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熊田 博明; 山本 和喜; 鳥居 義也; 松村 明*; 山本 哲哉*; 能勢 忠男*; 中川 義信*; 影治 照喜*; 内山 順三
JAERI-Tech 2003-002, 49 Pages, 2003/03
JAERI-Tech-2003-002.pdf:5.22MB
JRR-4に整備した中性子ビーム設備によって、熱外中性子ビームを用いたホウ素中性子捕捉療法(BNCT)を実施することが可能となった。熱外中性子ビームBNCTの実施に必要な治療計画を作成するためには、患者への吸収線量を事前に評価することが不可欠である。患者頭部内の線量分布を数値シミュレーションによって評価し、治療計画作成を支援するBNCT線量評価システム(JCDS)の開発を行った。JCDSは、医療画像であるCT,MRIデータをもとに患者の頭部モデルを作成し、頭部内の中性子及び
線の線束分布をモンテカルロ・コードMCNPで計算するための入力データを自動作成して線量計算を行い、この計算結果を医療画像上に表示させることのできるソフトウェアである。JCDSの特徴として、(1)CTデータとMRIデータの両方を取り扱うことにより、患者の正確な頭部モデルを簡便に作成する機能,(2)日本で実施されている開頭手術を伴ったBNCTに対応し、頭部モデルの形状を編集する機能,(3)計算によって導かれた照射位置に患者を正確にセッティングするための情報を出力する機能などを有している。本報告は、JCDSの基本設計と各処理機能、及びJCDSの計算性能を検証した結果について記述したものである。
楠 剛; 国府田 信之; 内山 順三*
第24回核物質管理学会日本支部年次大会論文集, p.149 - 156, 2003/00
日本原子力研究所では、最長で約20年間、炉心及び使用済燃料貯槽で湿式環境下にあった研究炉JRR-3の金属天然ウラン使用済燃料を安全に長期間保管するために、昭和57年3月に乾式の使用済燃料貯蔵施設(DSF)を建設した。貯蔵施設は、貯蔵設備,循環系設備,同機器室及び監視室から構成される。貯蔵設備は、コンクリート遮蔽体と100個の保管孔で構成され、1つの保管孔に使用済燃料を密封した1個のステンレス鋼製容器を貯蔵している。循環系設備は、保管孔と直結された給・排気管,ヘッダ及び循環ブロア等から構成され、系内の空気を循環し、保管孔内を負圧に保つ設備である。また、循環系設備は放射線モニタリング設備としての役割を有している。本施設は、臨界安全性,放射線遮蔽及び耐震性等の核燃料施設として安全上要求される事項を満足するように設計が行われており、昭和57年の供用開始以降、安全に1798本の使用済燃料要素の貯蔵を続けている。
山本 和喜; 熊田 博明; 岸 敏明; 鳥居 義也; 遠藤 聖*; 山本 哲哉*; 松村 明*; 内山 順三; 能勢 忠男*
JAERI-Tech 2002-092, 23 Pages, 2002/12
JAERI-Tech-2002-092.pdf:5.22MB
現在の医療照射では金線によって熱中性子束を測定し線量を決定しているため、測定ポイントに限りがあり、照射後に任意の場所の線量評価を行うことができない。これらを補うために線量評価システム等による計算シミュレーションによって線量評価が行われている。本研究では実験による線量評価方法として、人の頭部に忠実な実体ファントムの製作、及び、実際の医療照射時のデータに基づいた照射実験を実施した。実験による線量評価手法の確立には人の頭部に忠実な実体ファントムの製作が重要であり、その製作には光造形技術(Rapid Prototyping Technique)を用いた。さらに、医療照射時の照射条件を模擬して、評価上重要である脳表面の熱中性子束分布を実体ファントムを用いて詳細に測定を行った。この実体ファントムによる実験的詳細評価手法は臨床照射条件にかなり近くすることができ、内部線量の直接測定はもちろんのこと、ファントムに細胞を入れることにより生物学的効果の測定にも利用できる。
清水 堅一; 内山 順三; 佐藤 博
第17回核物質管理学会日本支部年次大会論文集, 0, p.1 - 4, 1996/00
米国DOEは、世界各国に供給した米国籍高濃縮ウランの使用済燃料を米国が引き取る政策(Off-Site Fuel Policy)のもとで、試験・研究炉の使用済燃料を再処理のため引き取っていた。しかし、米国内の環境保護団体等から、この政策は環境保護法に合致しない旨の訴訟が起りこれに対処しきれず1988年末をもって、政策は失効した。このため、我が国をはじめ多くの国で試験・研究炉使用済燃料の施設内保管を余儀なくされた。このような状況を受け、各国は試験・研究炉燃料の低濃縮化国際会議やIAEAを通じて米国DOEに対して、これら各国の使用済燃料を早急に引きとるべきとその対策を促してきた。この結果、米国は、今年5月31日、法律に基づく全ての手続きを終え、世界各国の米国籍使用済燃料の引き取りを再開する新しい政策を官報で公示した。
田中 俊一; 山路 昭雄*; 坂本 幸夫; 足立 守; 近藤 真; 佐藤 博; 飯田 省三; 内山 順三; 小林 忠義; 広瀬 彰; et al.
JAERI-M 84-020, 46 Pages, 1984/02
照射済燃料取扱施設の遮蔽安全性評価コードシステム、同データライブラィの検証実験計画に基づき、BWR使用済燃料集合体を利用した「線源形状評価のための実験」を行った。この実験は燃料集合体を1つの体積線源と見なして解析を行う場合の線源形状の近似手法を評価、検討するためのもので、照射履歴のほぼ等しい2体の燃料集合体が実験に使用され、水中において集合体周辺のガンマ線、中性子の分布が測定された。本報告書では詳細な測定結果と合せ、これらの解析に必要な実験条件、測定器の特性等が述べられている。
田中 俊一; 坂本 幸夫; 山路 昭雄*; 足立 守; 近藤 真; 内山 順三; 佐藤 博; 飯田 省三; 小林 忠義; 広瀬 彰; et al.
JAERI-M 84-019, 66 Pages, 1984/02
使用済燃料取扱施設の遮蔽安全性評価コードシステム、同データライブラリィの検証実験計画に基づき、BWR使用済燃料集合体とこれを収納した使用済燃料輸送キャスクを用いて「キャスク形状評価のための実験」を実施した。この実験は使用済燃料輸送キャスクの遮蔽解析コード、同データライブラリィを総合的に評価、検討し、必要な改善を計るためのベンチマークデータを取得することを目的とするもので、燃料集合体1体、および2体収納した輸送キャスクについてガンマ線、中性子の測定を行なった。本報告書では、測定値の他、実験の条件・方法、検出器の特性、測定結果のまとめが述べられている。
田中 俊一; 山路 昭雄*; 坂本 幸夫; 内藤 俶孝; 足立 守; 佐藤 博; 内山 順三; 飯田 省三; 小林 忠義; 広瀬 彰; et al.
JAERI-M 82-202, 50 Pages, 1982/12
使用済燃料取扱施設の遮蔽安全性評価コードシステム、同データライブラリィの検証実験計画に基づき、PWR使用済燃料集合体を利用した「線源形状評価のための実験」を行った。この実験は複数の燃料集合体を近接して置いた時、これを一つの体積線源として近似、計算する場合の形状近似の手法を評価、検討するために必要な測定データを取得することを目的とするものである。実験は、照射履歴の異なる3体の集合体を用いて、それぞれの集合体ごとの測定、3体を近接して設置した時の測定を行い、ガンマ線線量率、
U、Th核分裂反応率分布の測定結果が得られた。本報告書では、詳細な測定結果の他、実験条件、実験方法、測定器の特性などが述べられている。
田中 俊一; 山路 昭雄*; 坂本 幸夫; 片倉 純一; 内藤 俶孝; 足立 守; 近藤 真; 佐藤 博; 内山 順三; 小林 忠義; et al.
JAERI-M 82-201, 60 Pages, 1982/12
使用済燃料取扱施設の遮蔽安全性評価コードシステム、同データライブラリィの検証実験計画に基づき、PWR燃料集合体とこれを収納した使用済燃料輸送キャスクを利用した「キャスク形状評価のための実験」を実施した。この実験は使用済燃料輸送キャスクの遮蔽コード、および同データライブラリィの妥当性を総合的に評価することを目的とするもので、輸送キャスク周辺における、中性子、ガンマ線のエネルギスペクトル、線量率分布、キャスク内部での中性子、ガンマ線の反応率、線量率分布等の詳細な測定が行われた。本報告書には、測定値の他、実験条件、実験方法、検出器の特性等が述べられている。
足立 守; 松野 見爾; 内山 順三; 佐藤 博; 高柳 弘; 両角 実
JAERI-M 5225, 55 Pages, 1973/04
1968年から1969年かけて、JRR-4の破損燃料検出器指示値が漸増した。炉内でflux tiltingおよびsipping法により調査をおこない、炉心装荷燃料18本中の1本に異常のあることが認められた。その燃料の解体検査の結果、燃料板15枚のうちの1枚に破損が確認された。本報告はこの時おこなった解体検査の結果と破損の情況をまとめたものである。破損原因はミート中に存在していた初期ボイドによるものである。燃料要素の平均燃焼度を求めるため、スキャンニングをおこなった。
Csの化学分析値を用いて平均燃焼度の絶対値を求め、3.92%を得た。この値と熱中性子束分布をもとに算出した計算値との差異について詳細に検討をおこなった。