【考案の詳細な説明】[Detailed explanation of the idea]
この考案は中性子照射装置に関する。
従来の中性子照射装置においては、重水などか
らなる減速材を用い、これを中性子取出口に差入
れたり、中性子取出口から引抜いたりすることに
より、熱中性子（エネルギ範囲が0.5eV以下の中
性子）と高速中性子（エネルギ範囲が0.1MeV以
上の中性子）を選択して取出している。ところ
が、近年、放射線医療の分野において熱外中性子
（エネルギ範囲が0.5ev〜0.1MeVの中性子）を用
いた照射方法が行なわれるようになり、熱外中性
子のみを取出すことができる中性子照射装置に対
する要望が高まつている。すなわち、放射線医療
の分野では、患者の被曝を低減するため、とくに
高速中性子を嫌い、熱外中性子とくにそのうち約
0.5eV〜100eVの範囲を主体にして照射する中性
子のエネルギをある程度操作しうる装置が求めら
れている。
この考案は、上記の実情に鑑みてなされたもの
であつて、熱外中性子のみを選択して取出すこと
ができる中性子照射設備を堤供することを目的と
する。
以下この考案を図面に示す実施例を参照して説
明する。
図面は中性子照射装置の一部分を示し、炉心１
の壁２に設けられた中性子取出口（照射口）３
に、炉心１側から取出口３の外側に向つて、アル
ミニウムからなる減速材４、重水からなる減速材
５、熱中性子吸収材６およびγ線遮蔽体７が配置
されている。
アルミニウムからなる減速材４は３個設けられ
ており、各減速材４はそれぞれ別個に中性子取出
口３の長手方向に対して直角な方向に移動自在で
あり、中性子取出口３内に差入れられて取出口３
を遮蔽する位置（以下、作用位置という）および
中性子取出口３から引抜かれて、取出口３側方に
設けられた凹所８に退入した位置（以下、不作用
位置という）のいずれかに位置している。重水か
らなる減速材５は中性子取出口３の中間部にこれ
を塞ぐように固定された容器９に入れられる。こ
の容器９は、取出口３の長手方向に配置されて互
いに独立した３つの室１０に分けられており、各
室１０は開閉弁１１，１２を有する管１３，１４
により減速材貯蔵タンク１５および減速材移送ポ
ンプ１６に接続されている。熱中性子吸収材６お
よびγ線遮蔽体７は、それぞれ、アルミニウムか
らなる減速材４と同様、中性子取出口３の長手方
向に対して直角な方向に移動自在であり、作用位
置と不作用位置のいずれかに位置している。
３つのアルミニウムからなる減速材４のうちの
任意のもののみを作用位置に位置決めさせること
により、アルミニウムからなる減速材４全体の厚
さを調節することができる。また、容器９の３つ
の室１０にはそれぞれ別個に重水を供給すること
ができるので、任意の室１０にのみ重水を供給す
ることにより、重水からなる減速材５全体の厚さ
を調節することができる。
中性子取出口３から高速中性子を取出す場合に
は、アルミニウムからなる減速材４を全て不作用
位置に移動させ、容器９の全ての室１０から重水
を排出し、熱中性子吸収材６とγ線遮蔽体７とを
作用位置に移動させる。
熱中性子を取出す場合には、全てのアルミニウ
ムからなる減速材４とγ線遮蔽体７とを作用位置
に移動させ、容器９の全ての室１０に重水を供給
し、熱中性子吸収材６を不作用位置に移動させ
る。
熱外中性子を取出す場合には、熱中性子吸収材
６とγ線遮蔽体７とを作用位置に移動させ、アル
ミニウムからなる減速材４全体の厚さと重水から
なる減速材５全体の厚さを、必要な熱外中性子の
エネルギに応じて調節する。厚さ20cmの重水の炉
心側に、同じ厚さの黒鉛を設けた場合と、同じ厚
さのアルミニウムを設けた場合のそれぞれについ
て、重水出口点の中性子束の比率を計算してみる
と、次表のようになる。
This invention relates to a neutron irradiation device. Conventional neutron irradiation equipment uses a moderator made of heavy water, etc., and by inserting it into the neutron extraction port or pulling it out from the neutron extraction port, thermal neutrons (neutrons with an energy range of 0.5 eV or less) and high-velocity neutrons are generated. Neutrons (neutrons with an energy range of 0.1 MeV or higher) are selected and extracted. However, in recent years, irradiation methods using epithermal neutrons (neutrons with an energy range of 0.5ev to 0.1MeV) have been used in the field of radiation medicine, and there has been a demand for neutron irradiation equipment that can extract only epithermal neutrons. is increasing. In other words, in the field of radiation medicine, in order to reduce patient exposure, fast neutrons are particularly disliked, and epithermal neutrons, especially about
There is a need for a device that can manipulate the energy of irradiated neutrons to a certain extent, mainly in the range of 0.5eV to 100eV. This invention was made in view of the above-mentioned circumstances, and the purpose is to provide a neutron irradiation facility that can selectively extract only epithermal neutrons. This invention will be explained below with reference to embodiments shown in the drawings. The drawing shows a part of the neutron irradiation equipment, and shows the reactor core 1.
Neutron extraction port (irradiation port) 3 provided in the wall 2 of
A moderator 4 made of aluminum, a moderator 5 made of heavy water, a thermal neutron absorber 6, and a γ-ray shield 7 are arranged from the core 1 side toward the outside of the extraction port 3. Three moderators 4 made of aluminum are provided, and each moderator 4 is separately movable in a direction perpendicular to the longitudinal direction of the neutron extraction port 3, and is inserted into the neutron extraction port 3. Outlet 3
(hereinafter referred to as the working position) and a position where the neutron is pulled out from the neutron extraction port 3 and retreats into the recess 8 provided on the side of the neutron extraction port 3 (hereinafter referred to as the non-working position). positioned. The moderator 5 made of heavy water is placed in a container 9 fixed to the middle of the neutron extraction port 3 so as to close it. This container 9 is divided into three mutually independent chambers 10 arranged in the longitudinal direction of the outlet 3, and each chamber 10 has a pipe 13, 14 having an on-off valve 11, 12.
The moderator storage tank 15 and the moderator transfer pump 16 are connected to the moderator storage tank 15 and the moderator transfer pump 16. Like the moderator 4 made of aluminum, the thermal neutron absorber 6 and the γ-ray shield 7 are movable in a direction perpendicular to the longitudinal direction of the neutron extraction port 3, and have an active position and a non-active position. located in either. By positioning only any one of the three moderators 4 made of aluminum to the active position, the overall thickness of the moderator 4 made of aluminum can be adjusted. Moreover, since heavy water can be supplied to each of the three chambers 10 of the container 9 separately, by supplying heavy water only to an arbitrary chamber 10, the overall thickness of the moderator 5 made of heavy water can be adjusted. I can do it. When extracting fast neutrons from the neutron extraction port 3, all moderators 4 made of aluminum are moved to non-active positions, heavy water is discharged from all chambers 10 of the container 9, and the thermal neutron absorber 6 and gamma ray shielding material are removed. body 7 to the working position. When extracting thermal neutrons, the moderator 4 and the γ-ray shield 7 made entirely of aluminum are moved to the active position, heavy water is supplied to all the chambers 10 of the container 9, and the thermal neutron absorber 6 is completely removed. Move to working position. When extracting epithermal neutrons, the thermal neutron absorber 6 and the γ-ray shield 7 are moved to the active position, and the entire thickness of the moderator 4 made of aluminum and the entire thickness of the moderator 5 made of heavy water are Adjust according to the required epithermal neutron energy. Calculating the ratio of neutron flux at the heavy water exit point for the case where graphite of the same thickness is provided on the core side of heavy water with a thickness of 20 cm, and the case where aluminum of the same thickness is provided, respectively, are as follows. It will look like a table.
【表】
この表から明らかなように、黒鉛の代りにアル
ミニウムを用いることにより、熱外中性子の中性
子束は２倍強となる。これは、アルミニウムにお
いては、中性子エネルギが高くなるにつれて全断
面積が大きくなることによる。アルミニウムの代
りにジルコニウムを用いても、中性子エネルギが
高くなるにつれて全断面積が大きくなるため、同
様の結果が得られる。
すなわち、黒鉛の場合、全断面積は0.1MeV以
上で低下するため、黒鉛層を通過した中性子は高
速中性子成分が多くなり、この考案の目的には適
していない。これに対し、アルミニウムおよびジ
ルコニウムは0.1MeV以上のエネルギでの全断面
積が低下せずかえつて大きくなつているため、こ
の考案の目的に最適である。また、この考案の目
的のためには、熱外中性子のエネルギ範囲（とく
に0.5eV〜100eV）での吸収断面積が小さいこと
も必須の条件であるが、アルミニウムおよびジル
コニウムはもちろんこの条件を満たしている。
以上のように、この実施例によれば、高速中性
子、熱外中性子および熱中性子を選択的に効率よ
く取出すことができる。
この考案による中性子照射装置は、炉心と中性
子取出口の間に、アルミニウムまたはジルコニウ
ムからなる減速材、重水からなる減速材、熱中性
子吸収材およびγ線遮蔽体を備えているので、こ
れらの厚さを調節することにより、任意のエネル
ギをもつ熱外中性子のみを選択して取出すことが
できる。[Table] As is clear from this table, by using aluminum instead of graphite, the neutron flux of epithermal neutrons is more than doubled. This is because in aluminum, the total cross-sectional area increases as the neutron energy increases. Similar results can be obtained by using zirconium instead of aluminum, since the total cross-sectional area increases as the neutron energy increases. That is, in the case of graphite, the total cross-sectional area decreases above 0.1 MeV, so the neutrons that pass through the graphite layer contain many fast neutron components, which is not suitable for the purpose of this invention. On the other hand, aluminum and zirconium are ideal for the purpose of this invention because their total cross-sectional area does not decrease at energies above 0.1 MeV, but rather increases. Furthermore, for the purpose of this invention, it is essential that the absorption cross section of epithermal neutrons be small in the energy range (especially 0.5eV to 100eV), and of course aluminum and zirconium meet this condition. There is. As described above, according to this embodiment, fast neutrons, epithermal neutrons, and thermal neutrons can be selectively and efficiently extracted. The neutron irradiation equipment according to this invention is equipped with a moderator made of aluminum or zirconium, a moderator made of heavy water, a thermal neutron absorber, and a gamma ray shield between the core and the neutron extraction port. By adjusting , only epithermal neutrons with arbitrary energy can be selected and extracted.
【図面の簡単な説明】[Brief explanation of drawings]
図面はこの考案の実施例の一部分を示す垂直断
面図である。
１……炉心、３……中性子取出口、４……アル
ミニウムからなる減速材、５……重水からなる減
速材、６……熱中性子吸収材、７……γ線遮蔽
体。
The drawing is a vertical sectional view showing a part of an embodiment of the invention. 1... Reactor core, 3... Neutron extraction port, 4... Moderator made of aluminum, 5... Moderator made of heavy water, 6... Thermal neutron absorber, 7... γ-ray shield.