JP2015087115A - Neutron count analyzer and radiation measuring device - Google Patents
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Abstract
Description
本発明は、中性子数分析装置および放射線計測装置に関する。 The present invention relates to a neutron number analyzer and a radiation measuring apparatus.
中性子線を含む放射線を検出する体放射線検出器として、例えば、特許文献１に記載のような中性子コンバータを用いる検出器がある。 As a body radiation detector for detecting radiation including neutron beams, for example, there is a detector using a neutron converter as described in Patent Document 1.
特許文献１に記載の放射線検出器は、ガンマ線のエネルギー分析が可能な半導体センサ素子中に中性子と吸収反応を起こすＢ−１０を含む物質を備えており、中性子とＢ−１０の反応で発生した２次アルファ粒子を半導体センサ素子中で計測するものである。この構成により、ガンマ線のエネルギー分析と共に中性子数を計測している。 The radiation detector described in Patent Document 1 includes a substance containing B-10 that causes an absorption reaction with neutrons in a semiconductor sensor element capable of gamma ray energy analysis, and is generated by a reaction between neutrons and B-10. Secondary alpha particles are measured in a semiconductor sensor element. With this configuration, the number of neutrons is measured together with the energy analysis of gamma rays.
放射線のエネルギーの計測では、荷電粒子がセンサ素子中で失ったエネルギーを計測する。
放射線のうち、ガンマ線のエネルギーは、センサ素子とガンマ線の間で起こる相互作用によって発生する２次電子のエネルギーを計測することにより計測している。
In the measurement of radiation energy, the energy lost by charged particles in the sensor element is measured.
Of the radiation, the energy of gamma rays is measured by measuring the energy of secondary electrons generated by the interaction between the sensor element and the gamma rays.
ガンマ線とセンサ素子との間で起こる相互作用は、光電効果、コンプトン散乱、電子対生成がある。１つ以上の相互作用を経て、最終的に全エネルギーがセンサ素子に付与された場合、全吸収ピークが現れる。この全吸収ピークはセンサ素子に入射した全エネルギーに対応している。 Interactions that occur between gamma rays and sensor elements include photoelectric effects, Compton scattering, and electron pair generation. When all energy is finally applied to the sensor element via one or more interactions, a total absorption peak appears. This total absorption peak corresponds to the total energy incident on the sensor element.
ここで、ガンマ線と物質の相互作用は軌道電子とガンマ線の反応によって起こる。従って、物質の電子個数密度が高いほど、ガンマ線との反応確率は高いことになる。厳密ではないが、電子個数密度は原子番号が高いほど大きくなる傾向にある。このため、ガンマ線検出器としては、原子番号の大きい物質が使われる。従って、ガンマ線のエネルギー分析は、原子番号の大きな物質による全吸収ピーク計測により行われることが一般的である。 Here, the interaction between gamma rays and matter is caused by the reaction between orbital electrons and gamma rays. Therefore, the higher the electron number density of the substance, the higher the reaction probability with gamma rays. Although not exact, the electron number density tends to increase as the atomic number increases. For this reason, a substance with a large atomic number is used as a gamma ray detector. Therefore, the energy analysis of gamma rays is generally performed by measuring the total absorption peak with a substance having a large atomic number.
また、ガンマ線同様に電荷を持たない放射線である中性子のエネルギーやその数を計測する場合も、２次的に発生した荷電粒子の計測が利用される。
中性子は物質中の原子核と弾性散乱し、原子核に運動エネルギーを与える。運動エネルギーを与えられた原子核がセンサ素子にエネルギーを付与し、そのエネルギーを計測することで中性子のエネルギーは分析される。
In addition, when measuring the energy and the number of neutrons, which are radiations having no charge like gamma rays, measurement of charged particles generated secondarily is used.
Neutrons elastically scatter with nuclei in matter and give kinetic energy to the nuclei. Nuclear energy given kinetic energy gives energy to the sensor element, and neutron energy is analyzed by measuring the energy.
ここで、散乱角によって散乱中性子と反跳原子核に与えられる運動エネルギーの比は異なるが、中性子の散乱角がおよそ１８０度となった時に原子核に与えられる運動エネルギーが最大となる。従って、エネルギースペクトル上の反跳原子核に基づく分布のうち、最大のエネルギーの領域から入射中性子のエネルギーは分析される。 Here, although the ratio of the kinetic energy given to the scattered neutrons and the recoil nuclei varies depending on the scattering angle, the kinetic energy given to the nuclei becomes maximum when the neutron scattering angle reaches about 180 degrees. Therefore, the energy of the incident neutron is analyzed from the region of the maximum energy in the distribution based on the recoil nuclei on the energy spectrum.
このように中性子計測の場合、弾性散乱によってエネルギーが分配されるため、原子核の質量が小さいほど多くのエネルギーが与えられる。このため、質量の大きい原子核によって構成される物質と中性子との相互作用では、反跳した原子核に付与されるエネルギーが小さく、計測は困難である。従って、中性子のエネルギー計測では、原子核と中性子の質量比が小さい物質がセンサ素子として用いられることが一般的である。 In this way, in the case of neutron measurement, energy is distributed by elastic scattering. Therefore, as the mass of the nucleus is smaller, more energy is given. For this reason, in the interaction between a material composed of nuclei with a large mass and neutrons, the energy imparted to the recoiled nuclei is small and measurement is difficult. Therefore, in the neutron energy measurement, a substance having a small mass ratio between the nucleus and the neutron is generally used as a sensor element.
このため、ガンマ線と中性子が混在する場において、ガンマ線のエネルギー分析と中性子数の計測を単一の検出器で同時に行うことは容易ではない。なぜならば、上述のようにガンマ線のエネルギーを分析のためには原子番号の大きいセンサ素子が一般的に用いられ、中性子の計測では原子番号の小さいセンサ素子が一般的に用いられるためである。 For this reason, in a field where gamma rays and neutrons coexist, it is not easy to perform gamma ray energy analysis and neutron count measurement simultaneously with a single detector. This is because, as described above, a sensor element having a large atomic number is generally used for analyzing the energy of gamma rays, and a sensor element having a small atomic number is generally used for measuring neutrons.
従って、ガンマ線と中性子の混在場において、ガンマ線のエネルギー分布と中性子のエネルギー分布を同時に計測可能とする検出器を得ることは一般的に困難である。
例えば、ガンマ線のエネルギースペクトルを計測可能な検出器に対し、中性子が入射すると、検出器のセンサ素子と中性子の間で反応が起こる。しかし、センサ素子はガンマ線を計測するため、原子番号の大きい物質で構成されており、中性子との反応確率は低い。また、原子番号の大きい物質と中性子の弾性散乱によって発生する反跳原子核に付与されるエネルギーは小さいため、ガンマ線計測用のセンサ素子で反跳原子核のエネルギーを計測することは容易ではないためである。
Therefore, it is generally difficult to obtain a detector capable of simultaneously measuring gamma ray energy distribution and neutron energy distribution in a mixed field of gamma rays and neutrons.
For example, when a neutron enters a detector capable of measuring an energy spectrum of gamma rays, a reaction occurs between the sensor element of the detector and the neutron. However, since the sensor element measures gamma rays, it is composed of a substance having a large atomic number and has a low reaction probability with neutrons. In addition, because the energy given to the recoil nuclei generated by elastic scattering of neutrons and substances with large atomic numbers is small, it is not easy to measure the energy of recoil nuclei with a sensor element for gamma ray measurement. .
このようなガンマ線検出器を用いて中性子を計測するために一般的に用いられる方法として上述した特許文献１に記載したような中性子コンバータを用いる方法がある。
しかし、中性子コンバータから発生した２次粒子はコンバータ中を通過する間にエネルギーを失うが、この失うエネルギーは中性子コンバータ中を透過した距離に依存して大きくなる。このため、２次粒子がセンサ素子に到達した時に持っているエネルギーは、センサ素子を透過した距離によって異なる。しかしながら中性子と中性子コンバータの反応位置および２次粒子の移動方向は一様ではないため、２次粒子が中性子コンバータを通過する距離も一様ではない。このため、センサ素子に到達した２次粒子が持っているエネルギーは幅広いエネルギーを持つことになる。従って、エネルギー分解能が悪化する。
また、中性子コンバータと中性子の反応は熱中性子に対しての断面積が大きく、それ以外のエネルギーの中性子との断面積は大きくない。従って、検出器中に減速材が必要となり、高速中性子の情報が失われる。このため、中性子数の計測は出来たとしても、中性子のエネルギー分析は困難である。
As a method generally used for measuring neutrons using such a gamma ray detector, there is a method using a neutron converter as described in Patent Document 1 described above.
However, the secondary particles generated from the neutron converter lose energy while passing through the converter, and this lost energy increases depending on the distance transmitted through the neutron converter. For this reason, the energy that the secondary particles have when they reach the sensor element varies depending on the distance transmitted through the sensor element. However, since the reaction position of the neutron and the neutron converter and the moving direction of the secondary particles are not uniform, the distance that the secondary particles pass through the neutron converter is not uniform. For this reason, the energy which the secondary particle which reached | attained the sensor element has a wide energy. Accordingly, the energy resolution is deteriorated.
Further, the reaction between the neutron converter and the neutron has a large cross-sectional area with respect to thermal neutrons, and the cross-sectional area with other neutrons is not large. Therefore, a moderator is required in the detector and fast neutron information is lost. Therefore, even if the number of neutrons can be measured, neutron energy analysis is difficult.
従って、本発明は、ガンマ線と中性子の混在場において、ガンマ線のエネルギー分析と中性子のエネルギー分析を広範囲にわたって単一の装置で分析可能な中性子数分析装置および放射線計測装置を提供することを目的とする。 SUMMARY OF THE INVENTION Accordingly, an object of the present invention is to provide a neutron number analyzer and a radiation measuring device capable of analyzing gamma ray energy analysis and neutron energy analysis over a wide range with a single device in a mixed field of gamma rays and neutrons. .
上記課題を解決するために、例えば特許請求の範囲に記載の構成を採用する。
本発明は、上記課題を解決する手段を複数含んでいるが、その一例を挙げるならば、放射線と反応する放射線スペクトロメータが設置された測定対象環境中の中性子数を演算するための中性子数分析装置であって、放射線スペクトロメータの出力信号に基づいて求められたエネルギースペクトルから、前記放射線スペクトロメータ中で生じたセンサの構成物質と中性子との反応によって発生するガンマ線の信号を分離する分析部を備えたことを特徴とする。
In order to solve the above problems, for example, the configuration described in the claims is adopted.
The present invention includes a plurality of means for solving the above-described problems. For example, neutron number analysis for calculating the number of neutrons in a measurement target environment where a radiation spectrometer that reacts with radiation is installed. An analyzer for separating a gamma ray signal generated by a reaction between a constituent material of a sensor generated in the radiation spectrometer and a neutron from an energy spectrum obtained based on an output signal of the radiation spectrometer It is characterized by having.
本発明によれば、ガンマ線と中性子の混在場において、ガンマ線のエネルギー分析と中性子のエネルギー分析を広範囲にわたって単一の装置で分析することができる。 According to the present invention, in a mixed field of gamma rays and neutrons, gamma ray energy analysis and neutron energy analysis can be analyzed with a single device over a wide range.
以下に本発明の中性子数分析装置および放射線計測装置の実施形態を、図面を用いて説明する。 Embodiments of a neutron number analyzer and a radiation measuring apparatus according to the present invention will be described below with reference to the drawings.
まず、本発明の原理について説明する。 First, the principle of the present invention will be described.
本発明では、ガンマ線とセンサ素子の相互作用による２次電子の計測と中性子計測を両立させるために、センサ素子と中性子の間で起こる中性子吸収反応や非弾性散乱で発生する２次ガンマ線を利用する。
すなわち、２次ガンマ線とセンサ素子との相互作用によって発生する３次電子を計測することでガンマ線計測装置により中性子に起因した信号を得るとともに、センサ素子に入射したガンマ線とセンサ素子との相互作用によって発生する２次電子を計測することでガンマ線に起因した信号を得、ガンマ線と中性子の混在場において、ガンマ線のエネルギー分析と中性子のエネルギー分析を広範囲にわたって単一の装置で分析することを実現するものである。
In the present invention, secondary gamma rays generated by neutron absorption reaction or inelastic scattering occurring between the sensor element and the neutron are used in order to achieve both the measurement of secondary electrons by the interaction between the gamma ray and the sensor element and the neutron measurement. .
That is, by measuring the tertiary electrons generated by the interaction between the secondary gamma rays and the sensor element, the gamma ray measurement apparatus obtains a signal caused by neutrons, and also by the interaction between the gamma rays incident on the sensor element and the sensor element. Gamma-ray-induced signals are obtained by measuring the secondary electrons generated, and it is possible to analyze gamma-ray energy analysis and neutron energy analysis over a wide range with a single device in a mixed field of gamma rays and neutrons. It is.
例えば、中性子吸収反応の一つである中性子捕獲反応は熱中性子との反応断面積が大きい。一方、非弾性散乱はしきいエネルギーがあり、熱中性子とは反応しない。また、多くの中性子吸収反応においても、しきいエネルギーが存在し、熱中性子とは反応しない。
従って、中性子捕獲反応としきいエネルギーのある反応を弁別することができれば、熱中性子と高エネルギー中性子の割合を推定可能である。
For example, a neutron capture reaction, which is one of neutron absorption reactions, has a large reaction cross section with thermal neutrons. On the other hand, inelastic scattering has a threshold energy and does not react with thermal neutrons. In many neutron absorption reactions, threshold energy exists and does not react with thermal neutrons.
Therefore, if the neutron capture reaction and the reaction having a threshold energy can be discriminated, the ratio of thermal neutrons and high energy neutrons can be estimated.
この反応の種類を弁別する方法として、２次ガンマ線のエネルギーの利用が考えられる。ガンマ線のエネルギーは核種ごとに固有であるため、エネルギー分析により、全吸収ピークを計測できれば、このガンマ線を放出した核種を特定できるからである。
従って、反応の種類ごとに異なるガンマ線放出核種が生成されれば、２次ガンマ線のエネルギー分析により、反応の種類を弁別できることになる。
As a method for discriminating the type of reaction, use of energy of secondary gamma rays can be considered. This is because the energy of gamma rays is unique to each nuclide, and if the total absorption peak can be measured by energy analysis, the nuclide that emitted this gamma ray can be identified.
Accordingly, if different gamma-emitting nuclides are generated for each reaction type, the reaction type can be discriminated by the energy analysis of secondary gamma rays.
ここで、中性子捕獲反応は中性子を吸収し、ガンマ線を放出する反応であるため、反応した原子核の原子番号は不変のまま、質量数が１増加する。また、非弾性散乱は、中性子を吸収し、中性子とガンマ線を放出する反応なので、反応した原子核の原子番号も質量数も不変である。中性子吸収反応の一つである（ｎ，２ｎ）反応は中性子を吸収し、２個の中性子とガンマ線を放出する反応であるため、反応した原子核の原子番号は不変で、質量数が１減少する。
これらの反応は全て異なる原子核を生成するため、放出されるガンマ線のエネルギーは異なる。従って、これらのガンマ線のエネルギーを特定することができれば、反応の種類を弁別できる。
Here, since the neutron capture reaction is a reaction that absorbs neutrons and emits gamma rays, the atomic number of the reacted nucleus remains unchanged and the mass number increases by one. Inelastic scattering is a reaction that absorbs neutrons and emits neutrons and gamma rays, so the atomic number and mass number of the reacted nucleus are unchanged. The (n, 2n) reaction, which is one of the neutron absorption reactions, is a reaction that absorbs neutrons and emits two neutrons and gamma rays. Therefore, the atomic number of the reacted nucleus remains unchanged and the mass number decreases by one. .
All of these reactions produce different nuclei, so the energy of the emitted gamma rays is different. Therefore, if the energy of these gamma rays can be specified, the type of reaction can be discriminated.
例えば、質量数ａの同位元素ａＭのみで構成されるセンサ素子があったとする。ａＭ原子核と中性子との間に中性子捕獲反応が起こった場合、同位元素ａ＋１Ｍ原子核が生成され、エネルギーＥａ＋１のガンマ線が放出される。また、ａＭ原子核と中性子の間で非弾性散乱が起こった場合、同位元素ａＭ原子核が励起され、エネルギーＥａのガンマ線が放出される。ａＭ原子核と中性子の間で（ｎ，２ｎ）反応が起こった場合、同位元素ａ−１Ｍ原子核が生成され、エネルギーＥａ−１のガンマ線が放出される。
ガンマ線のエネルギーはそれぞれの原子核の励起準位と相関があるため、ａ＋１Ｍ，ａＭ，ａ−１Ｍから放出されるガンマ線のエネルギーＥａ＋１，Ｅａ，Ｅａ−１はそれぞれ異なるエネルギーである。従って、Ｅａ＋１，Ｅａ，Ｅａ−１のガンマ線を計測し、ガンマ線のエネルギーごとの検出効率による補正を行えば、ａＭ原子核と中性子との間で起こった中性子捕獲反応、非弾性散乱、（ｎ，２ｎ）反応の割合が分かる。さらに、反応の種類ごとにａＭ原子核と中性子の反応確率による補正を行うことで、エネルギー帯ごとの中性子数を推定することができる。
For example, it is assumed that there is a formed sensor element only isotopically a M mass number a. When a neutron capture reaction occurs between a M nuclei and neutrons, isotopes a + 1 M nuclei are generated and gamma rays of energy E a + 1 are emitted. In addition, when inelastic scattering occurs between the a M nucleus and the neutron, the isotope a M nucleus is excited and gamma rays of energy E a are emitted. When an (n, 2n) reaction occurs between an a M nucleus and a neutron, an isotope a-1 M nucleus is generated and a gamma ray with energy E a-1 is emitted.
Since the energy of gamma rays correlates with the excitation levels of the respective nuclei, the energies of gamma rays E a + 1 , E a , and E a-1 emitted from a + 1 M, a M, and a-1 M are different energies. . Therefore, if the gamma rays of E a + 1 , E a , and E a-1 are measured and corrected by the detection efficiency for each gamma ray energy, a Neutron capture reaction, inelastic scattering that occurs between M nuclei and neutrons, The (n, 2n) reaction rate is known. Furthermore, for each type of reaction by performing the correction by reaction probability of a M nucleus with neutrons, it is possible to estimate the number of neutrons per energy band.
ところで、中性子エネルギーの区分は、センサに使用される物質の同位体の数と各同位体と中性子との反応確率に依存する。
例えば、熱中性子領域、共鳴中性子領域、核***中性子領域、高エネルギー中性子領域の４種類の区分に分ける場合、熱中性子領域と共鳴中性子領域は共に中性子捕獲反応を利用することになるため、少なくとも２種類の同位体または２種類の元素で構成された物質をセンサとする必要がある。つまり、同位体Ａ１と同位体Ａ２で構成されるセンサに中性子が入射した際、Ａ１の中性子捕獲反応数とＡ２の中性子捕獲反応数から、熱中性子領域の中性子数と共鳴中性子領域の中性子数を算出する。この時、エネルギー帯ごとにＡ１，Ａ２の中性子捕獲反応断面積が異なることが利用できる。
By the way, the classification of neutron energy depends on the number of isotopes of substances used in the sensor and the reaction probability of each isotope and neutron.
For example, when dividing into four types, namely, thermal neutron region, resonance neutron region, fission neutron region, and high energy neutron region, both the thermal neutron region and the resonance neutron region use neutron capture reaction, so there are at least two types. It is necessary to use a substance composed of these isotopes or two kinds of elements as a sensor. That is, when neutrons are incident on a sensor composed of isotopes A1 and A2, the number of neutrons in the thermal neutron region and the number of neutrons in the resonance neutron region are calculated from the number of neutron capture reactions of A1 and A2. calculate. At this time, it can be utilized that the neutron capture reaction cross sections of A1 and A2 are different for each energy band.
しかし、複数の同位体で構成されるセンサに対し、それぞれの同位体で異なる反応が起こった時、生成された原子核が重複する場合がある。
例えば、センサを構成する同位体がａ−１Ｍ，ａＭ，ａ＋１Ｍの時、ａ−１Ｍ原子核の非弾性散乱によりａ−１Ｍ原子核が励起され、ａＭ原子核の（ｎ，２ｎ）反応によりａ−１Ｍ原子核が生成される。２種類の反応によって生成される原子核が同一であるため、放出されるガンマ線のエネルギーは等しい。
このような場合には、同様に複数の反応によって生成される原子核を利用する。例えば、ａＭ原子核の非弾性散乱とａ＋１Ｍ原子核の（ｎ，２ｎ）によって生成されるのは同じａＭ原子核である。しかし、励起したａ−１Ｍ原子核から放出されるガンマ線と、励起したａＭ原子核から放出されるガンマ線のエネルギーとは異なるため、異なるピークとして計測される。また、ａ−１Ｍ原子核の非弾性散乱の断面積とａＭ原子核の非弾性散乱の断面積とは異なり、そしてａＭ原子核の（ｎ，２ｎ）反応の断面積とａ＋１Ｍ原子核の（ｎ，２ｎ）の断面積も異なる。従って、それぞれの計測されたガンマ線からガンマ線の放出率を算出し、それぞれの原子核中での反応確率の相対比から非弾性散乱に寄与する中性子数と（ｎ，２ｎ）反応に寄与する中性子数を推定することが可能となる。
なお、非弾性散乱同士、（ｎ，２ｎ）反応同士のしきいエネルギーが近い必要があり、しきいエネルギーが離れていると、このような２種類の原子核による本手法は難しくなる。
However, when different reactions occur for each isotope of a sensor composed of a plurality of isotopes, the generated nuclei may overlap.
For example, if the isotope of the sensor is a-1 M, a M, a + 1 M, a-1 M nucleus is excited by inelastic scattering of a-1 M nucleus, of a M nuclei (n, 2n) The reaction produces a-1 M nuclei. Since the nuclei generated by the two types of reactions are the same, the energy of the emitted gamma rays is equal.
In such a case, nuclei generated by a plurality of reactions are similarly used. For example, is the same a M nuclei being produced by (n, 2n) of inelastic scattering and a + 1 M nucleus of a M nuclei. However, the gamma rays emitted from the excited a-1 M nuclei, differs from the energy of the gamma rays emitted from the excited a M nuclei, is measured as distinct peaks. Also, unlike the cross-sectional area of the inelastic scattering of non-cross-sectional area of the elastic scattering and a M nucleus a-1 M nucleus, and a of M nuclei (n, 2n) reaction of the cross-sectional area and a + 1 M nuclei (n , 2n) are also different. Therefore, the emission rate of gamma rays is calculated from each measured gamma ray, and the number of neutrons contributing to inelastic scattering and the number of neutrons contributing to (n, 2n) reaction are calculated from the relative ratio of reaction probabilities in each nucleus. It is possible to estimate.
It should be noted that the threshold energies of inelastic scattering and (n, 2n) reactions need to be close, and if the threshold energies are separated, this method using such two types of nuclei becomes difficult.
上述した例は、２種類の励起された原子核を利用する方法であるが、より多くの複数の励起された核種および複数のガンマ線を利用することにより、推定精度を向上させることや、エネルギー区分を細かくすることが可能となる。 The example described above is a method using two types of excited nuclei. However, by using a larger number of excited nuclides and a plurality of gamma rays, the estimation accuracy can be improved and the energy classification can be changed. It becomes possible to make it fine.
いずれにせよ、センサ素子中の複数の同位体と、複数の中性子との反応を利用することで、中性子のエネルギー分析が可能となる。 In any case, neutron energy analysis can be performed by utilizing the reaction between a plurality of isotopes in the sensor element and a plurality of neutrons.
より具体的な一例としてＣｄＴｅ半導体検出器を用いて、本発明の原理について以下説明する。
ガンマ線のエネルギー分析が可能で、複数の同位体で構成され、且つ、センサを構成する同位体の中に中性子捕獲断面積の大きい同位体が含まれる検出器の一例として、ＣｄＴｅ半導体検出器がある。
The principle of the present invention will be described below using a CdTe semiconductor detector as a more specific example.
As an example of a detector capable of gamma-ray energy analysis, composed of a plurality of isotopes, and including an isotope having a large neutron capture cross section among the isotopes constituting the sensor, there is a CdTe semiconductor detector. .
ＣｄＴｅ半導体検出器では、検出器を構成する元素のうち、Ｃｄは質量数１０６，１０８，１１０，１１１，１１２，１１３，１１４，１１６の同位体が天然に存在する。このうちＣｄ−１１３は熱中性子に対する中性子捕獲反応（Ｃｄ−１１３（ｎ，ｇ）Ｃｄ−１１４）の断面積が大きく、０．０２５３ｅＶの中性子に対して約２０ｋｂ（１０３ｂａｒｎ）である。Ｃｄ−１１３の中性子捕獲反応で放出されるガンマ線のうち、最も放出確率の高いガンマ線のエネルギーは５５８ｋｅＶであり、次に放出率の高い６５１ｋｅＶのガンマ線の約５倍、３番目に放出率の高い８０５ｋｅＶのガンマ線に対しては、約１４倍の放出率である。これに対しＣｄ−１１３の高エネルギー中性子に対する中性子捕獲断面積は、熱中性子に対する中性子捕獲断面積に比べて小さく、例えば１ＭｅＶの中性子に対しては約４０ｍｂ（１０−３ｂａｒｎ）、１０ＭｅＶの中性子に対しては約０．８ｍｂである。 In the CdTe semiconductor detector, among the elements constituting the detector, Cd naturally has isotopes having mass numbers of 106, 108, 110, 111, 112, 113, 114, and 116. Among these, Cd-113 has a large cross-sectional area of the neutron capture reaction (Cd-113 (n, g) Cd-114) for thermal neutrons, and is about 20 kb (10 3 barn) for 0.0253 eV neutrons. Among the gamma rays emitted by the neutron capture reaction of Cd-113, the energy of the gamma ray with the highest emission probability is 558 keV, about five times the 651 keV gamma ray with the next highest emission rate, and the third highest emission rate 805 keV. The emission rate is about 14 times that of gamma rays. On the other hand, the neutron capture cross section for high energy neutrons of Cd-113 is smaller than the neutron capture cross section for thermal neutrons, for example, about 40 mb (10 −3 barn) and 10 MeV neutrons for 1 MeV neutrons. On the other hand, it is about 0.8 mb.
また、上述したＣｄ同位体のうち、中性子捕獲反応以外でＣｄ−１１４の即発ガンマ線を放出する反応として、Ｃｄ−１１４の非弾性散乱（Ｃｄ−１１４（ｎ，ｎ’）Ｃｄ−１１４）と、Ｃｄ−１１６（ｎ，３ｎ）Ｃｄ−１１４との２つの反応がある。これらの反応にはしきいエネルギーがあり、Ｃｄ−１１４の非弾性散乱のしきいエネルギーは約５６０ｋｅＶ，Ｃｄ−１１６の（ｎ，３ｎ）反応のしきいエネルギーは約１６ＭｅＶである。また、Ｃｄ−１１４の非弾性散乱の断面積は２．５ＭｅＶ〜６ＭｅＶの範囲で高く、約２．３０ｂａｒｎである。これに対しＣｄ−１１６の（ｎ，３ｎ）反応の断面積は２０ＭｅＶまでの範囲で高エネルギーほど高くなり、２０ＭｅＶで約０．８ｂａｒｎである。これらの反応はいずれもＣｄ−１１３の熱中性子に対する中性子捕獲反応の断面積に比べ著しく小さい。従って、Ｃｄ−１１４に起因したガンマ線を検出できれば、熱中性子が存在する環境であると推定できる。 In addition, among the above-mentioned Cd isotopes, Cd-114 inelastic scattering (Cd-114 (n, n ′) Cd-114), as a reaction for emitting prompt gamma rays of Cd-114 other than the neutron capture reaction, There are two reactions with Cd-116 (n, 3n) Cd-114. These reactions have threshold energy, the threshold energy of inelastic scattering of Cd-114 is about 560 keV, and the threshold energy of (n, 3n) reaction of Cd-116 is about 16 MeV. The cross-sectional area of inelastic scattering of Cd-114 is high in the range of 2.5 MeV to 6 MeV, and is about 2.30 barn. On the other hand, the cross-sectional area of the (n, 3n) reaction of Cd-116 increases as the energy increases in the range up to 20 MeV, and is about 0.8 barn at 20 MeV. Both of these reactions are significantly smaller than the cross-sectional area of the neutron capture reaction for Cd-113 thermal neutrons. Therefore, if a gamma ray due to Cd-114 can be detected, it can be estimated that the environment has thermal neutrons.
また、ＣｄＴｅ半導体検出器を構成する元素のうち、Ｔｅは質量数１２０，１２２，１２３，１２４，１２５，１２６，１２８，１３０の同位体が天然に存在する。中性子捕獲反応により、これらの同位体は質量数が１増加してガンマ線を放出する。一方、非弾性散乱では、質量数は増加しない。このため、中性子捕獲反応によっては生成されず、非弾性散乱によって生成される同位体が存在する。これらの同位体のうち、Ｔｅ−１３０は非弾性散乱によりガンマ線を放出する。この反応の核***スペクトルに対する平均断面積は約０．９ｂａｒｎであり、しきいエネルギーは約８００ｋｅＶである。従って、Ｔｅ−１３０の非弾性散乱に起因するピークを検出することができれば、核***スペクトル程度のエネルギーを持つ中性子が存在する環境であると推定できる。 Of the elements constituting the CdTe semiconductor detector, Te is an isotope having a mass number of 120, 122, 123, 124, 125, 126, 128, and 130. Due to the neutron capture reaction, these isotopes increase in mass number and emit gamma rays. On the other hand, mass number does not increase in inelastic scattering. For this reason, there are isotopes that are not generated by the neutron capture reaction but are generated by inelastic scattering. Of these isotopes, Te-130 emits gamma rays by inelastic scattering. The average cross section for the fission spectrum of this reaction is about 0.9 barn and the threshold energy is about 800 keV. Therefore, if a peak due to inelastic scattering of Te-130 can be detected, it can be estimated that the environment has neutrons having energy about the fission spectrum.
また、熱中性子と非弾性散乱の間のいわゆる共鳴領域におけるエネルギー帯の分析にも中性子捕獲反応を利用することができる。 The neutron capture reaction can also be used to analyze the energy band in the so-called resonance region between thermal neutrons and inelastic scattering.
以下に本発明の放射線計測装置の実施形態を、図面を用いて説明する。 Embodiments of the radiation measuring apparatus of the present invention will be described below with reference to the drawings.
＜第１の実施形態＞
本発明の中性子数分析装置および放射線計測装置の第１の実施形態を、図１を用いて説明する。なお、図１においては、放射線スペクトロメータとしてＣｄＴｅ半導体検出器を用いる場合を例に挙げて説明する。
図１は本発明の第１の実施形態における放射線計測装置の構成を示すブロック図。
<First Embodiment>
A first embodiment of the neutron number analyzer and radiation measuring apparatus of the present invention will be described with reference to FIG. In FIG. 1, a case where a CdTe semiconductor detector is used as a radiation spectrometer will be described as an example.
FIG. 1 is a block diagram showing the configuration of the radiation measuring apparatus according to the first embodiment of the present invention.
図１において、放射線計測装置１００Ａは、測定対象環境中のガンマ線の検出を行うとともに、中性子捕獲反応を利用して低エネルギー中性子束と高エネルギー中性子束とを分離して計測する装置である。この放射線計測装置１００Ａは、ＣｄＴｅ半導体検出器１０１、エネルギー分析装置１０２、中性子数分析装置１０３Ａ、ガンマ線数分析装置１０４、表示装置１０５とで構成されている。
In FIG. 1, a
ＣｄＴｅ半導体検出器１０１は、このＣｄＴｅ半導体検出器１０１に入射するガンマ線によって発生する２次電子を計測するとともに、ＣｄまたはＴｅと中性子との反応によって発生する２次ガンマ線によって発生する３次電子を計測するための検出器である。
The
エネルギー分析装置１０２は、ＣｄＴｅ半導体検出器１０１から出力されたＣｄＴｅ半導体検出器１０１に対して外部から入射したガンマ線およびＣｄＴｅ半導体検出器１０１内で中性子とＣｄ又はＴｅとの反応で発生したガンマ線を検出した時の信号から、エネルギースペクトルを求める。例えば、エネルギーの分布または特定のエネルギー範囲の個数として検出された計数を求める。エネルギー分析装置１０２は、この求めたエネルギースペクトルの信号を、中性子数分析装置１０３Ａおよびガンマ線数分析装置１０４に対して出力する。
The
中性子数分析装置１０３Ａは、ＣｄＴｅ半導体検出器１０１が設置された測定対象環境中の中性子数や中性子束を演算するための装置であって、エネルギー分析装置１０２で求められたエネルギースペクトルからＣｄＴｅ半導体検出器１０１中で生じたＣｄまたはＴｅと中性子との反応によって発生するガンマ線の信号を分離することで中性子数等を演算する。この中性子数分析装置１０３Ａは、中性子捕獲反応分析部１１１および高エネルギー中性子分析部１２１、データベース１３１が備えられている。
The
中性子捕獲反応分析部１１１は、ＣｄＴｅ半導体検出器１０１の構成物質と中性子との反応として生じた中性子捕獲反応に起因したガンマ線の信号をエネルギースペクトルから分離し、中性子捕獲反応領域のエネルギー帯の中性子の計数や計数率を求める。
高エネルギー中性子分析部１２１は、エネルギー分析装置１０２で求められたエネルギースペクトルと中性子捕獲反応分析部１１１での中性子捕獲反応に起因したガンマ線の信号との差から高エネルギーの中性子の計数や計数率を求める。
また、これら中性子捕獲反応分析部１１１および高エネルギー中性子分析部１２１は、単純に計測された量のみを出力するときは、エネルギー帯ごとの計数または計数率を表示装置１０５に出力する。また、必要に応じ、エネルギー帯ごとの計数または計数率に各エネルギー帯に対応した変換係数を乗じることにより、積算線量や線量率を選出する。同様に、変換係数を掛けることによって入射中性子束を求め、表示装置１０５に出力する。さらに、予め公知の方法で線源とＣｄＴｅ半導体検出器１０１との距離を算出しておくことで、中性子放出率として出力する。また、エネルギー分析の結果から中性子の線源の核種の分析を行い、その結果を出力する。
データベース１３１は、中性子捕獲反応分析部１１１および高エネルギー中性子分析部１２１における中性子の計数や計数率の演算に必要な、励起準位・放出ガンマ線に関する情報、センサ素子の検出効率に関する情報、各ガンマ線放出核種の反応確率，断面積に関する情報等を記憶している。
The neutron capture
The high
In addition, the neutron capture
The
ガンマ線数分析装置１０４は、エネルギー分析装置１０２で求められたエネルギースペクトルの信号から、ＣｄＴｅ半導体検出器１０１に入射したガンマ線の計数または計数率を演算するとともに、この演算結果から、エネルギー分布、線源の核種分析の結果、ガンマ線放出率を求める。また、ガンマ線数分析装置１０４は、この演算したガンマ線計数等の情報の信号を、表示装置１０５に対して出力する。
The gamma ray
一般的に、中性子環境では、中性子の他にガンマ線が存在する。本実施形態で放射線検出器として用いるＣｄＴｅ半導体検出器１０１は、中性子計測法として運用するとしても、ガンマ線を検出する能力は損なわれない。そもそも、本実施形態では、中性子とＣｄまたはＴｅと反応して放出されるガンマ線を間接的に計測し、エネルギー分析を実施する。このため、原理的にはガンマ線のエネルギー分析をする能力を有している。従って、外部から入射するガンマ線に対するエネルギー分析は可能であり、ガンマ線数分析装置１０４によってエネルギー分析を行うことによってガンマ線源の核種分析を行う。
In general, in a neutron environment, there are gamma rays in addition to neutrons. Even if the
表示装置１０５は、中性子数分析装置１０３Ａの中性子捕獲反応分析部１１１および高エネルギー中性子分析部１２１で求められたエネルギー帯ごとの計数または計数率等の情報や、ガンマ線数分析装置１０４で演算されたガンマ線計数等の情報を表示する装置である。
The
次に、本実施形態の中性子数分析装置および放射線計測装置を用いた測定対象環境中の中性子数の分析動作、分析原理について説明する。 Next, the analysis operation and analysis principle of the neutron number in the measurement target environment using the neutron number analyzer and the radiation measuring apparatus of the present embodiment will be described.
ＣｄＴｅ半導体検出器１０１を測定対象環境中に設置すると、単色ではないエネルギーの中性子がＣｄＴｅ半導体検出器１０１に入射する。その際に、入射した中性子の一部がＣｄＴｅ半導体検出器１０１のセンサ素子を構成するＣｄまたはＴｅのいずれかの同位体と核反応を起こす。核反応の結果、生成される同位体は励起しており、基底状態となる過程で主にガンマ線を放出する。この過程によって放出されたガンマ線（２次ガンマ線）の一部はＣｄＴｅ半導体検出器１０１自身によって検出される。この反応によって発生したガンマ線の信号をエネルギー分析装置１０２に対して出力する。
検出の過程に関しては、ＣｄＴｅ半導体検出器１０１の外部から入射するガンマ線の検出過程との差異は無く、コンプトン散乱、光電効果、電子対生成のいずれかの相互作用によって検出される。
When the
As for the detection process, there is no difference from the detection process of gamma rays incident from the outside of the
ここで、ＣｄＴｅ半導体検出器１０１を構成する、天然に存在するＣｄまたはＴｅの同位体のうち、低エネルギー中性子に対して著しく反応断面積が大きいのはＣｄ−１１３の中性子捕獲反応である。ここでいう低エネルギーとは熱中性子または高速中性子が減速材により減速され、減速材と熱平衡状態となった時に現れるエネルギー分布（熱中性子のマックスウェル分布）に属するエネルギーのことである。Ｃｄ−１１３の中性子捕獲反応により励起したＣｄ−１１４が生成され、Ｃｄ−１１４は短時間のうちにガンマ線を放出する。励起したＣｄ−１１４より放出されるガンマ線は複数のエネルギーは多岐にわたるが、最も発生率の高いガンマ線は５５８ｋｅＶのエネルギーを持つガンマ線である。
Here, among the naturally occurring Cd or Te isotopes constituting the
エネルギー分析装置１０２では、外部から入射したガンマ線および上述した過程によってＣｄＴｅ半導体検出器１０１内から発生した２次ガンマ線を検出した時のエネルギーの分布または特定のエネルギー範囲の個数として検出された計数を求める。一例として、ここでは波高分布をエネルギー分布に変換したエネルギースペクトルを求めることとする。
In the
中性子数分析装置１０３Ａの中性子捕獲反応分析部１１１Ａでは、データベース１３１から励起準位・放出ガンマ線に関する情報を取得し、核種，励起準位の同定を行うべく、エネルギー分析装置１０２で得られたエネルギースペクトルのうち、特定のエネルギー範囲の全吸収ピークの計数を取得する。ここでは、一例として、特定のエネルギー範囲をＣｄ−１１３による中性子捕獲反応に基づく５５８ｋｅＶの全吸収ピークとする。
The neutron capture reaction analysis unit 111A of the
データベース１３１には、あらかじめＣｄＴｅ半導体検出器１０１内で発生した５５８ｋｅＶのガンマ線に対する検出効率が記憶されているため、データベース１３１から検出効率に関する情報を取得して、この検出効率に関する情報により、５５８ｋｅＶの全吸収ピークの計数率からガンマ線発生率を算出する。
Since the
次いで、算出したガンマ線発生率と、データベース１３１に記憶された励起したＣｄ−１１４によって放出される５５８ｋｅＶのガンマ線放割合に関する情報を用いて、単位時間あたりのＣｄ−１１４の生成数を求める。
Next, the number of Cd-114 generated per unit time is obtained using the calculated gamma ray generation rate and information on the 558 keV gamma ray emission ratio emitted by the excited Cd-114 stored in the
次いで、この単位時間あたりのＣｄ−１１４の生成数と、データベース１３１に記憶されたＣｄ−１１３に対する低エネルギー中性子の中性子捕獲反応確率に関する情報とにより、単位時間あたりに起こるＣｄ−１１３と低エネルギー中性子の中性子捕獲反応数を求める。
Subsequently, Cd-113 and low-energy neutrons generated per unit time are obtained from the number of Cd-114 generated per unit time and information on the neutron capture reaction probability of low-energy neutrons for Cd-113 stored in the
次いで、この単位時間あたりの中性子捕獲反応数と、データベース１３１に記憶されたＣｄＴｅ半導体検出器１０１内のＣｄ−１１３の原子個数密度およびＣｄＴｅ半導体検出器１０１の厚さに関する情報とから、ＣｄＴｅ半導体検出器１０１に入射した低エネルギー中性子束を算出する。
Next, from the number of neutron capture reactions per unit time and the information regarding the atomic number density of Cd-113 in the
ここで、エネルギースペクトルからＣｄＴｅ半導体検出器１０１内のＣｄまたはＴｅの同位体の中性子捕獲反応に基づく成分を先に求めたＣｄ―１１３に対する発生割合から求めることができて取り除くことができたと仮定すると、残ったエネルギースペクトルは、ＣｄＴｅ半導体検出器１０１と反応したガンマ線由来のエネルギースペクトルと、低エネルギー中性子以上のエネルギーを持つ、すなわち高エネルギー中性子とＣｄＴｅ半導体検出器１０１のセンサ素子を構成するＣｄまたはＴｅ同位体との核反応によって発生した２次ガンマ線の検出に基づくエネルギースペクトルである。
Here, it is assumed that the component based on the neutron capture reaction of the Cd or Te isotope in the
従って、高エネルギー中性子分析部１２１では、中性子捕獲反応分析部１１１Ａにおける５５８ｋｅＶのエネルギー分析により算出された中性子束またはその過程で導出したパラメータの値から、エネルギースペクトル中における低エネルギー中性子とＣｄＴｅ半導体検出器１０１との中性子捕獲反応によるピークの成分の計数率を減算する。また、あらかじめ設定された高エネルギー中性子分析に用いるエネルギー範囲に関する情報と、データベース１３１に記憶されるそのエネルギー範囲の計数率と入射高エネルギー中性子の関係の情報から、高エネルギー中性子束を算出する。
Therefore, the high
これらの演算後に、表示装置１０５において、中性子数分析装置１０３Ａの中性子捕獲反応分析部１１１および高エネルギー中性子分析部１２１で求められたエネルギー帯ごとの計数または計数率等の情報や、ガンマ線数分析装置１０４で演算されたガンマ線計数等の情報を表示する。
After these calculations, in the
なお、ガンマ線の計数や計数率の導出は、公知の方法を用いる。 A known method is used for counting the gamma rays and deriving the count rate.
このように、本発明の中性子数分析装置および放射線計測装置の第１の実施形態では、外部からＣｄＴｅ半導体検出器１０１に入射するガンマ線と、ＣｄＴｅ半導体検出器１０１を構成するＣｄやＴｅと中性子との反応によって発生するガンマ線（２次ガンマ線）とを同時に検出し、中性子数分析装置１０３Ａにおいて測定対象環境中の中性子数や中性子束を求めることで中性子環境を分析する。同時に、ガンマ線数分析装置１０４において測定対象環境中のガンマ線数等を求めることでガンマ線環境を分析する。
よって、ガンマ線のエネルギー分布と中性子のエネルギー分布を単一の検出器で計測することができ、エネルギー帯ごとの中性子数の分析や中性子線源の核種分析と同時に、ガンマ線のエネルギー分析またはガンマ線源の核種分析が可能である。
As described above, in the first embodiment of the neutron number analyzer and the radiation measuring apparatus of the present invention, gamma rays incident on the
Therefore, gamma ray energy distribution and neutron energy distribution can be measured with a single detector, and gamma ray energy analysis or gamma ray source analysis is performed simultaneously with the analysis of the number of neutrons for each energy band and the nuclide analysis of the neutron source. Nuclide analysis is possible.
なお、以上の説明では、最終的に低エネルギーまたは高エネルギーの中性子束を算出しているが、中性子束の代わりに中性子数まで算出しても良い。また、中性子束や数に加えて、低エネルギー中性子数と高エネルギー中性子数の比や割合を算出しても良く、更に、算出された比や割合を用いて、観測対象とするエリアにおける中性子の減速状況を推定しても良い。また、低エネルギー中性子の有無または高エネルギー中性子の有無を判断しても良い。いずれの場合にせよ、状況によって求められる精度は異なるものの、放射線源の核種に関する有益な情報が得られることに変わりはない。 In the above description, the low energy or high energy neutron flux is finally calculated, but the number of neutrons may be calculated instead of the neutron flux. In addition to the neutron flux and number, the ratio and ratio of the number of low energy neutrons and the number of high energy neutrons may be calculated, and further, using the calculated ratio and ratio, the neutrons in the area to be observed can be calculated. The deceleration situation may be estimated. Also, the presence or absence of low energy neutrons or the presence or absence of high energy neutrons may be determined. In any case, the information required for the nuclide of the radiation source is still obtained, although the accuracy required depends on the situation.
また、本実施形態では、低エネルギー中性子として、中性子捕獲反応を利用して分析された熱中性子または熱中性子のマックスウェル分布のエネルギーを持つ中性子としたが、共鳴領域中性子も低エネルギー中性子に含めても良い。 In this embodiment, the low-energy neutron is a neutron having the energy of Maxwell distribution of thermal neutrons or thermal neutrons analyzed using a neutron capture reaction. Also good.
＜第２の実施形態＞
本発明の中性子数分析装置および放射線計測装置の第２の実施形態を図２を用いて説明する。
図２は本発明の第２の実施形態における放射線計測装置の構成を示すブロック図。
<Second Embodiment>
A second embodiment of the neutron number analyzer and radiation measuring apparatus of the present invention will be described with reference to FIG.
FIG. 2 is a block diagram showing the configuration of the radiation measuring apparatus according to the second embodiment of the present invention.
図２に示すように、本実施形態の放射線計測装置１００Ｂは、中性子捕獲反応を利用し、熱中性子と共鳴領域中性子を分離して計測する装置であり、ＣｄＴｅ半導体検出器１０１、エネルギー分析装置１０２、中性子数分析装置１０３Ｂ、ガンマ線数分析装置１０４、表示装置１０５とで構成される。
As shown in FIG. 2, the
本実施形態では、中性子数分析装置１０３Ｂは、中性子捕獲反応分析部１１１Ｂおよび高エネルギー中性子分析部１２１が備えられている。また、この中性子捕獲反応分析部１１１Ｂには、熱中性子分析部１１３と共鳴領域中性子分析部１１４が備えられている。
In the present embodiment, the
その他の構成は、第１の実施形態の放射線計測装置１００Ａと略同じである。
Other configurations are substantially the same as those of the
第１の実施形態では、中性子捕獲反応分析部１１１によって算出する低エネルギー中性子は熱中性子または熱中性子のマックスウェル分布のエネルギーに属する中性子としたが、本実施形態では、放射線計測装置１００Ｂの中性子捕獲反応分析部１１１Ｂは、熱中性子または熱中性子のマックスウェル分布のエネルギーに属する中性子の他に、このエネルギー領域よりも高い共鳴領域の中性子も分析する。
In the first embodiment, the low energy neutron calculated by the neutron capture
例えば、熱中性子および熱外中性子が存在する環境では、複数の中性子捕獲反応を利用する。ここでは、一例として、Ｃｄ−１１３、Ｃｄ−１１４、Ｔｅ−１２２の中性子捕獲反応を利用する場合を想定する。 For example, in an environment where thermal neutrons and epithermal neutrons exist, a plurality of neutron capture reactions are used. Here, the case where the neutron capture reaction of Cd-113, Cd-114, and Te-122 is utilized as an example is assumed.
ＣｄＴｅ半導体検出器１０１中では、Ｃｄ−１１４が中性子捕獲反応を起こすと、Ｃｄ−１１５の励起状態となりガンマ線を放出する。共鳴領域の中性子に対するＣｄ−１１４の中性子捕獲反応断面積は、熱中性子に対する中性子捕獲反応に対して断面積が約５０倍高い。同様に共鳴領域中性子に対するＴｅ−１２２の中性子捕獲反応断面積は、熱中性子に対する中性子捕獲反応断面積に対して約２０倍高い。一方、共鳴領域中性子に対するＣｄ−１１３の中性子捕獲反応断面積は、熱中性子に対する中性子捕獲反応断面積に対して約１／７０である。
In the
そして、Ｃｄ−１１４の中性子捕獲反応で生成されるＣｄ−１１５はＣｄ−１１６の（ｎ，２ｎ）反応でも生成される。Ｃｄ−１１６の（ｎ，２ｎ）反応は１０ＭｅＶから２０ＭｅＶの中性子に対して断面積が高い。Ｃｄ−１１４の共鳴領域中性子に対する反応断面積とＣｄ−１１４の天然存在比の積とＣｄ−１１６の（ｎ，２ｎ）反応の反応断面積とＣｄ−１１６の天然存在比の積を比較すると、Ｃｄ−１１４の共鳴領域中性子に対する積の方が約３５倍高い。 And Cd-115 produced | generated by the neutron capture reaction of Cd-114 is produced | generated also by the (n, 2n) reaction of Cd-116. The (n, 2n) reaction of Cd-116 has a high cross-sectional area for neutrons of 10 to 20 MeV. Comparing the product of the reaction cross section of Cd-114 to the resonance region neutron and the product of the natural abundance ratio of Cd-114, the product of the reaction cross section of the (n, 2n) reaction of Cd-116 and the natural abundance ratio of Cd-116, The product of Cd-114 for the resonance region neutron is about 35 times higher.
また、Ｔｅ−１２２の中性子捕獲反応で生成されるＴｅ−１２３は、Ｔｅ−１２３の非弾性散乱、Ｔｅ−１２４の（ｎ，２ｎ）反応でも生成される。Ｔｅ−１２３の非弾性散乱は、数１００ｋｅＶから１０ＭｅＶまでの中性子に対して断面積が高い。Ｃｄ−１２４の（ｎ，２ｎ）反応は１０ＭｅＶから２０ＭｅＶの中性子に対して断面積が高い。 Te-123 produced by Te-122 neutron capture reaction is also produced by Te-123 inelastic scattering and Te-124 (n, 2n) reaction. The inelastic scattering of Te-123 has a high cross section for neutrons from several hundred keV to 10 MeV. The (n, 2n) reaction of Cd-124 has a high cross-sectional area for neutrons of 10 to 20 MeV.
そして、Ｔｅ−１２２の共鳴領域中性子に対する中性子捕獲反応断面積とＴｅ−１２２の天然存在比の積と、Ｔｅ−１２３の数ＭｅＶ中性子に対する非弾性散乱断面積とＴｅ−１２３の天然存在比の積を比較すると、Ｔｅ−１２２の積の方が１００から２００倍高い。また、Ｔｅ−１２４の１０ＭｅＶから２０ＭｅＶ中性子に対する（ｎ，２ｎ）反応断面積とＴｅ−１２４の天然存在比の積と比較すると、Ｔｅ−１２２の積の方が約３０から４０倍高い。 The product of the neutron capture reaction cross section for Te-122 resonance region neutrons and the natural abundance ratio of Te-122, and the product of the inelastic scattering cross section for Te-123 several MeV neutrons and the natural abundance ratio of Te-123. The Te-122 product is 100 to 200 times higher. Also, the product of Te-122 is about 30 to 40 times higher than the product of the (n, 2n) reaction cross section for Te-124 from 10 MeV to 20 MeV neutrons and the natural abundance ratio of Te-124.
すなわち、Ｃｄ−１１３の中性子捕獲反応によって放出されるガンマ線の他に、Ｃｄ−１１４またはＴｅ−１２２の中性子捕獲反応によって放出されるガンマ線の少なくとも一つを検出出来れば、共鳴領域の中性子が存在していると考えられる。 That is, if at least one of gamma rays emitted by the neutron capture reaction of Cd-114 or Te-122 can be detected in addition to the gamma rays emitted by the neutron capture reaction of Cd-113, neutrons in the resonance region exist. It is thought that.
従って、本実施形態の中性子捕獲反応分析部１１１Ｂでは、Ｃｄ−１１３、Ｃｄ−１１４、Ｔｅ−１２２の中性子捕獲反応によって発生したガンマ線の全吸収ピークを計数し、Ｃｄ−１１４とＴｅ−１２２の少なくとも一方から放出されるガンマ線の全吸収ピークの計数を取得できれば、Ｃｄ−１１３の中性子捕獲反によって放出されるガンマ線の全吸収ピークの計数との比較により、共鳴領域中性子を分析できる。
Therefore, in the neutron capture
そこで、分析対象とする全吸収ピークの計数の分析では、熱中性子分析部１１３においてＣｄ−１１３の熱中性子に対する中性子捕獲反応断面積とＣｄ−１１３の天然存在比の積、Ｃｄ−１１３の共鳴領域中性子に対する中性子捕獲反応断面積とＣｄ−１１３の天然の存在比の積を相関のあるパラメータとして用いて、エネルギー分析装置１０２で求めたエネルギースペクトルから熱中性子の捕獲反応に起因したガンマ線の信号を分離し、熱中性子の計数や計数率を演算する。
同様に、分析対象とするＣｄ−１１４またはＴｅ−１２２の全吸収ピークの計数では、共鳴領域中性子分析部１１４において、Ｃｄ−１１４またはＴｅ−１２２の天然存在比と熱中性子に対する中性子捕獲反応断面積の積とＣｄ−１１４またはＴｅ−１２２の天然存在比と共鳴領域中性子に対する中性子捕獲反応断面積の積を相関のあるパラメータとして用いて、エネルギー分析装置１０２で求めたエネルギースペクトルから共鳴領域中性子の捕獲反応に起因したガンマ線の信号を分離し、共鳴領域中性子の計数や計数率を演算する。
Therefore, in the analysis of counting the total absorption peaks to be analyzed, in the thermal
Similarly, in counting the total absorption peak of Cd-114 or Te-122 to be analyzed, the resonance region
また、同位体ごとに熱中性子に対する中性子捕獲反応断面積と天然存在比の積と共鳴領域中性子に対する中性子捕獲反応断面積と天然存在比の積の関係が異なるため、これらのパラメータから中性子捕獲反応分析部１１１Ｂにおいて熱中性子と共鳴領域中性子の割合を算出する。
In addition, the relationship between the product of the neutron capture reaction cross section for thermal neutrons and the natural abundance ratio and the product of the neutron capture reaction cross section for resonance region neutrons and the natural abundance ratio for each isotope is different. The ratio of the thermal neutron and the resonance region neutron is calculated in the
更に、熱中性子分析部１１３および共鳴領域中性子分析部１１４において算出した熱中性子および共鳴領域中性子を低エネルギー中性子とし、第１の実施形態と同様の操作により、高エネルギー中性子分析部１２１において高束中性子を分析する。
Further, the thermal neutrons and the resonance region neutrons calculated in the thermal
なお、ガンマ線計測および出力される結果については、第１の実施形態と同様である。 Note that the gamma ray measurement and output results are the same as in the first embodiment.
本発明の中性子数分析装置および放射線計測装置の第２の実施形態においても、前述した中性子数分析装置および放射線計測装置の第１の実施形態とほぼ同様な効果が得られる。 Also in the second embodiment of the neutron number analyzer and radiation measuring apparatus of the present invention, substantially the same effect as the first embodiment of the neutron number analyzer and radiation measuring apparatus described above can be obtained.
なお、Ｃｄ−１１３の中性子捕獲反応に加えて２つ以上の中性子捕獲反応を利用することにより、熱中性子または熱中性子のマックスウェル分布を持つ中性子のエネルギーと共鳴領域中性子という区分ではなく、より細かくエネルギー帯を分離することもできる。 By using two or more neutron capture reactions in addition to the neutron capture reaction of Cd-113, the neutron energy having the Maxwell distribution of thermal neutrons or thermal neutrons and the resonance region neutrons are not classified. It is also possible to separate energy bands.
また、熱中性子または熱中性子のマックウェル分布に属する中性子が存在しない環境であれば、中性子捕獲反応分析部１１１Ｂによる分析対象のエネルギー帯を熱外中性子まで上げればよい。
Further, in an environment where there is no neutron belonging to thermal neutrons or Macwell distribution of thermal neutrons, the energy band to be analyzed by the neutron capture
＜第３の実施形態＞
本発明の中性子数分析装置および放射線計測装置の第３の実施形態を図３を用いて説明する。
図３は本発明の第３の実施形態における放射線計測装置の構成を示すブロック図である。
<Third Embodiment>
A third embodiment of the neutron number analyzer and radiation measuring apparatus of the present invention will be described with reference to FIG.
FIG. 3 is a block diagram showing the configuration of the radiation measuring apparatus according to the third embodiment of the present invention.
図３に示すように、本実施形態の放射線計測装置１００Ｃは、ＣｄＴｅ半導体検出器１０１、エネルギー分析装置１０２、中性子数分析装置１０３Ｃ、ガンマ線数分析装置１０４、表示装置１０５とで構成される。
As shown in FIG. 3, the radiation measuring apparatus 100 </ b> C of this embodiment includes a
図３では、中性子数分析装置１０３Ｃの中に、中性子捕獲反応分析部１１１および高エネルギー中性子分析部１２１Ｃが備えられている。また、高エネルギー中性子分析部１２１Ｃには、非弾性散乱分析部１２３と（ｎ，２ｎ）反応分析部１２４が備えられている。
In FIG. 3, a neutron
その他の構成は、第１の実施形態の放射線計測装置１００Ａと略同じである。
Other configurations are substantially the same as those of the
ここで、中性子捕獲反応以外の多くの中性子と物質の核反応では、数１００ｋｅＶ以上のしきいエネルギーが存在する。このしきいエネルギーのある反応とは、しきいエネルギー以上のエネルギーを持つ中性子としか核反応を起こさない反応のことである。従って、しきいエネルギー以上の核反応によって生成された同位体によって放出される２次ガンマ線を検出できれば、しきいエネルギー以上の中性子が観測場に存在していたことがわかる。また、しきいエネルギーは核種ごと、核反応ごとに異なるエネルギーとなる。このため、複数のしきいエネルギーを持つ核反応を利用すれば、高エネルギー領域を複数のエネルギー帯に分離することができる。 Here, in many neutron-substance nuclear reactions other than the neutron capture reaction, a threshold energy of several hundred keV or more exists. This reaction having a threshold energy is a reaction that only causes a nuclear reaction with neutrons having energy higher than the threshold energy. Therefore, if secondary gamma rays emitted by an isotope generated by a nuclear reaction with a threshold energy or higher can be detected, it can be understood that neutrons with a threshold energy or higher are present in the observation field. The threshold energy is different for each nuclide and for each nuclear reaction. For this reason, if a nuclear reaction having a plurality of threshold energies is used, the high energy region can be separated into a plurality of energy bands.
そこで、本実施形態では、高エネルギー中性子分析部１２１Ｃにおいて非弾性散乱と（ｎ，２ｎ）反応とを用いる例を示す。しかし用いる反応はこれに限定されず、非弾性散乱のみ、（ｎ，２ｎ）反応のみ、または非弾性散乱、（ｎ，２ｎ）反応に加え（ｎ，３ｎ）反応を利用するなど、しきいエネルギーを持つ反応の組み合わせにより、複数のパターンがあり得る。
Therefore, in this embodiment, an example in which inelastic scattering and (n, 2n) reaction are used in the high energy
なお、中性子捕獲反応分析部１１１において演算する低エネルギー中性子に関しては、第１の実施形態と略同じであるため、詳細な説明は省略するが、第２の実施形態における中性子捕獲反応分析部１１１Ｂを備えていてもよい。
The low-energy neutrons calculated in the neutron capture
ＣｄＴｅ半導体検出器１０１のセンサ素子を構成する同位体のうち、Ｔｅ−１３０は非弾性散乱によりガンマ線を放出する。Ｔｅ−１３０の非弾性散乱で放出されるガンマ線と同じエネルギーを持つガンマ線を放出するためには、何らかの核反応によってＴｅ−１３０が生成されなければならない。しかしながら、天然に存在するＴｅの同位体と中性子の間で、中性子捕獲反応、（ｎ，２ｎ）反応、（ｎ，３ｎ）反応、（ｎ，ｐ）反応など、いずれの反応によってもＴｅ−１３０は生成されない。このため、Ｔｅ−１３０の非弾性散乱によって放出されるガンマ線を検出できれば、非弾性散乱のしきいエネルギー以上のエネルギーを持つ中性子が存在している場であるといえる。
Of the isotopes constituting the sensor element of the
（ｎ，２ｎ）反応も同様に、中性子捕獲反応、非弾性散乱と競合しない場合がある。Ｃｄ−１０６の（ｎ，２ｎ）反応とＴｅ−１２０の（ｎ，２ｎ）反応である。これらの反応によって放出されるガンマ線を検出することができれば、この（ｎ，２ｎ）反応のしきいエネルギー以上の中性子が存在している場であるといえる。 Similarly, the (n, 2n) reaction may not compete with the neutron capture reaction and inelastic scattering. These are (n, 2n) reaction of Cd-106 and (n, 2n) reaction of Te-120. If gamma rays emitted by these reactions can be detected, it can be said that this is a field where neutrons exceeding the threshold energy of this (n, 2n) reaction exist.
しかしながら、Ｃｄ−１０６およびＴｅ−１２０は天然存在比が小さい。従って、（ｎ，２ｎ）反応によって発生するガンマ線が有意に検出されない可能性がある。従って、何らかの核反応と競合する（ｎ，２ｎ）反応を利用する。ここでは、一例として、Ｃｄ−１１１の（ｎ，２ｎ）反応を利用する場合について説明する。 However, Cd-106 and Te-120 have a small natural abundance ratio. Therefore, there is a possibility that gamma rays generated by the (n, 2n) reaction are not detected significantly. Therefore, a (n, 2n) reaction that competes with some nuclear reaction is used. Here, as an example, a case where the (n, 2n) reaction of Cd-111 is used will be described.
１０ＭｅＶから２０ＭｅＶのエネルギーを持つ中性子の平均に対するＣｄ−１１１の（ｎ，２ｎ）反応の反応断面積は、核***スペクトルのエネルギーを持つ中性子の平均に対するＣｄ−１１１の（ｎ，２ｎ）反応の反応断面積よりも、約３５０倍高い。 The reaction cross section of the (n, 2n) reaction of Cd-111 for the mean of neutrons with energies of 10 MeV to 20 MeV is the reaction interruption of the (n, 2n) reaction of Cd-111 for the mean of neutrons with fission spectrum energy. About 350 times higher than the area.
このＣｄ−１１１の（ｎ，２ｎ）反応によって生成される同位体はＣｄ−１１０である。励起したＣｄ−１１０から放出されるガンマ線は、Ｃｄ−１１０の非弾性散乱によっても放出される。
ここでＣｄ−１１１の（ｎ，２ｎ）反応の断面積とＣｄ−１１１の天然存在比の積と、Ｃｄ−１１０の非弾性散乱とＣｄ−１１０の天然存在比の積とを考えると、核***スペクトルのエネルギーの中性子に対して、Ｃｄ−１１１の（ｎ，２ｎ）反応は約１／２７５の値であるが、１０ＭｅＶから２０ＭｅＶの中性子に対しては約３倍高い値となっている。
The isotope produced by the (n, 2n) reaction of Cd-111 is Cd-110. Gamma rays emitted from the excited Cd-110 are also emitted by inelastic scattering of Cd-110.
Considering the product of the cross-sectional area of (d, 2n) reaction of Cd-111 and the natural abundance ratio of Cd-111, and the product of inelastic scattering of Cd-110 and natural abundance ratio of Cd-110, For neutrons with spectral energy, the (n, 2n) reaction of Cd-111 is about 1/275, but about 3 times higher for neutrons of 10 to 20 MeV.
そのため、１０ＭｅＶから２０ＭｅＶのエネルギー帯と核***スペクトルのエネルギー帯ごとの入射中性子数がわかれば、上記した相対比（Ｃｄ−１１１の（ｎ，２ｎ）反応の断面積とＣｄ−１１１の天然存在比の積と、Ｃｄ−１１０の非弾性散乱とＣｄ−１１０の天然存在比の積との比）から反応数を算出することができる。反応数は全吸収ピークの計数より算出できる。従って、一方のエネルギー帯の入射中性子数がわかれば、他方のエネルギー帯における入射中性子数も求めることができる。 Therefore, if the number of incident neutrons for each energy band of 10 MeV to 20 MeV and the energy band of the fission spectrum is known, the relative ratio (Cd-111 (n, 2n) reaction cross-sectional area and Cd-111 natural abundance ratio) The number of reactions can be calculated from the product and the ratio of the product of inelastic scattering of Cd-110 and the natural abundance ratio of Cd-110). The number of reactions can be calculated from the total absorption peak count. Therefore, if the number of incident neutrons in one energy band is known, the number of incident neutrons in the other energy band can also be obtained.
また、核***スペクトルのエネルギーを持つ中性子の平均に対するＴｅ−１３０の非弾性散乱の断面積と、１０ＭｅＶから２０ＭｅＶのエネルギーを持つ中性子に対するＴｅ−１３０の非弾性散乱の断面積は、核***スペクトルのエネルギーを持つ中性子に対するＴｅ−１３０の非弾性散乱の断面積の方が約６倍高い値となっている。 Also, the inelastic scattering cross-section of Te-130 with respect to the average of neutrons with fission spectrum energy and the inelastic scattering cross-section of Te-130 with respect to neutrons with energies of 10 to 20 MeV are the energy of fission spectra. The cross-sectional area of Te-130 inelastic scattering with respect to neutrons is about 6 times higher.
そのため、１０ＭｅＶから２０ＭｅＶのエネルギー帯と核***スペクトルのエネルギー帯ごとの入射中性子数がわかれば、このＴｅ−１３０に関する反応断面積比より反応数がわかる。反応数は全吸収ピークの計数より算出できる。従って、励起したＣｄ−１１０からのガンマ線同様、一方のエネルギー帯の入射中性子数がわかれば、他方のエネルギー帯における入射中性子数を求めることができる。 Therefore, if the number of incident neutrons for each energy band of 10 MeV to 20 MeV and the energy band of the fission spectrum is known, the reaction number can be determined from the reaction cross-sectional area ratio for Te-130. The number of reactions can be calculated from the total absorption peak count. Therefore, as with the gamma rays from the excited Cd-110, if the number of incident neutrons in one energy band is known, the number of incident neutrons in the other energy band can be obtained.
従って、本実施形態の高エネルギー中性子分析部１２１Ｃでは、エネルギースペクトルの分離にあたっては非弾性散乱分析部１２３においてＴｅ−１３０の非弾性散乱に関するパラメータを用いて非弾性散乱のエネルギーをもつ中性子の反応数を求める。同時に、（ｎ，２ｎ）反応分析部１２４においてＣｄ−１１１の（ｎ，２ｎ）反応に関するパラメータを用いて核***スペクトルのエネルギーをもつ中性子の反応数を求める。次いで、各エネルギー帯ごとの中性子数を算出し、計数や計数率などを求める。
Therefore, in the high energy
なお、中性子捕獲反応分析部１１１におけるしきいエネルギー未満のエネルギーの中性子である熱中性子とＣｄまたはＴｅとの反応に起因したガンマ線の信号をエネルギースペクトルから分離する処理や、ガンマ線計測および出力される結果については、第１の実施形態と同様である。
In the neutron capture
本発明の中性子数分析装置および放射線計測装置の第３の実施形態においても、前述した中性子数分析装置および放射線計測装置の第１の実施形態とほぼ同様な効果が得られる。 In the third embodiment of the neutron number analyzer and the radiation measuring apparatus of the present invention, substantially the same effect as that of the first embodiment of the neutron number analyzer and the radiation measuring apparatus described above can be obtained.
なお、本実施形態では、エネルギー帯として核***スペクトルを用いたが、必ずしも核***スペクトルである必要はない。また、より多くの反応を利用することで、より細かくエネルギー帯を区切ることが可能である。 In this embodiment, the fission spectrum is used as the energy band. However, the fission spectrum is not necessarily required. In addition, the energy band can be divided more finely by using more reactions.
また、図３では、中性子捕獲反応分析部１１１により低エネルギー中性子を分析することとなっているが、第２の実施形態のように低エネルギー中性子を複数のエネルギー帯に分離しても良い。
In FIG. 3, low energy neutrons are analyzed by the neutron capture
＜第４の実施形態＞
本発明の中性子数分析装置および放射線計測装置の第４の実施形態を図４を用いて説明する。
第４の実施形態における中性子数分析装置および放射線計測装置は、ＣｄＴｅ半導体検出器１０１以外の構成は第１の実施形態の放射線計測装置と略同じであり、詳細は省略する。
図４は本発明の第４の実施形態における放射線計測装置の構成の一部の概略を示す図である。
<Fourth Embodiment>
A fourth embodiment of the neutron number analyzer and radiation measuring apparatus of the present invention will be described with reference to FIG.
The neutron number analyzer and the radiation measurement apparatus in the fourth embodiment are substantially the same as the radiation measurement apparatus in the first embodiment except for the
FIG. 4 is a diagram showing an outline of a part of the configuration of the radiation measuring apparatus according to the fourth embodiment of the present invention.
図４に示すように、本実施形態の放射線計測装置は、ＣｄＴｅ半導体検出器１０１をＣｄＴｅ半導体検出器１０１に近い側からガンマ線遮蔽体３０２、中性子吸収材３０３、中性子減速材３０４の順で覆い、コリメータ３０１を設けた構成である。
As shown in FIG. 4, the radiation measurement apparatus according to the present embodiment covers the
ガンマ線遮蔽体３０２は、ＣｄＴｅ半導体検出器１０１の周囲を覆う遮蔽材である。中性子吸収材３０３は、このガンマ線遮蔽体３０２を覆う部材である。中性子減速３０４材は、この中性子吸収材３０３を覆う部材である。
The
コリメータ３０１は、ガンマ線遮蔽体３０２、中性子吸収材３０３および中性子遮蔽材３０４を貫通してＣｄＴｅ半導体検出器１０１と外部とを接続する部材である。
The
本実施形態では、コリメータ３０１を透過してＣｄＴｅ半導体検出器１０１に入射するガンマ線および中性子はＣｄＴｅ半導体検出器１０１でエネルギー帯ごとに検出される。
In the present embodiment, gamma rays and neutrons that pass through the
一方、コリメータ３０１を透過しないガンマ線は、ガンマ線遮蔽体３０２で遮蔽され、ＣｄＴｅ半導体検出器１０１への入射が妨害され、検出されない。
また、コリメータ３０１を透過しない中性子は、中性子減速材３０４で減速され、中性子吸収材３０３で吸収される。中性子吸収材３０３と中性子の間で起こる中性子吸収反応によって放出される２次粒子はガンマ線遮蔽体３０２によって、ＣｄＴｅ半導体検出器１０１への入射が妨害され、検出されない。
このため、ＣｄＴｅ半導体検出器１０１で検出されるガンマ線および中性子のほとんどが、コリメータ３０１を通過した成分となる。すわなち、コリメータ３０１を介してある一定の方向からＣｄＴｅ半導体検出器１０１に入射する中性子およびガンマ線のみを観察するよう構成されていることになる。
On the other hand, the gamma rays that do not pass through the
Neutrons that do not pass through the
For this reason, most of the gamma rays and neutrons detected by the
なお、ＣｄＴｅ半導体検出器１０１におけるガンマ線や２次ガンマ線の検出、エネルギー分析装置におけるエネルギースペクトルの算出、中性子数分析装置における中性子数等の演算やガンマ線数分析装置におけるガンマ線数等の演算とその出力、および表示装置における表示結果については、第１の実施形態と同様である。
In addition, detection of gamma rays and secondary gamma rays in the
本発明の放射線計測装置の第４の実施形態においても、前述した放射線計測装置の第１の実施形態とほぼ同様な効果が得られる。 In the fourth embodiment of the radiation measuring apparatus of the present invention, substantially the same effect as that of the first embodiment of the radiation measuring apparatus described above can be obtained.
加えて、本実施形態では、ある一定の方向からのみをＣｄＴｅ半導体検出器１０１で観察するため、周囲からの散乱の影響は考えなくても良い。従って、ＣｄＴｅ半導体検出器１０１と中性子数分析装置によって中性子のエネルギー帯を分析することで、観測方向から入射する中性子のエネルギー帯を判別することが可能である。
In addition, in this embodiment, since the
例えば、観測対象領域のいずれかの場所に核***性核種が存在していたとする。このときに、入射中性子の多くが低エネルギー成分であった場合、観測領域中にある中性子源から放出された中性子は、ＣｄＴｅ半導体検出器１０１に入射するまでに減速されたことがわかる。一方、高エネルギー成分が支配的だったのであれば、中性子源は減速材に覆われた位置には存在しないということを判別することができるようになる。
For example, it is assumed that a fissile nuclide exists in any place in the observation target region. At this time, when most of the incident neutrons are low energy components, it can be seen that the neutrons emitted from the neutron source in the observation region are decelerated until they enter the
従って、本実施形態によれば、観測対象領域中における中性子源の有無が判定可能であるだけでなく、その中性子源の存在位置が水中なのか気中なのかという事や、何らかの構造物に囲われているのかという情報を得ることができる。 Therefore, according to the present embodiment, not only the presence / absence of a neutron source in the observation target region can be determined, but also whether the location of the neutron source is in water or in the air, or surrounded by some structure. You can get information on whether or not
なお、本実施形態において、エネルギー分析装置１０２以降の構成は第１の実施形態と略同じとしたが、これに限られず、エネルギー分析装置１０２以降の構成は第２の実施形態や第３の実施形態と同様の構成であってもよいし、第１乃至第３の実施形態の構成を適宜組み合わせたものとすることができる。
In the present embodiment, the configuration after the
＜その他＞
なお、本発明は上記の実施形態に限られず、種々の変形、応用が可能なものである。上述の実施形態は本発明を分かりやすく説明するために詳細に説明したものであり、必ずしも説明した全ての構成を備えるものに限定されるものではない。
<Others>
In addition, this invention is not restricted to said embodiment, A various deformation | transformation and application are possible. The above-described embodiment has been described in detail for easy understanding of the present invention, and is not necessarily limited to the one having all the configurations described.
例えば、放射線スペクトロメータとしてＣｄＴｅ半導体検出器を用いる場合について説明したが、放射線スペクトロメータにはＣＺＴ（Ｃｄ１−χＺｎχＴｅ：テルル化カドミウム亜鉛）半導体検出器を用いることができる。
放射線スペクトロメータとしてＣＺＴを用いる場合も、第１乃至第４の実施形態において説明したＣｄＴｅ半導体検出器を用いる場合と同様の反応を用いて、中性子数の計数や計数率など、ガンマ線の計数や計数率などを演算することで、上述した実施形態と同様の効果を奏することができる。
For example, the description has been given of the case of using CdTe semiconductor detectors as radiation spectrometer, the radiation spectrometer CZT: can be used (Cd 1-χ Zn χ Te cadmium zinc telluride) semiconductor detector.
Even when CZT is used as a radiation spectrometer, gamma ray counting and counting such as neutron counting and counting rate are performed using the same reaction as that using the CdTe semiconductor detector described in the first to fourth embodiments. By calculating the rate and the like, the same effects as those of the above-described embodiment can be obtained.
また、上述した実施形態では、ガンマ線スペクトル中で計測する対象を全吸収ピークを用いたが、光電ピークを用いることができる。 In the above-described embodiment, the total absorption peak is used as an object to be measured in the gamma ray spectrum, but a photoelectric peak can be used.
さらに、既存の検出器で検出したエネルギースペクトルのデータを本発明の中性子数分析装置に入力して演算処理を実行することで、すでに測定済みの結果における入射中性子数を求めることが可能である。 Furthermore, it is possible to obtain the number of incident neutrons in the already measured result by inputting the energy spectrum data detected by the existing detector to the neutron number analyzer of the present invention and executing the arithmetic processing.
上述した中性子数分析装置やこの中性子数分析装置を備えた放射線計測装置は、例えば、福島第１原子力発電所の廃止措置，原子炉等設備における放射線モニタ，粒子線加速器における放射線モニタ，加速器中性子源における放射線モニタ，ボアホールモニタとして好適に使用される。 The above-described neutron number analyzer and the radiation measuring apparatus equipped with this neutron number analyzer include, for example, decommissioning of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station, radiation monitor in reactors, radiation monitor in particle beam accelerator, accelerator neutron source It is suitably used as a radiation monitor and a borehole monitor.
本実施形態は、測定対象環境中に、放射線と反応する放射線スペクトロメータを設置し、この放射線スペクトロメータ中で生じたセンサの構成物質と中性子との反応によって発生する２次ガンマ線と、前記放射線スペクトロメータ中で生じたセンサの構成物質とガンマ線とを前記放射線スペクトロメータで計測し、この放射線スペクトロメータの計測結果からエネルギースペクトルを求め、この求めたエネルギースペクトルから、前記放射線スペクトロメータ中で生じたセンサの構成物質と中性子との反応に起因する信号を分離し、前記放射線スペクトロメータに入射した中性子数を演算するものである。 In the present embodiment, a radiation spectrometer that reacts with radiation is installed in the measurement target environment, secondary gamma rays generated by the reaction between the constituent material of the sensor and the neutron generated in the radiation spectrometer, and the radiation spectrometer. A sensor component generated in the meter and gamma rays are measured with the radiation spectrometer, an energy spectrum is obtained from the measurement result of the radiation spectrometer, and the sensor produced in the radiation spectrometer is obtained from the obtained energy spectrum. The signal resulting from the reaction between the constituent material and neutron is separated, and the number of neutrons incident on the radiation spectrometer is calculated.
１００Ａ，１００Ｂ，１００Ｃ…放射線計測装置、
１０１…ＣｄＴｅ半導体検出器、
１０２…エネルギー分析装置、
１０３Ａ，１０３Ｂ，１０３Ｃ…中性子数分析装置、
１０４…ガンマ線数分析装置、
１０５…表示装置、
１１１，１１１Ｂ…中性子捕獲反応分析部、
１１３…熱中性子分析部、
１１４…共鳴領域中性子分析部、
１２１，１２１Ｃ…高エネルギー中性子分析部、
１２３…非弾性散乱分析部、
１２４…（ｎ，２ｎ）反応分析部、
１３１…データベース、
３０１…コリメータ、
３０２…ガンマ線遮蔽体、
３０３…中性子吸収材、
３０４…中性子減速材。
100A, 100B, 100C ... radiation measuring device,
101 ... CdTe semiconductor detector,
102 ... Energy analyzer,
103A, 103B, 103C ... Neutron number analyzer,
104: Gamma ray number analyzer,
105 ... display device,
111, 111B ... neutron capture reaction analysis unit,
113 ... thermal neutron analysis section,
114 ... resonance region neutron analysis section,
121, 121C ... high energy neutron analysis section,
123: Inelastic scattering analysis unit,
124 ... (n, 2n) reaction analysis unit,
131 ... Database,
301 ... collimator,
302 ... gamma ray shield,
303 ... Neutron absorber,
304: Neutron moderator.
Claims (10)
放射線スペクトロメータの出力信号に基づいて求められたエネルギースペクトルから、前記放射線スペクトロメータ中で生じたセンサの構成物質と中性子との反応によって発生するガンマ線の信号を分離する分析部を備えた
ことを特徴とする中性子数分析装置。 A neutron number analyzer for calculating the number of neutrons in a measurement target environment where a radiation spectrometer that reacts with radiation is installed,
An analysis unit is provided for separating a gamma ray signal generated by a reaction between a constituent material of a sensor generated in the radiation spectrometer and a neutron from an energy spectrum obtained based on an output signal of the radiation spectrometer. A neutron number analyzer.
前記分析部は、前記構成物質と前記中性子との反応として生じた中性子捕獲反応に起因したガンマ線の信号を前記エネルギースペクトルから分離する中性子捕獲反応分析部を有する
ことを特徴とする中性子数分析装置。 In the neutron number analyzer according to claim 1,
The said analysis part has a neutron capture reaction analysis part which isolate | separates the signal of the gamma ray resulting from the neutron capture reaction produced as a reaction with the said structural material and the said neutron from the said energy spectrum. The neutron number analyzer characterized by the above-mentioned.
前記中性子捕獲反応分析部は、熱中性子または熱中性子のマックスウェル分布のエネルギー帯に属する中性子と前記構成物質との反応を用いる
ことを特徴とする中性子数分析装置。 In the neutron number analyzer according to claim 2,
The neutron capture reaction analyzing unit uses a reaction between a neutron belonging to an energy band of thermal neutrons or a Maxwell distribution of thermal neutrons and the constituent material.
前記中性子捕獲反応分析部は、共鳴領域のエネルギーを持つ中性子と前記構成物質との反応を用いる
ことを特徴とする中性子数分析装置。 In the neutron number analyzer according to claim 2,
The neutron capture reaction analysis unit uses a reaction between a neutron having energy in a resonance region and the constituent material. A neutron number analyzer.
前記中性子捕獲反応分析部は、２種類以上の中性子捕獲反応をそれぞれ区別して、前記エネルギースペクトルから各々の中性子捕獲反応に起因したガンマ線の信号を分離する
ことを特徴とする中性子数分析装置。 In the neutron number analyzer according to claim 2,
The neutron capture reaction analysis unit distinguishes two or more types of neutron capture reactions, and separates gamma ray signals resulting from each neutron capture reaction from the energy spectrum.
前記中性子捕獲反応分析部は、前記エネルギースペクトルのうち、計測されるガンマ線の計数の差または比を用いて、複数のエネルギー帯に対する中性子数を分離する
ことを特徴とする中性子数分析装置。 In the neutron number analyzer according to claim 5,
The said neutron capture reaction analysis part isolate | separates the neutron number with respect to a several energy band using the difference or ratio of the count of the gamma ray measured among the said energy spectra. The neutron number analyzer characterized by the above-mentioned.
前記分析部は、前記構成物質と前記中性子との反応として生じたしきいエネルギーのある反応に起因したガンマ線の信号を前記エネルギースペクトルから分離する高エネルギー中性子分析部を有する
ことを特徴とする中性子数分析装置。 In the neutron number analyzer according to claim 1,
The analysis unit includes a high-energy neutron analysis unit that separates a signal of gamma rays resulting from a reaction having a threshold energy generated as a reaction between the constituent material and the neutron from the energy spectrum. Analysis equipment.
前記分析部は、所定のしきいエネルギー以上のエネルギーの中性子と前記構成物質との反応に起因したガンマ線の信号を前記エネルギースペクトルから分離する高エネルギー中性子分析部と、前記しきいエネルギー未満のエネルギーの中性子と前記構成物質との反応に起因したガンマ線の信号を前記エネルギースペクトルから分離する中性子捕獲反応分析部とを有する
ことを特徴とする中性子数分析装置。 In the neutron number analyzer according to claim 1,
The analysis unit includes a high-energy neutron analysis unit that separates a gamma ray signal resulting from a reaction between a neutron having an energy equal to or higher than a predetermined threshold energy and the constituent material from the energy spectrum, and an energy having an energy less than the threshold energy. A neutron number analyzer, comprising: a neutron capture reaction analyzer that separates a gamma ray signal resulting from a reaction between neutrons and the constituent material from the energy spectrum.
放射線スペクトロメータと、
この放射線スペクトロメータの出力信号からエネルギースペクトルを求めるエネルギー分析部と、
このエネルギー分析部で求められた前記エネルギースペクトルから中性子数を演算する請求項１乃至請求項８のいずれか１項に記載の中性子数分析装置と、
前記エネルギー分析部で求められた前記エネルギースペクトルからガンマ線数を演算するガンマ線数分析装置とを備えた
ことを特徴とする放射線測定装置。 A radiation measurement device that calculates the number of neutrons and gamma rays in the measurement target environment,
A radiation spectrometer;
An energy analyzer that obtains an energy spectrum from the output signal of the radiation spectrometer;
The neutron number analyzer according to any one of claims 1 to 8, wherein a neutron number is calculated from the energy spectrum obtained by the energy analysis unit,
A radiation measuring apparatus, comprising: a gamma ray number analyzer that calculates the number of gamma rays from the energy spectrum obtained by the energy analysis unit.
放射線スペクトロメータの周囲を覆うガンマ線遮蔽体と、
このガンマ線遮蔽体を覆う中性子吸収材と、
この中性子吸収材を覆う中性子減速材と、
前記ガンマ線遮蔽体、前記中性子吸収材および前記中性子遮蔽材を貫通して前記放射線スペクトロメータに接続されたコリメータとを更に備えた
ことを特徴とする放射線計測装置。 The radiation measurement apparatus according to claim 9,
A gamma ray shield covering the periphery of the radiation spectrometer;
A neutron absorber covering this gamma ray shield,
A neutron moderator covering this neutron absorber,
A radiation measurement apparatus, further comprising: a collimator penetrating the gamma ray shield, the neutron absorber, and the neutron shield and connected to the radiation spectrometer.
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