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論文

Application of voxel phantoms and Monte Carlo method to whole-body counter calibrations

木名瀬 栄; 高木 俊治*; 野口 宏; 斎藤 公明

Radiation Protection Dosimetry, 125(1-4), p.189 - 193, 2007/07

 被引用回数:16 パーセンタイル:74.96(Environmental Sciences)

全身カウンタの校正において、ボクセルファントムとモンテカルロ法を用いた数学的校正手法の適用を行った。ボクセルファントムとモンテカルロ法を用いた全身カウンタの数学的校正手法による結果は、実測による校正結果と良い一致を示し、その妥当性が確認された。

論文

Application of a Ge semi-conductor detector to whole-body counter

木名瀬 栄; 野口 宏; 中村 尚司*

Radiation Protection Dosimetry, 105(1-4), p.467 - 472, 2003/09

 被引用回数:4 パーセンタイル:32.68(Environmental Sciences)

近年、ゲルマニウム半導体検出器を用いた全身カウンタが構築されている。従来のNaI(Tl) シンチレーション検出器を用いた全身カウンタに較べ、高エネルギー分解能により体内混合核種の解析が容易になる。しかし、多様な人体全身に分布する核種に対し、小さな結晶のゲルマニウム半導体検出器を用いた全身カウンタでは測定視野が不十分になるため、検出器の個数や配置が重要になる。こうした状況を踏まえ、ゲルマニウム半導体検出器を用いた全身カウンタの最適設計を検討するため、ゲルマニウム半導体検出器の基礎的データであるピーク効率について計算シミュレーション及び実測を行い、計算によるピーク効率算出法の検証を行った。その結果、微小線源に関する光子エネルギーとピーク効率の関係 (ピーク効率曲線)ばかりでなく、ファントムのような体積線源に対するピーク効率についても、計算によって評価可能であることが明らかになった。したがって、ゲルマニウム半導体検出器を用いた全身カウンタを設計するうえで、本計算法の利用は非常に有効であるといえる。

報告書

計算シミュレーション手法に基づく体外計測法の高度化に関する研究

木名瀬 栄

JAERI-Research 2003-011, 104 Pages, 2003/05

JAERI-Research-2003-011.pdf:5.11MB

本研究では、計算シミュレーションによる体外計測装置の数学的校正手法を開発した。これにより、被検者について多種多様な人体形状,放射能分布を模擬することが可能となり、体外計測装置による体内放射能評価を高精度化することができる。数学的校正手法の拡張として、計算シミュレーションによる体外計測装置の計数効率曲線を評価する方法を開発し、計数効率における散乱線の影響を定量的に明らかにするとともに、体外計測装置校正にかかわる体格依存性補正法を開発し、体表面積を補正因子とした体格依存性補正式を提案した。また、本研究では、体外計測装置による体内放射能評価の不確かさについて解析し、体内放射能評価の不確かさにおいて、体内放射能分布による体外計測装置計数効率の変動, 計測装置による測定の統計誤差が大きく影響することを示した。さらに、半導体検出器による体外計測装置の高精度化について検討を行い、ゲルマニウム半導体検出器のピーク効率曲線の評価法,ゲルマニウム半導体検出器とNaI(Tl)シンチレーション検出器のそれぞれの長所をいかした体外計測装置,ゲルマニウム半導体検出器を用いた全身カウンタの具体的設計案を提案し、数学的校正手法の有効性を示した。

論文

Study on advancement of ${it in vivo}$ counting using mathematical simulation, in Japanese

木名瀬 栄

Medical Physics, 30(5), P. 994, 2003/05

計算シミュレーションによる体外計測装置の数学的校正手法を開発した。この手法による計数効率や応答関数については、日本原子力研究所の全身カウンタを対象としてシミュレーションを行い、実測結果とよく一致した計算結果が得られることが確認できた。また、実測及び計算シミュレーションにより、体外計測装置による体内放射能評価の不確かさについて解析し、体内放射能評価の不確かさにおいて体内放射能分布による体外計測装置計数効率の変動、計測装置による測定の統計誤差が大きく影響することがわかった。

報告書

JRR-4即発$$gamma$$線分析装置によるBNCT用血液サンプルのホウ素濃度測定

山本 和喜; 岸 敏明; 堀 直彦; 熊田 博明; 鳥居 義也; 堀口 洋二

JAERI-Tech 2001-016, 34 Pages, 2001/03

JAERI-Tech-2001-016.pdf:1.56MB

BNCTにおいて、効果的な線量を与えるためには、患部内のホウ素濃度を正確かつ迅速に測定することが必要とされている。即発$$gamma$$線分布装置は$$^{10}$$B濃度測定に対し、高感度、前処理不要などの利点があり、本報告は、JRR-4に新設された即発$$gamma$$線分析装置を用いたホウ素濃度の測定方法について報告する。ボロンのピークは一般に見られるガウス分布の形をとらない。これは$$^{10}$$B(n,$$alpha$$)反応で生成された$$^{7}$$Li核が高速運動中に$$gamma$$線を放出するため、ドップラー効果により真の$$gamma$$線エネルギーよりずれた波長を伴う。このドップラーピークの関係形態を明らかにするとともに、スペクトルデータより非線型最小二乗法を用いてフィッティングするプログラムの開発を行った。本方法で検証された検量線を用いて実際のBNCTが行われた。

論文

Neutronics experiments for ITER at JAERI/FNS

今野 力; 前川 藤夫; 春日井 好己; 宇野 喜智; 金子 純一; 西谷 健夫; 和田 政行*; 池田 裕二郎; 竹内 浩

Nuclear Fusion, 41(3), p.333 - 337, 2001/03

 被引用回数:3 パーセンタイル:11.53(Physics, Fluids & Plasmas)

ITERで発生する14-MeV中性子に起因するさまざまな核的問題に対処するため、原研FNSでは一連の核融合中性子工学実験をITER/EDAのR&Dタスクとして行ってきた。前回のIAEA会議では遮蔽に関してバルク遮蔽、ギャップストリーミング、核発熱及び誘導放射能実験を発表した。これらの実験を受けて、ITERのより複雑な遮蔽に対する設計精度を実証するために、ストレートダクトストリーミング実験を実施した。また、冷却材喪失事故時の安全性を担保するために、新たに崩壊熱測定実験を開始した。さらに、水の放射化を利用した信頼性の高い核融合出力モニターを開発した。本論文では、ITER/EDAのタスクとして原研FNSで新たに実施したこれらの実験の結果について報告する。

論文

Decay heat experiment featuring low-energy neutron induced tungsten-187 production in ITER baffle plates and its analysis

前川 藤夫; 和田 政行*; 今野 力; 春日井 好己; 池田 裕二郎

Fusion Engineering and Design, 51-52(Part.B), p.809 - 814, 2000/11

 被引用回数:6 パーセンタイル:44.06(Nuclear Science & Technology)

原研FNSにおいてITERバッフル板の崩壊熱測定実験を行った。バッフル板を模擬した12.6mm厚のタングステン板内に22枚の5$$mu$$mのタングステン箔を挿入してITER模擬中性子場で照射し、箔に生成した放射能による崩壊熱及び$$^{187}$$Wの放射能を測定した。また、MCNPコードによりタングステン板中における平均中性子束スペクトルと実効$$^{186}$$W(n,$$gamma$$)$$^{187}$$W反応断面積を計算し、これらを用いてACT4コードによりタングステン板中における崩壊熱を計算した。その結果、用いる放射化断面積の出展の違いにより計算結果は最大で50%も異なった。FENDL/A-2.0の放射化断面積を用いた計算値は実験値と約10%以内で一致し、最も良い結果を与えた。また、中性子束の自己遮蔽効果に考慮しない$$^{186}$$W(n,$$gamma$$)$$^{187}$$W反応断面積を用いた場合には崩壊熱を30%過大評価することがわかった。

論文

Development of whole energy absorption spectrometer for decay heat measurement

前川 藤夫; 和田 政行*; 池田 裕二郎

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 450(2-3), p.467 - 478, 2000/08

 被引用回数:6 パーセンタイル:45.19(Instruments & Instrumentation)

崩壊熱の新しい測定装置である「全エネルギー吸収スペクトロメータ」を開発した。これは1対の大型BGOシンチレータ(120mm$$phi$$$$times$$100)により、放射化した試料から放出される$$beta$$線と$$gamma$$線のエネルギーを100%に近い検出効率で測定するものである。スペクトロメータの性能を調べるために14-MeV中性子源を用いた実験を行った結果、1分から400日の幅広い冷却時間範囲において、およそ6~10%の精度で崩壊熱を測定することができた。この実験から、今回開発したスペクトロメータの高検出効率、耐高計数率性、高精度、広いダイナミックレンジ等の特徴が明らかになった。また、本スペクトロメータは原子核崩壊のQ値測定への応用が可能であることを示した。

論文

Application of continuous energy Monte Carlo code MVP to burn-up and whloe core calculations using cross sections at arbitrary temperatures

森 貴正; 奥村 啓介; 長家 康展; 中川 正幸

Mathematics and Computation, Reactor Physics and Environmental Analysis in Nuclear Applications, 2, p.987 - 996, 1999/09

連続エネルギーモンテカルロ法による現用炉の現実的なモデルによる高精度解析に必要となる任意温度における中性子断面積を簡便に得る手法を、非分離共鳴領域と熱中性子散乱領域に内挿法を適用することによって開発した。連続エネルギーモンテカルロ燃焼計算コードMVP-BURNの信頼性と有用性をBWR格子を対象とした数値ベンチマークと使用済燃料の核種組成解析によって確認した。さらに、PWRの全炉心解析をIntel-Paragon 512プロセッサーを使用して行った。1,300万ヒストリーの計算時間は約1時間であり、ピンパワーを約6%以下の統計精度で評価することができた。本研究の結果、モンテカルロ法による現用炉の全炉心燃焼計算が近い将来に実現することが示された。

論文

国際食品照射諮問グループ第15回年次総会; 食品照射をめぐる最近の国際動向

伊藤 均

放射線と産業, (82), p.54 - 56, 1999/06

ICGFI(国際食品照射諮問グループ)はWHO,FAO,IAEAの共同プロジェクトであり、食品照射の国際的な普及活動を行ってきている。第15回ICGFI年次総会は1998年10月にウィーンで開催された25ヵ国の代表及びオブザバー50名が参加した。ICGFIは照射食品の健全性評価及び植物検疫への放射線利用に取りくんでいる。1997年にWHOは10kGy以上の高線量照射食品についても安全宣言を行い国際規格に入れるための作業が行われている。植物検疫では臭化メチル代替法としての放射線処理の規格が米国で公布され、多くの国が同調しようとしている。米国と欧州連合は2000年で臭化メチルの全面禁止を決定しており日本の姿勢は問題にされそうである。米国では年間約4万トンの食品が照射されており、中国5万トン、フランス2万トン、オランダ2万トンと各国で食品照射の実用化が着実に進展している。

論文

Whole energy absorption spectrometer for decay heat measurement of fusion reactor materials and application for beta-ray spectrum measurement

前川 藤夫; 池田 裕二郎

Proc. of Int. Conf. on Nucl. Data for Science and Technol., 59, p.1201 - 1205, 1997/00

D-T中性子照射された核融合炉材料中で発生する崩壊熱は、炉の事故時の安全性評価及び炉停止手順の作成にとって重要である。この崩壊熱を測定することを目的として、1対の大型BGOシンチレータからなる全エネルギー吸収スペクトロメータを開発した。原研FNSのD-T中性子源を用いた崩壊熱測定実験を行った結果、以下のようなスペクトロメータの特徴が明らかとなった:(1)高感度($$<$$100pW/g)、(2)スペクトル解析による核種同定、(3)小さな試料による測定、(4)10%程度の実験誤差。また、本スペクトロメータでは同時に$$beta$$線スペクトル測定が可能であり、$$^{32}$$P,$$^{62}$$Cu等から放出される$$beta$$線のスペクトル測定を行った。

論文

Whole core calculations of power reactors by use of Monte Carlo method

中川 正幸; 森 貴正

Journal of Nuclear Science and Technology, 30(7), p.692 - 701, 1993/07

 被引用回数:32 パーセンタイル:92.67(Nuclear Science & Technology)

ベクトル化モンテカルロコードを用いて商用PWR及び高速原型炉の全炉心計算を行った。幾何形状は多重格子表現を用いてピンレベルまで正確にモデル化した。計算したパラメータは実効増倍係数、制御棒価値、出力分布等である。多群及び連続エネルギーコードを用いて計算し両者の結果を比較した。小さな分散を達成するため100万の中性子を追跡した。この結果高速ベクトル化コードは実効増倍係数、集合体出力、いくつかの反応度価値を現実的な計算時間で行えることが明らかになったが、従来のスカラーコードではこの様な大規模な問題を解くことは困難である。また目標設計精度を達成するのに必要なヒストリー数を評価し、ピン出力や小さな反応度価値計算のためには1千万オーダーのヒストリーが必要であることを示した。

論文

Portable chair type whole-body counter

水下 誠一

Journal of Nuclear Science and Technology, 14(12), p.911 - 915, 1977/12

 被引用回数:2

原子力施設における内部被曝モニタリング用に設計した椅子型の簡易ホールボディカウンタシステムの特性およびその目的に合った遮蔽・計測部等について検討した。試作機は鉛コリメータに収納した3$$^{O}$$X3$$^{N}$$aI(Tl)検出器と遮蔽を施した椅子より構成される。実際の内部被曝モニタリングにおいて、体内汚染有無の判別のスクリーニングレベルを非汚染者計測の計数値分布の3の上限値で定義する時、このレベルは検出器の必要とされる大きさを規定しない。また検出器と椅子の適当な遮蔽は3.8cm以上の厚さの鉛遮蔽である。0.2MeV以下の$$gamma$$線エネルギーレンジはその計数値の個人差が大きいため、モニタリングには不適当である。計測部は3チャンネルの波高分析器よりなり、モニタリングにはこれで充分であることがわかった。肺、肝臓、胃、腎臓、小腸における検出感度は均一分布の全身に対する感度よりもいずれも高い値であった。

論文

The behavior of strontium-85 in a normal man following a single ingestion-application of the whole body counter for the retention

村主 進; 押野 昌夫; 大谷 暁*; Kazuo.Yanagisita*

Health Physics, 9, p.529 - 535, 1963/00

抄録なし

論文

Measurements with a whole-body counter

村主 進

Whole-body Counting, p.219 - 233, 1962/00

抄録なし

口頭

Whole core Monte Carlo analysis of resource-renewable BWR

村上 洋平*; 光安 岳*; 三輪 順一*; 日野 哲士*; 須山 賢也; 長家 康展

no journal, , 

高効率TRU燃焼を可能とする革新的水冷却炉RBWR(Resource-renewable Boiling Water Reactor:資源再利用型沸騰水型軽水炉)を対象に、群定数計算に起因する誤差を排除できる全炉心モンテカルロ計算システムに熱水力計算を連成させた核熱結合計算および燃焼計算が可能な核熱連成計算システムを構築した。擬似物質法を使用することにより、計算に必要なメモリ使用量を大幅に削減し、現在の計算機リソースで全炉心モンテカルロ計算による炉心設計ができることを確認した。

口頭

Whole-core Monte Carlo burnup calculation for RBWR by parallel computing

三輪 順一*; 日野 哲士*; 光安 岳*; 長家 康展

no journal, , 

革新的BWRの一つである資源再利用型沸騰水型軽水炉RBWRの核設計の検証のため全炉心モンテカルロ計算を実施した。この計算は、連続エネルギーモンテカルロコードMVPと内製の熱水力計算コードを用いた核熱結合計算とMVP-BURNコードを用いた燃焼計算を含んでいる。RBWRに対するこのような計算は、膨大なメモリサイズと膨大な計算時間の観点から非常に困難な計算である。典型的なメモリサイズは、デスクトップPCクラスタの1CPU当り10ギガバイトのオーダーであった。このクラスタを用いた並列計算によりRBWRの平衡炉心の特性を計算したところ、全計算時間は約20日であった。デスクトップPCクラスタでもRBWRに対する設計計算が可能であることが実証できた。

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