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論文

JT-60SAプラズマ断面形状のライブ配信システムの開発

末岡 通治; 坂本 健作; 重森 祐志*

平成22年度熊本大学総合技術研究会報告集(CD-ROM), 6 Pages, 2011/03

JT-60SAの実験放電は、国内外の研究機関と共同で実施することも計画している。これは、ネットワークを介した研究者の実験参加を想定したものである。遠隔地から実験運転に参加する研究者にとって、自身の研究機関に居ながらにして実験サイトと同じプラズマ形状CG動画や放電パラメータを実時間で観察できるシステムは、有益なツールとして期待されている。そこで、既存JT-60Uプラズマ断面形状CG動画再生システムをベースにして、WEB回線でライヴ配信するシステムの試作を行った。本件では、その内容について報告する。

報告書

DOSE-Analyzer; A Computer program with graphical user interface to analyze absorbed dose inside a body of mouse and human upon external neutron exposure

佐藤 大樹; 高橋 史明; 重森 祐志*; 坂本 健作

JAEA-Data/Code 2010-004, 28 Pages, 2010/06

JAEA-Data-Code-2010-004.pdf:1.58MB

DOSE-Analyzerは、グラフィカル・ユーザー・インターフェース(GUI)を通してデータベースより線量情報を収集し、表とグラフを生成するコンピュータプログラムである。データベースは、マウスとヒトの幾何情報を正確に再現したボクセルモデルを放射線輸送コードPHITSに組み込んだモンテカルロシミュレーションにより、臓器吸収線量,粒子フルエンス及び損失エネルギー分布について構築した。照射体系,中性子エネルギーはGUI上で設定され、その結果は粒子種(電子,陽子,重陽子,三重陽子,アルファ粒子)及び標的臓器ごとにまとめられ、Microsoft Office Excelのデータシートとして出力される。また、二つの照射対象に対して出力された結果は、DOSE-Analyzer上で比較解析することができる。本レポートでは、データベース構築に用いたモンテカルロシミュレーション手法及びDOSE-Analyzerの使用方法についてまとめた。

報告書

Development of Radiation Dose Assessment System for Radiation Accident (RADARAC)

高橋 史明; 重森 祐志*; 関 暁之

JAEA-Data/Code 2009-008, 127 Pages, 2009/07

JAEA-Data-Code-2009-008.pdf:10.5MB

放射線事故が万一発生した場合、重度被ばく者に対する医療措置が不可欠となり、その際に人体内の線量分布が必要とされる。この情報は放射線輸送計算で解析できるが、事故の状況は予見できない。そのため、事故発生後に線源や被ばく者のモデルを含む入力ファイルを作成して輸送計算を行い、計算後に関係する多くの情報を含む出力ファイルから線量情報を抽出する煩雑な手順が必要となる。そこで、MCNPX又はMCNPコードにより事故時の線量を評価する際に、これらの操作を効率的に行えるシステム(RADARAC)を開発した。RADARACは、汎用のパーソナルコンピュータで動作し、大きくRADARAC_INPUT及びRADARAC_DOSEの2つの部分から構成される。このうち、RADARAC_INPUTにある3つのプログラムで、インターフェイス画面を用いた確認により計算に必要な情報を対話形式で設定し、入力ファイルを作成する。一方、RADARAC_DOSEは、輸送計算後の出力ファイルから、線量情報を数値表,グラフ及び可視的な図により効率的に提示する。検証試験により、数千行に渡る入力ファイルの作成,20000以上の線量データの処理及び表示が、本システムを用いて数分以内で実行できることを確認した。

論文

放射線取り扱い施設における重度被ばく者の線量評価システム

高橋 史明; 重森 祐志*; 関 暁之

保全学, 8(1), p.56 - 61, 2009/04

放射線取り扱い施設で、人為,技術的なエラー要因により、多量の放射線による被ばく者が発生する可能性は完全に排除できない。万一、保全検査時に被ばくが発生した場合は、健康被害を最小限にする医療措置の方針を、被ばくの程度(全身の被ばく線量)に基づき決定する。その後、具体的な医療措置を遂行するには、体内の線量分布の情報が必要となる。放射線輸送計算コードを利用した場合、被ばく者の体内の線量を解析できるという特長がある。一方で、放射線輸送計算による解析においては、入力ファイルの作成,出力ファイルに基づく線量情報の提示は煩雑な手順などを必要とし、人的なエラーが発生する可能性がある。そこで、入力条件をPC画面で逐次確認しながら対話形式で入力ファイルを作成できるプログラムなどを組み入れて、放射線輸送計算コードを効率的に利用する線量評価システムを開発した。この成果は放射線取り扱い施設における保全検査時の被ばく評価に利用可能である。

論文

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

高橋 史明; 重森 祐志*; 関 暁之

Radiation Protection Dosimetry, 133(1), p.35 - 43, 2009/01

 被引用回数:1 パーセンタイル:87.33(Environmental Sciences)

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。

口頭

放射線事故時の詳細線量解析システムの開発,2

高橋 史明; 重森 祐志*; 関 暁之

no journal, , 

放射線事故による重度被ばく者の体内及び体表面の線量分布について、放射線輸送計算コードにより詳細かつ効率的に解析するシステムの開発を進めた。今回は、開発済のプログラムで用意される線源及び人体モデルについて、両者の位置関係にかかわる情報を含んだうえで結合して、計算コードの入力ファイルを作成するプログラムを開発した。このプログラムを用いることにより、線量計算の準備段階での負担が低減された。一方、輸送計算の実行後の段階については、GUI画面を用いて解析結果を含む出力ファイル名などを指定し、Microsoft-Excelを用いて、体の各部位の線量を正確に算出、その結果を数表及び簡易的なグラフで表示するプログラムを開発した。その結果、輸送計算にかかわる膨大な情報を含む出力ファイルから、事故後の医療措置に重要な線量情報を理解しやすい形で提供することが可能となった。

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