WO2024136295A1 - 붕소중성자포획치료법의 성능 시험을 위한 중성자 검출기 - Google Patents

붕소중성자포획치료법의 성능 시험을 위한 중성자 검출기 Download PDF

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sensor
neutron
neutrons
neutron detector
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김정호
박현서
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Korea Research Institute of Standards and Science
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    • G—PHYSICS
    • G01—MEASURING; TESTING
    • G01T—MEASUREMENT OF NUCLEAR OR X-RADIATION
    • G01T3/00—Measuring neutron radiation
    • G—PHYSICS
    • G01—MEASURING; TESTING
    • G01T—MEASUREMENT OF NUCLEAR OR X-RADIATION
    • G01T3/00—Measuring neutron radiation
    • G01T3/06—Measuring neutron radiation with scintillation detectors
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    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Definitions

  • the present invention relates to a neutron detector, and more specifically, to a neutron detector that measures the neutron energy spectrum in a wide energy range ranging from thermal neutrons to fast neutrons generated in boron neutron capture therapy.
  • BNCT Boron Neutron Capture Therapy injects drug-treated boron into the patient and then selectively kills cancer cells mainly with external neutrons. Just one treatment has a similar effect to 20 to 30 treatments of conventional radiation therapy. It is a new radiation therapy that can be obtained.
  • BNCT requirements are described in the IAEAL 23-01601 technical document (Advances in Boron Neutron Capture Therapy), which requires that the BNCT treatment facility's extraneous neutron (0.5 eV ⁇ 10 keV) flux be more than 5 ⁇ 10 8 cm -2 s -1. It is required that the thermal neutron/external neutron ratio be less than 0.05. Additionally, there must be no change in neutron flux and energy distribution during treatment.
  • the existing BNCT neutron flux measurement method uses a fission chamber or Au foil. In the former case, high-linear velocity measurement is impossible, and in the latter case, real-time monitoring is impossible because it is a passive method.
  • Neutron spectrum measurement methods include the multi foil radiography method or the bonus sphere measurement method using a proportional counter. These two methods each have difficulties in that they are passive and cannot measure high linear velocities.
  • Figure 1 shows conventional Boner sphere spectrometer photographs of various sizes and reaction functions according to neutron energy.
  • the Bonner sphere spectrometer consists of a moderator of various sizes (mainly spherical or cylindrical) and a thermal neutron detector (mainly a 3He proportional counter or BF3 proportional counter). Thermal neutron detectors are inserted inside each moderator and are called bonus spheres. Afterwards, each bonus sphere is placed in the neutron field whose energy spectrum is to be measured and the count rate in response to the thermal neutron detector is measured. The response according to the neutron energy of each bonus sphere is calculated using Monte Carlo computer simulation to obtain the reaction function as shown in Figure 1(b).
  • the neutron energy spectrum can be obtained using the measured neutron count rate and reaction function, and this is called unfolding.
  • Japanese Patent No. 5798724 (2015.08.28.) disclosed a neutron spectrum measurement device using a Bonner sphere.
  • the Bonergu spectrometer is usually composed of polyethylene moderators ranging from 2 inches to 12 inches, and when approximately 10 polyethylene moderators are used, the mass exceeds 50 kg.
  • the thermal neutron detector since the same thermal neutron detector is used, the thermal neutron detector must be replaced when measuring bonus spheres of different sizes. Therefore, the measurement becomes as long as the time it takes to replace the Bonner.
  • a Bonner Sphere spectrometer if the largest Bonner Sphere used for measurement is installed, measurement in a space narrower than the radius of the Bonner Sphere is impossible.
  • the extraneous neutron flux required for BNCT is usually measured at the beam output port side of the BNCT treatment room (usually a circle with a diameter of about 12 cm), so a bonus sphere with a diameter larger than 12 cm cannot be used for bonus sphere spectrometry, unlike general measurements. There was a problem that it was difficult to use BNCT to measure neutron flux.
  • the neutron energy to be measured usually spans a very large energy range, so the neutron spectrum measurement device must operate at meV to tens of MeV, so that the neutron energy spectrum can be accurately measured.
  • the neutron count rate since there is no detector that measures a very large neutron energy range simultaneously, the neutron count rate must be measured using moderators of various sizes, and the reactivity according to energy must be well calculated.
  • a neutron spectrum measurement device using a moderator is basically a structure that slows down neutrons, converts them into thermal neutrons, and then measures them with a thermal neutron detector inserted inside.
  • the moderator up to the thermal neutron detector usually uses polyethylene of more than 10 cm, so there was a problem that the mass of the moderator-based neutron spectrum measurement device was about 50 kg or more.
  • the present invention was made to solve the problems of the prior art as described above, and relates to a neutron detector that measures the neutron energy spectrum in a wide energy range from thermal neutrons to fast neutrons.
  • a detection unit including a sensor for detecting neutrons and a moderator provided around the sensor; and a moving unit that moves the detection unit or sensor; It includes, wherein the moving unit moves the moderator or sensor of the detection unit, whereby the sensor or the moderator is fixed at a preset position, and the relative position of the moderator with respect to the sensor is configured to vary.
  • the sensor is fixed to a preset position on the moderator, and is configured to move the moderator or move the sensor within the fixed moderator, so that the relative position of the moderator with respect to the sensor is variable, and is configured to change the sensor, so that the sensor is fixed to a preset position on the moderator. It has the effect of being able to detect neutrons with a wide range of energies, from thermal neutrons with an energy of less than 0.025 eV to fast neutrons with an energy of more than 1 MeV.
  • the neutron detector of the present invention is composed of a plurality of cylindrical structures stacked concentrically in the axial direction, and the diameter of each cylindrical structure becomes smaller from the rear to the front along the axial direction, so that it has high energy. It has the effect of being able to detect everything from neutrons to neutrons with low energy.
  • the neutron detector of the present invention has the effect of being able to measure a beam speed of 1 ⁇ 10 9 cm -2 s -1 or more because the sensor scintillator is made of LiCAF.
  • Figure 1 shows conventional Boner sphere spectrometer photographs of various sizes and reaction functions according to neutron energy.
  • FIG 2 is a schematic diagram of boron neutron capture therapy (BNCT)
  • Figure 3 is a conceptual diagram of thermal neutrons reaching the thermal neutron detector by causing elastic scattering with the moderator.
  • Figure 4 is a photo of a conventional Bonner sphere composed of a polyethylene moderator and a metal shell.
  • Figure 5 is a schematic diagram of a conventional long counter measuring device
  • Figure 6 is a schematic diagram of the internal structure of the neutron detector of the present invention.
  • FIG. 7 is a schematic diagram of the neutron detector of the present invention
  • Figure 8 is a schematic diagram of the moderator of the present invention
  • Figure 9 is a schematic diagram of the inside of the moderator of the present invention.
  • Figure 10 is an internal cross-sectional view of the detection unit of the present invention.
  • Figure 11 is a schematic diagram of a sensor provided in the detection unit of the present invention.
  • Figure 12 is an actual photo of the sensor provided in the detection unit of the present invention.
  • 13 is a graph of the response function according to the position of the sensor provided inside the moderator of the present invention.
  • the neutron detector of the present invention includes a detection unit including a sensor for detecting neutrons and a moderator provided around the sensor; and a moving unit that moves the detection unit; It includes, wherein the moving part moves the moderator or the sensor of the detection unit, and thus the sensor or the moderator is fixed at a preset position, and the relative position of the moderator with respect to the sensor is configured to vary.
  • the moderator is formed in a structure in which the center of the moderator penetrates in the axial direction, and the sensor is disposed in the hollow of the moderator.
  • the moderator is composed of a plurality of cylindrical structures stacked concentrically in the axial direction, and the diameter of each cylindrical structure becomes smaller from rear to front along the axial direction.
  • the detection unit further includes a reference sensor.
  • the moderator is further provided with a blocking cap that blocks the cavity of the moderator.
  • the moving part is configured to move the detecting part in a forward and backward direction.
  • the detection unit further includes an internal moderator surrounding the outer peripheral surface of the moderator.
  • the detection unit further includes a cover surrounding the outer peripheral surface of the internal moderator.
  • the moderator is made of polystyrene, polyethylene, or boron-containing polyethylene.
  • the senor is configured to measure a line speed of 1 ⁇ 10 9 cm -2 s -1 or more.
  • the present invention relates to a neutron radiation flux measurement device that measures the neutron energy spectrum in a wide energy range from thermal neutrons to fast neutrons generated in boron neutron capture therapy.
  • Figure 2 shows a schematic diagram of boron neutron capture therapy (BNCT). It was done. Referring to Figure 2, (1) a proton beam is incident on a Be (Beryllium) target and (2) neutrons are generated. Next, (3) neutrons enter the cancer cells injected with drug-treated boron, (4) 10 B(n, ⁇ ) 7 Li nuclear reaction occurs, and the charged particles generated at this time (5) ⁇ particles and 7 Li The kinetic energy is transferred to the cancer cells, killing them. At this time, BNCT must generate sufficient extrathermal neutrons (0.5 eV to 10 keV) for treatment so that the neutron energy can reach the cancer cells.
  • BNCT must generate sufficient extrathermal neutrons (0.5 eV to 10 keV) for treatment so that the neutron energy can reach the cancer cells.
  • the treatment area of the patient to whom neutrons are to be irradiated is brought into close contact with the beam output port of the BNCT treatment room, so the incident direction of the neutrons is determined.
  • the BNCT neutron spectrum measurement device targets neutron flux incident from one direction.
  • the requirements for BNCT treatment facilities listed in the IAEAL 23-01601 technical document are that the thermal neutron (0.5 eV ⁇ 10 keV) flux must be more than 5 ⁇ 10 8 cm -2 s -1 , and thermal neutron /The extraneous neutron ratio should be less than 0.05, and there should be no change in neutron flux and energy distribution during treatment.
  • the Boner sphere spectrometer for detecting thermal neutrons can measure neutrons with various energies, from thermal neutrons to fast neutrons. Low-energy thermal neutrons can be measured, but as shown in Figure 3, high-energy heat neutrons can be measured. In order for neutrons to reach the thermal neutron detector, elastic scattering occurs with the hydrogen constituting the moderator 130 inside the Bonner sphere, making it possible to determine the energy distribution.
  • bonus spheres of various sizes are needed to decelerate high-energy thermal neutrons.
  • a polyethylene moderator and a metal shell are used to expand the measurement range to 1 GeV or more, making it possible to measure neutrons with an energy of 1 GeV or more. Therefore, in order to measure neutrons with various energy distributions, the Boner Sphere Spectrometer uses Bonner Spheres of various sizes to measure, so there is a problem in that the measurement time is long and complicated.
  • Figure 5 shows a schematic diagram of a conventional long counter measuring device.
  • a method of detecting neutrons is to use a long counter measurement device. Since the long counter measurement device allows neutrons to enter only in one direction, neutron energy can be measured when the location of the neutron and the target of the cancer cell are known in advance. However, there is a problem that it is impossible to measure the various energy distributions of neutrons.
  • BNCT equipment can be used to measure the energy of neutrons emitted from the beam port using a bonanza spectrometer and a long counter measurement device.
  • the Boner Sphere Spectrometer must measure the size of the Bonner Sphere by changing it to measure the various energies of neutrons, and the Long Counter Measurement Device can only measure the energy of neutrons incident from one direction.
  • the present invention it is possible to measure a line speed of 1 ⁇ 10 9 cm -2 s -1 or more by combining a Boner sphere spectrometer and a long counter measurement device, and neutrons can be detected at different locations to enable simultaneous measurement of the entire energy range.
  • the neutron detector 1000 will be described in more detail through specific examples or examples including the attached drawings. However, the following specific examples or examples are only a reference for explaining the present invention in detail, and the present invention is not limited thereto, and may be implemented in various forms.
  • FIG. 6 shows a schematic diagram of the inside of the neutron detector of the present invention.
  • the neutron detector 1000 of the present invention includes a sensor 120, a detection unit 100, and a moving unit 200.
  • the sensor 120 is for detecting neutrons, and the sensor 120 includes a moderator 130 provided around the sensor 120.
  • the moderator 130 is formed in a structure in which the center is pierced in the axial direction, and the sensor 120 is disposed in the hollow of the moderator 130.
  • the detection unit 100 further includes a reference sensor 121.
  • Figure 7 shows a schematic diagram of the neutron detector of the present invention.
  • the detection unit 100 is coupled to the moving unit 200, and the moving unit 200 moves the detection unit 100 or the sensor 120.
  • the moving unit 200 moves the moderator 130 or sensor 120 of the detecting unit 100.
  • the sensor 120 or the moderator 130 is fixed at a preset position, and the relative position of the moderator 130 with respect to the sensor 120 is variable.
  • the moving unit 200 may be composed of an actuator that can be driven by a motor, and the actuator may move the detection unit 100 forward and backward.
  • the position of the moderator 130 inside the detection unit 100 can be moved and measured by the moving unit 200, so that energy of 0.025 eV or less incident from a specific direction can be measured. Detection of neutrons with a wide range of energies is possible, from thermal neutrons with energy to fast neutrons with energy greater than 1 MeV.
  • Figure 8 shows a schematic diagram of the moderator of the present invention.
  • the moderator 130 of the present invention is in the form of a plurality of cylindrical structures stacked concentrically in the axial direction, and the diameter of each cylindrical structure becomes smaller from rear to front along the axial direction. It is composed. There may be a plurality of cylindrical structures provided in the moderator 130, and the diameter becomes smaller from the rear to the front, so that neutrons with high energy to neutrons with low energy can be detected.
  • the moderator 130 is composed of a cylindrical structure, has a cylindrical first moderator 131, and is formed to be smaller than the diameter of the first moderator 131, and one side and the other side of the first moderator 131.
  • a second moderator 132 formed inside the side wall, a third moderator 133 formed on one side of the second moderator 132, and a diameter smaller than the second moderator 132. It is formed to be smaller than the diameter of the third moderator 133, and may include a fourth moderator 134 formed on one surface of the third moderator 133.
  • the conventional neutron detection method using a bonus sphere had to use a bonus sphere with a large diameter to increase neutron reactivity in order to detect neutrons with high energy, and a bonus sphere with a small diameter had to be used to detect neutrons with low energy.
  • the sensor 120 for detecting neutrons is configured to move within the detection unit 100 composed of a moderator 130 having various sizes, so that the neutron detector 1000 of the present invention can be used in various ways. Neutron energy can be detected simply and quickly.
  • the cylindrical structure is composed of a stacked form of a first moderator, a second moderator, a third moderator 133, and a fourth moderator 134 in the axial direction, and the moderator 130 is polystyrene, polyethylene, or boron. It is made of any one of the polyethylene contained.
  • the moderator 130 serves to slow down incident neutrons and convert them into thermal neutrons.
  • polyethylene, polystyrene, and polyethylene containing boron can play a role in decelerating neutrons.
  • the first moderator 131 of the neutron detector 1000 of the present invention is made of polyethylene (PE). Since the first moderator 131 is made of polyetheline, which has high neutron deceleration efficiency, high-energy fast neutrons can be effectively decelerated.
  • the second moderator 132, the third moderator 133, and the fourth moderator 134 are made of polystyrene (PS). Since the second moderator 132, the third moderator 133, and the fourth moderator 134 are made of polystyrene, they can slow down low-energy slow neutrons and prevent excessive neutron deceleration.
  • the fourth moderator 134 has an outer peripheral surface made of polyethylene containing boron.
  • boron can play a role in capturing and removing thermal neutrons, so that the fourth moderator 134 has an outer peripheral surface of the fourth moderator 134 made of polyethylene containing boron, so that thermal neutrons can capture neutrons. Direct penetration into the detecting sensor 120 can be blocked.
  • Figure 9 shows a schematic diagram of the inside of the moderator of the present invention.
  • the moderator 130 includes an internal moderator 111 surrounding the outer peripheral surface of the moderator 130, and the internal moderator 111 is a cover surrounding the outer peripheral surface of the internal moderator 111. It further includes (110).
  • the inner moderator 111 has a circumferential surface in contact with the first moderator 131 made of polyethylene containing boron. Since the internal moderator 111 is made of polyethylene containing boron, it can block thermal neutrons flowing in from the outside.
  • Polyethylene containing boron has the property of removing slowed thermal neutrons, so it can prevent thermal neutrons from entering the inside of the moderator 130, so the area where neutrons are detected can be separated by neutron energy.
  • the cover 110 may be made of aluminum. Since the cover 110 is made of aluminum, it serves to protect the internal moderator 111. In detail, the purpose is to obtain accurate and reliable results by blocking neutrons incident from an undesirable direction among the neutrons incident from the outside.
  • Figure 10 shows an internal cross-sectional view of the detection unit 100 of the present invention.
  • the detection unit 100 of the present invention includes a cover 110, an internal moderator 111, and a moderator 130 provided in the internal moderator, and a hollow is formed inside the moderator 130 to detect the sensor. (120) is formed to penetrate.
  • a reference sensor 121 may be further provided inside the moderator 130, and a blocking cap 135 may be further provided to block the hollow formed inside the moderator 130.
  • the moderator 130 is comprised of a plurality of cylindrical structures, and has a diameter that becomes smaller from the rear to the front.
  • first moderator 131 a second moderator 132 formed smaller than the diameter of the first moderator 131 and formed inside the side wall where one side and the other side of the first moderator 131 are formed, It is formed smaller than the diameter of the second moderator 132, and the third moderator 133 is formed on one surface of the second moderator 132. It is formed smaller than the diameter of the third moderator 133, and the third moderator 133 is formed on one side of the second moderator 132. It consists of a fourth moderator (134) formed on one surface of (133).
  • the moderator 130 serves to slow down incident neutrons and convert them into thermal neutrons, and is made of listylene, polyethylene, or boron-containing polyethylene.
  • Polystyrene has the structural formula of (CH)n and polyethylene has the structural formula of (CH2)n, so it contains water atoms and plays a role in slowing down neutrons because neutrons lose energy and are converted into thermal neutrons due to elastic scattering of neutrons and hydrogen.
  • Figure 11 is a schematic diagram of the sensor provided in the detection unit 100 of the present invention
  • Figure 12 is an actual photo of the sensor provided in the detection unit 100 of the present invention.
  • the center sensor 120 of the present invention includes a scintillator made of LiCA and a blocking cap 20 made of boron carbide.
  • the reference sensor 121 of the present invention includes a scintillator made of LiCA and a blocking cap 30 made of boron carbide.
  • the blocking caps 20 and 30 of FIG. 11 may be configured to block the hollow of the moderator 130, and the heat reduced in the moderator 130 by the boron contained in the blocking caps 20 and 30 Neutrons can be blocked from reaching the center sensor 120 and the reference sensor 121.
  • the thermal neutron reactivity of the center sensor 120 and the reference sensor 121 can be lowered to less than 1/10 compared to when the blocking caps 20 and 30 are not used. there is. Therefore, the present invention is capable of measuring neutrons even in a high flux environment where the flux of extraneous neutrons (10 eV to 10 keV) is 1 ⁇ 10 9 cm -2 s -1 or more.
  • the scintillator of the sensor 120 in FIG. 11(a) is made of LiCAF.
  • the requirement for the BNCT treatment facility is that the extraneous neutron (10 eV ⁇ 10 keV) flux must be 1 It has the effect of being able to measure line speeds of 9 cm -2 s -1 or more.
  • the sensor 120 is configured to be connected to an optical fiber and can extract a signal of neutrons detected from the sensor 120. The extracted signal can be output to an external signal processing device, and the number of neutrons counted can be calculated. Based on this, neutron energy can be calculated.
  • the detector further includes a reference sensor 121 in addition to the sensor 120, as shown in FIG. 11(b).
  • the reference sensor 121 is configured by fixing the sensor 120 of the moderator 130 to a position different from the preset position.
  • the reference sensor 121 serves to monitor and correct the measured value of neutrons detected and counted by the sensor 120. Therefore, correction of the count value of neutrons detected from the sensor 120 by the reference sensor 121 is possible in real time, making it possible to obtain an accurate count value.
  • Figure 13 shows a graph of the reaction function according to the position of the sensor provided inside the moderator of the present invention, showing the neutron reaction function when the sensor 120 of the present invention is moved to various positions inside the moderator 130.
  • a difference in response can be made depending on the size of the moderator.
  • the present invention relates to a neutron detector, which can measure the neutron energy spectrum in a wide energy range ranging from neutrons to fast neutrons, from thermal neutrons with an energy of 0.025 eV or less incident from a specific direction to fast neutrons with an energy greater than 1 MeV. Detection of neutrons with a wide range of energies is possible.

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Abstract

본 발명은 중성자 검출기에 관한 것으로, 본 발명의 중성자 검출기는 센서에 대한 감속재의 상대적인 위치가 가변되도록 구성되어 감속재 또는 센서의 위치가 이동되며 측정될 수 있고, 다수의 원통 구조물이 동심을 이루어 축방향으로 적층된 형태이고, 축방향을 따라 후방에서 전방으로 갈수록 상기 각 원통 구조물의 직경이 작아지는 형태로 구성되어 높은 에너지를 갖는 중성자부터 낮은 에너지를 갖는 중성자까지 검출이 가능하다.

Description

붕소중성자포획치료법의 성능 시험을 위한 중성자 검출기
본 발명은 중성자 검출기에 관한 것으로, 상세하게는, 붕소중성자포획치료법에서 발생하는 열중성자에서 속중성자에 이르는 넓은 에너지 범위에서 중성자 에너지 스펙트럼을 측정하는 중성자 검출기에 관한 것이다.
붕소중성자포획치료법 (Boron Neutron Capture Therapy, BNCT)은 약물처리된 붕소를 환자에게 주입한 후 주로 열외중성자로 암세포만 선택적으로 사멸시켜, 1회 치료만으로도 기존 방사선 치료 20 회 ~ 30 회와 비슷한 효과를 얻을 수 있는 새로운 방사선 치료법이다. BNCT 요구사항은 IAEAL 23-01601 기술문서 (Advances in Boron Neutron Capture Therapy)에 기재되어 있으며, BNCT 치료시설의 열외중성자 (0.5 eV ~ 10 keV) 선속이 5 × 108 cm-2s-1 이상일 것을 요구하며, 열중성자/열외중성자 비율이 0.05 이하일 것을 요구한다. 또한 치료 중 중성자 선속 및 에너지 분포의 변동이 없어야만 한다. 이러한 요구사항을 만족하기 위해서는 고선속 중성자 선속 측정이 가능하며 또한 실시간 중성자 선질변화 모니터링이 가능해야 한다. 기존 BNCT 중성자 선속 측정방법은 fission chamber 또는 Au foil을 사용하는 방법이다. 전자의 경우 고선속 측정이 불가능하며 후자의 경우는 수동적 (passive) 방법이라 실시간 모니터링이 불가능하다. 중성자 스펙트럼 측정 방법으로는 multi foil 방사화법 또는 비례계수기를 사용한 보너구 측정법이 있다. 이 두가지 방법은 각각 수동적 방법과 고선속 측정불가라는 어려움을 가지고 있다.
도 1은 종래 다양한 크기를 가지는 보너구스펙트로메터 사진 및 중성자 에너지에 따른 반응함수를 도시한 것이다. 도 1(a)를 참조하면, 보너구 스펙트로메터는 다양한 크기의 감속재 (주로 구형 또는 원통형)와 열중성자 검출기 (주로 3He 비례계수기 또는 BF3 비례계수기)로 구성된다. 열중성자 검출기는 각각의 감속재 내부에 삽입하며 이를 보너구라고 부른다. 이후 각각의 보너구를 에너지 스펙트럼을 측정하고자 하는 중성자장에 위치시켜 열중성자 검출기에 반응하는 계수율을 측정한다. 각각의 보너구의 중성자 에너지에 따른 반응 (response)을 몬테카를로 전산모사로 계산하여 도 1(b)와 같이 반응함수를 구한다. 여기에서, 측정한 중성자 계수율과 반응함수를 이용하여 중성자 에너지 스펙트럼을 구할 수 있으며 이를 언폴딩 (unfolding)이라고 한다.
종래 일본등록특허 제5798724호(2015.08.28.)에는 보너구를 이용한중성자 스펙트럼 측정 장치에 대하여 개시되어 있었다. 그러나, 도 1 (a)에 도시된 바와 같이, 보너구 스펙트로메터는 통상 2인치에서 12인치까지의 폴리에틸렌 감속재로 구성되어 있으며 대략 10여개의 폴리에틸렌 감속재를 사용할 경우 질량이 50 kg이 넘는다. 또한 하나의 동일한 열중성자 검출기를 사용하므로 다른 크기의 보너구를 측정할 경우 열중성자 검출기를 교체하여야 한다. 따라서 보너구를 교체하는 시간만큼 측정이 길어지게 된다. 또한 보너구 스펙트로메터의 경우 측정에 사용하는 가장 큰 보너구를 설치할 경우 보너구의 반경보다 좁은 공간에서의 측정은 불가능하다. BNCT에서 요구하는 열외중성자 선속은 통상 BNCT 치료실의 빔 출력 포트 면 (통상 직경 12 cm 내외의 원)에서 측정을 수행하므로 직경이 12 cm보다 큰 보너구는 보너구 스펙트로메트리에 사용할 수 없어 일반적인 측정과 달리 BNCT 중성자 선속 측정에 활용하기가 어렵다는 문제가 있었다.
감속재를 이용하는 좋은 성능의 중성자 스펙트럼 측정창치를 설계할 때 고려해야 할 두 가지 사항이 있다. 첫째, 보통 측정하고자 하는 중성자 에너지는 아주 큰 에너지 범위에 걸쳐 있어 중성자 스펙트럼 측정장치는 meV ~ 수 십 MeV에서 동작해야하므로 중성자 에너지 스펙트럼을 정확히 측정할 수 있다. 둘째, 아주 큰 중성자 에너지 범위를 동시에 측정하는 검출기가 없기 때문에 다양한 크기의 감속재를 사용하여 중성자 계수율을 측정할 수 있어야 하고 에너지에 따른 반응도가 잘 계산되어야 한다.
또한 감속재를 이용하는 중성자 스펙트럼 측정장치는 기본적으로 중성자를 감속시켜 열중성자로 변환한 후 내부에 삽입된 열중성자 검출기로 측정하는 구조이다. 중성자 에너지 1 MeV 이상의 중성자를 감속시키기 위해서는 열중성자 검출기까지의 감속재가 보통 10 cm 이상의 폴리에틸렌을 사용하기 때문에 감속재 기반 중성자 스펙트럼 측정장치의 질량은 약 50 kg 이상이 될 정도로 무겁다는 문제가 있었다.
본 발명은 상기한 바와 같은 종래 기술의 문제점을 해결하기 위하여 안출된 것으로, 열중성자에서 속중성자에 이르는 넓은 에너지 범위에서 중성자 에너지 스펙트럼을 측정하는 중성자 검출기에 관한 것이다.
중성자를 검출하기 위한 센서와, 상기 센서의 주변에 구비되는 감속재를 포함하는 검출부; 및 상기 검출부 또는 센서를 이동시키는 이동부; 를 포함하고, 상기 이동부는 상기 검출부의 감속재 또는 센서를 이동시키며, 그에 따라 상기 센서 또는 상기 감속재는 기설정된 위치에 고정되고, 상기 센서에 대한 상기 감속재의 상대적인 위치가 가변되도록 구성된다.
본 발명의 중성자 검출기는 센서가 감속재의 기설정된 위치에 고정되고, 감속재를 이동시키거나 고정된 감속재 내에서 센서를 이동시키도록 구성되어 센서에 대한 감속재의 상대적 위치가 가변되도록 구성되어 특정 방향에서 입사되는 0.025eV 이하의 에너지를 갖는 열중성자에서부터 1MeV보다 큰 에너지를 갖는 고속중성자까지 다양한 범위의 에너지를 가지는 중성자에 대한 검출이 가능한 효과가 있다.
또한, 본 발명의 중성자 검출기는 다수의 원통 구조물이 동심을 이루어 축방향으로 적층된 형태이고, 축방향을 따라 후방에서 전방으로 갈수록 상기 각 원통 구조물의 직경이 작아지는 형태로 구성되어 높은 에너지를 갖는 중성자부터 낮은 에너지를 갖는 중성자까지 검출이 가능하다는 효과가 있다.
또한, 본 발명의 중성자 검출기는 센서의 섬광체가 LiCAF로 구성되어 1 × 109 cm-2s-1 이상의 선속 측정이 가능한 효과가 있다.
도 1은 종래 다양한 크기를 가지는 보너구스펙트로메터 사진 및 중성자 에너지에 따른 반응함수
도 2는 붕소중성자포획치료법(BNCT)의 개략도
도 3은 감속재와 탄성산란을 일으켜 열중성자 검출기에 도달하는 열중성자 개념도
도 4는 종래 보너구에 폴리에틸렌 감속재와 금속껍질을 구성한 사진
도 5는 종래 롱카운터 측정장치의 모식도
도 6은 본 발명의 중성자 검출기의 내부 모식도
도 7은 본 발명의 중성자 검출기 모식도
도 8은 본 발명의 감속재 모식도
도 9는 본 발명의 감속재 내부 모식도
도 10은 본 발명의 검출부의 내부 단면도
도 11은 본 발명의 검출부에 구비되는 센서 모식도
도 12는 본 발명의 검출부에 구비되는 센서 실제사진
도 13은 본 발명의 감속재 내부에 구비되는 센서 위치에 따른 반응함수 그래프
본 발명의 중성자 검출기는 중성자를 검출하기 위한 센서와, 상기 센서의 주변에 구비되는 감속재를 포함하는 검출부; 및 상기 검출부를 이동시키는 이동부; 를 포함하고, 상기 이동부는 상기 검출부의 감속재 또는 상기 센서를 이동시키며, 그에 따라 상기 센서 또는 상기 감속재는 기설정된 위치에 고정되고, 상기 센서에 대한 상기 감속재의 상대적인 위치가 가변되도록 구성된다.
또한, 상기 감속재는 상기 감속재의 중앙이 축방향으로 관통된 구조로 형성되고, 상기 감속재의 중공에 상기 센서가 배치된다.
또한, 상기 감속재는 다수의 원통 구조물이 동심을 이루어 축방향으로 적층된 형태이고, 축방향을 따라 후방에서 전방으로 갈수록 상기 각 원통 구조물의 직경이 작아지는 형태로 구성된다.
또한, 상기 검출부는 기준센서를 더 포함한다.
또한, 상기 감속재는 상기 감속재의 중공을 차단하는 차단캡이 더 구비된다.
또한, 상기 이동부는 상기 검출부를 전후진방향으로 이동시키도록 구성된다.
또한, 상기 검출부는 상기 감속재의 외주면을 둘러싸는 내부감속재를 더 포함한다.
또한, 상기 검출부는 상기 내부감속재의 외주면을 둘러싸는 커버를 더 포함한다.
또한, 상기 감속재는 상기 감속재가 폴리스틸렌 또는 폴리에틸렌 또는 보론이 함유된 폴리에틸렌 중 어느 하나로 이루어진다.
또한, 상기 센서는 1 × 109 cm-2s-1 이상의 선속 측정이 가능하도록 구성된다.
본 발명은 붕소중성자포획치료법에서 발생하는 열중성자에서 속중성자에 이르는 넓은 에너지 범위에서 중성자 에너지 스펙트럼을 측정하는 중성사선속측정장치에 관한 것으로, 도 2는 붕소중성자포획치료법(BNCT)의 개략도를 도시한 것이다. 도 2를 참조하면, (1) 양성자 빔이 Be(Beryllium) 표적에 입사하여 (2) 중성자가 생성된다. 다음으로, (3) 약물 처리된 붕소가 주입된 암세포에 중성자가 입사하게 되고, (4) 10B(n,α)7Li 핵반응을 일으키며 이때 생성된 하전입자인 (5) α 입자와 7Li의 운동에너지가 암세포에 전달되어 암세포를 사멸시키게 된다. 이때, BNCT는 세포를 치료하기 위해 중성자에너지가 암세포에 도달할 수 있도록 치료에 충분한 열외중성자(0.5 eV ~ 10 keV)가 생성되어야 한다.
또한, 도 2를 참조하면, BNCT의 경우 중성자를 조사하고자 하는 환자의 치료부위를 BNCT 치료실 빔 출력 포트에 밀착하므로 중성자의 입사방향이 정해져 있다. 모든 입사방향을 고려해야 하는 일반적인 보너구 스펙트로메터와 달리 BNCT 중성자 스펙트럼 측정장치는 한 방향에서 입사하는 중성자 선속을 대상으로 한다.
IAEAL 23-01601 기술문서 (Advances in Boron Neutron Capture Therapy)에 기재된 BNCT 치료시설의 요구사항은 열외중성자 (0.5 eV ~ 10 keV) 선속이 5 × 108 cm-2s-1 이상이어야하며, 열중성자/열외중성자 비율이 0.05 이하여야하며, 치료 중 중성자 선속 및 에너지 분포의 변동이 없어야 한다. 열중성자를 검출하기 위한 보너구 스펙트로메터는 열중성자부터 속중성자까지 다양한 에너지를 가지는 중성자를 측정할 수 있으며, 에너지가 낮은 열중성자는 측정이 가능하나, 도 3에 도시된 바와 같이 에너지가 높은 열중성자가 열중성자검출기에 도달하기 위해서는 보너구의 내부에 구성된 감속재(130)를 구성하는 수소와 탄성산란을 일으켜 에너지 분포의 파악이 가능하다.
따라서, 에너지가 높은 열중성자의 감속을 위해 다양한 크기의 보너구가 필요하다. 100 MeV 이상의 중성자를 측정하고자 할 때는 도 4에 도시된 바와 같이, 폴리에틸렌 감속재와 금속껍질을 구성하여 측정범위의 확장이 1 GeV 이상까지 가능하여 1 GeV 이상의 에너지를 가지는 중성자의 측정이 가능하다. 따라서, 보너구 스펙트로메터는 다양한 에너지 분포를 가지는 중성자를 측정하기 위해서는 다양한 크기의 보너구를 이용하여 측정을 진행하므로 측정시간이 길어지고 복잡하다는 문제가 있다.
또한, 도 5는 종래 롱카운터 측정장치의 모식도를 도시한 것이다. 상기 설명한 보너구 스펙트로메터 이외에 중성자를 검출하는 방법은 롱카운터 측정장치를 이용하는 것이다. 롱카운터 측정장치는 한쪽 방향으로만 중성자 입사가 가능하므로 중성자의 위치와 암세포의 표적을 미리 알고 있는 경우에 중성자의 에너지 측정이 가능하다. 그러나, 중성자의 다양한 에너지 분포 측정이 불가능하다는 문제가 있다.
앞서 설명한 바와 같이, BNCT 장비는 Beam port 에서 방출되는 중성자의 에너지를 측정하기 위해서는 보너구 스펙트로메터와 롱카운터 측정장치를 사용하여 측정할 수 있다. 그러나, 보너구 스펙트로메터는 중성자의 다양한 에너지를 측정하기 위해 보너구의 크기를 교체해가며 측정해야 하고, 롱카운터측정장치는 한쪽 방향에서만 입사되는 중성자의 에너지 측정만 가능하다.
따라서 본 발명에서는 보너구 스펙트로메터와 롱카운터 측정장치를 결합하여 1 × 109 cm-2s-1 이상의 선속 측정이 가능하고, 전 에너지 영역의 동시 측정이 가능하도록 각각 다른 위치에서 중성자를 검출할 수 있는 중성자 검출기(1000)에 대하여 첨부된 도면들을 포함한 구체예 또는 실시예를 통해 더욱 상세히 설명한다. 다만 하기 구체예 또는 실시예는 본 발명을 상세히 설명하기 위한 하나의 참조일 뿐 본 발명이 이에 한정되는 것은 아니며, 여러 형태로 구현될 수 있다.
또한, 달리 정의되지 않는 한, 모든 기술적 용어 및 과학적 용어는 본 발명이 속하는 당업자 중 하나에 의해 일반적으로 이해되는 의미와 동일한 의미를 갖는다. 본 발명에서 설명을 위해 사용되는 용어는 단지 특정 구체예를 효과적으로 기술하기 위함이고 본 발명을 제한하는 것으로 의도되지 않는다.
또한, 명세서 및 첨부된 특허청구범위에서 사용되는 단수 형태는 문맥에서 특별한 지시가 없는 한 복수 형태도 포함하는 것으로 의도할 수 있다.
또한, 어떤 부분이 어떤 구성요소를 "포함"한다고 할 때, 이는 특별히 반대되는 기재가 없는 한 다른 구성요소를 제외하는 것이 아니라 다른 구성요소를 더 포함할 수 있는 것을 의미한다.
도 6은 본 발명의 중성자 검출기 내부 모식도를 도시한 것이다. 도 6을 참조하면, 본 발명의 중성자 검출기(1000)는 센서(120), 검출부(100), 이동부(200)를 포함한다. 상기 센서(120)는 중성자를 검출하기 위한 것이고, 상기 센서(120)는 상기 센서(120)의 주변에 구비되는 감속재(130)를 포함한다. 여기에서, 상기 감속재(130)는 중앙이 축방향으로 관통된 구조로 형성되고, 상기 감속재(130)의 중공에 상기 센서(120)가 배치된다. 상기 검출부(100)는 기준센서(121)를 더 포함한다.
도 7은 본 발명의 중성자 검출기 모식도를 도시한 것이다. 도 7을 참조하면, 상기 검출부(100)는 상기 이동부(200)와 결합되어 있으며, 상기 이동부(200)는 상기 검출부(100) 또는 상기 센서(120)를 이동시킨다. 상세하게는, 상기 이동부(200)는 상기 검출부(100)의 감속재(130) 또는 센서(120)를 이동시킨다. 그에 따라 상기 센서(120) 또는 상기 감속재(130)는 기설정된 위치에 고정되고, 상기 센서(120)에 대한 상기 감속재(130)의 상대적인 위치가 가변되도록 구성된다. 상기 이동부(200)는 모터에 의해 구동될 수 있는 액추에이터로 구성될 수 있으며, 상기 액추에이터에 의해 상기 검출부(100)를 전후진방향으로 이동시킬 수 있다. 따라서, 상기 센서(120)가 고정된 상태에서 상기 이동부(200)에 의해 검출부(100) 내부의 감속재(130)의 위치가 이동되며 측정될 수 있어 특정 방향에서 입사되는 0.025eV 이하의 에너지를 갖는 열중성자에서부터 1MeV보다 큰 에너지를 갖는 고속중성자까지 다양한 범위의 에너지를 가지는 중성자에 대한 검출이 가능하다.
도 8은 본 발명의 감속재 모식도를 도시한 것이다. 도 8을 참조하면, 본 발명의 감속재(130)는 다수의 원통 구조물이 동심을 이루어 축방향으로 적층된 형태이고, 축방향을 따라 후방에서 전방으로 갈수록 상기 각 원통 구조물의 직경이 작아지는 형태로 구성된다. 상기 감속재(130)에 구비되는 원통 구조물이 다수개로 구비될 수 있으며, 후방에서 전방으로 갈수록 직경이 작아지는 형태로 구성됨에 따라 높은 에너지를 갖는 중성자부터 낮은 에너지를 갖는 중성자까지 검출이 가능하다. 상세하게는, 상기 감속재(130)는 원통 구조물로 구성되며, 원통형의 제1감속재(131), 상기 제1감속재(131)의 직경보다 작게 형성되며, 상기 제1감속재(131)의 일측 및 타측이 형성되는 측벽 내부에 형성되는 제2감속재(132), 상기 제2감속재(132)의 직경보다 작게 형성되며, 상기 제2감속재(132)의 일면에 형성되는 제3감속재(133), 상기 제3감속재(133)의 직경보다 작게 형성되며, 상기 제3감속재(133)의 일면에 형성되는 제4감속재(134)를 포함할 수 있다. 종래 보너구를 이용한 중성자 검출 방법은 높은 에너지를 갖는 중성자의 검출을 위해서는 중성자 반응도를 높이기 위해 직경이 큰 보너구를 사용해야 했으며, 낮은 에너지를 갖는 중성자의 검출을 위해서는 직경이 작은 보너구를 사용해야하므로, 열중성자 영역에서 속중성자 영역까지 보너구를 사용하여 반응도를 측정하기 위해서 각각의 중성자 영역별로 반응도가 높은 보너구를 사용해야만 했다. 그러나 본 발명의 중성자 검출기(1000)는 중성자를 검출하는 센서(120)가 다양한 크기를 가지는 감속재(130)로 구성되는 검출부(100) 내에서 이동되도록 구성되어 본 발명의 중성자 검출기(1000)만으로 다양한 에너지의 중성자를 간단하고 빠르게 검출할 수 있다.
또한, 상기 원통 구조물은 축방향으로 제1감속제, 제2감속제, 제3감속재(133), 제4감속재(134)의 적층형으로 구성되고, 상기 감속재(130)는 폴리스틸렌 또는 폴리에틸렌 또는 보론이 함유된 폴리에틸렌 중 어느 하나로 이루진다. 상기 감속재(130)는 입사된 중성자를 감속시켜 열중성자로 변환하는 역할을 한다. 여기에서, 폴리에틸렌 및 폴리스틸렌, 보론이 함유된 폴리에틸렌은 중성자를 감속시키는 역할을 할 수 있다. 또한, 폴리스틸렌은 (CH)n, 폴리에틸렌은 (CH2)n의 구조식을 가지며, 수소가 많을수록 중성자와 수소의 탄성산란에 의해 중성자가 에너지를 잃어 열중성자로 변환될 수 있다. 따라서, 중성자의 감속 효과는 폴리에틸렌이 폴리스틸렌보다 더 높다. 따라서, 본 발명의 중성자 검출기(1000)의 상기 제1감속재(131)는 폴리에틸렌(PE)으로 구성된다. 상기 제1감속재(131)가 중성자 감속 효율이 높은 폴리에텔린으로 구성됨으로써 에너지가 높은 고속 중성자를 효과적으로 감속시킬 수 있다. 또한, 상기 제2감속재(132) 및 상기 제3감속재(133), 상기 제4감속재(134)는 폴리스틸렌(PS)으로 구성된다. 상기 제2감속재(132) 및 상기 제3감속재(133), 상기 제4감속재(134)가 폴리스틸렌으로 구성됨으로써 에너지가 낮은 저속 중성자를 감속시킬 수 있어 과도한 중성자 감속의 방지가 가능하다. 또한, 상기 제4감속재(134)는 상기 제4감속재(134) 외부의 둘레면이 보론을 함유한 폴리에틸렌으로 구성된다. 여기에서 보론은 열중성자를 포획하여 제거하는 역할을 할 수 있어, 상기 제4감속재(134)가 상기 제4감속재(134) 외부의 둘레면이 보론을 함유한 폴리에틸렌으로 구성됨으로써 열중성자가 중성자를 검출하는 센서(120) 내부로 직접 침투하는 것을 차단할 수 있다.
도 9는 본 발명의 감속재 내부 모식도를 도시한 것이다. 도 9를 참조하면, 상기 감속재(130)는 상기 감속재(130)의 외주면을 둘러싸는 내부감속재(111)를 포함하며, 상기 내부감속재(111)는 상기 내부감속재(111)의 외주면을 둘러싸는 커버(110)를 더 포함한다. 상기 내부감속재(111)는 제1감속재(131)와 맞닿은 둘레면이 보론을 함유한 폴리에틸렌으로 구성된다. 상기 내부감속재(111)가 보론을 함유한 폴리에틸렌으로 구성됨으로써 외부에서 유입되는 열중성자를 차단할 수 있다. 보론을 함유한 폴리에틸렌은 감속된 열중성자를 제거하는 특성이 있어 열중성자가 상기 감속재(130) 내부에 입사되는 것을 방지할 수 있어 중성자가 검출되는 영역을 중성자의 에너지별로 분리할 수 있다. 또한, 상기 커버(110)는 알루미늄으로 구성될 수 있다. 상기 커버(110)가 알루미늄으로 구성됨으로써 상기 내부감속재(111)를 보호할 수 있는 역할을 한다. 상세하게는, 외부에서 입사되는 중성자 중에 원하지 않는 방향에서 입사되는 중성자를 차단함으로써 정확하고 신뢰성 있는 결과를 얻기 위함이다.
도 10은 본 발명의 검출부(100)의 내부 단면도를 도시한 것이다. 도 10을 참조하면, 본 발명의 검출부(100)는 커버(110)와 내부감속재(111), 내부감속재에 구비되는 감속재(130)를 포함하며, 상기 감속재(130) 내부에는 중공이 형성되어 센서(120)가 관통되게 형성된다. 또한, 상기 감속재(130) 내부에는 기준센서(121)가 더 구비될 수 있으며, 상기 감속재(130) 내부에 형성된 중공을 차단하는 차단캡(135)가 더 구비될 수 있다. 상기 감속재(130)는 원통 구조물이 다수개로 구비되며, 후방에서 전방으로 갈수록 직경이 작아지는 형태로 구성된다. 또한, 제1감속재(131), 상기 제1감속재(131)의 직경보다 작게 형성되며, 상기 제1감속재(131)의 일측 및 타측이 형성되는 측벽 내부에 형성되는 제2감속재(132), 상기 제2감속재(132)의 직경보다 작게 형성되며, 상기 제2감속재(132)의 일면에 형성되는 제3감속재(133), 상기 제3감속재(133)의 직경보다 작게 형성되며, 상기 제3감속재(133)의 일면에 형성되는 제4감속재(134)로 구성된다. 상기 감속재(130)는 입사된 중성자를 감속시켜 열중성자로 변환하는 역할을 하며, 리스틸렌 또는 폴리에틸렌 또는 보론이 함유된 폴리에틸렌 중 어느 하나로 구성된다. 폴리스틸렌은 (CH)n, 폴리에틸렌은 (CH2)n의 구조식을 가지므로 수서 원자를 포함하고 있어 중성자와 수소의 탄성산란에 의해 중성자가 에너지를 잃어 열중성자로 변환되므로 중성자를 감속시키는 역할을 한다.
도 11은 본 발명의 검출부(100)에 구비되는 센서 모식도이고, 도 12는 본 발명의 검출부에 구비되는 센서 실제사진이다. 도 11(a)를 참조하면, 본 발명의 중심센서(120)는 LiCA로 구성되는 섬광체, 보론카바이드로 구성되는 차단캡(20)을 포함한다. 또한, 도 11(b)를 참조하면, 본 발명의 기준센서(121)은 LiCA로 구성되는 섬광체, 보론카바이드로 구성되는 차단캡(30)을 포함한다.
도 11의 상기 차단캡(20, 30)은 상기 감속재(130)의 중공을 차단하도록 구성될 수 있으며, 상기 차단캡(20, 30)에 포함된 보론에 의해 상기 감속재(130)에서 감속된 열중성자가 중심센서(120)와 기준센서(121)에 도달하지 못하도록 차단할 수 있다. 상기 차단캡(20, 30)을 사용하면 중심센서(120)와 기준센서(121)의 열중성자 반응도를 상기 차단캡(20, 30)을 사용하지 않을 때와 비교할 때 1/10 이하로 낮출 수 있다. 따라서 본 발명은 열외중성자 (10 eV ~ 10 keV) 선속이 1 × 109 cm-2s-1 이상인 고선속 환경에서도 중성자 측정이 가능하다.
도 11(a)의 상기 센서(120)의 섬광체는 LiCAF로 구성된다. 여기에서, BNCT 치료시설의 요구사항은 열외중성자 (10 eV ~ 10 keV) 선속이 1 × 109 cm-2s-1 이상 이어야하기 때문에 상기 센서(120)의 섬광체가 LiCAF로 구성됨으로써 1 × 109 cm-2s-1 이상의 선속 측정이 가능한 효과가 있다. 또한, 상기 센서(120)는 광섬유와 연결되도록 구성되어 센서(120)로부터 검출되는 중성자의 신호를 인출할 수 있으며, 인출된 신호는 외부의 신호처리장치로 출력될 수 있으며, 계수된 중성자 개수를 기초로 하여 중성자 에너지를 연산할 수 있다. 또한, 상기 검출기는 도 11(b)와 같이 센서(120) 이외에 기준센서(121)를 더 포함한다. 상기 기준센서(121)는 상기 감속재(130)의 상기 센서(120)가 기설정된 위치와 다른 위치에 고정되어 구성된다. 상기 기준센서(121)는 상기 센서(120)에서 검출되어 계수되는 중성자의 측정값을 모니터링하고 보정하는 역할을 한다. 따라서, 상기 기준센서(121)에 의해 상기 센서(120)로부터 검출되는 중성자의 계수값에 대한 보정이 실시간으로 가능하여 정확한 계수값을 획득할 수 있게 된다.
도 13은 본 발명의 감속재 내부에 구비되는 센서 위치에 따른 반응함수 그래프를 도시한 것으로, 본 발명의 센서(120)를 감속재(130) 내부의 다양한 위치로 이동시켰을 때의 중성자 반응함수를 도시한 것이다. 도 12를 참조하면, 도 1 (b)의 보너구 스펙트로메터와 같이 감속재 크기에 따른 반응도 차이를 만들 수 있다.
본 발명은 상기한 실시예에 한정되지 아니하며, 적용범위가 다양함은 물론이고, 청구범위에서 청구하는 본 발명의 요지를 벗어남이 없이 다양한 변형 실시가 가능한 것은 물론이다.
본 발명은 중성자 검출기에 관한 것으로, 중성자에서 속중성자에 이르는 넓은 에너지 범위에서 중성자 에너지 스펙트럼을 측정할 수 있어 특정 방향에서 입사되는 0.025eV 이하의 에너지를 갖는 열중성자에서부터 1MeV보다 큰 에너지를 갖는 고속중성자까지 다양한 범위의 에너지를 가지는 중성자에 대한 검출이 가능하다.

Claims (10)

  1. 중성자를 검출하기 위한 센서와, 상기 센서의 주변에 구비되는 감속재를 포함하는 검출부; 및
    상기 검출부 또는 센서를 이동시키는 이동부;
    를 포함하고,
    상기 이동부는 상기 검출부의 감속재 또는 센서를 이동시키며,
    그에 따라 상기 센서에 대한 상기 감속재의 상대적인 위치가 가변되도록 구성되는 중성자 검출기.
  2. 제1항에 있어서, 상기 감속재는,
    상기 감속재의 중앙이 축방향으로 관통된 구조로 형성되고, 상기 감속재의 중공에 상기 센서가 배치되는 중성자 검출기.
  3. 제2항에 있어서, 상기 감속재는,
    다수의 원통 구조물이 동심을 이루어 축방향으로 적층된 형태이고, 축방향을 따라 후방에서 전방으로 갈수록 상기 각 원통 구조물의 직경이 작아지는 형태인 중성자 검출기.
  4. 제1항에 있어서, 상기 검출부는,
    기준센서를 더 포함하는 중성자 검출기.
  5. 제2항에 있어서, 상기 감속재는,
    상기 감속재의 중공을 차단하는 차단캡이 더 구비되는 중성자 검출기.
  6. 제1항에 있어서, 상기 이동부는,
    상기 검출부를 전후진방향으로 이동시키는 중성자검출기.
  7. 제1항에 있어서, 상기 검출부는,
    상기 감속재의 외주면을 둘러싸는 내부감속재를 더 포함하는 중성자 검출기.
  8. 제7항에 있어서, 상기 검출부는,
    상기 내부감속재의 외주면을 둘러싸는 커버를 더 포함하는 중성자 검출기.
  9. 제3항에 있어서, 상기 감속재는,
    상기 감속재가 폴리스틸렌 또는 폴리에틸렌 또는 보론이 함유된 폴리에틸렌 중 어느 하나로 이루어진 중성자 검출기.
  10. 제1항에 있어서,
    상기 센서는 1 × 109 cm-2s-1 이상의 선속 측정이 가능한 중성자 검출기.
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