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論文

Validation of PHITS spallation models from the perspective of the shielding design of transmutation experimental facility

岩元 大樹; 明午 伸一郎

EPJ Web of Conferences, 153, p.01016_1 - 01016_9, 2017/09

 被引用回数:1 パーセンタイル:25.96

The impact of different spallation models implemented in the particle transport code PHITS on the shielding design of Transmutation Experimental Facility (TEF) was investigated. For 400-MeV proton incident on a lead-bismuth eutectic target. An effective dose rate at the end of a thick radiation shield (3-m-thick iron and 3-m-thick concrete) calculated by the Li${`e}$ge intranuclear cascade (INC) model version 4.6 (INCL4.6) coupled with the GEM code (INCL4.6/GEM) yields $$sim$$1.5 times higher than the Bertini INC model (Bertini/GEM). A comparison with experimental data for 500-MeV proton incident on a thick lead target shows that the INCL4.6/GEM is in fairly good agreement with the experiment, which suggest that the prediction accuracy of INCL4.6/GEM would be better than that of Bertini/GEM. In contrast, it is found that the dose rates in beam ducts in front of targets calculated by the INCL4.6/GEM are lower than those by the Bertini/GEM. Since both models underestimate the experimental results for neutron-production double-differential cross sections at 180$$^{circ}$$ for 140-MeV proton incident on carbon, iron, and gold targets, we conclude that it is necessary to allow for a margin of uncertainty caused by the spallation models, which is a factor of two, in estimating the dose rate induced by neutron streaming through a beam duct.

報告書

Dose coefficients for radionuclides produced in high energy proton accelerator facilities; Coefficients for radionuclides not listed in ICRP publications

河合 勝雄; 遠藤 章; 野口 宏

JAERI-Data/Code 2002-013, 66 Pages, 2002/05

JAERI-Data-Code-2002-013.pdf:2.75MB
JAERI-Data-Code-2002-013-DoseCD.pdf:81.85MB

半減期10分以上の核種とそれらの娘核種の中でICRP Publicationに収録されていない核種、及び、核破砕中性子ターゲット中に生成される半減期10分未満の核種等、計334核種に対して、単位摂取量あたりの預託実効線量(線量係数)等を計算した。線量計算には、原研において既に整備されているDECDC、また、核破砕ターゲット中に生成される核種に対して、評価済核構造データファイル(ENSDF)から新たに編集した崩壊データライブラリを用いた。線量係数の計算は、ICRPの呼吸気道モデル及び体内動態モデルに基づいた計算コード“DOCAP"を用いて行った。計算した線量係数等は、ICRP Publ.68及び72と同一形式の表にまとめた。さらに、核種ごとに、作業者及び公衆の各年齢群について、10種類の粒径に対する吸入摂取,経口摂取,血液注入に対して計算した線量係数等の表をCD-ROM“DoseCD"に収録し、検索・閲覧できるように整備した。本研究により計算された線量係数等を、ICRPにより既に整備されている線量係数等と併せることにより、大強度陽子加速器施設において生成される多様な核種に対する内部被ばく線量評価に対応することが可能となった。

報告書

Dose coefficients for intakes of radionuclides by workers; Coefficients for radionuclides not listed in ICRP Publication 68

遠藤 章; 山口 恭弘

JAERI-Data/Code 99-047, p.24 - 0, 1999/12

JAERI-Data-Code-99-047.pdf:0.88MB

半減期10分以上の核種の中で、ICRP Publ. 68に収録されていない149核種に対して、単位摂取量あたりの預託実効線量(線量係数)を計算した。また、不活性ガス核種に対して、実効線量率を計算した。線量係数の計算は、ICRP Publ. 66の呼吸気道モデル及びPubl. 30の体内動態モデルに基づいた内部被ばく線量計算プログラムLUDEPを用いて行った。計算には、評価済み核構造データファイル(ENSDF)から新たに編集した崩壊データを用いた。実効線量率の計算では、放射性雲からの外部照射及び肺中のガスによる肺の照射を考慮した。計算結果は、Publ. 68の表形式にまとめられた。これらは、加速器施設、核融合炉施設において生成される核種に対する被ばく線量評価に利用することができる。

口頭

空間線量率測定に基づく被ばく評価

佐藤 里奈; 吉村 和也; 眞田 幸尚; 佐藤 哲朗*

no journal, , 

空間線量率測定結果に基づく被ばく線量評価手法について、想定する生活行動パターンに沿って忠実な測定を実施した場合と、広域の測定結果を元に作成された空間線量率分布マップを用いた場合の結果を比較した。また、空間線量率分布マップを用いた被ばく評価結果と個人線量計の値を比較し、推定精度の評価を行った。

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