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論文

Overview of computational frog models

木名瀬 栄; Mohammadi, A.*; G$'o$mez-Ros, J.-M.*

Computational Anatomical Animal Models; Methodological Developments and Research Applications, p.5_1 - 5_9, 2018/12

There are limited investigations on the computational frog models and the organ dose evaluations for frogs in environmental protection. In this article, computational frog models and their applications are reviewed to share some perspectives of frog model development in the near future. The authors hope that 3D printing frog phantoms with adequate tissue substitutes should be developed for the validation of the dosimetric quantities by the Monte Carlo simulations.

論文

Evaluation of effective dose coefficient with variation of absorption fraction in gastrointestinal system for ingestion of radiocesium

Pratama, M. A.; 高原 省五; 波戸 真治*

保健物理, 52(3), p.200 - 209, 2017/09

本研究の目的は、胃腸管吸収率($$f_{1}$$ 値)の変動が預託実効線量換算係数にもたらす変化を特定することに加えて、年齢別に異なる$$f_{1}$$ 値に対する年齢別の預託実効線量換算係数を提供することである。この目的を達成するため、本研究では、$$f_{1}$$ 値を0から1の範囲で変化させて、1歳, 5歳および成人に対する預託実効線量換算係数を計算した。計算にはオークリッジ国立研究所の開発したDCALコードを利用した。この結果、吸収率が低くなると、他の年齢に比べて成人の換算係数が大きく減少することが分かった。これは、放射性セシウムが胃腸管で吸収された場合、その生物学的半減期は成人の方が長いため、1歳および5歳と比べて体内での被ばくが大きくなるためである。

論文

ICRP Symposium on Radiological Protection Dosimetryを開催して

遠藤 章; 浜田 信行*

Isotope News, (745), p.42 - 43, 2016/06

2016年2月18日、東京大学本郷キャンパスおいて、国際放射線防護委員会(ICRP)のシンポジウム「ICRP Symposium on Radiological Protection Dosimetry」が開催された。ICRP第2専門委員会は、内部被ばく及び外部被ばくの線量評価に用いる線量係数の評価を担っており、その評価に必要な体内動態モデル、線量評価モデル、基礎データの開発を進めている。本シンポジウムは、ICRPが現在取り組んでいる線量係数評価のための一連の活動を紹介するとともに、今後必要な研究について議論することを目的として開催された。本稿ではシンポジウムの概要を報告する。

論文

Measurement of the stochastic radial dose distribution for a 30-MeV proton beam using a wall-less tissue-equivalent proportional counter

津田 修一; 佐藤 達彦; 小川 達彦

Radiation Protection Dosimetry, 168(2), p.190 - 196, 2016/02

 パーセンタイル:100(Environmental Sciences)

重粒子線に対する生物学的効果を評価する上で、生体中での重粒子線の飛跡およびその近傍における詳細なエネルギー付与分布は重要なデータである。本研究では、PHITSに組み込まれている最新の生物学的線量評価モデルのエネルギー付与分布計算の精度検証を行うため、高崎量子研究所TIARAで 壁なし型組織等価比例計数管にペンシル状のビームを照射し、径方向の線エネルギー(y)分布データおよびyの線量平均値(yD)を取得した。その結果、PHITSによる計算結果は測定したy分布をよく再現することがわかった。また30MeV陽子は、陽子より重いイオンの場合と異なり、ビーム軸上(r=0.0$$mu$$m)でyD値は最小となり、ビーム軸に対する垂直面の径方向の距離とともに緩やかに増加した。これは陽子ビームと二次的に生成されるデルタ線の阻止能がほぼ等しいことに起因するためであり、約30MeV以上の陽子ビームでは飛跡構造がほぼ一様であることを実験的に示した。

論文

Integral test of international reactor dosimetry and fusion file on graphite assembly with DT neutron at JAEA/FNS

太田 雅之; 佐藤 聡; 落合 謙太郎; 今野 力

Fusion Engineering and Design, 98-99, p.1847 - 1850, 2015/10

 被引用回数:2 パーセンタイル:66.76(Nuclear Science & Technology)

最近、国際原子炉核融合ドシメトリファイル1.0(IRDFF 1.0)がIAEAから公開された。IRDFF 1.0の妥当性を検討するため、IAEAは新しい協力研究計画(CRP)を開始した。本CRPのもとに、我々は、原子力機構FNSのDT中性子源を用いて、疑似円筒のグラファイト体系での積分実験を行った。等価半径31.4cmで厚さ61cmのグラファイト体系をDT中性子源から約20cmの位置に設置した。IRDFF 1.0のドシメトリ反応に対する多くの箔を、体系の中心軸上のグラファイトブロックの隙間に貼り付けた。DT中性子の照射後、ドシメトリ反応の反応率を箔放射化法により測定した。この実験を、実験体系および中性子源を詳細にモデル化して、モンテカルロ計算コードMCNP5-1.40と最近の核データライブラリーENDF/B-VII.1, JEFF-3.2, JENDL-4.0を用いて解析した。IRDFF 1.0をドシメトリ反応の応答関数として用いて計算した反応率と、実験から求めた反応率を比較した。さらに、JENDL Dosimetry File 99を用いて求めた反応率とも比較を行った。IRDFF 1.0を用いた計算結果は実験値との良い一致を示した。

論文

RCA/IAEA third external dosimetry intercomparisons in East Asia region

山本 英明; 吉澤 道夫; 村上 博幸; 百瀬 琢磨*; 辻村 憲雄*; 金井 克太*; Cruz-Suarez, R.*

Radiation Protection Dosimetry, 125(1-4), p.88 - 92, 2007/07

 パーセンタイル:100(Environmental Sciences)

国際原子力機関(IAEA)の地域協力協定(RCA)に基づき、東アジアの16か国から25の個人線量評価機関が参加して第3期外部被ばく線量計測相互比較が実施された。旧原研及び旧サイクル機構で放射線の基準照射を行った個人線量計を各参加国で計測し、得られた外部被ばく線量評価値を持ち寄り相互比較した。その結果、すべての参加国の評価値は放射線防護の実務上必要とされる充分な正確さを有していることがわかった。これにより参加各国における外部被ばく線量評価技術の妥当性が確認できた。

論文

Assessment of human body surface and internal dose estimations in criticality accidents based on experimental and computational simulations

曽野 浩樹; 大野 秋男*; 小嶋 拓治; 高橋 史明; 山根 義宏*

Journal of Nuclear Science and Technology, 43(3), p.276 - 284, 2006/03

 被引用回数:1 パーセンタイル:88.14(Nuclear Science & Technology)

臨界事故時個人線量計測法の実用化に向け、体表及び体内被ばく線量推定法の妥当性評価を、TRACY施設における臨界事故模擬実験及び計算機シミュレーションに基づき行った。模擬実験では、人体模型に装着したアラニン線量計及びホウ酸リチウム熱蛍光線量計により、人体筋肉に対する中性子及び$$gamma$$線吸収線量を弁別して計測した。計算機シミュレーションでは、中性子,即発$$gamma$$線及び遅発$$gamma$$線による線量成分を考慮したモンテカルロ計算を行った。人体模型内線量分布の計算値と実験値との比較により、計算機シミュレーションの妥当性を検認するとともに、アラニン線量計及びホウ酸リチウム熱蛍光線量計による個人線量計測法が十分な精度でもって被ばく線量の初期推定値を提供できることを確認した。

論文

LaCl$$_{3}$$(Ce) scintillation detector applications for environmental $$gamma$$-ray measurements of low to high dose rates

堤 正博; 谷村 嘉彦

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 557(2), p.554 - 560, 2006/02

 被引用回数:8 パーセンタイル:43.15(Instruments & Instrumentation)

環境$$gamma$$線の線量率測定及びスペクトル測定への新しいLaCl$$_{3}$$(Ce)シンチレータの適用性について評価した。このシンチレータは、良好なエネルギー分解能及び速い減衰時間を持つため、特に高計数率場の$$gamma$$線スペクトル測定に適している。本報告では、25.4mm$$times$$25.4mmのLaCl$$_{3}$$(Ce)シンチレータの特性試験を行い、同サイズのNaI(Tl)シンチレータと比較した。得られたパルス波高スペクトルはG(E)関数により線量換算した。LaCl$$_{3}$$(Ce)は、結晶自身にある程度のバックグラウンド放射能を有するものの、そのバックグラウンドの寄与を差し引くことで低レベルから数mGy/hの高線量率に渡る$$gamma$$線のスペクトル測定及び線量率測定が可能であることがわかった。平常時はもとより緊急時のモニタリングにとって有望なシンチレータである。

論文

Development of three kinds of tissue substitutes for a physical phantom in neutron dosimetry

津田 修一; 遠藤 章; 山口 恭弘

Journal of Nuclear Science and Technology, 42(10), p.877 - 887, 2005/10

 被引用回数:2 パーセンタイル:79.08(Nuclear Science & Technology)

中性子線量測定用物理ファントムに必要な3種類の組織等価材料を開発した。中性子による吸収線量分布について、人体の軟組織,肺及び骨組織と等価な特性を有するように、数種類の高分子樹脂を合成し、元素組成及び密度を調整した。実験的に本材料の特性評価を行うために、単色中性子源(0.565, 5, 14.2MeV)と$$^{252}$$Cf中性子源を用いて、材料内の吸収線量分布の測定・評価を行った。その結果、モンテカルロ放射線輸送計算コードMCNPによる計算結果は、測定した各材料内の吸収線量分布をよく再現することがわかった。同様の手法で0.1$$sim$$20MeVの中性子に対する本材料内の吸収線量分布のエネルギー特性を評価した結果、開発した各材料は一般的な速中性子場において、人体組織に等価な特性を有することがわかった。

報告書

保健物理-研究と管理,No.47; 2004年度

東海研究所保健物理部; 那珂研究所管理部安全管理課; 高崎研究所管理部安全管理課; 大洗研究所保安管理室放射線管理課; 関西研究所管理部安全管理課; むつ事業所管理部保安管理課

JAERI-Review 2005-028, 232 Pages, 2005/08

JAERI-Review-2005-028.pdf:13.23MB

本報告書は、日本原子力研究所の東海,那珂,高崎,大洗,関西研究所及びむつ事業所における2004年度の保健物理部門の業務について、保健物理研究及び放射線管理業務の2部門に分けて概要を記述したものである。

報告書

保健物理-研究と管理,No.46; 2003年度

東海研究所保健物理部; 那珂研究所管理部安全管理課; 高崎研究所管理部安全管理課; 大洗研究所保安管理室放射線管理課; 関西研究所管理部安全管理課; むつ事業所管理部保安管理課

JAERI-Review 2004-024, 209 Pages, 2004/11

JAERI-Review-2004-024.pdf:26.17MB

本報告書は、日本原子力研究所の東海,那珂,高崎,大洗,関西研究所及びむつ事業所における2003年度の保健物理部門の業務について、保健物理研究及び放射線管理業務の2部門に分けて概要を記述したものである。

論文

Application of invasion mathematical model in dosimetry for boron neutron capture therapy for malignant glioma

山本 和喜; 熊田 博明; 中井 啓*; 遠藤 聖*; 山本 哲哉*; 松村 明*

Proceedings of 11th World Congress on Neutron Capture Therapy (ISNCT-11) (CD-ROM), 14 Pages, 2004/10

放射線治療上、細胞密度分布を考慮した線量分布が要求されている。次世代ホウ素中性子捕捉療法(BNCT)用線量評価システムの開発に向けて、照射領域を決定するための新しい方法を提案する。医療画像を用いては腫瘍細胞の拡散浸潤度を十分に評価することはできない。そのためBNCTの治療プロトコールを参考に、腫瘍を囲む照射領域はガドリニウムを用いた核磁気共鳴画像(MRI)のT1画像上に強調される領域から通常2cm余裕を見た任意の距離に拡張する領域として設定されている。この研究では、照射領域境界の細胞濃度を時間-空間球座標系の腫瘍細胞拡散モデルによって議論し、BNCT照射後に生存する腫瘍細胞密度分布を仮想脳ファントムのための2領域拡散モデルによって予測した。

論文

Development of neutron-monitor detector using liquid organic scintillator coupled with $$^{6}$$Li+ZnS(Ag) sheet

佐藤 達彦; 遠藤 章; 山口 恭弘; 高橋 史明

Radiation Protection Dosimetry, 110(1-4), p.255 - 261, 2004/09

 被引用回数:8 パーセンタイル:45.19(Environmental Sciences)

高エネルギー加速器施設における適切な放射線管理を行うため、熱エネルギーから100MeVまで測定可能な中性子モニタ用検出器を開発した。この検出器は、円柱状のガラスセルに封入した液体シンチレータの外周に$$^{6}$$Li含有ZnS(Ag)シートを巻き付けた構造を持つ。幾つかの中性子場を用いて特性試験を行った結果、この検出器は、熱中性子及び数MeV以上の高エネルギー中性子による発光を弁別して測定できることが明らかになった。このことから、本検出器は、広帯域中性子モニタ用検出器として十分な性能を有することが確認できた。

論文

Energy dependence of absorbed dose distributions in a soft tissue substitute for neutron dosimetry

津田 修一; 遠藤 章; 山口 恭弘

Journal of Nuclear Science and Technology, 41(Suppl.4), p.132 - 135, 2004/03

中性子線量測定用の物理ファントムを開発するために、人体軟組織等価材料を合成し、その特性試験を行った。0.565から65MeVの中性子源を用いて、材料内の吸収線量分布を測定し、モンテカルロ放射線輸送計算コードによる計算結果と比較した。同様の計算手法を用いて、0.1$$sim$$100MeVの中性子に対する吸収線量分布のエネルギー特性を評価した結果、開発した材料は100MeVまでのエネルギー範囲において人体軟組織に等価な特性を有することがわかった。

論文

Development of neutron-monitor detectors applicable to energies from thermal to 100MeV

遠藤 章; Kim, E.; 山口 恭弘; 佐藤 達彦; 吉澤 道夫; 田中 進; 中村 尚司; Rasolonjatovo, A. H. D.*

Journal of Nuclear Science and Technology, 41(Suppl.4), p.510 - 513, 2004/03

原研・大学プロジェクト共同研究「陽子加速器施設における放射線安全性に関する研究」において実施した、広帯域エネルギー対応中性子モニタ用検出器の開発について報告する。中性子スペクトル測定に用いられる有機液体シンチレータの発光量を、線量に換算するスペクトルを計算し、これを用いて数MeVから100MeVの中性子線量を評価する方法を開発した。また、液体シンチレータとLi-6ガラスシンチレータを組合せ、熱エネルギーから100MeVまでの中性子線量測定に適用可能な複合型検出器を開発した。開発した評価手法の妥当性及び検出器の特性を、TIARA等における照射試験によって確認した。その結果、開発した検出器は、中性子モニタ用検出器として利用可能であることを明らかにした。

論文

Evaluation of S values for beta-ray emitters in voxel phantoms

木名瀬 栄; Zankl, M.*; 船曳 淳*; 野口 宏; 斎藤 公明

KEK Proceedings 2003-15, p.45 - 52, 2004/02

放射線防護分野や医療分野では、さまざまなベータ線放出核種の線量評価を適切に実施できるようにする必要がある。現在、内部被ばく線量、特に臓器・組織吸収線量を適切に評価するために、S値が利用されているが、ポジトロンCT(PET)に利用される陽電子放出核種や膀胱内ベータ核種に対するS値のデータが少ない。こうした状況を踏まえ、本研究では、モンテカルロシミュレーション及びボクセルファントムの利用により、脳全体及び膀胱壁に対するベータ線放出核種のS値を評価した。核種は、F-18等のPET核種及びC-14やP-32等の研究用RI核種とした。その結果、PET核種に対する脳全体へのS値について、陽電子と消滅$$gamma$$線の寄与を定量的に明らかにするとともに、陽電子と消滅$$gamma$$線に対する系統的評価を可能にした。また、研究用RI核種に対する膀胱壁へのS値については、既存のS値が線量を過大評価する傾向があり、モンテカルロ計算による適切なS値評価を行う必要があることがわかった。

論文

Synthesis and characterization of a soft-tissue substitute for neutron dosimetry

津田 修一; 遠藤 章; 山口 恭弘

Journal of Nuclear Science and Technology, 40(12), p.1027 - 1031, 2003/12

 被引用回数:1 パーセンタイル:87.44(Nuclear Science & Technology)

中性子線量測定用の物理ファントムを開発するために、人体軟組織等価材料を合成し、その特性試験を行った。$$^{252}$$Cf中性子源を用いて測定した材料内の吸収線量分布は、モンテカルロ放射線輸送計算コードMCNPによる計算結果と一致した。同様の手法で0.1~14MeVの中性子に対する吸収線量分布のエネルギー特性を計算した結果、開発した材料は14MeVまでのエネルギー範囲において人体軟組織に等価な特性を有することがわかった。

論文

Applicability study on existing dosimetry systems to high-power Bremsstrahlung irradiation

Mehta, K.*; 小嶋 拓治; 須永 博美

Radiation Physics and Chemistry, 68(6), p.959 - 962, 2003/12

 被引用回数:2 パーセンタイル:78.55(Chemistry, Physical)

既存線量計システムの高出力制動放射線への適用性を線量相互比較を通して調べた。5MeV電子加速器から得た高出力制動放射線を用いて数種の線量計をファントム中で4-12kGy照射した。線量計には、3種のアラニン線量計と3種の液体化学線量計(硫酸セリウム,重クロム酸及びエタノールクロロベンゼン)及びグルタミン線量計を用いた。制動放射線に対する線量応答については、Co-60$$gamma$$線の校正曲線から線量値を決定した。いずれの線量計も3線量レベルの値は3%以内でよく一致し、高出力制動放射線にも応用できることが示された。

論文

ホウ素中性子捕捉療法のための線量評価システム(JCDS)の検証

熊田 博明; 山本 和喜; 鳥居 義也; 松村 明*; 中川 義信*

Japanese Journal of Medical Physics, Vol.23, Supplement 3, p.292 - 295, 2003/09

現在原研では、JRR-4で実施されているホウ素中性子捕捉療法(BNCT)に対して、より精度の高い線量評価を行うため、患者頭部内の照射線量を計算によって評価するBNCT線量評価システム(JCDS)の開発を行っている。JCDSは患者の医療画像データをもとに患者頭部の3次元モデルを作成し、モンテカルロコード:MCNP-4Cによって線量計算を行うものである。このJCDSの計算精度とBNCTへの適用性を明らかにするため、円筒水ファントム実験値との比較、これまで熱中性子ビームを使って行われたBNCTから得られた実測データとの比較により検証を行った。ファントム実験値に対しては表面を除く領域で5%以下の制度であることを確認した。実際のBNCTの実測データとの比較では、熱中性子束の最大値に対して標準偏差で8%以下であった。これらの評価結果と今後の開発について報告を行う。

論文

Evaluation of specific absorption fractions in voxel phantoms using Monte Carlo simulation

木名瀬 栄; Zankl, M.*; 桑原 潤; 佐藤 薫; 野口 宏; 船曳 淳*; 斎藤 公明

Radiation Protection Dosimetry, 105(1-4), p.557 - 563, 2003/09

 被引用回数:18 パーセンタイル:20.69(Environmental Sciences)

内部被ばく線量評価では、比吸収割合 (SAF) を正確に求める必要がある。SAFは、ある線源組織内で特定の種類の放射線として放出されたエネルギーのうち、ある標的組織の単位質量あたりに吸収される割合として定義され、これまでMIRD-5型ファントムを用いて評価されてきた。しかし、近年CTやMRIにより得られた人体断面画像を利用して構築されたボクセルファントムが開発され、SAFのより現実的な評価が可能となってきた。原研では、これまで日本人成人のボクセルファントムを男女それぞれ1体ずつ (Otoko,Onago) 構築し、ボクセルファントムに対する外部被ばく線量評価用EGS4ユーザーコード (UCPIXEL) を開発した。本研究では、UCPIXELコードを内部被ばく線量評価用コード (UCSAF) に拡張し、そのコードの妥当性検証を行った。また、SAFに及ぼすファントムの相違の影響を検討した。

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