Proceedings of the Joint Symposium on Nuclear Data and PHITS in 2023; November 15-17, 2023, Tokai Industry and Information Plaza "iVil", Tokai-mura, Ibaraki, Japan

執行 信寛*; 古田 琢哉; 岩元 洋介

JAEA-Conf 2024-002, 216 Pages, 2024/11

JAEA-Conf-2024-002.pdf:24.29MB

2023年度核データ研究会は、2023年11月15日17日に、東海村にある東海村産業・情報プラザ「アイヴィル(iVil)」にて開催された。本研究会は、日本原子力学会核データ部会が主催、日本原子力学会放射線工学部会、日本原子力学会北関東支部、日本原子力学会「シグマ」調査専門委員会、日本原子力研究開発機構原子力基礎工学研究センター、高エネルギー加速器研究機構が共催した。チュートリアルとして、「核データ処理コードFRENDY第二版の概要」を、講演・議論のセッションとして、「核データに関する最近の話題と粒子・重イオン輸送計算コードPHITS」の2セッションを実施した。さらにポスターセッションでは実験、理論、評価、ベンチマーク、応用など幅広い内容について発表が行われた。参加者数は108名で、それぞれの口頭発表およびポスター発表では活発な質疑応答が行われた。本報告書は、本研究会における口頭発表17件、ポスター発表19件の合計36の論文を掲載している。

Construction of new polygon mesh-type phantoms based on adult Japanese voxel phantoms

佐藤 薫; 古田 琢哉; 佐藤 大樹; 津田 修一

PLOS ONE (Internet), 19(10), p.e0309753_1 - e0309753_26, 2024/10

https://doi.org/10.1371/journal.pone.0309753

これまでに、放射線事故や医療被ばくの線量評価を目的とした数値ファントムとして、標準日本人体型の成人男性(JM-103)及び成人女性(JF-103)のボクセルファントムを開発した。しかし、JM-103及びJF-103は記述形式や解像度の制約により、被ばく時の姿勢を考慮した線量評価に対応できない課題があった。そこで本研究では、JM-103及びJF-103をベースとして、柔軟な変形が可能なポリゴンメッシュ形式の成人日本人ファントム(男性:JPM、女性:JPF)を開発した。JPM及びJPFには、1mm厚以下の微小な放射性感受性領域を有する皮膚及び水晶体の詳細モデルが組み込まれている。光子または電子を外部から前方照射する場合について、実効線量、皮膚及び水晶体(全領域及び放射性感受性領域)の線量を計算した結果、皮膚及び水晶体の全領域の計算結果について、JPM及びJPFはJM-103及びJF-103及びICRP等の文献値と矛盾しないことを確認した。さらに、これまで計算できなかった放射線感受性の高い微小な部位における線量を計算するとともに、その入射エネルギー依存性評価が可能となった。今後、構築したJPM及びJPFに現在開発中の姿勢変形技術を適用することによって、被ばく時の姿勢を考慮した、個人に対する詳細な線量評価手法を開発する予定である。

Monte Carlo simulation study on the dose and dose-averaged linear energy transfer distributions in carbon ion radiotherapy

石川 諒尚; 古場 裕介*; 古田 琢哉; Chang, W.*; 米内 俊祐*; 松本 真之介*; 橋本 慎太郎; 平井 悠大*; 佐藤 達彦

Radiological Physics and Technology, 17(2), p.553 - 560, 2024/06

https://doi.org/10.1007/s12194-024-00798-7

At the Heavy Ion Medical Accelerator in Chiba (HIMAC), a series of retrospective studies are ongoing in patients treated with carbon ion radiotherapy (CIRT) to obtain the knowledge to improve tumor control and reveal the mechanism of the low risk of secondary cancer after CIRT. Dose-averaged linear energy transfer (LET) is generally used as a measure of treatment effectiveness or biological effects in such retrospective studies; however, it is conventionally evaluated from the relative biological effectiveness (RBE)-LET fitted function used in the treatment planning system. In this study, we calculated the physical doses and their linear energy transfer (LET) distributions for a series of treatment plans for a homogeneous rectangular phantom and a human body phantom with typical CIRT beams using Monte Carlo (MC) simulation. The LET was then deduced from the MC simulation and compared with the corresponding data obtained using the conventional method. The comparison suggested that the two types of LET agreed well with each other, except around the distal end of the spread-out Bragg peak, where the MC simulation yielded significantly higher LET values than that of the conventional method. This is because the RBE-LET fitted function adopted in the conventional method ignores the contribution of the high-LET components, causing an overkill effect. Furthermore, an MC simulation was conducted to determine the material composition of water and realistic materials from the CT number in the planned image. The profiles of physical dose and LET were in good agreement for both techniques. These results indicate the possibility of enhancing the efficiency of retrospective studies of CIRT using MC simulations in the future.

Directional vector-based quick evaluation method for protective plate effects in X-ray fluoroscopy (DQPEX)

檜作 響子*; 藤淵 俊王*; Han, D.*; 荒川 弘之*; 古田 琢哉

Radiological Physics and Technology, 13 Pages, 2024/00

https://doi.org/10.1007/s12194-024-00873-z

X線透視業務に携わる医療従事者の放射線防護対策一つとして放射線防護板の使用があり、効率的な防護板による遮蔽を検討するためのシミュレーションツールの開発が求められている。モンテカルロシミュレーションはX線とX線室内に存在する様々な物質との相互作用を非常に精度良く計算できる一方で、計算時間がかかり過ぎるという欠点があるため、放射線防護板の影響を短時間で見積もる目的に、事前計算された方向ベクトルを用いて短時間に線量分布を計算する簡易線量分布計算法を新たに開発した。まず、放射線防護板が存在しない状態でのX線室内の線量分布をモンテカルロシミュレーションコードPHITSを用いて計算し、X線室内をグリッドに分割した線量分布と各位置における方向ベクトル分布を取得する。開発した簡易線量分布計算法では、グリッド位置における線量はその位置での方向ベクトルの指し示す方向からの放射線により全て付与されるものと仮定し、方向ベクトルを逆方向にトレースした方向に放射線防護板が存在する場合には、そのグリッド位置での線量値は防護板による遮蔽効果を受けるものとして線量分布を計算する。この手法を用いることで、効率的な防護板の配置を検討する上で十分な精度を保ちつつ、PHITSで全計算を実行するのに比べて、計算時間を1/6000に短縮することに成功した。

Photon dose rate distribution inside and outside a brachytherapy room

Sabri, A. H. A.*; Tajudin, S. M.*; Aziz, M. Z. A.*; 古田 琢哉

Radiological Physics and Technology, 16(1), p.109 - 117, 2023/03

https://doi.org/10.1007/s12194-023-00703-8

イリジウム192線源による密封小線源治療室の空間線量分布を粒子・重イオン輸送計算コードPHITSを用いて計算した。コンクリート壁と鉛ドアで構成される治療室の体系をマレーシアサインズ大学の高度医療歯科研究所に実在する治療室を模擬する形で再現し、熱ルミネッセンス線量計による実測値と比較することで、シミュレーション結果の精度を確認した。シミュレーション結果によると、3mm厚の鉛板を入口横の壁に追加することで、入口の横側の壁から抜けてくる光子による治療室外の線量を効果的に下げられることがわかった。また、線源をコバルト60に置き換えたシミュレーションも実施し、現状の治療室の設計では、室外の線量値の規制値を満たすことができないことを明らかにした。

Damage evaluations for BWR lower head in severe accident based on multi-physics simulations

勝山 仁哉; 山口 義仁; 根本 義之; 古田 琢哉; 加治 芳行

Proceedings of ASME 2022 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2022) (Internet), 9 Pages, 2022/07

To assess rupture behavior of the lower head of reactor pressure vessel in boiling-water-type nuclear power plants due to severe accident like Fukushima Daiichi, we have been developing an analysis method based on coupled analysis of three-dimensional multi-physics simulations composed of radiation transport, thermal-hydraulics (TH) and thermal-elastic-plastic-creep analyses. In this simulation, Monte Carlo radiation transport calculation is firstly performed by using PHITS code to compute proton dose distribution considering molten conditions of core materials. Then the deposit energies at each location is imported into TH analysis code ANSYS Fluent with the same geometry and temperature distribution is simulated by thermal-fluid dynamics. Finally, temperature distribution obtained from TH analysis is applied to thermal-elastic-plastic-creep analyses using FINAS-STAR and then damage evaluation is carried out based on several criterions such as Kachanov, Larson-Miller-parameter, melting point. To conduct such analyses, we also have continued to obtain experimental data on creep deformation in high temperature range. In this study, to predict time and location of reactor pressure vessel (RPV) lower head rupture of boiling water reactors (BWRs) considering creep damage mechanisms, we performed creep damage evaluations based on developing analysis method by using detailed three-dimensional model of RPV lower head with control rod guide tubes, stub tubes and welds. From the detailed analysis results, it was concluded that failure regions of BWR lower head are only the control rod guide tubes or stub tubes under simulated conditions.

Influence of distant scatterer on air kerma measurement in the evaluation of diagnostic X-rays using Monte Carlo simulation

富永 正英*; 永安 結花里*; 佐々木 幹治*; 古田 琢哉; 林 裕晃*; 笈田 将皇*; 西山 祐一*; 芳賀 昭弘*

Radiological Physics and Technology, 14(4), p.381 - 389, 2021/12

https://doi.org/10.1007/s12194-021-00641-3

放射線診断技術の発展により、患者の被ばく線量の増大が問題となっており、医療被ばくの最適化を目的として、日本国内で共通の診断参考レベルが策定された。この中で、X線一般撮影については、患者の体表面における線量を各施設の診断線量レベルとして評価することが推奨されている。体表面の線量は、体内部からの後方散乱を表す係数を機器設置やメンテナンス等で測られる空中空気カーマに乗じることで、簡便に導出できる。しかし、障害物からの距離を十分取れない状況では、測定される空中空気カーマへ散乱X線が混入するため、線量評価の誤差の要因となる。そこで、モンテカルロシミュレーション計算により、散乱体の物質や距離が散乱X線へ与える影響を評価した。診断X線のエネルギー領域では、軽元素と重元素で散乱に関する物理現象が異なり、物質毎にX線の照射野やエネルギーへの依存性が変化することがわかった。また、どの物質でも35cm程度の距離を取れば、散乱X線の混入をほぼ無視できることがわかった。

Medical application of Particle and Heavy Ion Transport code System PHITS

古田 琢哉; 佐藤 達彦

Radiological Physics and Technology, 14(3), p.215 - 225, 2021/09

https://doi.org/10.1007/s12194-021-00628-0

PHITSユーザー数は、集計を開始した2010年以降に順調な増加傾向を示している。その中で、近年は医学物理分野における新規ユーザー数の増加が顕著となっている。そのため、PHITSを利用した数多くの研究が発表されており、その内容も放射線治療応用、施設の遮蔽計算、放射線生物学応用、医療機器研究開発等、多岐に渡っている。本稿では、これら応用研究の具体例を示しつつレビューを行うとともに、医学物理応用研究で有益なPHITSの機能を紹介する。

Simulation code for estimating external gamma-ray doses from a radioactive plume and contaminated ground using a local-scale atmospheric dispersion model

佐藤 大樹; 中山 浩成; 古田 琢哉; 吉廣 保*; 坂本 健作

PLOS ONE (Internet), 16(1), p.e0245932_1 - e0245932_26, 2021/01

https://doi.org/10.1371/journal.pone.0245932

本研究では、大気および土壌に不均一に分布する放射性核種からのガンマ線による外部被ばく線量評価のための計算モデルSIBYLを開発した。SIBYLは、原子力機構が開発した局所域大気拡散モデルLOHDIM-LESに接続し、LOHDIM-LESが予測した放射性核種の分布に従い地表面での線量率分布を計算できる。原子力緊急時における利用で要求される計算速度と精度を実現するため、汎用放射線輸送計算コードPHITSを用いて膨大な計算資源を要する3次元放射線輸送計算を予め行い、その結果を線量計算に利用するデータベースとして整備した。また、SIBYLは、ビル等の障害物による減衰や地表面の標高変化を考慮した線量評価ができるという特長がある。そこで、排気塔からのKrの大気放出および都市部でのCsの拡散を想定した5ケースに対して、SIBYLで地表面の線量率分布を計算し、その結果をPHITSによる線量率分布の評価結果と比較して、SIBYLの信頼性と性能を検証した。その結果、評価地域の大部分で両者の評価結果は10%以内で一致し、かつSYBILはPHITSに対して約100倍以上高速に線量を評価し、緊急時にも適用可能であることを確認した。

Modernization of the DCHAIN-PHITS activation code with new features and updated data libraries

Ratliff, H.; 松田 規宏; 安部 晋一郎; 三浦 孝充*; 古田 琢哉; 岩元 洋介; 佐藤 達彦

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 484, p.29 - 41, 2020/12

https://doi.org/10.1016/j.nimb.2020.10.005

This paper details the recent improvements made to the DCHAIN-PHITS code, the activation, buildup, burnup, and decay code coupled to and distributed with PHITS. The recent improvements include the addition of numerous new decay and cross section nuclear data libraries, statistical uncertainty propagation implementation, support for 3-D grid mesh and tetrahedral geometries, reaction tracking, performance improvements, and more. The paper covers the DCHAIN's history, theory, usage, and improvements made to it and also includes example calculations showcasing these improvements. This is the first publication covering DCHAIN since the PHITS group obtained the code and will become the new reference journal paper for DCHAIN-PHITS. (The current reference document for DCHAIN is a JAERI document in Japanese only from 2001.)