JP2015010826A - Neutron shielding structure and neutron shielding method using the same - Google Patents
Neutron shielding structure and neutron shielding method using the same Download PDFInfo
- Publication number
- JP2015010826A JP2015010826A JP2013133777A JP2013133777A JP2015010826A JP 2015010826 A JP2015010826 A JP 2015010826A JP 2013133777 A JP2013133777 A JP 2013133777A JP 2013133777 A JP2013133777 A JP 2013133777A JP 2015010826 A JP2015010826 A JP 2015010826A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- neutrons
- neutron
- shielding structure
- layer
- neutron shielding
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Granted
Links
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims abstract description 7
- 239000000126 substance Substances 0.000 claims abstract description 34
- 239000004698 Polyethylene Substances 0.000 claims abstract description 33
- -1 polyethylene Polymers 0.000 claims abstract description 33
- 229920000573 polyethylene Polymers 0.000 claims abstract description 33
- ZOXJGFHDIHLPTG-UHFFFAOYSA-N Boron Chemical compound [B] ZOXJGFHDIHLPTG-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 9
- 229910052796 boron Inorganic materials 0.000 claims description 9
- 230000005251 gamma ray Effects 0.000 claims description 7
- 229910052772 Samarium Inorganic materials 0.000 claims description 5
- 239000000463 material Substances 0.000 claims description 5
- KZUNJOHGWZRPMI-UHFFFAOYSA-N samarium atom Chemical compound [Sm] KZUNJOHGWZRPMI-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 5
- 229910052688 Gadolinium Inorganic materials 0.000 claims description 3
- WHXSMMKQMYFTQS-UHFFFAOYSA-N Lithium Chemical compound [Li] WHXSMMKQMYFTQS-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 3
- 229910052793 cadmium Inorganic materials 0.000 claims description 3
- BDOSMKKIYDKNTQ-UHFFFAOYSA-N cadmium atom Chemical compound [Cd] BDOSMKKIYDKNTQ-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 3
- UIWYJDYFSGRHKR-UHFFFAOYSA-N gadolinium atom Chemical compound [Gd] UIWYJDYFSGRHKR-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 3
- 229910052744 lithium Inorganic materials 0.000 claims description 3
- 239000002245 particle Substances 0.000 claims description 3
- 239000011358 absorbing material Substances 0.000 claims 1
- 239000010410 layer Substances 0.000 description 86
- 230000004913 activation Effects 0.000 description 7
- 238000010521 absorption reaction Methods 0.000 description 3
- 238000002560 therapeutic procedure Methods 0.000 description 3
- 206010028980 Neoplasm Diseases 0.000 description 2
- KPSZQYZCNSCYGG-UHFFFAOYSA-N [B].[B] Chemical compound [B].[B] KPSZQYZCNSCYGG-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 201000011510 cancer Diseases 0.000 description 2
- 239000002356 single layer Substances 0.000 description 2
- 230000003213 activating effect Effects 0.000 description 1
- 238000005202 decontamination Methods 0.000 description 1
- 230000003588 decontaminative effect Effects 0.000 description 1
- JHJNPOSPVGRIAN-SFHVURJKSA-N n-[3-[(1s)-1-[[6-(3,4-dimethoxyphenyl)pyrazin-2-yl]amino]ethyl]phenyl]-5-methylpyridine-3-carboxamide Chemical compound C1=C(OC)C(OC)=CC=C1C1=CN=CC(N[C@@H](C)C=2C=C(NC(=O)C=3C=C(C)C=NC=3)C=CC=2)=N1 JHJNPOSPVGRIAN-SFHVURJKSA-N 0.000 description 1
- 230000005855 radiation Effects 0.000 description 1
Landscapes
- Particle Accelerators (AREA)
Abstract
Description
本発明は、例えば、ホウ素中性子捕捉療法(boron neutron capture therapy: BNCT)で使用される、加速器を用いた中性子源から放射された中性子によって、内部で中性子を使用する構造物(例えば、中性子が患者に照射される治療室の壁構造、床構造及び天井構造)が放射化されるのを防止するのに適用可能な中性子遮蔽構造及びこれを用いた中性子遮蔽方法に関するものである。 The present invention relates to a structure that uses neutrons internally (for example, a neutron is a patient) by neutrons emitted from a neutron source using an accelerator, for example, used in boron neutron capture therapy (BNCT). The present invention relates to a neutron shielding structure applicable to prevent activation of a treatment room wall structure, a floor structure and a ceiling structure (irradiated to the surface) and a neutron shielding method using the same.
近年では、加速器を用いた中性子源によるホウ素中性子捕捉療法(BNCT)が新たながん治療の手法として期待されており、かかるホウ素中性子捕捉療法(BNCT)が確立されることにより、これまで原子炉施設でしか行うことができなかったがん治療を一般の病院などの医療施設で行うことができるようになった。 In recent years, boron neutron capture therapy (BNCT) using an accelerator-based neutron source has been expected as a new cancer treatment technique. Cancer treatment, which could only be performed at institutions, can now be performed at medical facilities such as general hospitals.
中性子を扱う場合の主な問題点は、中性子が患者に照射される治療室の内壁、例えば、壁構造、床構造及び天井構造が放射化されることである。多くの場合、この放射化は、これらの構造物がエネルギーが低い熱中性子を吸収することによるものである。そして、中性子が使用される治療室内の壁、床構造及び天井構造を構成するコンクリートは、治療が行われるにつれて、徐々に放射化され、治療室内の放射線量が高くなる。 The main problem when dealing with neutrons is that the inner walls of the treatment room where the patient is irradiated with neutrons, for example, the wall structure, the floor structure and the ceiling structure are activated. In many cases, this activation is due to the absorption of thermal neutrons by these structures with low energy. And the concrete which comprises the wall in a treatment room where a neutron is used, a floor structure, and a ceiling structure is gradually activated as treatment is performed, and the radiation dose in a treatment room becomes high.
そこで、中性子源から放射された中性子によって、中性子が患者に照射される治療室の壁構造が放射化されるのを低減する、中性子遮蔽構造等が知られている(例えば、特許文献1乃至3参照)。 Therefore, a neutron shielding structure or the like is known that reduces the activation of the wall structure of the treatment room where the patient is irradiated with neutrons by neutrons emitted from the neutron source (for example, Patent Documents 1 to 3). reference).
しかしながら、上述の先行技術による遮蔽構造等は、中性子が患者に照射される治療室の壁構造等が中性子源から放射された中性子によって放射化されるのを低減することは可能であるが、その壁構造等が放射化されるのを完全に防止することはできない。従って、そのような壁構造等の放射化が低減された治療室を別用途として使用する場合には、高コストな除染作業が必要となる。また、医療施設では、患者及び作業従事者の被爆をできる限り軽減化させなければならず、そのためにもこのような放射化を極力抑制しなければならない。 However, the above-described shielding structure according to the prior art can reduce the activation of the wall structure of the treatment room where neutrons are irradiated to the patient by neutrons emitted from the neutron source. It is impossible to completely prevent the wall structure and the like from being activated. Therefore, when a treatment room with reduced activation of such a wall structure or the like is used as another application, high-cost decontamination work is required. In medical facilities, the exposure of patients and workers must be reduced as much as possible, and for this purpose, such activation must be suppressed as much as possible.
本発明は、上述のような従来技術の問題点に鑑みてなされたものであり、中性子源から放射された中性子が、内部で中性子を使用する構造物まで到達させないように遮蔽して、かかる構造物が中性子源から放射された中性子によって放射化されるのを完全に防止することができると共に、熱中性子化された中性子を、中性子を吸収する物質によって捕獲して、かかる熱中性子化された中性子によるチャンバー内の中性子線量を大幅に抑制させることができる中性子遮蔽構造及びこれを用いた中性子遮蔽方法を提供することを目的とする。 The present invention has been made in view of the above-mentioned problems of the prior art, and shields the neutron emitted from the neutron source so that it does not reach the structure that uses the neutron inside. The object can be completely prevented from being activated by the neutrons emitted from the neutron source, and the thermally neutronized neutrons are captured by the material that absorbs the neutrons, and the thermal neutronized neutrons An object of the present invention is to provide a neutron shielding structure and a neutron shielding method using the neutron shielding structure capable of significantly suppressing the neutron dose in the chamber.
本発明は、中性子源から放射された中性子によって、内部で中性子を使用する構造物が放射化されるのを防止する中性子遮蔽構造であって、
前記遮蔽構造は、前記構造物の前記中性子が存在する側の表面上に配置された三層構造であり、
前記三層構造は、
前記構造物の前記中性子が存在する側の表面上に配置された、中性子を吸収する物質が含有されたポリエチレンからなる内層と、
前記内層上に配置された、ポリエチレンからなる中間層と、
前記中間層上に配置された、中性子を吸収する物質が含有されたポリエチレンからなる外層と、から構成されることを特徴とする、中性子遮蔽構造を提供する。
The present invention is a neutron shielding structure for preventing a structure using neutrons from being activated by neutrons emitted from a neutron source,
The shielding structure is a three-layer structure disposed on the surface of the structure where the neutrons are present,
The three-layer structure is
An inner layer made of polyethylene containing a substance that absorbs neutrons, disposed on the surface of the structure where the neutrons are present;
An intermediate layer made of polyethylene disposed on the inner layer;
A neutron shielding structure comprising: an outer layer made of polyethylene and containing a substance that absorbs neutrons, disposed on the intermediate layer.
また、前記中性子を吸収する物質は、サマリウム、ホウ素、リチウム、カドミウム及びガドリウムのうちの一つ又は複数から構成される。また、前記中性子を吸収する物質の含有量は適当に変更させることができ、更には内層に含有される中性子を吸収する物質と外層に含有される中性子を吸収する物質とは異なっても良い。 The substance that absorbs neutrons includes one or more of samarium, boron, lithium, cadmium, and gadolinium. In addition, the content of the substance that absorbs neutrons can be appropriately changed, and the substance that absorbs neutrons contained in the inner layer and the substance that absorbs neutrons contained in the outer layer may be different.
また、前記内層、前記中間層及び前記外層は、同じ厚さで形成されることができ、あるいは、異なる厚さで構成されることができる。 In addition, the inner layer, the intermediate layer, and the outer layer may be formed with the same thickness, or may be configured with different thicknesses.
また、前記外層上には、ガンマ線を遮蔽する物質からなるガンマ線遮蔽層を更に設けることができる。この場合、前記ガンマ線を遮蔽する物質は、鉛にすることができる。 In addition, a gamma ray shielding layer made of a substance that shields gamma rays can be further provided on the outer layer. In this case, the material that shields gamma rays can be lead.
また、前記中性子源は、荷電粒子を高速度に加速する加速器を用いた中性子発生装置にすることができる。 The neutron source may be a neutron generator using an accelerator that accelerates charged particles at a high speed.
また、前記構造物は、コンクリートから構成されることができる。 The structure may be made of concrete.
また、本発明は、請求項1乃至8のうちのいずれか一つに記載の中性子遮蔽構造を用いて、中性子源から放射された中性子によって内部で中性子を使用する構造物が放射化されるのを防止することを特徴とする、中性子遮蔽方法を提供する。 According to the present invention, a structure using neutrons is activated by neutrons emitted from a neutron source using the neutron shielding structure according to any one of claims 1 to 8. A neutron shielding method is provided.
本発明によれば、中性子源から放射された中性子によって、内部で中性子を使用する構造物が放射化されるのを防止する中性子遮蔽構造であって、
前記遮蔽構造は、前記構造物の前記中性子が存在する側の表面上に配置された三層構造であり、
前記三層構造は、
前記構造物の前記中性子が存在する側の表面上に配置された、中性子を吸収する物質が含有されたポリエチレンからなる内層と、
前記内層上に配置された、ポリエチレンからなる中間層と、
前記中間層上に配置された、中性子を吸収する物質が含有されたポリエチレンからなる外層と、から構成されるため、
中性子源から放射された中性子が、内部で中性子を使用する構造物まで到達させないように遮蔽して、かかる構造物が中性子源から放射された中性子によって放射化されるのを完全に防止することができると共に、熱中性子化された中性子を、中性子を吸収する物質によって捕獲して、かかる熱中性子化された中性子によるチャンバー内の中性子線量を大幅に抑制させることができる。
According to the present invention, a neutron shielding structure for preventing a structure using neutrons from being activated by neutrons emitted from a neutron source,
The shielding structure is a three-layer structure disposed on the surface of the structure where the neutrons are present,
The three-layer structure is
An inner layer made of polyethylene containing a substance that absorbs neutrons, disposed on the surface of the structure where the neutrons are present;
An intermediate layer made of polyethylene disposed on the inner layer;
Since it is composed of an outer layer made of polyethylene and containing a substance that absorbs neutrons, disposed on the intermediate layer,
Shielding neutrons emitted from a neutron source so that they do not reach structures that use neutrons internally, and completely preventing such structures from being activated by neutrons emitted from the neutron source. In addition, neutrons that have been converted into thermal neutrons can be captured by a material that absorbs neutrons, and the dose of neutrons in the chamber due to such thermal neutrons can be greatly suppressed.
また、三層構造の外層上に、鉛などのガンマ線を遮蔽する物質からなるガンマ線遮蔽層を更に設けることにより、構造物側から反射されたガンマ線の線量を大幅に抑制させることができる。 Further, by further providing a gamma ray shielding layer made of a substance that shields gamma rays such as lead on the outer layer of the three-layer structure, the dose of gamma rays reflected from the structure side can be greatly suppressed.
以下、本発明にかかる中性子遮蔽構造を実施するための最良の形態について図面を参照しながら述べる。本発明にかかる中性子遮蔽構造は、中性子源、例えば、ホウ素中性子捕捉療法(BNCT)で使用される、荷電粒子を高速度に加速する加速器を用いた中性子発生装置(図示せず)から放射された中性子によって、内部で中性子を使用する構造物(例えば、中性子が患者に照射される治療室の壁構造、床構造及び天井構造)が放射化されるのを防止するのに適用可能なものである。 Hereinafter, the best mode for carrying out the neutron shielding structure according to the present invention will be described with reference to the drawings. The neutron shielding structure according to the present invention is emitted from a neutron generator (not shown) using an accelerator for accelerating charged particles at a high speed used in a neutron source, for example, boron neutron capture therapy (BNCT). Applicable to prevent neutrons from activating neutrons inside structures (eg, treatment room wall structures, floor structures and ceiling structures where neutrons are irradiated to the patient). .
図1に示されるように、本発明にかかる遮蔽構造1は、内部で中性子を使用する構造物2の中性子が存在する側の内表面(すなわち、中性子が存在するチャンバー内の内壁表面)2a上に配置された三層構造で構成されている。図1に示される構造物は、コンクリートから構成されているものであるが、これに限定されない。 As shown in FIG. 1, the shielding structure 1 according to the present invention is on the inner surface 2a on the side where the neutrons exist in the structure 2 that uses neutrons inside (that is, the inner wall surface in the chamber where neutrons exist) 2a. It is comprised by the three-layer structure arrange | positioned in. The structure shown in FIG. 1 is made of concrete, but is not limited to this.
遮蔽構造1の三層構造は、構造物2の中性子が存在する側の表面2a上に直接的に配置された、中性子を吸収する物質が含有されたポリエチレンからなる内層3と、内層3上に配置された、ポリエチレンからなる中間層4と、中間層4上に配置された、中性子を吸収する物質が含有されたポリエチレンからなる外層5と、から構成されている。従って、中性子が存在するチャンバー6を画定する構造物の内壁は、この遮蔽構造1の三層構造によって被覆されている。換言すれば、この遮蔽構造1の三層構造によって、中性子が存在するチャンバー6の室内空間が覆われている。 The three-layer structure of the shielding structure 1 includes an inner layer 3 made of polyethylene containing a substance that absorbs neutrons, disposed directly on the surface 2a on the side of the structure 2 where neutrons exist, and on the inner layer 3 The intermediate layer 4 made of polyethylene is disposed, and the outer layer 5 made of polyethylene containing a substance that absorbs neutrons is disposed on the intermediate layer 4. Therefore, the inner wall of the structure that defines the chamber 6 in which neutrons are present is covered with the three-layer structure of the shielding structure 1. In other words, the three-layer structure of the shielding structure 1 covers the indoor space of the chamber 6 where neutrons exist.
中性子を吸収する物質が含有されたポリエチレンからなる内層3と、中性子を吸収する物質が含有されたポリエチレンからなる外層5とは、同じ構成にすることができ、中性子を吸収する物質は、図2に示されるように、サマリウム、ホウ素、リチウム、カドミウム及びガドリウムのうちの一つ又は複数から構成され、好ましくは、サマリウムやホウ素である。また、内層3、中間層4及び外層5は、同じ厚さで形成されることができるし、異なる厚さで形成されることができる。図1に示されるものは、内層3、中間層4及び外層5が実質的にほぼ同じ厚さで形成されている。また、中性子を吸収する物質の含有量は適当に変更させることができ、更には内層3に含有される中性子を吸収する物質と外層5に含有される中性子を吸収する物質とは異なっても良い。 The inner layer 3 made of polyethylene containing a substance that absorbs neutrons and the outer layer 5 made of polyethylene containing a substance that absorbs neutrons can have the same structure. As shown in FIG. 1, the samarium is composed of one or more of samarium, boron, lithium, cadmium and gadolinium, preferably samarium or boron. In addition, the inner layer 3, the intermediate layer 4, and the outer layer 5 can be formed with the same thickness or different thicknesses. In FIG. 1, the inner layer 3, the intermediate layer 4 and the outer layer 5 are formed with substantially the same thickness. Further, the content of the substance that absorbs neutrons can be appropriately changed, and further, the substance that absorbs neutrons contained in the inner layer 3 and the substance that absorbs neutrons contained in the outer layer 5 may be different. .
中性子を吸収する物質が含有されたポリエチレンからなる内層3は、ポリエチレンによって、チャンバー6内に存在する中性子を減速させると共に、中性子を吸収する物質によって、このポリエチレンによって減速されて熱中性子化された中性子を吸収させる層(中性子高吸収・減速壁)として作用する。 The inner layer 3 made of polyethylene containing a substance that absorbs neutrons decelerates the neutrons present in the chamber 6 with polyethylene, and the neutrons that are decelerated by the polyethylene and thermally converted into neutrons by the substance that absorbs neutrons. It acts as a layer that absorbs neutrons (high neutron absorption / moderation wall).
内層3上に配置された、ポリエチレンからなる中間層4は、ポリエチレンによって、チャンバー6内に存在する中性子を減速させる層(中性子減速壁)として作用する。 The intermediate layer 4 made of polyethylene disposed on the inner layer 3 acts as a layer (neutron moderating wall) for decelerating neutrons existing in the chamber 6 by polyethylene.
中間層4上に配置された、中性子を吸収する物質が含有されたポリエチレンからなる外層5は、ポリエチレンによって、チャンバー6内に存在する中性子を減速させると共に、中性子を吸収する物質によって、このポリエチレンによって減速されて熱中性子化された中性子と、構造物2側から反射された熱中性子化された中性子の双方の熱中性子化された中性子を吸収させる層(中性子高吸収・減速壁)として作用する。 The outer layer 5 made of polyethylene and containing a substance that absorbs neutrons disposed on the intermediate layer 4 decelerates neutrons present in the chamber 6 by means of polyethylene, and by means of this polyethylene by means of substances that absorb neutrons. It acts as a layer (neutron high absorption / moderation wall) that absorbs the thermal neutrons of both the decelerated and thermal neutrons and the thermal neutrons reflected from the structure 2 side.
かかる三層構造により、構造物2は、中性子源から放射された中性子によって放射化されるのを完全に防止されると共に、熱中性子化された中性子を、中性子を吸収する物質によって捕獲して、かかる熱中性子化された中性子によるチャンバー6内の中性子線量を大幅に抑制させることができる。 With such a three-layer structure, the structure 2 is completely prevented from being activated by neutrons emitted from the neutron source, and the thermal neutronized neutrons are captured by a substance that absorbs neutrons, The neutron dose in the chamber 6 due to such thermal neutrons can be greatly suppressed.
図3のグラフには、中性子を吸収する物質としてホウ素(ボロン)が含有されたポリエチレンからなる内層3と、ポリエチレンからなる中間層4と、中性子を吸収する物質としてホウ素(ボロン)が含有されたポリエチレンからなる外層5とで構成された三層構造の遮蔽構造1の中性子減衰特性を示している。なお、内層3と、中間層4と、外層5とは、同じ厚さ(深さ)であり、5cmの厚さをそれぞれ有している。 In the graph of FIG. 3, the inner layer 3 made of polyethylene containing boron (boron) as a substance that absorbs neutrons, the intermediate layer 4 made of polyethylene, and boron (boron) as a substance that absorbs neutrons. The neutron attenuation characteristic of the shielding structure 1 of the three-layer structure comprised with the outer layer 5 which consists of polyethylene is shown. The inner layer 3, the intermediate layer 4, and the outer layer 5 have the same thickness (depth) and a thickness of 5 cm.
また、図4には、図3に示す本発明の一実施形態における三層構造の遮蔽構造1の中性子減衰特性と比較するために、三層全てがポリエチレンからなる層で構成された一般的な遮蔽構造を示している。なお、三層全てが同じ厚さ(深さ)であり、5cmの厚さをそれぞれ有している。すなわち、図4に示す遮蔽構造は、図3の内層3と中間層4と外層5とに対応する15cmの厚さ(深さ)を有するポリエチレンからなる単層で構成されている。 FIG. 4 shows a general structure in which all three layers are made of polyethylene for comparison with the neutron attenuation characteristics of the three-layer shielding structure 1 in the embodiment of the present invention shown in FIG. The shielding structure is shown. All three layers have the same thickness (depth), and each has a thickness of 5 cm. That is, the shielding structure shown in FIG. 4 is composed of a single layer made of polyethylene having a thickness (depth) of 15 cm corresponding to the inner layer 3, the intermediate layer 4, and the outer layer 5 of FIG.
また、図5には、図3に示す本発明の一実施形態における三層構造の遮蔽構造1の中性子減衰特性と比較するために、三層全てがコンクリートからなる層で構成された一般的な遮蔽構造を示している。なお、三層全てが同じ厚さ(深さ)であり、5cmの厚さをそれぞれ有している。すなわち、図5に示す遮蔽構造は、図3の内層3と中間層4と外層5とに対応する15cmの厚さ(深さ)を有するコンクリートからなる単層で構成されている。 FIG. 5 shows a general structure in which all three layers are composed of concrete layers for comparison with the neutron attenuation characteristics of the three-layer shielding structure 1 in the embodiment of the present invention shown in FIG. The shielding structure is shown. All three layers have the same thickness (depth), and each has a thickness of 5 cm. That is, the shielding structure shown in FIG. 5 is composed of a single layer made of concrete having a thickness (depth) of 15 cm corresponding to the inner layer 3, the intermediate layer 4, and the outer layer 5 of FIG.
図3に示されるように、本発明の一実施形態による三層構造の遮蔽構造1では、構造物2が中性子源から放射された中性子によって放射化されるのが完全に防止されているのがわかる。一方、図4及び図5に示す一般的な遮蔽構造では、中性子源から放射された中性子をある程度減衰させることは可能であるが、構造物2の放射化を完全に防止させることができない。 As shown in FIG. 3, in the shielding structure 1 having a three-layer structure according to an embodiment of the present invention, the structure 2 is completely prevented from being activated by neutrons emitted from the neutron source. Recognize. On the other hand, in the general shielding structure shown in FIGS. 4 and 5, it is possible to attenuate the neutrons emitted from the neutron source to some extent, but the activation of the structure 2 cannot be prevented completely.
図3乃至図5に示すグラフから理解されるように、本発明の遮蔽構造1は、ポリエチレンからなる層(中間層4)を、ホウ素(ボロン)などの中性子を吸収する物質が含有されたポリエチレンからなる層(内層3及び外層5)で挟んだ三層構造にすることにより、構造物2が中性子源から放射された中性子によって放射化されるのが完全に防止させることが可能となる。さらに、熱中性子化された中性子を、ホウ素(ボロン)などの中性子を吸収する物質によって捕獲するようにしているため、かかる熱中性子化された中性子によるチャンバー6内の中性子線量を大幅に抑制させることができる。 As can be understood from the graphs shown in FIGS. 3 to 5, the shielding structure 1 of the present invention includes a polyethylene layer (intermediate layer 4) and polyethylene containing a substance that absorbs neutrons such as boron. By having a three-layer structure sandwiched between layers (inner layer 3 and outer layer 5), it is possible to completely prevent the structure 2 from being activated by neutrons emitted from the neutron source. Furthermore, since the thermal neutronized neutron is captured by a substance that absorbs neutrons such as boron, the neutron dose in the chamber 6 due to the thermal neutronized neutron is greatly suppressed. Can do.
また、本発明にかかる遮蔽構造1は、図1に示されるように、外層5上にガンマ線を遮蔽する物質からなるガンマ線遮蔽層7を更に設けることができる。このガンマ線遮蔽層7により、構造物2側から反射されたガンマ線によるチャンバー6内のガンマ線量を大幅に抑制させることができる。ガンマ線を遮蔽する物質は、例えば、鉛にすることができる。 Further, as shown in FIG. 1, the shielding structure 1 according to the present invention can further include a gamma ray shielding layer 7 made of a substance that shields gamma rays on the outer layer 5. The gamma ray shielding layer 7 can significantly suppress the gamma dose in the chamber 6 due to the gamma rays reflected from the structure 2 side. The substance that shields gamma rays can be, for example, lead.
1 中性子遮蔽構造
2 構造物
2a 構造物の中性子が存在する側の内表面
3 内層
4 中間層
5 外層
6 チャンバー
7 ガンマ線遮蔽層
DESCRIPTION OF SYMBOLS 1 Neutron shielding structure 2 Structure 2a Inner surface of structure side where neutron exists 3 Inner layer 4 Intermediate layer 5 Outer layer 6 Chamber 7 Gamma ray shielding layer
Claims (9)
前記遮蔽構造は、前記構造物の前記中性子が存在する側の表面上に配置された三層構造であり、
前記三層構造は、
前記構造物の前記中性子が存在する側の表面上に配置された、中性子を吸収する物質が含有されたポリエチレンからなる内層と、
前記内層上に配置された、ポリエチレンからなる中間層と、
前記中間層上に配置された、中性子を吸収する物質が含有されたポリエチレンからなる外層と、から構成されることを特徴とする、中性子遮蔽構造。 A neutron shielding structure that prevents a structure using neutrons from being activated by neutrons emitted from a neutron source,
The shielding structure is a three-layer structure disposed on the surface of the structure where the neutrons are present,
The three-layer structure is
An inner layer made of polyethylene containing a substance that absorbs neutrons, disposed on the surface of the structure where the neutrons are present;
An intermediate layer made of polyethylene disposed on the inner layer;
A neutron shielding structure comprising: an outer layer made of polyethylene disposed on the intermediate layer and containing a substance that absorbs neutrons.
前記中性子を吸収する物質は、サマリウム、ホウ素、リチウム、カドミウム及びガドリウムのうちの一つ又は複数から構成されることを特徴とする、中性子遮蔽構造。 The neutron shielding structure according to claim 1,
The neutron shielding structure, wherein the neutron-absorbing material is composed of one or more of samarium, boron, lithium, cadmium, and gadolinium.
前記内層、前記中間層及び前記外層は、同じ厚さで形成されていることを特徴とする、中性子遮蔽構造。 In the neutron shielding structure according to claim 1 or 2,
The inner layer, the intermediate layer, and the outer layer are formed to have the same thickness.
前記内層、前記中間層及び前記外層は、異なる厚さで形成されていることを特徴とする、中性子遮蔽構造。 In the neutron shielding structure according to claim 1 or 2,
The neutron shielding structure, wherein the inner layer, the intermediate layer, and the outer layer are formed with different thicknesses.
前記外層上には、ガンマ線を遮蔽する物質からなるガンマ線遮蔽層が更に設けられていることを特徴とする、中性子遮蔽構造。 In the neutron shielding structure according to any one of claims 1 to 4,
A neutron shielding structure, wherein a gamma ray shielding layer made of a material that shields gamma rays is further provided on the outer layer.
前記ガンマ線を遮蔽する物質は、鉛であることを特徴とする、中性子遮蔽構造。 The neutron shielding structure according to claim 5,
The neutron shielding structure, wherein the gamma ray shielding material is lead.
前記中性子源は、荷電粒子を高速度に加速する加速器を用いた中性子発生装置であることを特徴とする、中性子遮蔽構造。 In the neutron shielding structure according to any one of claims 1 to 6,
The neutron source is a neutron generating apparatus using an accelerator that accelerates charged particles at a high speed.
前記構造物は、コンクリートから構成されることを特徴とする、中性子遮蔽構造。 In the neutron shielding structure according to any one of claims 1 to 7,
The said structure is comprised from concrete, The neutron shielding structure characterized by the above-mentioned.
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP2013133777A JP6241008B2 (en) | 2013-06-26 | 2013-06-26 | Neutron shielding structure and neutron shielding method using the same |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP2013133777A JP6241008B2 (en) | 2013-06-26 | 2013-06-26 | Neutron shielding structure and neutron shielding method using the same |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JP2015010826A true JP2015010826A (en) | 2015-01-19 |
JP6241008B2 JP6241008B2 (en) | 2017-12-06 |
Family
ID=52304130
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP2013133777A Active JP6241008B2 (en) | 2013-06-26 | 2013-06-26 | Neutron shielding structure and neutron shielding method using the same |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
JP (1) | JP6241008B2 (en) |
Cited By (6)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JP2017211379A (en) * | 2016-05-25 | 2017-11-30 | イオン ビーム アプリケーションズ ソシエテ アノニム (アイビーエイ)Ion Beam Applications S.A | Isotope production apparatus |
JP2020125944A (en) * | 2019-02-04 | 2020-08-20 | 株式会社安藤・間 | Method for suppressing activation and method for managing wall body |
JP2020134222A (en) * | 2019-02-15 | 2020-08-31 | 株式会社安藤・間 | Shield body and radioactivation suppression structure |
JP2020165798A (en) * | 2019-03-29 | 2020-10-08 | 住友重機械工業株式会社 | Self-shield for ri manufacturing device |
JP2022508369A (en) * | 2018-12-14 | 2022-01-19 | ラッド・テクノロジー・メディカル・システムズ・エルエルシー | Shielding equipment and its manufacturing method |
US12073954B2 (en) | 2022-12-07 | 2024-08-27 | Rad Technology Medical Systems Llc | Shielding facility and method of making thereof |
Citations (14)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPS52127597A (en) * | 1976-04-19 | 1977-10-26 | Sumitomo Bakelite Co Ltd | Sheet shielding material of radioactive ray with flexibility |
JPS58160898A (en) * | 1982-03-18 | 1983-09-24 | 株式会社東芝 | Neutron absorber |
JPS596799U (en) * | 1982-07-07 | 1984-01-17 | 東レ株式会社 | Covering cloth with neutron shielding ability |
JPS60109099U (en) * | 1983-12-27 | 1985-07-24 | 凸版印刷株式会社 | Neutron shielding sheet |
JPS63124993A (en) * | 1986-11-14 | 1988-05-28 | 三菱電線工業株式会社 | Radiation protective clothing |
JPS6469997A (en) * | 1987-09-11 | 1989-03-15 | Ask Corp | Induced radioactivity suppressing concrete structure |
JPH0244295A (en) * | 1988-08-04 | 1990-02-14 | Nkk Corp | Neutron shielding material |
JPH02264895A (en) * | 1989-04-05 | 1990-10-29 | Tosoh Corp | Neutron shield material |
JP2001242288A (en) * | 2000-02-29 | 2001-09-07 | Toshiba Corp | Radiation shielding material, and radiation shielding suit, radiation shield and radiation shielding equipment using it |
JP2002071885A (en) * | 2000-09-05 | 2002-03-12 | Starlite Co Ltd | Radiation shielding material |
JP2003139892A (en) * | 2001-10-30 | 2003-05-14 | Japan Atom Energy Res Inst | Neutron shield material |
US20060284122A1 (en) * | 2005-05-26 | 2006-12-21 | Tdy Industries, Inc. | High efficiency shield array |
KR100860333B1 (en) * | 2008-08-26 | 2008-09-25 | 주식회사 텍시빌 | Radioactive ray shield |
JP2010281647A (en) * | 2009-06-03 | 2010-12-16 | Taisei Corp | Activation reducing method |
-
2013
- 2013-06-26 JP JP2013133777A patent/JP6241008B2/en active Active
Patent Citations (14)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPS52127597A (en) * | 1976-04-19 | 1977-10-26 | Sumitomo Bakelite Co Ltd | Sheet shielding material of radioactive ray with flexibility |
JPS58160898A (en) * | 1982-03-18 | 1983-09-24 | 株式会社東芝 | Neutron absorber |
JPS596799U (en) * | 1982-07-07 | 1984-01-17 | 東レ株式会社 | Covering cloth with neutron shielding ability |
JPS60109099U (en) * | 1983-12-27 | 1985-07-24 | 凸版印刷株式会社 | Neutron shielding sheet |
JPS63124993A (en) * | 1986-11-14 | 1988-05-28 | 三菱電線工業株式会社 | Radiation protective clothing |
JPS6469997A (en) * | 1987-09-11 | 1989-03-15 | Ask Corp | Induced radioactivity suppressing concrete structure |
JPH0244295A (en) * | 1988-08-04 | 1990-02-14 | Nkk Corp | Neutron shielding material |
JPH02264895A (en) * | 1989-04-05 | 1990-10-29 | Tosoh Corp | Neutron shield material |
JP2001242288A (en) * | 2000-02-29 | 2001-09-07 | Toshiba Corp | Radiation shielding material, and radiation shielding suit, radiation shield and radiation shielding equipment using it |
JP2002071885A (en) * | 2000-09-05 | 2002-03-12 | Starlite Co Ltd | Radiation shielding material |
JP2003139892A (en) * | 2001-10-30 | 2003-05-14 | Japan Atom Energy Res Inst | Neutron shield material |
US20060284122A1 (en) * | 2005-05-26 | 2006-12-21 | Tdy Industries, Inc. | High efficiency shield array |
KR100860333B1 (en) * | 2008-08-26 | 2008-09-25 | 주식회사 텍시빌 | Radioactive ray shield |
JP2010281647A (en) * | 2009-06-03 | 2010-12-16 | Taisei Corp | Activation reducing method |
Non-Patent Citations (2)
Title |
---|
J. HONG: "Laboratory tests on neutron shields for gamma-ray detectors in space", NUCLEAR INSTRUMENTS AND METHODS IN PHYICS RESEARCH A, vol. 452, JPN6017036278, 2000, NL, pages 192 - 204, XP004210624, ISSN: 0003646769, DOI: 10.1016/S0168-9002(00)00428-9 * |
JAEWOO KIM: "Polymer Nanocomposite Based Multi-Layer Neutron Shields", TRANSACTIONS OF THE KOREAN NUCLEAR SOCIETY, JPN6017036279, 2010, KR, pages 417 - 418, ISSN: 0003646770 * |
Cited By (11)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JP2017211379A (en) * | 2016-05-25 | 2017-11-30 | イオン ビーム アプリケーションズ ソシエテ アノニム (アイビーエイ)Ion Beam Applications S.A | Isotope production apparatus |
JP2022508369A (en) * | 2018-12-14 | 2022-01-19 | ラッド・テクノロジー・メディカル・システムズ・エルエルシー | Shielding equipment and its manufacturing method |
US11437160B2 (en) | 2018-12-14 | 2022-09-06 | Rad Technology Medical Systems, Llc | Shielding facility and methods of making thereof |
US11545275B2 (en) | 2018-12-14 | 2023-01-03 | Rad Technology Medical Systems Llc | Shielding facility and methods of making thereof |
JP7282412B2 (en) | 2018-12-14 | 2023-05-29 | ラッド・テクノロジー・メディカル・システムズ・エルエルシー | Shielding equipment and its manufacturing method |
JP2020125944A (en) * | 2019-02-04 | 2020-08-20 | 株式会社安藤・間 | Method for suppressing activation and method for managing wall body |
JP2020134222A (en) * | 2019-02-15 | 2020-08-31 | 株式会社安藤・間 | Shield body and radioactivation suppression structure |
JP2020165798A (en) * | 2019-03-29 | 2020-10-08 | 住友重機械工業株式会社 | Self-shield for ri manufacturing device |
CN111757585A (en) * | 2019-03-29 | 2020-10-09 | 住友重机械工业株式会社 | Self-shielding body for RI manufacturing apparatus |
JP7309268B2 (en) | 2019-03-29 | 2023-07-18 | 住友重機械工業株式会社 | Self-shielding for RI manufacturing equipment |
US12073954B2 (en) | 2022-12-07 | 2024-08-27 | Rad Technology Medical Systems Llc | Shielding facility and method of making thereof |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
JP6241008B2 (en) | 2017-12-06 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
JP6241008B2 (en) | Neutron shielding structure and neutron shielding method using the same | |
US9789340B2 (en) | Filter and neutron beam source including the same | |
JP6261919B2 (en) | Neutron irradiation equipment | |
JP6829837B2 (en) | Neutron capture therapy system and gamma ray detector for neutron capture therapy | |
JP6656440B1 (en) | Activation suppression structure and wall management method | |
JP2018092899A (en) | Neutron beam source generator and filter thereof | |
Rasouli et al. | Design of a model for BSA to meet free beam parameters for BNCT based on multiplier system for D–T neutron source | |
JP6465677B2 (en) | Boron Neutron Capture Therapy System | |
Khorshidi | Accelerator driven neutron source design via beryllium target and 208Pb moderator for boron neutron capture therapy in alternative treatment strategy by Monte Carlo method | |
JP2014055854A (en) | Neutron absorber and neutron exposure preventing structure | |
JPWO2018211832A1 (en) | Neutron capture therapy system | |
CN110556191A (en) | Secondary shielding structure of floating type nuclear power station cabin | |
JP6004559B2 (en) | Neutron irradiation room | |
JP2015155806A (en) | Radiation shield plate | |
JP6349574B2 (en) | Neutron shielding structure | |
JP2004020414A (en) | Shield structure and space structure having the same | |
JP2017026563A (en) | Neutron shielding material, method for manufacturing the same, and neutron shielding container | |
JP3207030U (en) | Neutron absorber and neutron exposure prevention structure | |
CN212061894U (en) | Composite structure type neutron flow shielding device | |
Hawk et al. | A shielding design for an accelerator-based neutron source for boron neutron capture therapy | |
JP2009229384A (en) | Radiation shielding wall | |
CN111276271A (en) | Combined structure for shielding and absorbing x-ray | |
CN215581839U (en) | Cyclotron shielding device with layered structure | |
JP7450365B2 (en) | Activation suppression structure | |
KR100704699B1 (en) | A shield door for radiation clinic and making method therefore |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
A621 | Written request for application examination |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A621 Effective date: 20160624 |
|
A521 | Request for written amendment filed |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A821 Effective date: 20160624 |
|
A977 | Report on retrieval |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A971007 Effective date: 20170209 |
|
A131 | Notification of reasons for refusal |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A131 Effective date: 20170216 |
|
TRDD | Decision of grant or rejection written | ||
A01 | Written decision to grant a patent or to grant a registration (utility model) |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A01 Effective date: 20170922 |
|
A61 | First payment of annual fees (during grant procedure) |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A61 Effective date: 20171020 |
|
R150 | Certificate of patent or registration of utility model |
Ref document number: 6241008 Country of ref document: JP Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R150 |
|
R250 | Receipt of annual fees |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250 |
|
R250 | Receipt of annual fees |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250 |
|
R250 | Receipt of annual fees |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250 |
|
R250 | Receipt of annual fees |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250 |
|
R250 | Receipt of annual fees |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250 |