WO2017164408A1 - 中性子減速照射装置 - Google Patents

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WO2017164408A1
WO2017164408A1 PCT/JP2017/012178 JP2017012178W WO2017164408A1 WO 2017164408 A1 WO2017164408 A1 WO 2017164408A1 JP 2017012178 W JP2017012178 W JP 2017012178W WO 2017164408 A1 WO2017164408 A1 WO 2017164408A1
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neutron
moderator
downstream
upstream
irradiation
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一輝 土田
善明 鬼柳
章 瓜谷
洋輔 校篠
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YAGAMI Co Ltd
Nagoya University NUC
Original Assignee
YAGAMI Co Ltd
Nagoya University NUC
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    • A—HUMAN NECESSITIES
    • A61—MEDICAL OR VETERINARY SCIENCE; HYGIENE
    • A61N—ELECTROTHERAPY; MAGNETOTHERAPY; RADIATION THERAPY; ULTRASOUND THERAPY
    • A61N5/00—Radiation therapy
    • A61N5/10—X-ray therapy; Gamma-ray therapy; Particle-irradiation therapy
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21K—HANDLING OF PARTICLES OR IONISING RADIATION NOT OTHERWISE PROVIDED FOR; IRRADIATION DEVICES; GAMMA RAY OR X-RAY MICROSCOPES
    • G21K1/00—Arrangements for handling particles or ionising radiation, e.g. focusing or moderating
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21K—HANDLING OF PARTICLES OR IONISING RADIATION NOT OTHERWISE PROVIDED FOR; IRRADIATION DEVICES; GAMMA RAY OR X-RAY MICROSCOPES
    • G21K5/00—Irradiation devices
    • G21K5/02—Irradiation devices having no beam-forming means
    • H—ELECTRICITY
    • H05—ELECTRIC TECHNIQUES NOT OTHERWISE PROVIDED FOR
    • H05H—PLASMA TECHNIQUE; PRODUCTION OF ACCELERATED ELECTRICALLY-CHARGED PARTICLES OR OF NEUTRONS; PRODUCTION OR ACCELERATION OF NEUTRAL MOLECULAR OR ATOMIC BEAMS
    • H05H6/00—Targets for producing nuclear reactions

Definitions

  • the present invention relates to a neutron decelerating irradiation apparatus that decelerates and irradiates neutron beams generated by a neutron source.
  • boron neutron capture therapy irradiates boron compounds selectively accumulated in cancer cells with neutrons and destroys cancer cells with ⁇ particles and lithium nuclei generated by the nuclear reaction of 10 B (n, ⁇ ) 7 Li Is a cure. Since the range of alpha particles and lithium nuclei is about the same as that of cells, boron neutron capture therapy can selectively destroy only cancer cells without damaging normal cells. .
  • borono-phenylalanine (BPA) and borocaptate Sodium mercapto-undecahydro-dodecaborato; BSH
  • BPA borono-phenylalanine
  • BSH Sodium mercapto-undecahydro-dodecaborato
  • the neutron beam to be irradiated is required to have high intensity of epithermal neutrons and low mixing rate of fast neutrons.
  • boron neutron capture therapy has often been implemented using a research reactor as a neutron source.
  • the research reactor takes time to start and stop operation, and it is necessary to adjust the operation plan of the reactor and the treatment schedule when performing the treatment.
  • existing research reactors have limitations in the future for continuous use from the viewpoint of maintenance costs and lifetime. Therefore, in recent years, development of an apparatus for generating a neutron beam using an accelerator has been advanced.
  • Neutron generators that use neutrons generated by accelerators for boron neutron capture therapy are generally accelerators that generate charged particle beams, targets that generate neutrons when irradiated with charged particle beams, and neutron beams generated by targets And a neutron slow-down irradiation apparatus that irradiates the irradiated object with a reduced speed.
  • the target holds a target material that functions as a neutron source, and a neutron generation reaction occurs when the target material is irradiated with a charged particle beam such as a proton beam.
  • target materials include lithium that generates a reaction of 7 Li (p, n) 7 Be, beryllium that generates a reaction of 9 Be (p, n) 9 B, 9 Be (p, xn), and a nuclear fragmentation reaction Heavy metals such as tantalum and tungsten have been studied.
  • lithium or beryllium When lithium or beryllium is used as a target material, the generation of gamma rays is less than in the case of a nuclear fragmentation reaction with heavy metals, which facilitates shielding and increases the safety of treatment. Further, when lithium and beryllium are compared, lithium has a low neutron yield, is chemically unstable, and has a low melting point, but can generate neutrons with low incident proton energy. In other words, in addition to the energy of the generated neutron beam, there is an advantage that generation of secondary radiation can be suppressed to a low level.
  • the threshold of incident proton energy is about 2.06 MeV for the 9 Be (p, n) 9 B reaction, while it is about 1.88 MeV for the 7 Li (p, n) 7 Be reaction, which is macroscopic.
  • the cross-sectional area of lithium is larger over the entire incident proton energy. For this reason, lithium is promising as a target material suitable for reducing the size and weight of accelerators and neutron decelerating devices.
  • the International Atomic Energy Agency sets design target values for neutrons used for boron neutron capture therapy.
  • the epithermal neutron intensity is recommended to be 1 ⁇ 10 9 [n / cm 2 / s] or more from the viewpoint of effective treatment in a short time.
  • the fast neutron contamination rate is recommended to be 2 ⁇ 10 ⁇ 13 [Gy ⁇ cm 2 ] or less from the viewpoint of avoiding damage to normal cells.
  • the present invention provides a neutron moderation irradiation apparatus capable of decelerating a neutron beam generated by a neutron source and emitting a neutron beam having high epithermal neutron intensity while reducing the mixing rate of fast neutrons. For the purpose.
  • a neutron slow-down irradiation apparatus includes a moderator that decelerates a neutron beam emitted by a charged particle beam and emitted from a neutron source, and a reflector surrounding the moderator, A collimator for shaping the irradiation field of the neutron beam decelerated by the moderator, and the moderator is disposed on the downstream side of the neutron source in the irradiation direction of the charged particle beam, and the irradiation And an upstream portion that is disposed upstream of the body portion in the direction and surrounds the periphery of the neutron source.
  • a neutron moderation irradiation apparatus capable of decelerating a neutron beam generated by a neutron source and emitting a neutron beam having a high intensity of epithermal neutrons while reducing the mixing rate of fast neutrons. be able to.
  • the epithermal neutron beam emitted from the neutron decelerating device has a high intensity and a low mixing rate of fast neutrons, so that the thickness of the moderator can be reduced. Therefore, a lightweight and small neutron slow-down irradiation apparatus can be provided.
  • FIG. 1 is a diagram showing a schematic configuration of a neutron generator.
  • the neutron generator 100 includes a charged particle beam generator 1, a neutron moderator 2, a conduit 4, and a target 5 as a neutron source.
  • the target 5 as a neutron source holds solid lithium as a target material.
  • This neutron generator 100 is suitably used as a neutron beam source in boron neutron capture therapy.
  • the charged particle beam generator 1 In the neutron generator 100, the charged particle beam generator 1 generates a proton beam or the like (charged particle beam 6) having a predetermined energy.
  • the charged particle beam 6 reaches the target 5 through the conduit 4, and the target 5 is irradiated with the charged particle beam 6 to generate a neutron beam in a predetermined energy band.
  • the neutron slow irradiation apparatus 2 decelerates the neutron beam which the target 5 radiate
  • the neutron beam 9 emitted from the neutron slow-down irradiation apparatus 2 is irradiated to the irradiated body 3 to cause a neutron capture reaction. That is, when a neutron beam 9 is irradiated to a cancer cell as an irradiated body 3 in which boron is accumulated, the cancer cell is destroyed by ⁇ rays and lithium particles generated by a nuclear reaction.
  • the charged particle beam generator 1 generates a proton beam as a charged particle beam, for example.
  • a charged particle beam generator 1 that generates proton beams includes an ion source 1a that generates protons and an accelerator 1b that accelerates protons.
  • an electron cyclotron resonance (ECR) ion source is used as the ion source 1a.
  • ECR electron cyclotron resonance
  • the ECR ion source generates hydrogen plasma at a high density by introducing hydrogen gas under a strong magnetic field and applying high frequency to generate electron cyclotron resonance.
  • the generated hydrogen ions ( 1 H + ) are collected and extracted by the magnetic mirror. Since the ECR ion source is based on electrodeless discharge, it can be operated stably for a long time.
  • an electrostatic accelerator for example, an electrostatic accelerator is used.
  • the electrostatic accelerator accelerates charged particles under a constant electrostatic field by applying a DC high voltage between the electrodes. According to the electrostatic accelerator, it is possible to generate a continuous charged particle beam 6.
  • a dynamitron accelerator manufactured by IBA, etc.
  • electrostatic accelerators such as cockcroft Walton type and bandegraph type, and high-frequency type accelerators such as cyclotron and synchrotron can be used.
  • the conduit 4 connects between the charged particle beam generator 1 and the target 5.
  • the conduit 4 forms a path for guiding the charged particle beam 6 emitted from the charged particle beam generator 1 to the target 5.
  • the conduit 4 is provided with a focusing lens 7 for suppressing the charged particle beam 6 from diverging in the width direction.
  • a focusing lens 7 for example, a plurality of quadrupole electromagnets are installed along the irradiation direction of the charged particle beam 6 and their polarities are reversed.
  • pipe 4 is not limited to the linear form as shown in FIG. 1, You may form the path
  • a bending electromagnet or the like for deflecting the charged particle beam 6 can be installed in the curved portion of the conduit 4.
  • the target 5 is installed at the tip of the conduit 4.
  • the target 5 as a neutron source holds solid lithium as a target material.
  • the target material made of solid lithium is held in a concave portion of a metal substrate configured by combining, for example, tantalum that shields a proton beam, copper having high thermal conductivity, iron, or the like.
  • maintained at the recessed part is sealed with metal foils, such as a product made from titanium, and the leakage of the fuse
  • a coolant channel for cooling the target material by flowing cooling water is formed inside the metal substrate.
  • Lithium which is a target material, is irradiated with a proton beam and generates a neutron beam by a nuclear reaction of 7 Li (p, n) 7 Be.
  • the threshold of incident proton energy required for this nuclear reaction is about 1.88 MeV.
  • the charged particle beam generator 1 generates a charged particle beam 6 having a low energy that is equal to or higher than the threshold and does not generate neutrons with excessive energy.
  • the energy of the charged particle beam 6 generated by the charged particle beam generator 1 is in the range of 4.0 MeV or less, preferably 3.0 MeV or less, more preferably 2.8 MeV or less.
  • the current value is 10 mA or more and 100 mA or less, and more preferably 10 mA or more and 20 mA or less from the viewpoint of avoiding a thermal load on the target material.
  • FIG. 2 is a longitudinal sectional view of the neutron slow-down irradiation apparatus according to the first embodiment of the present invention.
  • the neutron slow-down irradiation apparatus 2 includes a moderator (21A, 21B), a reflector 22, a shielding material (shielding portion) 23, and a collimator portion (24A, 24B). It has.
  • the neutron slow-down irradiation apparatus 2 surrounds the periphery of the target 5 as a neutron source and is installed on the downstream side of the target 5.
  • the neutron decelerating device 2 decelerates the neutron beam generated by the target 5, decelerates mainly to the energy band of the epithermal neutron beam, and irradiates the irradiated object 3 with the neutron beam.
  • the neutron beams generated by the target 5 are roughly classified into thermal neutrons (N ther ), epithermal neutrons (N epi ), and fast neutrons (N fast ) according to the energy.
  • neutrons whose energy is 0.5 eV or less are thermal neutrons (N ther )
  • neutrons whose energy exceeds 0.5 eV and 10 keV or less are epithermal neutrons (N epi )
  • those that exceed 10 keV are fast neutrons (N fast).
  • the terms “downstream” and “upstream” mean downstream and upstream in the irradiation direction (traveling direction) of the charged particle beam 6, respectively.
  • the moderator (21A, 21B) mainly decelerates the neutron beam generated by the target 5 as a neutron source to the energy band of the epithermal neutron beam.
  • the moderator (21A, 21B) according to the present embodiment includes a moderator main body (main body portion) 21A and an upstream side moderator (upstream portion) 21B.
  • Both the moderator main body 21A and the upstream side moderator 21B are preferably made of magnesium fluoride (MgF 2 ).
  • Magnesium fluoride has a structure of either a single crystal body or a sintered body in which single crystals are sintered.
  • Magnesium fluoride has a bulk density (relative density) of 95% or more, preferably 98% or more, more preferably 99% or more because of its true density.
  • Magnesium fluoride has the ability to effectively decelerate generated neutrons when the proton energy incident on the target 5 is 10 MeV or less.
  • the moderator (21A, 21B) is made of magnesium fluoride
  • the neutron beam emitted from the target 5 is mainly decelerated to the energy band of the epithermal neutron beam, and most of the fast neutrons are absorbed. Therefore, the mixing rate of fast neutrons can be reduced, and high intensity epithermal neutron beams can be emitted.
  • the moderator main body (main body portion) 21A is arranged in a columnar shape or a polygonal column shape on the downstream side of the target 5. Specifically, the moderator main body 21 ⁇ / b> A is arranged so as to be concentric with the irradiation axis of the charged particle beam 6 and also arranged so as to be concentric with the target 5.
  • the upstream end surface (the left end surface in FIG. 1B) of the target 5 is arranged, for example, 2 cm to 6 cm away from the upstream end surface of the moderator main body 21A.
  • the moderator main body 21A may be configured by a single moderator having a columnar shape or a polygonal column shape, or may be configured by combining a plurality of moderators so as to exhibit a columnar shape or a polygonal column shape.
  • the shape of the moderator main body 21 ⁇ / b> A may be a truncated cone shape whose diameter is reduced toward the downstream side in the irradiation direction of the charged particle beam 6.
  • the ratio of the diameter of the upstream end face to the diameter of the downstream end face is preferably 1 or more and 3/2 or less.
  • a cylindrical shape or a polygonal column shape is preferable.
  • the moderator main body 21A preferably has a thickness (length in the irradiation direction of the charged particle beam 6) (L B ) of 20.0 cm or more and 35.0 cm or less, and in this embodiment, 25.7 cm or more. It is more preferably 32.7 cm or less, and further preferably 25.7 cm or more and 29.3 cm or less.
  • L B thickness
  • the mixing rate of fast neutrons with respect to the neutron beam emitted from the neutron slow-down irradiation apparatus 2 is 2 ⁇ 10 ⁇ 13 [Gy ⁇ cm 2 ] or less, The intensity of the neutron beam can be maximized.
  • the moderator main body 21A has a diameter (length in the direction normal to the irradiation axis of the charged particle beam 6) (R B ) that is 10/7 to twice the thickness (L B ) of the moderator main body 21A. Is preferred.
  • the diameter (R B ) is within such a range, the neutron beam emitted from the target 5 is effectively decelerated and reaches the opening 124a of the collimator unit. Therefore, the mixing rate of fast neutrons can be sufficiently reduced with respect to the neutron beam emitted from the neutron slow irradiation apparatus 2. More specifically, the diameter (R B ) is preferably 40 cm or more and 60 cm or less, and more preferably 48 cm or more and 52 cm or less.
  • the upstream moderator (upstream part) 21B is arranged in a concentric cylindrical shape or polygonal cylindrical shape from the upstream end face of the moderator main body 21A toward the upstream side.
  • the downstream end surface of the upstream moderator 21B is in close contact with the upstream end surface of the moderator main body 21A.
  • the upstream moderator 21B encloses the target 5 inside a cylindrical shape or a polygonal cylindrical shape. Surrounds the surroundings. More specifically, the upstream moderator 21B is arranged so as to be concentric with the moderator main body 21A, and is also arranged so as to be concentric with the irradiation axis of the charged particle beam 6.
  • the upstream moderator 21B may be configured by a single moderator having a cylindrical shape or a polygonal cylinder shape, or may be configured by combining a plurality of moderators so as to exhibit a cylindrical shape or a polygonal cylinder shape. Alternatively, it may be formed integrally with the moderator main body 21A.
  • the upstream moderator 21B preferably has a peripheral wall thickness (difference between outer shape and inner diameter) (R U ) that is 1/6 to 2/5 times the diameter (R B ) of the moderator main body 21A.
  • a peripheral wall thickness (difference between outer shape and inner diameter) (R U ) that is 1/6 to 2/5 times the diameter (R B ) of the moderator main body 21A.
  • the thickness (R U ) of the peripheral wall is preferably 8 cm or more and 20 cm or less, and more preferably 9 cm or more and 20 cm or less.
  • the upstream moderator 21B preferably has a length (L U ) in the irradiation direction of the charged particle beam 6 that is 1 ⁇ 4 to 4/5 times the thickness (L B ) of the moderator main body 21A.
  • the length (L U ) is in such a range, the neutron beam emitted from the target 5 toward the normal direction with respect to the irradiation axis of the charged particle beam 6 or toward the upstream side is effectively decelerated, and the upstream The size of the side moderator 21B can be kept small. More specifically, the length (L U ) is preferably 8 cm or more and 20 cm or less, and more preferably 9 cm or more and 20 cm or less.
  • the reflector 22 surrounds the periphery of the moderator (21A, 21B) and reflects the neutron beam emitted from the target 5 as a neutron source.
  • the reflecting material 22 is disposed on the outer side in the radial direction of the moderator main body 21A and the upstream side moderator 21B, and covers the moderator main body 21A and the upstream side moderator 21B from the outside.
  • the reflective material 22 also covers the upstream end face of the upstream moderator 21B from the upstream side.
  • An opening having a circular cross-sectional shape is formed on the upstream end face of the reflector 22 so as to be concentric with the irradiation axis of the charged particle beam 6.
  • the inner surface of the opening and the inner peripheral surface of the upstream moderator 21B are substantially flush with each other, and a path of the charged particle beam 6 reaching the target 5 included in the reflector and the moderator is formed.
  • the reflector 22 is made of a material having a large neutron scattering cross section. Examples of the material of the reflector 22 include graphite, iron, lead, and beryllium.
  • the reflector 22 preferably has a large neutron scattering cross section but a small neutron absorption cross section, and is particularly preferably made of lead or a lead alloy such as a lead-bismuth alloy.
  • the shielding material (shielding part) 23 mainly shields fast neutron rays and gamma rays emitted from the moderator (21A, 21B).
  • the shielding material 23 is disposed on the downstream side of the moderator main body 21 ⁇ / b> A and the reflective material 22. Specifically, the shielding member 23 is in close contact with the downstream end surface of the moderator main body 21 ⁇ / b> A and the downstream end surface of the reflecting member 22 that are provided substantially flush with each other.
  • the shielding material 23 is formed of a material having a large neutron capture reaction cross-sectional area, a high neutron absorption ability, and a material having a high gamma ray shielding ability.
  • Examples of the material of the shielding material 23 include cadmium, indium, hafnium, gadolinium, bismuth, lead, iron, lead fluoride, boron carbide and other boron compounds, paraffin, water, lithium fluoride-polyethylene, boron-polyethylene. Etc.
  • the shielding material 23 may be formed by laminating one or more of these materials to form a shielding material 23 having a multilayer structure, but it is particularly preferable to include a shielding material made of cadmium or a cadmium alloy.
  • the shielding material 23 By forming the shielding material 23 with such a material, the low energy neutrons emitted from the moderator (21A, 21B) can be effectively absorbed, while the epithermal neutron beam can be maintained at a high intensity. It becomes possible. Moreover, you may comprise only with the shielding material made from a cadmium or a cadmium alloy, and you may use together the shielding material made from bismuth. When such materials are used in combination, gamma rays can be effectively shielded.
  • the shielding material 23 has a thickness (length in the irradiation direction of the charged particle beam 6) of preferably 0.005 cm or more and 0.2 cm or less, more preferably 0.005 cm or more and 0.15 cm or less, More preferably, it is 0.008 cm or more and 0.012 cm or less.
  • the shielding material made of cadmium or cadmium alloy is more preferably 0.005 cm or more and 0.05 cm or less, and the shielding material made of bismuth is more preferably 0.005 cm or more and 0.15 cm or less.
  • the thickness is in such a range, while maintaining the intensity of the epithermal neutron beam emitted from the neutron decelerating irradiation device 2, it effectively absorbs low energy neutrons and is emitted from the neutron decelerating irradiation device 2. Can be sufficiently reduced. Further, since the shielding material is thinned and the number of secondary gamma ray sources is reduced, it is possible to reduce the mixing rate of gamma rays with respect to the neutron rays emitted from the neutron moderation irradiation apparatus 2.
  • the collimator portions (24A, 24B) are decelerated by the moderator (21A, 21B), and shape the irradiation field of the neutron beam that has passed through the shielding material 23.
  • the collimator section (24A, 24B) is composed of an upstream member 24A and a downstream member 24B.
  • the collimator portions (24A, 24B) have an opening 124a that decreases in diameter toward the downstream side.
  • the opening 124a is provided through the collimator portions (24A, 24B) so as to be concentric with the irradiation axis of the charged particle beam 6. Therefore, the neutron beam that has been decelerated by the moderator (21A, 21B) and transmitted through the shielding material 23 is narrowed along the opening 124a.
  • the upstream member 24A is disposed in a cylindrical shape or a polygonal cylindrical shape on the downstream side of the reflecting material 22 and the moderator main body 21A.
  • the upstream member 24A is arranged so that the opening 124a of the collimator portion is concentric with the moderator main body 21A.
  • the upstream member 24A may be configured by a single member having a cylindrical shape or a polygonal cylindrical shape, or may be configured by combining a plurality of members so as to exhibit a cylindrical shape or a polygonal cylindrical shape.
  • the upstream member 24A is formed of a material having a large neutron scattering cross section or a material having a high neutron absorption capacity.
  • Examples of the material of the upstream member 24A include graphite, iron, lead, beryllium, cadmium, indium, hafnium, gadolinium, bismuth, lead fluoride, boron carbide and other boron compounds, paraffin, water, lithium fluoride- Examples include polyethylene and boron-polyethylene.
  • the upstream member 24A preferably has an inner diameter (D 1 ) at the upstream end surface that is 4/5 to 1 times the diameter (R B ) of the moderator main body 21A.
  • the inner diameter (D 1 ) is in such a range, the neutron flux incident on the opening 124a of the collimator portion is increased, so that the intensity of the epithermal neutron beam emitted from the neutron slow-down irradiation apparatus 2 can be increased.
  • the inner diameter (D 1 ) is preferably 40 cm or more and 60 cm or less, more preferably 48 cm or more and 52 cm or less, and the same diameter as the diameter (R B ) of the moderator main body 21A. Is particularly preferred.
  • the intensity of epithermal neutron beams and fast neutron beams decreases with increasing distance from the irradiation axis of the charged particle beam 6, but only the fast neutron beam has a maximum value in a range where the inner diameter (D 1 ) exceeds 50 cm. Therefore, when the inner diameter (D 1 ) is larger than 50 cm, the intensity of the fast neutron beam is slightly increased. Therefore, when the inner diameter (D 1 ) is in such a range, it is possible to increase the intensity of the epithermal neutron beam while reducing the mixing rate of fast neutrons with respect to the neutron beam emitted from the neutron moderation irradiation apparatus 2. .
  • the downstream member 24B is arranged in a cylindrical shape or a polygonal cylindrical shape in close contact with the downstream end face of the upstream member 24A on the downstream side of the upstream member 24A. More specifically, the downstream member 24B is disposed so that the opening 124a of the collimator portion is concentric with the moderator main body 21A.
  • the downstream member 24B may be configured by a single member having a cylindrical shape or a polygonal cylindrical shape, or may be configured by combining a plurality of members so as to exhibit a cylindrical shape or a polygonal cylindrical shape.
  • the downstream member 24B is formed of a material having a large neutron scattering cross section or a material having a high neutron absorption capacity.
  • Examples of the material of the downstream member 24B include graphite, iron, lead, beryllium, cadmium, indium, hafnium, gadolinium, bismuth, lead fluoride, boron carbide and other boron compounds, paraffin, water, lithium fluoride- Examples include polyethylene and boron-polyethylene.
  • the downstream member 24B preferably has an inner diameter (D 2 ) at the downstream end surface that is 1/5 to 1/3 times the inner diameter (D 1 ) of the upstream end surface of the upstream member 24A.
  • the inner diameter (D 2 ) is in such a range, the neutron beam is largely shaped by the opening 124a of the collimator unit, and thus the straightness of the neutron beam emitted from the neutron slow-down irradiation apparatus 2 can be increased.
  • the inner diameter (D 2 ) is preferably 8 cm or more and 20 cm or less, and more preferably 9 cm or more and 15 cm or less.
  • the collimator portions (24A, 24B) preferably have an upstream member 24A (reflecting material) made of lead or a lead alloy such as lead-bismuth alloy and a downstream member 24B (shielding material) made of lithium fluoride-polyethylene. Or a combination of an upstream member 24A (shielding material) made of lithium fluoride-polyethylene and a downstream member 24B (reflective material) made of lead or a lead alloy such as a lead-bismuth alloy. Is.
  • collimator portions include an upstream member 24A (reflecting material) made of lead or a lead alloy such as lead-bismuth alloy, and a downstream member 24B (shielding material) made of lithium fluoride-polyethylene. ).
  • an upstream member 24A reflecting material
  • a lead alloy such as lead-bismuth alloy
  • a downstream member 24B shielding material
  • epithermal neutrons can pass through the upstream member 24A and be led to the exit, and the mixing rate of thermal neutrons can be further reduced. Can do. Therefore, it is possible to reduce the thickness of the moderator while reducing the mixing rate of fast neutrons.
  • the upstream member 24A can be provided with a thicker inner side that forms the peripheral wall of the opening 124a of the collimator portion, and a thinner outer side away from the opening 124a of the collimator portion than the inner side. is there.
  • the straightness of the neutron beam emitted from the neutron slow irradiation apparatus 2 can be increased.
  • the outer side of the downstream member 24B made of lithium fluoride-polyethylene can be made thicker, the outer shielding property can be enhanced.
  • the upstream member 24A preferably has a length (L 1 ) in the irradiation direction of the charged particle beam 6 that is 1/7 to 2/5 times the thickness (L B ) of the moderator main body 21A. More specifically, the length (L 1 ) is preferably 3.5 cm or more and 14 cm or less, and more preferably 4 cm or more and 6 cm or less.
  • the downstream member 24B preferably has a length (L 2 ) in the irradiation direction of the charged particle beam 6 that is 1/7 to 2/5 times the thickness (L B ) of the moderator main body 21A. More specifically, the length (L 2 ) is preferably 3.5 cm or more and 14 cm or less, and more preferably 4 cm or more and 12 cm or less.
  • the neutron moderation irradiation apparatus 2 since the upstream moderator 21B (upstream part) surrounding the target 5 is provided, the target 5 is also covered with the moderator from the upstream side. Therefore, a part of the neutron beam emitted from the target 5 toward the normal direction with respect to the irradiation axis of the charged particle beam 6 or toward the upstream side reaches the opening 124a of the collimator unit along a long track, but the upstream moderator By installing 21B, the neutron beam is effectively decelerated.
  • the mixing rate of fast neutrons emitted in the normal direction or upstream side with respect to the irradiation axis can be sufficiently reduced.
  • the fast neutron component flowing into the opening 124a of the collimator portion is sufficiently reduced, and the moderator can be thinned. Therefore, the moderator is thinned and emitted from the neutron moderator irradiation device 2.
  • the intensity of epithermal neutron rays can also be increased.
  • the neutron slow irradiation apparatus 2 can be reduced in size and weight. As an example, it is possible to reduce the thickness (L B ) of the moderator main body 21A by about 3.4 cm as compared to the case where the upstream side moderator 21B is not provided.
  • FIG. 3 is a longitudinal cross-sectional view of a neutron slow-down irradiation apparatus according to the second embodiment of the present invention.
  • the neutron slow irradiation apparatus 2A according to the present embodiment includes a moderator (21A, 21B), a reflector 22, a shielding material (shielding portion) 23, and a collimator portion (24A, 24C, 24D).
  • the neutron slow-down irradiation apparatus 2A differs from the neutron slow-down irradiation apparatus 2 according to the above embodiment in that it includes a downstream inner member 24C and a downstream outer member 24D on the downstream side of the upstream member 24A of the collimator section. It is a point.
  • Other configurations are the same as those in the above embodiment.
  • the downstream inner member 24C and the downstream outer member 24D are arranged in a cylindrical shape or a polygonal cylindrical shape in close contact with the downstream end face of the upstream member 24A on the downstream side of the upstream member 24A.
  • the downstream inner member 24C has a cylindrical or polygonal cylindrical inner surface forming an opening 124a, and the downstream outer member 24D is disposed in close contact with the radially outer side of the downstream inner member 24C.
  • the downstream inner member 24C and the downstream outer member 24D are arranged such that the opening 124a is concentric with the moderator main body 21A.
  • Each of the downstream inner member 24C and the downstream outer member 24D may be constituted by a single member having a cylindrical shape or a polygonal cylindrical shape, or a plurality of members so as to exhibit a cylindrical shape or a polygonal cylindrical shape. You may comprise combining.
  • the upstream member 24A and the downstream inner member 24C are formed of a material having a large neutron scattering cross section.
  • Examples of the material of the upstream member 24A and the downstream inner member 24C include graphite, iron, lead, and beryllium.
  • the upstream member 24A and the downstream inner member 24C have a large neutron scattering cross section, but preferably have a small neutron absorption cross section, and are particularly preferably made of lead or a lead alloy such as a lead-bismuth alloy. .
  • the intensity of the epithermal neutron beam emitted from the neutron decelerating device 2 can be increased through the opening 124a of the collimator portion.
  • the mixing rate of gamma rays can be reduced with respect to the neutron beams emitted from the neutron slow-down irradiation apparatus 2.
  • the upstream member 24A and the downstream inner member 24C may be integrated.
  • the downstream outer member 24D is made of a material having a large neutron capture reaction cross-sectional area and a high neutron absorption capacity.
  • Examples of the material of the downstream outer member 24D include cadmium, indium, hafnium, gadolinium, bismuth, lead fluoride, boron carbide and other boron compounds, paraffin, water, lithium fluoride-polyethylene, boron-polyethylene, and the like. Can be mentioned.
  • the downstream side outer member 24D is particularly preferably made of lithium fluoride-polyethylene.
  • the length (L 1 ) in the irradiation direction of the charged particle beam 6 is 1/7 to 2/2 of the thickness (L B ) of the moderator main body 21A. It is preferably 5 times. Further, in the downstream inner member 24C and the downstream outer member 24D, the length (L 2 ) in the irradiation direction of the charged particle beam 6 is 1/25 to 5/7 of the thickness (L B ) of the moderator main body 21A. It is preferable that it is double. The longer the length (L 1 ) in the irradiation direction of the upstream member 24A, the higher the intensity of the epithermal neutron beam emitted from the neutron moderator 2.
  • the mixing rate of thermal neutrons is reduced for the neutron beam emitted from the neutron slow-down irradiation apparatus 2.
  • the shorter the length in the irradiation direction (L 1 ) of the upstream member 24A the higher the straightness of the neutron beam emitted from the neutron slow irradiation apparatus 2.
  • the downstream inner member 24C greatly reduces the air dose of neutron rays and gamma rays around the exit of the opening 124a of the collimator section.
  • the length of the upstream member 24A (L 1 ) and the length of the downstream inner member 24C and the downstream outer member 24D (L 2 ) are within such ranges, the intensity of the epithermal neutron beam is increased.
  • the air dose around the exit of the opening 124a can be reduced while reducing the thickness of the moderator.
  • the length (L 1 ) of the upstream member 24A is preferably 3.5 cm or more and 14 cm or less, and more preferably 8 cm or more and 12 cm or less.
  • the length (L 2 ) of the downstream inner member 24C and the downstream outer member 24D is more preferably 1 cm or more and 10 cm or less, and more preferably 4 cm or more and 6 cm or less.
  • the downstream inner member 24C preferably has a peripheral wall thickness (difference between outer shape and inner diameter) (R 2 ) that is 1/4 to 1 times the inner diameter (D 2 ) of the downstream end face.
  • the greater the thickness (R 2 ) of the peripheral wall the higher the intensity of the epithermal neutron beam emitted from the neutron moderator 2.
  • the air dose of neutrons and gamma rays is greatly reduced around the exit of the opening 124a of the collimator unit.
  • the thickness (R 2 ) of the peripheral wall is thinner, the mixing rate of fast neutrons with respect to the neutron beam emitted from the neutron slow irradiation apparatus 2 is reduced.
  • the straightness of the neutron beam emitted from the neutron slow-down irradiation apparatus 2 is increased. Therefore, when the thickness (R 2 ) of the peripheral wall is in such a range, it is possible to reduce the air dose around the exit of the opening 124a while increasing the intensity of the epithermal neutron beam and thinning the moderator. It becomes. More specifically, the thickness (R 2 ) of the peripheral wall is preferably 2 cm or more and 16 cm or less, and more preferably 4 cm or more and 12 cm or less.
  • the downstream inner member 24C formed of a material having a large neutron scattering cross section is provided on the downstream side of the upstream member 24A of the collimator unit.
  • the epithermal neutron beam in which energy is stored is emitted from the opening 124a with high intensity.
  • the downstream outer member 24D formed of a material having a high neutron absorption capability is provided on the downstream side of the upstream member 24A of the collimator unit, the epithermal neutron beam emitted from the neutron slow-down irradiation apparatus 2 It is possible to reduce the air dose around the exit of the opening 124a of the collimator portion while increasing the intensity.
  • the entire surface of the opening 124a of the collimator portion is formed of a lead or lead alloy reflecting material, so that it is emitted from the neutron moderation irradiation apparatus 2. It is possible to reduce the air dose around the exit while greatly increasing the intensity of the epithermal neutron beam.
  • FIG. 4 is a longitudinal sectional view of a neutron slow-down irradiation apparatus according to the third embodiment of the present invention.
  • the neutron slow-down irradiation apparatus 2B includes a moderator (21A, 21B, 21C), a reflector 22, a shielding material (shielding part) 23A, and a collimator unit (24A, 24C). , 24D).
  • the neutron slow-down irradiation apparatus 2B is different from the neutron slow-down irradiation apparatus 2A according to the above-described embodiment in that a downstream moderator 21C and a shielding material 23A are provided on the downstream side of the moderator main body 21A.
  • FIG. 4 illustrates an example in which the thickness (R U ) of the peripheral wall of the upstream moderator 21B is different, but the other configurations are the same as in the above embodiment.
  • the downstream moderator (downstream part) 21C is arranged in a truncated cone shape from the downstream end face of the moderator main body 21A toward the downstream side, and is surrounded by an opening 124a of the collimator unit.
  • the upstream end surface of the downstream moderator 21C is in close contact with the downstream end surface of the moderator main body 21A, and the frustoconical circumferential surface of the downstream moderator 21C is in close contact with the opening 124a of the collimator section.
  • the downstream moderator 21C is arranged so as to be concentric with the moderator main body 21A, and is also arranged so as to be concentric with the irradiation axis of the charged particle beam 6.
  • the downstream moderator 21C may be configured by a single moderator having a truncated cone shape, or may be configured by combining a plurality of moderators so as to exhibit a truncated cone shape. You may shape
  • the downstream moderator 21C is preferably made of magnesium fluoride similar to the moderator main body 21A.
  • the downstream moderator 21C preferably has a length (L D ) in the irradiation direction of the charged particle beam 6 that is 1/30 to 2/5 times the thickness (L B ) of the moderator main body 21A.
  • the length (L D ) is in such a range, the neutron beam emitted from the target 5 is effectively decelerated while shaping the irradiation field. Therefore, it is possible to further reduce the thickness of the moderator while reducing the mixing rate of fast neutrons, and the intensity of the epithermal neutron beam emitted from the neutron moderator 2 can be increased.
  • the neutron slow irradiation apparatus 2 can be further reduced in size and weight. More specifically, the length (L D ) is preferably from 1 cm to 10 cm, more preferably from 1 cm to 4.5 cm, and further preferably from 3.5 cm to 4.5 cm. preferable.
  • the shielding material (shielding portion) 23A mainly shields fast neutron rays and gamma rays emitted from the moderator (21A, 21B, 21C).
  • the shielding material 23A is disposed on the downstream side of the downstream moderator 21C. Specifically, the shielding member 23A is in close contact with the downstream end face of the downstream moderator 21C.
  • the material and thickness of the shielding material 23A are the same as those of the shielding material 23 in the above embodiment. It is particularly preferable that the shielding material 23A includes a shielding material made of cadmium or a cadmium alloy. Moreover, you may comprise only with the shielding material made from a cadmium or a cadmium alloy, and you may use together the shielding material made from bismuth.
  • the neutron moderation irradiation apparatus 2B since the downstream moderator 21C is provided on the downstream side of the moderator main body 21A, the neutron incident on the opening 124a of the collimator portion is shaped while being shaped. Decelerated. Therefore, it is possible to emit an epithermal neutron beam with high strength while reliably reducing the mixing rate of fast neutrons. That is, it is possible to reduce the thickness of the moderator while reducing the mixing rate of fast neutrons, and to reduce the size and weight of the neutron moderator 2.
  • the thickness (L B ) of the moderator main body 21A can be shortened by about 3.6 cm to 5.5 cm as compared with the embodiment shown in FIG.
  • neutron slow-down irradiation apparatus can be subjected to various modifications, configuration substitutions, configuration omissions, and the like without departing from the spirit of the present invention.
  • the configurations of the neutron decelerating irradiation apparatus 2, the neutron decelerating irradiation apparatus 2A, and the neutron decelerating irradiation apparatus 2B can be mutually replaced.
  • the downstream moderator 21C may be added to the configuration shown in FIG. By adding the downstream moderator 21C, the neutron incident on the opening 124a of the collimator portion can be decelerated while being shaped.
  • the upstream side member 24A is provided with a thicker inner side that forms the peripheral wall of the opening 124a of the collimator portion, and a thinner outer side away from the inner side of the opening 124a of the collimator portion. You may provide a shielding material and a reflecting material in a thinning part.
  • the moderator (21A, 21B) in the above-described embodiment is disposed in direct contact with the reflecting material 22.
  • the moderator (21A, 21B) may be interposed between the reflector 22 and the reinforcing material along the contact surface.
  • the reinforcing material can be formed of, for example, light metals such as aluminum or aluminum alloy, other metal materials, carbon materials, and the like.
  • the thickness of the reinforcing material can be, for example, in the range of 0.5 cm to 2 cm.
  • the moderator (21A, 21B) in the above embodiment is arranged in a cylindrical shape or a polygonal cylinder shape, and the moderator (21C) is arranged in a truncated cone shape.
  • the moderators (21A, 21B, 21C) may be arranged discontinuously on the longitudinal section or the transverse section as long as the schematic arrangement is maintained.
  • a plurality of partial circular or rod-like moderators (21A, 21B) may be arranged in the circumferential direction at intervals to form a substantially circular shape.
  • a reflective material or the like can be placed in the gap.
  • Results of the simulation analysis of the geometric structure of the neutron slow-down irradiation device are shown.
  • a calculation simulation is performed by the Monte Carlo method.
  • Calculation code is PHITS (ver. 2.660), nuclear data is ENDF / B-VII. 1 was used.
  • a neutron source a flat lithium target having a diameter of 15 cm was set near the upstream end face of the moderator, and the neutron energy and emission angle were calculated using LIYILED.
  • the target from the upstream side toward the downstream side, a form in which titanium 0.01 mm, lithium 0.14 mm, tantalum 0.36 mm, copper 1.5 mm, water 5.0 mm, and copper 3.0 mm are sequentially laminated. was assumed.
  • Neutrons were generated in a Gaussian distribution with a half-value width of 3.75 cm at a depth of 0.0011 cm from the upstream end face of the target flat plate.
  • the performance of the moderator was evaluated using the design target value set by IAEA for the neutron beam emitted from the neutron moderator and measured in “Tally”. Specifically, the following epithermal neutron intensity, fast neutron contamination rate, current / flux ratio, and neutron air dose rate were evaluated. The number of calculated particles was set to 10 8 where the relative uncertainty of the evaluation item was less than 3%, and when the statistics were insufficient, the number of calculated particles was increased for analysis. Note that “Tally” is a virtual detection site on the simulation. “Tally” is a circular plane having a diameter of 10 cm, and is arranged concentrically at a position 2.5 cm away from the exit of the collimator section to detect emitted neutron beams and the like.
  • the epithermal neutron intensity (N epi ) is defined as the integral value of a neutron flux having an energy higher than 0.5 eV and lower than 10 keV.
  • the evaluation of epithermal neutron intensity (N epi ) was 1 ⁇ 10 9 [n / cm 2 / s] or more as a target value.
  • the fast neutron contamination rate (D f ) is a ratio between the absorbed dose given by fast neutrons and the epithermal neutron flux, and is defined by the following Equation 1.
  • N fast is fast neutron intensity
  • K n is a neutron Kama Coefficient.
  • the evaluation of the fast neutron contamination rate (D f ) was set to 2 ⁇ 10 ⁇ 13 [Gy ⁇ cm 2 ] or less as a target value.
  • the gamma ray mixing rate (D g ) is a ratio between the absorbed dose given by gamma rays and the epithermal neutron flux, and is defined by the following Equation 2.
  • G is a gamma ray dose at the total energy
  • Kg is a gamma ray kerma series.
  • the target value for the evaluation of the gamma ray mixing rate (D g ) was 2 ⁇ 10 ⁇ 13 [Gy ⁇ cm 2 ] or less.
  • the thermal neutron ratio (N t / e ) is the ratio of the thermal neutron flux to the epithermal neutron flux, and is defined by the following Equation 3. In the evaluation of the thermal neutron ratio (N t / e ), 0.05 or less was set as a target value.
  • the current / flux ratio (C / F ratio) is an index indicating the straightness of the neutron beam, and is defined by the following mathematical formula 4. ⁇ corresponds to the incident angle to “Tally”, and indicates an angle formed by the Tally normal and the incident direction of the neutron beam. The evaluation of the current / flux ratio (C / F ratio) was 0.7 or more as a target value.
  • the neutron air dose rate (S n ) is an index indicating the air dose rate distribution around the exit of the collimator unit, and is defined by the following Equation 5.
  • r is a radial distance with the center of “Tally” as the origin.
  • the shape of the collimator part was evaluated. Specifically, the inlet diameter (the inner diameter (D 1 ) of the upstream end face of the upstream member 24A) and the outlet diameter (the inner diameter (D 2 ) of the downstream end face of the downstream member 24B) of the opening 124a of the collimator section are variable. Then, the thickness of the moderator was changed and analyzed so that the fast neutron mixing rate (D f ) satisfied the target value of 2 ⁇ 10 ⁇ 13 [Gy ⁇ cm 2 ] or less.
  • the neutron moderator irradiation apparatus includes only the moderator main body 21A having a diameter of 50 cm as the moderator and does not include the upstream moderator 21B.
  • the shielding material 23 is formed by laminating a 0.1 cm cadmium plate and a 1 cm bismuth plate in order from the upstream side, and the collimator part is a 5 cm lithium fluoride-polyethylene upstream member 24A and a 5 cm lead downstream.
  • the side member 24B is used.
  • the total diameter of the neutron slow irradiation apparatus was 100 cm, and the opening of the reflector 22 provided with the target 5 was 20 cm in diameter and 37 cm in length.
  • FIG. 5 is a diagram showing the relationship between the inlet diameter and outlet diameter of the collimator section and the epithermal neutron intensity.
  • FIG. 6 is a diagram showing the relationship between the inlet diameter and outlet diameter of the collimator section and the current / flux ratio.
  • the horizontal axis represents the inlet diameter of the collimator section (the inner diameter (D 1 ) of the upstream end face of the upstream member 24A) [cm] ⁇ the outlet diameter (the inner diameter of the downstream end face of the downstream member 24B ( D 2 )) [cm].
  • the vertical axis in FIG. 5 represents the epithermal neutron intensity (N epi ) [ ⁇ 10 9 n / cm 2 / s], and the vertical axis in FIG. 6 represents the current / flux ratio (C / F ratio). .
  • the epithermal neutron intensity (N epi ) becomes the maximum at the inlet diameter 50 [cm] ⁇ the outlet diameter 10 [cm], and the current / flux ratio (C / F ratio) is indicated by a broken line.
  • the target value shown was exceeded.
  • the gamma-ray mixing rate (D g ) and the thermal neutron ratio (N t / e ) satisfied the target values.
  • the neutron air dose rate (S n ) was about 0.1, and the target value was not satisfied.
  • the inlet diameter (the inner diameter (D 1 ) of the upstream end face of the upstream member 24A) of the opening 124a of the collimator unit is fixed to 50 cm, and the outlet diameter (the inner diameter (D 2 ) of the downstream end face of the downstream member 24B). ) was analyzed.
  • FIG. 7 is a diagram showing the relationship between the exit diameter of the collimator section and the epithermal neutron beam intensity.
  • FIG. 8 is a diagram showing the relationship between the exit diameter of the collimator unit and the current / flux ratio.
  • the horizontal axis represents the exit diameter of the collimator section (the inner diameter (D 2 ) of the downstream end face of the downstream member 24B) [cm].
  • the vertical axis in FIG. 7 indicates epithermal neutron intensity (N epi ) [ ⁇ 10 9 n / cm 2 / s], and the vertical axis in FIG. 8 indicates the current / flux ratio (C / F ratio). .
  • the epithermal neutron intensity (N epi ) is high when the exit diameter is 9 to 15 cm.
  • the current / flux ratio (C / F ratio) exceeded the target value indicated by the broken line when the outlet diameter was approximately 11 cm or less.
  • the combination with an inlet diameter of 50 cm and an outlet diameter of 10 cm was excellent.
  • the structure of the collimator part was evaluated. Specifically, the case where the downstream inner member 24C made of lithium fluoride-polyethylene is provided and the case where the downstream inner member 24C made of lead is provided have a thickness (of the charged particle beam 6) of the downstream inner member 24C. Analysis was performed by changing the length in the irradiation direction (L 2 )).
  • the neutron moderator irradiation apparatus includes only the moderator main body 21A having a diameter of 50 cm and does not include the upstream side moderator 21B.
  • the shielding member 23 is formed of a 0.01 cm cadmium plate, and the collimator portion has a lead upstream member 24A having a length (L 1 ) in the irradiation direction of 10 cm and a peripheral wall thickness (R 2 ) of 5 cm.
  • the downstream inner member 24C and the downstream outer member 24D made of lithium fluoride-polyethylene.
  • the total diameter of the neutron slow irradiation apparatus was 100 cm, and the opening of the reflector 22 provided with the target 5 was 20 cm in diameter and 37 cm in length.
  • FIG. 9 is a diagram showing the relationship between the structure of the collimator unit and the epithermal neutron intensity.
  • FIG. 10 is a diagram showing the relationship between the structure of the collimator unit and the current / flux ratio.
  • the horizontal axis represents the thickness of the downstream inner member 24C of the collimator section (the length (L 2 ) in the irradiation direction of the charged particle beam 6) [cm]
  • the plot of ⁇ represents lithium fluoride.
  • the vertical axis in FIG. 9 indicates epithermal neutron intensity (N epi ) [ ⁇ 10 9 n / cm 2 / s]
  • the vertical axis in FIG. 10 indicates the current / flux ratio (C / F ratio). .
  • the downstream inner member 24C is made of lithium fluoride-polyethylene, and In any case of lead, the epithermal neutron intensity (N epi ) exceeded the target value. However, when the lead-side inner member 24C made of lead was provided, the epithermal neutron intensity (N epi ) was further increased. On the other hand, as shown in FIG. 10, the current / flux ratio (C / F ratio) was lower when the lead-side downstream member 24C was provided than when it was made of lithium fluoride-polyethylene.
  • the current / flux ratio (C / F ratio) exceeded the target value indicated by the broken line.
  • the target value of the gamma ray mixture rate (D g ) was satisfied in all cases.
  • the target value of the thermal neutron ratio (N t / e ) was satisfied only when the downstream inner member 24C made of lead was provided.
  • a neutron decelerating irradiation device including a moderator main body 21A and an upstream moderator 21B as a moderator was compared with a device without the upstream moderator 21B and evaluated for each direction component emitted by the neutron source. Specifically, when the neutron source emits in all directions from the generation point, emits only to the downstream side (0 to 90 sr) from the generation point, or emits only to the upstream side (90 to 180 sr) from the generation point. Each was analyzed.
  • the neutron slow-down irradiation apparatus was provided with the moderator main body 21A of diameter 50cm and thickness 31.5cm in the form shown in FIG.
  • the length (L U ) in the irradiation direction of the charged particle beam 6 was 20 cm
  • the thickness (R U ) of the peripheral wall was 15 cm.
  • the shielding member 23 is formed of a 0.01 cm cadmium plate, and the collimator portion has a lead upstream member 24A having an irradiation direction length (L 1 ) of 10 cm and an irradiation direction length (L 2 ).
  • the lead inner member 24C made of lead and a downstream outer member 24D made of lithium fluoride-polyethylene having a thickness of 5 cm and a peripheral wall thickness (R 2 ) of 5 cm.
  • the total diameter of the neutron slow irradiation apparatus was 100 cm, and the opening of the reflector 22 provided with the target 5 was 20 cm in diameter and 37 cm in length.
  • FIG. 11 is a diagram showing the relationship between the shape of the moderator and the epithermal neutron beam intensity.
  • FIG. 12 is a figure which shows the relationship between the shape of a moderator, and a fast neutron mixing rate. 11 and 12, “No” indicates a form in which the upstream moderator 21B is not provided, and “Yes” indicates a form in which the upstream moderator 21B is provided. The form not including the upstream moderator 21 ⁇ / b> B is obtained by replacing the corresponding part with the reflecting material 22.
  • the vertical axis in FIG. 11 represents the epithermal neutron intensity (N epi ) [ ⁇ 10 9 n / cm 2 / s], and the vertical axis in FIG. 12 represents the fast neutron contamination rate [ ⁇ 10 ⁇ 13 Gy ⁇ cm. 2 ].
  • the epithermal neutron intensity (N epi ) was increased particularly for the upstream component.
  • the fast neutron mixing rate (D f ) was reduced.
  • the upstream neutron mixing rate (D f ) is significantly reduced for the upstream component, and the neutron emitted upstream is scattered by the upstream moderator 21B and emitted along a long track. was confirmed.
  • the length in the irradiation direction of the charged particle beam 6 of the upstream moderator 21B (L U ) and the thickness of the peripheral wall (R U ) are used as variables, and the fast neutron contamination rate (D f ) is 2 ⁇ 10 ⁇ Analysis was performed by changing the thickness of the moderator so that the target value of 13 [Gy ⁇ cm 2 ] or less was satisfied.
  • FIG. 13 is a diagram showing the relationship between the thickness and length of the upstream moderator and the epithermal neutron intensity.
  • FIG. 14 is a diagram showing the relationship between the thickness and length of the upstream moderator and the neutron air dose ratio.
  • the horizontal axis represents the thickness (R U ) [cm] of the peripheral wall of the upstream moderator 21B—the length (L U ) [cm] of the upstream moderator 21B.
  • the vertical axis in FIG. 13 represents the epithermal neutron intensity (N epi ) [ ⁇ 10 9 n / cm 2 / s], and the vertical axis in FIG. 14 represents the neutron space dose rate (S n ).
  • the upstream moderator 21B by providing the upstream moderator 21B, compared to the case where the upstream moderator 21B is not provided (“0-0” in the figure), the epithermal neutron intensity (N epi ) Increased and the neutron air dose rate (S n ) was reduced. Further, by providing the upstream moderator 21B, the fast neutron contamination rate (D f ), the gamma ray contamination rate (D g ), the thermal neutron ratio (N t / e ), and the current / flux ratio (C / F ratio) are , Both met the target value.
  • the thickness of the moderator main body 21A is 32.7 cm when the upstream moderator 21B is not provided (“0-0” in the figure) and satisfies the target value of the fast neutron mixing rate (D f ). As a result, when the upstream moderator 21B was provided, it was shortened to 29.3 cm at the maximum (“10-20” in the figure).
  • the thickness of the downstream moderator was evaluated. Specifically, the thickness of the moderator main body 21A (the length of the charged particle beam 6 in the irradiation direction) is determined for a neutron moderator irradiation apparatus including the moderator main body 21A, the upstream moderator 21B, and the downstream moderator 21C as the moderator. (L B )), the thickness of the downstream moderator 21C (length in the irradiation direction of the charged particle beam 6 (L D )) as a variable, and the fast neutron contamination rate (D f ) is 2 ⁇ 10 ⁇ 13 Analysis was performed by changing the thickness of the moderator so that the target value of [Gy ⁇ cm 2 ] or less was satisfied.
  • the neutron slow irradiation apparatus shall be provided with the moderator main body 21A of diameter 50cm in the form shown in FIG.
  • the length (L U ) in the irradiation direction of the charged particle beam 6 was 20 cm
  • the thickness (R U ) of the peripheral wall was 10 cm.
  • the shielding material 23A is formed of a 0.01 cm cadmium plate
  • the collimator portion has a lead upstream member 24A having an irradiation direction length (L 1 ) of 10 cm and an irradiation direction length (L 2 ).
  • the lead inner member 24C made of lead and a downstream outer member 24D made of lithium fluoride-polyethylene having a thickness of 5 cm and a peripheral wall thickness (R 2 ) of 5 cm.
  • the total diameter of the neutron slow irradiation apparatus was 100 cm, and the opening of the reflector 22 provided with the target 5 was 20 cm in diameter and 37 cm in length.
  • FIG. 15 is a diagram showing the relationship between the thickness of the downstream moderator and the epithermal neutron intensity.
  • FIG. 16 is a diagram showing the relationship between the thickness of the downstream moderator and the thickness of the moderator main body. 15 and 16, the horizontal axis represents the thickness of the downstream moderator 21C (length in the irradiation direction of the charged particle beam 6 (L D )) [cm]. 15, the vertical axis represents the epithermal neutron intensity (N epi ) [ ⁇ 10 9 n / cm 2 / s], and the vertical axis in FIG. 16 represents the thickness of the moderator main body 21A (charged particle beam 6 The length in the irradiation direction (L B )) is shown.
  • the epithermal neutron intensity (N epi ) was increased in the range where the thickness of the downstream moderator 21C was about 0.5 cm to 4.5 cm.
  • the thickness of the moderator main body 21A was able to be thinned, so that the thickness of 21 C of downstream moderators increased.
  • the thickness (L B ) of the moderator main body 21A was shortened by about 3.6 cm.
  • the fast neutron contamination rate (D f ) the gamma ray contamination rate (D g ), the thermal neutron ratio (N t / e ), and the current / flux ratio (C / F ratio) are , Both met the target value.

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Abstract

本発明は、中性子源が発生した中性子線を減速し、高速中性子の混入率が低減されていながら熱外中性子の強度が高い中性子線を出射することが可能な中性子減速照射装置を提供するものである。中性子減速照射装置（２）は、荷電粒子線が照射されて中性子源（５）が発生した中性子線を減速させる減速材（２１Ａ，２１Ｂ）と、減速材（２１Ａ，２１Ｂ）の周囲を囲む反射材（２２）と、減速材（２１Ａ，２１Ｂ）によって減速された中性子線の照射野を整形するコリメータ部（２４Ａ，２４Ｂ）とを備え、減速材（２１Ａ，２１Ｂ）は、中性子源（５）の下流側に配置された本体部（２１Ａ）と、本体部（２１Ａ）の上流側に配置されて中性子源（５）の周囲を囲む上流部（２１Ｂ）とを有する。

Description

中性子減速照射装置
　本発明は、中性子源が発生した中性子線を減速して照射する中性子減速照射装置に関する。
　がんを治療する放射線療法の一種に、ホウ素中性子捕捉療法（Boron Neutron Capture Therapy；ＢＮＣＴ）がある。ホウ素中性子捕捉療法は、がん細胞に選択的に蓄積させたホウ素化合物に中性子を照射し、１０Ｂ（ｎ，α）７Ｌｉの核反応により生成するα粒子やリチウム原子核によってがん細胞を破壊する治療法である。α粒子やリチウム原子核の飛程は細胞の大きさと同程度であるため、ホウ素中性子捕捉療法によると、正常細胞を大きく損傷すること無く、がん細胞のみを選択的に破壊することが可能である。
　ホウ素中性子捕捉療法においては、ボロノフェニルアラニン（Borono-phenylalanine；ＢＰＡ）や、ボロカプテイト（Sodium mercapto-undecahydro-dodecaborato；ＢＳＨ）を患者に投与し、これらの化合物が集積されたがん細胞に中性子線を照射する。中性子の反応断面積はエネルギが低いほど大きくなる一方で、患者の組織の深部に到達する程度の高いエネルギも必要とされる。但し、高速中性子のようにエネルギが過大であると、正常細胞までも大きく損傷してしまう。そのため、照射する中性子線は、熱外中性子の強度が高く、高速中性子の混入率は低いことが求められる。
　従来、ホウ素中性子捕捉療法は、研究用原子炉を中性子源として実施されることが多かった。しかしながら、研究用原子炉は、運転の開始及び停止に時間が掛かる上に、治療を実施する際に原子炉の運用計画と治療日程とを調整する必要が生じていた。また、既設の研究用原子炉は、維持管理費や寿命の観点から、継続的に利用を続けるのにも将来的に限界がある。そこで、近年、加速器を利用して中性子線を発生させる装置の開発が進められている。
　加速器が生成した中性子をホウ素中性子捕捉療法に利用する中性子発生装置は、一般に、荷電粒子線を発生させる加速器と、荷電粒子線が照射されて中性子線を発生するターゲットと、ターゲットが発生した中性子線を減速して被照射体に照射する中性子減速照射装置とを備える。ターゲットには、中性子源として機能するターゲット材が保持され、ターゲット材に陽子線等の荷電粒子線が照射されることにより中性子発生反応が起こる。ターゲット材としては、７Ｌｉ（ｐ，ｎ）７Ｂｅの反応を生じるリチウムや、９Ｂｅ（ｐ，ｎ）９Ｂ、９Ｂｅ（ｐ，ｘｎ）の反応を生じるベリリウムや、核破砕反応を生じるタンタル、タングステン等の重金属について検討されている。
　リチウムやベリリウムをターゲット材とすると、重金属による核破砕反応と比較してガンマ線の発生が少なくて済むため、遮蔽が容易となり、治療の安全性も高くなる。さらに、リチウムとベリリウムとを比較すると、リチウムは、中性子収率が低く、化学的に不安定であり、融点も低いものの、低い入射陽子エネルギで中性子を発生させることが可能である。つまり、発生する中性子線のエネルギに加えて、二次放射線の発生も低度に抑えられるという優位性を持っている。入射陽子エネルギの閾値は、９Ｂｅ（ｐ，ｎ）９Ｂの反応では約２．０６ＭｅＶであるのに対し、７Ｌｉ（ｐ，ｎ）７Ｂｅの反応では約１．８８ＭｅＶであり、巨視的断面積はリチウムの方が入射陽子エネルギの全般にわたって大きいといった相違がある。そのため、リチウムは、加速器や中性子減速照射装置を小型化ないし軽量化するのに適したターゲット材として有望視されている。
特開２０１４－０３２１６８号公報
　国際原子力機関（International Atomic Energy Agency；ＩＡＥＡ）は、ホウ素中性子捕捉療法に用いる中性子線について設計目標値を設定している。例えば、熱外中性子強度については、治療を短時間に効果的に行う観点から、１×１０９［ｎ／ｃｍ２／ｓ］以上を推奨している。また、高速中性子混入率については、正常細胞の損傷を避ける観点から、２×１０－１３［Ｇｙ・ｃｍ２］以下を推奨している。
　しかしながら、高速中性子の混入率を下げるために減速材の厚さを厚くすると、中性子減速照射装置が高重量化すると共に、減速材を透過して出射される熱外中性子線の強度も低下してしまう。特に、ターゲット材が固体リチウムである場合には、ターゲット材が過剰に加熱されると溶融し、照射損傷や原子数密度の分布に偏りを生じたり、漏出する虞が高くなったりするので、入射陽子エネルギは小さいことが望まれる。そのため、入射陽子エネルギが制約された中で、如何に高速中性子混入率を低減しつつ熱外中性子強度を高めるかが大きな課題となっている。
　そこで、本発明は、中性子源が発生した中性子線を減速し、高速中性子の混入率が低減されていながら熱外中性子の強度が高い中性子線を出射することが可能な中性子減速照射装置を提供することを目的とする。
　前記課題を解決するために、本発明に係る中性子減速照射装置は、荷電粒子線が照射されて中性子源が出射した中性子線を減速させる減速材と、前記減速材の周囲を囲む反射材と、前記減速材によって減速された中性子線の照射野を整形するコリメータ部とを備え、前記減速材は、前記荷電粒子線の照射方向における前記中性子源の下流側に配置された本体部と、前記照射方向における前記本体部の上流側に配置されて前記中性子源の周囲を囲む上流部とを有する。
　本発明によれば、中性子源が発生した中性子線を減速し、高速中性子の混入率が低減されていながら熱外中性子の強度が高い中性子線を出射することが可能な中性子減速照射装置を提供することができる。中性子減速照射装置から出射される熱外中性子線は、強度が高く高速中性子の混入率が低いため、減速材の厚さを薄くすることが可能である。そのため、軽量且つ小型の中性子減速照射装置を提供することができる。
中性子発生装置の概略構成を示す図である。 本発明の第１実施形態に係る中性子減速照射装置の縦断面図である。 本発明の第２実施形態に係る中性子減速照射装置の縦断面図である。 本発明の第３実施形態に係る中性子減速照射装置の縦断面図である。 コリメータ部の入口径及び出口径と、熱外中性子強度との関係を示す図である。 コリメータ部の入口径及び出口径と、カレント／フラックス比との関係を示す図である。 コリメータ部の出口径と、熱外中性子強度との関係を示す図である。 コリメータ部の出口径と、カレント／フラックス比との関係を示す図である。 コリメータ部の構造と、熱外中性子強度との関係を示す図である。 コリメータ部の構造と、カレント／フラックス比との関係を示す図である。 減速材の形状と、熱外中性子線強度との関係を示す図である。 減速材の形状と、高速中性子混入率との関係を示す図である。 上流側減速材の厚さ及び長さと、熱外中性子強度との関係を示す図である。 上流側減速材の厚さ及び長さと、中性子空間線量比との関係を示す図である。 下流側減速材の厚さと、熱外中性子強度との関係を示す図である。 下流側減速材の厚さと、減速材本体の厚さとの関係を示す図である。
　以下、本発明の一実施形態に係る中性子減速照射装置について、図を参照しながら詳細に説明する。なお、各図において共通する構成については同一の符号を付して重複した説明を省略する。
［中性子発生装置］
　はじめに、本実施形態に係る中性子減速照射装置が備えられる中性子発生装置の概略構成について説明する。
　図１は、中性子発生装置の概略構成を示す図である。
　図１に示すように、中性子発生装置１００は、荷電粒子線発生装置１と、中性子減速照射装置２と、導管４と、中性子源としてのターゲット５と、を備えている。中性子源としてのターゲット５は、固体リチウムをターゲット材として保持している。この中性子発生装置１００は、ホウ素中性子捕捉療法における中性子線源として好適に用いられる。
　中性子発生装置１００において、荷電粒子線発生装置１は、所定のエネルギの陽子線等（荷電粒子線６）を発生する。荷電粒子線６は、導管４を通じてターゲット５に到達し、ターゲット５は、荷電粒子線６を照射されて所定のエネルギ帯域の中性子線を発生させる。そして、中性子減速照射装置２は、ターゲット５が出射する中性子線を減速し、照射野が整形された中性子線９を出射する。中性子減速照射装置２から出射した中性子線９は、被照射体３に照射されて中性子捕獲反応を生じる。すなわち、ホウ素が集積している被照射体３としてのがん細胞に中性子線９が照射されると、核反応により生成したα線やリチウム粒子によってがん細胞が破壊される。
［荷電粒子線発生装置］
　荷電粒子線発生装置１は、例えば、荷電粒子線として陽子線を発生する。陽子線を発生する荷電粒子線発生装置１は、図１に示すように、陽子を発生させるイオン源１ａと、陽子を加速する加速器１ｂとを備えて構成される。
　イオン源１ａとしては、例えば、電子サイクロトロン共鳴（Electron Cyclotron Resonance；ＥＣＲ）イオン源が用いられる。ＥＣＲイオン源は、強磁場下に水素ガスを導入し、高周波を印加して電子サイクロトロン共鳴を生じさせることにより、水素のプラズマを高密度に生成する。そして、生成した水素イオン（１Ｈ＋）は、磁気ミラーによって集積されて引き出される。ＥＣＲイオン源は、無電極放電によるため長時間にわたり安定した運転が可能である。
　加速器１ｂとしては、例えば、静電型加速器が用いられる。静電型加速器は、電極間に直流高電圧を印加し、一定した静電界の下で荷電粒子を加速する。静電型加速器によると、連続した荷電粒子線６を発生させることが可能である。静電型加速器としては、例えば、ダイナミトロン型加速器（ＩＢＡ社製等）を用いることができる。また、コッククロフトウォルトン型、バンデグラフ型等の静電型加速器や、サイクロトロン、シンクロトロン等の高周波型加速器を用いることもできる。
［導管］
　導管４は、荷電粒子線発生装置１と、ターゲット５との間を接続している。導管４は、荷電粒子線発生装置１が出射した荷電粒子線６を、ターゲット５に導く経路を形成している。導管４には、荷電粒子線６が幅方向に発散するのを抑制する集束レンズ７が設置される。集束レンズ７としては、例えば、複数の四重極電磁石を荷電粒子線６の照射方向に沿って設置し、それぞれの極性を反転させた配置とする。なお、導管４は、図１に示すような直線状の形態に限定されるものでは無く、曲線部を有する任意形状の経路を形成していてもよい。導管４の曲線部には、荷電粒子線６を偏向させる偏向電磁石等を設置することが可能である。
［ターゲット］
　ターゲット５は、導管４の先端に設置されている。中性子源としてのターゲット５は、固体リチウムをターゲット材として保持している。固体リチウムからなるターゲット材は、例えば、陽子線を遮蔽するタンタルや、高い熱伝導率を有する銅や、鉄等を組み合わせて構成される金属基板の凹部に保持される。そして、凹部に保持された固体リチウムは、チタン製等の金属箔によって封止され、荷電粒子線６によって溶融したリチウムの漏出が防止される。また、金属基板の内部には、冷却水を通流させてターゲット材を冷却するための冷却材流路が形成される。
　ターゲット材であるリチウムは、陽子線を照射されて７Ｌｉ（ｐ，ｎ）７Ｂｅの核反応により中性子線を発生する。この核反応に必要となる入射陽子エネルギの閾値は、約１．８８ＭｅＶである。そのため、荷電粒子線発生装置１においては、この閾値以上であり、且つ、エネルギが過大な中性子が発生しない程度の低いエネルギを持った荷電粒子線６を生成する。具体的には、荷電粒子線発生装置１が発生する荷電粒子線６のエネルギは、４．０ＭｅＶ以下、好ましくは３．０ＭｅＶ以下、より好ましくは２．８ＭｅＶ以下の範囲である。また、電流値は、１０ｍＡ以上１００ｍＡ以下、ターゲット材に対する熱負荷を避ける観点から、より好ましくは１０ｍＡ以上２０ｍＡ以下とする。
［第１実施形態］
　次に、本発明の第１実施形態に係る中性子減速照射装置の具体的な構成について説明する。
　図２は、本発明の第１実施形態に係る中性子減速照射装置の縦断面図である。
　図２に示すように、本実施形態に係る中性子減速照射装置２は、減速材（２１Ａ，２１Ｂ）と、反射材２２と、遮蔽材（遮蔽部）２３と、コリメータ部（２４Ａ，２４Ｂ）とを備えている。中性子減速照射装置２は、中性子源としてのターゲット５の周囲を囲み、ターゲット５の下流側にかけて設置されている。中性子減速照射装置２は、ターゲット５が発生した中性子線を減速し、主として熱外中性子線のエネルギ帯域まで減速して、被照射体３に中性子線を照射する。
　ターゲット５が発生する中性子線は、そのエネルギに応じて、凡そ、熱中性子（Ｎｔｈｅｒ）と、熱外中性子（Ｎｅｐｉ）と、高速中性子（Ｎｆａｓｔ）とに大別される。本明細書においては、エネルギが０．５ｅＶ以下の中性子を熱中性子（Ｎｔｈｅｒ）、０．５ｅＶを超え１０ｋｅＶ以下の中性子を熱外中性子（Ｎｅｐｉ）、１０ｋｅＶを超える中性子を高速中性子（Ｎｆａｓｔ）と定義する。また、以下の説明において、「下流」及び「上流」の用語は、荷電粒子線６の照射方向（進行方向）における下流及び上流をそれぞれ意味するものとする。
（減速材）
　減速材（２１Ａ，２１Ｂ）は、主として、中性子源としてのターゲット５が発生した中性子線を熱外中性子線のエネルギ帯域まで減速させる。図２に示すように、本実施形態に係る減速材（２１Ａ，２１Ｂ）は、減速材本体（本体部）２１Ａと、上流側減速材（上流部）２１Ｂとによって構成されている。
　減速材本体２１Ａ及び上流側減速材２１Ｂは、いずれもフッ化マグネシウム（ＭｇＦ２）からなることが好ましい。フッ化マグネシウムは、単結晶体、及び、単結晶同士が焼結している焼結体のうちのいずれかの組織とされる。また、フッ化マグネシウムは、真密度に対するかため嵩密度（相対密度）が、９５％以上、好ましくは９８％以上、より好ましくは９９％以上とされる。フッ化マグネシウムは、ターゲット５への入射陽子エネルギが１０ＭｅＶ以下である場合に、発生した中性子を効果的に減速させる能力がある。すなわち、減速材（２１Ａ，２１Ｂ）がフッ化マグネシウムからなることにより、ターゲット５が出射した中性子線は主として熱外中性子線のエネルギ帯域まで減速され、高速中性子の大半については吸収される。そのため、高速中性子の混入率が低減され、且つ、強度が高い熱外中性子線を出射させることが可能となる。
　減速材本体（本体部）２１Ａは、ターゲット５の下流側に円柱形状ないしは多角柱形状に配置されている。減速材本体２１Ａは、詳細には、荷電粒子線６の照射軸と同心となるように配置され、ターゲット５とも同心となるように配置される。ターゲット５の上流側端面（図１Ｂにおける左端面）は、減速材本体２１Ａの上流側端面から、例えば、２ｃｍから６ｃｍ離隔して配置される。なお、減速材本体２１Ａは、円柱形状ないしは多角柱形状を有する単一体の減速材によって構成してもよいし、円柱形状ないしは多角柱形状を呈するように複数の減速材を組み合わせて構成してもよい。また、減速材本体２１Ａの形状は、荷電粒子線６の照射方向の下流側に向けて縮径する円錐台形状であってもよい。円錐台形状の減速材本体２１Ａは、上流側端面の直径と、下流側端面の直径との比が、１以上３／２以下であることが好ましい。但し、減速材本体２１Ａの成形を容易にする観点からは、円柱形状ないしは多角柱形状が好ましい。
　減速材本体２１Ａは、厚さ（荷電粒子線６の照射方向の長さ）（ＬＢ）が、２０．０ｃｍ以上３５．０ｃｍ以下であることが好ましく、この実施形態においては、２５．７ｃｍ以上３２．７ｃｍ以下であることがより好ましく、２５．７ｃｍ以上２９．３ｃｍ以下であることがさらに好ましい。厚さ（ＬＢ）がこのような範囲であると、中性子減速照射装置２から出射される中性子線について高速中性子の混入率を２×１０－１３［Ｇｙ・ｃｍ２］以下にしつつ、熱外中性子線の強度を最大化することができる。
　減速材本体２１Ａは、直径（荷電粒子線６の照射軸に対する法線方向の長さ）（ＲＢ）が、減速材本体２１Ａの厚さ（ＬＢ）の１０／７～２倍であることが好ましい。直径（ＲＢ）がこのような範囲であると、ターゲット５が出射した中性子線が効果的に減速されてコリメータ部の開口１２４ａに到達する。そのため、中性子減速照射装置２から出射される中性子線について高速中性子の混入率を十分に低減させることができる。直径（ＲＢ）は、より具体的には、４０ｃｍ以上６０ｃｍ以下であることが好ましく、４８ｃｍ以上５２ｃｍ以下であることがより好ましい。
　上流側減速材（上流部）２１Ｂは、減速材本体２１Ａの上流側端面から上流側に向けて同心の円筒形状ないしは多角筒形状に配置されている。上流側減速材２１Ｂの下流側端面は、減速材本体２１Ａの上流側端面に密接しており、上流側減速材２１Ｂは、ターゲット５を円筒形状ないしは多角筒形状の内側に内包してターゲット５の周囲を囲んでいる。上流側減速材２１Ｂは、詳細には、減速材本体２１Ａと同心となるように配置され、荷電粒子線６の照射軸とも同心となるように配置されている。なお、上流側減速材２１Ｂは、円筒形状ないしは多角筒形状を有する単一体の減速材によって構成してもよいし、円筒形状ないしは多角筒形状を呈するように複数の減速材を組み合わせて構成してもよいし、減速材本体２１Ａと一体に成形してもよい。
　上流側減速材２１Ｂは、周壁の厚さ（外形と内径との差）（ＲＵ）が、減速材本体２１Ａの直径（ＲＢ）の１／６～２／５倍であることが好ましい。周壁の厚さ（ＲＵ）がこのような範囲であると、ターゲット５が荷電粒子線６の照射軸に対する法線方向や上流側に向けて出射した中性子線が効果的に減速されると共に、上流側減速材２１Ｂの寸法を小型に抑えることができる。周壁の厚さ（ＲＵ）は、より具体的には、８ｃｍ以上２０ｃｍ以下であることが好ましく、９ｃｍ以上２０ｃｍ以下であることがより好ましい。
　上流側減速材２１Ｂは、荷電粒子線６の照射方向の長さ（ＬＵ）が、減速材本体２１Ａの厚さ（ＬＢ）の１／４～４／５倍であることが好ましい。長さ（ＬＵ）がこのような範囲であると、ターゲット５が、荷電粒子線６の照射軸に対する法線方向や上流側に向けて出射した中性子線が効果的に減速されると共に、上流側減速材２１Ｂの寸法を小型に抑えることができる。長さ（ＬＵ）は、より具体的には、８ｃｍ以上２０ｃｍ以下であることが好ましく、９ｃｍ以上２０ｃｍ以下であることがより好ましい。
（反射材）
　反射材２２は、減速材（２１Ａ，２１Ｂ）の周囲を囲んでおり、中性子源としてのターゲット５が出射した中性子線を反射する。詳細には、反射材２２は、減速材本体２１Ａ及び上流側減速材２１Ｂの径方向の外側に配置され、減速材本体２１Ａ及び上流側減速材２１Ｂを外側から覆っている。また、反射材２２は、上流側減速材２１Ｂの上流側端面を上流側からも覆っている。反射材２２の上流側端面には、荷電粒子線６の照射軸と同心となるように、断面形状が円形の開口が形成されている。この開口の内面と上流側減速材２１Ｂの内周面とは略面一に設けられており、反射材及び減速材に内包されたターゲット５に至る荷電粒子線６の経路が形成されている。
　反射材２２は、中性子の散乱断面積が大きい材料によって形成される。反射材２２の材料としては、例えば、黒鉛、鉄、鉛、ベリリウム等が挙げられる。反射材２２は、中性子の散乱断面積が大きい一方、中性子の吸収断面積が小さいことが好ましく、鉛製又は鉛－ビスマス合金等の鉛合金製であることが特に好ましい。このような材料で反射材２２を形成することにより、ターゲット５が荷電粒子線６の照射軸に対する法線方向や上流側に向けて出射した中性子線を、高い反射率で反射させてコリメータ部の開口１２４ａに到達させることができる。そのため、中性子減速照射装置２から出射される熱外中性子線の強度を高めることができる。
（遮蔽材）
　遮蔽材（遮蔽部）２３は、主として、減速材（２１Ａ，２１Ｂ）から出射される高速中性子線及びガンマ線を遮蔽する。遮蔽材２３は、減速材本体２１Ａ及び反射材２２の下流側に配置されている。遮蔽材２３は、詳細には、略面一に設けられている減速材本体２１Ａの下流側端面と、反射材２２の下流側端面とにそれぞれ密接している。
　遮蔽材２３は、中性子の捕獲反応断面積が大きく、中性子の吸収能が高い材料や、ガンマ線の遮蔽能が高い材料によって形成される。遮蔽材２３の材料としては、例えば、カドミウム、インジウム、ハフニウム、ガドリニウム、ビスマス、鉛、鉄、フッ化鉛、炭化ホウ素をはじめとするホウ素化合物、パラフィン、水、フッ化リチウム－ポリエチレン、ホウ素－ポリエチレン等が挙げられる。遮蔽材２３は、これらの材料のうちの一種以上を積層して多層構造の遮蔽材２３としてもよいが、カドミウム製又はカドミウム合金製の遮蔽材を備えることが特に好ましい。このような材料で遮蔽材２３を形成することにより、減速材（２１Ａ，２１Ｂ）から出射される低いエネルギの中性子を効果的に吸収する一方、熱外中性子線については高い強度に維持することが可能となる。また、カドミウム製又はカドミウム合金製の遮蔽材のみで構成してもよいし、ビスマス製の遮蔽材を併用してもよい。このような材料を併用すると、ガンマ線の遮蔽を効果的に行うことができる。
　遮蔽材２３は、厚さ（荷電粒子線６の照射方向の長さ）が、０．００５ｃｍ以上０．２ｃｍ以下であることが好ましく、０．００５ｃｍ以上０．１５ｃｍ以下であることがより好ましく、０．００８ｃｍ以上０．０１２ｃｍ以下であることがさらに好ましい。カドミウム製又はカドミウム合金製の遮蔽材については、０．００５ｃｍ以上０．０５ｃｍ以下であることがより好ましく、ビスマス製の遮蔽材については、０．００５ｃｍ以上０．１５ｃｍ以下であることがより好ましい。厚さがこのような範囲であると、中性子減速照射装置２から出射される熱外中性子線の強度を維持しつつ、低いエネルギの中性子を効果的に吸収し、中性子減速照射装置２から出射される熱中性子線を十分に低減させることができる。また、遮蔽材が薄肉化されて二次ガンマ線源が減少するので、中性子減速照射装置２から出射される中性子線についてガンマ線の混入率を低減させることができる。
（コリメータ部）
　コリメータ部（２４Ａ，２４Ｂ）は、減速材（２１Ａ，２１Ｂ）によって減速され、遮蔽材２３を透過した中性子線の照射野を整形する。コリメータ部（２４Ａ，２４Ｂ）は、上流側部材２４Ａと、下流側部材２４Ｂとによって構成されている。コリメータ部（２４Ａ，２４Ｂ）は、下流側に向かってテーパ状に縮径する開口１２４ａを有している。開口１２４ａは、荷電粒子線６の照射軸と同心となるように、コリメータ部（２４Ａ，２４Ｂ）を貫通して設けられている。そのため、減速材（２１Ａ，２１Ｂ）によって減速され、遮蔽材２３を透過した中性子線は、照射野が開口１２４ａに沿って絞られる。
　上流側部材２４Ａは、反射材２２及び減速材本体２１Ａの下流側に円筒形状ないしは多角筒形状に配置されている。上流側部材２４Ａは、コリメータ部の開口１２４ａが、減速材本体２１Ａと同心となるように配置されている。なお、上流側部材２４Ａは、円筒形状ないしは多角筒形状を有する単一体の部材によって構成してもよいし、円筒形状ないしは多角筒形状を呈するように複数の部材を組み合わせて構成してもよい。
　上流側部材２４Ａは、中性子の散乱断面積が大きい材料ないし中性子の吸収能が高い材料によって形成される。上流側部材２４Ａの材料としては、例えば、黒鉛、鉄、鉛、ベリリウム、カドミウム、インジウム、ハフニウム、ガドリニウム、ビスマス、フッ化鉛、炭化ホウ素をはじめとするホウ素化合物、パラフィン、水、フッ化リチウム－ポリエチレン、ホウ素－ポリエチレン等が挙げられる。このような材料で下流側部材２４Ｂを形成することにより、コリメータ部（２４Ａ，２４Ｂ）を透過する中性子線等を効果的に遮蔽することができる。
　上流側部材２４Ａは、上流側端面における内径（Ｄ１）が、減速材本体２１Ａの直径（ＲＢ）の４／５～１倍であることが好ましい。内径（Ｄ１）がこのような範囲であると、コリメータ部の開口１２４ａに入射する中性子束が高くなるので、中性子減速照射装置２から出射される熱外中性子線の強度を高めることができる。内径（Ｄ１）は、より具体的には、４０ｃｍ以上６０ｃｍ以下であることが好ましく、４８ｃｍ以上５２ｃｍ以下であることがより好ましく、減速材本体２１Ａの直径（ＲＢ）と同径であることが特に好ましい。詳細には、熱外中性子線及び高速中性子線は、荷電粒子線６の照射軸から離れるほど強度が低下するものの、高速中性子線のみが、内径（Ｄ１）が５０ｃｍを超える範囲に極大値を有しているため、内径（Ｄ１）が５０ｃｍよりも大きくなると、高速中性子線の強度がやや増大する。そのため、内径（Ｄ１）がこのような範囲であると、中性子減速照射装置２から出射される中性子線について高速中性子の混入率を低減しながらも、熱外中性子線の強度を高めることができる。
　下流側部材２４Ｂは、上流側部材２４Ａの下流側に、上流側部材２４Ａの下流側端面に密接して円筒形状ないしは多角筒形状に配置されている。下流側部材２４Ｂは、詳細には、コリメータ部の開口１２４ａが、減速材本体２１Ａと同心となるように配置されている。なお、下流側部材２４Ｂは、円筒形状ないしは多角筒形状を有する単一体の部材によって構成してもよいし、円筒形状ないしは多角筒形状を呈するように複数の部材を組み合わせて構成してもよい。
　下流側部材２４Ｂは、中性子の散乱断面積が大きい材料ないし中性子の吸収能が高い材料によって形成される。下流側部材２４Ｂの材料としては、例えば、黒鉛、鉄、鉛、ベリリウム、カドミウム、インジウム、ハフニウム、ガドリニウム、ビスマス、フッ化鉛、炭化ホウ素をはじめとするホウ素化合物、パラフィン、水、フッ化リチウム－ポリエチレン、ホウ素－ポリエチレン等が挙げられる。このような材料で下流側部材２４Ｂを形成することにより、コリメータ部（２４Ａ，２４Ｂ）を透過する中性子線等を効果的に遮蔽し、中性子を照射しなくてよい正常組織への中性子線量を低減することができる。
　下流側部材２４Ｂは、下流側端面における内径（Ｄ２）が、上流側部材２４Ａの上流側端面の内径（Ｄ１）の１／５～１／３倍であることが好ましい。内径（Ｄ２）がこのような範囲であると、コリメータ部の開口１２４ａによって中性子線が大きく整形されるので、中性子減速照射装置２から出射される中性子線の直進性を高くすることができる。内径（Ｄ２）は、より具体的には、８ｃｍ以上２０ｃｍ以下であることが好ましく、９ｃｍ以上１５ｃｍ以下であることがより好ましい。
　コリメータ部（２４Ａ，２４Ｂ）の好ましい形態は、鉛製若しくは鉛－ビスマス合金等の鉛合金製の上流側部材２４Ａ（反射材）と、フッ化リチウム－ポリエチレン製の下流側部材２４Ｂ（遮蔽材）との組み合わせ、又は、フッ化リチウム－ポリエチレン製の上流側部材２４Ａ（遮蔽材）と、鉛製若しくは鉛－ビスマス合金等の鉛合金製の下流側部材２４Ｂ（反射材）との組み合わせによって形成したものである。このような形態であると、コリメータ部の開口１２４ａの出口周辺において中性子線やガンマ線の空間線量を低減させつつ、中性子減速照射装置２から出射される熱外中性子線の強度を高めることができる。また、中性子減速照射装置２から出射される中性子線の直進性を高くすることができる。
　コリメータ部（２４Ａ，２４Ｂ）の更に好ましい形態は、鉛製若しくは鉛－ビスマス合金等の鉛合金製の上流側部材２４Ａ（反射材）と、フッ化リチウム－ポリエチレン製の下流側部材２４Ｂ（遮蔽材）との組み合わせによって形成したものである。このような形態であると、逆の配置にした形態と比較して、熱外中性子が上流側部材２４Ａを通過して出射口に導くことができるとともに、熱中性子の混入率をより低減することができる。そのため、高速中性子の混入率を低減しながらも、減速材を薄肉化することが可能となる。また、この形態において、上流側部材２４Ａは、コリメータ部の開口１２４ａの周壁を形成する内側を厚肉に設けると共に、コリメータ部の開口１２４ａから離れた外側を内側よりも薄肉に設けることも可能である。このように上流側部材２４Ａを薄くしても、中性子減速照射装置２から出射される中性子線の直進性を高くすることができる。また、フッ化リチウム－ポリエチレン製の下流側部材２４Ｂの外側をその分、厚肉化することが可能になるので、外側の遮蔽性を高めることができる。
　上流側部材２４Ａは、荷電粒子線６の照射方向の長さ（Ｌ１）が、減速材本体２１Ａの厚さ（ＬＢ）の１／７～２／５倍であることが好ましい。長さ（Ｌ１）は、より具体的には、３．５ｃｍ以上１４ｃｍ以下であることが好ましく、４ｃｍ以上６ｃｍ以下であることがより好ましい。また、下流側部材２４Ｂは、荷電粒子線６の照射方向の長さ（Ｌ２）が、減速材本体２１Ａの厚さ（ＬＢ）の１／７～２／５倍であることが好ましい。長さ（Ｌ２）は、より具体的には、３．５ｃｍ以上１４ｃｍ以下であることが好ましく、４ｃｍ以上１２ｃｍ以下であることがより好ましい。
　以上の本実施形態に係る中性子減速照射装置２によると、ターゲット５の周囲を囲む上流側減速材２１Ｂ（上流部）が備えられているため、ターゲット５が上流側からも減速材によって覆われる。そのため、ターゲット５が荷電粒子線６の照射軸に対する法線方向や上流側に向けて出射した中性子線の一部は、長い飛跡をたどってコリメータ部の開口１２４ａに到達するが、上流側減速体２１Ｂを設置することで中性子線が効果的に減速される。それ故、中性子減速照射装置２から出射される中性子線において、特に照射軸に対して法線方向や上流側に向けて出射した高速中性子の混入率を十分に低減することができる。この結果、コリメータ部の開口１２４ａに流入する高速中性子成分が十分低減されることになり減速材を薄肉化することが可能となるので、減速材の薄肉化によって中性子減速照射装置２から出射される熱外中性子線の強度も高めることができる。また、中性子減速照射装置２を小型且つ軽量にすることができる。一例として、減速材本体２１Ａの厚さ（ＬＢ）を、上流側減速材２１Ｂを備えない場合と比較して、３．４ｃｍ程度短縮することが可能である。
［第２実施形態］
　次に、本発明の第２実施形態に係る中性子減速照射装置の具体的な構成について説明する。
　図３は、本発明の第２実施形態に係る中性子減速照射装置の縦断面図である。
　図３に示すように、本実施形態に係る中性子減速照射装置２Ａは、減速材（２１Ａ，２１Ｂ）と、反射材２２と、遮蔽材（遮蔽部）２３と、コリメータ部（２４Ａ，２４Ｃ，２４Ｄ）とを備えている。中性子減速照射装置２Ａが、前記の実施形態に係る中性子減速照射装置２と異なるのは、コリメータ部の上流側部材２４Ａの下流側に、下流側内部材２４Ｃと、下流側外部材２４Ｄとを備えている点である。なお、その他の構成は、前記の実施形態と同様である。
　下流側内部材２４Ｃと、下流側外部材２４Ｄとは、上流側部材２４Ａの下流側に、上流側部材２４Ａの下流側端面に密接して円筒形状ないしは多角筒形状にそれぞれ配置されている。下流側内部材２４Ｃは、円筒形状ないしは多角筒形状の内面が開口１２４ａを形成しており、下流側外部材２４Ｄは、下流側内部材２４Ｃの径方向の外側に密接して配置されている。下流側内部材２４Ｃ及び下流側外部材２４Ｄは、詳細には、開口１２４ａが、減速材本体２１Ａと同心となるようにそれぞれ配置されている。なお、下流側内部材２４Ｃ及び下流側外部材２４Ｄのそれぞれは、円筒形状ないしは多角筒形状を有する単一体の部材によって構成してもよいし、円筒形状ないしは多角筒形状を呈するように複数の部材を組み合わせて構成してもよい。
　上流側部材２４Ａと、下流側内部材２４Ｃとは、中性子の散乱断面積が大きい材料によって形成される。上流側部材２４Ａ及び下流側内部材２４Ｃの材料としては、例えば、黒鉛、鉄、鉛、ベリリウム等が挙げられる。上流側部材２４Ａ及び下流側内部材２４Ｃは、中性子の散乱断面積が大きい一方、中性子の吸収断面積が小さいことが好ましく、鉛製又は鉛－ビスマス合金等の鉛合金製であることが特に好ましい。このような材料で上流側部材２４Ａ及び下流側内部材２４Ｃを形成することにより、コリメータ部の開口１２４ａを通じて、中性子減速照射装置２から出射される熱外中性子線の強度を高めることができる。また、中性子減速照射装置２から出射される中性子線についてガンマ線の混入率を低減することができる。なお、上流側部材２４Ａと下流側内部材２４Ｃとは、一体にしてもよい。
　下流側外部材２４Ｄは、中性子の捕獲反応断面積が大きく、中性子の吸収能が高い材料によって形成される。下流側外部材２４Ｄの材料としては、例えば、カドミウム、インジウム、ハフニウム、ガドリニウム、ビスマス、フッ化鉛、炭化ホウ素をはじめとするホウ素化合物、パラフィン、水、フッ化リチウム－ポリエチレン、ホウ素－ポリエチレン等が挙げられる。下流側外部材２４Ｄは、フッ化リチウム－ポリエチレン製であることが特に好ましい。このような材料で下流側外部材２４Ｄを形成することにより、コリメータ部の開口１２４ａの出口周辺において中性子線の空間線量を確実に低減させることができる。
　上流側部材２４Ａは、下流側内部材２４Ｃが備えられるとき、荷電粒子線６の照射方向の長さ（Ｌ１）が、減速材本体２１Ａの厚さ（ＬＢ）の１／７～２／５倍であることが好ましい。また、下流側内部材２４Ｃ及び下流側外部材２４Ｄは、荷電粒子線６の照射方向の長さ（Ｌ２）が、減速材本体２１Ａの厚さ（ＬＢ）の１／２５～５／７倍であることが好ましい。上流側部材２４Ａの照射方向の長さ（Ｌ１）が長いほど、中性子減速照射装置２から出射される熱外中性子線の強度は高くなる。また、中性子減速照射装置２から出射される中性子線について熱中性子の混入率が低減される。一方、上流側部材２４Ａの照射方向の長さ（Ｌ１）が短いほど、中性子減速照射装置２から出射される中性子線の直進性が高くなる。また、下流側内部材２４Ｃにより、コリメータ部の開口１２４ａの出口周辺において中性子線やガンマ線の空間線量が大きく低減する。そのため、上流側部材２４Ａの長さ（Ｌ１）や、下流側内部材２４Ｃ及び下流側外部材２４Ｄの長さ（Ｌ２）がこのような範囲であると、熱外中性子線の強度を高めて減速材を薄肉化しつつ、開口１２４ａの出口周辺の空間線量については低減することが可能となる。上流側部材２４Ａの長さ（Ｌ１）は、より具体的には、３．５ｃｍ以上１４ｃｍ以下であることが好ましく、８ｃｍ以上１２ｃｍ以下であることがより好ましい。また、下流側内部材２４Ｃ及び下流側外部材２４Ｄの長さ（Ｌ２）は、より具体的には、１ｃｍ以上１０ｃｍ以下であることが好ましく、４ｃｍ以上６ｃｍ以下であることがより好ましい。
　下流側内部材２４Ｃは、周壁の厚さ（外形と内径との差）（Ｒ２）が、下流側端面の内径（Ｄ２）の１／４～１倍であることが好ましい。周壁の厚さ（Ｒ２）が厚いほど、中性子減速照射装置２から出射される熱外中性子線の強度は高くなる。また、コリメータ部の開口１２４ａの出口周辺において中性子線やガンマ線の空間線量が大きく低減する。一方、周壁の厚さ（Ｒ２）が薄いほど、中性子減速照射装置２から出射される中性子線について高速中性子の混入率が低減する。また、中性子減速照射装置２から出射される中性子線の直進性が高くなる。そのため、周壁の厚さ（Ｒ２）がこのような範囲であると、熱外中性子線の強度を高めて減速材を薄肉化しつつ、開口１２４ａの出口周辺の空間線量については低減することが可能となる。周壁の厚さ（Ｒ２）は、より具体的には、２ｃｍ以上１６ｃｍ以下であることが好ましく、４ｃｍ以上１２ｃｍ以下であることがより好ましい。
　以上の本実施形態に係る中性子減速照射装置２Ａによると、コリメータ部の上流側部材２４Ａの下流側に、中性子の散乱断面積が大きい材料によって形成された下流側内部材２４Ｃが備えられているため、エネルギが保存された熱外中性子線が高い強度で開口１２４ａから出射される。また、コリメータ部の上流側部材２４Ａの下流側に、中性子の吸収能が高い材料によって形成された下流側外部材２４Ｄが備えられているため、中性子減速照射装置２から出射される熱外中性子線の強度を高めつつ、コリメータ部の開口１２４ａの出口周辺の空間線量を低減することができる。取り分け、上流側部材２４Ａ及び下流側内部材２４Ｃを鉛又は鉛合金とすると、コリメータ部の開口１２４ａの全面が鉛製又は鉛合金製の反射材で形成されるため、中性子減速照射装置２から出射される熱外中性子線の強度を大きく高めつつ、出口周辺における空間線量を低減させることが可能である。
［第３実施形態］
　次に、本発明の第３実施形態に係る中性子減速照射装置の具体的な構成について説明する。
　図４は、本発明の第３実施形態に係る中性子減速照射装置の縦断面図である。
　図４に示すように、本実施形態に係る中性子減速照射装置２Ｂは、減速材（２１Ａ，２１Ｂ，２１Ｃ）と、反射材２２と、遮蔽材（遮蔽部）２３Ａと、コリメータ部（２４Ａ，２４Ｃ，２４Ｄ）とを備えている。中性子減速照射装置２Ｂが、前記の実施形態に係る中性子減速照射装置２Ａと異なるのは、減速材本体２１Ａの下流側に、下流側減速材２１Ｃと、遮蔽材２３Ａとを備えている点である。なお、図４においては、上流側減速材２１Ｂの周壁の厚さ（ＲＵ）が異なる形態を例示しているが、その他の構成は、前記の実施形態と同様である。
　下流側減速材（下流部）２１Ｃは、減速材本体２１Ａの下流側端面から下流側に向かって円錐台形状に配置されており、コリメータ部が有する開口１２４ａに囲まれている。下流側減速材２１Ｃの上流側端面は、減速材本体２１Ａの下流側端面に密接しており、下流側減速材２１Ｃの円錐台形状の周面は、コリメータ部の開口１２４ａに密接している。下流側減速材２１Ｃは、詳細には、減速材本体２１Ａと同心となるように配置され、荷電粒子線６の照射軸とも同心となるように配置されている。なお、下流側減速材２１Ｃは、円錐台形状を有する単一体の減速材によって構成してもよいし、円錐台形状を呈するように複数の減速材を組み合わせて構成してもよいし、減速材本体２１Ａと一体に成形してもよい。下流側減速材２１Ｃは、減速材本体２１Ａと同様のフッ化マグネシウムからなることが好ましい。
　下流側減速材２１Ｃは、荷電粒子線６の照射方向の長さ（ＬＤ）が、減速材本体２１Ａの厚さ（ＬＢ）の１／３０～２／５倍であることが好ましい。長さ（ＬＤ）がこのような範囲であると、ターゲット５が出射した中性子線が照射野を整形されながら効果的に減速される。それ故、高速中性子の混入率を低減しながらも、減速材をさらに薄肉化することが可能となり、中性子減速照射装置２から出射される熱外中性子線の強度も高めることができる。また、中性子減速照射装置２をさらに小型且つ軽量にすることができる。長さ（ＬＤ）は、より具体的には、１ｃｍ以上１０ｃｍ以下であることが好ましく、１ｃｍ以上４．５ｃｍ以下であることがより好ましく、３．５ｃｍ以上４．５ｃｍ以下であることがさらに好ましい。
　遮蔽材（遮蔽部）２３Ａは、主として、減速材（２１Ａ，２１Ｂ，２１Ｃ）から出射される高速中性子線及びガンマ線を遮蔽する。遮蔽材２３Ａは、下流側減速材２１Ｃの下流側に配置されている。遮蔽材２３Ａは、詳細には、下流側減速材２１Ｃの下流側端面に密接している。遮蔽材２３Ａの材料や、厚さは、前記の実施形態における遮蔽材２３と同様である。遮蔽材２３Ａは、カドミウム製又はカドミウム合金製の遮蔽材を備えることが特に好ましい。また、カドミウム製又はカドミウム合金製の遮蔽材のみで構成してもよいし、ビスマス製の遮蔽材を併用してもよい。
　以上の本実施形態に係る中性子減速照射装置２Ｂによると、減速材本体２１Ａの下流側に、下流側減速材２１Ｃが備えられているため、コリメータ部の開口１２４ａに入射した中性子が整形されながら効果的に減速される。そのため、高速中性子の混入率を確実に低減しつつ、強度が高い熱外中性子線を出射させることが可能となる。すなわち、高速中性子の混入率を低減しながらも、減速材を薄肉化することが可能となり、中性子減速照射装置２を小型且つ軽量にすることができる。一例として、減速材本体２１Ａの厚さ（ＬＢ）を、図３に示す形態と比較して、３．６ｃｍから５．５ｃｍ程度短縮することが可能である。
　なお、以上の実施形態に係る中性子減速照射装置は、本発明に趣旨を逸脱しない範囲で、種々の変形、構成の置換、構成の省略等を行うことが可能である。
　例えば、前記の中性子減速照射装置２、中性子減速照射装置２Ａ、及び、中性子減速照射装置２Ｂの構成を相互に置き換えることができる。例えば、図２に示す構成に、下流側減速材２１Ｃを付加してもよい。下流側減速材２１Ｃを付加することにより、コリメータ部の開口１２４ａに入射した中性子を整形させながら減速させることができる。また、このとき、上流側部材２４Ａについて、コリメータ部の開口１２４ａの周壁を形成する内側を厚肉に設けると共に、コリメータ部の開口１２４ａから離れた外側を内側よりも薄肉に設け、薄肉に設けた減肉部に遮蔽材や反射材を設けてもよい。
　また、前記の実施形態における減速材（２１Ａ，２１Ｂ）は、反射材２２と直接的に接して配置されている。しかしながら、減速材（２１Ａ，２１Ｂ）は、反射材２２との間に、接面にそって補強材を介装されていてもよい。補強材は、例えば、アルミニウム又はアルミニウム合金をはじめとする軽金属、その他の金属材、炭素材等によって形成することができる。補強材の厚さは、例えば、０．５ｃｍ以上２ｃｍ以下の範囲などにすることができる。減速材（２１Ａ，２１Ｂ）を補強材で覆うことにより、中性子減速照射装置の構造を安定化させることが可能である。
　また、前記の実施形態における減速材（２１Ａ，２１Ｂ）は、円筒形状ないしは多角筒形状に配置され、減速材（２１Ｃ）は、円錐台形状に配置されている。しかしながら、減速材（２１Ａ，２１Ｂ，２１Ｃ）は、概略配置が保たれていれば、縦断面上ないし横断面上において不連続な配置であってもよい。例えば、部分円形状又は棒状の減速材（２１Ａ，２１Ｂ）を周方向に間隔を空けて複数配置して概略円形状にする等してもよい。空けられた隙間には反射材等を配置することができる。
　以下、実施例を示して本発明について具体的に説明するが、本発明の技術的範囲はこれに限定されるものではない。
　中性子減速照射装置の幾何学的構造について、シミュレーションによる解析を行った結果を示す。なお、以下の解析においては、モンテカルロ法によって計算シミュレーションを行っている。
　計算コードは、ＰＨＩＴＳ　（ｖｅｒ．２．６６０）、核データは、ＥＮＤＦ／Ｂ－ＶＩＩ．１を使用した。中性子源としては、１５ｃｍ径の平板のリチウムのターゲットを減速材の上流側端面の近傍に設定し、中性子のエネルギと出射角度とは、ＬＩＹＩＬＥＤを用いて計算した。また、ターゲットとしては、上流側から下流側に向けて、チタン０．０１ｍｍ、リチウム０．１４ｍｍ、タンタル０．３６ｍｍ、銅１．５ｍｍ、水５．０ｍｍ、銅３．０ｍｍが順に積層された形態を想定した。また、中性子は、ターゲットの平板の上流側端面から０．００１１ｃｍの深さにおいて半値幅３．７５ｃｍのガウス分布で発生するものとした。
　減速材の性能は、中性子減速照射装置から出射され、「Ｔａｌｌｙ」において計測される中性子線につき、ＩＡＥＡが設定している設計目標値を指標として評価した。具体的には、以下に挙げる、熱外中性子強度、高速中性子混入率、カレント／フラックス比、中性子空間線量率を評価した。計算粒子数は、評価項目の相対不確かさが３％未満となる１０８とし、統計が不十分な場合は、計算粒子数を増やして解析を行った。なお、「Ｔａｌｌｙ」は、シミュレーション上の仮想的な検出部位である。「Ｔａｌｌｙ」は、１０ｃｍ径の円形状の平面であり、コリメータ部の出口から２．５ｃｍ離隔した位置に同心に配置して、出射される中性子線等の検出を行うものとした。
　熱外中性子強度（Ｎｅｐｉ）は、０．５ｅＶより高く、１０ｋｅＶ以下のエネルギーを持つ中性子束の積分値として定義される。熱外中性子強度（Ｎｅｐｉ）の評価は、１×１０９［ｎ／ｃｍ２／ｓ］以上を目標値とした。
　高速中性子混入率（Ｄｆ）は、高速中性子が付与する吸収線量と熱外中性子束の比であり、次の数式１によって定義される。Ｎｆａｓｔは、高速中性子強度、Ｋｎは、中性子カーマ系数である。高速中性子混入率（Ｄｆ）の評価は、２×１０－１３［Ｇｙ・ｃｍ２］以下を目標値とした。
Figure JPOXMLDOC01-appb-M000001
　ガンマ線混入率（Ｄｇ）は、ガンマ線が付与する吸収線量と熱外中性子束の比であり、次の数式２によって定義される。Ｇは、全エネルギにおけるガンマ線線量、Ｋｇは、ガンマ線カーマ系数である。ガンマ線混入率（Ｄｇ）の評価は、２×１０－１３［Ｇｙ・ｃｍ２］以下を目標値とした。
Figure JPOXMLDOC01-appb-M000002
　熱中性子比（Ｎｔ／ｅ）は、熱中性子束と熱外中性子束の比であり、次の数式３によって定義される。熱中性子比（Ｎｔ／ｅ）の評価は、０．０５以下を目標値とした。
Figure JPOXMLDOC01-appb-M000003
　カレント／フラックス比（Ｃ／Ｆ比）は、中性子線の直進性を示す指標であり、次の数式４によって定義される。θは、「Ｔａｌｌｙ」への入射角に相当し、Ｔａｌｌｙの法線と中性子線の入射方向とが成す角を示す。カレント／フラックス比（Ｃ／Ｆ比）の評価は、０．７以上を目標値とした。
Figure JPOXMLDOC01-appb-M000004
　中性子空間線量率（Ｓｎ）は、コリメータ部の出口周辺の空間線量率分布を示す指標であり、次の数式５によって定義される。ｒは、「Ｔａｌｌｙ」の中心を原点とする径方向の距離である。ＷＲは、次の数式６によって定義される放射線加重係数である。中性子空間線量率（Ｓｎ）の評価は、ｒ＝２５ｃｍにおいて０．０１以下を目標値とした。
Figure JPOXMLDOC01-appb-M000005
Figure JPOXMLDOC01-appb-M000006
　はじめに、コリメータ部の形状について評価した。具体的には、コリメータ部の開口１２４ａの入口径（上流側部材２４Ａの上流側端面の内径（Ｄ１））、出口径（下流側部材２４Ｂの下流側端面の内径（Ｄ２））を変数とし、高速中性子混入率（Ｄｆ）が、２×１０－１３［Ｇｙ・ｃｍ２］以下との目標値を充足するように減速材の厚さを変えて解析した。
　なお、中性子減速照射装置は、図２に示す形態において、減速材として直径５０ｃｍの減速材本体２１Ａのみを備え、上流側減速材２１Ｂを備えないものとした。遮蔽材２３は、上流側から順に、０．１ｃｍのカドミウム板、１ｃｍのビスマス板を積層し、コリメータ部は、５ｃｍのフッ化リチウム－ポリエチレン製の上流側部材２４Ａと、５ｃｍの鉛製の下流側部材２４Ｂとにより構成した。また、中性子減速照射装置の全径は、１００ｃｍ、ターゲット５を備える反射材２２の開口は、直径２０ｃｍ、長さ３７ｃｍとした。
　図５は、コリメータ部の入口径及び出口径と、熱外中性子強度との関係を示す図である。また、図６は、コリメータ部の入口径及び出口径と、カレント／フラックス比との関係を示す図である。
　図５及び図６において、横軸は、コリメータ部の入口径（上流側部材２４Ａの上流側端面の内径（Ｄ１））［ｃｍ］－出口径（下流側部材２４Ｂの下流側端面の内径（Ｄ２））［ｃｍ］を示す。図５における、縦軸は、熱外中性子強度（Ｎｅｐｉ）［×１０９　ｎ／ｃｍ２／ｓ］を示し、図６における、縦軸は、カレント／フラックス比（Ｃ／Ｆ比）を示す。
　図５及び図６に示すように、入口径５０［ｃｍ］－出口径１０［ｃｍ］において、熱外中性子強度（Ｎｅｐｉ）が最大となり、カレント／フラックス比（Ｃ／Ｆ比）は破線で示す目標値を上回った。また、いずれの組み合わせにおいても、ガンマ線混入率（Ｄｇ）及び熱中性子比（Ｎｔ／ｅ）は目標値を充足した。但し、中性子空間線量率（Ｓｎ）は、凡そ０．１となり、目標値を充足しなかった。
　続いて、コリメータ部の開口１２４ａの入口径（上流側部材２４Ａの上流側端面の内径（Ｄ１））を５０ｃｍに固定し、出口径（下流側部材２４Ｂの下流側端面の内径（Ｄ２））を変化させて解析した。
　図７は、コリメータ部の出口径と、熱外中性子線強度との関係を示す図である。また、図８は、コリメータ部の出口径と、カレント／フラックス比との関係を示す図である。
　図７及び図８において、横軸は、コリメータ部の出口径（下流側部材２４Ｂの下流側端面の内径（Ｄ２））［ｃｍ］を示す。図７における、縦軸は、熱外中性子強度（Ｎｅｐｉ）［×１０９　ｎ／ｃｍ２／ｓ］を示し、図８における、縦軸は、カレント／フラックス比（Ｃ／Ｆ比）を示す。
　図７に示すように、出口径が９～１５ｃｍであるとき、熱外中性子強度（Ｎｅｐｉ）が高くなっている。一方、図８に示すように、カレント／フラックス比（Ｃ／Ｆ比）は、出口径が凡そ１１ｃｍ以下において破線で示す目標値を上回った。以上のとおり、入口径が５０ｃｍであり、出口径が１０ｃｍである組み合わせが優れる結果となった。
　次に、コリメータ部の構造について評価した。具体的には、フッ化リチウム－ポリエチレン製の下流側内部材２４Ｃを備える場合と、鉛製の下流側内部材２４Ｃを備える場合とを、下流側内部材２４Ｃの厚さ（荷電粒子線６の照射方向の長さ（Ｌ２））を変えて解析した。
　なお、中性子減速照射装置は、図３に示す形態において、直径５０ｃｍの減速材本体２１Ａのみを備え、上流側減速材２１Ｂを備えないものとした。遮蔽材２３は、０．０１ｃｍのカドミウム板により形成し、コリメータ部は、照射方向の長さ（Ｌ１）が１０ｃｍの鉛製の上流側部材２４Ａと、周壁の厚さ（Ｒ２）が５ｃｍの下流側内部材２４Ｃと、フッ化リチウム－ポリエチレン製の下流側外部材２４Ｄとにより構成した。また、中性子減速照射装置の全径は、１００ｃｍ、ターゲット５を備える反射材２２の開口は、直径２０ｃｍ、長さ３７ｃｍとした。
　図９は、コリメータ部の構造と、熱外中性子強度との関係を示す図である。また、図１０は、コリメータ部の構造と、カレント／フラックス比との関係を示す図である。
　図９及び図１０において、横軸は、コリメータ部の下流側内部材２４Ｃの厚さ（荷電粒子線６の照射方向の長さ（Ｌ２））［ｃｍ］、○のプロットは、フッ化リチウム－ポリエチレン製の下流側内部材２４Ｃを備える場合、●のプロットは、鉛製の下流側内部材２４Ｃを備える場合を示す。図９における、縦軸は、熱外中性子強度（Ｎｅｐｉ）［×１０９　ｎ／ｃｍ２／ｓ］を示し、図１０における、縦軸は、カレント／フラックス比（Ｃ／Ｆ比）を示す。
　図９に示すように、解析した厚さ（荷電粒子線６の照射方向の長さ（Ｌ２））の範囲では、下流側内部材２４Ｃが、フッ化リチウム－ポリエチレン製である場合、及び、鉛製である場合のいずれにおいても、熱外中性子強度（Ｎｅｐｉ）は目標値を上回った。但し、鉛製の下流側内部材２４Ｃを備える場合に、より熱外中性子強度（Ｎｅｐｉ）が高められた。一方、図１０に示すように、カレント／フラックス比（Ｃ／Ｆ比）は、鉛製の下流側内部材２４Ｃを備える場合に、フッ化リチウム－ポリエチレン製である場合よりも低下した。但し、厚さを増すことにより、カレント／フラックス比（Ｃ／Ｆ比）は破線で示す目標値を上回った。なお、ガンマ線混入率（Ｄｇ）は、いずれの場合についても目標値が充足された。一方、熱中性子比（Ｎｔ／ｅ）は、鉛製の下流側内部材２４Ｃを備える場合のみ目標値が充足された。
　次に、減速材の形状について評価した。減速材として減速材本体２１Ａと上流側減速材２１Ｂとを備える中性子減速照射装置を、上流側減速材２１Ｂを備えないものと比較し、中性子源が出射する方向成分毎に評価した。具体的には、中性子源が発生点から全方向に出射する場合、発生点から下流側（０～９０ｓｒ）のみに出射する場合、発生点から上流側（９０～１８０ｓｒ）のみに出射する場合のそれぞれについて解析した。
　なお、中性子減速照射装置は、図３に示す形態において、直径５０ｃｍ、厚さ３１．５ｃｍの減速材本体２１Ａを備えるものとした。上流側減速材２１Ｂは、荷電粒子線６の照射方向の長さ（ＬＵ）を２０ｃｍ、周壁の厚さ（ＲＵ）を１５ｃｍとした。遮蔽材２３は、０．０１ｃｍのカドミウム板により形成し、コリメータ部は、照射方向の長さ（Ｌ１）が１０ｃｍの鉛製の上流側部材２４Ａと、照射方向の長さ（Ｌ２）が５ｃｍであり、周壁の厚さ（Ｒ２）が５ｃｍの鉛製の下流側内部材２４Ｃと、フッ化リチウム－ポリエチレン製の下流側外部材２４Ｄとにより構成した。また、中性子減速照射装置の全径は、１００ｃｍ、ターゲット５を備える反射材２２の開口は、直径２０ｃｍ、長さ３７ｃｍとした。
　図１１は、減速材の形状と、熱外中性子線強度との関係を示す図である。また、図１２は、減速材の形状と、高速中性子混入率との関係を示す図である。
　図１１及び図１２において、「無」は、上流側減速材２１Ｂを備えない形態、「有」は、上流側減速材２１Ｂを備える形態を示す。上流側減速材２１Ｂを備えない形態は、該当部位を反射材２２で置換したものである。「全」は、中性子源が全方向に出射するものとした場合、「下流」は、中性子源が下流側のみに出射するものとした場合、「上流」は、中性子源が上流側のみに出射するものとした場合である。図１１における、縦軸は、熱外中性子強度（Ｎｅｐｉ）［×１０９　ｎ／ｃｍ２／ｓ］を示し、図１２における、縦軸は、高速中性子混入率［×１０－１３　Ｇｙ・ｃｍ２］を示す。
　図１１に示すように、上流側減速材２１Ｂを備えることにより、特に、上流側の成分について、熱外中性子強度（Ｎｅｐｉ）が高められた。また、図１２に示すように、上流側減速材２１Ｂを備えることにより、高速中性子混入率（Ｄｆ）が低減した。取り分け、上流側の成分について、高速中性子混入率（Ｄｆ）が顕著に低減しており、上流側に出射した中性子が上流側減速材２１Ｂによって散乱されて、長い飛跡をたどって出射されることが確認された。
　続いて、上流側減速材２１Ｂの荷電粒子線６の照射方向の長さ（ＬＵ）、周壁の厚さ（ＲＵ）を変数とし、高速中性子混入率（Ｄｆ）が、２×１０－１３［Ｇｙ・ｃｍ２］以下との目標値を充足するように減速材の厚さを変えて解析した。
　図１３は、上流側減速材の厚さ及び長さと、熱外中性子強度との関係を示す図である。また、図１４は、上流側減速材の厚さ及び長さと、中性子空間線量比との関係を示す図である。
　図１３及び図１４において、横軸は、上流側減速材２１Ｂの周壁の厚さ（ＲＵ）［ｃｍ］－上流側減速材２１Ｂの長さ（ＬＵ）［ｃｍ］を示す。図１３における、縦軸は、熱外中性子強度（Ｎｅｐｉ）［×１０９　ｎ／ｃｍ２／ｓ］を示し、図１４における、縦軸は、中性子空間線量率（Ｓｎ）を示す。
　図１３及び図１４に示すように、上流側減速材２１Ｂを備えることにより、上流側減速材２１Ｂを備えない場合（図における「０－０」）と比較して、熱外中性子強度（Ｎｅｐｉ）は高くなり、中性子空間線量率（Ｓｎ）は低減されるようになった。また、上流側減速材２１Ｂを備えることにより、高速中性子混入率（Ｄｆ）、ガンマ線混入率（Ｄｇ）、熱中性子比（Ｎｔ／ｅ）及びカレント／フラックス比（Ｃ／Ｆ比）は、いずれも目標値を充足した。そして、減速材本体２１Ａの厚さは、上流側減速材２１Ｂを備えない場合（図における「０－０」）に、３２．７ｃｍで高速中性子混入率（Ｄｆ）の目標値を充足していたところ、上流側減速材２１Ｂを備える場合、最大（図における「１０－２０」）で２９．３ｃｍに短縮された。
　次に、下流側減速材の厚さについて評価した。具体的には、減速材として減速材本体２１Ａと上流側減速材２１Ｂと下流側減速材２１Ｃとを備える中性子減速照射装置につき、減速材本体２１Ａの厚さ（荷電粒子線６の照射方向の長さ（ＬＢ））、下流側減速材２１Ｃの厚さ（荷電粒子線６の照射方向の長さ（ＬＤ））を変数とし、高速中性子混入率（Ｄｆ）が、２×１０－１３［Ｇｙ・ｃｍ２］以下との目標値を充足するように減速材の厚さを変えて解析した。
　なお、中性子減速照射装置は、図４に示す形態において、直径５０ｃｍの減速材本体２１Ａを備えるものとした。上流側減速材２１Ｂは、荷電粒子線６の照射方向の長さ（ＬＵ）を２０ｃｍ、周壁の厚さ（ＲＵ）を１０ｃｍとした。遮蔽材２３Ａは、０．０１ｃｍのカドミウム板により形成し、コリメータ部は、照射方向の長さ（Ｌ１）が１０ｃｍの鉛製の上流側部材２４Ａと、照射方向の長さ（Ｌ２）が５ｃｍであり、周壁の厚さ（Ｒ２）が５ｃｍの鉛製の下流側内部材２４Ｃと、フッ化リチウム－ポリエチレン製の下流側外部材２４Ｄとにより構成した。また、中性子減速照射装置の全径は、１００ｃｍ、ターゲット５を備える反射材２２の開口は、直径２０ｃｍ、長さ３７ｃｍとした。
　図１５は、下流側減速材の厚さと、熱外中性子強度との関係を示す図である。また、図１６は、下流側減速材の厚さと、減速材本体の厚さとの関係を示す図である。
　図１５及び図１６において、横軸は、下流側減速材２１Ｃの厚さ（荷電粒子線６の照射方向の長さ（ＬＤ））［ｃｍ］を示す。図１５における、縦軸は、熱外中性子強度（Ｎｅｐｉ）［×１０９　ｎ／ｃｍ２／ｓ］を示し、図１６における、縦軸は、減速材本体２１Ａの厚さ（荷電粒子線６の照射方向の長さ（ＬＢ））を示す。
　図１５に示すように、下流側減速材２１Ｃの厚さが凡そ０．５ｃｍ以上４．５ｃｍ以下の範囲において、熱外中性子強度（Ｎｅｐｉ）が高められた。そして、図１６に示すように、下流側減速材２１Ｃの厚さが増すほど、減速材本体２１Ａの厚さを薄肉化することができた。具体的には、減速材本体２１Ａの厚さ（ＬＢ）が、３．６ｃｍ程度短縮された。また、下流側減速材２１Ｃを備えることにより、高速中性子混入率（Ｄｆ）、ガンマ線混入率（Ｄｇ）、熱中性子比（Ｎｔ／ｅ）及びカレント／フラックス比（Ｃ／Ｆ比）は、いずれも目標値を充足した。
１００　　中性子発生装置
１　　　　荷電粒子線発生装置
１ａ　　　イオン源
１ｂ　　　加速器
２　　　　中性子減速照射装置
４　　　　導管
５　　　　ターゲット（中性子源）
６　　　　荷電粒子線（陽子線）
７　　　　集束レンズ
９　　　　中性子線
２１Ａ　　減速材本体（本体部）
２１Ｂ　　上流側減速材（上流部）
２２　　　反射材
２３　　　遮蔽材（遮蔽部）
２４Ａ　　上流側部材（コリメータ部）
２４Ｂ　　下流側部材（コリメータ部）
１２４ａ　開口

Claims (4)

  1. 　荷電粒子線が照射されて中性子源が発生した中性子線を減速させる減速材と、
    　前記減速材の周囲を囲む反射材と、
    　前記減速材によって減速された中性子線の照射野を整形するコリメータ部とを備え、
    　前記減速材は、前記荷電粒子線の照射方向における前記中性子源の下流側に配置された本体部と、前記照射方向における前記本体部の上流側に配置されて前記中性子源の周囲を囲む上流部とを有する中性子減速照射装置。
  2. 　前記荷電粒子線の照射方向における前記減速材の下流側に配置され、高速中性子線を遮蔽する遮蔽部を備え、
    　前記遮蔽部は、カドミウム製又はカドミウム合金製の遮蔽材を備える請求項１に記載の中性子減速照射装置。
  3. 　前記コリメータ部は、前記照射方向に向かって縮径する開口を有し、
    　前記開口は、鉛製又は鉛合金製の反射材によって形成され、前記照射方向における前記反射材の下流側にフッ化リチウム－ポリエチレン製の遮蔽材が配置された請求項１又は請求項２に記載の中性子減速照射装置。
  4. 　前記コリメータ部は、前記照射方向に向かって縮径する開口を有し、
    　前記減速材は、前記本体部の下流端から前記照射方向における下流側に向かって円錐台形状に配置された下流部をさらに有し、
    　前記下流部は、前記コリメータ部が有する前記開口に囲まれる請求項１から請求項３のいずれか一項に記載の中性子減速照射装置。
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