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論文

Dataset of TLD badge response and hair activation for criticality accident neutron dosimetry

辻村 憲雄; 高橋 史明; 高田 千恵

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 6, p.148 - 151, 2019/01

Criticality accident neutron dosimetry is based on measurement of the personal dosemeter and the biological samples of a person exposed to the neutrons from an accidental criticality. The authors computed the response functions of the personal dosemeter (NCL-TLD badge) and hair (sulfur) activation per unit incident neutron fluence and established the response dataset compiled with the 140 neutron spectra to be likely encountered in a criticality accident.

論文

Overview of computational mouse models

Mohammadi, A.*; 木名瀬 栄; Safavi-Naeini, M.*

Computational Anatomical Animal Models; Methodological Developments and Research Applications, p.3_1 - 3_27, 2018/12

The review summarizes the history of development of the computational models during the last 24 years with some provision about what to expect in the near future for their application in preclinical research, radiation dosimetry calculations and imaging physics research. Around 26 computational mouse models have been constructed for various researches in ionizing and nonionizing radiation dosimetry, preclinical imaging including multimodality imaging and instrumentation, image processing and analysis. The approach of using the computational mouse models and simulation tools are very useful comparing the experimental approach using physical phantoms or real mice due to high cost and complexity of organizing an experimental research.

論文

Review of the performance of a car-borne survey system, KURAMA-II, used to measure the dose rate after the Fukushima Dai-ichi Nuclear Power Plant accident

津田 修一; 谷垣 実*; 吉田 忠義; 斎藤 公明

放射線, 44(3), p.109 - 118, 2018/11

東京電力福島第一原子力発電所事故後、環境中に拡散した放射性同位元素による線量率マッピングを迅速に作成するため、原子力機構は走行サーベイシステムKURAMAを用いた線量率測定を開始した。KURAMAは一般乗用車に多数搭載して、広範囲の空間線量率を詳細かつ短期間に把握することを目的として、京都大学原子炉実験所で開発されたシステムである。継続的な測定データの取得と並行して実施された改良によって、第2世代のKURAMA-IIでは更なる小型化、堅牢性の向上、データ送信の完全自動化等の機能が強化され、広域の詳細な線量率マッピングをより短期間で実施することが可能になった。本報告は、応用物理学会・分科会誌「放射線」の「アンフォールディングとG(E)関数」をテーマとした特集記事として、これまでに実施したKURAMA-IIの放射線特性に関する評価およびシミュレーション解析を総括して報告するものである。

論文

Monte Carlo criticality analysis of random media under bounded fluctuation driven by normal noise

植木 太郎

Journal of Nuclear Science and Technology, 55(10), p.1180 - 1192, 2018/10

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

確率的に乱雑化された媒質のモンテカルロ法中性子輸送計算は、臨界性の揺らぎ評価に有効である。ところが、無限に広がる正規分布の裾野を、体積割合の上限と下限のような0%と100%の間に収めるために切り捨ててしまうと、正規性が失われてしまう。そこで、本研究においては、確率過程のKarhunen-Loeve展開による重ね合わせブラウン運動の近似と、確率解析におけるブラウン運動の反射軌道の等価性に基づき、空間的に一定の分散で有界の範囲に収まる正規分布駆動の乱雑化手法を開発した。ウラン燃料・コンクリート・ステンレス鋼への適用を通して、当該手法による効率的な臨界計算が可能であることを示した。

論文

福島県内を想定した複雑な実環境中での空間線量率分布解析システム(3D-ADRES)の研究開発; リモートセンシング情報の活用と各環境因子(地形・土壌・建物・樹木等)の影響評価

Kim, M.; Malins, A.; 佐久間 一幸; 北村 哲浩; 町田 昌彦; 長谷川 幸弘*; 柳 秀明*

RIST News, (64), p.3 - 16, 2018/09

環境中に放出された放射線源による空間線量率の正確な分布は、住民の被ばく量を評価し、それを可能な限り低減するための必須な情報となる。しかし、市街地・森林等は複雑な構造物や樹木が存立する他、地形も平坦ではなく放射線の散乱や遮蔽が頻繁に起こるため、空間線量率の分布は非一様となる。加えて放射線源の不均質な分布は更にそれを複雑なものとするため、正確な空間線量率の分布を知ることは容易ではない。そこで、日本原子力研究開発機構・システム計算科学センターは、福島環境安全センターと連携し、福島県内の市街地や森林等の複雑な環境中の地形・樹木・建物等の3次元のリアルな構造物モデルを構築し、更に不均質な放射性セシウムの線源分布を取り込むことを可能とすることで、空間線量率の3次元分布が計算可能なシステム(3D - Air Dose Rate Evaluation System:略称3D-ADRES)を開発した。3D-ADRESでは、人工衛星画像等のリモートセンシング情報や種々の地理情報等を最大限に活用し、構造物を認識(一部自動化済み)した後、その構造をリアルにモデル化し、モンテカルロ計算コードPHITS用フォーマットに変換することで、シミュレーションによる詳細な空間線量率分布を取得可能とする。本稿では、そのシステムの概要について記し、実際の計算例を示す他、今後の課題についても記す。

論文

廃棄物ドラム缶のウラン量を短時間で精度良く定量できる革新的アクティブ中性子非破壊測定技術; 高速中性子直接問いかけ法の実用化

大図 章; 米田 政夫; 呉田 昌俊; 中塚 嘉明; 中島 伸一

日本原子力学会誌, 59(12), p.700 - 704, 2017/12

ウラン廃棄物ドラム缶内のウラン量を定量する従来の非破壊測定法では、内容物の種類やウランの偏在に起因する測定誤差の大きさが問題となるケースや、さらに長時間の測定時間が必要となる測定上の問題がある。このような問題を解決する高速中性子直接問いかけ法というアクティブ中性子非破壊測定法を開発し、実廃棄物ドラム缶のウラン定量に実用化することができた。本報では、本測定法を概説するとともに今後の展望について解説する。

論文

Assessment of equivalent dose of the lens of the eyes and the extremities to workers under nonhomogeneous exposure situation in nuclear and accelerator facilities by means of measurements using a phantom coupled with Monte Carlo simulation

吉富 寛; 萩原 雅之*; 古渡 意彦; 西野 翔; 佐波 俊哉*; 岩瀬 広*

Proceedings of 14th International Congress of the International Radiation Protection Association (IRPA-14), Vol.3 (Internet), p.1188 - 1195, 2017/11

放射線業務従事者の眼の水晶体や末端部の等価線量については、線量限度を超えていないことを確認するため、適切に評価される必要がある。さらに近年、眼の水晶体に係る線量限度引き下げがICRPにより勧告されたこと、高放射化物等の取り扱いによる末端部被ばくが懸念されることなどから、より妥当な評価が要求されている。これらの部位は体幹部から離れた位置にあることから、場の不均等性によって大きく影響を受けるが、原子力・学術分野で、その不均等性を判断するための仕組みが十分であるとは言えない。本研究では、計算と実験を組み合わせて、不均等性を判断する枠組みを提案した。新たに提案した不均等性を表す指標を数学ファントムを用いたモンテカルロ計算により求め、その妥当性をベンチマーク実験により検証した。さらに、線源条件などのパラメータを変化させたいくつかのケースについて不均等性を調べ、水晶体被ばくにおいて不均等性を判断する上で考慮すべき因子を明らかにした。一連の実験と計算により、本指標の有用性と信頼性を確認することができた。

論文

Spectral analysis for convergence assessment in Monte Carlo criticality calculation

植木 太郎

Proceedings of International Conference on Mathematics & Computational Methods Applied to Nuclear Science & Engineering (M&C 2017) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2017/04

モンテカルロ法臨界計算においては、中性子輸送計算と核分裂源生成の繰り返しによって生み出されたタリー時系列に、中心極限定理を適用し、信頼区間を算出する。このため、タリー標準化時系列関数の分布収束の判定が、計算結果の統計的信頼性担保のための課題である。本国際会議論文において、標準化時系列関数のパワースペクトルを診断し、分布収束を判定する手法の開発を報告する。数値計算例としては、ウラン・コンクリート系燃料デブリの臨界性評価への適用を報告する。

報告書

ICSBEPハンドブックを用いたJENDL-4.0のU-233体系に対する積分ベンチマークテスト

桑垣 一紀*; 長家 康展

JAEA-Data/Code 2017-007, 27 Pages, 2017/03

JAEA-Data-Code-2017-007.pdf:4.77MB
JAEA-Data-Code-2017-007-appendix(CD-ROM).zip:0.37MB

これまでJENDL-4.0のU-233体系に対する積分ベンチマークテストは、連続エネルギーモンテカルロコードMVPを使用して、国際臨界安全ベンチマーク評価プロジェクト(ICSBEP)ハンドブックに掲載されている金属燃料高速体系、溶液燃料体系の一部のみで行われていた。本研究では、U-233体系に対する包括的な積分ベンチマークテストを行うため、化合物燃料熱体系(主に格子体系)を含むMVP入力データが未整備の体系についてその入力データを作成し、JENDL-4.0の臨界性に対する予測精度を評価した。その結果、すべての体系において実験値に対して過小評価する傾向があることが分かった。また、ENDF/B-VII.1のU-233熱体系に対する積分テストでは、炉特性パラメータATFF(Above-Thermal Fission Fraction)に対するC/E値の依存性の問題が指摘されており、JENDL-4.0を用いた積分ベンチマークテストにおいてもATFFを計算し、C/E値との依存性を調べた。その結果、JENDL-4.0にENDF/B-VII.1と同様の傾向があることが確認された。

報告書

MVP/GMVP第3版; 連続エネルギー法及び多群法に基づく汎用中性子・光子輸送計算モンテカルロコード(翻訳資料)

長家 康展; 奥村 啓介; 櫻井 健; 森 貴正

JAEA-Data/Code 2016-019, 450 Pages, 2017/03

JAEA-Data-Code-2016-019.pdf:4.43MB
JAEA-Data-Code-2016-019-hyperlink.zip:2.36MB

高速かつ高精度な中性子・光子輸送モンテカルロ計算を実現するため、日本原子力研究開発機構において、2つのモンテカルロコードMVP(連続エネルギー法)とGMVP(多群法)が開発されてきた。これらのコードはベクトル型アルゴリズムを採用し、ベクトル計算機用に開発されてきたが、標準並列化ライブラリーMPIを用いた並列計算にも対応しており、一般の計算機環境でもモンテカルロ計算の高速化が可能である。両コードは正確な物理モデル、詳細な幾何形状表現法、分散低減法等、実用コードとして十分な機能を有している。これらコードの第1版は1994年、第2版は2005年に公開され、それ以降も様々な改良と機能拡張が行われてきた。第2版公開以降の主な改良点と新機能は、(1)実効増倍率に対する摂動計算手法、(2)厳密共鳴弾性散乱モデル、(3)動特性パラメータ計算機能、(4)光核反応モデル、(5)遅発中性子のシミュレーション、(6)多群定数生成機能等である。本報告書では2つのコードで用いられている物理モデル、幾何形状表現法、新たな機能及びそれらの使用法が記載されている。

論文

高エネルギー電子線により水中で生成された2次電子の動的挙動

甲斐 健師; 横谷 明徳*; 藤井 健太郎*; 渡邊 立子*

陽電子科学, (8), p.11 - 17, 2017/03

放射線により、DNAの数nm以内に複数の損傷部位が生成されると、細胞死や染色体異常のような生物影響が誘発されると考えられている。著者らは、DNA損傷生成の機構に関係すると考えられる細胞内の放射線作用の解析として、細胞と組成の近い水中で高エネルギーの1次電子線・陽電子線により生成される2次電子の動的挙動を計算した。その結果、2次電子は、親イオン近傍で電離・電子的励起を誘発しやすく、減速した電子の約10%は、クーロン引力により親イオン付近に分布することが分かった。続いて、これらの計算結果から、以下のように複雑なDNA損傷の生成機構を推定した。DNA内部から電離した2次電子は、DNA外部に飛び出す前に、DNA内部で電離・電子的励起を誘発可能である。さらに、クーロン力により引き戻された電子は、DNAの水和層で水和前電子になり、解離性電子移行によりDNA損傷を誘発可能である。結果として、1次電子線・陽電子線のみならず2次電子の作用により、1nm以内に複雑DNA損傷が生成され得る。

論文

Modeling of Phosphorus Transport by Interstitial Dumbbell in $$alpha$$-Iron Using First-Principles-Based Kinetic Monte Carlo

海老原 健一; 鈴土 知明; 山口 正剛

Materials Transactions, 58(1), p.26 - 32, 2017/01

 被引用回数:2 パーセンタイル:58.81(Materials Science, Multidisciplinary)

原子炉圧力容器鋼における照射による粒界リン偏析を数値シミュレーションによって評価することを目指し、原子レベルの計算に基づく拡散レート方程式の開発を行っている。本研究では、第一原理計算で評価した格子間原子対の移動モデルおよび移動障壁エネルギーを用いたキネティックモンテカルロシミュレーションによって、鉄原子とリン原子の混合格子間原子対の拡散係数を評価した。評価した混合格子間原子対の拡散係数は、八面体格子間サイトを移動するリン原子の拡散係数とほぼ同じであり、空孔によるリン輸送の拡散係数よりかなり大きい値であった。さらに、八面体格子間サイトのリン原子を取り入れるように修正した拡散レート方程式に評価した拡散係数を組み入れ、照射誘起粒界リン偏析の数値シミュレーションをしたところ、八面体格子間サイトのリン原子に対する粒界における従来の境界条件が不適切であることが明らかとなった。今後、適切な境界条件を取り入れる必要がある。

論文

ゲル線量計を用いた粒子線治療モンテカルロシミュレーションの精度検証

古田 琢哉

医学物理, 37(3), p.177 - 180, 2017/00

放射線感受性のある化学物質を含む水溶液をゲル化させたゲル線量計は、照射放射線による線量分布を三次元で測定できるツールである。このゲル線量計を用いて、粒子線治療に即した状況での生体物質中での線量分布を実測した研究について解説する。この研究では実測結果を粒子・重イオン輸送計算コードPHITSを用いたシミュレーションの結果と比較検証することで、現状の粒子線治療モンテカルロシミュレーションの精度を調べた。不均質な生体物質中を通過することで形成された実測の複雑な飛程端形状を2mm程度の違いの範囲でシミュレーションが十分再現することが示された。また、ゲル線量計が三次元の線量分布を可視化できる優れたツールであり、現状の計算シミュレーションの精度検証の他、将来的に治療ビームの品質保証等の用途に使用できる可能性が分かった。

論文

モニタリングポストのNaI(Tl)検出器で測定する波高分布から空気中$$^{131}$$I濃度を推定するための換算係数の計算

山田 純也; 橋本 周; 瀬谷 夏美; 羽場 梨沙; 武藤 保信; 清水 武彦; 高崎 浩司; 横山 須美*; 下 道國*

Radioisotopes, 65(10), p.403 - 408, 2016/10

モニタリングポストの測定データを利用した迅速性のある空気中$$^{131}$$I濃度推定手法の開発を目指している。本手法はモニタリングポストのNaI(Tl)検出器で測定した$$^{131}$$Iの全吸収ピーク計数率に濃度換算係数を掛け算することで空気中$$^{131}$$I濃度を推定する。モンテカルロ計算コードEGS5を用いて原子力機構大洗研究開発センターのモニタリングポストに対する濃度換算係数を計算した。計算の結果、無限空気線源に対する濃度換算係数は25.7Bq/m$$^{3}$$/cpsと評価された。

報告書

高温ガス炉設計のための統計的工学的安全係数の因子間の相互干渉効果に関する研究

深谷 裕司; 西原 哲夫

JAEA-Research 2016-001, 23 Pages, 2016/05

JAEA-Research-2016-001.pdf:3.31MB

高温ガス炉設計のための統計的工学的安全係数の因子間の相互干渉効果に関する研究を行った。工学的安全係数は物理的、技術的な不確定性を厳密かつ最低限の反映をさせることにより、安全性及び炉心性能の両者の確保が可能となる。この観点から、軽水炉設計において統計的工学的安全係数の評価に確率論的手法(モンテカルロ法)を用いることにより、因子間の干渉効果が考慮できるため誤差の伝播を低減できるとの報告がなされている。高温ガス炉においても、スリーブ付き燃料において、スリーブと燃料コンパクト間のギャップの温度上昇の製造公差考慮による増大が問題になっている。この因子間には直接的な相関があり、同様の手法適用により改善が期待された。なお、モンテカルロ法では、因子間の相関を考慮できる反面、各因子の効果の寄与に分解できないという欠点があり、そのため、従来の統計的工学的安全係数の高度化手法を開発した。そして、モンテカルロ法および、本研究で開発した高度化手法により高温ガス炉の燃料温度に対する統計的工学的安全係数を評価した結果、有意な差は得られなかった。また、今後の工学的安全係数の高度化に資するために、現状においての工学的安全係数に関する運用を整理し、それを受けて新しい工学的安全係数を提案した。

論文

PHITSの医学物理学分野への応用,3; 医学物理計算用補助プログラム

古田 琢哉; 橋本 慎太郎; 佐藤 達彦

医学物理, 36(1), p.50 - 54, 2016/00

放射線輸送計算コードPHITSを医学物理計算に用いる一例として、放射線治療計画を目的としたシミュレーションがある。通常、治療計画シミュレーションでは、患者CTデータを読み込んでコンピュータ上の仮想空間に患者体系を構築し、外部から照射される治療ビームの輸送計算を実行することで患者体系内での線量分布を計算する。しかし、CTデータから患者位置やCT値の分布などの情報を取得して患者体系を構築すること、非常に複雑で医療用加速器メーカーが公開していない加速器部分をシミュレーションすることは容易ではない。そこで、患者CTデータを用いて患者体系をPHITS形式で構築するためのプログラムDICOM2PHITS、医療用加速器から放出される粒子プロファイルをまとめたIAEA phase-space fileをPHITSで使用可能とするプログラムPSFC4PHITSを開発した。本解説では、これら2つのプログラムについて解説するとともに、プログラムで構築した体系および変換した線源をPHITSコードに組み込み、放射線輸送計算により検証した結果を示す。

論文

Effects of muon interactions with matter on terrestrial muon-induced soft errors

安部 晋一郎; 佐藤 達彦; 松葉 大空*; 渡辺 幸信*

Proceedings of 11th International Workshop on Radiation Effects on Semiconductor Devices for Space Applications (RASEDA-11) (Internet), p.45 - 48, 2015/11

宇宙から降り注ぐ放射線(一次宇宙線)と大気の相互作用で生じる二次宇宙線は、地上にある電子機器の半導体デバイスの誤作動(ソフトエラー)の原因であることが知られている。次世代型のデバイスは微細化によって放射線耐性が低下しており、近年環境ミューオンの影響が懸念されている。ミューオンは仮想光子を介した反応や負ミューオン捕獲反応により二次荷電粒子を生成する。そこで本研究ではこれらの反応に着目し、環境ミューオン起因のソフトエラー率(SER)への影響を解析した。本研究では、PHITSと多重有感領域(MSV)モデルを用いて、設計ルール(半導体部品中の基本的な配線の太さ)が25nmのNMOSFETに対するSERを解析した。その結果、環境ミューオン起因のSERは環境中性子起因のSERの数%以下となり、その主因は負ミューオン捕獲で、仮想光子を介したミューオン核反応の影響は小さいことを明らかにした。また、環境ミューオンの直接電離による影響は臨界電荷量の非常に低い領域のみに現れることも実証した。

論文

Numerical analysis of organ doses delivered during computed tomography examinations using Japanese adult phantoms with the WAZA-ARI dosimetry system

高橋 史明; 佐藤 薫; 遠藤 章; 小野 孝二*; 伴 信彦*; 長谷川 隆幸*; 勝沼 泰*; 吉武 貴康*; 甲斐 倫明*

Health Physics, 109(2), p.104 - 112, 2015/08

 被引用回数:4 パーセンタイル:53.03(Environmental Sciences)

日本国内でのCT検査による患者の臓器線量を正確に評価するため、CT線量評価システムWAZA-ARIの開発を進めている。WAZA-ARIの線量計算では、成人日本人のボクセルファントム及び放射線輸送計算コードPHITSを用いた数値解析で整備した臓器線量データを利用する。このデータの解析を進めるため、CT装置内の寝台における線量分布等の測定結果に基づき、各種装置でのX線放出特性をPHITSで数値的に模擬する技術を開発した。典型的な撮影条件について、PHITSと日本人ボクセルファントムを用いた解析結果より臓器線量を計算し、既に利用されている他のCT線量評価システムによる結果と比較した。その結果、日本人ボクセルファントムを用いた解析で得た線量データを利用した場合、数学人体模型に基づく線量データを利用した他のシステムよりも、人体形状を適切に考慮して臓器線量を導出できることが検証された。また、欧米人の体格に基づくボクセルファントムによる計算結果や日本人体型を模擬した物理モデルを用いた実測結果と比較した。これらの比較検証により、本研究で開発した数値解析法で得られる臓器線量データは、日本人の体格特性を考慮したシステムWAZA-ARIに十分適用できることを確認した。

論文

原子力分野におけるモンテカルロ法解析の教育方法

桜井 淳; 山本 俊弘

日本原子力学会和文論文誌, 4(4), p.248 - 258, 2005/12

日本原子力研究所でモンテカルロセミナーが実施されている。それらは、(1)モンテカルロ基礎理論セミナー,(2)モンテカルロ法による核燃料サイクル施設の未臨界安全セミナー,(3)モンテカルロ法による遮蔽安全解析セミナー,(4)モンテカルロ法による中性子深層透過問題におけるウェイト下限値推定法セミナー,(5)MCNPXによる高エネルギー遮蔽安全解析セミナー,(6)モンテカルロ法によるストリーミングセミナー,(7)モンテカルロ法によるスカイシャインセミナー,(8)モンテカルロ法による線量評価セミナーである。基礎理論セミナーでは、筆者が考案したウェイト下限値やインポータンスを推定する新しい簡単な方法を取り入れた。未臨界セミナーでは、計算結果の信頼性を評価するために、筆者が実施した11種類のベンチマーク実験問題を組み込んだ。

論文

Experiment and analyses for 14 MeV neutron streaming through a dogleg duct

山内 通則*; 落合 謙太郎; 森本 裕一*; 和田 政行*; 佐藤 聡; 西谷 健夫

Radiation Protection Dosimetry, 116(1-4), p.542 - 546, 2005/12

 被引用回数:3 パーセンタイル:71.86(Environmental Sciences)

核融合炉にはRF加熱ポートや計測用プラグ周りの間隙等、屈曲を設けた放射線ストリーミング経路が幾つかあり、遮蔽設計上の問題となる。モンテカルロ計算はストリーミング効果の詳細評価に重要であるが、一方簡易計算はストリーミング効果を軽減するための設計オプションの選定に有効である。実験と解析によりこれらの計算法の信頼性を評価した。実験は原研FNSの14MeV中性子源により、高さ170cm,幅140cm,厚さ180cmの遮蔽体に断面が30cm$$times$$30cmの2回屈曲ダクトを設けた体系で行った。モンテカルロ計算は実験体系,線源周り構造体、及び実験室を詳細にモデル化し、MCNP/4CコードとFENDL/2及びJENDL-3.3ライブラリーを用いて行った。実験値との差は30%以内であった。簡易計算はDUCT-IIIコードによって行った。その結果は屈曲によるストリーミング成分の変化を良好に再現し、充分な信頼性を持つことを確認した。すなわち、モンテカルロ計算法とともに簡易計算法もまた遮蔽設計評価のために有効な役割を果たすと期待できる。

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