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JAEA-Technology 2010-007
必要となり問題が多い。また、作業時間が長いことや化学処理の複雑さがあり、製造量も限ら
れる 7) 。
JRR-2、改造前 JRR-3 による 99Mo の製造は、技術開発、施設の整備、検査を経て 1977 年(昭
和 52 年)7 月に 740GBq(20Ci)/週の製造を開始した。その後、1979 年(昭和 54 年)3 月まで
99 99 Mo 製品を 30 回製造頒布し、製造技術の実用性を立証した。しかし、 Mo 需要は、当初予測の
7 倍を上回り、全需要の十分の一にも満たない状態となった。また、製造廃液貯蔵タンクの健
全性の懸念、製造規模の拡大、継続には多くの困難を伴うと判断して 1979 年(昭和 54 年)3
月に製造を中止した 2) 。
3.2 JRR-2 による中性子放射化法による 99Mo の製造 2)
1975 年(昭和 50 年)以降、 99mTc の需要増に対応するため、 99Mo-99mTc ジェネレータに加え
て、 99mTc を診断用標識体の溶液として病院へ供給する、いわゆる溶液型 *3 99mTc が全体の 25%
程度使用されるようになったことから、天然モリブデンをターゲットとする中性子放射化法で
大量の 99Mo を製造する方向へ方針転換した。
1977 年(昭和 52 年)頃、JRR-2 において中性子放射化法による 99Mo がどの程度生産できる
か検討することになり、 98Mo の放射化断面積が熱中性子に対して 0.13~0.14b 9) ,10) とバラツ
キの少ないデータが報告されているが、熱外中性子(実効カドミウム、カットオフ・エネルギ
ー(Eσ)以上)に対しては、文献 10) によると 6.9~21.0b とバラツキが見られた。このため、
JRR-2 の実験孔を使い 98Mo の放射化断面積測定実験を行った。その結果、 98Mo の放射化断面積
は熱中性子に対して 0.15±0.03b、熱外中性子(E σ