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Accurate dose assessment system for an exposed person utilising radiation transport calculation codes in emergency response to a radiological accident

放射線事故の緊急時対策における放射線輸送計算コードを用いた被ばく者の詳細な線量評価システム

高橋 史明; 重森 祐志*; 関 暁之

Takahashi, Fumiaki; Shigemori, Yuji*; Seki, Akiyuki

放射線輸送計算コードMCNP及びMCNPXコードを用いた放射線事故時の被ばく者の体内線量分布を解析するシステムを開発している。本システムは、輸送計算の「プリプロセッサー部」及び「ポストプロセッサー部」の2つの主要部からなる。「プリプロセッサー部」のプログラムは、事故時の状況及び評価対象とする線量を定義する入力ファイルを作成するのに使用する。「ポストプロセッサー部」について開発したプログラムでは、輸送計算コードの出力ファイルに基づき線量にかかわる情報を効率的に表示する。線量評価システムのすべてのプログラムは、汎用のパーソナルコンピュータで動作し、煩雑な手順を必要せずに被ばく者の線量の状況を正確に提示することができる。本システムの放射線事故に対する適用性は、光子照射場における物理的な人体模型を用いた実験で検証した。その結果、線源,被ばく者及び両者の位置関係を正確にモデル化することにより、本システムは事故時の重度被ばく者の体内,体表面の線量を妥当的に評価できることが確認された。

A system has been developed to assess radiation dose distribution inside a body of exposed persons in a radiological accident by utilizing radiation transport calculation codes - MCNP and MCNPX. The system mainly consists of two parts, pre-processor and post-processor of the radiation transport calculation. Programs for the pre-processor are used to set up a "problem-dependent" input file, which defines the accident condition and dosimetric quantities to be estimated. The developed program for the post-processor part can effectively indicate dose information based upon the output file of the code. All of the programs in the dosimetry system can be executed with a generally used personal computer and accurately give the dose profile to an exposed person in a radiological accident without complicated procedures. An experiment using a physical phantom was carried out to verify the availability of the dosimetry system with the developed programs in a $$gamma$$-ray irradiation field. The dosimetry system with the developed programs can appropriately assess dose distribution inside or on the human body, if the user exactly define the source and human models and their geometric relationship.

Access

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InCites™

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パーセンタイル:88.49

分野:Environmental Sciences

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