WO2018181395A1 - 線量計容器及び線量計測体 - Google Patents

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WO2018181395A1
WO2018181395A1 PCT/JP2018/012576 JP2018012576W WO2018181395A1 WO 2018181395 A1 WO2018181395 A1 WO 2018181395A1 JP 2018012576 W JP2018012576 W JP 2018012576W WO 2018181395 A1 WO2018181395 A1 WO 2018181395A1
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dosimeter container
dosimeter
shielding
radiation
lif
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秀明 薄
日高 古屋
真樹 高橋
秀徳 石川
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日本軽金属株式会社
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    • A61N2005/1085—X-ray therapy; Gamma-ray therapy; Particle-irradiation therapy characterised by the type of particles applied to the patient
    • A61N2005/109—Neutrons

Definitions

  • the present invention relates to a dosimeter container and a dosimeter for measuring a dose of radiation other than neutrons such as gamma rays.
  • boron neutron capture therapy is radiation therapy using neutron radiation.
  • a boron compound that is specifically taken up by cancer cells is administered to a patient.
  • a neutron beam controlled to a predetermined range of energy is applied to the cancer cell in which the boron compound is accumulated.
  • alpha rays are generated. This alpha ray kills cancer cells.
  • Boron neutron capture therapy is expected as a means of cancer treatment, and the stage toward clinical trials is being advanced.
  • Neutron irradiation equipment used for boron neutron capture therapy uses thermal neutrons and epithermal neutrons to obtain therapeutic effects, and the neutron irradiation environment has radiation with a certain range of energy. It is also a place where Under such circumstances, it is necessary to selectively measure only gamma rays as much as possible to confirm the safety of the apparatus.
  • neutron rays such as gamma rays activated by neutron irradiation
  • radiation such as gamma rays that affect the human body is also present.
  • a dedicated dosimeter is used to detect gamma rays, but if measurement is performed in the presence of neutrons, the gamma doses may not be accurately measured due to the effects of neutrons.
  • composition for modeling a radiation protection device in which a radiation shielding material such as lithium fluoride is kneaded with a thermoplastic resin having a melting point of 40 to 80 ° C. (See Patent Document 2).
  • JP 2016-3892 A Japanese Patent Laid-Open No. 8-201581
  • the present invention has been proposed in view of the above-described circumstances, and an object thereof is to provide a dosimeter container that contributes to both the enhancement of measurement accuracy of radiation dose and the miniaturization of a measurement apparatus.
  • the present inventors have made extensive studies to solve the above-described problems. As a result, it is possible to improve the radiation dose measurement accuracy by including a storage unit for storing a specific radiation dose measuring device and a shielding unit that is made of at least a specific material having a neutron shielding property and surrounds the storage unit.
  • the present inventors have found that a dosimeter container that contributes to both advancement and downsizing of a measuring apparatus can be provided, and the present invention has been completed. That is, the present invention provides the following.
  • the first invention of the present invention is a storage unit that stores a radiation dose measuring device that measures a dose of predetermined radiation other than neutron radiation, and surrounds the storage unit, and at least the radiation dose measuring device. It is a dosimeter container provided with the shielding part which consists of the LiF sintered compact which permeate
  • 2nd invention of this invention is a said 6th LiF sintered compact in the said 1st invention.
  • the 6 LiF sintered body is made of 6 LiF and has a relative density of 83% or more and 90% or less. It has a good appearance with suppressed cracking and swelling.
  • the predetermined radiation is gamma rays.
  • the shielding portion includes at least two shielding portion constituting members, and adjacent shielding portion configurations.
  • the members have structures that can be butted against each other.
  • the adjacent shielding portion constituting members have a structure that can be fitted to each other.
  • the size of the storage portion is substantially the same as or larger than the size of the radiation dose measuring instrument.
  • the part extends over the entire shielding part constituting member.
  • the shortest distance from the inner surface of the storage portion to the outer surface of the shielding member constituting member is constant.
  • the ninth invention of the present invention is a dose measuring body in which the radiation dose measuring device is housed in the housing portion of the dosimeter container according to any one of the first to eighth inventions.
  • the present invention it is possible to provide a dosimeter container that contributes to both the enhancement of measurement accuracy of radiation dose and the miniaturization of a measuring apparatus.
  • FIG. 1B It is a perspective view of the dosimeter container concerning the 1st Embodiment of this invention. It is a front view of the said dosimeter container. It is AA sectional drawing of FIG. 1B. It is a perspective view of the main-body part of the said dosimeter container. It is a perspective view of the cover part of the said dosimeter container. It is a figure which shows the state by which the radiation dose measuring device was accommodated in the accommodating part of the said dosimeter container. It is a perspective view of the dosimeter container concerning the 2nd Embodiment of this invention. It is a front view of the said dosimeter container. It is AA sectional drawing of FIG. 2B.
  • FIG. 4C It is a perspective view of the main-body part of the said dosimeter container. It is a perspective view of the cover part of the said dosimeter container. It is a figure which shows the state by which the radiation dose measuring device was accommodated in the accommodating part of the said dosimeter container. It is a dimension figure when the dosimeter container of a present Example is seen from the cross section from the front.
  • FIG. 1 is a schematic diagram showing an example of a dosimeter container 10 according to the first embodiment of the present invention. More specifically, FIG. 1A is a perspective view of the dosimeter container 10. FIG. 1B is a front view of the dosimeter container 10, and FIG. 1C is a cross-sectional view taken along line AA of FIG. 1B. 1D is a perspective view of the main body portion 12A of the dosimeter container 10, and FIG. 1E is a perspective view of the lid portion 12B of the dosimeter container 10. As shown in FIG. FIG. 1F is a schematic diagram showing a state in which the radiation dose measuring device 51 is stored in the storage unit 11 of the dosimeter container 10.
  • the dosimeter container 10 includes a storage unit 11 that stores a radiation dose measuring device and a shielding unit 12 that surrounds the storage unit 11.
  • the storage unit 11 has a space for storing the radiation dose measuring instrument.
  • the radiation dose measuring device is an element that measures a dose of predetermined radiation other than neutron radiation.
  • the predetermined radiation can be arbitrarily selected from radiations other than neutron rays, but from the viewpoint of application to boron neutron capture therapy (BNCT), the predetermined radiation is preferably gamma rays.
  • the radiation dose measuring device here includes a series of forms of dosimeters such as the fluorescent glass element itself constituting the glass dosimeter and the fluorescent glass element housed in a resin holder.
  • the type of element is not particularly limited.
  • the fluorescent glass element which comprises a glass dosimeter, the ferrous sulfate or the ferrous ammonium sulfate which comprises a Fricke dosimeter, etc. are mentioned.
  • the size of the storage unit 11 is not particularly limited, it is preferable that the size of the storage unit 11 is substantially the same as the size of the radiation dose measuring device from the viewpoint of downsizing the dosimeter container 10.
  • the storage portion 11 has a cylindrical shape with a diameter of 2.5 mm to 3 mm and a length of 10 mm to 15 mm.
  • the shielding unit 12 surrounds the storage unit 11 and is configured to shield neutron beams that reach the dosimeter container 10.
  • the shielding unit 12 is made of a member made of a material that shields neutron rays and at least transmits radiation that is a measurement target of the radiation dose measuring device stored in the storage unit 11. Thereby, only one radiation dose measuring device is required inside the dosimeter container 10, and the radiation dose stored in the storage unit 11 even if the radiation dose measuring device is not arranged outside the dosimeter container 10.
  • the measuring instrument can accurately detect the radiation to be measured. Therefore, the procedure for calculating the radiation dose to be measured can be simplified, and the dosimeter container 10 can be reduced in size.
  • the material of the shielding part 12 will be described in detail later.
  • the lower limit of the size of the shielding part 12 is not particularly limited as long as the neutron beam that reaches the shielding part 12 can be suitably shielded and the radiation to be measured by the radiation dose measuring device can be suitably transmitted.
  • the shielding part 12 preferably has a thickness of 2 mm or more around the storage part 11, and more preferably has a thickness of 3 mm or more.
  • the upper limit of the size of the shielding part 12 is not particularly limited, but the shielding part 12 has a thickness of 8 mm or less around the storage part 11 from the viewpoint of reducing the thickness and size of the conventional dosimeter container. Preferably, it has a thickness of 5 mm or less.
  • the shielding part 12 has at least two shielding part constituting members.
  • the shielding part 12 has a main body part 12A and a lid part 12B as two or more shielding part constituting members.
  • the main body portion 12A and the lid portion 12B which are adjacent shielding portion constituting members, have a structure that can be abutted against each other.
  • the shielding part 12 By making the shielding part 12 into two or more shielding part constituting members and allowing adjacent shielding part constituting members to be brought into contact with each other, the shielding part constituting members can be easily attached to and detached from each other. Storage and removal are also easy.
  • the types of structures that can be matched are not particularly limited. As shown in FIGS. 1C, 1D, and 1E, the main body portion 12A and the lid portion 12B can be fitted to each other. And the lid portion 12B, and the outside of the joint is fixed with a fixing member.
  • the main body part 12 ⁇ / b> A and the lid part 12 ⁇ / b> B which are adjacent shielding part constituent members, have a structure that can be fitted to each other.
  • the main body portion 12A and the lid portion 12B can be integrated without fixing the outside of the seam with the fixing member.
  • the influence which may arise when a radiation other than a neutron beam and a neutron beam is irradiated to a fixing member can be disregarded.
  • one shielding part constituting member here, the main body part 12A
  • the other shielding part is formed.
  • one shielding part constituent member is an inclined member in a predetermined direction
  • the other shielding part constituent member is one shielding part constituent member. It is mentioned to make it the inclined member which has a symmetrical shape.
  • FIGS. 1C, 1D, and 1D the structures that can be fitted are shown in FIGS. 1C, 1D, and 1D.
  • FIG. 1E it is preferable to form one shielding part constituting member (here, the main body part 12A) in a convex shape and the other shielding part constituting member (here, the lid part 12B) in a concave shape. .
  • the length L A from the bottom of the main body 12A to the top of the convex member and the length L B from the bottom of the lid 12B to the top of the concave member are preferably the same.
  • L A, by the same and L B it is possible to cut a body portion 12A and the lid 12B of the plate-like body of the same thickness, with a dosimeter container 10 can be efficiently manufactured, the raw material by cutting Loss can be suppressed.
  • the size of the storage unit 11 is preferably substantially the same as the size of the radiation dose measuring instrument.
  • the storage portion 11 extends over the entire shielding portion constituting member (the main body portion 12A and the lid portion 12B in this embodiment).
  • the size of the storage unit 11 is substantially the same as the size of the radiation dose measuring instrument, and the storage unit 11 extends over the entire shielding unit constituting member, thereby fixing the shielded constituent components that are abutted to each other.
  • the radiation dose measuring device itself stored in the storage unit 11 can function as a fixing member.
  • the lid 12B When the main body 12A has a convex shape, the lid 12B has a concave shape and the main body 12A and the lid 12B can be fitted, the length of the main body 12A protruding in a convex shape and the lid 12B has a concave shape.
  • What is necessary is just to set the dent depth suitably from viewpoints, such as the intensity
  • the lower limit of the length that the main body portion 12A protrudes in a convex shape and the depth that the lid portion 12B is recessed in a concave shape is 1 mm or more. Is preferably 1.5 mm or more, more preferably 2 mm or more. If the length that the main body 12A protrudes in a convex manner and the depth that the lid 12B is recessed in a concave shape are too short, the dosimeter container 10 is being used even if the main body 12A and the lid 12B are fitted together. There is a possibility that the lid portion 12B may come off from the main body portion 12A.
  • the upper limit of the length that the main body portion 12A protrudes in a convex shape and the depth that the lid portion 12B is recessed in a concave shape is 10 mm or less. Is preferably 5 mm or less, and more preferably 3 mm or less.
  • the length that the main body portion 12A protrudes in a convex shape and the depth that the lid portion 12B is recessed in a concave shape are too long, the loss of the raw material due to cutting increases and the cost increases.
  • the thickness of the shielding member constituting member is preferably configured such that the shortest distance from the inner surface of the storage part to the outer surface of the shielding member constituting member is constant.
  • both end portions of the shielding member constituting member viewed from the cross-sectional shape are curved surfaces of R5.
  • the shortest distance from the corner of the storage portion end to the outer surface of the shielding member constituting member can be equally 5 mm.
  • the shortest distance from the inner surface of the storage unit to the outer surface of the shielding unit constituent member is designed by appropriately designing the curved surface of the R portion at the end of the shielding unit constituent member according to the thickness of the shielding unit constituent member. The distance can be constant.
  • a LiF-containing material As a material having the above properties, a LiF-containing material can be mentioned. Among these, since the LiF content is high, other components are not affected by the transmission of neutron rays, and can contribute to the miniaturization and thinning of the dosimeter container 10, the LiF-containing material may be a LiF sintered body. preferable.
  • Li contains two stable isotopes, 6 Li and 7 Li, and the natural abundance ratio is 7 Li is 92.5 atom%, while 6 Li is 7.5 atom%.
  • 6 Li what contributes to shielding of the neutron beam is 6 Li. Therefore, by using 6 LiF enriched with 6 Li, it is possible to shield the neutron beam with higher efficiency. Therefore, the LiF sintered body is more preferably a 6 LiF sintered body.
  • the 6 LiF sintered body will be described.
  • the 6 LiF sintered body is mainly made of 6 LiF, and other neutron moderating / shielding materials (for example, CaF 2 , MgF 2 , MgF 2 —CaF 2 binary system, MgF 2 —CaF 2 —LiF ternary) Higher neutron shielding performance than other systems).
  • the 6 LiF sintered body is made of 6 LiF, is not mixed with other inorganic compounds as a sintering aid or a composite material component, and is not a mixture with a thermoplastic resin or the like. Therefore, the 6 LiF sintered body according to the present embodiment has extremely high neutron shielding performance, and can contribute to thinning and miniaturization of the shielding part 12.
  • the purity of 6 Li is preferably 95.0 atom% or more and the LiF purity is 99 wt% or more.
  • impurities such as metal components (elements)
  • the 6 LiF sintered body is irradiated with neutron rays to activate the impurities and emit gamma rays. Even if 6 LiF is irradiated with a neutron beam, activation does not occur.
  • 6 Li is 95.0 atom% or more and the LiF purity is 99 wt% or more, so that not only the neutron shielding performance is excellent, but also the human body is exposed.
  • the advantage is that the influence can be minimized.
  • 6 LiF is a sintered body.
  • the method for producing the 6 LiF sintered body include a single crystal growth method, a method of solidifying from a melt, and a sintering method.
  • the obtained molded body is a single crystal, it has a problem that it has cleavage properties and easily causes cracks during processing.
  • the method of solidifying from the melt requires strict temperature control during cooling and requires a long time for cooling, so that it is possible to obtain a uniform and sound solidified product over a relatively large size as a whole. difficult.
  • the 6 LiF sintered body is obtained by a sintering method, a neutron shielding material having high neutron shielding performance can be stably supplied at a low cost.
  • the LiF sintered body preferably has a relative density of 83% or more and 90% or less.
  • the relative density is a value obtained by dividing the density of the sintered body by the theoretical density of LiF (2.64 g / cm 3 ) and multiplying by 100.
  • the relative density is 83% or more and 90% or less, and the 6 LiF sintered body is not densified. Therefore, the 6 LiF sintered body has an advantage of excellent cutting workability.
  • the relative density is too small, the 6 LiF sintered body may not have sufficient neutron shielding performance. On the other hand, if the relative density is too small, the ratio of voids inside the sintered body is high, the mechanical strength is inferior, and there is a concern about breakage during processing.
  • the 6 LiF sintered body can be said to have sufficient neutron shielding ability, but since the sintered body is dense, when the sintered body is processed, There is a concern that cracks or the like may occur due to the release of the residual stress.
  • the thickness of the LiF sintered body is not particularly limited as long as it is a thickness capable of suitably shielding a neutron beam. Specifically, the thickness of the 6 LiF sintered body is preferably 2 mm or more, and more preferably 3 mm or more.
  • the upper limit of the thickness of the 6 LiF sintered body is not particularly limited, but from the viewpoint of reducing the size and weight of the shielding part 12, the 6 LiF sintered body is thinner in a range in which neutron beams can be suitably shielded. Is preferred. Specifically, the thickness of the 6 LiF sintered body is preferably 8 mm or less, and more preferably 5 mm or less.
  • 6 LiF sintered body manufacturing method Method for producing a 6 LiF sintered body according to this embodiment, pressurized 6 LiF composition containing a 6 LiF powder and organic forming aid and pressure to obtain a press-molded body, the pressed bodies And a baking step of baking at 630 ° C. or higher and 830 ° C. or lower. Prior to the firing step, a pre-baking step of pre-baking at 250 ° C. or higher and 350 ° C. or lower may be added.
  • FIG. 1F is a schematic diagram illustrating an example of a dose measuring body 1 according to the first embodiment of the present invention.
  • a radiation dose measuring device 51 is stored in the storage unit 11 of the dosimeter container 10.
  • the dosimeter container 10 even if the dosimeter container 10 is thin, sufficient neutron shielding performance can be obtained, and the dosimeter container 10 can be designed to be small in size. Therefore, handling of the dosimeter container 10 becomes easy. For example, even in the measurement site, if the dosimeter container 10 is small, a plurality of dosimeter containers 10 are arranged in the neutron irradiation region, and there is a difference in the presence or absence of gamma rays in the neutron irradiation space region. Can be measured (or with fewer measurement work steps).
  • the shielding part 12 which is a constituent member of the dosimeter container 10 is made of a member made of a material that transmits radiation, which is a measurement target of a radiation dose measuring instrument accommodated in the accommodating part 11, while shielding a neutron beam. .
  • the radiation dose measuring instrument stored in the storage unit 11 can accurately detect the radiation to be measured. Therefore, the procedure for calculating the radiation dose to be measured can be simplified, and the dosimeter container 10 can be reduced in size.
  • FIG. 2 is a schematic diagram showing an example of a dosimeter container 20 according to a second embodiment of the present invention. More specifically, FIG. 2A is a perspective view of the dosimeter container 10. 2B is a front view of the dosimeter container 20, and FIG. 2C is a cross-sectional view taken along the line AA of FIG. 2B. 2D is a perspective view of the main body portion 22A of the dosimeter container 20, and FIG. 2E is a perspective view of the lid portion 22B of the dosimeter container 20. As shown in FIG. FIG. 2F is a schematic view showing an example of a dose measuring body 2 according to the second embodiment of the present invention, in which a radiation dose measuring instrument 51 is accommodated in the accommodating portion 21 of the dosimeter container 20.
  • the dosimeter container 2 includes a storage unit 21 and a shielding unit 22.
  • the storage unit 21 is a member that stores a radiation dose measuring device that measures a dose of predetermined radiation other than the neutron beam, and has the same function as the storage unit 11 unless otherwise specified.
  • the shielding part 22 is a member surrounding the storage part 21, and has the same function as the shielding part 12 unless otherwise specified.
  • the entire shape of the dosimeter container 10 is such that both end portions of a hemisphere are disposed at both ends of a cylindrical peripheral wall.
  • the second embodiment is different in that the entire shape of the dosimeter container 20 is a rounded corner based on a quadrangular prism shape.
  • the shape of the storage unit 21 is a cylindrical shape in accordance with the shape of the radiation dose measuring device 51 (for example, a fluorescent glass element), whereas in the second embodiment, the storage unit 21 is stored.
  • the shape of the portion 21 is a quadrangular prism shape in which the length of the outer diameter of the bottom surface of the radiation dose measuring device 51 is the length of one side of the bottom surface, and the height is substantially the same as the height of the radiation dose measuring device 51. It is different.
  • the shape of the dosimeter container is not particularly limited, and can be selected as appropriate.
  • FIG. 3 is a schematic diagram which shows an example of the dosimeter container 30 which concerns on the 3rd Embodiment of this invention. More specifically, FIG. 3A is a perspective view of the dosimeter container 30, and FIG. 3B is a front view of the dosimeter container 30. 3C is a plan view of the dosimeter container 30, and FIG. 3D is a cross-sectional view taken along the line AA of FIG. 3C. 3E is a perspective view of the main body portion 32A of the dosimeter container 30, and FIG. 3F is a perspective view of the lid portion 32B of the dosimeter container 30. FIG. 3G is a schematic view showing an example of a dose measuring body 3 according to the third embodiment of the present invention, in which a radiation dose measuring device 51 is stored in the storage portion 31 of the dosimeter container 30.
  • the dosimeter container 3 includes a storage unit 31 and a shielding unit 32.
  • the storage unit 31 is a member that stores a radiation dose measuring device that measures the dose of predetermined radiation other than neutron beams, and has the same function as the storage unit 11 unless otherwise specified.
  • the shielding part 32 is a member surrounding the storage part 31, and has the same function as the shielding part 12 unless otherwise specified.
  • the entire shape of the dosimeter container 10 is the capsule shape described above, whereas in the third embodiment, The whole shape of the dosimeter container 30 is different in that it is a circular flat plate.
  • the shape of the storage portion 21 is a cylindrical shape in accordance with the shape of the radiation dose measuring instrument 51 (for example, a fluorescent glass element), whereas in the third embodiment, the storage portion 21 is stored.
  • the shape of the portion 31 is different in that it is a circular flat plate having an inner diameter that is substantially the same as the length of the radiation dose measuring instrument 51 in the longitudinal direction.
  • the storage portion 11 extends over the entire shielding portion constituting member 51 (the main body portion 12A and the lid portion 12B in this embodiment), whereas in the third embodiment, the storage portion 11 is stored.
  • the part 31 is different in that it is located only on the main body part 32A and not on the lid part 32B.
  • the shape of the dosimeter container is not particularly limited, and can be selected as appropriate.
  • the storage part covers the entire shielding part constituting member 51 as in the first embodiment. It is preferably extended.
  • FIG. 4 is a schematic diagram which shows an example of the dosimeter container 40 which concerns on the 4th Embodiment of this invention. More specifically, FIG. 4A is a perspective view of the dosimeter container 40, and FIG. 4B is a front view of the dosimeter container 40. 4C is a plan view of the dosimeter container 40, and FIG. 4D is a cross-sectional view taken along the line AA of FIG. 4C. 4E is a perspective view of the main body portion 42A of the dosimeter container 40, and FIG. 4F is a perspective view of the lid portion 42B of the dosimeter container 40. FIG. 4G is a schematic view showing an example of a dose measuring body 4 according to the fourth embodiment of the present invention, in which a radiation dose measuring instrument 51 is stored in the storage portion 41 of the dosimeter container 40.
  • the dosimeter container 4 includes a storage part 41 and a shielding part 42.
  • the storage unit 41 is a member that stores a radiation dose measuring device that measures a dose of predetermined radiation other than neutron radiation, and has the same function as the storage unit 11 unless otherwise specified.
  • the shielding part 42 is a member surrounding the storage part 41 and has the same function as the shielding part 42 unless otherwise specified.
  • the entire shape of the dosimeter container 30 is a circular flat plate
  • the whole shape of the dosimeter container 40 is different in that it is a substantially square flat plate.
  • the shape of the dosimeter container is not particularly limited, and can be selected as appropriate.
  • 6 LiF powder 6 Li purity 95.0 atom%, LiF 99%: manufactured by Sigma-Aldrich
  • 16 parts by mass of a molding aid made of stearic acid and cellulose are obtained to obtain a 6 LiF composition. It was.
  • a cylindrical mold was loaded into a hydraulic press and a press pressure of 100 MPa was applied to obtain a press molded body.

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Abstract

放射線量の測定精度の高度化と、測定装置の小型化との両方に寄与する線量計容器を提供する。　本発明の線量計容器（１０）は、収納部（１１）と、収納部（１１）を囲む遮蔽部（１２）とを備える。収納部（１１）は、中性子線以外の所定の放射線の線量を計測する放射線量計測器を収納する。遮蔽部（１２）は、上記所定の放射線を透過し、中性子線を遮蔽する材料の部材からなる。遮蔽部（１２）は、ＬｉＦ焼結体、特に、６ＬｉＦ焼結体であることが好ましい。遮蔽部（１２）は、少なくとも２つ以上の遮蔽部構成部材（本体部（１２Ａ）及び蓋部（１２Ｂ））を有し、隣り合う部材は、互いに突き合わせ可能、より好適には、互いに嵌合可能である。収納部（１１）の大きさは、放射線量計測器の大きさと略同じかそれよりも大きく、収納部（１１）は、上記構成部材の全体にわたって延在する。線量計容器（１０）は、収納部（１１）に放射線量計測器（５１）が収納された線量計測体（１）として好適に用いられる。

Description

線量計容器及び線量計測体
　本発明は、ガンマ線等、中性子線以外の放射線の線量を測定する線量計容器及び線量計測体に関する。
　近年、がん治療の手段として、ホウ素中性子捕捉療法（ＢＮＣＴ：Ｂｏｒｏｎ　Ｎｅｕｔｒｏｎ　Ｃａｐｔｕｒｅ　Ｔｈｅｒａｐｙ）の研究開発が急速に進んでいる。ホウ素中性子捕捉療法は、中性子線を利用した放射線治療である。まず、がん細胞に特異的に取り込まれるホウ素化合物を患者に投与する。次いで、ホウ素化合物が蓄積されたがん細胞に、所定の範囲のエネルギーに制御された中性子線を当てる。ホウ素化合物と中性子線が衝突するとα線が生じる。このα線によってがん細胞が死滅する。
　ホウ素中性子捕捉療法は、がん治療の手段として将来が期待されており、臨床試験への段階が進みつつある。ホウ素中性子捕捉療法に使用される中性子線照射装置は、熱中性子線や熱外中性子線を利用して治療の効果を得るものであり、中性子線照射環境は、ある一定の幅のエネルギーを持つ放射線が混在する場でもある。こうした状況下で、なるべくガンマ線のみを選択的に測定し、装置の安全性等を確認する工程が必要になる。
　中性子線照射装置に供する中性子線発生装置として、これまで、原子炉を利用する必要があった。ところが、近年、病院内設置型の小型の中性子発生装置が提案されつつある。この小型の中性子発生装置は、ベリリウムやリチウムのターゲットに加速器で加速させた陽子や重陽子を衝突させるものである。発生した中性子線は、従来型の設備よりも熱中性子や熱外中性子の割合が多く、これを減速材によって減速させ、人体に影響の小さい中性子線照射環境を提供する。
　中性子線照射環境においては、中性子線の照射によって放射化されたガンマ線等、中性子線の他にも、人体に影響のあるガンマ線等の放射線も混在する。ガンマ線の検出には専用の線量計が利用されるが、中性子線の存在下で測定を行うと、中性子線の影響によりガンマ線量を正確に測定できない場合がある。
　ガンマ線量の測定精度を高める手法として、共に使用される第二検出器を構成する放射線量計と同一の放射線量計の周囲に配置され且つ鉛又は鉛合金からなると共に、中性子の減衰とガンマ線の補正係数とがガンマ線の計測における許容範囲に収まるように厚さを決定したフィルターから構成される第一検出器を備えたことを特徴とするガンマ線計測装置が提案されている（特許文献１参照）。
　しかしながら、鉛は、中性子線を遮蔽せず、ガンマ線を遮蔽する。また、鉛や鉛合金は、中性子線照射による放射化により、それ自体からガンマ線を放射する。そのため、鉛又は鉛合金のフィルターの内部と外部との両方に放射線検出器を設け、フィルターの内部に設けられた放射線検出器の検出結果と、フィルターの外部に設けられた放射線検出器の検出結果との差からガンマ線の線量を計算する必要がある。したがって、特許文献１に記載の手法では、手順が煩雑であるとともに、放射線量計の大型化にもつながる。
　また、中性子線を遮蔽する材料の観点から、融点が４０～８０℃である熱可塑性樹脂に、フッ化リチウム等の放射線遮蔽材を混練してなる放射線防護用器材の造形用組成物が提案されている（特許文献２参照）。
　しかしながら、特許文献２に記載の造形用組成物では、樹脂に混合させることのできるリチウム化合物等の放射線遮蔽材の比率には限界があり、十分な遮蔽効果を得るためには、遮蔽材の厚みを大きく設計しなければならない。また、中性子線の照射により、樹脂成分は、わずかに放射化し、ガンマ線を放出するため、線量計の測定結果に影響を及ぼし得る。
特開２０１６－３８９２号公報 特開平８－２０１５８１号公報
　本発明は、上述した実情に鑑みて提案されたものであり、放射線量の測定精度の高度化と、測定装置の小型化との両方に寄与する線量計容器を提供することを目的とする。
　本発明者らは、上述した課題を解決するために鋭意検討を重ねた。その結果、特定の放射線量計測器を収納する収納部と、少なくとも、中性子線遮蔽性を有する特定の材料の部材からなり、収納部を囲む遮蔽部とを備えることで、放射線量の測定精度の高度化と、測定装置の小型化との両方に寄与する線量計容器を提供できることを見出し、本発明を完成するに至った。すなわち、本発明は、以下のものを提供する。
　（１）本発明の第１の発明は、中性子線以外の所定の放射線の線量を計測する放射線量計測器を収納する収納部と、前記収納部を囲み、かつ、少なくとも、前記放射線量計測器の計測対象である前記所定の放射線を透過し、中性子線を遮蔽するＬｉＦ焼結体からなる遮蔽部とを備える線量計容器である。
　（２）また、本発明の第２の発明は、上記第１の発明において、前記ＬｉＦ焼結体は、６ＬｉＦ焼結体である。
　（３）また、本発明の第３の発明は、上記第２の発明において、前記６ＬｉＦ焼結体は、６ＬｉＦからなり、８３％以上９０％以下の相対密度を有し、外表面のクラック及び膨れが抑制された良好な外観を有する。
　（４）また、本発明の第４の発明は、上記第１から第３のいずれかの発明において、前記所定の放射線は、ガンマ線である。
　（５）また、本発明の第５の発明は、上記第１から第４のいずれかの発明において、前記遮蔽部は、少なくとも２つ以上の遮蔽部構成部材を有し、隣り合う遮蔽部構成部材は、互いに突き合わせ可能な構造を有する。
　（６）また、本発明の第６の発明は、上記第５の発明において、前記隣り合う遮蔽部構成部材は、互いに嵌合可能な構造を有する。
　（７）また、本発明の第７の発明は、上記第５又は第６の発明において、前記収納部の大きさは、前記放射線量計測器の大きさと略同じかそれよりも大きく、前記収納部は、前記遮蔽部構成部材の全体にわたって延在する。
　（８）また、本発明の第８の発明は、上記第５から第７のいずれかの発明において、前記収納部の内表面から前記遮蔽部構成部材の外表面までの最短距離が一定である。
　（９）また、本発明の第９の発明は、上記第１から第８のいずれかの発明における線量計容器の前記収納部に前記放射線量計測器が収納された線量計測体である。
　本発明によれば、放射線量の測定精度の高度化と、測定装置の小型化との両方に寄与する線量計容器を提供することができる。
本発明の第１の実施形態に係る線量計容器の斜視図である。 上記線量計容器の正面図である。 図１ＢのＡ－Ａ断面図である。 上記線量計容器の本体部の斜視図である。 上記線量計容器の蓋部の斜視図である。 上記線量計容器の収納部に放射線量計測器が収納された状態を示す図である。 本発明の第２の実施形態に係る線量計容器の斜視図である。 上記線量計容器の正面図である。 図２ＢのＡ－Ａ断面図である。 上記線量計容器の本体部の斜視図である。 上記線量計容器の蓋部の斜視図である。 上記線量計容器の収納部に放射線量計測器が収納された状態を示す図である。 本発明の第３の実施形態に係る線量計容器の斜視図である。 上記線量計容器の正面図である。 上記線量計容器の平面図である。 図３ＣのＡ－Ａ断面図である。 上記線量計容器の本体部の斜視図である。 上記線量計容器の蓋部の斜視図である。 上記線量計容器の収納部に放射線量計測器が収納された状態を示す図である。 本発明の第４の実施形態に係る線量計容器の斜視図である。 上記線量計容器の正面図である。 上記線量計容器の平面図である。 図４ＣのＡ－Ａ断面図である。 上記線量計容器の本体部の斜視図である。 上記線量計容器の蓋部の斜視図である。 上記線量計容器の収納部に放射線量計測器が収納された状態を示す図である。 本実施例の線量計容器を正面から断面視したときの寸法図である。
　以下、本発明に係る線量計容器等の具体的な実施形態について詳細に説明するが、本発明は以下の実施形態に何ら限定されるものではなく、本発明の要旨を変更しない範囲内において、適宜変更を加えて実施することができる。
１．第１の実施形態
＜線量計容器１０＞
　図１は、本発明の第１の実施形態に係る線量計容器１０の一例を示す模式図である。より詳しく説明すると、図１Ａは、線量計容器１０の斜視図である。図１Ｂは、線量計容器１０の正面図であり、図１Ｃは、図１ＢのＡ－Ａ断面図である。図１Ｄは、線量計容器１０の本体部１２Ａの斜視図であり、図１Ｅは、線量計容器１０の蓋部１２Ｂの斜視図である。また、図１Ｆは、線量計容器１０の収納部１１に放射線量計測器５１が収納された状態を示す模式図である。
　本実施形態に係る線量計容器１０は、放射線量計測器を収納する収納部１１と、収納部１１を囲む遮蔽部１２とを備える。
〔収納部１１〕
　収納部１１は、放射線量計測器を収納にするための空間を有する。
　放射線量計測器は、中性子線以外の所定の放射線の線量を計測する素子である。所定の放射線は、中性子線以外の放射線の中から任意に選択できるが、ホウ素中性子捕捉療法（ＢＮＣＴ）への応用という観点から、所定の放射線は、ガンマ線であることが好ましい。ただし、ここでいう放射線量計測器は、ガラス線量計を構成する蛍光ガラス素子そのものや前記蛍光ガラス素子が樹脂製のホルダーに収納されたものなど、一連の形態の線量計を含むものとする。
　素子の種類は、特に限定されない。例えば、ガラス線量計を構成する蛍光ガラス素子、フリッケ線量計を構成する硫酸第一鉄又は硫酸第一鉄アンモニウム等が挙げられる。
　収納部１１の大きさは、特に制限されないが、線量計容器１０を小型化するという観点から、収納部１１の大きさは、放射線量計測器の大きさと略同じであることが好ましい。
例えば、放射線量計測器がガラス線量計を構成する蛍光ガラス素子である場合、収納部１１は、φ２．５ｍｍ～３ｍｍ、長さ１０ｍｍ～１５ｍｍの円柱形状である。
〔遮蔽部１２〕
　遮蔽部１２は、収納部１１を囲み、線量計容器１０に届く中性子線を遮蔽可能に構成される。
　遮蔽部１２は、中性子線を遮蔽する一方、少なくとも、収納部１１に収納される放射線量計測器の計測対象である放射線を透過する材料の部材からなる。これにより、放射線量計測器は、線量計容器１０の内部に１つあれば足り、線量計容器１０の外部に放射線量計測器が未配置であっても、収納部１１に収納された放射線量計測器が測定対象の放射線を正確に検出できる。したがって、測定対象の放射線量を計算する手順を簡略化できるとともに、線量計容器１０の小型化に寄与し得る。
　遮蔽部１２の材料については、後に詳しく説明する。
　遮蔽部１２の大きさの下限は、遮蔽部１２に届く中性子線を好適に遮蔽し、放射線量計測器の計測対象である放射線を好適に透過することができれば、特に限定されない。例えば、遮蔽部１２は、収納部１１の周囲に、２ｍｍ以上の厚さを有することが好ましく、３ｍｍ以上の厚さを有することがより好ましい。
　遮蔽部１２の大きさの上限は、特に限定されないが、従来の線量計容器の薄型化、小型化を図る観点から、遮蔽部１２は、収納部１１の周囲に、８ｍｍ以下の厚さを有することが好ましく、５ｍｍ以下の厚さを有することがより好ましい。
　また、遮蔽部１２は、少なくとも２つ以上の遮蔽部構成部材を有する。本実施形態では、遮蔽部１２は、２つ以上の遮蔽部構成部材として、本体部１２Ａ及び蓋部１２Ｂを有する。
　そして、図１Ｃ、図１Ｄ及び図１Ｅから分かるように、隣り合う遮蔽部構成部材である本体部１２Ａ及び蓋部１２Ｂは、互いに突き合わせ可能な構造を有する。
　遮蔽部１２を２つ以上の遮蔽部構成部材とし、隣り合う遮蔽部構成部材を互いに突き合わせ可能にすることで、遮蔽部構成部材どうしの着脱が容易となり、放射線量計測器の収納部１１への収納、取り外しも容易となる。
　突き合わせ可能な構造の種類は、特に限定されず、図１Ｃ、図１Ｄ及び図１Ｅにあるように、本体部１２Ａと蓋部１２Ｂとを互いに嵌合可能な構造にすることのほか、本体部１２Ａと蓋部１２Ｂとを突き合わせ、継ぎ目の外側を固定部材で固定すること等が挙げられる。
　中でも、隣り合う遮蔽部構成部材である本体部１２Ａと蓋部１２Ｂは、互いに嵌合可能な構造を有することが好ましい。嵌合可能にすることで、継ぎ目の外側を固定部材で固定することなく、本体部１２Ａと蓋部１２Ｂとを一体化できる。また、固定部材に中性子線及び中性子線以外の放射線が照射されることによって起こり得る影響を無視できる。
　嵌合可能な構造の種類は、特に限定されず、図１Ｃ、図１Ｄ及び図１Ｅにあるように、一方の遮蔽部構成部材（ここでは、本体部１２Ａ）を凸形状にし、他方の遮蔽部構成部材（ここでは、蓋部１２Ｂ）を凹形状にすることのほか、一方の遮蔽部構成部材を所定方向への傾斜部材にし、他方の遮蔽部構成部材を、一方の遮蔽部構成部材とは対称な形状を有する傾斜部材にすることが挙げられる。
　中でも、線量計容器１０に向けて直線的に照射された中性子線を好適に遮蔽し、測定対象となる放射線を好適に透過させるという観点から、嵌合可能な構造は、図１Ｃ、図１Ｄ及び図１Ｅにあるように、一方の遮蔽部構成部材（ここでは、本体部１２Ａ）を凸形状にし、他方の遮蔽部構成部材（ここでは、蓋部１２Ｂ）を凹形状にして形成することが好ましい。
　特に、本体部１２Ａの底部から凸状部材の頂部までの長さＬＡと、蓋部１２Ｂの底部から凹状部材の頂部までの長さＬＢとが同じであることが好ましい。ＬＡと、ＬＢとを同じにすることで、同一の厚さの板状体から本体部１２Ａ及び蓋部１２Ｂを切り出すことができ、線量計容器１０を効率よく製造できるとともに、切削による原料のロスを抑えられる。
　上述したとおり、収納部１１の大きさは、放射線量計測器の大きさと略同じであることが好ましい。加えて、収納部１１は、遮蔽部構成部材（本実施形態では本体部１２Ａ及び蓋部１２Ｂ）の全体にわたって延在することが好ましい。収納部１１の大きさが、放射線量計測器の大きさと略同じであり、収納部１１が、遮蔽部構成部材の全体にわたって延在することで、突き合わせた遮蔽部構成部材どうしを固定するにあたり、収納部１１に収納される放射線量計測器そのものが固定部材として機能し得る。
　本体部１２Ａを凸形状にし、蓋部１２Ｂを凹形状にして本体部１２Ａと蓋部１２Ｂとを嵌合可能にする場合、本体部１２Ａが凸状に突出する長さと、蓋部１２Ｂが凹状に凹む深さは、本体部１２Ａと蓋部１２Ｂとの突き合わせ及び取り外しの容易性、突き合わせた遮蔽部構成部材どうしを固定する強度等の観点から、適宜設定すればよい。
　例えば、放射線量計測器がガラス線量計を構成する蛍光ガラス素子である場合、本体部１２Ａが凸状に突出する長さと、蓋部１２Ｂが凹状に凹む深さとの下限は、１ｍｍ以上であることが好ましく、１．５ｍｍ以上であることがより好ましく、２ｍｍ以上であることがさらに好ましい。本体部１２Ａが凸状に突出する長さと、蓋部１２Ｂが凹状に凹む深さとが短すぎると、本体部１２Ａと蓋部１２Ｂとを嵌め合わせても、線量計容器１０を使用している間に蓋部１２Ｂが本体部１２Ａから外れる可能性がある。
　また、放射線量計測器がガラス線量計を構成する蛍光ガラス素子である場合、本体部１２Ａが凸状に突出する長さと、蓋部１２Ｂが凹状に凹む深さとの上限は、１０ｍｍ以下であることが好ましく、５ｍｍ以下であることがより好ましく、３ｍｍ以下であることがさらに好ましい。本体部１２Ａが凸状に突出する長さと、蓋部１２Ｂが凹状に凹む深さとが長すぎる場合、切削による原料のロスが大きくなり、コストが増大してしまう。
　遮蔽部構成部材の厚みについては、収納部の内表面から遮蔽部構成部材の外表面までの最短距離が一定となるように構成するのが良い。このように構成することで、収納部に収納される放射線量計測器を均一的に遮蔽部構成部材で覆うことができるため、あらゆる方向からの中性子線を等しい割合で遮蔽することができる。したがって、中性子線の照射方向に関わらず、容器に収納した線量計測体の配置パターンを自由自在とすることができる。
　また、収納部端部の隅においては、例えば、図５のように、遮蔽部構成部材の厚みが５ｍｍであれば、断面形状から見た遮蔽部構成部材の両端部をＲ５の曲面とすれば、収納部端部の隅から遮蔽部構成部材の外表面までの最短距離を、等しく５ｍｍとすることができる。このように、遮蔽部構成部材の厚みに応じて、適宜、遮蔽部構成部材の端部のＲ部の曲面を設計することで、収納部の内表面から遮蔽部構成部材の外表面までの最短距離を一定とすることができる。
　上記性質を有する材料として、ＬｉＦ含有材料が挙げられる。中でも、ＬｉＦ含有率が高く、他の成分が中性子線を透過する影響を受けず、線量計容器１０の小型化、薄型化に寄与できることから、ＬｉＦ含有材料は、ＬｉＦ焼結体であることが好ましい。
　ところで、Ｌｉは、６Ｌｉと７Ｌｉとの２つの安定同位体を含み、天然での存在比は、７Ｌｉが９２．５ａｔｏｍ％であるのに対し、６Ｌｉが７．５ａｔｏｍ％である。そのうち、中性子線の遮蔽に寄与するものは、６Ｌｉであるので、６Ｌｉが濃縮された６ＬｉＦを使用することによって、より高い効率で中性子線を遮蔽することができる。そのことから、ＬｉＦ焼結体は、６ＬｉＦ焼結体であることがより好ましい。以下、６ＬｉＦ焼結体について説明する。
（６ＬｉＦ焼結体）
（１）成分：６ＬｉＦ
　６ＬｉＦ焼結体は、６ＬｉＦを主原料としており、他の中性子減速材料・遮蔽材料（例えば、ＣａＦ２、ＭｇＦ２、ＭｇＦ２－ＣａＦ２二元系、ＭｇＦ２－ＣａＦ２－ＬｉＦ三元系等）に比べて高い中性子遮蔽性能を有する。また、６ＬｉＦ焼結体は、６ＬｉＦからなり、焼結助剤や複合材成分として他の無機化合物が混合されておらず、また、熱可塑性樹脂等との混合物でもない。したがって、本実施形態に係る６ＬｉＦ焼結体は、極めて高い中性子遮蔽性能を有し、遮蔽部１２の薄型化、小型化に寄与し得る。
　６ＬｉＦ焼結体において、６Ｌｉの純度は、９５．０ａｔｏｍ％以上、かつ、ＬｉＦ純度が９９ｗｔ％以上であることが好ましい。６ＬｉＦ焼結体に金属成分（元素）等の不純物が多く混在していると、６ＬｉＦ焼結体に中性子線を照射することによって不純物が放射化し、ガンマ線を放出する可能性がある。６ＬｉＦに中性子線が照射されても、放射化は起こらない。よって、本実施形態に係る６ＬｉＦ焼結体において、６Ｌｉが９５．０ａｔｏｍ％以上、かつ、ＬｉＦ純度が９９ｗｔ％以上にすることで、中性子遮蔽性能に優れるだけではなく、人体への被ばくの影響を最小限に抑えられるという利点を有する。
　また、６ＬｉＦは、焼結体である。６ＬｉＦ焼結体を製造する手法として、単結晶育成法、融液から凝固させる方法、焼結法等が挙げられる。
　しかしながら、単結晶育成法は、製造に際して高い制御精度を必要とするため、品質の安定度に劣り、製品価格は極めて高価なものとなる。加えて、得られた成形体は、単結晶であるため、劈開性を有し、加工時にクラックを引き起こしやすい等の課題を有する。
　また、融液から凝固させる方法は、冷却時に温度制御を厳密に行う必要があり、かつ冷却に長時間を必要とするため、比較的大きなサイズの全体において均質で健全な固化物を得るのは難しい。
　６ＬｉＦ焼結体は、焼結法によって得られているため、高い中性子遮蔽性能を有する中性子遮蔽材を低コストで安定して供給し得る。
（２）相対密度
　６ＬｉＦ焼結体は、８３％以上９０％以下の相対密度を有することが好ましい。本実施形態において、相対密度とは、焼結体の密度をＬｉＦの理論密度（２．６４ｇ／ｃｍ３）で除し、１００を掛けた値をいう。
　相対密度は、８３％以上９０％以下であり、６ＬｉＦ焼結体は、高密度化されていない。そのため、６ＬｉＦ焼結体は、切削加工性に優れるという利点がある。
　相対密度が小さすぎると、６ＬｉＦ焼結体が十分な中性子遮蔽性能を有しない可能性がある。また、相対密度が小さすぎると、焼結体内部の空隙の割合が高く、機械的強度に劣り、加工中の破損等が懸念される。
　これに対し、相対密度が大きすぎると、６ＬｉＦ焼結体が十分な中性子遮蔽能を有するとはいえるものの、焼結体の緻密性が高いため、焼結体を加工する際、材料内部の残留応力が解放されることで、クラック等を生じることが懸念される。
（３）厚さ
　６ＬｉＦ焼結体の厚さは、中性子線を好適に遮蔽できる厚さであれば、特に限定されるものではない。具体的に、６ＬｉＦ焼結体の厚さは、２ｍｍ以上であることが好ましく、３ｍｍ以上であることがより好ましい。
　６ＬｉＦ焼結体の厚さの上限は、特に限定されないが、遮蔽部１２の小型化、軽量化を図る観点から、中性子線を好適に遮蔽できる範囲において、６ＬｉＦ焼結体は、薄い方が好ましい。具体的に、６ＬｉＦ焼結体の厚さは、８ｍｍ以下であることが好ましく、５ｍｍ以下であることがより好ましい。
（６ＬｉＦ焼結体の製造方法）
　本実施形態に係る６ＬｉＦ焼結体の製造方法は、６ＬｉＦ粉末と有機系成形助剤とを含有する６ＬｉＦ組成物を加圧し、プレス成形体を得る加圧工程と、このプレス成形体を６３０℃以上、８３０℃以下で焼成する焼成工程とを含む。また、焼成工程に先立ち、２５０℃以上３５０℃以下で予備焼成する予備焼成工程を入れても良い。
＜線量計測体１＞
　図１Ｆは、本発明の第１の実施形態に係る線量計測体１の一例を示す模式図である。この線量計１では、線量計容器１０の収納部１１に放射線量計測器５１が収納されている。
　本実施形態によると、線量計容器１０の厚みを薄く構成しても、十分な中性子遮蔽性能を得ることができ、線量計容器１０のサイズも小さく設計することができる。したがって、線量計容器１０の取り扱いが容易となり、例えば測定現場においても、小さな線量計容器１０であれば、中性子線照射領域に複数配置して、中性子照射スペース領域内におけるガンマ線の有無や強弱の違いを（もしくは測定作業工程を少なくして）測定することもできる。
　また、線量計容器１０の構成部材である遮蔽部１２は、中性子線を遮蔽する一方、少なくとも、収納部１１に収納される放射線量計測器の計測対象である放射線を透過する材料の部材からなる。これにより、収納部１１に収納された放射線量計測器が測定対象の放射線を正確に検出できる。したがって、測定対象の放射線量を計算する手順を簡略化できるとともに、線量計容器１０の小型化に寄与し得る。
２．第２の実施形態
　図２は、本発明の第２の実施形態に係る線量計容器２０の一例を示す模式図である。より詳しく説明すると、図２Ａは、線量計容器１０の斜視図である。図２Ｂは、線量計容器２０の正面図であり、図２Ｃは、図２ＢのＡ－Ａ断面図である。図２Ｄは、線量計容器２０の本体部２２Ａの斜視図であり、図２Ｅは、線量計容器２０の蓋部２２Ｂの斜視図である。また、図２Ｆは、本発明の第２の実施形態に係る線量計測体２の一例を示す模式図であり、線量計容器２０の収納部２１に放射線量計測器５１が収納されている。
　線量計容器２は、収納部２１と、遮蔽部２２とを備える。収納部２１は、中性子線以外の所定の放射線の線量を計測する放射線量計測器を収納する部材であり、特に説明がない限り、収納部１１と同様の機能を有する。遮蔽部２２は、収納部２１を囲む部材であり、特に説明がない限り、遮蔽部１２と同様の機能を有する。
　第１の実施形態と第２の実施形態とを対比すると、第１の実施形態では、線量計容器１０の全体の形状が、円柱形状の周壁の両端に半球形状の両端部が配設されたカプセル形状であったのに対し、第２の実施形態では、線量計容器２０の全体の形状が、四角柱形状を基本として角に丸みを帯びた形状である点で異なる。
　また、第１の実施形態では、収納部２１の形状が、放射線量計測器５１（例えば、蛍光ガラス素子）の形状に合わせて円柱形状であったのに対し、第２の実施形態では、収納部２１の形状が、放射線量計測器５１の底面の外径の長さを底面の１辺の長さとし、放射線量計測器５１の高さと略同じ長さを高さとする四角柱形状である点で異なる。
　このように、線量計容器の形状は、特に限定されるものではなく、適宜選択可能である。
３．第３の実施形態
　図３は、本発明の第３の実施形態に係る線量計容器３０の一例を示す模式図である。より詳しく説明すると、図３Ａは、線量計容器３０の斜視図であり、図３Ｂは、線量計容器３０の正面図である。図３Ｃは、線量計容器３０の平面図であり、図３Ｄは、図３ＣのＡ－Ａ断面図である。図３Ｅは、線量計容器３０の本体部３２Ａの斜視図であり、図３Ｆは、線量計容器３０の蓋部３２Ｂの斜視図である。また、図３Ｇは、本発明の第３の実施形態に係る線量計測体３の一例を示す模式図であり、線量計容器３０の収納部３１に放射線量計測器５１が収納されている。
　線量計容器３は、収納部３１と、遮蔽部３２とを備える。収納部３１は、中性子線以外の所定の放射線の線量を計測する放射線量計測器を収納する部材であり、特に説明がない限り、収納部１１と同様の機能を有する。遮蔽部３２は、収納部３１を囲む部材であり、特に説明がない限り、遮蔽部１２と同様の機能を有する。
　第１の実施形態と第３の実施形態とを対比すると、第１の実施形態では、線量計容器１０の全体の形状が、上述したカプセル形状であったのに対し、第３の実施形態では、線量計容器３０の全体の形状が、円形平板状である点で異なる。
　また、第１の実施形態では、収納部２１の形状が、放射線量計測器５１（例えば、蛍光ガラス素子）の形状に合わせて円柱形状であったのに対し、第３の実施形態では、収納部３１の形状が、放射線量計測器５１の長手方向の長さと略同じ長さを内径とする円形平板状である点で異なる。
　また、第１の実施形態では、収納部１１は、遮蔽部構成部材５１（本実施形態では本体部１２Ａ及び蓋部１２Ｂ）の全体にわたって延在するのに対し、第３の実施形態では、収納部３１は、本体部３２Ａのみに位置し、蓋部３２Ｂに位置しない点で異なる。
　このように、線量計容器の形状は、特に限定されるものではなく、適宜選択可能である。中でも、遮蔽部構成部材５１を本体部と蓋部とが嵌合したときの固定部材として機能できることを考慮すると、第１実施形態にあるように、収納部は、遮蔽部構成部材５１の全体にわたって延在するが好ましい。
４．第４の実施形態
　図４は、本発明の第４の実施形態に係る線量計容器４０の一例を示す模式図である。より詳しく説明すると、図４Ａは、線量計容器４０の斜視図であり、図４Ｂは、線量計容器４０の正面図である。図４Ｃは、線量計容器４０の平面図であり、図４Ｄは、図４ＣのＡ－Ａ断面図である。図４Ｅは、線量計容器４０の本体部４２Ａの斜視図であり、図４Ｆは、線量計容器４０の蓋部４２Ｂの斜視図である。また、図４Ｇは、本発明の第４の実施形態に係る線量計測体４の一例を示す模式図であり、線量計容器４０の収納部４１に放射線量計測器５１が収納されている。
　線量計容器４は、収納部４１と、遮蔽部４２とを備える。収納部４１は、中性子線以外の所定の放射線の線量を計測する放射線量計測器を収納する部材であり、特に説明がない限り、収納部１１と同様の機能を有する。遮蔽部４２は、収納部４１を囲む部材であり、特に説明がない限り、遮蔽部４２と同様の機能を有する。
　第３の実施形態と第４の実施形態とを対比すると、第３の実施形態では、線量計容器３０の全体の形状が、円形平板状であったのに対し、第４の実施形態では、線量計容器４０の全体の形状が、略正方形の平板状である点で異なる。
　このように、線量計容器の形状は、特に限定されるものではなく、適宜選択可能である。
　以下、実施例により、本発明をさらに詳細に説明するが、本発明はこれらの実施例に何ら限定されるものではない。
＜線量計容器１０の製造＞
　以下の工程を経て、本発明の第１の実施形態に係る線量計容器１０と同様の形状を有し、正面視したときの断面形状（図１Ｃに相当）が図５に示す寸法である線量計容器１０を得た。
〔６ＬｉＦ焼結体の製造〕
　以下の工程を経て、高さ約１６ｍｍの円柱状の６ＬｉＦ焼結体を得た。
　まず、６ＬｉＦ粉末（６Ｌｉ純度９５．０atom％、ＬｉＦ９９％：Ｓｉｇｍａ―Ａｌｄｒｉｃｈ製）１００質量部と、ステアリン酸とセルロースからなる成形助剤１６質量部とを混合し、６ＬｉＦ組成物を得た。
（１）加圧工程
　次いで、直径２５ｍｍの金型に６ＬｉＦ組成物を約１５．８ｇ充填し、タッピングにより６ＬｉＦ組成物の空隙を減らした。
　次いで、円柱状の金型を油圧式のプレス機に装填し、１００ＭＰａのプレス圧をかけて、プレス成形体を得た。
（２）予備焼成工程
　それぞれのプレス成形体を大気雰囲気の炉に入れた。３００℃まで１００℃／ｈｒで昇温させ、５時間保持することで、プレス成形体に含まれる成形助剤の大半を分解・揮散させた。
（３）焼成工程
　予備焼成工程の後、プレス成形体を６５０℃まで１００℃／ｈｒで昇温し、５時間保持した。その後、冷却（空冷）を行い、６ＬｉＦ焼結体を得た。
〔６ＬｉＦ焼結体の加工〕
　続いて、６ＬｉＦ焼結体に対し、マシニング加工により、断面形状が図５に示す寸法になるように、６ＬｉＦ焼結体の周囲及び内部を切削、穴あけし、実施例に係る線量計容器１０を得た。
＜評価＞
〔プレス成形体の評価〕
　加圧工程によって得られたプレス成形体の６ＬｉＦ換算の相対密度は、５７．３％であった。また、外観を目視したところ、膨れやクラックは認められなかった。
〔６ＬｉＦ焼結体の評価〕
　また、加圧工程、予備焼成工程及び焼成工程によって得られた６ＬｉＦ焼結体の質量は１３．６ｇ、相対密度は８６．２％であった。また外観を目視したところ、膨れやクラックは認められなかった。また、６ＬｉＦ焼結体を精密切断機で切断し、切断面の状態を目視したところ、クラックやボイド等の内部欠陥も認められなかった。
〔線量計容器１０の評価〕
　線量計容器１０の収納部１１に、蛍光ガラス素子を収納し、線量計容器１０の外部から遮蔽部１２に向けてガンマ線及び中性子線を照射した。その結果、線量計容器１０は、中性子線の遮蔽性に優れる一方で、ガンマ線の透過性を備えており、ガンマ線量の計測に好適であることが確認された。
　１　第１の実施形態に係る線量計測体
　１０　第１の実施形態に係る線量計容器
　１１　収納部
　１２　遮蔽部
　１２Ａ　本体部
　１２Ｂ　蓋部
　２　第２の実施形態に係る線量計測体
　２０　第２の実施形態に係る線量計容器
　３　第３の実施形態に係る線量計測体
　３０　第３の実施形態に係る線量計容器
　４　第４の実施形態に係る線量計測体
　４０　第４の実施形態に係る線量計容器
　５１　放射線量計測器

Claims (9)

  1. 　中性子線以外の所定の放射線の線量を計測する放射線量計測器を収納する収納部と、
    　前記収納部を囲み、かつ、少なくとも、前記放射線量計測器の計測対象である前記所定の放射線を透過し、中性子線を遮蔽するＬｉＦ焼結体からなる遮蔽部とを備える線量計容器。
  2. 　前記ＬｉＦ焼結体は、６ＬｉＦ焼結体である、請求項１に記載の線量計容器。
  3. 　前記６ＬｉＦ焼結体は、６ＬｉＦからなり、８３％以上９０％以下の相対密度を有し、外表面のクラック及び膨れが抑制された良好な外観を有する、請求項２に記載の線量計容器。
  4. 　前記所定の放射線は、ガンマ線である、請求項１から３のいずれかに記載の線量計容器。
  5. 　前記遮蔽部は、少なくとも２つ以上の遮蔽部構成部材を有し、隣り合う遮蔽部構成部材は、互いに突き合わせ可能な構造を有する、請求項１から４のいずれかに記載の線量計容器。
  6. 　前記隣り合う遮蔽部構成部材は、互いに嵌合可能な構造を有する、請求項５に記載の線量計容器。
  7. 　前記収納部の大きさは、前記放射線量計測器の大きさと略同じかそれよりも大きく、
    　前記収納部は、前記遮蔽部構成部材の全体にわたって延在する、請求項５又は６に記載の線量計容器。
  8. 　前記収納部の内表面から前記遮蔽部構成部材の外表面までの最短距離が一定である、請求項５から７のいずれかに記載の線量計容器。
  9. 　請求項１から８のいずれかに記載の線量計容器の前記収納部に前記放射線量計測器が収納された線量計測体。
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