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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。

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

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

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。

論文

Measurement of the $$^{93}$$Nb(n,n)$$^{93m}$$Nb reaction cross section at 14.5 and 14.9 MeV

池田 裕二郎; 今野 力; 小迫 和明*; 浅井 雅人*; 河出 清*; 前川 洋

Journal of Nuclear Science and Technology, 30(10), p.967 - 973, 1993/10

https://doi.org/10.3327/jnst.30.967
 被引用回数：4 パーセンタイル：44.50(Nuclear Science & Technology)

$$^{93}$$Nb(n,n)$$^{93m}$$Nb反応の14MeV領域での断面積を放射化法で測定した。この反応は閾エネルギーが低く半減期が13.6年と長いことから高速炉のみならず核融合炉ドシメトリーで有力な検出器として期待されている。しかしながら、1~9MeV領域で複数の実験データが報告されているが10MeV以上では14.3MeVにRyvesの報告が1点あるのみで断面積評価精度は十分とは言えない。本実験では、FNS回転ターゲットを用い厚さ12.5$$mu$$mのニオブ箔をD-T中性子で照射し(~4$$times$$10$$^{14}$$/cm$$^{2}$$)、照射後$$^{93m}$$NbのK$$_{alpha}$$X線の測定から反応率を求め断面積を導出した。中性子束は$$^{93}$$Nb(n,2n)$$^{92m}$$Nb及び$$^{63}$$Cu(n,$$alpha$$)$$^{60}$$Co反応から求めた。本実験で得られた14.5及び14.9MeVでの断面積は、Ryvesの測定値、IRDF-90及びJENDLドシメトリーファイル評価値と比較して5~15%高い値を示した。本実験データを含めた14MeV領域での断面積の再評価が強く望まれる。

報告書

Experimental Study on Neutron Dosimeters with Low Threshold Energies

桜井 淳

JAERI 1286, 32 Pages, 1983/08

JAERI-1286.pdf:1.71MB

原子炉材料の照射損傷を究明する上で0.1~1MeV領域の中性子線量評価が重要になってきている。このエネルギーの中性子に感度をもつ中性子ドシメータは、熱中性子炉に対してわずかしかなく、現在実用化されているものは$$^{1}$$$$^{0}$$$$^{3}$$Rh(n、n')$$^{1}$$$$^{0}$$$$^{3}$$$$^{m}$$Rhおよび$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Np(n、f)FPのみである。このエネルギーをカバーする新しい中性子ドシメータ$$^{1}$$$$^{9}$$$$^{9}$$Hg(n、n')$$^{1}$$$$^{9}$$$$^{9}$$$$^{m}$$Hg、$$^{9}$$$$^{3}$$Nb(n、n')$$^{9}$$$$^{3}$$$$^{m}$$Nbおよび$$^{1}$$$$^{0}$$$$^{7}$$Ag(n、n')$$^{1}$$$$^{0}$$$$^{7}$$$$^{m}$$Agの実用化研究を行った。

論文

High sensitivity dosimetry by $$^{1}$$$$^{4}$$CO$$_{2}$$

佐藤 章一; 亀頭 直樹*; 田辺 博三*; 貴家 憲彦*; 団野 晧文; 品川 睦明*; 田村 孝章*; 内藤 奎爾

Chemistry Letters, 1973(9), p.1015 - 1016, 1973/09

$$^{1}$$$$^{4}$$CO$$_{2}$$を混合した1%NO$$_{2}$$混合CO$$_{2}$$系の線量計を炉内照射して、生成する$$^{1}$$$$^{4}$$COの$$^{1}$$$$^{4}$$CO$$_{2}$$に対する比放射能比を、ラジオガスクロマトグラフィーによって測定した。この方法により通常の非放射性炭酸ガス線量計より1~2桁高い感度で数+kradまでの線量測定が可能となった。

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