異なる 7p 1/2 軌道を取り、周期表で初めて電子構造の周期律異常が出現すると予測されている。我々の研究グループでは、近年 Lr の第一イオン化
エネルギーの測定に成功し、7p 1/2 軌道を強く支持する結果を得た[1]。これを受けて現在、価電子軌道の直接決定を行うための原子線分光に向けた低速原子ビーム生成法の開発を行っている。
本研究では、低速原子ビーム源として、イオンと電子の再結合を用いた電子再結合型原子ビーム源の装置開発を行った。電子再結合型では、元素依存性が小さいことに加え、低エネルギ
ーでの原子ビーム生成が可能であるという利点がある。本装置では、最初にイオン源で生成されたイオンビームを、アインツェルレンズとステアラーで収束・位置調整する。その後、電子収束電極によって発生させた高密度電子雲に入射し、電子と再結合させることで原子ビームを生成する(図 1)。この手法により、極めて小さな電子-イオン再結合断面積を補い、効率的な原子ビーム生成を可能とする。
実験では、50-200 eVのRb + ビームを用いて、電子雲通過後のイオンビーム電流の減衰を測定することで間接的に中性化を評価した。結果として、電子雲中心を通過したイオンビームに対して100 %近い減衰を観測することに成功した。そして、電子雲に対してどの位置でも同条件で入射できるようイオンビーム光学系の改良を行った後、より信頼性の高いデータを得るために原子ビームの直接測定に向けた検出器の改良を進めている(図2)。講演では、これまでの測定結果と原子ビームの直接測定、および今後の展望について報告する。

図 1: 電子再結合型原子ビーム源の概要図

図 2: 原子ビーム検出器
デフレクター電極でイオンを除去し、原子由来の二次イオンを検出する。

[1]T.K. Sato, et al., Nature 520 209 (2015)
Production of an atomic beam by ion-electron recombination for atomic-beam spectroscopy ofsuperheavy elements
SUZUKI, H., ITO, Y., SATO, T., AOKI, R., TSUKADA, K., ASAI, M., NAGAME, Y.

1A07

MRTOF+α-TOF による 257 Db の1

2

(九大理 、理研仁科セ 、
大 7 、蘭州大 8 、
○庭瀬暁

123

3

測定

エ研 、

港大 4 、IBS 5 、IMP 6 、中国科学

大理 9 、山形大 10 、原子力機構 11 、曁南大 12 、NMSU 13 )、P. Schury 3 、和田

本尚志 5 、羽場宏光 2 、平山
2接

治 3 、P. Brionnet 2 、 S. Chen 4 、橋

一 3 、D. S. Hou 678 、村俊 923 、石山博恒、石澤倫 102 、伊藤由太 11 、加治大哉 2 、木村創大 2 、小浦寛之 11 、J. Liu 4 、

宮武宇也 3 、J. Y. MOON 5 、森田浩介 12 、森本幸司 2 、2Rosenbusch 、

2

峰愛子 、渡

3

4

江大

1

、M.

12

裕 、W. Xian 、S.X. Yan 、H. Wollnik 13

緒
原子核は核子 相互作用を 論するための最も基本的かつ 要な物理である。
は核種固有の値であるため、精密な分析から原子核の原子番号と数の一意な 別が可能となる。
核は極めて小さ な生成断 積に 因して一度に取り扱える が少なく、そのは既知核からの α 崩壊の Q 値を ることによる、 接的な決定しかなされていない。我々は核の直接測定に向け て、 核の 行 時 と そ れ に 相 し た α 崩 壊 を 測 定 す る こ と が で き る 新 的 な 検 出 器 αTOF[1]の 発を行った。この 発によって、 常に稀な事 におい ても確度の い実が可能になった。
実
実 は 理 化 学 研 究 所 の 線 形 加 器 (RILAC-II) お よ び リ ン グ サ イ ク ロ ト ロ ン(RRC)を用いて行った。冷たい融合反応である 208 Pb( 51 V,2n)反応によって合成された 105番元素 257 Db を気体充填型反 分 装置 GARIS-II[2]によって一次ビームから分 、焦点 へのを行い、 純度ヘリウムガスセルと 周波多段トラップからなるシステ
ムによってイオンの熱化および多 反射型 行時 測定式
分光器 MRTOF へとし、測定を行った。MRTOF にはイオン検出器として α-TOF が組み んであり、257 Db の 行時 とそれに 因した α 崩壊の相 測定を行った。
結果 総計 4 日 のビーム照射で、11 の 257 Db お
よび娘・孫核のα崩壊イベント に相 した 行時信号を取得した[3]。図 1 にそれぞれの相 イベ
ントのα崩壊エネルギーおよび崩壊時 の二次元プロットを示す。11 個の 行時 信号からを導出し、世界初となる
核の直接
測定に成
功した。本講演では、実 および結果の詳細について報告を行う。
参考文献
行時 信号 に 相 したα崩壊イベン トの[1]T. Niwase et al., Nucl. Instrum. Methods., Phys., 図 .
崩壊エネルギーと崩壊時 分布
A, 953(2020) 163198[2]D. Kaji et al., Nucl. Instrum. Methods Phys., B 317, (2013) 311[3]P. Schury, T. Niwase et al., arXiv:2006.02605, submitted to Phys. Rev. Lett.
Direct mass measurement of superheavy nuclei 257Db via MRTOF+α-TOF.
NIWASE, T., SCHURY, P., WADA, M., BRIONNET, P., CHEN, S., HASHIMOTO, T., HABA, H.,
HIRAYAMA, Y., HOU, D. S., IIMURA, S., ISHIYAMA, H., ISHIZAWA, S., ITO, Y., KAJI, D.,
KIMURA, S., KOURA, H., LIU, J. J., MIYATAKE, H., MOON, J. Y., MORIMOTO, K., MORITA, K.,
NAGAE, D., ROSENBUSCH, M., TAKAMINE, A., WATANABE, Y, X., XIAN, S. X., YAN, S. X.,
WOLLNIK, H.

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[2] Y. Ito et al., Phys. Rev. Lett. 120, 152501 (2018).

Development of an RF ion-collection system for nuclear-chemistry studies
SHIGEKAWA, Y., YAMAGUCHI, A., SATO, N., TAKAMINE, A., WADA, M., HABA, H.

1A09

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[1] B. Seiferle et al., Nature 573, 243 (2019). [2] L. v. d. Wense et al., Nature 533, 47 (2016).
[3] H. Ton et al., Nucl. Phys. A 155, 245 (1970).

Half-life determination of nuclear excited states of 2297KE\WKHĮ-Ȗ coincidence measurement of
233
U
SHIGEKAWA, Y., YAMAGUCHI, A., SUZUKI, K., HABA, H., HIRAKI, T., KIKUNAGA, H.,NISHIMURA, S., SASAO, N., YOSHIMI, A., YOSHIMURA, K.

1A10

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Discovery of 234Np isomer and its decay properties
ASAI, M., SUEKAWA, Y., HIGASHI, M., KAMADA, H., TOBE, T., ANDREYEV, A.N., HIROSE,
K., ITO, Y., MAKII, H., NISHIO, K., NIWASE, A., ORLANDI, R., SAKAMA, M., SATO, T.K.,
SHIBATA, M., SUZAKI, F., SUZUKI, H., TOKOI, K., TOMITSUKA, T., TSUKADA, K.

1B01

中

タンパク

とアクチノイド元のにする(京大院工)○鈴木隆弘、小林大志、佐々木隆之【緒言】アクチノイド元素は体内に取り込まれたとき、血液中の鉄輸送タンパ ク質であるトランスフェリンと結合し、腎臓や など特有の組織に 移行すると考えられている。そのため、アクチノイド元素への選択的な錯生成によって体外への排出を促す体
外除去剤の開発が進められてきた[1]。アクチノイド元素は、トランスフェリン 1 分子
あたり 2 つ存在する金属配位サイトに配位すると考えられるが、錯生成反応の理解は十分進んでいないのが現状である。体外除去剤のより効果的な探索や検証には、アクチノイド元素とトランスフェリンの錯生成メカニズムや平衡定数を用いた定量的な評
価など熱力学的な考察が不可欠である。本研究では、ウラン、トリウム、およびプルトニウムの化学アナログとされるジルコニウムとトランスフェリン を様々な濃度比で混合し、その錯生成反応を紫外可視近赤外分光法 UV-Vis を用いて調べた。
【実 】ウラン(U(VI))およびジルコニウム(Zr(IV))の酸溶液にアルカリを加えて得られた水酸化物沈殿を 0.1 M の炭酸水素ナトリウム水溶液と混合、撹拌した後、ろ過することで所定濃度の U(VI)および Zr(IV)の炭酸錯体を含む母溶液 pH 7.4 を調製した。トリウム(Th(IV))の場合は、ニトリロ三酢酸 NTA を用いて同様の母溶液を調製した。次に、一定濃度 0.01 0.06 mM のトランスフェリン Tf 溶液 pH 7.4 とU(VI) 、 Th(IV) お よ び Zr(IV) の 母 溶 液 を 所 定 の 濃 度 比 [U(VI)] tot , [Th(IV)] tot ,[Zr(IV)] tot / [Tf] tot = 0.2 10 で混合し、数時間振とうした後、吸光スペクトルを測定した。Tf が金属イオンと反応したとき、240 250nm に吸光ピークが出現することが知られており、Tf のみの溶液をバックグラウンドとして吸光度を得た。また、Zr(IV)については、共存する炭酸イオンの影響を調べるため、全炭酸イオン濃度を 50 100mM の範囲で変化させたときの吸光度も測定した。
【結果と考察】図 1 に全炭酸イオン濃度 25 mM、U(VI)と Tf の濃度比が一定 [U(VI)] tot/ [Tf] tot = 5.0 の 条 件 下 で 、U(VI)および Tf の濃度を変化させた場 合の 吸 光 スペ ク トルを 示す。U(VI)および Tf の濃度の増加に伴い、240 nm 付近のピーク
は長波 長側 にシ フト し 、 吸光 度
は一旦 増加 した のち 減 少した 一方、300 nm 付近に新たなピークが現れた。このことから、U(VI)および Tf の濃度によって、Tf金属錯 体の 配位 構造 が 変化 す る
可能性が示唆された。
[1] 大 町YAKUGAKUZASSHI, 135, 557-563 (2015).
参考文献

図 1 [U(VI)] tot /[Tf] tot 一定下における U(VI)、Tf
濃度変化による吸収スペクトルの変化

A thermodynamic study on the complexation of actinides with transferrin.
SUZUKI T., KOBAYASHI T., SASAKI T.

᪥ᮏ

1B02

Development of a rapid analytical method for U, Np, and Pu
using ICP-MS and ICP-MS/MS in urine samples for patient
screening after radiation accident(QST) ‫ۑ‬᳿ᅜ຾ࠊ㒯ᘓࠊ㔠࢘ࣥࢪࣗࠊጒᑿึ✑ࠊྂΏពᙪࠊᰩཎ἞

䛆⥴ゝ䛇 Internal contamination with alpha-particle emitting actinides, such as 238 U, 237 Np,
239
Pu, 240 Pu, is likely to bring a large radiation exposure dose to the patient even if the intake
amount is small. In order to provide timely information for prompting decision making inradiation emergency medicine, it is critical to use simple and rapid analytical methods toobtain the valuable contamination level as soon as possible. Especially, in case of a large
scaled radiological disaster, a simple and low-cost standard method is critical to allow more
related laboratories to be involved in the activities of triage of mass-causalities.
䛆ᐇ 㦂 䛇 We attempted to develop a simple and rapid method based on the analysis ofultra-trace level of U, 237 Np and Pu isotopes in 20–100 mL urine samples by the SF-ICP-MSand the ICP-MS/MS. A simple single chromatographic column packed with 2 mL AG MP-1M
resin (100–200 mesh, chloride form, Bio-Rad, Hercules, CA, USA) was used for the
separation of targeted isotopes from the matrix elements and other potential interferences.
Finally, 4 urine reference materials with Pu addition and 3 urine reference materials with U
addition provided by the Association for the PROmotion of Quality COntrol in
RADiotoxicological Analysis (PROCORAD), France were analyzed by the proposed method
and the conventional alpha spectrometry for validation.
䛆⤖ᯝ䛇 After elution the major matrix element, especially Th, U isotopes were collected inthe 35 mL of 7.2 M HNO3 elution fraction and measured using 233 U as a yield tracer with ayield of ca. 10%. To avoid polyatomic and tailing effects from U during ICP-MS analysis,
after the U fraction collection, with the elution of 20 mL conc. HBr (47–49 %), 237 Np could be
washed from the chromatographic column with Pu. The average chemical fractionations for237
Np and 242 Pu during the entire analytical method were 0.978±0.039 and 0.947±0.043( 237 Np/ 242 Pu recovery ratio, n=6, 1ı) respectively for the urine samples without and with
Zn-DTPA addition, which is generally administered intravenously for chelation therapy after
internal contamination of Pu, Am, or Cm to increase the rates of elimination. This indicatesthe inter-element fraction between Np and Pu was insignificant during the radiochemical
procedures. Therefore, 237 Np and Pu isotopes were collected after U fraction and measured
using 242 Pu as a yield tracer with a yield of ca. 70%. For the urine samples provided by
PROCORAD, the results of U and Pu isotopes obtained by the proposed method agreed withall those obtained by the alpha spectrometric method.

Development of a rapid analytical method for U, Np, and Pu using ICP-MS and ICP-MS/MS in urine
samples for patient screening after radiation accident
Yang, G., Zheng, J., Kim, E., Seno, H., Kowatari, M., Kurihara, O.

1B03

Molecular-weight-dependent distribution of humic acid induced by
gamma-irradiation complexed with metal ions
(京大院工)○趙 祺、小林大志、佐々木隆之【 Introduction 】 Gamma-irradiation field generated by radioactive wastes has beenrecognized to affect the interaction of the radionuclides leached out from the radioactive
waste with humic acid (HA) in natural groundwater [1]. The molecular weight of thecomplexes would be critical for the environmental migration of radionuclides [2]. In thepresent study, the effect of gamma -irradiation on the chemical properties of humic fractions,and the molecular-weight distribution of metal ions in the presence of HA were investigated.
【Experimental】 The Aldrich HA solutions prepared at pH 8 were irradiated by 6 0 Co
gamma-source at 0, 1, 5, 10, 50, 100 kGy, respectively. The HA solutions were filtrated bysequential ultrafiltration method (Fig. 1) in the range of > 100 kDa, 50-100 kDa, 10-50 kDa,and < 10 kDa. Then, the difference in chemical properties among these four HA fractions wasinvestigated by TOC analysis and potentiometric titrations. After adding stock solutions of Cs,
Sr, and Eu (as an analog of trivalent actinides) to the initial HA solutions, the dependence of
gamma-irradiation dose on the molecular-weight distribution of metal ions was also evaluated.

Fig. 1 Schematic diagram of the detailed fractionation procedure【Results and Discussion】 The obtained TOC data indicated that the gamma -irradiationinduced a decarburization of HA with the apparent size reduction of HA molecules. The
potentiometric titration data supported that the amount of carboxylic functional group(–COOH) decreased in general trend due to the decomposition by gamma irradiation, whilethat of phenolic group (–OH) increased. Though a smaller molecular-weight fraction had ahigher content of -COOH to phenolic –OH in the non-irradiated system (0 kGy), the opposite
tendency of the ratio was observed as the irradiation dose increased. In the pres ence of Cs, Sr
and Eu ions, the metal ions were distributed in smaller molecular-weight fractions with thedose increased.
【References】[1] Q. Zhao et al., Chemosphere. 256 (2020) 127021; [2] H. Geckeis et al., Colloids Surf. A
Physicochem. Eng. Asp. 217 (2003) 1-3.

Molecular-weight-dependent distribution of humic acid induced by gamma-irradiation complexed withmetal ionsZhao, Q., Kobayashi, T., Sasaki, T.

1B04

DFT 計算を用いた硝酸溶液中での Ru 錯体の溶存状態の予測（広島大院理 1 、日本原子力研究開発機構 2 、広島大 N-BARD 3 、広島大院先進理工 4 ）○加藤 茜 1 、金子 政志 2 、中島 覚 1,3,4【緒言】 ルテニウムは硝酸中においてルテニウムニトロシル[Ru(NO)] 3+ として存在し、H 2 O や NO 3 − 等と錯形成する。使用済み核燃料の PUREX 再処理を想定した溶媒抽出系
において、硝酸中の構造である[Ru(NO)(NO 3 ) 3 (H 2 O) 2 ]を保持したまま TBP 相へ抽出されることから[1]、硝酸中における[Ru(NO)] 3+ 錯体種の詳細な構造や安定性を理解することは重要である。本研究では、構造異性体を含む 12 個の[Ru(NO)(NO 3 ) x (H 2 O) 5−x ] (3−x)+/− (x= 0–5)の錯体種について、DFT 計算を用いて錯体構造や錯生成反応の評価を行った。
【計算手法】 単結晶構造データベース及び分子モデリングソフトウェアを用いて錯体
種の初期構造を作成し、先行研究により妥当性を確認した DFT 手法[2]に基づいて構造最適化及び一点エネルギー計算を行った。全ての DFT 計算には、プログラム orca 3.0を使用し、スカラー相対論及び COSMO による水和を考慮した。構造最適化及び基準
振 動 解 析 計 算 に は 、 ZORA-BP86/SVP(SARC) を 用 い 、 一 点 エ ネ ル ギ ー 計 算 に は 、DKH2-B3LYP/TZVP を用いた。ギブズエネルギー(298.15 K, 1 atm)は、一点エネルギーに基準振動解析による熱補正項を加えて算出した。
【結果】 構造異性体間のギブズエネルギーを比較した結果、NO 3 − が Ru-NO 軸に対してエクアトリアル位に配位した異性体が熱力学的に最も安定な構造となり、トランス影
響 に よ る 安 定 性 の 差 異 が 示 唆 さ れ た 。 ま た 、 逐 次 錯 生 成 反 応 式 (1) に よ り 得 ら れ た
ΔG stepwise 及び錯体と置換種(NO 3 − 及び H 2 O)との会合エネルギーを補正した ΔG stepwise ’に基づく錯体種の割合を Fig. 1 に示した。その結果、会合エネルギーを考慮することにより、6 M 硝酸中で x = 3 の錯体種が主生成物となり、実験値を再現した[3]。発表では、
詳細な計算条件及び電子状態解析についても述べる。
[Ru(NO)(NO 3 ) x−1 (H 2 O) 6−x ] (4−x)+/− + NO 3 − → [Ru(NO)(NO 3 ) x (H 2 O) 5−x ] (3−x)+/− + H 2 O(1)

Fig.1 Dependency of fractions of [Ru(NO)(NO3 ) x (H 2 O) 5-x ] (3-x)+/− on initial HNO 3 concentration
based on ΔG stepwise (a) and ΔG stepwise ’ (b).

【参考文献】[1] C. Lefebvre, et al., Ind. Eng. Chem. Res., 56, 11292-11301 (2017).
[2] M. Kaneko, A. Kato, S. Nakashima, Y. Kitatsuji, Inorg. Chem., 58, 14024-14033 (2019).
[3] A. Kato, M. Kaneko, S. Nakashima, RSC Adv., 10, 24434-24443 (2020).
Structure of ruthenium complex in nitric acid solution estimated using DFT calculation
KATO, A., KANEKO, M., NAKASHIMA, S.

プロメチウムを

1B05

む二

内

フラーレンの(都立大 理 1、東北大 子光セ 2)〇諏訪智也 1、秋山和彦 1、菊永英寿 2、
久冨木志郎 1【緒言】 近年、M2@C80 型のフラーレンに して、内包 属が L の様な軽ランタノイドでは大気下で安定に存在するが、原子番号の増加とともに不安定となる事が知られている。一方で、この不安定とされる G 以 の ランタノイド M2@C80 型フラーレンではアニオンを形成することで大気下でも安定になることが報告されている 1 。
+2 価の 化状態を取る

常に還元的な

囲気によってフラーレン内部で、E を くと周期表上で G に 接することになるプロメチウム()

は、M2@C80 型フラーレンの安定性について議論をする上で 要な元素であると言える。
これまでは、Pm 内包二 属フラーレンが軽ランタノイドの様に大気下で安定であるとの想定の下実を行ったが、その存在は確認出来なかった。そこで本研究はフラーレンを還元することによって抽出するトリエチルアミン( EA)/アセトン混合溶媒抽出法[2]を用いて Pm 内包二属フラー

レンの抽出を試みた。本抽出法を採用するにあたって、現行のフラーレン回収法では素等に曝される機会が多く、生じたアニオン種を化する可能性がいことから、出来るだけ嫌気下で溶媒置換と還元抽出を行う必要がある。そこで、嫌気下の溶媒置換から還元抽出までを行うための手法を 発し、抽出物については移動相にカウンターカチオンを含んだイオンペアクロマトグラ
フィー(I C)を用いて同定を試み、Pm 内包二 属フラーレンの安定性について検討した。
【実験】 約 1て 50 M

2O3 を東北大学の子光理学研究センターにおいの制動放射線を 6 時 照射し、分に冷却した照射試料から化学分標準として 139Cの製造を行った。十

3 によって精製したに比較

トレーサーとキャリアとして L を混合して、多孔質炭素棒に含浸させた。 I フラーレン合成用チェンバーにて H
囲気下、50でアーク放 (直流 80 A)を行った。得られた煤を C 2で回収し、図のような器具を用いて嫌気下でEA/アセトン混合溶媒( EA:アセトン 1:3)に溶媒を置換し、6 時 還流抽出した。この溶液をメンブレンフィルターでろ過して残渣をさらに C 2 で洗浄し、得られた EA/アセトン溶液と C 2 溶液のそれぞれについて放射能を測定した。ろ液については、テトラブチルアンモニウムヘキ
サフルオロリン のアセトン溶液を移動相とした I C を行った。
【結果】 表には先行研究と本研究における 143と 139C の収率を示した。還元抽出後のろ液と残渣洗浄液を比較すると、や

図. 嫌気下の還元抽出用実表. 抽出後の 143

属フラーレン
装置の概略図と 139C の収率

C を内包したフラーレンの抽出に還元抽出が効果的である可能性が示された。また、本実 で得られたろ液と大気下での抽出液を比較すると 143

は 3.3 倍、139C は 1.2 倍となった。この結果は、C 内包二 属フラーレンと比べて内包二 属フラーレンが還元によって大きく安定化することを示している。
本発表では I C の結果についても議論する。
1 A.

e al., J. Ph . Chem. C., 121, 18169 (2017).

3 K. Ae al., ELPH A

2

al Re . .112 (2015).

DE
A, ., AKI AMA, K., KIK NAGA, H., K B KI, .

.K

e al., Chem. Le ., 34, 464 (2005).

1B06

De e
e
f a
ec
e ic e h d fia ede e i a if ha d- - ea e P i
e i
e i
e a a d eac dec
i i i g a e ae(QST1, 南華大学 2, Agilen 3, Peking Uni .4 ) ○ 建 1、王海２、鹿 康行３、倪 意４、青野
辰 1【】 So fa , he e i no e abli hed ma
pec ome ic me hod fo im l aneo
238
239
240
de e mina ion of he e ha d- o-mea e P , P , P and 241P in en i onmen al medi m .
In hid , e de eloped an ad anced ma pec ome me hod fo im l aneo anal iof impo an P i o ope (238,239,240,241P ) ing iple q ad pole ICP-MS/MS b emplo ing heion-molec le eac ion epa a e 238U and 238P , hich a p e io l diffic l o be mea ed.
B in od cing a de ol a ion ample in od c ion
em, e cceeded in inc ea ing 10 ime
he en i i i of P i o ope and pp e ing he p od c ion of ani m h d ide, e achie ed
he de ec ion limi of fg le el in on-ma mode. We ha e de eloped a ne lo - empe a e
f ion me hod fo en i onmen al and n clea decommi ioning ample . B combining he e
ne ample p epa a ion echniq e i h he de eloped ICP-MS/MS de ec ion, apid P i o opemapec ome me hod fo en i onmen al ample and decommi ioning ela ed a eample e e e abli hed.
【実 】In hi
d , he ICP-MS/MS (Agilen
8800) combined i h an APEX-Q high efficienc
ample in od c ion
em a
ed fo heanal i of P i o ope (238P ,239P , 240P and
241
P ). An e abli hed chemical epa a ion me hodin ol ing lo - empe a e f ion ing NH4HF2[1], CaF2/LaF3 co-p ecipi a ion and e ac ion
ch oma og aph
epa a ion aed fo heepa a ion of P f om U, Th and o hein e fe ence in edimen and conc e e ample .
【 果】We combined he APEX-Q ample in od c ion o he ICP-MS/MS o op imi e he ini ion-ga molec le eac ion echniq e o e ol e U/P . A ho n in Fig. 1, he ignal
in en i of 238U dec ea ed fo o de of magni de i h he inc ea e of CO2 ga flo a e.
Thi ion-ga molec le eac ion almo elimina ed he in e fe ence of 238U fo he de ec ion of238
P
ing on-ma mode, ha i e ing bo h Q1 and Q2 o / = 238, hen 238U concen a ion
i le han 20 pp . Since he ignal in en i of P O+ i highe han P +, he ma - hif mode
co ld be emplo ed fo he de ec ion of 239,240,241,242P i o ope . Fo 238P , a de ec ion limi of
3.7 fg/ml a ob ained nde on-ma mode de ec ion; fo 239P , 240P and 241P , de ec ion
limi of 1.4 fg/ml, 2.9 fg/ml and 1.1 fg/ml, e pec i el , e e achie ed nde ma - hif modede ec ion. Fo he p po e of j anal i of 239P , 240P and 241P in ample , he APEX-ICPMS/MS i ho
ing eac ion ga achie ed m ch lo e de ec ion limi of 0.29 fg/ml, 0.09
fg/ml, and 0.05 fg/ml, e pec i el . The e de ec ion limi a e a. one o de of magni de lo e
han ho e ob ained i h ing CO2 eac ion ga , and compa able o he SF-ICP-MS anal i .
B combining o he de eloped chemical epa a ion me hod in ol ing lo - empe a e f ion
ing NH4HF2, he applicabili of he de eloped APEX-ICP-MS/MS anal ical
em fo hede e mina ion of P i o ope in en i onmen al and n clea decommi ioning ampleademon a ed b he anal i of oil/ edimen and conc e e ample . High eco e of 83-87%
of 242P and high di ol ion a e of added 239P (97-98%) e e ob ained.
[1] H. Wang, Y. Ni, J. Zheng e al., Anal. Chim. Ac a, 1050 (2019) 71-79.

Thi

ok a

ppo ed b

he JSPS KAKENHI (G an N mbe JP17k00537).

De elopmen of ma pec ome ic me hod fo im l aneo de e mina ion of ha d- omea e P i o ope in en i onmen al and eac o decommi ioning a e ample
ZHENG J., WANG H., SHIKAMORI Y., NI Y., AONO T.

放射性

1B07

子の微

元
1

成

(筑波大数理物質 、筑波大
○末木啓介 1 、数理物質 2 、気象研 3 、原子力機構 CLADS 4 )谷川涼 2 、松尾一樹 2 、石井達也 2 、足立光司 3 、佐藤志彦4
緒言

福島第一原発事故によって放出された放射性物質の中に、水に不溶でケイ酸主体の放射性粒子の存在が報告されている [1]。これらの放射性粒子は 134 Cs や 137 Cs を含んでおり、原子炉内で生成したものと考えられ、放射性粒子の性状や生成過程を解明することで、事故時の炉内状況解明に寄与できると期待されている。放射性粒子は大きく 2 種に分けられることが知られており [2]、 134 Cs/ 137 Cs 放射能比で特徴づけられ
数百 µm と大きく不定形で 134 Cs/ 137 Cs 放射能比が 0.93 程ている。タイプ B は、数十度のため 1 号機由来であると考えられている [2]。そこで本研究では、タイプ B の放射性粒子の混酸による全分解を行い、トリプル四
下 ICP-QQQ-MS
実験

による多元素定

極型誘導結合プラズマ質

分析 以

分析を試みた。

放射性粒子をマイクロ波加熱容器に入れ、フッ化水素酸 2 mL と硝酸 3 mL を加130℃10 分、175℃60 分

によって分解を試みた。10 個の放射

Cs の収率が 82.6~102.4 %とかったことから大部分が分解された。

えて、マイクロ波加熱性粒子を分解は

137

分解後の溶液を乾燥し 2 %硝酸に溶解させて、ICP-QQQ-MS による多元素・同位体測定を行った。この分解法による回収率はホウ素や 6 族元素をいてほぼ 100であった。ケイ素については検出

性粒子の分析結果は、軽元素が多く

Cr, Mo, Wなど一部元素界以下となった。分解した放射元素が少ない傾向から、主原料は基本的には核燃料由来でない物質であると考えられる。SEM/EDS 分析などから得られているソーダ
石灰ガラスと考えて矛盾ない結果である。 ICP-QQQ-MS では放射性粒子の主要元素であるケイ素及び酸素を分析することができない。また、 Al, K, Zn などの元素も感度が悪いために全体像を得ることができない。そこで今回は SEM/EDS の結果と合わせ Ca
で規格化して主要元素から微元素までの定を行った。すべてのイオンについては酸化物で存在すると仮定して酸素も求めることで全体像を明らかにした。 Si との相をもつが、As, Se, Ag, Cd, Sn, Sb, Cs, Ba, Pb, U なを調べると多くの元素は正の相

どの元素の相137

係数が良くなかった。注目すべきは 133 Cs で、γ線測定からの得られたCs との比を求めると粒子のうち 6 個が、 235 U の中性子誘起核分裂生成比である

約 1 となり、放射性粒子に含まれる 133 Cs の大部分が原子炉起源であると推測された。
U については含まれるが 1.0X10 -3 – 4.6 ng と常にばらつきが大きく表れた。特に

4.6 ng を示した粒子は他の粒子に比べて 10 – 100 倍近く多く含まれておりウランの微粒子を含んでいた可能性を示した。得られた粒子の微元素組成の結果から粒子生成の過程を推測することに寄与することを期待する。
[1] K. Adachi, M. Kajino, Y. Zaizen, Y. Igarashi, Sci. Rep., 2013, 3, 2554.
[2] Y. Satou, et al., Geochem. J, 2018, 52, 137-143.
Trace element composition of radioactive particles
SUEKI, K., HASEGAWA, R., MATSUO K., ISHII T., ADACHI K., SATOU Y.

1B08

島

一原発事故由来の放射性 Cs 微子の(電機大工 1 東理大理 2 茨大理 3 京大複合研 4

光特性
大理 5 RESTEC 6

東大工 7 ) 〇阿部 善也 1,2 小野﨑 晴佳 2 石川 真帆 2 中井 泉 2
北 和之 3 五十嵐 康人 3,4 大浦 泰嗣 5 鶴田 治雄 6 森口 祐一 7
【緒言】 2011 年 3 月 東日本大震災 伴い発生
福島第一原子力発電所 事故
膨大 量 放射性物質 環境中
放出。
一形態 あ 放射性 Cs 含有微粒子
CsMP radiocesium-bearing microparticles
う
原発 2 号機由来
目
Type A
137
1)
約 1 BqCs 含 直径数 μm 微粒子 あ。
東日本広域 飛散水 対
難溶 あ
環境中で 期 な影 を及ぼすことが 懸念
。除染お
廃炉 観点
CsMP 簡易 迅速 同定 検出可能 技術 不可欠 あ 。本研究Type A
CsMP 持 蛍光特性 1 粒子
評価
要因 X 線分析
調査
除染技術
応用
可能性
い 検証
。
【実験】 事故当時 10 μm 以下 大気粉塵 捕集
い SPM 計紙 う
東日本
各地 2011 年 3 月 15 日 捕集Type A
CsMP 分離。
CsMP
参照試料 共 東京大学医科学研究所 東京都白金台
持 込
多光子励起顕微鏡 Nikon A1RMP
蛍光分光分析 実施。本装置 励起源
4 種類
波長 405 488 561 640 nm搭載
い 。
大型放射光施設
SPring-8 兵庫県佐用郡
分光分析
BL37XU おい
X 線
用い CsMP 蛍光 X 線 XRF 分析お
X 線吸収端近傍構造 XANES 解析 実施。
2)
粒子 分離方法お放射光実験 詳細 先行研究 参照
い 。
【結果】 蛍光分光分析 結果 Type A CsMP 波長 405 nm
照射
520 nm 前後 緑色 蛍光 生
明。Type A
CsMP
酸塩
核燃料
U お
核分裂生成物 帰属
重元素
炉材由来
元素 含 。今回観測
蛍光
中 固溶
金属
あ い 多原子考え
短波長 光 応答緑色 蛍光 示中Mn 2+
UO 2 2+ 挙。
含粉末 用意
CsMP 同 条件
2+2+
測定
UO2 含有明瞭 緑色 蛍光 生
Mn 含有
405 nm
照射
蛍光 生
い
明
。以上
本研究 観測2+Type A
CsMP 緑色蛍光 UO2 由来 あ 可能性 高い。
可能性 検証蛍光 示
CsMP
い XRF 分析 実施
微小U L 線 検出。
U-L 3 吸収端 XANES 解析
CsMP 中 U 化学状態 調
結果 参照試料2+
測定
UO 2 含有XANES
形状一致
蛍光測定 結果
裏付。蛍光 示 物質 環境中
数多 存在
励起波長お
検出波長
限定
特定 蛍光物質
選択的 同定可能 あ 。本研究
明Type A CsMP 持 蛍光特性
CsMP 迅速簡便 分離 回収
技術 開発
期待
い。
1) Y. Igarashi et al.: J. Environ. Radioact. 205-206, 101-118 (2019).
2) Y. Abe et al.: Anal. Chem. 86, 8521-8525 (2014).
Fluorescence property of radiocesium-bearing microparticles emitted from Fukushima Daiichi Nuclear
Accident
ABE Y., ONOZAKI S., ISHIKAWA M., NAKAI I., KITA K., IGARASHI Y., OURA Y.,
TSURUTA H., MORIGUCHI Y.

1B09

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CsMP ࡣ࢞ࣛࢫᇶᯈୖࡢ࣮࢝࣎ࣥࢸ࣮ࣉ࡟ᅛᐃࡋࡓࠋࡲࡓࠊᖏ
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CsMP ࡟ᣑᙇࡍࡿࡓࡵࡢ᳨ウࢆ⾜࠺ࠋ
[1] Igarashi, Y. et al. (2019) J. Environ. Radioact., 205-206, 101-118[2] Cohen, B.S. et al. (1998) Health Phys., 74, 554-560[3] Gensdarmes, F. et al. (2001) J. Aerosol Sci., 32, 1437-1458[4] Nonnenmacher, M. et al. (1991) Appl. Phys. Lett., 58, 2921-2923

ᅗ 1 ㈇ᖏ㟁⢏Ꮚࡢ KPFM ᐃ⤖ᯝ㸦a:㧗ࡉീ, b:㟁఩ീ㸧

Application of Kelvin Probe Force Microscopy to the measurement of surface potential ofradiocaesium-bearing microparticles
OKUDA, T., SHINKE, Y., KUROSAWA, K., IWATA, A., SATOU, Y., ABE, Y., IGARASHI, Y.

1B10

福島原発事故に由来する放射性微(京大

合一 1 、大

1

、京大

2

工 )○

垣

1

子の分析および模擬生成実
、佐

2

、

俊 1 、 宮幸一 1 、

勤1

【
が
な

】 島 一原子力所の事 により、エアロゾルなど 々な形で 射性出されたと えられているが、 に、 μm から
μm の大きさの や に不射性微 子 以下、不 性微 子 が 境中から多されている[1]。この不性微 子は や に不 であることから、 出 の形態をある 度 したまま 境中にしていると えられる。したがって 、これら 境中の不 性微 子の性 をしく べることにより、その 成および 出についての情報が得られ 、ひいてはそれが 成した事の原子 内の 境についての情報が得られると 待される。
不 性 子のや 成は元 分 などをもとに 々な 定がなされているが、成元 などからの 定であり、 定 なは得られていない。不 性微 子のや 成を らかにするためには、実 の分 のみではなく、 定されるをもとに不 性微 子をに 成し、実 のを再 することが必 となる。
では、事の原子 内を想定した 々な 件によりに微 子を 成し、
微 子と実 の不 性微 子のを うことで、不 性微 子の 成や事の 内 境のを 指した。今回は、 島 一原
傍の 境中から採取された不 性微 子を分 し、 定されたを加することによって
微子を 成し、それらの
を った。
【実 】原
傍より
された不 性微 子 いわゆる Type B 子。以下同じ の型 子 微
SEM による 察およびエネルギー分 型 X 分光
EDS に
よる元 分 を った。また、不 性微 子のとして 定した
土及び
な
どを
で加 して
微 子の 成を った。得られた 子を SEM-EDS
により分 し、 境中からされた不 性微 子とした。
【 果と 察】不 性微 子の EDS 分 から、 子の元成は O, Si, Na が主体であり、その他 Ca, Al, Mg などを含むことが分かった。また、SEM 察により、の微 子のから 0.1 1 μm 度の の いた 体がされた Fig. 1 。外 および 成から、この 体は土であると えられ、不 性微 子のの一つと 定した。また、一な土は SiO 2 が主成分であり、Na は微 であることから、
土に加え、Na を多く含むをの一つと 定した。
土及び人工を加 して得られた子の EDS 分から、子のの元成は O, Si, Na が主体であり、その他 Mg, Al, Ca, Fe などを含むことが分かった。すなわち、
不 性微 子と めて い 成の子が 成された。一つの仮 として、事に何らかの形で原子 内に存在した土となどが加 され、いずれかので 射性を取りんで不 性微 子が 成したと えることができる。他のFig. 1 不 性 微 子
によるも ったので、は公 にてする。
の SEM 像 一 拡大
[1] Y. Igarashi et al., J. Environ. Radioact., 205–206, 101 (2019).
Analysis and simulated generation of the radioactive particles emitted from the Fukushima nuclear
accident
INAGAKI, M., SATO, R., SEKIMOTO, S., TAKAMIYA, K., OKI, Y., OHTSUKI, T.