JP4092399B2 - Neutron dose equivalent measuring instrument - Google Patents
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Description
【０００１】
【発明の属する技術分野】
この出願の発明は、中性子線量当量測定器に関するものである。さらに詳しくは、この出願の発明は、自然放射線レベルの低エネルギーから高エネルギーまでの広い範囲での中性子線の線量当量を測定することが可能な中性子線量当量測定器に関するものである。
【０００２】
【従来の技術とその課題】
従来より、放射線安全管理を目的とする中性子線量当量測定の目的には、ヘリウム３比例計数管またはホウ素１０比例計数管を減速材の中心に配置した測定器が利用されている。この減速材は、中性子の単位個数当たりの人体への影響が低エネルギー中性子では小さく、高エネルギー中性子では大きいことを考慮した線量当量を測定できるように設計されたものであり、低エネルギー中性子をある程度吸収し、高エネルギー中性子を減速してホウ素１０などとの核反応断面積の大きい熱中性子に変える。この方法で得られる計数値は中性子線量当量に比例する。
【０００３】
減速材には、熱中性子から２０ＭｅＶ程度までと熱中性子から１０００ＭｅＶ程度までの中性子の線量当量を測定できるものがあり、前者を汎用型、後者を高領域型と称している。この減速材の中心に比例計数管を配置した測定器は連続して測定結果を得ることができるが、短時間に出射した中性子線量を数え落とす可能性があり、また停電中の線量が記録されないといった問題も有している。
【０００４】
上記の方法以外の中性子線量当量を測定する方法として、固体飛跡検出法が知られている。固体飛跡検出法とは、α粒子などの荷電粒子がポリカーボネイト、ガラス、雲母などの物質に衝突して生成された飛跡による傷を、ＫＯＨを含む溶液でエッチングして拡大して光学顕微鏡で見えるようにしたものであり、生成した飛跡は常温ではエッチング前でもガンマ線などの光子の影響を受けずフェーディング（退行）が起こらない。このような長所を有することから固体飛跡検出法は現在個人の被曝線量計に利用されている（特許文献１、特許文献２）。なお、固体飛跡による線量測定において線量が大きくなるとエッチピット数が多くなり最終的には重畳するようになるが、１ｃｍ×１ｃｍ当たり１００００個までは線量とエッチピット数が比例することが知られている。
【０００５】
しかしながら、固体飛跡検出方法においても以下のような問題を有していた。
【０００６】
電子管式でない環境モニタリングのための中性子線量当量測定にはＣＲ−３９ポリカーボネイトフィルムを用いた固体飛跡検出法による個人モニターを使用しているが、その最小検出感度は０．１ｍＳｖであり、０．１ｍＳｖ以下の自然放射線中の中性子線量当量を測定するには十分ではなかった。
【０００７】
また固体飛跡検出器は空気中のラドンからのα線がポリカーボネイトフィルム表面に衝突して生成した飛跡からラドン濃度を測定するために利用されており（特許文献３）、さらにα線放出体部材とポリカーボネイトフィルムを用いた検出セットも見出され、ポリエチレン球を減速材とし、ノイズ飛跡測定のためにポリカーボネイトフィルムの一部を覆ったものに配置した測定がなされたが、中性子のエネルギーによっては飛跡数が中性子線量当量に比例しなかった（非特許文献１）。
【０００８】
上記のように、これまでの固体飛跡検出法では自然放射線レベルの低エネルギーから高エネルギーの広い範囲での中性子線の線量当量を測定することは不可能であった。
【０００９】
【特許文献１】
特開２００１−４２０３８
【特許文献２】
米国特許第４３８１４５４号明細書
【特許文献３】
特開平８−２０１５２３
【非特許文献１】
Kumamoto Y, Maruyama T, "Measurement of natural neutron background using electrochemically etched polycarbonate foils and boron-10 radiator" Health Phys 43巻 p.719-726, 1982年
【００１０】
この出願の発明は、以上のとおりの事情に鑑みてなされたものであり、従来技術の問題点を解消し、自然放射線レベルの低エネルギーから高エネルギーの広い範囲での中性子線の線量当量を固体飛跡検出法により測定することのできる中性子線量当量測定器を提供することを課題としている。
【００１１】
【課題を解決するための手段】
この出願の発明は、上記の課題を解決するものとして、まず第１には、中性子との核反応によりα線を放出するリチウム６またはホウ素１０を含有するα線放出体部材と、α線放出体部材から放出するα線を衝突させて飛跡を生成することによって中性子線量当量を測定する中性子測定用ポリカーボネイトフィルムとが対向して配設されており、さらにノイズ飛跡を測定するノイズ測定用ポリカーボネイトフィルムがα線放出体部材と対向しないで配設されている固体飛跡検出セットが、気密容器内に１個もしくは複数個配設された状態で収納されていることを特徴とする中性子線量当量測定器を提供する。
【００１２】
第２には、この出願の発明は、第１の発明の中性子線量当量測定器の固体飛跡検出セットにおいて、保持枠によってα線放出体部材、中性子測定用ポリカーボネイトフィルムおよびノイズ測定用ポリカーボネイトフィルムが固定されていることを特徴とする中性子線量当量測定器を提供する。
【００１３】
さらに、第３には、中性子との核反応によりα線を放出するリチウム６またはホウ素１０を含有するα線放出体部材と、α線放出体部材から放出するα線を衝突させて飛跡を生成することによって中性子線量当量を測定する中性子測定用ポリカーボネイトフィルムとが対向して配設されており、中性子測定用ポリカーボネイトフィルムのα線放出体部材と対向した面に到達するα線の放射路の一部を覆うようにα線を停止させるのに十分な厚さの遮蔽部材が配設されている固体飛跡検出セットが、気密容器内に１個もしくは複数個配設された状態で収納されていることを特徴とする中性子線量当量測定器を提供する。
【００１４】
第４には、第３の発明の中性子線量当量測定器の固体飛跡検出セットにおいて、保持枠によってα線放出体部材、中性子測定用ポリカーボネイトフィルムおよび遮蔽部材が固定されていることを特徴とする中性子線量当量測定器を提供する。
【００１５】
また、第５には、第１ないし４いずれかの発明において、熱中性子から２０ＭｅＶまでの中性子の線量当量を測定可能な汎用型または熱中性子から１０００ＭｅＶまでの中性子の線量当量を測定可能な広領域型中性子線量当量測定用減速材内に、前記気密容器が配置されていることを特徴とする中性子線量当量測定器を提供する。
【００１６】
第６には、第１ないし５いずれかの発明において、既知の中性子線量を照射したポリカーボネイトフィルムがα線放出体部材と対向しないように配設されていることを特徴とする中性子線量当量測定器をも提供する。
【００１７】
第７には、第１ないし６いずれかの発明において、ノイズ測定用ポリカーボネイトフィルムまたは中性子測定用ポリカーボネイトフィルムの裏面を測定することを特徴とする中性子線量当量測定器を提供する。
【００１８】
【発明の実施の形態】
この出願の発明は上記のとおりの特徴をもつものであるが、以下にその実施の形態について説明する。
【００１９】
この出願の発明の中性子線量当量測定器は、中性子との核反応によりα線を放出するリチウム６またはホウ素１０を含有するα線放出体部材と、α線放出体部材から放出するα線を衝突させて飛跡を生成することによって中性子線量当量を測定する中性子測定用ポリカーボネイトフィルムとが対向して配設されており、さらにノイズ飛跡を測定するノイズ測定用ポリカーボネイトフィルムがα線放出体部材と対向しないで配設されている固体飛跡検出セットが、気密容器内に複数配設された状態で収納されていることを大きな特徴としている。
【００２０】
この中性子線量当量測定器を用いることにより、これまで不可能であった、自然放射線レベルの低エネルギーから高エネルギーまでの中性子線の線量当量を固体飛跡検出法により測定することができる。
【００２１】
なお、この出願の発明の中性子線量当量測定器の固定飛跡検出セットにおいて、保持枠によってα線放出体部材、中性子測定用ポリカーボネイトフィルムおよびノイズ測定用ポリカーボネイトフィルムを固定することもできる。このようにすることによって接着テープなどを用いる必要がなくなり、接着テープの有機揮発成分がポリカーボネイトフィルムの表面に悪影響を与えるのを防ぐことができる。
【００２２】
またこの出願の発明の中性子線量当量測定器として、中性子との核反応によりα線を放出するリチウム６またはホウ素１０を含有するα線放出体部材と、α線放出体部材から放出するα線を衝突させて飛跡を生成することによって中性子線量当量を測定する中性子測定用ポリカーボネイトフィルムとが対向して配設されており、中性子測定用ポリカーボネイトフィルムのα線放出体部材と対向した面に到達するα線の放射路の一部を覆うようにα線を停止させるのに十分な厚さの遮蔽部材が配設されている固体飛跡検出セットが、気密容器内に１個もしくは複数個配設された状態で収納されている中性子線量当量測定器とすることも可能であり、この中性子線量当量測定器を用いることによっても、これまで不可能であった、自然放射線レベルの低エネルギーから高エネルギーまでの中性子線の線量当量を固体飛跡検出法により測定することができる。
【００２３】
なお、この場合においても固定飛跡検出セットにおいて、保持枠によってα線放出体部材、中性子測定用ポリカーボネイトフィルムおよびノイズ測定用ポリカーボネイトフィルムを固定することもできる。このようにすることによって接着テープなどを用いる必要がなくなり、接着テープの有機揮発成分がポリカーボネイトフィルムの表面に悪影響を与えるのを防ぐことができる。
【００２４】
この出願の発明の中性子線量当量測定器における固体飛跡検出セットを、上記のような構造にすることによって中性子測定用ポリカーボネイトフィルムの一部をα線放出部材と対向していないノイズ測定用のポリカーボネイトフィルムとして用いることができ、１枚のポリカーボネイトフィルムで中性子測定とノイズ測定の両方を行うことができる。
【００２５】
さらに、既成の汎用型または広領域型中性子線量当量測定用減速材内に、前記気密容器を配置することもでき、このようにすることによって減速材により高速の中性子を減速させ、高エネルギー中性子の線量当量の測定も可能となるのである。
【００２６】
また、既知の中性子線量を照射したポリカーボネイトフィルムをα線放出体部材と対向しないように配設することも可能であり、これにより既知の中性子線量を照射したポリカーボネイトフィルムを基準として固体飛跡検出セットにおけるフェーディングの影響を考慮することができる。
【００２７】
さらには、大線量被曝の測定時にはノイズ測定用ポリカーボネイトフィルムまたは中性子測定用ポリカーボネイトフィルムの裏面を測定することもでき、大線量被曝の測定時にも良好に中性子線量当量を測定することができる。
【００２８】
次に図面に沿って、この出願の発明の実施の形態についてさらに詳しく説明する。もちろん、この発明は以下の例に限定されるものではなく、細部については様々な態様が可能であることは言うまでもない。
【００２９】
図１はこの出願の発明の中性子線量当量測定器における固体飛跡検出セットの一例である。まずα線放出体粉末（１）を円板状のプラスチックの支持板（２）に付着させ、α線放出体部材（３）とする。
【００３０】
このα線放出体部材（３）と中性子測定用ポリカーボネイトフィルム（４ａ）とを、中央部に穴のあいたドーナツ状のスペーサ（５ａ）を用いて接触しないようにして対向させる。（４ｂ）はノイズ飛跡を測定するためのノイズ測定用ポリカーボネイトフィルムであって、α線放出体部材（３）と対向しないように、中性子測定用ポリカーボネイトフィルム（４ａ）のα線放出体部材（３）と対向している面とは反対側の面に対向させて配設し、表面が容器と接触しないように、スペーサ（５ａ）と同様の形状のスペーサ（５ｂ）を用いて、α線放出体部材（３）、中性子測定用ポリカーボネイトフィルム（４ａ）、ノイズ測定用ポリカーボネイトフィルム（４ｂ）を重ねて保持枠（６ａ）に入れ、その保持枠（６ａ）と他の保持枠（６ｂ）（図３参照）で挟み込んで固定し、固体飛跡検出セット（７）とする。α線放出体部材（３）から放出したα線は中性子測定用のポリカーボネイトフィルム（４ａ）に遮られノイズ測定用ポリカーボネイトフィルム（４ｂ）へは到達しない。
【００３１】
なお図２に示しているように、中性子測定用ポリカーボネイトフィルム（４ａ）のみを用い、中性子測定用ポリカーボネイトフィルム（４ａ）の一部を、α線を停止させるのに十分な厚さの遮蔽部材、すなわちα線放射路遮蔽部材（４ｃ）で覆い、中性子測定用ポリカーボネイトフィルム（４ａ）のα線放射路遮蔽部材（４ｃ）で覆われた部分をノイズ測定の飛跡の測定に使用することも可能である。すなわち、１枚のポリカーボネイトフィルムで中性子測定とノイズ測定の両方を行うことができるのである。
【００３２】
中性子測定用ポリカーボネイトフィルム（４ａ）はα線が当たる面に保護フィルム（８）が付着しているものを使用し、中性子測定用ポリカーボネイトフィルム（４ａ）をα線放出体部材（３）と対向させるときにこの保護フィルム（８）をはがす。中性子測定用ポリカーボネイトフィルム（４ａ）、ノイズ測定用ポリカーボネイト（４ｂ）は厚過ぎれば電気化学エッチングの電源電圧を上げる必要があり、また薄すぎるとエッチングの最中に孔が生じる恐れがあるので適切な厚さより具体的には０．３ｍｍ程度のものとする必要がある。なお、中性子測定用ポリカーボネイトフィルム（４ａ）およびノイズ測定用ポリカーボネイト（４ｂ）としては、三菱エンジニアリングプラスチック株式会社のIupilon S-2000型が好適に用いられる。
【００３３】
なお図３に示すように保持枠（６ａ）および（６ｂ）は固体飛跡検出セット（７）として固定するように、お互いに嵌合する凸部（９）と凹部（１０）を有している。α線放出体部材（３）と中性子測定用ポリカーボネイトフィルム（４ａ）とノイズ測定用ポリカーボネイトフィルム（４ｂ）を固定するために接着テープなどを使用すると有機揮発成分が中性子測定用ポリカーボネイトフィルム（４ａ）とノイズ測定用ポリカーボネイトフィルム（４ｂ）の表面に悪影響を与える恐れがあるため、このような保持枠（６ａ）と（６ｂ）の凸部（９）と凹部（１０）を嵌合させることにより固体飛跡検出セット（７）として固定する。
【００３４】
中性子測定用ポリカーボネイトフィルム（４ａ）とノイズ測定用ポリカーボネイトフィルム（４ｂ）の表面を空気に曝したままにすると空気中のラドンからのα線が飛跡を生成してしまう。そこでこのラドンからの影響を低減するために図４に示すとおり上蓋（１１）と下蓋（１２）の部分にＯリング（１３）を用いさらに筒部（１４）を有する気密容器（１５）を使用する。蓋を挿入する間空気を逃す必要があるため上蓋（１１）にＯリング（１６）を用いた細いねじ（１７）を用意し、上蓋（１１）を挿入した後にこのねじ（１７）を締める。このようにして気密容器（１５）の気密性が保たれる。そして図５に示すようにこの気密容器（１５）の中に固体飛跡検出セット（７）を複数個配設した状態で収納する。
【００３５】
次に図５に示した気密容器（１５）を図６に示す減速体（１８）内に配置し、図７に示すような中性子線量当量測定器（１９）が形成される。
【００３６】
この中性子線量当量測定器（１９）を一定期間環境中に設置し、回収してα線放出体部材（３）に対向した中性子測定用ポリカーボナイトフィルム（４ａ）と対向しないノイズ測定用ポリカーボナイトフィルム（４ｂ）を電気化学エッチングにより飛跡を拡大して計数する。
【００３７】
この出願の発明の中性子線量当量測定器（１９）は自然放射線中の中性子も検出することができるほど感度が高いため、線量が大量であるとエッチピットが重畳する。速中性子がポリカーボネイト中の炭素と核反応してα線を放出する断面積はα線放出体と熱中性子との反応断面積に比べると小さいが、線量が大きい場合にはこれを利用して大線量の中性子線量を測定することができる。ノイズ飛跡を測定するためのノイズ測定用ポリカーボネイトフィルム（４ｂ）はα線放出体に対向していないため速中性子によるα線を検出する目的に使用することができる。また速中性子の線量測定のためには中性子個人モニターに使用されているポリカーボネイトの一種であるＣＲ−３９を保持枠（６ａ）、（６ｂ）に併置することもできる。
【００３８】
α線放出体粉末（１）を支持板（２）に付着させるときに使用する付着剤からの有機ガスが発生する場合は飛跡を記録するポリカーボネイトフィルム表面に悪影響を与えるのでα線放出体部材（３）は製作後、数日空気にさらす。そして作製した固体飛跡検出セット（７）を順次重ねて図４の気密容器（１５）に挿入し、蓋をしてから最後に空気抜きの孔をねじで封止する。
【００３９】
中性子照射または環境中に放置した後回収したポリカーボネイトフィルムを電気化学エッチングする。α線により生成した固体飛跡は室温ではフェーディング（退行）がないが高温などの影響に備えて既知の線量を照射したポリカーボネイトフィルムを気密容器内に併置することにより、その既知の線量を照射したポリカーボネイトフィルムを基準として、得られた固体飛跡のフェーディングの影響なども考慮することができる。
【００４０】
【実施例】
＜実施例１＞
上記のようなこの出願の発明の中性子線量当量測定器を用いて固体飛跡検出法により中性子線量当量の測定を行った。
【００４１】
なお、固体飛跡検出セットにおけるポリカーボネイトフィルムは０．３ｍｍ厚さのものを使用し、エッチング条件は溶液についてはＫＯＨ（３５ｇ）＋水（７５ｍＬ）＋エチルアルコール（２５ｍＬ）、温度３２℃、印加する電界は実効電圧１．２ｋＶ、２ｋＨｚとし、エッチング時間は２時間とした。
【００４２】
その後ポリカーボネイトフィルムの単位面積あたりの固体飛跡数を計数した。エッチングには空気中のラドン濃度をエッチピット法によって測定するための装置を使用することができ、校正値を使用して中性子線量当量を算出する。なお購入当初のポリカーボネイトフィルムのノイズエッチピット数は１ｃｍ×１ｃｍ当たり２〜３個であった。
【００４３】
Ａｍ−Ｂｅ標準中性子場を用いた校正の結果、ピット１個あたりの線量は０．２１±０．０２μＳｖであった。
【００４４】
そしてこの中性子線量当量測定器を５階建のコンクリート建築物の３階に４．３年間配置した結果、１年当たり１ｃｍ×１ｃｍ（１枚）当たりのエッチピット数は９０±１８個、ノイズエッチピット数は３．９±１．２個であった。ノイズを差し引いて得られる自然放射線中の中性子線量は１８．１±３．６μＳｖとなった。この値は国連が２０００年に報告している年当たり１００μＳｖと比べると小さいが、これは本中性子線量当量測定器をコンクリートの建物内に配置したためと判断した。
【００４５】
同じ期間、同じ構造の気密容器のＯリングを用いないで配置したポリカーボネイトフィルムのノイズ飛跡数とＯリングを用いた気密容器内のノイズ飛跡数の比は２．１であり、気密容器の効果が確認された。ノイズ飛跡の２倍の飛跡数がある場合にノイズ飛跡数を差し引いた飛跡数を最小検出感度とするとＯリングを用いた場合には、Ｏリングを用いない場合の２．１分の１の線量が最小検出感度となる。
【００４６】
この出願の発明の固体飛跡検出セットを１０枚用いた場合、各１枚のエッチピット数は固体飛跡検出セットを１枚用いた場合の８０％となるが、結果として１０枚用いることにより統計誤差が低減され、この出願の発明の固体飛跡検出セットの配置が有効であることが示された。
【００４７】
最大検出数については１ｃｍ×１ｃｍ当たり１００００個までは線量と飛跡数が比例することを確認されているので、２ｍＳｖが最大検出線量となる。これ以上の場合、ホウ素１０などを用いないポリカーボネイトフィルムにより測定が行える。
【００４８】
厚さ０．３ｍｍのポリカーボネイトフィルムと比較のために用いた０．５ｍｍのポリカーボネイトフィルムの一定線量に対する飛跡数の比は１．８であった。これは電気化学エッチングの場合フィルムの表面間に印加される電圧が高いほどエッチングが促進されることによる。
【００４９】
この出願の発明の測定器中の各セットの計数は中性子の入射方向が減速材の軸方向に垂直に入射したときの方が軸方向に入射したときよりも約４０％大きい。実際の場合は両方向に等しく入射すると考えられるので２つの方向の平均値をエッチピット当たりの感度とした。
【００５０】
【発明の効果】
以上詳しく説明したとおり、この出願の発明に自然放射線レベルの低エネルギーから高エネルギーの広い範囲での中性子線の線量当量を固体飛跡検出法により測定することのできる中性子線量当量測定器が提供され、この出願の発明のα線放出体とポリカーボネイトフィルムの組み合わせたものを気密容器に配置した中性子線量当量測定器によりノイズ飛跡を密封しない場合と比較して１／２に減少させることができた。またこの出願の発明の中性子線量当量測定器における気密容器内の固体飛跡検出セットの配置により個数の増加が統計誤差を低減させることが確認された。またノイズ飛跡測定のためのポリカーボネイトフィルムを用いることにより、実飛跡数を算定することができ、これらの結果からこの出願の発明の中性子線量当量測定器により自然放射線レベルの中性子線量当量を測定することが確認されたのである。
【図面の簡単な説明】
【図１】この出願の発明の中性子線量当量測定器における固体飛跡検出セットの一実施形態を例示した分解断面図である。
【図２】この出願の発明の中性子線量当量測定器における固体飛跡検出セットの他の実施形態を例示した分解断面図である。
【図３】この出願の発明の中性子線量当量測定器における固体飛跡検出セットの一実施形態を例示した断面図である。
【図４】この出願の発明の中性子線量当量測定器に使用される気密容器の一実施形態を例示した断面図である。
【図５】この出願の発明の中性子線量当量測定器に使用される気密容器に固体飛跡検出セットを複数個配設した状態の一実施形態を例示した断面図である。
【図６】この出願の発明の中性子線量当量測定器に使用される減速材の一実施形態を例示した断面図である。
【図７】この出願の発明の中性子線量当量測定器の一実施形態を例示した断面図である。
【符号の説明】
１ α線放出体粉末
２ 支持板
３ α線放出体部材
４ａ 中性子測定用ポリカーボネイトフィルム
４ｂ ノイズ測定用ポリカーボネイトフィルム
４ｃ α線放射路遮蔽部材
５ａ、５ｂ スペーサ
６ａ、６ｂ 保持枠
７ 固体飛跡検出セット
８ 保護フィルム（使用時にははがす）
９ 凸部
１０ 凹部
１１ 上蓋
１２ 下蓋
１３ Ｏリング
１４ 筒部
１５ 気密容器
１６ Ｏリング
１７ ねじ
１８ 減速体
１９ 中性子線量当量測定器[0001]
BACKGROUND OF THE INVENTION
The invention of this application relates to a neutron dose equivalent measuring device. More specifically, the invention of this application relates to a neutron dose equivalent measuring device capable of measuring dose equivalents of neutron beams in a wide range from low energy to high energy at a natural radiation level.
[0002]
[Prior art and its problems]
Conventionally, a measuring instrument in which a
[0003]
Some moderators can measure the dose equivalent of neutrons from thermal neutrons to about 20 MeV and thermal neutrons to about 1000 MeV. The former is called a general-purpose type and the latter is called a high-region type. A measuring instrument with a proportional counter placed at the center of this moderator can obtain measurement results continuously, but it may count off the neutron dose emitted in a short time, and the dose during a power outage is not recorded. There are also problems such as.
[0004]
As a method for measuring a neutron dose equivalent other than the above method, a solid track detection method is known. The solid track detection method is that the scratches caused by charged particles such as alpha particles colliding with substances such as polycarbonate, glass, mica, etc. are etched and enlarged with a solution containing KOH so that they can be seen with an optical microscope. The generated tracks are not affected by photons such as gamma rays and do not fade (regress) at room temperature even before etching. Because of such advantages, the solid track detection method is currently used for personal dosimeters (Patent Documents 1 and 2). It should be noted that the number of etch pits increases in the dose measurement by solid tracks and eventually overlaps, but it is known that the dose and the number of etch pits are proportional up to 10,000 per 1 cm × 1 cm. Yes.
[0005]
However, the solid track detection method also has the following problems.
[0006]
A neutron dose equivalent measurement for environmental monitoring that is not an electron tube type uses a personal monitor based on a solid track detection method using a CR-39 polycarbonate film, and its minimum detection sensitivity is 0.1 mSv, and 0. It was not sufficient to measure the neutron dose equivalent in natural radiation below 1 mSv.
[0007]
In addition, the solid track detector is used to measure the radon concentration from the track generated when the α ray from radon in the air collides with the surface of the polycarbonate film (Patent Document 3). A detection set using a polycarbonate film was also found, and a polyethylene sphere was used as a moderator, and a measurement was made by placing it on a part of the polycarbonate film for noise track measurement. Was not proportional to the neutron dose equivalent (Non-patent Document 1).
[0008]
As described above, it has been impossible to measure the dose equivalent of neutron beams in a wide range from low energy of natural radiation level to high energy by the conventional solid track detection method.
[0009]
[Patent Document 1]
JP 2001-42038 A
[Patent Document 2]
US Pat. No. 4,381,454 [Patent Document 3]
JP-A-8-201523
[Non-Patent Document 1]
Kumamoto Y, Maruyama T, "Measurement of natural neutron background using electrochemically etched coated foils and boron-10 radiator" Health Phys 43 p.719-726, 1982 【0010】
The invention of this application has been made in view of the circumstances as described above, solves the problems of the prior art, and solidifies the dose equivalent of neutron radiation in a wide range from low energy of natural radiation level to high energy. An object of the present invention is to provide a neutron dose equivalent measuring device that can be measured by a track detection method.
[0011]
[Means for Solving the Problems]
In order to solve the above-mentioned problems, the invention of this application firstly includes an α-ray emitter member containing lithium 6 or
[0012]
Secondly, in the invention of this application, in the solid track detection set of the neutron dose equivalent measuring instrument of the first invention, the α-ray emitter member, the polycarbonate film for neutron measurement, and the polycarbonate film for noise measurement are fixed by the holding frame. A neutron dose equivalent measuring device is provided.
[0013]
Third, an α-ray emitter member containing lithium 6 or
[0014]
Fourthly, in the solid track detection set of the neutron dose equivalent measuring instrument of the third invention, the α-ray emitter member, the neutron measurement polycarbonate film and the shielding member are fixed by the holding frame. A dose equivalent measuring device is provided.
[0015]
Further, fifthly , in any one of the first to fourth inventions, a general-purpose type capable of measuring a dose equivalent of neutrons from thermal neutrons to 20 MeV or a wide area capable of measuring a dose equivalent of neutrons from thermal neutrons to 1000 MeV. Provided is a neutron dose equivalent measuring device in which the airtight container is disposed in a moderator for measuring a neutron dose equivalent of a type.
[0016]
Sixth, the neutron dose equivalent measuring device according to any one of the first to fifth aspects, wherein the polycarbonate film irradiated with a known neutron dose is disposed so as not to face the α-ray emitter member. Also provide.
[0017]
The seventh, to the first free in 6 one aspect, provides a neutron dose equivalent measuring instrument and measuring the rear surface of the noise measurement polycarbonate film or polycarbonate film for neutron measurement.
[0018]
DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION
The invention of this application has the features as described above, and an embodiment thereof will be described below.
[0019]
The neutron dose equivalent measuring device of the invention of this application collides an α-ray emitter member containing lithium 6 or
[0020]
By using this neutron dose equivalent measuring device, it is possible to measure the dose equivalent of neutron beams from low energy to high energy of natural radiation level, which has been impossible until now, by the solid track detection method.
[0021]
In the fixed track detection set of the neutron dose equivalent measuring device of the invention of this application, the α-ray emitter member, the polycarbonate film for neutron measurement, and the polycarbonate film for noise measurement can be fixed by a holding frame. By doing in this way, it becomes unnecessary to use an adhesive tape etc., and it can prevent that the organic volatile component of an adhesive tape exerts a bad influence on the surface of a polycarbonate film.
[0022]
Moreover, as the neutron dose equivalent measuring device of the invention of this application, an α-ray emitter member containing lithium 6 or
[0023]
Even in this case, in the fixed track detection set, the α-ray emitter member, the neutron measurement polycarbonate film, and the noise measurement polycarbonate film can be fixed by the holding frame. By doing in this way, it becomes unnecessary to use an adhesive tape etc., and it can prevent that the organic volatile component of an adhesive tape exerts a bad influence on the surface of a polycarbonate film.
[0024]
By setting the solid track detection set in the neutron dose equivalent measuring instrument of the invention of this application to the structure as described above, a polycarbonate film for noise measurement in which a part of the polycarbonate film for neutron measurement is not opposed to the α-ray emitting member Both neutron measurement and noise measurement can be performed with a single polycarbonate film.
[0025]
Furthermore, the hermetic vessel can be arranged in an existing general-purpose type or wide-area type neutron dose equivalent measurement moderator. By doing so, high-speed neutrons are decelerated by the moderator, It is also possible to measure the dose equivalent.
[0026]
It is also possible to dispose a polycarbonate film irradiated with a known neutron dose so as not to face the α-ray emitter member, thereby making the solid track detection set based on the polycarbonate film irradiated with a known neutron dose. The effect of fading can be taken into account.
[0027]
Furthermore, the back surface of the polycarbonate film for noise measurement or the polycarbonate film for neutron measurement can be measured at the time of measuring the large dose exposure, and the neutron dose equivalent can be measured well at the time of measuring the large dose exposure.
[0028]
Next, an embodiment of the invention of this application will be described in more detail with reference to the drawings. Of course, the present invention is not limited to the following examples, and it goes without saying that various aspects are possible in detail.
[0029]
FIG. 1 is an example of a solid track detection set in the neutron dose equivalent measuring instrument of the invention of this application. First, the α-ray emitter powder (1) is adhered to a disk-shaped plastic support plate (2) to obtain an α-ray emitter member (3).
[0030]
The α-ray emitter member (3) and the polycarbonate film for neutron measurement (4a) are opposed to each other by using a donut-shaped spacer (5a) having a hole at the center. (4b) is a noise measurement polycarbonate film for measuring a noise track, and the α ray emitter member (3 of the neutron measurement polycarbonate film (4a) so as not to face the α ray emitter member (3). Α-ray emission using a spacer (5b) having the same shape as the spacer (5a) so that the surface does not come into contact with the container. The body member (3), the polycarbonate film for neutron measurement (4a), and the polycarbonate film for noise measurement (4b) are put on the holding frame (6a), and the holding frame (6a) and another holding frame (6b) (FIG. 3) and sandwiched and fixed to obtain a solid track detection set (7). The α-rays emitted from the α-ray emitter member (3) are blocked by the neutron measurement polycarbonate film (4a) and do not reach the noise measurement polycarbonate film (4b).
[0031]
As shown in FIG. 2, only the neutron measurement polycarbonate film (4a) is used, and a part of the neutron measurement polycarbonate film (4a) is shielded with a thickness sufficient to stop the α-rays, That is, the portion covered with the α-ray radiation path shielding member (4c) and covered with the α-ray radiation path shielding member (4c) of the polycarbonate film for neutron measurement (4a) can also be used for measurement of the noise measurement track. is there. That is, it is possible to perform both neutron measurement and noise measurement with a single polycarbonate film.
[0032]
As the polycarbonate film for neutron measurement (4a), a film having a protective film (8) attached to the surface which is irradiated with α rays is used, and the polycarbonate film for neutron measurement (4a) is opposed to the α ray emitter member (3). Sometimes this protective film (8) is peeled off. If the polycarbonate film for neutron measurement (4a) and the polycarbonate for noise measurement (4b) are too thick, it is necessary to increase the power supply voltage for electrochemical etching. If the film is too thin, there is a risk that holes may be formed during etching. More specifically, the thickness should be about 0.3 mm. As the polycarbonate film for neutron measurement (4a) and the polycarbonate film for noise measurement (4b), Iupilon S-2000 type manufactured by Mitsubishi Engineering Plastics Co., Ltd. is preferably used.
[0033]
In addition, as shown in FIG. 3, the holding frames (6a) and (6b) have a convex part (9) and a concave part (10) which are fitted to each other so as to be fixed as a solid track detection set (7). . When an adhesive tape or the like is used to fix the α-ray emitter member (3), the polycarbonate film for neutron measurement (4a), and the polycarbonate film for noise measurement (4b), the organic volatile component becomes the polycarbonate film for neutron measurement (4a). Since there is a risk of adversely affecting the surface of the polycarbonate film for noise measurement (4b), solid tracks can be obtained by fitting the convex portions (9) and the concave portions (10) of such holding frames (6a) and (6b). Fix as detection set (7).
[0034]
If the surfaces of the neutron measurement polycarbonate film (4a) and the noise measurement polycarbonate film (4b) are left exposed to air, α rays from radon in the air will generate tracks. Therefore, in order to reduce the influence from radon, as shown in FIG. 4, an airtight container (15) having an O-ring (13) in the upper lid (11) and lower lid (12) and further having a cylindrical portion (14) is provided. use. Since it is necessary to escape air while the lid is inserted, a thin screw (17) using an O-ring (16) is prepared for the upper lid (11), and the screw (17) is tightened after the upper lid (11) is inserted. In this way, the airtightness of the airtight container (15) is maintained. Then, as shown in FIG. 5, a plurality of solid track detection sets (7) are stored in the airtight container (15).
[0035]
Next, the hermetic container (15) shown in FIG. 5 is disposed in the moderator (18) shown in FIG. 6, and a neutron dose equivalent measuring device (19) as shown in FIG. 7 is formed.
[0036]
This neutron dose equivalent measuring device (19) is installed in the environment for a certain period, recovered, and the noise measurement polycarbonate film not facing the neutron measurement polycarbonate film (4a) facing the α-ray emitter member (3). (4b) is counted by enlarging the tracks by electrochemical etching.
[0037]
Since the neutron dose equivalent measuring device (19) of the invention of this application is sensitive enough to detect neutrons in natural radiation, etch pits overlap when the dose is large. The cross-sectional area from which fast neutrons react with carbon in polycarbonate to emit α-rays is smaller than the cross-sectional area of reaction between α-ray emitters and thermal neutrons. The neutron dose of the dose can be measured. Since the polycarbonate film for noise measurement (4b) for measuring the noise track is not opposed to the α-ray emitter, it can be used for the purpose of detecting α-rays by fast neutrons. In order to measure the dose of fast neutrons, CR-39, which is a kind of polycarbonate used for personal monitoring of neutrons, can be placed in the holding frames (6a) and (6b).
[0038]
When organic gas is generated from the adhesive used when the α-ray emitter powder (1) is attached to the support plate (2), the surface of the polycarbonate film on which the tracks are recorded is adversely affected. 3) After production, expose to air for several days. Then, the produced solid track detection set (7) is sequentially stacked and inserted into the airtight container (15) of FIG. 4, and the lid is capped, and finally the air vent hole is sealed with a screw.
[0039]
Electrochemical etching is performed on the polycarbonate film collected after neutron irradiation or in the environment. Solid tracks generated by alpha rays do not fade (regress) at room temperature, but were irradiated with a known dose by placing a polycarbonate film irradiated with a known dose in an airtight container in preparation for the effects of high temperatures. The influence of fading of the obtained solid track can be taken into consideration with the polycarbonate film as a reference.
[0040]
【Example】
<Example 1>
Using the neutron dose equivalent measuring device of the invention of the application as described above, the neutron dose equivalent was measured by the solid track detection method.
[0041]
The polycarbonate film in the solid track detection set is 0.3 mm thick, and the etching conditions are KOH (35 g) + water (75 mL) + ethyl alcohol (25 mL) for the solution, temperature 32 ° C., applied electric field. The effective voltage was 1.2 kV and 2 kHz, and the etching time was 2 hours.
[0042]
Thereafter, the number of solid tracks per unit area of the polycarbonate film was counted. For the etching, an apparatus for measuring the radon concentration in the air by the etch pit method can be used, and the neutron dose equivalent is calculated using the calibration value. The number of noise etch pits in the polycarbonate film at the time of purchase was 2 to 3 per 1 cm × 1 cm.
[0043]
As a result of calibration using the Am-Be standard neutron field, the dose per pit was 0.21 ± 0.02 μSv.
[0044]
This neutron dose equivalent measuring instrument was placed on the 3rd floor of a five-story concrete building for 4.3 years. As a result, the number of etch pits per 1cm x 1cm (1 sheet) per year was 90 ± 18, noise etch. The number of pits was 3.9 ± 1.2. The neutron dose in natural radiation obtained by subtracting noise was 18.1 ± 3.6 μSv. This value is small compared to 100 μSv per year reported by the United Nations in 2000, but this was judged to be due to the fact that this neutron dose equivalent measuring instrument was placed in a concrete building.
[0045]
The ratio of the number of noise tracks in the polycarbonate film placed without using the O-ring of the same structure for the same period and the number of noise tracks in the air-tight container using the O-ring is 2.1. confirmed. If the number of tracks after subtracting the number of noise tracks is the minimum detection sensitivity when the number of tracks is twice that of the noise track, the dose is 1 / 2.1 when the O-ring is not used. Is the minimum detection sensitivity.
[0046]
When ten solid track detection sets of the invention of this application are used, the number of etch pits for each one is 80% of the case where one solid track detection set is used. It has been shown that the arrangement of the solid track detection set of the invention of this application is effective.
[0047]
As for the maximum number of detections, it has been confirmed that the dose and the number of tracks are proportional to 10,000 per 1 cm × 1 cm, so 2 mSv is the maximum detection dose. In the case of more than this, the measurement can be performed by a polycarbonate film not using
[0048]
The ratio of the number of tracks to a constant dose of the polycarbonate film having a thickness of 0.3 mm and the polycarbonate film having a thickness of 0.5 mm used for comparison was 1.8. This is because in the case of electrochemical etching, the higher the voltage applied between the surfaces of the film, the faster the etching.
[0049]
The count of each set in the measuring instrument of the invention of this application is about 40% greater when the incident direction of the neutron is incident perpendicular to the axial direction of the moderator than when incident in the axial direction. In the actual case, it is considered that the incident light is equally incident in both directions, so the average value in the two directions is used as the sensitivity per etch pit.
[0050]
【The invention's effect】
As described above in detail, the invention of this application is provided with a neutron dose equivalent measuring device capable of measuring the dose equivalent of neutron beams in a wide range from low energy of natural radiation level to high energy by a solid track detection method, The combination of the α-ray emitter and the polycarbonate film of the invention of this application could be reduced to ½ compared to the case where the noise track was not sealed by a neutron dose equivalent measuring device arranged in an airtight container. Moreover, it was confirmed that the increase in the number reduces the statistical error due to the arrangement of the solid track detection set in the airtight container in the neutron dose equivalent measuring device of the invention of this application. In addition, the number of actual tracks can be calculated by using a polycarbonate film for noise track measurement. From these results, the neutron dose equivalent measuring device of the invention of this application can measure the neutron dose equivalent at the natural radiation level. Was confirmed.
[Brief description of the drawings]
FIG. 1 is an exploded cross-sectional view illustrating an embodiment of a solid track detection set in a neutron dose equivalent measuring device of the invention of this application.
FIG. 2 is an exploded cross-sectional view illustrating another embodiment of a solid track detection set in the neutron dose equivalent measuring device of the invention of this application.
FIG. 3 is a cross-sectional view illustrating an embodiment of a solid track detection set in the neutron dose equivalent measuring device of the invention of this application.
FIG. 4 is a cross-sectional view illustrating an embodiment of an airtight container used in the neutron dose equivalent measuring device of the invention of this application.
FIG. 5 is a cross-sectional view illustrating an embodiment in which a plurality of solid track detection sets are arranged in an airtight container used in the neutron dose equivalent measuring device of the invention of this application.
FIG. 6 is a cross-sectional view illustrating an embodiment of a moderator used in the neutron dose equivalent measuring device of the invention of this application.
FIG. 7 is a cross-sectional view illustrating one embodiment of a neutron dose equivalent measuring device of the invention of this application.
[Explanation of symbols]
DESCRIPTION OF SYMBOLS 1 alpha
9
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