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Yeom, Y. S.*; Han, M. C.*; Choi, C.*; Han, H.*; Shin, B.*; 古田 琢哉; Kim, C. H.*
Health Physics, 116(5), p.664 - 676, 2019/05
被引用回数：7 パーセンタイル：61.94(Environmental Sciences)国際放射線防護委員会(ICRP)のタスクグループ103により、メッシュ形状の線量評価用人体ファントム(MRCPs)の開発が進められている。この人体ファントムは、将来的には線量評価で用いる標準人体モデルとして採用される予定である。そこで、このMRCPファントムに対するベンチマーク計算を主なモンテカルロ粒子輸送計算コード(Geant4, MCNP6およびPHITS)で行った。様々な粒子およびエネルギーで外部および内部被ばくの計算を実施し、計算時間やメモリ使用量をコード間で比較した。また、ボクセルファントムに対する計算も行い、コード毎の異なるメッシュ表現による性能の違いについて調べた。MRCPのメモリ使用量はGeant4およびMCNP6で10GB程度であったのに対し、PHITSでは1.2GBと顕著に少なかった。また、計算時間に関してもGeant4およびMCNP6ではボクセルファントムに比べてMRCPの計算時間は長くなる傾向を示したが、PHITSでは同程度もしくは短縮する傾向を示した。
Han, M. C.*; Yeom, Y. S.*; Lee, H. S.*; Shin, B.*; Kim, C. H.*; 古田 琢哉
Physics in Medicine & Biology, 63(9), p.09NT02_1 - 09NT02_9, 2018/05
被引用回数：7 パーセンタイル：39.6(Engineering, Biomedical)輸送計算コードGeant4, MCNP6, PHITSのマルチスレッド並列計算の実行性能について、異なる複雑さを持つ三体の四面体メッシュファントムを用いて調査した。ここでは、光子と中性子の輸送計算を実行し、初期化にかかる時間、輸送計算の時間及び、メモリ使用量と並列スレッド数の増加に対する相関関係を評価した。初期化にかかる時間は、ファントムの複雑化に伴い増加するものの、並列スレッド数にはあまり依存しないという傾向が三つ全ての計算コードで見られた。輸送計算の時間については、マルチスレッド並列計算に独立タリーの設計を採用しているGeant4では高い並列化効率(40並列で30倍の高速化)が見られたのに対し、MCNP6及びPHITSではタリー共有化による遅延のために、並列スレッド数増加に対する高速化の頭落ちが見られた(40並列でもMCNPは10倍、PHITSは数倍の高速化)。その一方で、Geant4は計算に必要なメモリ容量が大きく、並列スレッド数増加に対するメモリ使用量の増加もMCNP6やPHITSに比べて大きいことが分かった。また、PHITSの特筆すべき点として、メモリ使用量はファントムの複雑さやスレッド数によらず、他の二つの計算コードに比べて、顕著に小さいことも分かった。
and MVP on the MCNP criticality validation suiteBrun, E.*; Zoia, A.*; Trama, J. C.*; Lahaye, S.*; 長家 康展
Proceedings of International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC 2015) (DVD-ROM), p.351 - 360, 2015/09
本論文は、CEA Saclayと原子力機構で行われている、選抜ICSBEPベンチマーク問題に対するモンテカルロコードTRIPOLIとMVPのコード間比較についての共同研究の結果を発表するものである。本研究の目標は、臨界安全における厳密なコード間比較を行うため、共通のモンテカルロ入力データを用意することである。参照入力データとして、他のモンテカルロコード開発者が将来簡単にコード間比較できるよう、MCNP臨界計算妥当性評価ベンチマーク集を用いることとした。コード間比較の目的のため、MCNPの入力データを近似なく翻訳し、TRIPOLIとMVPの入力データを作成した。両コードともENDF/B-VII.0を用い、オリジナルMCNP入力データとできる限り同じ条件で計算を行った。この要旨では、BIGTENベンチマークの予備結果のみ示す。本論文では、31ベンチマーク問題すべての結果を示す予定である。将来、このデータベースは、核データ評価の感度解析、CPU時間と性能指数の比較にも役立つであろう。
鹿島 陽夫; 須山 賢也; 高田 友幸*
JAEA-Data/Code 2014-028, 152 Pages, 2015/03
JAEA-Data-Code-2014-028.pdf:13.39MB
SWATには、その開発の経緯から、中性子輸送計算モジュールに決定論的解法を用いたSRACを使用するSWAT改訂版と、連続エネルギモンテカルロコードMVPまたはMCNP5を使用するSWAT3.1の二つのバージョンが存在する。連続エネルギモンテカルロコードによる計算は、原子力機構のスーパーコンピュータを使用しても1ケースの計算に数時間を要する。また、SWAT改訂版では、複数の燃焼領域を有する場合の実効断面積の作成と任意の燃料形状への適用に問題があったため、2次元燃焼計算が実質的に不可能であった。そこで、決定論的解法を使用しており計算時間が短いSARC2006を外部モジュールとして呼び出して燃焼計算を実施する機能をSWAT3.1に追加したSWAT4.0を開発した。SWAT4.0では、SRAC2006の入力のテンプレートをSWATの入力に与えておき、燃焼領域の原子個数密度を燃焼ステップ毎に入れ替えながらSRAC2006により実効断面積を作成することにより、2次元燃焼計算が可能となっている。本レポートはSWAT4.0の概要と入力データの説明及び利用例を示す。
高橋 史明; 遠藤 章; 山口 恭弘
Journal of Nuclear Science and Technology, 42(4), p.378 - 383, 2005/04
被引用回数：3 パーセンタイル：24.22(Nuclear Science & Technology)臨界事故時における体内生成Na-24量からの線量計測法に関して実験的な検証を行った。事故時の人体内におけるナトリウム生成を模擬するため、塩化ナトリウム水溶液を含む水ファントムを過渡臨界実験装置(TRACY)において照射した。モンテカルロ計算により、ファントムに生成するNa-24量及び線量値を検証した。既に、MCNP-4Bコードを用いて、幾つかの仮想的な事故体系における中性子スペクトルについて、生成するNa-24の比放射能値から線量への換算係数を解析していた。その中の1つのデータを用いて、測定された比放射能値から線量の推定を行った。この換算で得られた評価結果は、本研究における計算解析の結果と国際原子力機関(IAEA)が示す事故直後の線量測定において許容されている不確かさの範囲内で一致した。また、既に線量計で評価されている線量値とも非常に近い値を示した。これらの結果は、仮想的な体系で整備された換算係数データを生成Na-24量に基づく線量評価に十分適用できることを示している。
Tran, V. H.; 佐藤 大樹; 高橋 史明; 津田 修一; 遠藤 章; 斎藤 公明; 山口 恭弘
JAERI-Tech 2004-079, 37 Pages, 2005/02
JAERI-Tech-2004-079.pdf:5.02MB
空気中に一様分布する光子放出核種からの外部被ばくに対し、年齢依存線量換算係数を計算した。6種類の年齢群の数学ファントム及びモンテカルロ放射線輸送コードMCNPを用いて、半無限の空気中線源からの照射による臓器及び組織線量を計算した。臓器線量は、10keVから5MeVまでの12種類の単一エネルギー線源に対して計算した。得られた臓器線量から各光子エネルギー及び年齢群に対する実効線量を算定し、これに基づき原子力施設の安全評価上重要とされる160核種に対する実効線量換算係数を計算した。換算係数は、単位濃度及び時間あたりの実効線量(Sv per Bq s m
)で与えた。
高橋 史明; 山口 恭弘
Radioisotopes, 52(2), p.94 - 97, 2003/02
光子照射において、線量計校正用スラブファントムの材質が後方散乱線の発生に与える影響に関して解析した。連続エネルギーモンテカルロコードMCNP-4Bを用いた計算により、異なる材質からなる30
3015cm
の寸法のファントム表面の散乱線を解析した。また、改良したMIRD-5型ファントムを用いた計算により、人体表面における線量を評価した。散乱線による線量値は、国際標準機関(ISO)が推奨する水ファントムの表面及び軟組織材ファントム表面の間で大きな差が見られなかった。一方で、PMMA材のスラブファントム表面の線量は、水または軟組織からなるファントムよりも高い値を示した。また、人体胴体部の表面においた線量計の応答値は、ISOファントム表面における線量計のものに近くなることがわかった。
遠藤 章; 山口 恭弘; 高橋 史明
Radiation Risk Assessment Workshop Proceedings, p.151 - 156, 2003/00
数値シミュレーション手法を用い、さまざまな姿勢における中性子,光子及び電子による人体の被ば線量分布を詳細に解析するシステムを開発した。このシステムは、MIRD型数学人体ファントムをもとに開発したさまざまな姿勢を表現できる可動型数学人体模型及びモンテカルロシミュレーションコードMCNPによって構成される。このシステムを用い、東海村臨界事故の重度被ばく患者に対する線量分布の解析を行った。開発した計算システムと解析結果の概要について述べる。
熊田 博明; 鳥居 義也
JAERI-Data/Code 2002-018, 158 Pages, 2002/09
JAERI-Data-Code-2002-018.pdf:30.28MB
熱外中性子ビームを使ったホウ素中性子捕捉療法(Boron Neutron Capture Therapy: BNCT)は、脳内の深部にある悪性脳腫瘍の治療に効果があると期待されている。この熱外中性子を用いたBNCTを実施するためには、患者への照射線量を事前に評価することが不可欠である。これを踏まえ、頭部内の線量分布を計算によって求める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データを基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うソフトウェアである。さらにMCNPで計算した結果を再び読込み、線量分布を表示させるものである。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。本報告書は、JCDS(Ver.1.0)の基本設計と線量評価手順,操作方法と各処理のデータ構造,ライブライリー構造等について記述したものである。
箭竹 陽一*; 久米 悦雄; 川井 渉*; 根本 俊行*; 川崎 信夫*; 足立 将晶*; 石附 茂*; 小笠原 忍*
JAERI-Data/Code 2000-038, 57 Pages, 2000/12
JAERI-Data-Code-2000-038.pdf:2.3MB
本報告書は、平成11年度に計算科学技術推進センター情報システム管理課で行った原子力コードの高速化作業のうち、Paragonにおけるスカラ並列化作業部分について記述したものである。原子力コードの高速化作業は、平成11年度に18件行われた。これらの作業内容は、今後同種の作業を行ううえでの参考となりうるよう、作業を大別して「ベクトル/並列化編」,「スカラ並列化編」及び「移植編」の3分冊にまとめた。本報告書の「スカラ並列化編」では、高エネルギー核子・中間子輸送計算コードNMTC、ブラソフプラズマシミュレーションコードDA-VLASOV及び中性子・光子結合モンテカルロ輸送計算コードMCNP4B2を対象に実施したParagon向けのスカラ並列化作業について記述している。
箭竹 陽一*; 足立 将晶*; 久米 悦雄; 川井 渉*; 川崎 信夫*; 根本 俊行*; 石附 茂*; 小笠原 忍*
JAERI-Data/Code 2000-016, p.43 - 0, 2000/03
JAERI-Data-Code-2000-016.pdf:1.36MB
本研究書は、平成10年度に情報システム管理課で行った原子力コードの高速化作業のうち、Paragonにおけるスカラ並列作業部分について記述したものである。原子力コードの高速化作業は、平成10年度に12件行われた。これら作業内容は大別して「ベクトル/並列化編」、「スカラ並列化編」及び「移植編」の3分冊にまとめた。本報告書の「スカラ並列化編」では、連続エネルギー粒子輸送モンテカルロコードMCNP4B2、連続エネルギー及び多群モデルモンテカルロコードMVP/GMVP及び光量子による固体溶融蒸発シミュレーションコードPHCIPを対象に実施したParagon向けのスカラ並列化作業について記述した。
石附 茂*; 田邊 豪信*; 根本 俊行*; 川崎 信夫*; 川井 渉*; 足立 将晶*; 小笠原 忍*; 渡辺 秀雄*; 久米 悦雄
JAERI-Data/Code 99-027, 39 Pages, 1999/05
JAERI-Data-Code-99-027.pdf:1.21MB
本報告書は、平成9年度に計算科学技術推進センター情報システム管理課で行った原子力コードの高速化作業のうち、移植作業部分について記述したものである。本報告書では、沸騰水型原子炉熱水力解析コードTRAC-BF1、連続エネルギー粒子輸送モンテカルロコードMCNP4AのAP3000への移植作業、及び汎用図形処理解析システムIPLOT用ライブラリの改良作業について記述する。
T.V.Hung*; 坂本 幸夫; 安田 秀志
JAERI-Research 98-057, 25 Pages, 1998/10
JAERI-Research-98-057.pdf:1.04MB
Dalat炉の中性子束特性であるエネルギースペクトル、中性子束絶対値及び照射孔に沿った分布をMCNP4Aコードで計算した。すべての計算はパーソナルコンピュータで実施した。各ケースの計算時間は約2日であった。計算体系は500Wで運転される炉心を正確にモデル化した。中性子束及びスペクトルフィッティング因子
は5%以内で実験値と一致した。計算で得たエネルギースペクトルを用いてカドミウム比及び
Auの実効断面積を計算した。この計算ではJENDL及びIRDF82の核データを用いた。計算結果の比較から、(1)カドミウム比は計算値/実験値で表した不一致がIRDF82の場合に1~6%、JENDLの場合に4~8%であり、(2)Au(n,)
Au実効断面積はJENDLまたはIRDF82を用いても殆ど同一の値を与えた。
樋口 健二; 浅井 清; 秋元 正幸
Proc. of Int. Conf. on Mathematics and Computations,Reactor Physics,and Environmental Analyses,Vol. 2, 0, p.1545 - 1553, 1995/00
粒子モデルを扱ったモンテカルロ計算等の数値シミュレーションの高速化を目指して開発されたモンテカルロ装置の性能評価結果について述べる。性能評価には、臨界計算用多群モンテカルロ・コードKENO-IV及び連続エネルギー粒子輸送モンテカルロ・コードMCNPを用いた。KENO-IVコードについては、(1)比較的複雑な幾何形状によって表現されたTCA(Tank-type Critical Assembly)における問題と(2)形状が単純でかつ粒子数の大きな問題として、KENOコードの標準的なベンチマーク問題を、(3)MCNPコードについては、人体模型を用いた実効線量当量算出問題を評価に用いた。(1)及び(3)のケースにおいては、約10倍の速度向上率を得た。(2)については、10~23倍の速度向上率を得た。性能評価の観点から、各ケースにおける解析結果について述べる。
小迫 和明*; 前川 藤夫; 大山 幸夫; 宇野 喜智; 前川 洋
JAERI-Data/Code 94-020, 42 Pages, 1994/12
JAERI-Data-Code-94-020.pdf:1.18MB
1994年6月に公開された最新の日本の評価済み核データファイルであるJENDL-3.2に基づいた、モンテカルロ輸送計算コードMCNP用の連続エネルギー断面積ライブラリ、FSXLIB-J3R2を作成した。ライブラリの作成には、核データ処理システムNJOYとMCNPライブラリ編集・検証コードMACROSに必要な修正を行い、これを使用した。ライブラリ中のデータをJENDL-3.2と比較し、その信頼性を確認した。FSXLIB-J3R2ライブラリはJENDL-3.2に収納されている全340核種を含んでおり、今後原子力分野での幅広い利用が期待される。
樋口 健二; 山口 勇吉
JAERI-M 94-057, 68 Pages, 1994/03
人間動作シミュレーションの研究の一環として開発を進めている被曝線量評価システムの開発における、粒子輸送計算用モンテカルロ・コードMCNPの複雑形状に対する適用性の検討について述べる。今回、極めて複雑な体系を持ち、かつ計算結果の検討が比較的容易に行える系として、人体模型及び連続エネルギー粒子輸送モンテカルロ・コードMCNPを用い、各臓器における線量当量及び人体に対する実効線量当量を算出した。算出値をICRP刊行物51に示されている値と比較・検討し、MCNPコードの適用性を検討した。本報告書においては、今回検討したMCNPコードの複雑形状への適用性、実効線量当量算出に用いた手法と計算結果、複雑体系を記述するために新たに開発した粒子輸送モンテカルロ・コード用可視化システムについて述べる。
佐藤 聡; 真木 紘一*; 関 泰; 高津 英幸; 森 清治*
Proc. of the 8th Int. Conf. on Radiation Shielding, 0, p.1039 - 1046, 1994/00
核融合実験炉のダイバータ配管周囲に設置されている円環状のギャップ(配管と遮蔽体の間に設置)を対象に、ストリーミング解析を行った。上部ポートでの、運転停止1日後の線量当量率の低減を目的として、ステップ構造を有する円環状のギャップのストリーミングを評価した。二次元S
コードDOT3.5で解析した結果、最適なステップ位置は遮蔽体の中間の高さよりやや上側の位置であり、またステップをギャップ幅の2倍程度採れば線量当量率低減に十分有効である事が判った。加えて、運転中の中性子束に関して、DOT3.5から得られた結果と三次元モンテカルロコードMCNPから得られた結果とを比較し、角度分割等の誤差評価を行った。その結果、DOT3.5による結果は、最大で約4倍過小評価している事が判った。上部ポートでの線量当量率は、ステップを設ける事によって、設計基準値25
Sv/yを2桁程度下回り、基準値を満足する事が判った。
栗田 豊*; 菅沼 正之*; 樋口 健二; 浅井 清
JAERI-M 87-022, 37 Pages, 1987/02
中性子、光子、中性子・光子結合系の三次元輸送計算用の汎用連続エネルギ-・モンテカルロ・コ-ドMCNPのベクトル化をVP-100ベクトル計算機を使用して行なった。ベクトル化は粒子の独立的挙動を利用し、イベント・バンク方式と呼ばれる手法を使って行った。MCNPコ-ドのベクトル化には二つの問題がある。一つは、改造によって持ち込まれるオ-バ-ヘッドが大きい事、もう一つは粒子の死によって並列度が低下するためにベクトル処理効率が低下する事である。本作業では例外処理の孤立化、粒子の逐次サンプリングによってオ-バ-ヘッドの低減およびベクトル処理効率の改善をはかった。ベクトル板コ-ドのオリジナル版コ-ドに対する実効性能は1.2倍であった。本報告書では、ベクトル化に際して使用した入力デ-タの概要、ベクトル化の方法及びベクトル化の結果とその評価について述べる。
小手川 洋; 笹本 宣雄; 田中 俊一
JAERI-M 87-010, 28 Pages, 1987/02
連続エネルギ-モデル・モンテカルロコ-ドMCNPを用いて、JPDR遮蔽コンクリ-トにおける放射化放射能の実験値の解析、黒鉛球中・低エネルギ-中性子透過実験の解析を行ない、本コ-ドの熱中性子および熱外中性子輸送計算の精度を評価した。その結果、熱中性子スペクトルは精度良く計算できるものの、ほぼ1/Eスペクトルに近い熱外中性子スペクトルに対して過大評価する事が明らかになった。
