JP2000180557A - Neutron ray dosimeter - Google Patents
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Abstract
Description
【０００１】[0001]
【発明の属する技術分野】この発明は、放射線管理区域
内に入域して作業する業務従事者が携帯し、入域中に被
曝した放射線量を測定する多機能個人被曝線量計等に搭
載される中性子線線量計に関する。BACKGROUND OF THE INVENTION 1. Field of the Invention The present invention is mounted on a multifunctional personal dosimeter or the like which is carried by a worker who enters and works in a radiation control area and measures the radiation dose exposed during the entry. Neutron dosimeter.
【０００２】[0002]
【従来の技術】図２は、従来技術による中性子線線量計
の一例の構成を示すブロック図である。この中性子線線
量計は、高速中性子線検出器11を含む高速中性子線計数
回路１と、熱中性子線検出器21を含む熱中性子線計数回
路２と、これらの計数回路１及び２の計数値によって中
性子線の線量値を算出したり、表示信号や警報信号を発
したり、外部の装置と測定データや情報を授受したりす
るμＣＰＵ３と、表示・警報器４とで構成されている。2. Description of the Related Art FIG. 2 is a block diagram showing an example of a configuration of a conventional neutron dosimeter. This neutron dosimeter uses a fast neutron beam counting circuit 1 including a fast neutron beam detector 11, a thermal neutron beam counting circuit 2 including a thermal neutron beam detector 21, and a counting value of these counting circuits 1 and 2. It comprises a μCPU 3 for calculating a neutron beam dose value, generating a display signal and an alarm signal, and transmitting and receiving measurement data and information to and from an external device, and a display / alarm device 4.
【０００３】高速中性子線計数回路１は、高速中性子線
を電気パルスに変換する高速中性子線検出器11と、その
検出器11が出力した電気パルスを増幅する増幅器12と、
所定のエネルギー値（ディスクリレベル）以上の電気パ
ルスを弁別する波高弁別器13と、弁別された電気パルス
を計数する計数回路14とで構成されている。[0003] The fast neutron beam counting circuit 1 includes a fast neutron beam detector 11 for converting a fast neutron beam into an electric pulse, an amplifier 12 for amplifying the electric pulse output from the detector 11,
It comprises a wave height discriminator 13 for discriminating electric pulses having a predetermined energy value (discrete level) or more, and a counting circuit 14 for counting the discriminated electric pulses.
【０００４】高速中性子線検出器11は、半導体検出器と
その表面に形成されたポリエチレン層とで構成されてい
る。このポリエチレン層内の水素原子の原子核である陽
子が、高速中性子線との弾性衝突によって弾き出されて
反跳陽子となり、この反跳陽子が半導体検出器によって
電気パルスに変換される。言い換えれば、この検出器11
は、ポリエチレン層から発生する反跳陽子の検出器であ
るということができる。したがって、高速中性子線計数
回路１の感度は、反跳陽子の生成確率とディスクリレベ
ルによって決定される。[0004] The fast neutron detector 11 comprises a semiconductor detector and a polyethylene layer formed on its surface. The protons, which are the nuclei of hydrogen atoms in the polyethylene layer, are repelled by elastic collisions with fast neutron beams to become recoil protons, which are converted into electric pulses by a semiconductor detector. In other words, this detector 11
Is a detector for recoil protons generated from the polyethylene layer. Therefore, the sensitivity of the fast neutron beam counting circuit 1 is determined by the recoil proton generation probability and the discrimination level.
【０００５】反跳陽子の生成確率は、水素原子の原子核
と高速中性子線との衝突確率で決まり、後述する熱中性
子線と10Ｂとの核反応の衝突断面積に比べると、その衝
突断面積は桁違いに小さい。ディスクリレベルは、γ線
の干渉を避けるために、１MeV 程度に設定されている。
その結果、高速中性子線の検出感度は非常に低く、γ線
や熱中性子線の検出感度の１／100 程度しか得られな
い。The generation probability of recoil protons is determined by the collision probability between the nucleus of a hydrogen atom and a fast neutron beam. Compared to the collision cross section of a nuclear reaction between a thermal neutron beam and 10 B described later, the collision cross section is Is orders of magnitude smaller. The discrimination level is set to about 1 MeV in order to avoid γ-ray interference.
As a result, the sensitivity for detecting fast neutrons is very low, and only about 1/100 of the sensitivity for detecting gamma rays and thermal neutrons is obtained.
【０００６】一方、熱中性子線計数回路２は、熱中性子
線を電気パルスに変換する熱中性子線検出器21と、その
検出器21が出力した電気パルスを増幅する増幅器22と、
所定のエネルギー値（ディスクリレベル）以上の電気パ
ルスを弁別する波高弁別器23と、弁別された電気パルス
を計数する計数回路24とで構成されている。On the other hand, the thermal neutron beam counting circuit 2 includes a thermal neutron beam detector 21 for converting a thermal neutron beam into an electric pulse, an amplifier 22 for amplifying the electric pulse output from the detector 21,
It comprises a pulse height discriminator 23 for discriminating electric pulses having a predetermined energy value (discrete level) or more, and a counting circuit 24 for counting the discriminated electric pulses.
【０００７】熱中性子線検出器21は、半導体検出器とそ
の表面に形成された10Ｂ層とで構成されている。この10
Ｂ層は中性子線特に熱中性子線と効率よく核反応してα
線及び7Li 原子核を生成し、このα線及び7Li 原子核が
半導体検出器によって電気パルスに変換される。この核
反応の衝突断面積は大きく、しかも、発生するα線及び
7Li 原子核のエネルギーも大きいので、γ線の干渉を避
けるためのディスクリレベルを１MeV 程度に設定して
も、十分大きな感度を得ることができる。The thermal neutron detector 21 comprises a semiconductor detector and a 10 B layer formed on the surface thereof. This 10
The B layer efficiently reacts with a neutron beam, especially a thermal neutron beam, to form α.
A ray and a 7 Li nucleus are generated, and the α ray and the 7 Li nucleus are converted into an electric pulse by a semiconductor detector. The collision cross section of this nuclear reaction is large,
Since the energy of the 7 Li nucleus is also large, a sufficiently high sensitivity can be obtained even if the discrimination level for avoiding γ-ray interference is set to about 1 MeV.
【０００８】中性子線線量計としては、熱中性子線計数
回路２の出力計数値に、高速中性子線計数回路１の出力
計数値に感度の低さを補うための補正係数を乗じた補正
計数値を加算して、全計数値とする。As a neutron dosimeter, a correction count value obtained by multiplying the output count value of the thermal neutron beam counting circuit 2 by a correction coefficient for compensating for the low sensitivity to the output count value of the high-speed neutron beam counting circuit 1 is used. Add to make the total count value.
【０００９】[0009]
【発明が解決しようとする課題】熱中性子線計数回路２
は、中性子線の全エネルギー範囲にわたって感度をもつ
が、中性子線のエネルギーが10keV を越えると、要求仕
様の感度を得ることができなくなり、エネルギーが高く
なるほどそのずれは大きくなる。高速中性子線計数回路
１は、この熱中性子線計数回路２では得られない、10ke
V を越えるエネルギー領域の感度を確保するために設け
られているが、上述したように、中性子線と水素原子の
原子核との弾性衝突による反跳陽子を検出するために、
ディスクリレベル以下のエネルギーの中性子線を検出す
ることはできない。したがって、従来技術による中性子
線線量計は、中性子線エネルギーが10keV から約１MeV
の領域において、要求仕様を満足する感度を得ることが
できず、特に100keVから１MeV の範囲のずれが大きい。SUMMARY OF THE INVENTION Thermal neutron beam counting circuit 2
Has sensitivity over the entire energy range of the neutron beam. However, when the energy of the neutron beam exceeds 10 keV, the required sensitivity cannot be obtained, and the shift increases as the energy increases. The high-speed neutron beam counting circuit 1 cannot obtain 10 ke, which cannot be obtained by the thermal neutron beam counting circuit 2.
Although it is provided to ensure sensitivity in the energy region exceeding V, as described above, in order to detect recoil protons due to elastic collision between neutrons and nuclei of hydrogen atoms,
Neutrons with energies below the discrete level cannot be detected. Therefore, the neutron dosimeter according to the prior art has a neutron energy of 10 keV to about 1 MeV.
In the region, the sensitivity satisfying the required specifications cannot be obtained, and the deviation in the range of 100 keV to 1 MeV is particularly large.
【００１０】この発明の課題は、従来技術による中性子
線線量計の感度が要求仕様の感度を大幅に下回っている
エネルギー領域の感度を向上させて、感度のエネルギー
依存性が優れ、且つ測定精度のよい中性子線線量計を提
供することである。An object of the present invention is to improve the sensitivity in the energy region where the sensitivity of the neutron dosimeter according to the prior art is significantly lower than the required specification, so that the sensitivity is highly energy-dependent and the measurement accuracy is low. The purpose is to provide a good neutron dosimeter.
【００１１】[0011]
【課題を解決するための手段】この発明においては、放
射線管理区域内に入域して作業する業務従事者が携帯
し、入域中に被曝した放射線量を測定する多機能個人被
曝線量計等に搭載される中性子線線量計であって、熱中
性子線検出器を含む熱中性子線計数回路と高速中性子線
検出器を含む高速中性子線計数回路とを備えている中性
子線線量計において、高速中性子線検出器へのγ線の干
渉を補償するための、γ線検出器を含むγ線計数回路が
備えられており、γ線計数回路の計数値にその統計誤差
分を加算した統計誤差加算計数値に、高速中性子線計数
回路のγ線感度とγ線計数回路のγ線感度との比に相当
する補正係数を乗じて算出した比較用計数値と、高速中
性子線計数回路の計数値とを比較（有意の差の判定）し
て、高速中性子線計数回路の計数値の方が大きい（有意
の差あり）場合には、高速中性子線検出器が高速中性子
線を検出したとし、高速中性子線計数回路の計数値か
ら、γ線計数回路の計数値に前記補正係数を乗じたγ線
補償用計数値を差し引いた値が、高速中性子線の計数値
であるとし、高速中性子線計数回路の計数値が比較用計
数値以下である（有意の差なし）場合には、高速中性子
線の計数値は零であるとする（請求項１の発明）。According to the present invention, there is provided a multifunctional personal dosimeter, etc., which is carried by a worker who enters and works in a radiation control area and measures the radiation dose exposed during the entry. A neutron dosimeter mounted on a neutron dosimeter comprising a thermal neutron beam counting circuit including a thermal neutron beam detector and a fast neutron beam counting circuit including a fast neutron beam detector; A γ-ray counting circuit including a γ-ray detector for compensating for γ-ray interference with the γ-ray detector, and a statistical error adder that adds a statistical error to the count value of the γ-ray counting circuit A numerical value, a comparative count value calculated by multiplying a correction coefficient corresponding to the ratio of the γ-ray sensitivity of the fast neutron beam counting circuit to the γ-ray sensitivity of the γ-ray counting circuit, and the count value of the fast neutron beam counting circuit. Comparison (judgment of significant difference) and fast neutron counting If the count value is larger (there is a significant difference), it is determined that the fast neutron detector has detected the fast neutron beam. From the count value of the fast neutron beam counting circuit, It is assumed that the value obtained by subtracting the γ-ray compensation count value multiplied by the correction coefficient is the fast neutron beam count value, and the count value of the fast neutron beam counting circuit is less than or equal to the comparison count value (no significant difference). It is assumed that the count value of the fast neutron beam is zero (the invention of claim 1).
【００１２】γ線の干渉を補償するためのγ線計数回路
を備えることによって、高速中性子線計数回路のディス
クリレベルを下げることができ、有意の差の判定によっ
て測定の精度を確保し、その結果として、高速中性子線
計数回路が測定できる中性子線のエネルギーの下限値を
下げることができ、且つ感度を向上させることができ
る。By providing a gamma ray counting circuit for compensating for gamma ray interference, the discrimination level of the fast neutron beam counting circuit can be reduced, and the accuracy of measurement can be secured by judging a significant difference. As a result, the lower limit of the energy of the neutron beam that can be measured by the fast neutron beam counting circuit can be reduced, and the sensitivity can be improved.
【００１３】請求項１の発明において、全測定時間が、
高速中性子線が存在すると予想される領域での測定時間
と、高速中性子線が存在しないと予想される領域での測
定時間と、必要に応じてその中間領域での測定時間とに
分割され、それぞれの測定時間毎に、それぞれの測定時
間毎の高速中性子線計数回路の計数値とγ線計数回路の
計数値とが測定されて、それぞれの測定時間毎の高速中
性子線の計数値が算出され、それぞれの測定時間毎の高
速中性子線の計数値の合計値が高速中性子線の全計数値
であるとする（請求項２の発明）。[0013] In the invention of claim 1, the total measurement time is:
The measurement time in the region where the fast neutron beam is expected to be present, the measurement time in the region where the fast neutron beam is not expected to be present, and the measurement time in the intermediate region as necessary are divided into For each measurement time, the count value of the fast neutron beam counting circuit and the count value of the γ-ray counting circuit for each measurement time are measured, and the count value of the fast neutron beam for each measurement time is calculated, It is assumed that the total value of the count values of the fast neutron beam at each measurement time is the total count value of the fast neutron beam (claim 2).
【００１４】中性子線が存在する場所は、原子炉の近傍
領域に限られる。したがって、その領域をその他の領域
と分離し、境界部が明確になり難い場合には、中間領域
を設定して、それぞれの領域内の測定時間毎に、請求項
１と同様の有意の差の判定をして、高速中性子線の計数
値を算出すると、高速中性子線の検出の可能性が高い領
域でのγ線の計数値が、その他の領域内での測定分を含
まない分だけ少なくなり、その統計誤差も小さくなる。
その結果、有意の差の判定精度が高まり、高速中性子線
の計数値の算出精度を高めることができる。The place where the neutron beam exists is limited to a region near the reactor. Therefore, if the area is separated from other areas and the boundary is difficult to be defined, an intermediate area is set, and a significant difference similar to that of claim 1 is set for each measurement time in each area. When the determination is made and the count value of the fast neutron beam is calculated, the count value of the γ-ray in the region where the possibility of detecting the fast neutron beam is high is reduced by the amount not including the measurement portion in the other region. , The statistical error is also reduced.
As a result, the accuracy of determining a significant difference is increased, and the accuracy of calculating the fast neutron beam count value can be increased.
【００１５】[0015]
【発明の実施の形態】この発明による中性子線線量計の
実施の形態について、実施例を用いて説明する。なお、
従来技術と同じ機能の部分には同じ符号を付した。図１
は、この発明による中性子線線量計の実施例の構成を示
すブロック図である。DESCRIPTION OF THE PREFERRED EMBODIMENTS Embodiments of a neutron dosimeter according to the present invention will be described with reference to examples. In addition,
The parts having the same functions as those of the prior art are denoted by the same reference numerals. FIG.
FIG. 1 is a block diagram showing a configuration of an embodiment of a neutron dosimeter according to the present invention.
【００１６】この実施例は、高速中性子線検出器11を含
む高速中性子線計数回路１と、この計数回路１のγ線の
干渉成分を補償するための、γ線検出器51を含む補償用
γ線計数回路５と、高速中性子線計数回路１のγ線感度
と補償用γ線計数回路５のγ線感度との比である補正係
数を入力する補正係数入力回路６と、熱中性子線検出器
21を含む熱中性子線計数回路２と、これらの計数回路
１、２及び５の計数値等によって 中性子線の線量値を
算出したり、表示信号や警報信号を発したり、外部の装
置と測定データや情報を授受したりするμＣＰＵ３と、
表示・警報器４とで構成されている。In this embodiment, a fast neutron beam counting circuit 1 including a fast neutron detector 11 and a compensating gamma including a gamma ray detector 51 for compensating a gamma ray interference component of the counting circuit 1 are provided. A line counting circuit 5, a correction coefficient input circuit 6 for inputting a correction coefficient which is a ratio between the γ-ray sensitivity of the fast neutron beam counting circuit 1 and the γ-ray sensitivity of the compensating γ-ray counting circuit 5, and a thermal neutron detector
The thermal neutron beam counting circuit 2 including 21 and the neutron beam dose value are calculated by the counting values of these counting circuits 1, 2 and 5, the display signal and the alarm signal are issued, the external device and the measurement data are measured. And a μCPU 3 for transmitting and receiving information and
A display / alarm 4 is provided.
【００１７】高速中性子線計数回路１は、従来技術の項
で説明したものと同じであり、高速中性子線を電気パル
スに変換する高速中性子線検出器11と、その検出器11が
出力した電気パルスを増幅する増幅器12と、所定のエネ
ルギー値（ディスクリレベル）以上の電気パルスを弁別
する波高弁別器13と、弁別された電気パルスを計数する
計数回路14とで構成されている。The fast neutron beam counting circuit 1 is the same as that described in the section of the prior art, and includes a fast neutron beam detector 11 for converting a fast neutron beam into an electric pulse, and an electric pulse output from the detector 11. , A pulse height discriminator 13 for discriminating electric pulses having a predetermined energy value (discrete level) or more, and a counting circuit 14 for counting the discriminated electric pulses.
【００１８】高速中性子線検出器11は、半導体検出器と
その表面に形成されたポリエチレン層とで構成されてい
る。このポリエチレン層内の水素原子の原子核である陽
子が、高速中性子線との弾性衝突によって弾き出されて
反跳陽子となり、この反跳陽子が半導体検出器によって
電気パルスに変換される。言い換えれば、この検出器11
は、ポリエチレン層から発生する反跳陽子の検出器であ
るということができる。したがって、高速中性子線計数
回路１の感度は、反跳陽子の生成確率とディスクリレベ
ルとによって決定される。The fast neutron detector 11 comprises a semiconductor detector and a polyethylene layer formed on the surface of the semiconductor detector. The protons, which are the nuclei of hydrogen atoms in the polyethylene layer, are repelled by elastic collisions with fast neutron beams to become recoil protons, which are converted into electric pulses by a semiconductor detector. In other words, this detector 11
Is a detector for recoil protons generated from the polyethylene layer. Therefore, the sensitivity of the fast neutron beam counting circuit 1 is determined by the recurrence proton generation probability and the discrimination level.
【００１９】反跳陽子の生成確率は、水素原子の原子核
と高速中性子線との衝突断面積で決まり、後述する熱中
性子線と10Ｂとの核反応の衝突断面積に比べると、その
衝突断面積は桁違いに小さい。ディスクリレベルは、測
定領域をできる限り低いエネルギー領域にまで広げるた
めに、できる限り低いエネルギー値であることが望まし
い。しかし、ディスクリレベルを下げれば下げるほど、
干渉成分としてのγ線の計数値が急激に増加してくるの
で、ディスクリレベルは補償可能なγ線の計数値レベル
との兼ね合いで決められ、100keVの桁になる。The generation probability of anti跳陽Ko is determined by the collision sectional area of the nucleus and the fast neutron ray hydrogen atom, compared to the collision cross section of the nuclear reaction with thermal neutrons and 10 B which will be described later, the collision cross The area is orders of magnitude smaller. The discrimination level is desirably as low as possible in order to extend the measurement area to the lowest possible energy range. However, the lower the discrimination level, the more
Since the count value of γ-rays as an interference component increases rapidly, the discrimination level is determined in consideration of the count value level of γ-rays that can be compensated, and is of the order of 100 keV.
【００２０】補償用γ線計数回路５は、γ線を電気パル
スに変換するγ線検出器51と、その検出器51が出力した
電気パルスを増幅する増幅器52と、所定のエネルギー値
（ディスクリレベル）以上の電気パルスを弁別する波高
弁別器53と、弁別された電気パルスを計数する計数回路
54とで構成されている。The compensating gamma ray counting circuit 5 includes a gamma ray detector 51 for converting a gamma ray into an electric pulse, an amplifier 52 for amplifying the electric pulse output from the detector 51, and a predetermined energy value (discrete value). Level) or higher, and a pulse height discriminator 53 for discriminating the electric pulses above, and a counting circuit for counting the discriminated electric pulses.
It consists of 54.
【００２１】γ線検出器51は、高速中性子線検出器11が
検出するγ線成分を補償するためのものであるから、高
速中性子線検出器11にできるだけ近いγ線感度をもつも
のが選ばれる。最も一般的に採用されるものは、高速中
性子線検出器11からポリエチレン膜を除いた構造の半導
体検出器である。また、補償用γ線計数回路５のディス
クリレベルは、高速中性子線計数回路１のディスクリレ
ベルに合わされる。Since the γ-ray detector 51 is for compensating for the γ-ray component detected by the fast neutron detector 11, a detector having a γ-ray sensitivity as close as possible to the fast neutron detector 11 is selected. . The most commonly employed semiconductor detector has a structure in which the polyethylene film is removed from the fast neutron detector 11. The discrimination level of the compensating gamma ray counting circuit 5 is matched with the discrimination level of the fast neutron ray counting circuit 1.
【００２２】一方、熱中性子線計数回路２は、従来技術
の項で説明したものと同じであり、熱中性子線を電気パ
ルスに変換する熱中性子線検出器21と、その検出器21が
出力した電気パルスを増幅する増幅器22と、所定のエネ
ルギー値（ディスクリレベル）以上の電気パルスを弁別
する波高弁別器23と、弁別された電気パルスを計数する
計数回路24とで構成されている。On the other hand, the thermal neutron beam counting circuit 2 is the same as that described in the section of the prior art, and a thermal neutron beam detector 21 for converting a thermal neutron beam into an electric pulse and an output from the detector 21 are provided. It comprises an amplifier 22 for amplifying electric pulses, a pulse height discriminator 23 for discriminating electric pulses having a predetermined energy value (discrete level) or more, and a counting circuit 24 for counting the discriminated electric pulses.
【００２３】熱中性子線検出器21は、半導体検出器とそ
の表面に形成された10Ｂ層とで構成されている。この10
Ｂ層は中性子線特に熱中性子線と効率よく核反応してα
線及び7Li 原子核を生成し、このα線及び7Li 原子核が
半導体検出器によって電気パルスに変換される。この核
反応の衝突断面積は大きく、しかも、発生するα線及び
7Li 原子核のエネルギーも大きいので、γ線の干渉を避
けるためのディスクリレベルを１MeV 程度に設定して
も、十分大きな感度を得ることができる。高速中性子線
計数回路１の計数値ｎh と、補償用γ線計数回路５の計
数値ｎGとから、高速中性子線の線量値を算出する方法
は、以下の通りである。The thermal neutron detector 21 comprises a semiconductor detector and a 10 B layer formed on the surface thereof. This 10
The B layer efficiently reacts with a neutron beam, especially a thermal neutron beam, to form α.
A ray and a 7 Li nucleus are generated, and the α ray and the 7 Li nucleus are converted into an electric pulse by a semiconductor detector. The collision cross section of this nuclear reaction is large,
Since the energy of the 7 Li nucleus is also large, a sufficiently high sensitivity can be obtained even if the discrimination level for avoiding γ-ray interference is set to about 1 MeV. The method of calculating the dose value of the fast neutron beam from the count value n h of the fast neutron beam counting circuit 1 and the count value n G of the compensating γ-ray counting circuit 5 is as follows.
【００２４】まず、計数値ｎG にその統計誤差Ｃを加え
て統計誤差加算計数値（ｎG ＋Ｃ）を算出し、その値
に、高速中性子線計数回路１のγ線感度と補償用γ線計
数回路５のγ線感度との比である補正係数Ｂを乗じて比
較用計数値Ｂ（ｎG ＋Ｃ）を算出する。Ｃとしては、通
常、ｎG の平方根が採用される。[0024] First, the count value by adding n G its statistical error C to calculate a statistical error addition count value (n G + C), to the value, gamma-ray compensation and gamma-ray sensitivity of the fast neutron ray counting circuit 1 A comparison count value B (n G + C) is calculated by multiplying by a correction coefficient B, which is a ratio to the γ-ray sensitivity of the counting circuit 5. As C, the square root of n G is usually adopted.
【００２５】この比較用計数値Ｂ（ｎG ＋Ｃ）と高速中
性子線計数回路１の計数値ｎh とが比較（有意の差の判
定）され、 ｎh ＞Ｂ（ｎG ＋Ｃ） である場合を、有意の差ありと判定して、高速中性子線
計数回路１が高速中性子線を検出したとし、補償用γ線
計数回路５の計数値ｎG に補正係数Ｂを乗じた値ＢｎG
を、高速中性子線計数回路１の計数値ｎh から差し引い
た値（ｎh −ＢｎG ）が、高速中性子線の計数値である
とし、この値に換算係数Ａを乗じて高速中性子線の線量
値を算出する。すなわち、高速中性子線の線量値は、 Ａ（ｎh −ＢｎG ） として求められる。When the comparison count value B (n G + C) and the count value n h of the fast neutron beam counting circuit 1 are compared (judgment of a significant difference), and n h > B (n G + C) Is determined to have a significant difference, the fast neutron beam counting circuit 1 detects a fast neutron beam, and the value Bn G obtained by multiplying the count value n G of the compensation γ-ray counting circuit 5 by the correction coefficient B is used.
Is obtained by subtracting the value (n h −Bn G ) from the count value n h of the fast neutron beam counting circuit 1, and this value is multiplied by the conversion coefficient A to calculate the dose of the fast neutron beam. Calculate the value. That is, a dose value of the fast neutrons is determined as A (n h -Bn G).
【００２６】なお、換算係数Ａ及び前述の補正係数Ｂ
は、既知線量の高速中性子線あるいはγ線を照射するこ
とによって予め求められる。ｎh ≦Ｂ（ｎG ＋Ｃ）であ
る場合には、有意の差なしと判定して、高速中性子線の
線量値は零であるとする。The conversion coefficient A and the correction coefficient B
Is determined in advance by irradiating a known dose of fast neutrons or γ-rays. If n h ≦ B (n G + C), it is determined that there is no significant difference, and the dose value of the fast neutron beam is assumed to be zero.
【００２７】このようにして求められた高速中性子線の
線量値と、熱中性子線計数回路２の計数値から算出され
た熱中性子線の線量値とが合計されて、中性子線の線量
値が得られる。The dose value of the fast neutron beam obtained in this way and the dose value of the thermal neutron beam calculated from the count value of the thermal neutron beam counting circuit 2 are summed up to obtain the dose value of the neutron beam. Can be
【００２８】このような中性子線の線量値の測定は、全
測定時間を一括して実行してもよい。しかし、中性子線
の場合には、その存在場所が原子炉の周辺に限定される
ということ分かっているので、全測定時間を、中性子線
が検出される可能性の高い領域での測定時間と、そうで
ない領域での測定時間とに分割し、その境界を明確にし
難い場合には、必要に応じて、更に境界領域での測定時
間に分割して、それぞれの測定時間毎に、上記の方法で
中性子線の線量値を測定すると、更に測定の精度を向上
させることができる。なぜなら、中性子線が存在しない
領域での測定によっても、その領域での測定時間に相当
する分のγ線の計数値は積算される。言い換えれば、補
償用γ線計数回路５の計数値ｎG は、測定時間が分割さ
れることによって少なくなる。したがって、計数値ｎG
の平方根として求められる統計誤差が小さくなり、有意
の差の判定精度が高くなり、測定精度が向上する。The measurement of the dose of the neutron beam may be performed at once for the entire measurement time. However, in the case of neutrons, it is known that their location is limited to the vicinity of the reactor, so the total measurement time is measured in the region where neutrons are likely to be detected, If it is difficult to clarify the boundary between the measurement time in the other area and the boundary, it is necessary to further divide the measurement time in the boundary area as necessary, and for each measurement time, use the above method. Measuring the neutron dose value can further improve the accuracy of the measurement. This is because even in a region where no neutron beam exists, the count value of γ-rays corresponding to the measurement time in that region is integrated. In other words, the count value n G of the compensating γ-ray counting circuit 5 decreases as the measurement time is divided. Therefore, the count value n G
The statistical error obtained as the square root of is reduced, the accuracy of determining a significant difference is increased, and the measurement accuracy is improved.
【００２９】以上の説明から明らかなように、この実施
例によれば、従来技術による中性子線線量計に比べて、
高速中性子線の計数感度が向上し、正確に測定できる中
性子線のエネルギー領域が拡大され、中性子線の線量の
測定精度が向上する。As is clear from the above description, according to this embodiment, compared with the neutron dosimeter according to the prior art,
The counting sensitivity of the fast neutron beam is improved, the energy range of the neutron beam that can be measured accurately is expanded, and the measurement accuracy of the dose of the neutron beam is improved.
【００３０】[0030]
【発明の効果】この発明によれば、放射線管理区域内に
入域して作業する業務従事者が携帯し、入域中に被曝し
た放射線量を測定する多機能個人被曝線量計等に搭載さ
れる中性子線線量計であって、熱中性子線検出器を含む
熱中性子線計数回路と高速中性子線検出器を含む高速中
性子線計数回路とを備えている中性子線線量計におい
て、高速中性子線検出器へのγ線の干渉を補償するため
の、γ線検出器を含むγ線計数回路が備えられており、
γ線計数回路の計数値にその統計誤差分を加算した統計
誤差加算計数値に、高速中性子線検出器のγ線感度とγ
線検出器のγ線感度との比に相当する補正係数を乗じて
算出した比較用計数値と、高速中性子線計数回路の計数
値とを比較して、高速中性子線計数回路の計数値の方が
大きい場合には、高速中性子線検出器が高速中性子線を
検出したとし、高速中性子線計数回路の計数値から、γ
線計数回路の計数値に前記補正係数を乗じたγ線補償用
計数値を差し引いた値が、高速中性子線の計数値である
とし、高速中性子線計数回路の計数値が比較用計数値以
下である場合には、高速中性子線の計数値は零であると
する。According to the present invention, it is carried on a multifunctional personal dosimeter or the like which is carried by a worker who enters and works in the radiation control area and measures the radiation dose exposed during the entry. A neutron dosimeter comprising a thermal neutron beam counting circuit including a thermal neutron beam detector and a fast neutron beam counting circuit including a fast neutron beam detector. A gamma ray counting circuit including a gamma ray detector is provided for compensating for gamma ray interference to
The statistical error addition count value obtained by adding the statistical error component to the count value of the γ-ray counting circuit is added to the γ-ray sensitivity and γ of the fast neutron detector.
The comparison value calculated by multiplying by the correction coefficient corresponding to the ratio of the gamma ray sensitivity of the ray detector to the count value of the fast neutron beam counting circuit is compared with the count value of the fast neutron beam counting circuit. Is large, it is assumed that the fast neutron detector has detected the fast neutron beam, and γ is obtained from the count value of the fast neutron beam counting circuit.
The value obtained by subtracting the γ-ray compensation count value obtained by multiplying the count value of the line counting circuit by the correction coefficient is the count value of the fast neutron beam, and the count value of the fast neutron beam count circuit is equal to or less than the count value for comparison. In some cases, the fast neutron beam count is zero.
【００３１】γ線の干渉を補償するためのγ線計数回路
を備えることによって、高速中性子線計数回路のディス
クリレベルを下げることができ、有意の差の判定によっ
て測定の精度を確保し、その結果として、高速中性子線
計数回路が測定できる中性子線のエネルギーの下限値を
下げることができ、且つ感度を向上させることができ
る。したがって、感度のエネルギー依存性が優れ、且つ
測定精度のよい中性子線線量計を提供することができる
（請求項１の発明）。By providing a gamma ray counting circuit for compensating for gamma ray interference, the discrimination level of the fast neutron beam counting circuit can be reduced, and the accuracy of measurement can be secured by judging a significant difference. As a result, the lower limit of the energy of the neutron beam that can be measured by the fast neutron beam counting circuit can be reduced, and the sensitivity can be improved. Therefore, it is possible to provide a neutron dosimeter with excellent energy dependence of sensitivity and high measurement accuracy (the invention of claim 1).
【００３２】請求項１の発明において、全測定時間が、
高速中性子線が存在すると予想される領域での測定時間
と、高速中性子線が存在しないと予想される領域での測
定時間と、必要に応じてその中間領域での測定時間とに
分割され、それぞれの測定時間毎に、それぞれの測定時
間毎の高速中性子線計数回路の計数値とγ線計数回路の
計数値とが測定されて、それぞれの測定時間毎の高速中
性子線の計数値が算出され、それぞれの測定時間毎の高
速中性子線の計数値の合計値が高速中性子線の全計数値
であるとする。In the first aspect of the present invention, the total measurement time is:
The measurement time in the region where the fast neutron beam is expected to be present, the measurement time in the region where the fast neutron beam is not expected to be present, and the measurement time in the intermediate region as necessary are divided into For each measurement time, the count value of the fast neutron beam counting circuit and the count value of the γ-ray counting circuit for each measurement time are measured, and the count value of the fast neutron beam for each measurement time is calculated, It is assumed that the total value of the fast neutron beam count values at each measurement time is the total fast neutron beam count value.
【００３３】中性子線が存在する場所は、原子炉の近傍
領域に限られる。したがって、その領域をその他の領域
と分離し、境界部が明確になり難い場合には、中間領域
を設定して、それぞれの領域内の測定時間毎に、請求項
１と同様に有意の差を判定して、高速中性子線の計数値
を算出すると、高速中性子線の検出の可能性が高い領域
でのγ線の計数値が、その他の領域内での測定分を含ま
ない分だけ少なくなり、その統計誤差も小さくなる。そ
の結果、有意の差の判定精度が高まり、高速中性子線の
計数値の算出精度を高めることができる。その他の領域
でも、高速中性子線の計数値を算出するのは、測定の正
確さを期すためである。したがって、感度のエネルギー
依存性が優れ、且つ測定精度のよりよい中性子線線量計
を提供することができる（請求項２の発明）。The place where the neutron beam exists is limited to the area near the reactor. Therefore, when the area is separated from other areas and the boundary is difficult to be clearly defined, an intermediate area is set, and a significant difference is set for each measurement time in each area as in claim 1. Judgment, when calculating the count value of fast neutrons, the count value of γ-rays in the region where the possibility of detection of fast neutrons is high is reduced by the amount not including the measurement in other regions, The statistical error is also reduced. As a result, the accuracy of determining a significant difference is increased, and the accuracy of calculating the fast neutron beam count value can be increased. The reason for calculating the fast neutron beam count value in other regions is to ensure measurement accuracy. Therefore, it is possible to provide a neutron dosimeter that has excellent energy dependency of sensitivity and has better measurement accuracy (the invention of claim 2).
【図１】この発明による中性子線線量計の実施例の構成
を示すブロック図FIG. 1 is a block diagram showing a configuration of an embodiment of a neutron dosimeter according to the present invention.
【図２】従来技術による中性子線線量計の１例の構成を
示すブロック図FIG. 2 is a block diagram showing a configuration of an example of a conventional neutron dosimeter;
１ 高速中性子線計数回路 11 高速中性子線検出器 12 増幅器 13 波高弁別器 14 計数回路 ２ 熱中性子線計数回路 21 熱中性子線検出器 22 増幅器 23 波高弁別器 24 計数回路 ３, 3a μＣＰＵ ４ 表示・警報器 ５ 補償用γ線計数回路 51 γ線検出器 52 増幅器 53 波高弁別器 54 計数回路 ６ 補正係数入力回路 1 High-speed neutron beam counting circuit 11 High-speed neutron beam detector 12 Amplifier 13 Wave height discriminator 14 Counting circuit 2 Thermal neutron beam counting circuit 21 Thermal neutron beam detector 22 Amplifier 23 Wave height discriminator 24 Counting circuit 3, 3a μCPU 4 Display / alarm 5 Compensation gamma ray counting circuit 51 Gamma ray detector 52 Amplifier 53 Wave height discriminator 54 Counting circuit 6 Correction coefficient input circuit
Claims (2)
従事者が携帯し、入域中に被曝した放射線量を測定する
多機能個人被曝線量計等に搭載される中性子線線量計で
あって、熱中性子線検出器を含む熱中性子線計数回路と
高速中性子線検出器を含む高速中性子線計数回路とを備
えている中性子線線量計において、 高速中性子線検出器へのγ線の干渉を補償するための、
γ線検出器を含むγ線計数回路が備えられており、 γ線計数回路の計数値にその統計誤差分を加算した統計
誤差加算計数値に、高速中性子線検出器のγ線感度とγ
線検出器のγ線感度との比に相当する補正係数を乗じて
算出した比較用計数値と、高速中性子線計数回路の計数
値とを比較して、 高速中性子線計数回路の計数値の方が大きい場合には、
高速中性子線検出器が高速中性子線を検出したとし、高
速中性子線計数回路の計数値から、γ線計数回路の計数
値に前記補正係数を乗じたγ線補償用計数値を差し引い
た値が、高速中性子線の計数値であるとし、 高速中性子線計数回路の計数値が比較用計数値以下であ
る場合には、高速中性子線の計数値は零であるとするこ
とを特徴とする中性子線線量計。1. A neutron dosimeter that is carried by a worker who enters and works in a radiation control area and is mounted on a multifunctional personal dosimeter or the like that measures the amount of radiation exposed during entry. In a neutron dosimeter equipped with a thermal neutron beam counting circuit including a thermal neutron beam detector and a fast neutron beam counting circuit including a fast neutron beam detector, interference of gamma rays with the fast neutron beam detector To compensate for
A gamma ray counting circuit including a gamma ray detector is provided, and a statistical error addition count value obtained by adding a statistical error component to a count value of the gamma ray counting circuit is provided with a gamma ray sensitivity of a high-speed neutron detector and a gamma value.
The comparison value calculated by multiplying by the correction coefficient corresponding to the ratio of the gamma ray sensitivity of the ray detector to the count value of the fast neutron beam counting circuit is compared with the count value of the fast neutron beam counting circuit. If is large,
Assuming that the fast neutron detector has detected fast neutrons, the count value of the fast neutron beam counting circuit, the value obtained by subtracting the count value for gamma ray compensation multiplied by the correction coefficient to the count value of the gamma ray counting circuit, The neutron beam dose is characterized by the fast neutron beam count value, and if the count value of the fast neutron beam counting circuit is equal to or smaller than the comparison count value, the fast neutron beam count value is zero. Total.
予想される領域での測定時間と、高速中性子線が存在し
ないと予想される領域での測定時間と、必要に応じてそ
の中間領域での測定時間とに分割され、 それぞれの測定時間毎に、それぞれの測定時間毎の高速
中性子線計数回路の計数値とγ線計数回路の計数値とが
測定されて、それぞれの測定時間毎の高速中性子線の計
数値が算出され、 それぞれの測定時間毎の高速中性子線の計数値の合計値
が高速中性子線の全計数値であるとすることを特徴とす
る請求項１に記載の中性子線線量計。2. A measurement time in a region where a fast neutron beam is expected to exist, a measurement time in a region where a fast neutron beam is not expected to exist, and an intermediate region where necessary. The measurement value of the high-speed neutron counting circuit and the counting value of the γ-ray counting circuit for each measurement time are measured for each measurement time, and the measurement value for each measurement time is measured. 2. The neutron beam according to claim 1, wherein a count value of the fast neutron beam is calculated, and a total value of the count values of the fast neutron beam for each measurement time is a total count value of the fast neutron beam. Dosimeter.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP35738498A JP2000180557A (en) | 1998-12-16 | 1998-12-16 | Neutron ray dosimeter |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP35738498A JP2000180557A (en) | 1998-12-16 | 1998-12-16 | Neutron ray dosimeter |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JP2000180557A true JP2000180557A (en) | 2000-06-30 |
Family
ID=18453860
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP35738498A Withdrawn JP2000180557A (en) | 1998-12-16 | 1998-12-16 | Neutron ray dosimeter |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JP2000180557A (en) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| KR101017764B1 (en) | 2008-09-10 | 2011-02-28 | 한국수력원자력 주식회사 | Sensor Apparatus for Measuring Thermal and Fast Neutrons, System including The Same and Method for Measuring Thermal and Fast Neutrons Using These |
| CN113877080A (en) * | 2020-07-03 | 2022-01-04 | 中硼(厦门)医疗器械有限公司 | Neutron dose detection device and neutron capture treatment equipment |
-
1998
- 1998-12-16 JP JP35738498A patent/JP2000180557A/en not_active Withdrawn
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| KR101017764B1 (en) | 2008-09-10 | 2011-02-28 | 한국수력원자력 주식회사 | Sensor Apparatus for Measuring Thermal and Fast Neutrons, System including The Same and Method for Measuring Thermal and Fast Neutrons Using These |
| CN113877080A (en) * | 2020-07-03 | 2022-01-04 | 中硼(厦门)医疗器械有限公司 | Neutron dose detection device and neutron capture treatment equipment |
| CN113877080B (en) * | 2020-07-03 | 2023-06-02 | 中硼(厦门)医疗器械有限公司 | Neutron dose detection device and neutron capture treatment equipment |
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