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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:22.25(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

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:10.64(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

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:18.81(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。

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:50.96(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

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:11.39(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

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。

報告書

ホウ素中性子捕捉療法のためのBNCT線量評価システム(JCDS)の開発(協力研究)

熊田 博明; 山本 和喜; 鳥居 義也; 松村 明*; 山本 哲哉*; 能勢 忠男*; 中川 義信*; 影治 照喜*; 内山 順三

JAERI-Tech 2003-002, 49 Pages, 2003/03

JAERI-Tech-2003-002.pdf:5.22MB

JRR-4に整備した中性子ビーム設備によって、熱外中性子ビームを用いたホウ素中性子捕捉療法(BNCT)を実施することが可能となった。熱外中性子ビームBNCTの実施に必要な治療計画を作成するためには、患者への吸収線量を事前に評価することが不可欠である。患者頭部内の線量分布を数値シミュレーションによって評価し、治療計画作成を支援する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データをもとに患者の頭部モデルを作成し、頭部内の中性子及び$$gamma$$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い、この計算結果を医療画像上に表示させることのできるソフトウェアである。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。本報告は、JCDSの基本設計と各処理機能、及びJCDSの計算性能を検証した結果について記述したものである。

報告書

第3回「最近の外部被ばく線量測定・評価に関するワークショップ」報文集; 2002年11月28-29日,日本原子力研究所東海研究所,東海村

吉澤 道夫; 遠藤 章

JAERI-Conf 2003-002, 166 Pages, 2003/03

JAERI-Conf-2003-002.pdf:9.79MB

本報文集は、2002年11月28-29日に日本原子力研究所東海研究所において開催された、第3回「最近の外部被ばく線量測定・評価に関するワークショップ」において報告された16件の講演の報文及び総合討論要旨を収録したものである。第3回目のワークショップは、「原研中性子標準校正施設の完成を契機に」を副題とし、原研が進めている加速器を用いた単色中性子校正場をはじめとした中性子線量計の校正技術,高エネルギー中性子に対する線量評価等、中性子に対する線量計測・評価に焦点をあて講演及び討論が行われた。本ワークショップにより、加速器中性子校正場及び高エネルギー中性子の線量評価に関する今後の研究開発課題を明確化するとともに、この分野の研究者間の情報交換によって研究の効率化を図ることができた。

論文

Dosimetry plan at the first irradiation test in the HTTR

柴田 大受; 菊地 孝行; 島川 聡司

Reactor Dosimetry in the 21st Century, p.211 - 218, 2003/00

国内初の高温ガス炉である高温工学試験研究炉(HTTR)は、2002年3月に熱出力30MW原子炉出口温度850$$^{circ}C$$の定格出力運転を達成した。HTTRでは、高温ガス炉技術基盤の確立・高度化とともに、高温で広い照射空間を利用して照射試験を行うことを目的としている。HTTRの初めての照射設備として、I-I型材料照射試験用設備が開発された。これはステンレス鋼の照射下クリープ試験を標準サイズの大型試験片を用いて実施するためのものであり、照射温度は550と600$$^{circ}$$Cで$$pm$$3$$^{circ}C$$の変動範囲、高速中性子照射量は1.2$$times$$10$$^{23}$$n/m$$^{2}$$,最大荷重は9.8kNを目標としている。照射下クリープ試験の実施に先立ち、HTTRの照射条件を確認するため、I-I型設備による初めての照射試験として炉内データ測定試験を予定している。炉内の中性子束・中性子照射量は照射設備内に装荷された自己出力型中性子検出器(SPND)と各種のフルエンスモニタにより、また、温度はK型熱電対と温度モニタにより測定することとしている。このドシメトリーはHTTRの炉内照射条件を初めて確認できるものであることから、照射試験のみならず今後の高温ガス炉技術にとって有用なデータが得られると期待される。本報は、このドシメトリー計画とそれによって得られるデータの評価手法についてまとめたものである。

報告書

頭部モデルファントムの製作及びその脳表面熱中性子束分布測定(協力研究)

山本 和喜; 熊田 博明; 岸 敏明; 鳥居 義也; 遠藤 聖*; 山本 哲哉*; 松村 明*; 内山 順三; 能勢 忠男*

JAERI-Tech 2002-092, 23 Pages, 2002/12

JAERI-Tech-2002-092.pdf:5.22MB

現在の医療照射では金線によって熱中性子束を測定し線量を決定しているため、測定ポイントに限りがあり、照射後に任意の場所の線量評価を行うことができない。これらを補うために線量評価システム等による計算シミュレーションによって線量評価が行われている。本研究では実験による線量評価方法として、人の頭部に忠実な実体ファントムの製作、及び、実際の医療照射時のデータに基づいた照射実験を実施した。実験による線量評価手法の確立には人の頭部に忠実な実体ファントムの製作が重要であり、その製作には光造形技術(Rapid Prototyping Technique)を用いた。さらに、医療照射時の照射条件を模擬して、評価上重要である脳表面の熱中性子束分布を実体ファントムを用いて詳細に測定を行った。この実体ファントムによる実験的詳細評価手法は臨床照射条件にかなり近くすることができ、内部線量の直接測定はもちろんのこと、ファントムに細胞を入れることにより生物学的効果の測定にも利用できる。

報告書

ホウ素中性子捕捉療法の治療計画の作成を支援する線量評価システム; JCDSユーザーズマニュアル

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$$gamma$$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。

論文

Comparison of dosimetry by the realistic patient head phantom and by the patient's brain, and the JCDS calculation; A Clinical dosimetry study

遠藤 聖*; 松村 明*; 山本 哲哉*; 能勢 忠男*; 山本 和喜; 熊田 博明; 岸 敏明; 鳥居 義也; 樫村 隆則*; 大竹 真一*

Research and Development in Neutron Capture Therapy, p.425 - 430, 2002/09

光造形技術を用いて、患者頭部の造形モデルとして写実的なファントムを製作した。この実体ファントムは将来的に線量計画システムの検証に寄与するものである。しかし、外科手術後の脳及び熱中性子遮へい材のモデル化に含まれる困難性のため、線量評価システム(JCDS:JAERI Computational Dosimetry System)を用いた計算,実体ファントム及びin vivo測定(医療照射)との間では十分な一致が見られなかった。幾つか課題があるものの、実体ファントムを用いた実験的シミュレーション技術は、術中BNCTに対してより確実な線量計画のための有効なツールである。

論文

In-air radiobiological dosimetry of JRR-4 neutron beams for boron neutron capture therapy

山本 哲哉*; 松村 明*; 山本 和喜; 熊田 博明; 堀 直彦; 鳥居 義也; 遠藤 聖*; 松下 明*; 吉田 文代*; 柴田 靖*; et al.

Research and Development in Neutron Capture Therapy, p.697 - 700, 2002/09

ホウ素中性子捕捉療法を実施するに当たり、各元素に対する生物学的効果比(RBE)は重要である。原研のJRR-4の中性子ビーム設備において、各ビームスペクトル毎のRBEをそれぞれ測定した。実験は、細胞実験による細胞生存率を評価して行った。熱外中性子ビームモード及び、熱中性子ビームモード1、及び2のホウ素のRBEはそれぞれ、3.99$$pm$$0.24,3.04$$pm$$0.19,1.43$$pm$$0.08という結果を得た。実際のBNCTの臨床成績を評価するために、今後もさまざまなビームスペクトルでの細胞実験及びファントムによる細胞実験を重ねるものである。細胞実験から得られたそれぞれのビームに対するRBEとその特徴について報告する。

論文

An Application to Intraoperative BNCT using epithermal neutron of new JRR-4 mode "Epi-12"

松下 明*; 山本 哲哉*; 松村 明*; 能勢 忠男*; 山本 和喜; 熊田 博明; 鳥居 義也; 樫村 隆則*; 大竹 真一*

Research and Development in Neutron Capture Therapy, p.141 - 143, 2002/09

1998年よりJRR-4で実施されてきた熱/熱外混合中性子ビームである熱中性子モードIをホウ素中性子捕捉療法に11回使用してきた。より深い腫瘍の治療のため、次の術中BNCTより熱外中性子を使用することを検討している。本研究では熱中性子モードIのカドミニウムシャッタを挿入することによって作られる熱外中性子モード(Epi-12モード)の医療への適用性と安全性を調査した。その結果、Epi-12モードの速中性子混入率の減少は、BNCT、特に術中BNCTに対して優位性があることがわかった。なぜなら、速中性子は正常組織に直接作用するため、BNCTの制限値の1つであるからである。さらに、Th-12とEpi-12モードを混合させることで、線量分布に変化させることができることがわかった。これは個々の腫瘍に対して最適な線量分布に制御する新しい方法として期待される。

論文

MCNPによるJMTR炉心計算

長尾 美春

JAERI-Conf 2000-018, p.156 - 167, 2001/01

JMTR照射試験における中性子照射量の評価精度向上のため、従来の決定論的手法(ANISN,CITATION等)では正確な評価が難しい形状の複雑な体系についても高精度な評価が期待できるモンテカルロコードMCNPの導入を進めてきた。本報告では、これまでに行ってきたJMTR炉心の反応度計算及び中性子束計算へのMCNPの適用性の検討結果について述べると共に、中性子束計算に関して、実用上の課題となっている計算時間の短縮について検討した結果について述べる。

報告書

高中性子束照射場におけるJENDL Dosimetry File 99の積分テスト

島川 聡司

JAERI-Data/Code 99-043, p.75 - 0, 1999/09

JAERI-Data-Code-99-043.pdf:3.38MB

改訂JENDLドシメトリーファイル(JENDL/D-99)の積分テストを、高中性子束をもつ核分裂中性子源であるJMTRの照射場で実施した。解析の結果、JENDL/D-99を用いた8種類のスペクトル平均断面積は、改訂前のJENDL/D-91及びIRDF90v2のスペクトル平均断面積に比べて大きな相異はないが、おおむね計算値と実験値の一致度は改善された。C/E比の範囲は、0.86~1.08であり、C/Eの平均値は0.956$$pm$$6.7%であった。テストの結果、JENDL/D-99は高中性子束炉の照射場に対して、有効な評価を与えることが確認できた。

論文

Fusion dosimetry based on nuclear heating measurement with microcalorimeters

池田 裕二郎; A.Kumar*

Proc. of 9th Int. Symp. on Reactor Dosimetry, 0, p.881 - 888, 1998/00

FNSを用いた核融合中性子工学研究の一環としてマイクロカロリーメータを適用したD-T核融合中性子場の構造材中の核発熱測定法を開発してきた。測定データはKERMA関連核データ検証で有効に用いられた。その過程で、原子番号の小さい炭素やベリリウムは主に中性子に、高原子番号のタングステンや鉛は主に$$gamma$$線が発熱を支配することが分かった。そこで、マイクロカロリーメータ測定を発展させた任意の中性子・$$gamma$$線混在場で各々を独立に求めるドシメトリー法を提案した。中性子と$$gamma$$線に各々感度が高い異なるプローブ組み合せ、温度上昇の実測値と解析データに基づく感度比から中性子線と$$gamma$$線の線量を求めた。測定結果は、中性子及び$$gamma$$線の輸送計算から求めた値と概ね一致した。その結果は、本ドシメトリー法の妥当性とともに実際の核融合環境での適用の有効性を示すものである。

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