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論文

最近のRPT誌レビュー論文から; PHITSの医学物理計算への応用

古田 琢哉

医学物理, 41(4), P. 194, 2021/12

粒子・重イオン輸送計算コードPHITSは、近年における放射線の医学利用の高まりを受けて医学分野での利用例が増大しており、当該分野で有効な計算機能も開発されてきた。このような研究に関係する成果を、2021年にRadiological Physics and Technology誌で発表した「PHITSの医学物理計算への応用」と題するレビュー論文にまとめた。その後、日本医学物理学会の編集委員会より、この論文の内容を国内の関係者へ周知する紹介記事の投稿依頼があった。そこで、レビュー論文で報告したPHITSを利用した医学物理分野での応用例や有益なPHITSの機能、そしてユーザー間の情報交換の目的のために解説したPHITSフォーラムの情報等を日本医学物理学会誌で紹介する。

論文

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

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。

報告書

浅地中処分のためのJPDR生体遮蔽コンクリートの放射能評価手法の検討

河内山 真美; 岡田 翔太; 坂井 章浩

JAEA-Technology 2021-010, 61 Pages, 2021/07

JAEA-Technology-2021-010.pdf:3.56MB
JAEA-Technology-2021-010(errata).pdf:0.75MB

原子炉施設の解体廃棄物の浅地中処分にあたっては、廃棄物中の放射能インベントリを評価することが必要である。本報では、JPDRの解体で発生した生体遮蔽コンクリートのうち炉心に近い部分について、浅地中処分のための放射能評価手法を検討するとともに、埋設処分の際の処分区分を判断するために、計算による放射能評価を行った。本計算では、中性子/光子輸送計算コードDORTと核種生成消滅計算コードORIGEN-Sを用いて放射化放射能計算を行い、対象コンクリートの放射能濃度を評価した。DORT計算ではJENDL-4.0から作成されたMATXSLIB-J40ファイルから断面積ライブラリを作成し、ORIEGN-Sでは、SCALE6.0付属の断面積ライブラリを用いた。評価した放射能濃度を過去の報告書における測定値と比較したところ、半径方向においては数倍程度高い場所があったものの全体的に傾向が一致しており、垂直方向においては大変よく一致することが確認できた。また、対象コンクリート廃棄物の平均放射能濃度Di(Bq/t)と浅地中処分で評価対象とされている140核種に対する基準線量相当濃度の試算値Ci(Bq/t)を比較評価した結果、対象コンクリート廃棄物は全体の約2%を除けばトレンチ処分が可能であると見通しが得られた。さらに、核種毎の相対重要度(Di/Ci)から、トレンチ処分における重要核種を予備的に選定した結果、H-3, C-14, Cl-36, Ca-41, Co-60, Sr-90, Eu-152, Cs-137の8核種を重要核種として選定した。

論文

3-D shielding calculation method for 1-MW JSNS

前川 藤夫; 田村 昌也

Proceedings of ICANS-XVI, Volume 3, p.1051 - 1058, 2003/07

1-MW JSNSの遮蔽設計のために、MCNPX用の3次元遮蔽計算モデルを作成した。このモデルにはターゲット-モデレータ-反射体集合体,ヘリウムベッセル,中性子ビーム引き出しダクト,シャッター,遮蔽ブロック及びこれらの機器間のギャップや隙間等がモデル化されており、ストリーミング効果を詳細に考慮することができる。分散低減法として、セルインポータンスパラメータによる粒子分割/消滅法を用いた。中性子束が12桁以上減衰する直径15m高さ12mに及ぶ大きなターゲットステーションに対するセルインポータンスパラメータは、自動化された繰り返し計算により適切に求めることができた。本計算手法により、短時間(2日)でターゲットステーション全体の詳細な3次元遮蔽設計計算が可能となり、JSNSの遮蔽設計が進展した。

論文

Determination of $$^{36}$$Cl in biological shield concrete using pyrohydrolysis and liquid scintillation counting

伊藤 光雄; 渡部 和男; 畠山 睦夫; 立花 光夫

Analyst, 127(7), p.964 - 966, 2002/06

 被引用回数:11 パーセンタイル:34.7(Chemistry, Analytical)

原子炉生体遮蔽コンクリート中のCl-36の定量法を開発した。コンクリート中の塩素を熱加水分解法により抽出し、炭酸ナトリウム溶液に捕集した後、Cl-36を液体シンチレーション法により測定した。岩石標準試料を用いてイオンクロマトグラフ法により塩素の抽出条件を検討し、定量的抽出条件を確定した。2gのコンクリート試料を用いた場合のCl-36の検出限界は、0.02Bq/gであった。開発した方法をJPDRの生体遮蔽コンクリート中Cl-36定量に適用した。

報告書

大強度陽子加速器計画における核破砕中性子源のバルク遮蔽に関する検討

前川 藤夫; 勅使河原 誠; 高田 弘; 古坂 道弘*; 渡辺 昇

JAERI-Tech 2002-035, 68 Pages, 2002/03

JAERI-Tech-2002-035.pdf:4.76MB

原研-KEKの大強度陽子加速器計画の物質・生命科学実験施設として、3GeV-1MWの陽子ビーム駆動による核破砕中性子源の建設が計画されている。本レポートは、放射線安全性及び建設コストの観点から重要な、中性子源周りの生体遮蔽体のバルク遮蔽性能について、モンテカルロ計算手法を用いた検討を行った結果についてまとめたものである。予備的検討や他の機器との関連から適当と考えられる遮蔽構造を標準ケースとして設定し、目標線量とした1$$mu$$Sv/hを達成できる遮蔽厚さを計算した。また、材料、寸法等の様々な計算条件を変化させた計算を行い、計算条件が遮蔽性能に与える影響について調べた。これらの計算結果及び設計裕度を考慮し、最も適当であると考えられる遮蔽構造を最終的に以下のように決定した。線源の中心から4.8mまでを鉄遮蔽とし、その周囲は重コンクリート遮蔽で囲む。重コンクリート遮蔽は、陽子ビーム入射軸に対して105度よりも後方は中心から6.4mまで、105度から前方に向けて厚さを徐々に増加させ、最前方では中心から8.0mである。

論文

Determination of $$^{41}$$Ca in biological-shield concrete by low-energy X-ray spectrometry

伊藤 光雄; 渡部 和男; 畠山 睦夫; 立花 光夫

Analytical and Bioanalytical Chemistry, 372(5-6), p.532 - 536, 2002/03

 被引用回数:16 パーセンタイル:45.62(Biochemical Research Methods)

低エネルギーX線スペクトロメトリーによる原子炉生体遮へいコンクリートに含まれる$$^{41}$$Caの定量法を開発した。コンクリート試料を硝酸-フッ化水素酸-過塩素酸の混酸により分解し、溶液とした後、イオン交換分離法により、カルシウムを分離した。カルシウムをシュウ酸カルシウム沈殿として回収し、ペレットを作製した。このペレットを試料として$$^{41}$$Caからの3.3keVのX線を測定した。3.3keVにおけるX線の検出効率は、既知量の標準55Feを添加して作製した同一形状のペレットの5.9keVのX線を測定したのち、シュウ酸カルシウムのそれぞれのエネルギーにおける質量吸収係数を用いて計算で求めた。定量下限は、コンクリート1gを採取した場合、8Bq/gであった。開発した方法をJPDRの生体遮へいコンクリートに適用した。

報告書

原子炉の廃止措置における残存放射能評価方法の検討(受託研究)

助川 武則; 畠山 睦夫; 柳原 敏

JAERI-Tech 2001-058, 81 Pages, 2001/09

JAERI-Tech-2001-058.pdf:5.98MB

原子炉に残存する放射化放射能は、基本的には中性子輸送コード及び放射化計算コードにより求めることが可能であるが、原子炉の複雑な構造等、諸々の問題を考慮した場合、測定値で確認する必要がある。そこで、放射化放射能の評価方法について、JPDRを対象とした評価で採用した計算と測定の方法やその結果を分析することで検討した。その結果、炉内構造物等では比較的精度良く計算でき(約2倍)、生体遮蔽体では2~10倍程度の誤差があったが、水分量や背筋割合が計算値に強く影響することがわかった。原子炉圧力容器母材や生体遮蔽体表面部の詳細な測定結果は、放射化計算の手法を検討する有効なデータとなった。また、試料採取法による放射能測定や線量当量率の測定が計算値の検討に有効であり、複雑形状の構造物、生体遮蔽体の深部等では計算値の補正に役立った。全体として、計算値と測定値を組み合わせることによって施設全体の放射能濃度分布を精度良く決定できることが判明した。

論文

Evaluation of methodology on radioactive inventory estimation in the Japan power demonstration reactor decommissioning program

助川 武則; 畠山 睦夫; 柳原 敏

Journal of Nuclear Science and Technology, 37(Suppl.1), p.367 - 371, 2000/03

JPDRを対象とした放射能インベントリの評価においては、放射化放射能の計算及び測定による評価、汚染放射能の測定による評価を行い、得られた情報を、解体廃棄物の放射能レベルに応じた処理処分方式の決定、廃棄物容器の遮へい設計、作業者被ばく線量の予測等解体計画の立案と遂行のために活用した。放射化放射能は、計算によって十分良い精度で評価できるものの、複雑形状の構造物、生体遮へい体の深部等では測定データの活用が有効であった。本報告では、放射能インベントリ評価の方法と結果、及びそれらから得られた知見等を述べる。

論文

Waste characterization in decommissioning the Japan Power Demonstration Reactor by computer code systems

助川 武則; 荻原 博仁; 白石 邦生; 柳原 敏

The 3rd JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering (ICONE),Vol. 4, 0, p.1779 - 1784, 1995/00

原子炉施設解体では、放射性物質が内在する多くの機器等を解体する必要があり、解体作業を効率的に実施するためには、予想される作業に対する作業者の被ばくの低減を考慮しつつ、人工数、費用等の管理データを評価することが重要となる。JPDR解体技術開発では、これらの管理データの評価作業を効率よく行うプロジェクト管理のための計算コードシステム(COSMARD)を作成した。また、機器、構造物の残存放射能量を評価する計算コードシステムを作成し、解体される機器ごとの放射能インベントリを評価した。放射能インベントリデータは物量データベースに収納し、COSMARDによる廃棄物発生量、作業者被ばく線量当量等の評価に用いるとともに、炉内構造物・圧力容器等の解体作業の計画、保管容器の設計、生体遮蔽体の解体及び解体後の管理方法の決定に活用した。

論文

Dismantling of the Japan Power Demonstration Reactor biological shield by controlled blasting

小澤 一茂; 中村 竹夫; 久保 隆司*; 石澤 昭浩; 清木 義弘*; 柳原 敏

WM'95,Conf. Proc. (CD-ROM), 0, 10 Pages, 1995/00

JPDR解体実地試験では放射能レベルの低い生体遮蔽体コンクリートの解体に制御爆破工法を適用し、技術の実証を行うとともに、各種の作業データを取得した。解体の第1段階としてはEL18.65m~EL2.1mまでの比較的放射能レベルの低い表層約40cmの部分を解体撤去し、発生したコンクリート類は鋼製容器に収納し原研内の保管廃棄施設内に保管した。解体の第2段階ではEL18.65m~EL-4.55mまでの極めて放射能レベルの低い外側部の解体を制御爆破工法に重機を取り入れ短期間のうちに行った。解体により発生したコンクリート類はフレキシブルコンテナに収納し、今後埋設試験に適用される予定である。本報ではこれらの作業内容や取得したデータについて報告する予定である。

論文

The Japan Power Demonstration Reactor decommissioning program; Experience and data analysis on dismantling procedures

柳原 敏; 立花 光夫; 荻原 博仁; 清木 義弘

Proc., The 1994 Int. Symp. on Decontamination & Decommissioning, 0, 6 Pages, 1994/00

1981年から開始したJPDRデコミッショニング計画では、まず、必要な技術開発を行い、続いて、開発した技術を適用してJPDRの実地解体を進めている。実地解体では、適用した技術の運転や操作性等のデータ、また、作業人工数や被ばく量等の管理データを取得し、その分析を進めた。さらに、JPDR解体作業に関する知見をまとめた。これらは、将来の大型商用発電炉のデコミッショニングに役立つものである。

論文

Cutting technique and system for biological shield

中村 寿; 奈良崎 智正*; 柳原 敏

Nuclear Technology, 86, p.168 - 178, 1989/08

 被引用回数:5 パーセンタイル:55.57(Nuclear Science & Technology)

機械的及び水ジェット切断技術はJPDRの生体しゃへい体の解体技術として開発が進められており、1990年から1991年にかけて生体しゃへい体の放射化した部位の解体に適用される計画である。機械的切断技術は、ダイヤモンドブレードによる切断及びコアビットによる連続穿孔を組み合わせて切断を行う方法である。一方、水ジェット切断技術は、研磨材を混入した水ジェットを吹き付けて切断を行う方法である。本論文は、機械的切断技術及び水ジェット切断技術各々の技術開発の過程で行われた試験結果、切断システムを構成する装置、生体しゃへい体の解体手順について述べたものである。

論文

Advance in the water jet cutting technology for nuclear reactor decommissioning in JAERI

横田 光雄; 八十島 治典; 八尋 暉夫*

2nd Pacific RIM Int. Conf. on Water JET Cutting, 11 Pages, 1989/00

原研では原子炉施設解体の技術開発を進めてきており、現在、開発した技術を用いてJPDR施設の解体を実施中である。水ジェット切断技術は、高圧の水に研磨材を混合しノズルから噴射して対象物を切断する技術であり、放射化した厚肉の鉄筋コンクリート構造物である放射線遮蔽コンクリートを解体するために開発された。まず基礎試験により切断性能、副次生成物の特性等のデータを得た後、JPDR放射線遮蔽体をブロックに解体撤去するとともに、副次生成物の回収・処理を行う水ジェット切断装置を製作した。更に本装置を用いてJPDR放射線遮蔽体を模擬したモックアップ試験を実施した。その結果、本装置は概ね必要な機能、性能を有しており、1990年に予定しているJPDR放射線遮蔽体の解体に適用可能なことが確認された。

論文

Demolition technique for reactor biological shield concrete using diamond sawing and coring

柳原 敏; 合田 英規*; 光山 和徳*; 床本 光男*; 在田 浩徳*

Demolition and Reuse of Concrete and Masonry, Vol. 1, p.473 - 482, 1988/00

原研では、JPDRの生体遮蔽体の解体技術として機械的切断技術の開発を進めてきた。生体遮蔽体は、高度に放射化及び放射能汚染しており、解体中の作業員の被曝を低減するため、遠隔操作により解体する必要がある。本論文は、切断装置の遠隔操作化を目的に実施した切断基礎試験より得られたデータ及びそれらのデータに基ずいて製作された機械的切断システムの概要並びにそのシステムのJPDR実施解体への適用計画についてまとめたものである。

報告書

超電導マグネットの遮蔽設計の検討,3; 核融合実験炉の遮蔽設計

関 泰; 飯田 浩正; 井手 隆裕*

JAERI-M 6783, 69 Pages, 1976/11

JAERI-M-6783.pdf:1.98MB

原研で行なわれた核融合実験炉の第1次予備設計において超伝導マグネットの放射線に対する遮蔽設計を行なった。予備的に定めた遮蔽層を変更して全ての遮蔽設計基準が満たされる様にした。超伝導マグネットの遮蔽設計に対する1次元計算モデルの適用性を検討し、円柱モデルが適している事を示した。また生体遮蔽設計を検討し2mの厚さの通常コンクリ-トを2次生体遮蔽とすれば十分である事を示した。

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