JPWO2005008287A1 - Thermal neutron flux monitor - Google Patents
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Abstract
安定した測定が可能な熱中性子束モニタを提供する。 第1シンチレータ1と、第2シンチレータ2と、光検出部3とを備えている。第1シンチレータ1は、熱中性子と核反応を起こす核種を備えている。第2シンチレータ2は、このような核種を、第1シンチレータ1よりも少ない濃度で備えているか、あるいは、実質的に備えていない。第1シンチレータ1と第2シンチレータ2は、共に、γ線に反応して発光する。光検出部3は、第1シンチレータ1と第2シンチレータ2の発光出力に基づいて、熱中性子束を測定する。これにより、γ線の影響を除去して、熱中性子束を精度良く測定できる。A thermal neutron flux monitor capable of stable measurement is provided. A first scintillator 1, a second scintillator 2, and a light detection unit 3 are provided. The first scintillator 1 includes a nuclide that causes a nuclear reaction with thermal neutrons. The second scintillator 2 is provided with such a nuclide at a concentration lower than that of the first scintillator 1 or substantially not provided. Both the first scintillator 1 and the second scintillator 2 emit light in response to γ rays. The light detection unit 3 measures the thermal neutron flux based on the light emission outputs of the first scintillator 1 and the second scintillator 2. Thereby, the influence of γ rays can be removed and the thermal neutron flux can be measured with high accuracy.
Description
本発明は熱中性子束モニタに関する。 The present invention relates to a thermal neutron flux monitor.
熱中性子束を精度良く測定する方法としては、金の放射化法が知られている。しかしながら、金の放射化法では、熱中性子による放射化、および、放射化した金の放射能測定が必要である。このため、この方法では、リアルタイムの測定が難しいという問題がある。
リアルタイムの測定を可能とするために、例えば半導体検出器を用いた方法が提案されている。しかしながら、半導体検出器を用いる方法は、遠隔地における測定やプリアンプを直近に配置できない場合、電気ノイズの影響により安定した測定が難しいという問題がある。As a method for measuring the thermal neutron flux with high accuracy, a gold activation method is known. However, the gold activation method requires activation by thermal neutrons and measurement of the activity of the activated gold. For this reason, this method has a problem that real-time measurement is difficult.
In order to enable real-time measurement, for example, a method using a semiconductor detector has been proposed. However, the method using a semiconductor detector has a problem in that it is difficult to perform stable measurement due to the influence of electrical noise when measurement at a remote location or when a preamplifier cannot be placed in the immediate vicinity.
本発明は、このような事情に鑑みてなされたものである。本発明の目的は、安定した測定が可能な熱中性子束モニタを提供することである。
本発明に係る熱中性子束モニタは、第1シンチレータと、第2シンチレータと、光検出部とを備えている。前記第1シンチレータは、熱中性子と核反応を起こす核種を備えている。前記第2シンチレータは、前記核種を第1シンチレータよりも少ない濃度で備えているか、あるいは実質的に備えていない。前記光検出部は、前記第1シンチレータと前記第2シンチレータの発光出力に基づいて熱中性子束を測定するものである。
前記第1シンチレータが備えている核種は、例えば、10Bまたは6Liである。
前記測定に用いられる発光出力とは、例えば、前記第1シンチレータと前記第2シンチレータとにおける、しきい値以上の光量を有する発光回数の差分である。
前記第1および第2シンチレータと前記光検出部との間には、前記第1および第2シンチレータにおいて発生した光を前記検出部に導く導光路を配置することができる。
前記導光路は、前記第1シンチレータと前記光検出部との間に配置された第1導光部と、前記第2シンチレータと前記光検出部との間に配置された第2導光部とを備えていてもよい。
前記第1シンチレータから発する光の波長と、前記第2シンチレータから発する光の波長を、異なるものとし、前記導光路を、前記第1シンチレータにおいて発生した光と、前記第2シンチレータにおいて発生した光とを前記検出部に導く構成とし、前記光検出部を、前記波長毎の発光出力に基づいて前記熱中性子束を測定する構成としても良い。
前記導光路を光ファイバにより構成してもよい。
前記光ファイバを、その中間部において脱着可能としてもよい。
前記第1または第2シンチレータの表面に、前記第1または第2シンチレータからの光を内側に反射し、かつ、熱中性子に対する感度を実質的に有しない反射層を備えることもできる。
前記第1または第2シンチレータの周囲に、外乱光を遮断し、かつ、熱中性子を透過させる光遮蔽層を備えることもできる。
前記核種を、前記第1シンチレータの内部に混入してもよい。また、前記核種を、前記第1シンチレータの表面上に配置してもよい。
前記第1または第2シンチレータとして、プラスチックシンチレータを用いることもできる。
前記第1シンチレータと第2シンチレータとを、1本の導光路に接続し、前記1本の導光路の中間部に、前記第1シンチレータからの光と、前記第2シンチレータからの光とを分離する色分光フィルタを配置し、前記導光部を、分離されたそれぞれの前記光を前記光検出部に送る構成とすることも可能である。
前記第1シンチレータおよび第2シンチレータの発光色は、「青色以外であり、かつ、互いに異なるもの」であってもよい。
前記第1シンチレータと第2シンチレータの間に、発光波長を変換する波長シフトファイバーを配置してもよい。
前記モニタにおいて、前記第2シンチレータは、前記熱中性子に対する感度が前記核種とは異なる核種を備えていてもよい。
前記光検出部は、前記第1シンチレータと前記第2シンチレータの発光出力に基づいて、前記熱中性子束に加えて、さらにγ線線量を測定するものであってもよい。
本発明に係る熱中性子束モニタ用検出素子は、第1シンチレータと第2シンチレータと導光路とを備え、前記第1シンチレータから発する光の波長と、前記第2シンチレータから発する光の波長とは、異なるものとなっており、前記第1シンチレータと前記第2シンチレータとは、前記導光路の先端部に配置されており、さらに、前記第1シンチレータと前記第2シンチレータとは、前記導光路の延長方向に沿って縦列に配置されている構成となっている。
本発明に係る熱中性子束測定方法は、第1シンチレータと、第2シンチレータとを用い、前記第1シンチレータは、熱中性子と核反応を起こす核種を備えており、前記第2シンチレータは、前記核種を第1シンチレータよりも少ない濃度で備えているか、あるいは実質的に備えていないものであって、前記第1シンチレータと前記第2シンチレータの発光出力に基づいて熱中性子束を測定する構成となっている。
本発明に係る中性子サーベイメータは、第1シンチレータと、第2シンチレータと、光検出部とを備えている。前記第1シンチレータは、熱中性子と核反応を起こす核種を備えている。前記第2シンチレータは、前記核種を第1シンチレータよりも少ない濃度で備えているか、あるいは実質的に備えていない。前記光検出部は、前記第1シンチレータと前記第2シンチレータの発光出力に基づいて中性子線量を測定するものである。このサーベイメータは、さらに第3シンチレータを備える。前記第1シンチレータおよび前記第2シンチレータは、前記第3シンチレータの内側に配置される。前記第3シンチレータは、外部から前記第1シンチレータに到達する中性子に対する減速材となっている。前記光検出部は、前記第3シンチレータからの発光出力を検出することにより、前記第3シンチレータに照射された速中性子線線量を計測するように構成されている。
本発明に係る中性子線計測装置は、第1シンチレータと、第2シンチレータと、光検出部と、減速材とを備える。前記第1シンチレータは、熱中性子と核反応を起こす核種を備える。前記第2シンチレータは、前記核種を第1シンチレータよりも少ない濃度で備えているか、あるいは実質的に備えていない。前記光検出部は、前記第1シンチレータと前記第2シンチレータの発光出力に基づいて中性子線量を計測する構成となっている。前記減速材は、速中性子を熱中性子に減速するものである。さらに、前記減速材は、前記第1および第2シンチレータの周囲に配置されている。
前記中性子線計測装置における前記第2シンチレータは、前記熱中性子に対する感度が前記核種とは異なる核種を備えていてもよい。The present invention has been made in view of such circumstances. An object of the present invention is to provide a thermal neutron flux monitor capable of stable measurement.
The thermal neutron flux monitor according to the present invention includes a first scintillator, a second scintillator, and a light detection unit. The first scintillator includes a nuclide that causes a nuclear reaction with thermal neutrons. The second scintillator is provided with the nuclide at a concentration lower than or substantially lower than that of the first scintillator. The light detector measures thermal neutron flux based on light emission outputs of the first scintillator and the second scintillator.
The nuclide included in the first scintillator is, for example, 10 B or 6 Li.
The light emission output used for the measurement is, for example, a difference in the number of times of light emission having a light amount equal to or greater than a threshold value in the first scintillator and the second scintillator.
Between the first and second scintillators and the light detection unit, a light guide path that guides light generated in the first and second scintillators to the detection unit can be disposed.
The light guide path includes a first light guide unit disposed between the first scintillator and the light detection unit, a second light guide unit disposed between the second scintillator and the light detection unit. May be provided.
The wavelength of the light emitted from the first scintillator is different from the wavelength of the light emitted from the second scintillator, and the light that is generated in the first scintillator and the light generated in the second scintillator are used as the light guide path. It is good also as a structure which leads to the said detection part, and makes the said light detection part the structure which measures the said thermal neutron flux based on the light emission output for every said wavelength.
You may comprise the said light guide path with an optical fiber.
The optical fiber may be removable at an intermediate portion thereof.
A reflection layer that reflects light from the first or second scintillator inward and has substantially no sensitivity to thermal neutrons may be provided on the surface of the first or second scintillator.
A light shielding layer that blocks disturbance light and transmits thermal neutrons may be provided around the first or second scintillator.
The nuclide may be mixed in the first scintillator. The nuclide may be disposed on the surface of the first scintillator.
A plastic scintillator can also be used as the first or second scintillator.
The first scintillator and the second scintillator are connected to one light guide, and the light from the first scintillator and the light from the second scintillator are separated at an intermediate portion of the one light guide. It is also possible to arrange the color spectral filter to be arranged, and to make the light guide unit send each separated light to the light detection unit.
The emission color of the first scintillator and the second scintillator may be “other than blue and different from each other”.
A wavelength shift fiber that converts the emission wavelength may be disposed between the first scintillator and the second scintillator.
In the monitor, the second scintillator may include a nuclide whose sensitivity to the thermal neutron is different from the nuclide.
The light detection unit may further measure a γ-ray dose in addition to the thermal neutron flux based on light emission outputs of the first scintillator and the second scintillator.
The detection element for thermal neutron flux monitoring according to the present invention includes a first scintillator, a second scintillator, and a light guide, and the wavelength of light emitted from the first scintillator and the wavelength of light emitted from the second scintillator are: The first scintillator and the second scintillator are arranged at the front end of the light guide path, and the first scintillator and the second scintillator are extensions of the light guide path. It becomes the structure arrange | positioned in a column along the direction.
The thermal neutron flux measurement method according to the present invention uses a first scintillator and a second scintillator, and the first scintillator includes a nuclide that causes a nuclear reaction with thermal neutrons, and the second scintillator includes the nuclide. At a concentration lower than that of the first scintillator or substantially not, and the thermal neutron flux is measured based on the light emission outputs of the first scintillator and the second scintillator. Yes.
The neutron survey meter according to the present invention includes a first scintillator, a second scintillator, and a light detection unit. The first scintillator includes a nuclide that causes a nuclear reaction with thermal neutrons. The second scintillator is provided with the nuclide at a concentration lower than or substantially lower than that of the first scintillator. The light detection unit measures a neutron dose based on light emission outputs of the first scintillator and the second scintillator. The survey meter further includes a third scintillator. The first scintillator and the second scintillator are disposed inside the third scintillator. The third scintillator is a moderator for neutrons that reach the first scintillator from the outside. The light detection unit is configured to measure a dose of fast neutrons irradiated to the third scintillator by detecting a light emission output from the third scintillator.
The neutron beam measurement apparatus according to the present invention includes a first scintillator, a second scintillator, a light detection unit, and a moderator. The first scintillator includes a nuclide that causes a nuclear reaction with thermal neutrons. The second scintillator is provided with the nuclide at a concentration lower than or substantially lower than that of the first scintillator. The light detection unit is configured to measure a neutron dose based on light emission outputs of the first scintillator and the second scintillator. The moderator decelerates fast neutrons to thermal neutrons. Furthermore, the moderator is disposed around the first and second scintillators.
The second scintillator in the neutron beam measurement apparatus may include a nuclide whose sensitivity to the thermal neutron is different from the nuclide.
図1は、本発明の第1実施形態に係る熱中性子束モニタの概略的構成を示すブロック図である。
図2は、図1のP部分を拡大した要部断面図である。
図3は、図1のQ部分を拡大した要部断面図である。
図4は、本発明の第2実施形態に係る熱中性子束モニタの要部拡大断面図である。
図5は、本発明の第2実施形態に係る熱中性子束モニタの概略的構成を示すブロック図である。
図6は、本発明の第2実施形態におけるチェレンコフ光対策を説明するための説明図である。
図7は、本発明の第3実施形態に係る熱中性子束モニタにおいて用いる第1シンチレータの拡大断面図である。
図8は、本発明の第4実施形態に係る熱中性子束モニタの要部拡大断面図である。
図9は、本発明の第5実施形態に係る熱中性子束モニタの要部拡大断面図である。
図10は、本発明の実験例における実験結果を示すグラフである。
図11は、比較例における実験結果を示すグラフである。
図12は、本発明の実験例における実験結果を示すグラフである。
図13は、本発明の実験例における実験結果を示すグラフである。FIG. 1 is a block diagram showing a schematic configuration of a thermal neutron flux monitor according to the first embodiment of the present invention.
FIG. 2 is an enlarged cross-sectional view of a main part of a portion P in FIG.
FIG. 3 is an enlarged cross-sectional view of a main part of a portion Q in FIG.
FIG. 4 is an enlarged cross-sectional view of a main part of a thermal neutron flux monitor according to the second embodiment of the present invention.
FIG. 5 is a block diagram showing a schematic configuration of a thermal neutron flux monitor according to the second embodiment of the present invention.
FIG. 6 is an explanatory diagram for explaining the measures against Cherenkov light in the second embodiment of the present invention.
FIG. 7 is an enlarged cross-sectional view of the first scintillator used in the thermal neutron flux monitor according to the third embodiment of the present invention.
FIG. 8 is an enlarged cross-sectional view of a main part of a thermal neutron flux monitor according to the fourth embodiment of the present invention.
FIG. 9 is an enlarged sectional view of a main part of a thermal neutron flux monitor according to the fifth embodiment of the present invention.
FIG. 10 is a graph showing experimental results in an experimental example of the present invention.
FIG. 11 is a graph showing experimental results in the comparative example.
FIG. 12 is a graph showing experimental results in an experimental example of the present invention.
FIG. 13 is a graph showing experimental results in an experimental example of the present invention.
以下、本発明の第1実施形態に係る熱中性子束モニタを、図1〜図3を参照して説明する。
(第1実施形態の構成)
この実施形態に係る熱中性子束モニタは、第1シンチレータ1(図2参照)と、第2シンチレータ2(図3参照)と、光検出部3(図1参照)と、導光路5とを主要な構成として備えている。
第1シンチレータ1は、熱中性子と核反応を起こす核種を備えている。本実施形態のシンチレータ1は、通常のシンチレータとして用いられる基材にこのような核種を混入することにより構成されている。核種が混入される、シンチレータ用の基材としては、有機物質を用いたもの(例えばプラスチックシンチレータ)であっても、無機物質を用いたもの(例えば少量のタリウムをドープしたNaIやCsIの結晶、ZnSの結晶、またはBGOなどの酸化物結晶を用いたシンチレータ)であってもよい。
本実施形態では、第1シンチレータ1に備えられた核種として、10Bが用いられている。ただし、核種としては、これに限らず、6Li、ウラン、プルトニウム、ガドリニウムなどを用いることができる。要するに、核種としては、熱中性子と核反応を起こすものであればよい。6Liを用いる例は別の実施形態として後述する。10Bは、シンチレータ基材の内部に取り入れることが可能であり、さらに、発光波長に対してほぼ透明な10B入りシンチレータを作成することが可能であるため、この実施形態では、核種を第1シンチレータ1の基材の内部に混ぜ込んでいる。
第2シンチレータ2は、前記したような核種を第1シンチレータよりも少ない濃度で備えているか、あるいは実質的に備えていないものとなっている。ここで、「核種を実質的に備えていない」とは、「熱中性子による核反応が核種に生じたとしても、それによる第2シンチレータ2の発光量が、ノイズとして区別できる発光量である」ことを意味する。このような発光量であれば、しきい値を設定することにより、第2シンチレータからの、熱中性子に起因する発光を除去しうるからである。また、熱中性子と核反応を起こす核種を第2シンチレータ2に微量に混入することは許容される。第2シンチレータ2の材質としては、第1シンチレータ1の基材と同様の材質(つまり有機または無機の物質を用いたシンチレータ)であることが好ましい。第1シンチレータ1と第2シンチレータ2との特性が一致するほうが、計測精度向上を図りやすいためである。しかしながら、第2シンチレータ2の材質として、第1シンチレータ1と異なるものを用いることは可能である。
光検出部3は、第1シンチレータ1と第2シンチレータ2の発光出力を検出する構成となっている。この実施形態における光検出部3は、光電子増倍管31・36と波形整形増幅器32・37と波高弁別器33・38とカウンタ34・39とコンピュータ40とから構成されている。この実施形態では、光電子増倍管31と波形整形増幅器32と波高弁別器33とカウンタ34とが、第1シンチレータ1に対応し、コンピュータ40への入力系統を構成している。同様に、この実施形態では、光電子増倍管36と波形整形増幅器37と波高弁別器38とカウンタ39とが、第2シンチレータ2に対応し、コンピュータ40への入力系統を構成している。
光電子増倍管31は、第1シンチレータ1からの光を、導光路5を介して受光するようになっている。光電子増倍管31は、光を高感度で電気信号に変換する部品である。波形整形増幅器32は、光電子増倍管31で得られた電気信号の波形を整形し、かつ増幅するものである。波高弁別器33は、整形された電気信号の出力値としきい値とを比較し、しきい値に満たない電気信号(つまりノイズ)を除去するものである。カウンタ34は、波高弁別器33で選別された信号を計数するものである。例えば、カウンタ34は、しきい値を超えた信号が一つ到来する毎に計数値を一つインクリメントしてコンピュータ40へ出力するようになっている。これらの構成要素は、従来から知られているので、これ以上詳しい説明は省略する。
光電子増倍管36は、第2シンチレータ2からの光を、導光路5を介して受光するようになっている。光電子増倍管36、波形整形増幅器37、波高弁別器38およびカウンタ39の構成は、光電子増倍管31、波形整形増幅器32、波高弁別器33およびカウンタ34と同様なので、これらについての詳しい説明は省略する。
コンピュータ40は、カウンタ34およびカウンタ39からの出力を受け取り、次のような動作を行う。
(1)各カウンタからの出力に基づいて、所定時間毎(例えば1秒毎)の発光回数(これを合計出力と称する。)を算出する。
(2)カウンタ34に基づく合計出力から、カウンタ39に基づく合計出力を減算する。ここで、本実施形態では、カウンタ39からの合計出力に対して、感度補正のための補正係数を乗じたのち、減算を行っている。第1シンチレータ1と第2シンチレータ2との間における感度の相違を補正するためである。減算後、算出された値に換算係数を乗じて、熱中性子束の値を得る。
(3)得られた熱中性子束をコンピュータ40の出力部(ディスプレイやプリンタなど)に出力する。なお、熱中性束を出力せずに、後の処理のために記憶装置に記憶しておくことも可能である。
コンピュータ40におけるこのような動作は、コンピュータプログラムにより容易に実行可能である。
導光路5は、第1導光部51と第2導光部52とを備えている。この実施形態では、これらの導光部は、光ファイバにより構成されている。
第1導光部51の先端部511は、着脱部512により、第1導光部51の基部(先端部以外の部分)に対して着脱可能となっている。第1シンチレータ1は、第1導光部51の先端に、これと隣接して配置されている(図2参照)。第1導光部51および第1シンチレータ1を覆う位置には、反射層513が形成されている。反射層513は、第1シンチレータ1からの光を内部へ反射し、かつ、熱中性子に対する感度を実質的に有しない材質により構成されている。ここで、「感度を実質的に有しない」とは、「無視できるまたは除去できる程度のノイズしか発生しない」という意味である。このような材質としては、例えばチタン酸化物(TiO2)である。第1シンチレータ1および第1導光部51の周囲には、外乱光を遮断し、かつ、熱中性子を透過させる光遮蔽層514が配置されている。つまり、第1シンチレータ1および第1導光部51は、光遮蔽層514により覆われている。
第2導光部52は、第1導光部51と同様の構成となっている。すなわち、第2導光部52の先端部521は、着脱部522により、第2導光部52の基部に対して着脱可能となっている。また、第2シンチレータ2は、第2導光部52の先端に、これと隣接して配置されている(図3参照)。第2導光部52および第2シンチレータ2を覆う位置には、反射層513と同様の反射層523が形成されている。第2シンチレータ2および第2導光部52の周囲には、外乱光を遮断し、かつ、熱中性子を透過させる光遮蔽層524が配置されている。
(第1実施形態の使用方法および動作)
つぎに、本実施形態に係る熱中性子束モニタの使用方法および動作について説明する。まず、第1シンチレータ1および第2シンチレータ2を、測定箇所に配置する。例えば、生体内の腫瘍を死滅させるために照射される中性子線の熱中性子束を測定する用途であれば、これらを腫瘍の近傍に配置する。ここで、本実施形態では、第1・第2導光部51・52の先端部511・521を着脱可能としたので、先端部511・521のみを持って各シンチレータの位置決めをすることができ、その作業が容易となる。また、各先端部をディスポーザブルとすることができるので衛生上の扱いが容易となる。
ついで、外部から測定箇所(例えば腫瘍)に対して熱中性子を照射する。このとき、熱中性子照射場では、γ線も測定箇所に対して照射される。照射された熱中性子およびγ線は、光遮蔽層514・524および反射層513・523を通過して、第1・第2シンチレータ1・2に到達する。
第1シンチレータ1では、これに混入されている「熱中性子と核反応を起こす核種」が熱中性子と反応して、エネルギーを発生する。これにより、第1シンチレータ1が発光する。さらに、第1シンチレータ1では、γ線と第1シンチレータ1の基材との反応によっても発光する。これらの光は、第1導光路51を介して、光検出部3の光電子増倍管31に送られる。本実施形態では、反射層513を設けているので、第1シンチレータ1から外部に漏れようとする光を内部に戻すことができる。このため、光を第1導光路51および光電子増倍管31に効率よく送り出すことができる。さらに、この実施形態では、光遮断層514を形成したので、外乱光によるノイズの混入を防止することができる。
光電子増倍管31に送られた光は、ここで電気信号に変換される。この電気信号は、波形整形増幅器32において波形整形および増幅され、波高弁別器33においてノイズが除去された後、カウンタ34で計数されて、計数の結果がコンピュータ40に送られる。
一方、第2シンチレータ2では、γ線との反応により発光が生じる。第2シンチレータ2では、前記した核種を第1シンチレータよりも少ない濃度で備えている、あるいは実質的に備えていないため、熱中性子との核反応回数は第1シンチレータよりも少なく、それに伴う発光回数も少ない。第2シンチレータ2で生じた光は、第1シンチレータ1の場合と同様に、第2導光路52を介して、光電子増倍管36により電気信号に変換される。この電気信号は、波形整形増幅器37、波高弁別器38を介してカウンタ39に送られ、ここで計数される。計数の結果はコンピュータ40に送られる。
コンピュータ40は、次の動作を行う。
(1)各カウンタからの出力に基づいて、所定時間毎(例えば1秒毎)の発光回数(合計出力)を算出する。つまり、第1および第2シンチレータ1および2における1秒間の発光回数をそれぞれカウントする。
(2)ついで、カウンタ34に基づく合計出力から、カウンタ39に基づく合計出力(補正係数を乗じたもの)を減算し、この減算値に換算係数を乗じることによって熱中性子束を得る。
(3)得られた熱中性子束をコンピュータ40の出力部(ディスプレイやプリンタなど)に出力する。
第1シンチレータ1からの出力は、γ線の影響を含んでいる。本実施形態の装置および方法では、前記した動作により、第1シンチレータ1の出力から、γ線による影響を考慮し、熱中性子の到来回数を得ることができる。したがって、この実施形態では、熱中性子束の計測結果がγ線に影響されにくく、測定結果が安定するという利点がある。
また、本実施形態では、導光路5を用いて、光の状態で信号を光検出部3に送っているので、経路中における電気的ノイズが信号に混入しにくいという利点もある。
さらに、第1および第2シンチレータを構成する基材をプラスチックシンチレータとすれば、発光の減衰時間が短くなる。プラスチックシンチレータにおける減衰時間は、例えば1ns程度である。このため、この実施形態によれば、高い計数率を得ることができる。すると、熱中性子の強い場(例えば治療用に熱中性子が使用される場)での、熱中性子の計測が可能となる。
(第2実施形態)
次に、本発明の第2実施形態に係るモニタおよびこれを用いた測定方法を、図4および図5に基づいて説明する。この実施形態では、第1実施形態と共通する構成については同一符号を用いて説明を省略する。
本実施形態のモニタでは、第1シンチレータ1と第2シンチレータ2とが、1本の第1導光部51の先端に、縦列で配置されている(図4参照)。また、本実施形態における第1シンチレータ1と第2シンチレータ2の発光波長は、互いに異なるものとなっている。例えば、第1シンチレータ1の発光波長は青色、第2シンチレータ2の発光波長は緑色の波長ととなっている。さらに、この実施形態では、第1シンチレータ1が、第2シンチレータ2よりも先端側に配置されている。ただし、第2シンチレータ2を、第1シンチレータ1よりも先端側に配置してもよい。この実施形態では、第1シンチレータ1、第2シンチレータ2および第1導光部51の先端部511によって、本発明における熱中性子束モニタ用検出素子の一例が構成されている。
第1導光部51の中間部には、色分光フィルタ53が配置されている(図5参照)。色分光フィルタ53は、波長に対応して光を分岐させるものである。第1導光部51は、色分光フィルタ53によって分光された青色の光(つまり第1シンチレータ1からの光)を光電子増倍管31に送るようになっている。第2導光部52は、色分光フィルタ53によって分光された緑色の光(つまり第2シンチレータ2からの光)を光電子増倍管36に送るようになっている。つまり、フィルタ53で分光された光は、それぞれ対応する導光部を通って、光電子増倍管31および36に送られる。
本実施形態のモニタによれば、第1シンチレータ1における発光と第2シンチレータ2における発光とを、それぞれ、カウンタ34とカウンタ39により計数して、コンピュータ40に送ることができる。したがって、第1実施形態の場合と同様に、熱中性子束の測定ができる。
また、第2実施形態のモニタによれば、一本の第1導光部51の先端に第1および第2シンチレータ1および2を配置しているので、測定箇所が狭い場合における測定器の取り付け作業が容易になるという利点がある。
なお、第2実施形態におけるチェレンコフ光対策は、例えば以下の手段で実施できる。チェレンコフ光とは、エネルギーの高い荷電粒子が物質(誘電体)内を通過するとき、この粒子の速度が物質内の光速度より大きい場合に発する青い放射光である。
(1)第1シンチレータ1および第2シンチレータ2の発光色を青色以外とし、かつ、それぞれの発光色も異ならせる(例えば、赤色と緑色とする)。
(2)光検出部3の手前に、青色をカットするフィルタ514を設ける(図5中破線参照)。このフィルタ514を通過した赤色と緑色を色分光フィルタ53で分光して、それぞれの波長の光を検出する。これにより、熱中性子束測定へのチェレンコフ光の影響を除去できる。
ただし、シンチレータからの発光色は、一般に青色が多く、赤色や緑色は特殊である。そこで、波長シフトファイバを用いて、青色発光の波長を赤色や緑色にシフトさせる方法を、図6を用いて説明する。この例では、青色で発光する第1シンチレータ1の後に、波長シフトファイバ517が配置されている。
波長シフトファイバ517の後側には、アイソレータ518が配置される。アイソレータ518の一方の面(第1シンチレータ1側の面)は透過面、他方の面(第2シンチレータ2側の面)は、反射面となっている。これにより、第2シンチレータ2からの光が波長シフトファイバ517に進入することを防止する。
アイソレータ518の後方には、緑色又は赤色発光のシンチレータ2が配置される。
この方法によれば、第1シンチレータ1として、通常の青色発光のものを用いることができる。
第2実施形態における他の構成および利点は前記第1実施形態と同様なので詳細な説明を省略する。
(第3実施形態)
次に、本発明の第3実施形態に係るモニタを図7に基づいて説明する。この第3実施形態では、第1実施形態で説明した核種として、6Liが用いられている。具体的には、この実施形態では、6Liの化合物である6LiF粉末11を用いている。この6LiF粉末11は、この実施形態では、図7に示されているように、第1シンチレータ1の基材部分の外表面に付着させられている。6LiF粉末11は白色であり、第1シンチレータ1の内部にこれを混入すると、取り出せる光量が低下してしまう。6LiF粉末11を第1シンチレータ1の表面に付着させれば、反射材としても機能し得るので、その周囲に配置された反射材と共に第1シンチレータ1の内部から発せられた光を反射して内部に戻し、取り出せる光量を増加させることができる。もちろん、6Liの化合物には透明なものも存在する。さらに、6Li化合物が有色であっても、シンチレータの内部にこれを混入することは可能である。
その他の構成は第1実施形態または第2実施形態と同様とすることができるので、詳細な説明は省略する。なお、第1シンチレータ1において光を取り出す面(図7中下面)には6Li粉末11を付着させないことが好ましい。
(第4実施形態)
次に、本発明の第4実施形態に係る中性子サーベイメータを図8に基づいて説明する。この第4実施形態では、一つの光電子増倍管31における入力部のほぼ中央に第1シンチレータ1が配置されている。さらに第1シンチレータ1の外側に、第2シンチレータ2が配置されている。さらに、第2シンチレータ2の外側に、第3シンチレータ6が配置されている。第3シンチレータ6は、第2シンチレータ2と同様に、前記した核種を含まない構成となっている。
各シンチレータの間には、光を反射する反射層(図示せず)が配置されており、各シンチレータにおける発光を独立に取り出すことができるようになっている。各シンチレータには、それぞれ、光電子増倍管311、312および313が隣接して配置されている(図8参照)。すなわち、各光電子増倍管は、各シンチレータからの発光を受け取って電気信号に変換するようになっている。光電子増倍管311には、前記と同様の波形整形増幅器、波高弁別器、カウンタが接続されており(図示せず)、速中性子線による発光を含んだ計数値をコンピュータ40に出力することができるようになっている。光電子増倍管312は、前記した光電子増倍管36と同様の構成であり、主にγ線計数値をコンピュータ40に出力できるようになっている。光電子増倍管313は、光電子増倍管31と同様の構成であり、熱中性子束およびγ線の計数値をコンピュータ40に出力できるようになっている。
第4実施形態のサーベイメータにおいては、外部から到来した中性子は、第3シンチレータ6により減速され、熱中性子となって、第3シンチレータ6の内側にある第1シンチレータ1により計測される。また、外部から第3シンチレータ6に到来した速中性子線も、第3シンチレータ6により計測される。
さらに、γ線は、透過力が強いため、ほとんど減衰せずに、第2および第1シンチレータ2および1を通過する。これにより、第2シンチレータ2では、γ線補償のための計数を行うことができる。
この実施形態のサーベイメータでは、γ線および中性子線の線量を同時に計測することが可能になるという利点がある。
なお、この第4実施形態では、本発明のモニタを用いてサーベイメータを構成したが、これに限らず、例えば、エリアモニタやモニタリングポストなどの中性子線検出装置を構成することも可能である。この場合の構成としては、例えば、図8に示す構成が可能である。ただし、第3シンチレータ6に代えて、単なる減速材を用いることが可能である。また、この減速材からの出力を検出する必要はない。第1・第2シンチレータの周囲に減速材を配置することで、高速中性子を熱中性子に変換できる。さらに、熱中性子束を第1・第2シンチレータで計測し、その値を速中性子線量を算出することができる。なお、換算のためには、例えば、所定の検量線を作成しておけばよい。
(第5実施形態)
次に、本発明の第5実施形態に係るモニタを図9に基づいて説明する。この第5実施形態では、光電子増倍管31の入力部前面に第1シンチレータ1が取り付けられている。また、光電子増倍管36の入力部前面に第2シンチレータ2が取り付けられている。この実施形態では、各シンチレータからの光を、導光路5を介さずに、光電子増倍管31および36により受光している。光電子増倍管31および36の出力は、波形整形増幅器32および37にそれぞれ送られる。他の構成および利点は前記第1実施形態と同様なので説明を省略する。
(第6実施形態)
次に、本発明の第6実施形態に係るモニタを説明する。この第6実施形態では、第2シンチレータ2が、前記第1シンチレータ1に混入された核種を第1シンチレータよりも少ない濃度で備えている、あるいは第1シンチレータとは熱中性子に対する感度が異なる核種を備えている。この場合、以下のようにして、熱中性子束とγ線線量を計算できる。
第1シンチレータ1からの出力を、X=an+bg (a,cは熱中性子に対する感度)、
第2シンチレータ2からの出力を、Y=cn+dg (b,dはγ線に対する感度)、
とする。ここで、n:熱中性子束、g:γ線線量である。また、この例では、出力X,Yは、それぞれ、カウンタ34または39でのカウント数である。
これらをn,gについて解くと、
となる。このように、各シンチレータの出力X,Yから、熱中性子束とγ線線量を計算することができる。
(実験例)
第1実施形態の装置構成を用いて熱中性子束の測定を行った。測定条件は下記の通りである。
(測定条件)
第1シンチレータ:ホウ素入りプラスチックシンチレータ(サンゴバンCDJ社製BC−454)
第2シンチレータ:ホウ素なしプラスチックシンチレータ(サンゴバンCDJ社製BC−408)
第1導光部および第2導光部:光ファイバ(三菱レイヨン社製PM−3241−HD、長さ10m、直径1mm)
光電子増倍管:浜松フォトニクス社製H6780
水ファントム:直径18cm×高さ20cmのアクリル樹脂製筒の内部に水を充填
この条件化で、水ファントム中に配置した各シンチレータに、水ファントムの外側から熱中性子を照射した。測定の妥当性を検証するため、直径0.26mmの金線を用いて、従来の金の放射化法による測定も行った。
結果を図10に示す。図10の横軸は、水ファントムの表面から本熱中性子束モニタまでの距離である。本実施形態の方法は、金の放射化法とほぼ同じ測定結果を得ていることがわかる。すなわち、本実施形態の方法によれば、精度のよい測定が可能である。
比較のため、第1シンチレータのみでの計測を行った。結果を図11に示す。熱中性子束が低下するほど測定精度が悪くなることがわかる。
本実験例における、測定時間(横軸)と、1秒あたりの計数値(縦軸)との関係を図12に示す。第1シンチレータに基づく計数値をA、第2シンチレータに基づく計数値をBで示す。C=A−Bが熱中性子束を表すことになる。計数値Bはγ線による寄与を表していると考えられる。
図12の状況を別の形式で表した例を図13に示す。この図では、各シンチレータからの発光量をチャネルに分割して表し(横軸)、チャネル毎の計数値(縦軸)を表している。第1シンチレータに基づく計測値がD、第2シンチレータに基づく計測値がEで示される。F=D−Eが熱中性子束を表すことになる。
なお、本発明の熱中性子束モニタは、上記した実施の形態に限定されるものではなく、本発明の要旨を逸脱しない範囲内において種々変更を加え得ることは当然である。例えば、導光路としては、光ファイバ以外の導光路を用いても良い。
また、前記実施形態を実現するための各部(機能ブロックを含む)の具体的手段は、ハードウエア、コンピュータソフトウエア、ネットワーク、これらの組み合わせ、その他の任意の手段を用いることができる。
さらに、機能ブロックどうしが複合して一つの機能ブロックに集約されても良い。また、一つの機能ブロックの機能が複数の機能ブロックの協働により実現されても良い。Hereinafter, the thermal neutron flux monitor according to the first embodiment of the present invention will be described with reference to FIGS.
(Configuration of the first embodiment)
The thermal neutron flux monitor according to this embodiment mainly includes a first scintillator 1 (see FIG. 2), a second scintillator 2 (see FIG. 3), a light detection unit 3 (see FIG. 1), and a
The
In the present embodiment, 10 B is used as a nuclide provided in the
The
The light detection unit 3 is configured to detect the light emission outputs of the
The
The
The
(1) Based on the output from each counter, the number of times of light emission every predetermined time (for example, every second) (this is referred to as total output) is calculated.
(2) The total output based on the
(3) The obtained thermal neutron flux is output to the output unit (display, printer, etc.) of the
Such an operation in the
The
The
The second
(Usage method and operation of the first embodiment)
Next, the usage method and operation of the thermal neutron flux monitor according to the present embodiment will be described. First, the
Next, thermal neutrons are irradiated from the outside to a measurement location (for example, a tumor). At this time, in the thermal neutron irradiation field, γ rays are also irradiated to the measurement location. The irradiated thermal neutrons and γ rays pass through the light shielding layers 514 and 524 and the reflection layers 513 and 523 and reach the first and
In the
The light sent to the
On the other hand, the
The
(1) Based on the output from each counter, the number of times of light emission (total output) every predetermined time (for example, every second) is calculated. That is, the number of times of light emission per second in the first and
(2) Next, the total output based on the counter 39 (the product multiplied by the correction coefficient) is subtracted from the total output based on the
(3) The obtained thermal neutron flux is output to the output unit (display, printer, etc.) of the
The output from the
Moreover, in this embodiment, since the signal is sent to the light detection unit 3 in the light state using the
Furthermore, if the base material constituting the first and second scintillators is a plastic scintillator, the decay time of light emission is shortened. The decay time in the plastic scintillator is, for example, about 1 ns. For this reason, according to this embodiment, a high count rate can be obtained. Then, thermal neutrons can be measured in a field with strong thermal neutrons (for example, a field where thermal neutrons are used for treatment).
(Second Embodiment)
Next, a monitor according to a second embodiment of the present invention and a measurement method using the same will be described with reference to FIGS. In this embodiment, the same components as those in the first embodiment are denoted by the same reference numerals and description thereof is omitted.
In the monitor of this embodiment, the
A color
According to the monitor of the present embodiment, the light emitted from the
Further, according to the monitor of the second embodiment, since the first and
In addition, the Cherenkov light countermeasure in 2nd Embodiment can be implemented with the following means, for example. Cherenkov light is blue radiation emitted when charged particles with high energy pass through a substance (dielectric) and the velocity of the particles is greater than the speed of light in the substance.
(1) The emission colors of the
(2) A
However, the emission color from the scintillator is generally blue, and red and green are special. Therefore, a method of shifting the wavelength of blue light emission to red or green using a wavelength shift fiber will be described with reference to FIG. In this example, a
An
A
According to this method, the
Since other configurations and advantages in the second embodiment are the same as those in the first embodiment, detailed description thereof is omitted.
(Third embodiment)
Next, a monitor according to a third embodiment of the present invention will be described with reference to FIG. In the third embodiment, 6 Li is used as the nuclide described in the first embodiment. Specifically, in this embodiment, 6
Since other configurations can be the same as those of the first embodiment or the second embodiment, detailed description thereof is omitted. In addition, it is preferable not to make 6
(Fourth embodiment)
Next, a neutron survey meter according to a fourth embodiment of the present invention will be described with reference to FIG. In the fourth embodiment, the
A reflection layer (not shown) that reflects light is disposed between the scintillators so that light emitted from each scintillator can be taken out independently. In each scintillator,
In the survey meter of the fourth embodiment, neutrons coming from the outside are decelerated by the
Furthermore, since the γ-ray has a strong transmission power, it passes through the second and
The survey meter of this embodiment has an advantage that the doses of γ rays and neutron rays can be measured simultaneously.
In the fourth embodiment, the survey meter is configured using the monitor of the present invention. However, the present invention is not limited to this, and for example, a neutron beam detection apparatus such as an area monitor or a monitoring post can be configured. As a configuration in this case, for example, the configuration shown in FIG. 8 is possible. However, it is possible to use a simple moderator instead of the
(Fifth embodiment)
Next, a monitor according to a fifth embodiment of the present invention will be described with reference to FIG. In the fifth embodiment, the
(Sixth embodiment)
Next, a monitor according to a sixth embodiment of the invention will be described. In the sixth embodiment, the
The output from the
The output from the
And Here, n: thermal neutron flux, g: gamma ray dose. In this example, the outputs X and Y are the numbers counted by the
Solving these for n and g,
It becomes. Thus, the thermal neutron flux and the γ-ray dose can be calculated from the outputs X and Y of each scintillator.
(Experimental example)
Thermal neutron flux was measured using the apparatus configuration of the first embodiment. The measurement conditions are as follows.
(Measurement condition)
First scintillator: boron-containing plastic scintillator (BC-454 manufactured by Saint-Gobain CDJ)
Second scintillator: plastic scintillator without boron (BC-408 manufactured by Saint-Gobain CDJ)
1st light guide part and 2nd light guide part: Optical fiber (Mitsubishi Rayon Co., Ltd. PM-3241-HD, length 10m, diameter 1mm)
Photomultiplier tube: H6780 by Hamamatsu Photonics
Water phantom: Water filled in an acrylic resin cylinder having a diameter of 18 cm and a height of 20 cm Under these conditions, each scintillator placed in the water phantom was irradiated with thermal neutrons from the outside of the water phantom. In order to verify the validity of the measurement, a gold wire with a diameter of 0.26 mm was used to perform measurement by a conventional gold activation method.
The results are shown in FIG. The horizontal axis in FIG. 10 is the distance from the surface of the water phantom to the thermal neutron flux monitor. It can be seen that the method of the present embodiment obtains almost the same measurement results as the gold activation method. That is, according to the method of the present embodiment, accurate measurement is possible.
For comparison, measurement was performed using only the first scintillator. The results are shown in FIG. It can be seen that the measurement accuracy becomes worse as the thermal neutron flux decreases.
FIG. 12 shows the relationship between the measurement time (horizontal axis) and the count value per second (vertical axis) in this experimental example. A count value based on the first scintillator is indicated by A, and a count value based on the second scintillator is indicated by B. C = A−B represents the thermal neutron flux. The count value B is considered to represent the contribution of γ rays.
An example in which the situation of FIG. 12 is expressed in another format is shown in FIG. In this figure, the amount of light emitted from each scintillator is shown divided into channels (horizontal axis), and the count value for each channel (vertical axis) is shown. A measured value based on the first scintillator is indicated by D, and a measured value based on the second scintillator is indicated by E. F = DE represents a thermal neutron flux.
Note that the thermal neutron flux monitor of the present invention is not limited to the above-described embodiment, and it is obvious that various modifications can be made without departing from the gist of the present invention. For example, a light guide path other than an optical fiber may be used as the light guide path.
In addition, as specific means of each unit (including functional blocks) for realizing the embodiment, hardware, computer software, a network, a combination thereof, or any other means can be used.
Furthermore, the functional blocks may be combined and integrated into one functional block. Further, the function of one functional block may be realized by cooperation of a plurality of functional blocks.
本発明の熱中性子束モニタによれば、熱中性子束を安定して測定することが可能となる。 According to the thermal neutron flux monitor of the present invention, the thermal neutron flux can be stably measured.
Claims (24)
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JP2003276837 | 2003-07-18 | ||
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Publications (2)
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