WO2006090629A1 - 放射線遮蔽シート - Google Patents

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Toshiba Corp
Toshiba Materials Co Ltd
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    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21FPROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
    • G21F1/00Shielding characterised by the composition of the materials
    • G21F1/02Selection of uniform shielding materials
    • G21F1/10Organic substances; Dispersions in organic carriers

Definitions

  • the present invention is used in the fields of radiation shielding in nuclear power generation facilities, radiation shielding in industrial radiation inspection equipment and medical radiation equipment, X-ray room, X-ray examination car, X-ray protective clothing, etc. for the purpose of radiation shielding
  • the present invention relates to a radiation shielding sheet that has high radiation shielding ability that is free from environmental and human safety problems and is economical.
  • X-ray rooms and X-ray examination vehicles equipped with X-ray generators are also fitted with a shielding material on the wall surface to prevent leakage of X-rays from the wall surface to the outside or the vehicle. Measures are being taken.
  • doctors and patients are wearing X-ray protective clothing to avoid X-ray exposure more than necessary.
  • Patent Document 1 Japanese Patent Laid-Open No. 2001-832878 and As disclosed in JP-A-2002-365393 and as a radiation shielding material replacing the harmful lead, tungsten (W), tin (Sn), antimony (Sb), bismuth (Bi) ) And its compounds have been proposed.
  • materials formed by blending these materials with resin or rubber are generally used.
  • an acrylic plate or the like is simply used.
  • the shielding ability is high.
  • plate-like radiation shielding materials such as tungsten (W) plates are used.
  • tungsten (W) is an expensive material as an alternative to lead (Pb), which has a high shielding ability against radiation.
  • Bismuth (Bi) has the same radiation shielding ability as Pb, but is a relatively expensive material.
  • antimony (Sb) and tin (Sn) have insufficient radiation shielding ability, so that the shielding sheet becomes thick in order to secure the prescribed shielding ability, and there is a difficulty in handling mobility.
  • Antimony (Sb) has been suggested to be as toxic as arsenic. In light of the above, there has been a demand for a radiation shielding sheet that is free from environmental problems, has a high radiation shielding capability, and is economical.
  • Patent Document 1 Japanese Patent Laid-Open No. 2001-83288
  • Patent Document 2 JP 2002-365393 A
  • the present invention has been made to solve the above-mentioned conventional problems.
  • Another object of the present invention is to provide a radiation shielding sheet that has a high radiation shielding ability that is free from problems in human safety and is economical.
  • a radiation shielding sheet is a radiation shielding sheet in which an organic polymer material is filled with a shielding material, wherein the shielding material is lanthanum (La), cerium (Ce), praseodymium (Pr). And oxide powder of at least one element selected from neodymium (Nd), samarium (Sm), europium (Eu), and gadolinium (Gd). It is ⁇ m and the filling rate power of the shielding material is 0 to 80 volume%.
  • the shielding material is lanthanum (La), cerium (Ce), praseodymium (Pr).
  • the organic polymer material used as the substrate of the radiation shielding sheet of the present invention is not particularly limited, and rubbers, thermoplastic elastomers, polymer resins, and the like can be used.
  • rubber sulfur, carbon black, anti-aging agent and the like can be added as additives which can be natural rubber or synthetic rubber.
  • resin thermoplastic resins such as vinyl resin, polyamide resin, polyolefin resin, ABS resin and EVA resin, and thermosetting resins such as epoxy resin and phenol resin can be suitably used.
  • additives for the above-mentioned resins required amounts of coupling agents, colorants, antistatic agents, plasticizers, stabilizers, pigments and the like can be added.
  • an organic polymer material excluding a chlorine-containing resin that causes generation of rubber and dioxin that are prone to aging is preferable, and particularly preferable is a polyurethane resin that is excellent in both strength and elasticity. .
  • At least one kind of rare earth selected While elemental oxide powders have excellent radiation shielding ability, metal materials such as conventional tungsten are cheaper and more economical than other shielding materials.
  • the above lanthanum, cerium, praseodymium, neodymium, samarium, europium, and gadolinium oxide powders are the most effective and need to contain at least one kind. is there.
  • the entire shielding sheet tends to have a low filling rate with respect to the pair.
  • the radiation shielding ability of the cart decreases. Therefore, the filling rate of the oxide powder as the shielding material with respect to the entire shielding sheet is defined as 40 to 80% by volume.
  • the filling rate of the shielding material is the total volume (100% by volume) of the shielding sheet, which is the sum of the volume of the shielding material after drying, the volume of the organic polymer, and the volume of the sheet gap.
  • the volume ratio of the shielding material is shown.
  • this filling rate is less than 40% by volume, the shielding sheet has insufficient radiation shielding ability.
  • the filling rate is too large so as to exceed 80% by volume, the strength for holding the shielding material of the shielding sheet is insufficient and the structural strength is lowered.
  • the radiation shielding material is used as a powder or a pellet
  • the content of all the powdery shielding materials is preferably 70 % by mass or more and 97 % by mass or less based on the total weight of the shielding sheet.
  • the powder content is less than 70% by mass, the radiation shielding ability is lowered, which is not practical.
  • the powder content exceeds 97% by mass, the powder particles are not completely taken into the resin, and the entire strength of the shielding sheet cannot be maintained.
  • the average particle diameter of the oxide powder constituting the radiation shielding material is from 1 to 20 / from the viewpoint of dispersibility of the oxide powder of the shielding sheet in the resin, maintenance of flexibility of the shielding sheet, and reliability of bending. It is specified in the range of m.
  • the average particle size of the above oxide powder is determined by Japanese Industrial Standard CJIS
  • H 2116) is an average particle size measured by a powder particle size measuring apparatus (F. s. S. S .: Fisher sub sieve sizer).
  • the average particle size of the oxide powder constituting the shielding material By setting the average particle size of the oxide powder constituting the shielding material to a particle size in the above range, the powder particles can be easily taken into the resin, and the flexibility of the entire material can be easily maintained. As a result, problems such as cracking during handling can be solved, and durability and reliability can be further improved. In addition, the filling rate of the shielding material is increased, and the shielding ability of radiation by the shielding sheet can be improved.
  • a radiation shielding sheet according to the present invention is a radiation shielding sheet obtained by adding a shielding material to an organic polymer material, and the shielding material contains lanthanum and cerium. It is characterized by being a single metal powder or a compound powder thereof comprising a composition containing it.
  • the rare earth elements as the shielding material, in particular, when a single metal powder or a compound powder thereof comprising lanthanum and cerium is used, the radiation shielding effect is more prominent and the raw material price is low. There is excellent economy.
  • the compound powder lanthanum and cerium oxides, composite oxides, nitrides, borides and the like can be preferably used.
  • the metal composition containing lanthanum and cerium may contain neodymium, and may further contain other rare earth metals. It has been confirmed that the radiation is effectively shielded by adjusting to such different material compositions.
  • the compound powder has a composition ratio containing 10 to 40% by mass of lanthanum oxide and 30 to 60% by mass of cerium oxide.
  • the oxides of the rare earth elements as the shielding material particularly when a compound powder having a composition containing the predetermined amount of lanthanum oxide and cerium oxide is used, the radiation shielding effect is more remarkably exhibited.
  • the raw material price is also low and it is economical.
  • the filling rate of the shielding material is preferably 40 to 80% by volume. That is, in order to maintain both the radiation shielding ability and the structural strength of the shielding sheet, the filling rate of the shielding material is set in the range of 40 to 80% by volume.
  • the linear shielding distance of 50 ⁇ m is arbitrary on the tissue.
  • the number of particles of the shielding material present in the range is preferably 30 / ⁇ or more.
  • the number of particles of the shielding material at an arbitrary linear distance of 50 ⁇ m is suitable for evaluating the dispersion state of the shielding material particles, and determines the quality of the shielding effect of the irradiated radiation. It becomes an indicator. Set this radiation shielding sheet to an arbitrary linear distance of 50 ⁇ m. If the number of particles in the shielding material is less than 30 / A, the radiation dose leaking from the voids between the particles will increase, and the shielding ability will not be partially obtained.
  • the method for counting the number of shielding material particles present at a predetermined linear distance of the radiation shielding sheet is, for example, as shown in FIGS. 2 and 3, taking an enlarged photograph of an arbitrary tissue surface or cross section of the shielding sheet, A straight line corresponding to 50 zm is arbitrarily drawn on the photograph, and the number of shielding material particles present in the straight line is counted.
  • the magnified photograph preferably has a magnification of 2000 times or more. According to this high-magnification photograph, when observing a tissue surface or a cross section, the accuracy in determining particles touching or not touching on a straight line is reduced, and high-precision counting is possible. In addition, if the linear distance is set to about 50 ⁇ m when counting the number of particles of the shielding material, there is little variation in the number of shielding material particles for each measurement site. . Regarding the measurement location, measurements shall be made at a total of 4 power locations, 2 on the surface of the radiation shielding sheet and 2 on the cross-section, and expressed as the average value. When counting the number of shielding material particles, counting is performed when shielding material particles are present on a straight line. It is not always necessary that the central portion of the shielding material particle is on a straight line. That is, if the end of the shielding material particle touches a straight line, it is all included in the prescribed number of shielding material particles.
  • the radiation shielding sheet was irradiated when the number of particles of the shielding material at an arbitrary linear distance of 50 ⁇ m was densely dispersed over the entire linear distance L. Radiation is effectively shielded by the shielding material, and a high radiation shielding effect is obtained.
  • the radiation shielding sheet it is preferable that at least one powder selected from tungsten, bismuth, tin and a compound thereof is mixed as the shielding material.
  • the above tungsten, tungsten compound, bismuth and bismuth compound are any Is a material having a high radiation shielding ability, and the radiation shielding effect of the shielding sheet can be further enhanced by appropriately mixing in the shielding material.
  • the mixing ratio should be set in a range that does not impair the economy, specifically, up to 30 parts by weight.
  • tin may be mixed in a range that does not impair the shielding ability, specifically up to 40 parts by weight.
  • the weight part indicating the mixing ratio of the shielding material indicates the weight ratio of the shielding material to the total value (100 parts by weight) of the weight of the shielding material before drying and the weight of the organic polymer material.
  • the radiation shielding sheet of the present invention is formed by uniformly dispersing a shielding material powder having a sufficiently high radiation absorption rate in an organic polymer material, and has not only sufficient radiation shielding ability but also flexibility. ing.
  • an organic polymer film layer may be provided integrally.
  • it can be configured as a shielding sheet having a laminated structure in which a plurality of thin radiation shielding sheets are stacked and integrated.
  • the radiation shielding sheet thus prepared can exhibit an excellent radiation shielding effect when used as a wall material for an X-ray room.
  • an inexpensive rare earth element oxide powder having a safe and high radiation shielding ability is filled in an organic polymer material, and the average particle diameter of the oxide powder is predetermined. Radiation with high radiation shielding ability and high economic efficiency without environmental and human safety problems because the filling rate of the shielding material is adjusted to the specified range. A shielding sheet is obtained.
  • Example 1 Weigh 90 parts by weight of cerium oxide powder with an average particle size of 5 ⁇ m as shielding material, 9 parts by weight of polyurethane resin as organic polymer resin, and 1 part by weight of plasticizer, and use methylethylketone / toluene as solvent.
  • a mixed solution was prepared by diluting and mixing with a liquid (volume mixing ratio: 50/50). The mixed solution was milled for 2 hours using a magnetic pot to make it uniform and fine, and a coating solution was prepared. The coating solution was applied uniformly on the substrate with a knife coater and then dried to produce a radiation shielding sheet according to Example 1 having a thickness of lmm.
  • cerium oxide (CeO) powder with an average particle size of 1 ⁇ m as shielding material
  • a radiation shielding sheet according to Example 2 was prepared in the same manner as in Example 1.
  • cerium oxide (CeO) powder with an average particle size of 5 x m as the shielding material and milling treatment.
  • a radiation shielding sheet according to Example 3 was prepared in the same manner as in Example 1 except that the treatment was conducted for a short time of 0.5 hr.
  • La 2 O 3 lanthanum oxide
  • Example 5 a radiation shielding sheet according to Example 5 was prepared in the same manner as in Example 1.
  • neodymium oxide (Nd 2 O 3) powder with an average particle size of 10 am is used as the shielding material.
  • Example 6 The processing was performed in the same manner as in Example 1 to prepare a radiation shielding sheet according to Example 6.
  • Example 7 The processing was carried out in the same manner as in Example 1 to prepare a radiation shielding sheet according to Example 7.
  • Example 9 a radiation shielding sheet according to Example 9 was prepared in the same manner as in Example 1.
  • Example 10 Same as Example 1 except that an oxide mixed powder consisting of 45 parts by weight of cerium oxide with an average particle size of 5 am, 30 parts by weight of lanthanum oxide, and 15 parts by weight of other rare earth oxides was used as a shielding material. Then, a radiation shielding sheet according to Example 10 was prepared.
  • Example 11 As in Example 1, except that an oxide mixed powder of 60 parts by weight of cerium oxide having an average particle size of 5 am, 10 parts by weight of lanthanum oxide, and 20 parts by weight of other rare earth oxides was used as a shielding material.
  • a radiation shielding sheet according to Example 11 was prepared by processing.
  • Example 12 Treated as in Example 1 except that 80 parts by weight of cerium oxide powder with an average particle size of 5 ⁇ m and a tungsten (W) powder with an average particle size of 6 zm were used as the shielding material. Thus, a radiation shielding sheet according to Example 12 was prepared.
  • Example 1 except that a mixed powder of 50 parts by weight of cerium oxide with an average particle diameter of 5 am and 40 parts by weight of tin (Sn) powder with an average particle diameter of 25 ⁇ m was used as the shielding material Then, a radiation shielding sheet according to Example 14 was prepared.
  • a radiation shielding sheet according to Example 15 was prepared in the same manner as in Example 1 except that cerium metal powder having an average particle diameter of 5 ⁇ m was used as the shielding material.
  • Example 16 A radiation shielding sheet according to Example 16 was prepared in the same manner as in Example 1 except that lanthanum metal powder having an average particle diameter of 5 ⁇ m was used as the shielding material.
  • a radiation shielding sheet according to Comparative Example 2 was prepared in the same manner as in Example 1 except that 90 parts by weight of tungsten (W) metal powder having an average particle size of 6 am was used as the shielding material.
  • a radiation shielding sheet according to Comparative Example 3 was prepared in the same manner as in Example 1 except that 90 parts by weight of tin (Sn) metal powder having an average particle size of 25 am was used as the shielding material.
  • a radiation shielding sheet according to Comparative Example 4 was prepared by using cerium oxide having an average particle size of 5 ⁇ m as the shielding material and treating the same in a similar manner without performing milling.
  • Example 2 While using cerium oxide with an average particle diameter of 5 ⁇ m as the shielding material, the same treatment as in Example 1 was performed except that the drying temperature was raised and drying was performed earlier, so that per unit length of the sheet structure.
  • a radiation shielding sheet according to Comparative Example 5 was produced in which the number of shielding material particles present in the sample was preferred and below the range.
  • the drying conditions were set at a high temperature so that the resin would be bonded after the solvent in a mixed state with the resin was removed, and the filling rate was lowered. As a result, the number of shielding material particles having an average particle size of A / m and existing at a linear distance of 50 / m on the sheet structure was 30 / A or less.
  • the radiation shielding sheet 1 according to each example prepared as described above has a structure in which the shielding material powder 3 is uniformly dispersed in a polyurethane resin as an organic polymer material, as shown in FIG.
  • the organic polymer film layer 4 can also be provided as a protective / reinforcing layer. It is.
  • an organic polymer material is filled with an inexpensive rare earth element oxide powder having a safe and high radiation shielding capability.
  • the radiation shielding sheet according to each example in which the average particle size is adjusted to a predetermined range and the filling rate of the shielding material is adjusted to the predetermined range there is no problem in terms of environment and human safety and high radiation. It was found that a radiation shielding sheet having shielding ability and excellent economic efficiency can be obtained.
  • the number of particles of the shielding material existing in an arbitrary linear distance range of 50 ⁇ m on the tissue is In the radiation shielding sheet according to each example in which the particle size and filling rate of the shielding material are adjusted to be 30ZA or more, as shown in FIG. 2, the radiation shielding sheet 1 at an arbitrary linear distance L (50 xm) Since the shielding material 3 is densely dispersed over the entire linear distance L where the number of particles is large, the irradiated radiation is effectively shielded by the shielding material 3 and a high radiation shielding effect is obtained.
  • the shielding sheet composed of the Pb plate according to Comparative Example 1 has a high shielding effect, but has a negative effect on the human body-environment, and the shielding sheet containing W powder according to Comparative Example 2 has a raw material cost. Not expensive and economical. Further, the shielding sheet containing Sn powder according to Comparative Example 3 has an insufficient shielding effect. Furthermore, like the radiation shielding sheet according to Comparative Example 4, Ce O powder
  • an organic polymer material is filled with an inexpensive rare earth oxydide powder having a safe and high radiation shielding ability, and its oxidation. Because the average particle size of the product powder is adjusted to the specified range and the filling rate of the shielding material is adjusted to the specified range, there is no environmental and human safety problem and it has high radiation shielding ability and is economical. An excellent radiation shielding sheet is obtained.
  • FIG. 1 is a cross-sectional view showing a configuration of an embodiment of a radiation shielding sheet according to the present invention.
  • FIG. 2 A diagram showing a counting method of the number of shielding material particles existing at a predetermined linear distance of the radiation shielding sheet.
  • FIG. 3 is a diagram showing a counting method of the number of shielding material particles existing at a predetermined linear distance of the radiation shielding sheet.

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Abstract

 有機高分子材料2に遮蔽材料3を充填した放射線遮蔽シート1において、上記遮蔽材料3がランタン(La)、セリウム(Ce)、プラセオジム(Pr)、ネオジム(Nd)、サマリウム(Sm)、ユーロピウム(Eu)、ガドリニウム(Gd)から選択される少なくとも1種の元素の酸化物粉末であり、この酸化物粉末の平均粒径が1~20μmであり、かつ遮蔽材料3の充填率が40~80体積%であることを特徴とする放射線遮蔽シート1である。

Description

明 細 書
放射線遮蔽シート
技術分野
[0001] 本発明は放射線遮蔽を目的として原子力発電設備における放射線遮蔽、工業用 放射線検査装置や医療用放射線装置における放射線遮蔽、 X線室、 X線検診車、 X 線防護衣等の分野において使用される放射線遮蔽シートに係り、特に環境上および 人体の安全上の問題がなぐ高い放射線遮蔽能力を有すると共に経済性に優れた 放射線遮蔽シートに関する。
背景技術
[0002] 放射線遮蔽技術を適用する分野として、特に人体を対象とする放射線治療および 測定においては、 目的とする部位のみに放射線を効果的に照射する一方、放射線 照射の必要が無い部位には照射を行わず、かつ照射時間を短時間化して放射線被 爆の絶対量を低減する対策が必須である。しかし、放射線照射の対象となる披検查 部位にのみに限定して放射線を照射することは実質的に困難であるため、披検査部 位以外の部位には放射線を遮蔽するための遮蔽材が被覆されて被検体を放射線か ら防護する対策が講じられてレ、る。
[0003] また、 X線発生装置を設置している X線室や X線検診車についても、その壁面から 室外や車外に X線が漏洩することを防止するために、遮蔽材料を壁面に装着する対 策が講じられている。また、 X線撮影を実施する際には、医師や患者が必要以上の X 線被曝を回避するために、 X線防護衣を着用して X線撮影に臨んでいる。
[0004] 上記放射線の 1種である X線を遮蔽する材料としては、 日本工業規格 CFIS Z4806 、 Z4801)にも規定されているように、従来力 鉛 (Pb)または鉛を含む複合材料が主 として使用されてきた。し力、しながら、鉛成分は人体に吸収されると有害であり、その 取扱や廃棄には特別の注意が必要である。すなわち取扱う上では鉛中毒予防規則 による厳格な規制に準拠する必要があり、廃棄する場合には特定有害産業廃棄物と して外界への溶出や侵出を遮断した処置が必要である。
[0005] 近年では、上記問題点に鑑み下記特許文献 1 (特開 2001— 83288号公報)およ び特許文献 2 (特開 2002— 365393号公報)に開示されているように、前記有害な 鉛に代わる放射線遮蔽材料としてタングステン (W)、錫(Sn)、アンチモン (Sb)、ビス マス(Bi)及びその化合物等を用いることが提案されている。また、被検査体の外形 状に適合させる柔軟性を必要とする X線防護衣等には、これら材料を樹脂またはゴム に配合して成形した材料が一般に使用されている。その他、比較的に強度が弱い放 射線を使用する場合には、簡易的にアクリル板等が使用される一方、比較的に強度 が高レ、放射線を使用する場合には、遮蔽能力が高レ、タングステン (W)板等の板状 の放射線遮蔽材が一般に用いられている。
[0006] し力、しながら、タングステン (W)は放射線に対して高い遮蔽能力を備える力 鉛 (P b)に替わる材料としては高価な材料である。またビスマス(Bi)についても Pbに対して 同等の放射線遮蔽能力を有するが、比較的高価な材料である。一方、アンチモン (S b)および錫(Sn)は共に放射線遮蔽能力が十分ではないため所定の遮蔽能力を確 保するためには遮蔽シートも厚くなり、取扱い上の機動性に欠ける難点がある。アン チモン(Sb)に関しては砒素と同じような毒性を持つことを示唆されている。以上のこ とから、環境上の問題がなぐ均一で放射線遮蔽能力が高ぐ経済性に優れた放射 線遮蔽シートが求められていた。
特許文献 1:特開 2001— 83288号公報
特許文献 2 :特開 2002— 365393号公報
[0007] しかしながら、従来の放射線遮蔽材においては、鉛、及び鉛を含む複合材料が主 たる構成材料として使用されているために、前記のように人体に吸収されると有害で あり、その取扱いおよび廃棄処分する際には特別の注意が必要であり、安全性に問 題があった。
[0008] このような鉛に代替する放射線遮蔽材料としてタングステン、錫、アンチモン、ビス マス及びその化合物を使用することが提案されている力 タングステン、ビスマス及び その化合物は Pbに替わる材料としては高価な材料であり遮蔽材料の製造原価を押 し上げる欠点がある上に、錫、アンチモン及びその化合物は従来材と比較して遮蔽 能力が不十分であるという致命的な問題点があった。
[0009] 本発明は上記従来の問題点を解消するためになされたものであり、特に環境上お よび人体の安全上の問題がなぐ高い放射線遮蔽能力を有すると共に経済性に優 れた放射線遮蔽シートを提供することを目的とする。
[0010] 発明の開示
上記目的を達成するために、本発明に係る放射線遮蔽シートは、有機高分子材料 に遮蔽材料を充填した放射線遮蔽シートにおいて、上記遮蔽材料がランタン (La)、 セリウム(Ce)、プラセオジム(Pr)、ネオジム(Nd)、サマリウム(Sm)、ユーロピウム(E u)、ガドリニウム(Gd)から選択される少なくとも 1種の元素の酸化物粉末であり、この 酸化物粉末の平均粒径が:!〜 20 μ mであり、かつ遮蔽材料の充填率力 0〜80体 積%であることを特徴とする。
[0011] 上記本発明の放射線遮蔽シートの基材となる有機高分子材料としては、特に種類 は限定されるものではなぐゴム、熱可塑性エラストマ一、高分子樹脂などが使用でき る。ゴムとしては天然ゴム、合成ゴムのいずれでもよぐ添加物として硫黄、カーボン ブラック、老化防止剤等が添加できる。また樹脂としてはビニル樹脂、ポリアミド樹脂、 ポリオレフイン樹脂、 ABS樹脂、 EVA樹脂等の熱可塑性樹脂やエポキシ樹脂やフエ ノール樹脂等の熱硬化性樹脂が好適に使用できる。上記樹脂に対する添加物として はカップリング剤、着色剤、帯電防止剤、可塑剤、安定剤、顔料等が必要量添加する ことが可能である。好ましくは、老化現象が進行し易いゴムやダイォキシンを発生する 原因となる塩素含有樹脂を除いた有機高分子材料が好適であり、特に好ましくは、 強度および弾性が共に優れたポリウレタン樹脂が好適である。
[0012] 遮蔽材料としてのランタン(La)、セリウム(Ce)、プラセオジム(Pr)、ネオジム(Nd) 、サマリウム(Sm)、ユーロピウム(Eu)、ガドリニウム(Gd)力 選択される少なくとも 1 種の希土類元素の酸化物粉末は、優れた放射線遮蔽能を有する一方で、従来のタ ングステン等の金属材ゃ他の遮蔽材料と比較して原料価格が安価であり経済性に 優れている。特に遮蔽能力および経済性を総合的に判断すると、上記ランタン、セリ ゥム、プラセオジム、ネオジム、サマリウム、ユーロピウム、ガドリニウムの酸化物粉末 が最も効果的であり、少なくとも 1種類を含有している必要がある。
[0013] また、上記希土類元素の酸化物粉末はタングステンなどと比較して比重が低いた めに、遮蔽シート全体に対に対する充填率が低くなる傾向があり、その結果、遮蔽シ ートの放射線遮蔽能力が低下する。したがって、遮蔽材料としての酸化物粉末の遮 蔽シート全体に対する充填率は 40〜80体積%に規定される。
[0014] ここで、上記遮蔽材料の充填率は、乾燥後における遮蔽材料の体積と、有機高分 子の体積と、シート空隙の体積とを合計した遮蔽シート全体の体積(100体積%)に 対する遮蔽材料の体積割合を示す。この充填率が 40体積%未満の場合には、遮蔽 シートの放射線遮蔽能力が不十分となる。一方、充填率が 80体積%を超えるように 過大になると、遮蔽シートの遮蔽材料を保持する強度が不十分となり構造強度が低 下する。
[0015] 前記放射線遮蔽材料は粉末やペレットとして用いるが、遮蔽シート全体重量に対し て全ての粉末状遮蔽材料の含有率は 70質量%以上 97質量%以下とすることが好ま しい。粉末含有率が 70質量%より少ないと、放射線遮蔽能力が低下し、実用的では ない。また、粉末含有率が 97質量%を超える場合には、粉末粒子が樹脂に完全に 取り込まれなくなり、遮蔽シートの全体の強度が保持できなくなる。
[0016] 放射線遮蔽材料を構成する酸化物粉末の平均粒径は、遮蔽シートの酸化物粉末 の樹脂への分散性、遮蔽シートの柔軟性の保持、屈曲に対する信頼性の観点から 1 〜20 / mの範囲に規定される。上記酸化物粉末の平均粒径は、 日本工業規格 CJIS
H 2116)に規定された粉末粒径測定装置(F. s. s . s. :フィッシャーサブシーブ サイザ一)によって測定した平均粒径である。
[0017] 遮蔽材料を構成する酸化物粉末の平均粒径を上記範囲の粒径にすることによって 、粉末粒子が樹脂に取り込まれ易くなり、材料全体の柔軟性を保持することが容易と なる一方で、取扱い時における亀裂発生等の問題も解消し、耐久性および信頼性が 一層向上する。また、遮蔽材料の充填率も高まり、遮蔽シートによる放射線の遮蔽能 力を向上させることができる。
[0018] 上記構成の遮蔽シートによれば、安全で高い放射線遮蔽能力を有する安価な希土 類元素の酸化物粉末が有機高分子材料に充填され、その酸化物粉末の平均粒径 が所定範囲に調整され、かつ遮蔽材料の充填率が所定範囲に調整されているため に、環境上および人体の安全上の問題がなく高い放射線遮蔽能力を有すると共に 経済性に優れた放射線遮蔽シートが得られる。 [0019] 前記目的を達成するために、本発明に係る放射線遮蔽シートは、有機高分子材料 に遮蔽材料を含有させた放射線遮蔽シートにぉレ、て、上記遮蔽材料はランタンおよ びセリウムを含む組成から成る金属単体粉末またはその化合物粉末であることを特 徴とする。
[0020] 遮蔽材料として前記希土類元素のうち、特にランタンおよびセリウムを含む組成から 成る金属単体粉末またはその化合物粉末を使用したときには、放射線遮蔽効果がよ り顕著に表れる上に、原料価格も安価であり経済性に優れる。上記化合物粉末とし てはランタンおよびセリウムの酸化物、複合酸化物、窒化物、硼化物等が好適に使 用できる。
[0021] なお、上記ランタンおよびセリウムを含む金属組成にはネオジゥムが含有されてい てもよく、さらには他の希土類金属が含有されても構わない。このように異なる材料組 成に調整することにより、放射線が効率的に遮蔽されることが確認されている。
[0022] また、上記放射線遮蔽シートにおいて、前記化合物粉末が 10〜40質量%の酸化 ランタンと、 30〜60質量%の酸化セリウムとを含有する組成比を有することが好まし レ、。
[0023] 遮蔽材料として前記希土類元素の酸化物のうちでも、特に酸化ランタンおよび酸化 セリウムを上記所定量含有する組成から成る化合物粉末を使用したときには、放射 線遮蔽効果がさらに顕著に表れる上に、原料価格も安価であり経済性に優れる。
[0024] さらに、上記ランタン成分およびセリウム成分を含有する遮蔽材料を使用した放射 線遮蔽シートにおいても、遮蔽材料の充填率は 40〜80体積%であることが好ましい 。すなわち、遮蔽シートの放射線遮蔽能力および構造強度を共に高く維持するため には遮蔽材料の充填率は 40〜80体積%の範囲とされる。
[0025] また、上記放射線遮蔽シートについて、放射線遮蔽シートの組織に存在する遮蔽 材料の平均粒径を A μ mとした場合に、上記組織上にぉレ、て任意の直線距離 50 μ mの範囲に存在する遮蔽材料の粒子数が 30/Α個以上であることが好ましい。
[0026] 上記放射線遮蔽シートは任意の直線距離 50 μ mにおける遮蔽材料の粒子数は、 遮蔽材粒子の分散状態を評価する上で好適であり、照射された放射線の遮蔽効果 の良否を決定する指標となる。この放射線遮蔽シートの任意の直線距離 50 μ mにお ける遮蔽材料の粒子数が 30/A個未満であると、粒子間の空隙部から漏洩する放 射線量が増加することとなり、部分的に遮蔽能力が得られないことになる。
[0027] 上記放射線遮蔽シートの所定直線距離に存在する遮蔽材粒子数の計数方法は、 例えば図 2および図 3に示すように、遮蔽シートの任意の組織表面もしくは断面の拡 大写真を取り、その写真に対して任意に 50 z mに相当する直線を引き、その直線状 に存在する遮蔽材粒子数をカウントする。
[0028] 上記拡大写真としては、倍率が 2000倍以上であることが好ましい。この高倍率写 真によれば、組織表面や断面を観察した場合に、直線上に触れた粒子や触れない 粒子を判断する精度にばらつきが小さくなり、高精度の計数が可能になる。また、遮 蔽材料の粒子数を計数する上で直線距離を 50 μ m程度に設定すれば、計測部位 毎の遮蔽材粒子数のばらつきが少ないことから、本発明では直線距離を 50 a mとし た。測定場所については放射線遮蔽シートの表面 2力所と断面 2力所との合計 4力所 について測定を行い、その平均値で表すものとする。なお遮蔽材粒子数の計数に際 し、遮蔽材料粒子が直線上に係るように存在するときはカウントされる。必ずしも遮蔽 材料粒子の中心部が直線上にある必要はない。すなわち、遮蔽材料粒子の端部が 直線上に触れてレ、るものであれば、全て上記規定の遮蔽材料粒子数に含まれるもの とする。
[0029] 図 2に示すように、放射線遮蔽シートの任意の直線距離 50 μ mにおける遮蔽材料 の粒子数が多ぐ直線距離 L全体に亘つて密に分散している場合には、照射された 放射線は遮蔽材料によって効果的に遮蔽されることになり、高い放射線遮蔽効果が 得られる。
[0030] 一方、図 3に示すように、所定の直線距離 Lにおける遮蔽材料の粒子数が少なぐ 局所的にでも疎に分散してレ、る場合には、粒子間の空隙部から漏洩する放射線量 が増加することとなり、部分的に遮蔽能力が得られないことになる。
[0031] さらに、上記放射線遮蔽シートにおいて、前記遮蔽材料としてタングステン、ビスマ ス、錫及びその化合物から選択される少なくとも 1種の粉末が混合されていることが好 ましい。
[0032] 上記タングステン、タングステン化合物、ビスマスおよびビスマス化合物は、いずれ も放射線の遮蔽能力が高い材料であり、遮蔽材料中に適宜混合することにより、遮 蔽シートの放射線遮蔽効果をより高めることができる。しかし、上記材料はいずれも高 価であるため、混合してもよいが、経済性を損なわない範囲、具体的には 30重量部 までの範囲に混合割合を設定すると良い。また、錫も遮蔽能力を損なわない範囲、 具体的には 40重量部までの範囲で混合してもよい。なお、上記遮蔽材料の混合割 合を示す重量部は、乾燥前の遮蔽材料の重量と有機高分子材料の重量との合計値 (100重量部)に対する上記遮蔽材料の重量割合を示す。
[0033] これら遮蔽材料を使用することにより、経済性に優れ、高い放射線遮蔽能力を得る ことが出来るうえ、鉛や鉛合金を使用した場合と比較して、環境および人体への悪影 響が殆ど無ぐ衛生的かつ安全な放射線遮蔽シートを提供することができる。
[0034] 本発明の放射線遮蔽シートは、有機高分子材料に放射線吸収率が十分に高い遮 蔽材料粉末を均一に分散させて形成されており、十分な放射線遮蔽能はもとより、柔 軟性も兼ね備えている。この放射線遮蔽シートの片面あるいは両面を保護し、かつ遮 蔽シートの引張強度を含めた構造強度を向上させるために有機高分子フィルム層を 一体に設けて構成することも可能である。また、遮蔽能力をより高めるために、薄い放 射線遮蔽シートを複数枚重ねて一体化した積層構造を有する遮蔽シートとして構成 することちでさる。
[0035] こうして調製した放射線遮蔽シートは、 X線室の壁材料として使用したときに優れた 放射線遮蔽効果を発揮し得る。
[0036] 本発明に係る放射線遮蔽シートによれば、安全で高い放射線遮蔽能力を有する安 価な希土類元素の酸化物粉末が有機高分子材料に充填され、その酸化物粉末の 平均粒径が所定範囲に調整され、かつ遮蔽材料の充填率が所定範囲に調整されて レ、るために、環境上および人体の安全上の問題がなく高い放射線遮蔽能力を有す ると共に経済性に優れた放射線遮蔽シートが得られる。
発明を実施するための最良の形態
[0037] 次に本発明に係る放射線遮蔽シートの実施形態について、添付図面および以下 の実施例および比較例を参照してより具体的に説明する。
[0038] [実施例 1] 遮蔽材料として平均粒径が 5 μ mの酸化セリウム粉末を 90重量部と、有機高分子 樹脂としてのポリウレタン樹脂 9重量部と、可塑剤 1重量部とを秤量し、溶剤としてメチ ルェチルケトン/トルエン混合液(体積混合比: 50/50)で希釈混合して混合溶液 を調製した。この混合溶液に対して磁性ポットを使用してミリング処理を 2時間実施し 均一微細化し塗布液を調製した。この塗布液をナイフコータで基板上に均一に塗布 した後に乾燥させて厚さが lmmである実施例 1に係る放射線遮蔽シートを作成した
[0039] [実施例 2]
遮蔽材料として平均粒径が 1 μ mの酸化セリウム(CeO )粉末を使用した点以外は
2
実施例 1と同様に処理して実施例 2に係る放射線遮蔽シートを作成した。
[0040] [実施例 3]
遮蔽材料として平均粒径が 5 x mの酸化セリウム(CeO )粉末を使用し、ミリング処
2
理を 0. 5hrと短時間実施した点以外は実施例 1と同様に処理して実施例 3に係る放 射線遮蔽シートを作成した。
[0041] [実施例 4]
遮蔽材料として平均粒径が 5 μ ΐηの酸化ランタン (La O )粉末を使用した点以外
2 3
は実施例 1と同様に処理して実施例 4に係る放射線遮蔽シートを作成した。
[0042] [実施例 5]
遮蔽材料として平均粒径が 10 μ ΐηの酸化プラセオジム(Pr O )粉末を使用した点
2 3
以外は実施例 1と同様に処理して実施例 5に係る放射線遮蔽シートを作成した。
[0043] [実施例 6]
遮蔽材料として平均粒径が 10 a mの酸化ネオジム(Nd O )粉末を使用した点以
2 3
外は実施例 1と同様に処理して実施例 6に係る放射線遮蔽シートを作成した。
[0044] [実施例 7]
遮蔽材料として平均粒径が 5 x mの酸化サマリウム(Sm O )粉末を使用した点以
2 3
外は実施例 1と同様に処理して実施例 7に係る放射線遮蔽シートを作成した。
[0045] [実施例 8]
遮蔽材料として平均粒径が 5 x mの酸化ユーロピウム(Eu O )粉末を使用した点 以外は実施例 1と同様に処理して実施例 8に係る放射線遮蔽シートを作成した。
[0046] [実施例 9]
遮蔽材料として平均粒径が 20 μ ΐηの酸化ガドリニウム(Gd O )粉末を使用した点
2 3
以外は実施例 1と同様に処理して実施例 9に係る放射線遮蔽シートを作成した。
[0047] [実施例 10]
遮蔽材料として平均粒径が 5 a mの酸化セリウム 45重量部と、酸化ランタン 30重量 部と、他の希土類酸化物 15重量部とから成る酸化物混合粉末を使用した点以外は 実施例 1と同様に処理して実施例 10に係る放射線遮蔽シートを作成した。
[0048] [実施例 11]
遮蔽材料として平均粒径が 5 a mの酸化セリウム 60重量部と、酸化ランタン 10重量 部と、他の希土類酸化物 20重量部との酸化物混合粉末を使用した点以外は実施例 1と同様に処理して実施例 11に係る放射線遮蔽シートを作成した。
[0049] [実施例 12]
遮蔽材料として平均粒径が 5 μ mの酸化セリウム粉末を 80重量部と、平均粒径が 6 z mのタングステン (W)粉末との混合粉末を使用した点以外は実施例 1と同様に処 理して実施例 12に係る放射線遮蔽シートを作成した。
[0050] [実施例 13]
遮蔽材料として平均粒径が 5 μ mの酸化セリウム粉末 70重量部と、平均粒径が 6 β mのビスマス(Bi)粉末 20重量部との混合粉末を使用した点以外は実施例 1と同様に 処理して実施例 13に係る放射線遮蔽シートを作成した。
[0051] [実施例 14]
遮蔽材料として平均粒径が 5 a mの酸化セリウムを 50重量部と、平均粒径が 25 μ mの錫(Sn)粉末を 40重量部との混合粉末を使用した点以外は実施例 1と同様に処 理して実施例 14に係る放射線遮蔽シートを作成した。
[0052] [実施例 15]
遮蔽材料として平均粒径が 5 μ mのセリウム金属粉末を使用した点以外は実施例 1 と同様に処理して実施例 15に係る放射線遮蔽シートを作成した。
[0053] [実施例 16] 遮蔽材料として平均粒径が 5 β mのランタン金属粉末を使用した点以外は実施例 1 と同様に処理して実施例 16に係る放射線遮蔽シートを作成した。
[0054] [比較例 1]
一方、厚さ lmmの鉛板力 成る従来構成の比較例 1に係る放射線遮蔽シートを用 意した。
[0055] [比較例 2]
遮蔽材料として平均粒径が 6 a mのタングステン (W)金属粉末を 90重量部とした 点以外は実施例 1と同様に処理して比較例 2に係る放射線遮蔽シートを作成した。
[0056] [比較例 3]
遮蔽材料として平均粒径が 25 a mの錫(Sn)金属粉末を 90重量部とした点以外は 実施例 1と同様に処理して比較例 3に係る放射線遮蔽シートを作成した。
[0057] [比較例 4]
遮蔽材料として平均粒径が 5 μ mの酸化セリウムを使用し、ミリング処理を実施しな いで同様に処理して比較例 4に係る放射線遮蔽シートを作成した。
[0058] [比較例 5]
遮蔽材料として平均粒径が 5 β mの酸化セリウムを使用する一方、乾燥温度を上げ て早期に乾燥させた点以外は実施例 1と同様に処理することにより、シート組織の単 位長さ当りに存在する遮蔽材料粒子数が好ましレ、範囲以下である比較例 5に係る放 射線遮蔽シートを作成した。なお、上記乾燥条件は、樹脂と混合状態にある溶剤が 抜けた後に、樹脂が結合しに《なるように高温に設定し充填率を下げた。その結果 、シート組織上の直線距離 50 / mに存在する、平均粒径が A / mの遮蔽材料粒子 数は 30/A以下である 3個となった。
[0059] 上記のように調製した各実施例に係る放射線遮蔽シート 1は、図 1に示すように遮 蔽材料粉末 3が有機高分子材料としてのポリウレタン樹脂中に均一に分散した構造 を有する。この放射線遮蔽シート 1の片面を保護し、かつ遮蔽シート 1の引張強度を 含めた構造強度を向上させるために有機高分子フィルム層 4を保護 ·補強層として一 体に設けて構成することも可能である。
[0060] 上記のように調製した各実施例および比較例に係る放射線遮蔽シートの放射線遮 蔽能力を評価するために下記のような X線透過試験を実施した。すなわち、 X線遮蔽 能力を示す評価は、 日本工業規格 CJIS Z4501)に規定する方法に準拠して、 X線 発生装置 (管電圧 lOOkV)を使用し、各放射線遮蔽シート試料を透過した X線量を 測定し、その透過 X線量を比較例 1に示す鉛製の遮蔽シートを透過した X線量と対比 することによって鉛当量を測定した。測定領域は φ 20mmの範囲とした。
[0061] また、各放射線遮蔽シートに対して、表面 2力所と断面 2力所との合計 4力所について 倍率が 2000倍の組織拡大写真を撮影し、画像上に 50 x mの直線距離を設定し、こ の線分範囲に含まれる遮蔽材料の粒子数の平均値を求めた。さらに、各放射線遮蔽 シート全体の体積に対する遮蔽材料の占める割合を充填率として測定した。また、各 放射線遮蔽シートの環境評価は法律の規制(欧州 RoHS指令)等により環境を汚染 するとされているものを Xとし、規制のなレ、ものを〇と評価した。上記測定評価結果を 下記表 1に示す。
[0062] [表 1]
Figure imgf000013_0001
上記表 1に示す結果から明らかなように、安全で高い放射線遮蔽能力を有する安 価な希土類元素の酸化物粉末が有機高分子材料に充填され、その酸化物粉末の 平均粒径が所定範囲に調整され、かつ遮蔽材料の充填率が所定範囲に調整されて いる各実施例に係る放射線遮蔽シートによれば、環境上および人体の安全上の問 題がなく高い放射線遮蔽能力を有すると共に経済性に優れた放射線遮蔽シートが 得られることが判明した。
[0064] 特に放射線遮蔽シートの組織に存在する遮蔽材料の平均粒径を A μ mとした場合 に、上記組織上において任意の直線距離 50 μ mの範囲に存在する遮蔽材料の粒 子数を 30ZA個以上となるように遮蔽材料の粒径および充填率を調整した各実施例 に係る放射線遮蔽シートにおいては、図 2に示すように放射線遮蔽シート 1の任意の 直線距離 L (50 x m)における遮蔽材料 3の粒子数が多ぐ直線距離 L全体に亘つて 密に分散しているため、照射された放射線は遮蔽材料 3によって効果的に遮蔽され 、高い放射線遮蔽効果が得られた。
[0065] 一方、比較例 1に係る Pb板から成る遮蔽シートでは、遮蔽効果は高いが、人体-環 境に悪影響があり、比較例 2に係る W粉末を含有する遮蔽シートでは、原料コストが 高く経済的ではない。また、比較例 3に係る Sn粉末を含有する遮蔽シートでは、遮蔽 効果が不十分である。さらに、比較例 4に係る放射線遮蔽シートのように、 Ce O粉
2 3 末をしても、その充填率が低い場合には、遮蔽効果が減少してしまうことが確認され た。
[0066] また、比較例 5に係る放射線遮蔽シートのように、任意の直線距離 L (50 β m)にお ける遮蔽材料の粒子数が 30/A個未満であると、図 3に示すように、粒子 3, 3間の 空隙部力 漏洩する放射線 5の量が増加することとなり、部分的に遮蔽能力が低下 することが判明した。
産業上の利用の可能性
[0067] 以上説明の通り、本発明に係る放射線遮蔽シートによれば、安全で高い放射線遮 蔽能力を有する安価な希土類元素の酸ィヒ物粉末が有機高分子材料に充填され、そ の酸化物粉末の平均粒径が所定範囲に調整され、かつ遮蔽材料の充填率が所定 範囲に調整されているために、環境上および人体の安全上の問題がなく高い放射線 遮蔽能力を有すると共に経済性に優れた放射線遮蔽シートが得られる。
図面の簡単な説明 [図 1]本発明に係る放射線遮蔽シートの一実施形態の構成を示す断面図。
[図 2]放射線遮蔽シートの所定直線距離に存在する遮蔽材粒子数の計数方法を示 す図。
[図 3]放射線遮蔽シートの所定直線距離に存在する遮蔽材粒子数の計数方法を示 す図。

Claims

請求の範囲
[1] 有機高分子材料に遮蔽材料を充填した放射線遮蔽シートにおいて、上記遮蔽材料 がランタン、セリウム、プラセオジム、ネオジム、サマリウム、ユーロピウム、ガドリニウム 力、ら選択される少なくとも 1種の元素の酸化物粉末であり、この酸化物粉末の平均粒 径が:!〜 20 μ mであり、かつ遮蔽材料の充填率が 40〜80体積%であることを特徴と する放射線遮蔽シート。
[2] 有機高分子材料に遮蔽材料を含有させた放射線遮蔽シートにおいて、上記遮蔽材 料はランタンおよびセリウムを含む組成から成る金属単体粉末またはその化合物粉 末であることを特徴とする放射線遮蔽シート。
[3] 前記化合物粉末が 10〜40質量%の酸化ランタンと、 30〜60質量%の酸化セリウム とを含有する組成比を有することを特徴とする請求項 2記載の放射線遮蔽シート。
[4] 前記遮蔽材料の充填率が 40〜80体積%であることを特徴とする請求項 2乃至 3のレ、 ずれかに記載の放射線遮蔽シート。
[5] 放射線遮蔽シートの組織に存在する遮蔽材料の平均粒径を A μ ΐηとした場合に、上 記組織表面上の任意の直線距離 50 μ mの範囲に存在する遮蔽材料の粒子数が 30
/A個以上であることを特徴とする請求項 1乃至 4のいずれかに記載の放射線遮蔽 シート。
[6] 前記遮蔽材料としてさらにタングステン、ビスマス、錫及びその化合物から選択される 少なくとも 1種の粉末が混合されていることを特徴とする請求項 1乃至 5のいずれかに 記載の放射線遮蔽シート。
[7] 前記放射線遮蔽シートが X線室の壁材料として使用されることを特徴とする請求項 1 乃至 6のレ、ずれかに記載の放射線遮蔽シート。
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