JP3960232B2 - Neutron detector - Google Patents

Description

図4は、この方式によって中性子を検出し且つそのエネルギーを推定する中性子検出器の一例の構成を示す概念図である。
この中性子検出器は、“ボナーボールカウンタ”と呼ばれるものであり、^３He中性子計数管１単独と、小モデレータ21に外側を囲まれた^３He中性子計数管１と、大モデレータ22に外側を囲まれた^３He中性子計数管１と、これらからの信号を処理して、中性子の線量率やエネルギー等を出力する信号処理回路及び付属回路３と、で構成されている。
【０００５】
^３He中性子計数管１単独では、上述したように、^３Heとの核反応断面積が熱中性子の場合に最大であるので、熱中性子の検出感度が高く、主に熱中性子を検出する。小モデレータ21は、例えばΦ150mmのポリエチレンからなり、中速以下のエネルギーをもつ中性子を、熱中性子を含む低速中性子まで減速する。したがって、小モデレータ21に囲まれた^３He中性子計数管１では、熱中性子から中速中性子までを検出することができる。大モデレータ22は、例えばΦ350mmのポリエチレンからなり、高速のエネルギーをもつ中性子でも熱中性子を含む低速中性子まで減速する。したがって、大モデレータ22に囲まれた^３He中性子計数管１では、熱中性子から高速中性子までを検出することができる。
【０００６】
これら３つの中性子検出部は、前から順に、熱中性子、熱〜中速中性子及び熱〜高速中性子に対する感度が高いので、このようなエネルギー特性の違いを利用することによって、広いエネルギー範囲にわたる中性子の線量や線量率を測定することができるだけではなく、検出した中性子のエネルギーを推定することもでき、エネルギースペクトラムを求めることもできる。なお、測定範囲を広げ測定精度を高めるために、モデレータと^３He中性子計数管との組み合わせを更に多くすることもある。
中性子の線量及び線量率の測定に加えて、そのエネルギー値の把握が必要な理由は、線量及び線量率の変化だけでは把握できない状況を、エネルギーの変化で把握できるからである。例えば、原子力発電所の場合では、検出された中性子のエネルギー値が分かることによって、中性子の遮蔽壁の劣化や損傷等を検知することができる。
【０００７】
以上に説明してきた中性子検出器は熱中性子の検出素子である ^３He中性子計数管１をベースとするものであるが、シリコンを素材とするシリコン放射線検出素子（以下ではシリコン検出素子と略称する）を用いた中性子検出器もある。熱中性子の検出には、放射線有感部の表面にボロン膜を成膜されたシリコン検出素子があり、中高速中性子の検出には、放射線有感部の上方にポリエチレンラジエータを配置されたシリコン検出素子がある。前者は、中性子と¹⁰Bとの核反応によって放出されるα線で中性子を検出するものであり、この核反応も^３Heの場合と同様に、熱中性子に対して極めて大きな核反応断面積（3837バーン）をもつので、主に熱中性子を検出する。後者は、ポリエチレンラジエータに入射した中性子によって弾き出された反跳陽子で中性子を検出するものであり、反跳陽子のもつエネルギーは入射した中性子のエネルギーを最大値としてそれ以下に分布するので、シリコン検出器が検出できる反跳陽子のエネルギーによって検出可能な中性子のエネルギーの下限が決まる。この値は、例えば500ｋeVであるので、この方式の中性子検出素子は中高速中性子の検出用となる。ポリエチレンラジエータが使用されるのは、ポリエチレンが水素の含有率の最も大きい一般的な材料であるからである。
【０００８】
参考までに、¹⁰Bと中性子の核反応断面積を、中性子のエネルギーが１MeVの場合を基準として示すと、下記のとおりである。¹⁰Bは天然ボロン中に約20％含まれている。

【０００９】
【発明が解決しようとする課題】
ボナーボールカウンタを用いると、専門的な知識や解析等が必要ではあるが、中性子のエネルギースペクトラムを求めることができる。しかし、平均的なエネルギーを求めようとすると、例えば、熱中性子用と中速以下用との計数値の比から中速以下の領域のエネルギーを、中速以下用と高速以下用との計数値の比から中速以上の領域のエネルギーを推定することができる。
しかし、ボナーボールカウンタは上述したように、高速中性子用には例えばΦ350mmの大モデレータ22を必要とするので、大型になって重くなる。そのため、より小型で軽量な中性子検出器で、中性子の平均的なエネルギーを推定することができるものが求められている。
【００１０】
この発明の課題は、このような状況に対応して、中性子の線量や線量率の測定に加えて、その平均的なエネルギーを推定できる小型・軽量の中性子検出器を提供することである。
【００１１】
【課題を解決するための手段】
この発明の発明者は、シリコンを素材とするシリコン検出素子が10MeVを越えるエネルギー領域の中性子に対して比較的大きな感度を有することを実験的に把握し、シリコン検出素子そのものを高エネルギー中性子の検出素子として利用すれば、従来技術の項で説明した熱中性子検出素子及び中高速中性子検出素子と組み合わせることによって、検出した中性子の平均的なエネルギーを推定することが可能となることに考え至ったのである。すなわち、従来から存在する、熱中性子検出素子としてのボロン膜付きシリコン検出素子と、中高速中性子検出素子としてのポリエチレンラジエータを備えたシリコン検出素子とによれば、両者の感度の比は５MeV近傍に極小値があって、それ以上かそれ以下かの分離ができなく、平均的なエネルギーを推定することができなかった。しかし、シリコン検出素子が10MeVを越えるエネルギー領域の中性子に対して比較的大きな感度を有することが分かったので、これを組み合わせることによって、中性子のエネルギーが５MeV以上か５MeV以下かを分離することが可能となるのである。
【００１２】
なお、シリコン検出素子が10MeVを越えるエネルギー領域の中性子に対して比較的大きな感度を有することは、シリコンがこのような高エネルギーの中性子と核反応して陽子を放出する確率が比較的に大きいことに依存している。この核反応断面積は、²⁸Siでは14.6MeVの中性子に対して0.262バーンであり、²⁹Siでは14.5MeVの中性子に対して0.112バーンであり、³⁰Siでは14MeVの中性子に対して0.18バーンであり、天然シリコン中には、²⁸Siが92.2％、²⁹Siが4.7％、³⁰Siが3.1%含まれている。しかも、この核反応は検出素子そのものの内部で発生するのであるから、その反応で放出される陽子は最も効率よく検出される。
【００１３】
この発明は、異なるエネルギー特性をもつ複数の中性子検出素子と、これらの中性子検出素子からの信号を処理して所定の出力を出力する信号処理部と、を備え、中性子検出素子毎の計数値の比に基づいて検出した中性子のエネルギーを推定する中性子検出器であって、中性子検出素子として、放射線有感部の上方にポリエチレンラジエータを配置されたシリコン検出素子で中性子を検出する中高速中性子検出ユニット（以下ではユニットＩと呼称する）と、放射線有感部の表面にボロン膜を成膜されたシリコン検出素子で中性子を検出する熱中性子検出ユニット（以下ではユニットＩＩと呼称する）と、シリコン検出素子そのもので中性子を検出する高速中性子検出ユニット（以下ではユニットＩＩＩと呼称する）と、を備え、ユニットＩＩＩの計数値に対するユニットＩＩの計数値の比（以下では計数値比ＩＩ／ＩＩＩと呼称する）によって、検出した中性子のエネルギー領域が高エネルギー側領域または低エネルギー側領域のいずれであるかを判定し、その判定に基づいて、それぞれの領域毎に予め求められた、ユニットＩの計数値に対するユニットＩＩの計数値の比（以下では計数値比ＩＩ／Ｉと呼称する）と中性子エネルギーとの関係から、検出された中性子のエネルギーを推定する。
【００１４】
従来から使用されているユニットI及びユニットIIに、シリコン検出素子そのもので中性子を検出するユニットIIIを加え、計数値比II／IIIを算出することによって、計数値比II／Iに対応するエネルギーが、計数値比II／Iの最小値に相当するエネルギーより低いエネルギー領域のエネルギーか、高いエネルギー領域のエネルギーか、を分離することができ、計数値比II／Iからエネルギー値を推定することが可能となる。
【００１５】
【発明の実施の形態】
この発明による中性子検出器の実施の形態を実施例に基づいて説明する。
図１は、この発明による中性子検出器の実施例の構成を示す概念図であり、図2は、実施例のエネルギー特性を示し、（ａ）は各検出ユニットの感度のエネルギー依存性を示す線図、（ｂ）は感度比のエネルギー依存性を示す線図であり、図3は、感度比から検出した中性子のエネルギーを推定する線図である。
この中性子検出器は、エネルギー特性の異なる3つの中性子検出ユニット、すなわちユニットI（中高速中性子検出ユニット）４、ユニットII（熱中性子検出ユニット）５及びユニットIII（高速中性子検出ユニット）６と、これらからの信号を処理して所定の出力を出力する信号処理回路及び付属回路3aと、出力を表示する表示回路７と、で構成されている。
【００１６】
ユニットI４は、シリコン検出素子42とこれの有感部の上方に配されたポリエチレンラジエータ41とで構成され、中高速中性子によってポリエチレンラジエータ41から放出された反跳陽子をシリコン検出素子42で検出することによって、中高速中性子を検出する。ユニットII５は、シリコン検出素子42とこれの有感部上に成膜されたボロン膜51とで構成され、熱中性子と¹⁰Bとの核反応によって放出されるα線をシリコン検出素子42が検出することによって、主に熱中性子を検出する。以上の2つの中性子検出ユニットは「従来の技術」の項でも説明した通りである。ユニットIII６は、「課題を解決するための手段」の項で説明したように、この発明の発明者が、シリコン検出素子42そのものが15MeV前後の高速中性子に比較的大きな感度を有することを把握したことに基づくもので、ユニットI及びユニットIIと同じパッケージ内にシリコン検出素子42を収納したものであり、高速中性子を検出する。
【００１７】
これらのユニットI４、ユニットII５及びユニットIII６のエネルギー特性は、図2（ａ）に示す通りである。図において、縦軸は感度（cps/mSv/h）であり、横軸は中性子のエネルギー（MeV）である。
ユニットIのエネルギー特性は、図2（ａ）にベタ黒の四角で示した曲線“I”であり、その感度は、15MeVで最大であって、15MeVから５MeVまでは緩やかに減少し、５ＭeV以下で急激に減少している。ユニットIIのエネルギー特性は、図2（ａ）にベタ黒の丸で示した曲線“II”であり、その感度は、15MeVで最大であって、15MeVから５MeVまでは比較的急に減少し、５ＭeV以下では徐々に増加傾向を強くしている。図に示した範囲では、15MeVに最大値があるが、熱中性子に対する感度が最大（約10cps/mSv/ｈ）であり、図示以下の低エネルギー領域でその感度値まで増大する。ユニットIIIのエネルギー特性は、図2（ａ）にベタ黒の菱形で示した曲線“III”であり、その感度は、15MeVで最大であって、15MeVから２MeVまで急激に減少し、１ＭeVに極小値があって、それ以下では増加傾向を示している。
【００１８】
これら3つの曲線が、全て15MeVで最大値をもっているのは、「課題を解決するための手段」の項で説明した、シリコンと高速中性子との核反応による放出陽子によるものと考えられる。そのため、ユニットIでは、これがポリエチレンラジエータ41からの反跳陽子に重畳されて、中高速領域に高い感度をもつエネルギー特性となり、ユニットIIでは、核反応による放出陽子が、熱中性子を主とする低速中性子によってボロン膜から放出されるα線に重畳されるので、２〜５MeVに極小値をもつエネルギー特性となり、ユニットIIIでは、シリコン検出素子42だけのエネルギー特性となるため、上記のような15MeVから２MeVまで急激に減少するエネルギー特性となっている。
【００１９】
図2（ｂ）は、図2（ａ）に基づいて算出された、感度比のエネルギー依存性を示しており、ここでは、縦軸が感度比であり、横軸が中性子のエネルギー（ＭｅＶ）である。ユニットIの感度に対するユニットIIの感度の比を曲線“[II／I]”で示し、ユニットIIIの感度に対するユニットIIの感度の比を曲線“[II／III]”で示している。ここでは、縦軸を感度比と表示しているが、感度比を計数値比と置き換えても全く同じである。
曲線“[II／I]”は、「課題を解決するための手段」の項でも説明したように、５MeVに極小値をもっていて、５MeVより大きくなっても小さくなっても増加していく。一方、曲線“[II／III]”は、１MeV以上では、エネルギーの増加に対して単調な減少傾向を示し、５MeVでは3.7となり、５MeVを越えれば3.7より小さく、５MeVまでは3.7より大きい。したがって、感度比[II／III]が、3.7より大きいか小さいか、を判定すれば、中性子のエネルギーが５MeV未満であるか５MeVを越えているか、を知ることができる。
【００２０】
図3は、この判定に基づいて、感度比[II／I]から中性子のエネルギーを推定する線図であって、（ａ）は、感度比[II／III]≧3.7 の場合に使用する線図であって、５ＭeV以下の中性子のエネルギーの場合に対応し、（ｂ）は、感度比[II／III]≦3.7 の場合に使用する線図であって、５ＭeV以上の中性子のエネルギーの場合に対応する。
このようにして、この実施例においては、３つのユニットからの計数値から中性子の線量や線量率が測定できるだけではなく、図3を用いて、そのエネルギーを推定することもできる。
【００２１】
なお、ユニットIからユニットIIIに使用されるシリコン検出素子42は、全て同じタイプのシリコン検出素子で、例えば10mm角のシリコンチップであって、極めて小型・軽量である。
【００２２】
【発明の効果】
この発明においては、従来から使用されているユニットI及びユニットIIに、シリコン検出素子そのもので中性子を検出するユニットIIIを加え、計数値比II／III、すなわち感度比[II／III]、を算出することによって、計数値比II／I、すなわち感度比[II／I]、に対応するエネルギーが、計数値比II／Iの最小値に相当するエネルギーより低いエネルギー領域のエネルギーか、高いエネルギー領域のエネルギーか、を分離することができ、計数値比II／Iからエネルギー値を推定することが可能となる。なお、この発明に使用される３つの中性子検出ユニットには同じタイプのシリコン検出素子が使用され、例えば10mm角と極めて小型・軽量である。
【００２３】
したがって、この発明によれば、中性子の線量や線量率の測定に加えて、そのエネルギーを推定することもできる小型・軽量の中性子検出器を提供することができる。
【図面の簡単な説明】
【図１】この発明による中性子検出器の実施例の構成を示す概念図
【図２】実施例のエネルギー特性を示し、（ａ）は各検出ユニットの感度のエネルギー依存性を示す線図、（ｂ）は感度比のエネルギー依存性を示す線図
【図３】感度比から検出した中性子のエネルギーを推定する線図
【図４】従来技術による中性子検出器の一例の構成を示す概念図
【符号の説明】
１ ^３He中性子計数管
21 小モデレータ
22 大モデレータ
３, 3a 信号処理回路及び付属回路
４ 中高速中性子検出ユニット（ユニットI）
41 ポリエチレンラジエータ
42 シリコン検出素子
５ 熱中性子検出ユニット（ユニットII）
51 ボロン膜
６ 高速中性子検出ユニット（ユニットIII）
７ 表示回路[0001]
BACKGROUND OF THE INVENTION
The present invention relates to a neutron measurement technique among radiation measurement techniques for measuring a radiation dose, a dose rate, and the like in a nuclear power plant and the like, and relates to a neutron detector capable of estimating the detected neutron energy. .
[0002]
[Prior art]
Neutrons are radiation that has no electric charge and is difficult to detect directly because of its weak interaction with matter. Therefore, a neutron detector employs a method of detecting neutrons via protons and α rays generated by interaction with a substance having a large cross-sectional area (nuclear reaction cross-section) of interaction with neutrons.
One of the neutron detectors of this type, ³ and He neutron counter tube spherical with nuclear cross-section is larger ³ He with thermal neutrons, made of polyethylene or the like for decelerating fast neutrons in incident spherical There is a system that combines with the moderator of.
[0003]
The nuclear reaction cross section between ³ He and thermal neutrons is very large (5327 burns), and protons are released as a result of the nuclear reaction. ^{The 3} He neutron counter detects neutrons, mainly thermal neutrons, by detecting the ionization current caused by the protons. Moderator made of polyethylene or the like, spherical with the same center as the spherical portion of the ³ He neutron counter tube, in slowing fast neutrons large energy, the low-speed neutrons containing easily thermal neutrons are detected by the ³ He neutron counter tube To do. The size is about Φ350 mm for fast neutrons.
For reference, the cross-sectional area of the nuclear reaction between ³ He and neutrons is shown below with reference to the case where the neutron energy is 1 MeV.
[0004]

FIG. 4 is a conceptual diagram showing a configuration of an example of a neutron detector that detects neutrons and estimates their energy by this method.
The neutron detector is what is called the "Bonner ball counter", surrounded 1 and alone ³ He neutron counter tube, ³ He neutron counter tube 1 surrounded outside the small moderator 21, the outside atmospheric moderator 22 ³ He neutron counter 1, and a signal processing circuit and an attached circuit 3 that process signals from these ³ He and output neutron dose rate, energy, and the like.
[0005]
As described above, the ³ He neutron counter 1 alone has the maximum nuclear reaction cross section with ³ He in the case of thermal neutrons. Therefore, the detection sensitivity of thermal neutrons is high, and thermal neutrons are mainly detected. The small moderator 21 is made of, for example, polyethylene having a diameter of 150 mm, and decelerates neutrons having energy of medium speed or less to slow neutrons including thermal neutrons. Therefore, the ³ He neutron counter 1 surrounded by the small moderator 21 can detect thermal neutrons to medium speed neutrons. The large moderator 22 is made of polyethylene having a diameter of 350 mm, for example, and decelerates even neutrons having fast energy to slow neutrons including thermal neutrons. Therefore, the ³ He neutron counter 1 surrounded by the large moderator 22 can detect thermal neutrons to fast neutrons.
[0006]
Since these three neutron detectors have high sensitivity to thermal neutrons, thermal to medium speed neutrons, and thermal to fast neutrons in order from the front, by utilizing such a difference in energy characteristics, neutron detection over a wide energy range is possible. Not only can the dose and dose rate be measured, but the energy of the detected neutrons can be estimated and the energy spectrum can be determined. In order to expand the measurement range and increase the measurement accuracy, the number of combinations of moderators and ³ He neutron counters may be further increased.
The reason why it is necessary to grasp the energy value in addition to the measurement of the dose and dose rate of neutrons is that the situation that cannot be grasped only by the change of dose and dose rate can be grasped by the change of energy. For example, in the case of a nuclear power plant, by knowing the energy value of the detected neutron, it is possible to detect deterioration or damage of the shielding wall of the neutron.
[0007]
The neutron detector described above is based on the ³ He neutron counter 1, which is a thermal neutron detector, but is a silicon radiation detector made of silicon (hereinafter abbreviated as silicon detector). There is also a neutron detector using For detection of thermal neutrons, there is a silicon detector with a boron film formed on the surface of the radiation sensitive part. For detection of medium and fast neutrons, a silicon detector with a polyethylene radiator located above the radiation sensitive part There are elements. In the former, neutrons are detected by alpha rays emitted by the nuclear reaction between neutrons and ¹⁰ B, and this nuclear reaction is also very large for thermal neutrons, as is the case with ³ He. 3837 burn), so thermal neutrons are mainly detected. The latter detects neutrons with recoil protons ejected by neutrons incident on the polyethylene radiator, and the energy of recoil protons is distributed below it with the maximum energy of the incident neutrons. The lower limit of detectable neutron energy is determined by the recoil proton energy that the detector can detect. Since this value is, for example, 500 keV, this type of neutron detection element is used for detecting medium-fast neutrons. Polyethylene radiators are used because polyethylene is a common material with the highest hydrogen content.
[0008]
For reference, the cross section of the nuclear reaction between ¹⁰ B and neutron is shown below with reference to the case where the energy of neutron is 1 MeV. ¹⁰ B is contained in natural boron by about 20%.

[0009]
[Problems to be solved by the invention]
The use of the Bonner Ball Counter can determine the neutron energy spectrum, although specialized knowledge and analysis are required. However, when trying to find the average energy, for example, the energy of the region below the medium speed from the ratio of the count values for the thermal neutron and the object below the medium speed, It is possible to estimate the energy in the region above the medium speed from the ratio.
However, as described above, the Bonner ball counter requires a large moderator 22 having a diameter of 350 mm, for example, for fast neutrons. Therefore, there is a demand for a smaller and lighter neutron detector capable of estimating the average energy of neutrons.
[0010]
The subject of this invention is providing the small-sized and lightweight neutron detector which can estimate the average energy in addition to the measurement of the dose and dose rate of a neutron corresponding to such a condition.
[0011]
[Means for Solving the Problems]
The inventor of this invention has experimentally grasped that a silicon detection element made of silicon has a relatively large sensitivity to neutrons in an energy region exceeding 10 MeV, and the silicon detection element itself detects high energy neutrons. Because it was thought that it would be possible to estimate the average energy of the detected neutrons by combining with the thermal neutron detector and the medium-fast neutron detector described in the section of the prior art if used as an element. is there. That is, according to the existing silicon detection element with a boron film as a thermal neutron detection element and a silicon detection element with a polyethylene radiator as a medium / fast neutron detection element, the sensitivity ratio between them is close to 5 MeV. There was a local minimum, it was not possible to separate more or less, and the average energy could not be estimated. However, it has been found that the silicon detector element has a relatively large sensitivity to neutrons in the energy region exceeding 10 MeV, and by combining this, it is possible to separate whether the energy of the neutron is 5 MeV or more or 5 MeV or less. It becomes.
[0012]
The relatively high sensitivity of the silicon detector to neutrons in the energy region exceeding 10 MeV means that the probability that silicon will react with these high energy neutrons to emit protons is relatively high. Depends on. This nuclear reaction cross section is 0.262 burn for 14.6 MeV neutrons for ²⁸ Si, 0.112 burn for 14.5 MeV neutrons for ²⁹ Si, and 0.18 burn for 14 MeV neutrons for ³⁰ Si. Natural silicon contains 92.2% ²⁸ Si, 4.7% ²⁹ Si, and 3.1% ³⁰ Si. Moreover, since this nuclear reaction occurs inside the detection element itself, the protons released by the reaction are detected most efficiently.
[0013]
The present invention includes a plurality of neutron detection elements having different energy characteristics, and a signal processing unit that processes signals from these neutron detection elements and outputs a predetermined output, and provides a count value for each neutron detection element. A neutron detector that estimates the energy of neutrons detected based on the ratio, and as a neutron detection element, a medium fast neutron detection unit that detects neutrons with a silicon detection element in which a polyethylene radiator is placed above the radiation sensitive part (Hereinafter referred to as unit I), a thermal neutron detection unit (hereinafter referred to as unit II) for detecting neutrons with a silicon detection element in which a boron film is formed on the surface of the radiation sensitive part, silicon A fast neutron detection unit (hereinafter referred to as unit III) for detecting neutrons with the detection element itself, and unit I The ratio of the count value of unit II to the count value of I (hereinafter referred to as count value ratio II / III) determines whether the detected energy region of the neutron is the high energy side region or the low energy side region Based on the determination, the relationship between the ratio of the count value of the unit II to the count value of the unit I (hereinafter referred to as the count value ratio II / I) and the neutron energy obtained in advance for each region. From the above, the energy of the detected neutron is estimated.
[0014]
By adding unit III that detects neutrons with the silicon detection element itself to unit I and unit II that have been used in the past, and calculating the count value ratio II / III, the energy corresponding to the count value ratio II / I is obtained. The energy in the energy range lower than the energy corresponding to the minimum value of the count value ratio II / I can be separated from the energy in the high energy region, and the energy value can be estimated from the count value ratio II / I. It becomes possible.
[0015]
DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION
Embodiments of a neutron detector according to the present invention will be described based on examples.
FIG. 1 is a conceptual diagram showing the configuration of an embodiment of a neutron detector according to the present invention, FIG. 2 shows the energy characteristics of the embodiment, and (a) is a line showing the energy dependence of the sensitivity of each detection unit. FIG. 3B is a diagram showing the energy dependence of the sensitivity ratio, and FIG. 3 is a diagram for estimating the energy of the neutron detected from the sensitivity ratio.
The neutron detector includes three neutron detection units having different energy characteristics, namely, a unit I (medium fast neutron detection unit) 4, a unit II (thermal neutron detection unit) 5, and a unit III (fast neutron detection unit) 6, and these Is composed of a signal processing circuit and an attached circuit 3a for processing a signal from the signal and outputting a predetermined output, and a display circuit 7 for displaying the output.
[0016]
The unit I4 is composed of a silicon detection element 42 and a polyethylene radiator 41 disposed above the sensitive part thereof, and the silicon detection element 42 detects recoil protons emitted from the polyethylene radiator 41 by medium and fast neutrons. By detecting medium-fast neutrons. The unit II5 is composed of a silicon detection element 42 and a boron film 51 formed on the sensitive part thereof, and the silicon detection element 42 detects α rays emitted by a nuclear reaction between thermal neutrons and ¹⁰ B. By doing so, mainly thermal neutrons are detected. The above two neutron detection units are as described in the section “Prior Art”. As described in the section “Means for Solving the Problems” in the unit III6, the inventor of the present invention has grasped that the silicon detection element 42 itself has a relatively large sensitivity to fast neutrons around 15 MeV. In other words, the silicon detection element 42 is housed in the same package as the units I and II, and fast neutrons are detected.
[0017]
The energy characteristics of these units I4, II5 and III6 are as shown in FIG. In the figure, the vertical axis represents sensitivity (cps / mSv / h), and the horizontal axis represents neutron energy (MeV).
The energy characteristic of Unit I is the curve “I” shown by the solid black square in Fig. 2 (a), and its sensitivity is maximum at 15MeV, gradually decreasing from 15MeV to 5MeV, and below 5MeV. It decreases rapidly. The energy characteristic of Unit II is the curve “II” indicated by a solid black circle in FIG. 2 (a). The sensitivity is maximum at 15MeV, and decreases relatively rapidly from 15MeV to 5MeV. Below 5 MeV, the tendency to increase gradually increases. In the range shown in the figure, although there is a maximum value at 15 MeV, the sensitivity to thermal neutrons is maximum (about 10 cps / mSv / h), and increases to the sensitivity value in the low energy region below the figure. The energy characteristic of Unit III is the curve “III” indicated by the solid black diamond in Fig. 2 (a). The sensitivity is maximum at 15 MeV, decreases rapidly from 15 MeV to 2 MeV, and is minimal to 1 MeV. There is a value, and below that, it shows an increasing trend.
[0018]
The reason why all these three curves have the maximum value at 15 MeV is thought to be due to the protons emitted by the nuclear reaction between silicon and fast neutrons explained in the section “Means for Solving the Problems”. Therefore, in Unit I, this is superimposed on the recoil protons from the polyethylene radiator 41, resulting in energy characteristics with high sensitivity in the medium-to-high speed region. In Unit II, the protons emitted by the nuclear reaction are slow, mainly thermal neutrons. Since it is superimposed on the α-rays emitted from the boron film by neutrons, the energy characteristic has a minimum value of 2 to 5 MeV, and in Unit III, the energy characteristic of only the silicon detection element 42 is obtained. It has an energy characteristic that rapidly decreases to 2 MeV.
[0019]
FIG. 2 (b) shows the energy dependence of the sensitivity ratio calculated based on FIG. 2 (a), where the vertical axis is the sensitivity ratio and the horizontal axis is the neutron energy (MeV). It is. The ratio of the sensitivity of the unit II to the sensitivity of the unit I is indicated by a curve “[II / I]”, and the ratio of the sensitivity of the unit II to the sensitivity of the unit III is indicated by a curve “[II / III]”. Here, the vertical axis represents the sensitivity ratio, but the same is true even if the sensitivity ratio is replaced with the count value ratio.
The curve “[II / I]” has a minimum value of 5 MeV as described in the section “Means for Solving the Problem”, and increases as the value becomes larger or smaller than 5 MeV. On the other hand, the curve “[II / III]” shows a monotonous decreasing tendency with respect to an increase in energy at 1 MeV or more, and becomes 3.7 at 5 MeV, smaller than 3.7 when exceeding 5 MeV, and larger than 3.7 until 5 MeV. Therefore, if it is determined whether the sensitivity ratio [II / III] is larger or smaller than 3.7, it is possible to know whether the neutron energy is less than 5 MeV or exceeds 5 MeV.
[0020]
FIG. 3 is a diagram for estimating the energy of neutrons from the sensitivity ratio [II / I] based on this determination, and (a) is a line used when the sensitivity ratio [II / III] ≧ 3.7. It corresponds to the case of neutron energy of 5 MeV or less, and (b) is a diagram used when the sensitivity ratio [II / III] ≦ 3.7, and the case of neutron energy of 5 MeV or more Corresponding to
In this way, in this embodiment, not only the neutron dose and dose rate can be measured from the count values from the three units, but also its energy can be estimated using FIG.
[0021]
The silicon detection elements 42 used in the units I to III are all the same type of silicon detection element, for example, a 10 mm square silicon chip, and are extremely small and light.
[0022]
【The invention's effect】
In the present invention, a unit III for detecting neutrons with the silicon detection element itself is added to the unit I and unit II that have been used so far, and the count value ratio II / III, that is, the sensitivity ratio [II / III] is calculated. By doing so, the energy corresponding to the count value ratio II / I, that is, the sensitivity ratio [II / I] is lower than or higher than the energy corresponding to the minimum value of the count value ratio II / I. Energy can be separated, and the energy value can be estimated from the count value ratio II / I. The three neutron detection units used in the present invention use the same type of silicon detection element, and are extremely small and light, for example, 10 mm square.
[0023]
Therefore, according to the present invention, it is possible to provide a small and lightweight neutron detector that can estimate the energy in addition to the measurement of the dose and dose rate of neutrons.
[Brief description of the drawings]
FIG. 1 is a conceptual diagram showing the configuration of an embodiment of a neutron detector according to the present invention. FIG. 2 shows the energy characteristics of the embodiment, (a) is a diagram showing the energy dependence of the sensitivity of each detection unit, b) is a diagram showing the energy dependence of the sensitivity ratio. Fig. 3 is a diagram for estimating the energy of the neutron detected from the sensitivity ratio. Fig. 4 is a conceptual diagram showing the configuration of an example of a conventional neutron detector. Explanation of]
1 ³ He neutron counter
21 Small moderator
22 Large moderators 3 and 3a Signal processing circuit and attached circuit 4 Medium and fast neutron detection unit (Unit I)
41 Polyethylene radiator
42 Silicon detector 5 Thermal neutron detection unit (Unit II)
51 Boron film 6 Fast neutron detection unit (Unit III)
7 Display circuit

Claims (1)

A plurality of neutron detection elements having different energy characteristics, and a signal processing unit that processes signals from these neutron detection elements and outputs a predetermined output, based on a ratio of count values for each neutron detection element A neutron detector for estimating the energy of detected neutrons,
As a neutron detection element,
A medium and fast neutron detection unit for detecting neutrons with a silicon radiation detection element in which a polyethylene radiator is disposed above the radiation sensitive part;
A thermal neutron detection unit for detecting neutrons with a silicon radiation detection element in which a boron film is formed on the surface of the radiation sensitive part;
A fast neutron detection unit that detects neutrons with the silicon radiation detection element itself,
The ratio of the count value of the thermal neutron detection unit to the count value of the fast neutron detection unit determines whether the energy region of the detected neutron is the high energy side region or the low energy side region,
Based on the determination, the energy of the detected neutron is estimated from the relationship between the neutron energy and the ratio of the count value of the thermal neutron detection unit to the count value of the medium-fast neutron detection unit, which is obtained in advance for each region. To
A neutron detector characterized by that.

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