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WO2010126062A1 - 中性子検出用シンチレータ及び中性子測定装置 - Google Patents

中性子検出用シンチレータ及び中性子測定装置 Download PDF

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Publication number
WO2010126062A1
WO2010126062A1 PCT/JP2010/057499 JP2010057499W WO2010126062A1 WO 2010126062 A1 WO2010126062 A1 WO 2010126062A1 JP 2010057499 W JP2010057499 W JP 2010057499W WO 2010126062 A1 WO2010126062 A1 WO 2010126062A1
Authority
WO
WIPO (PCT)
Prior art keywords
neutron
scintillator
detection unit
light
detection
Prior art date
Application number
PCT/JP2010/057499
Other languages
English (en)
French (fr)
Inventor
宏 疇地
信彦 猿倉
安信 有川
光男 中井
菅　博文
村田　貴広
敏尚 須山
藤野　茂
善行 薄
吉田　英樹
吉川　彰
Original Assignee
国立大学法人大阪大学
学校法人東海大学
株式会社トクヤマ
古河機械金属株式会社
長崎県
浜松ホトニクス株式会社
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by 国立大学法人大阪大学, 学校法人東海大学, 株式会社トクヤマ, 古河機械金属株式会社, 長崎県, 浜松ホトニクス株式会社 filed Critical 国立大学法人大阪大学
Priority to EP10769760.9A priority Critical patent/EP2426188A4/en
Priority to US13/266,189 priority patent/US8405034B2/en
Publication of WO2010126062A1 publication Critical patent/WO2010126062A1/ja

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    • G—PHYSICS
    • G01—MEASURING; TESTING
    • G01T—MEASUREMENT OF NUCLEAR OR X-RADIATION
    • G01T3/00—Measuring neutron radiation
    • G01T3/06—Measuring neutron radiation with scintillation detectors
    • C—CHEMISTRY; METALLURGY
    • C03—GLASS; MINERAL OR SLAG WOOL
    • C03C—CHEMICAL COMPOSITION OF GLASSES, GLAZES OR VITREOUS ENAMELS; SURFACE TREATMENT OF GLASS; SURFACE TREATMENT OF FIBRES OR FILAMENTS MADE FROM GLASS, MINERALS OR SLAGS; JOINING GLASS TO GLASS OR OTHER MATERIALS
    • C03C3/00—Glass compositions
    • C03C3/12—Silica-free oxide glass compositions
    • C03C3/23—Silica-free oxide glass compositions containing halogen and at least one oxide, e.g. oxide of boron
    • C03C3/247—Silica-free oxide glass compositions containing halogen and at least one oxide, e.g. oxide of boron containing fluorine and phosphorus
    • C—CHEMISTRY; METALLURGY
    • C03—GLASS; MINERAL OR SLAG WOOL
    • C03C—CHEMICAL COMPOSITION OF GLASSES, GLAZES OR VITREOUS ENAMELS; SURFACE TREATMENT OF GLASS; SURFACE TREATMENT OF FIBRES OR FILAMENTS MADE FROM GLASS, MINERALS OR SLAGS; JOINING GLASS TO GLASS OR OTHER MATERIALS
    • C03C4/00—Compositions for glass with special properties
    • C03C4/12—Compositions for glass with special properties for luminescent glass; for fluorescent glass
    • C—CHEMISTRY; METALLURGY
    • C09—DYES; PAINTS; POLISHES; NATURAL RESINS; ADHESIVES; COMPOSITIONS NOT OTHERWISE PROVIDED FOR; APPLICATIONS OF MATERIALS NOT OTHERWISE PROVIDED FOR
    • C09K—MATERIALS FOR MISCELLANEOUS APPLICATIONS, NOT PROVIDED FOR ELSEWHERE
    • C09K11/00—Luminescent, e.g. electroluminescent, chemiluminescent materials
    • C09K11/08—Luminescent, e.g. electroluminescent, chemiluminescent materials containing inorganic luminescent materials
    • C09K11/77—Luminescent, e.g. electroluminescent, chemiluminescent materials containing inorganic luminescent materials containing rare earth metals
    • C09K11/7709—Phosphates
    • C09K11/771—Phosphates with alkaline earth metals
    • C09K11/7711—Phosphates with alkaline earth metals with halogens

Definitions

  • the present invention relates to a scintillator used for detecting neutrons, and a neutron measuring apparatus using the scintillator.
  • the upper limit of the ⁇ R value that can be measured in the knock-on method is about 150 mg / cm 2
  • the upper limit is about 30 mg / cm 2 in the secondary reaction method
  • the fuel surface density is higher than that. Cannot be applied to.
  • a measurement method using scattered neutrons has been proposed as a measurement method of the fuel surface density ⁇ R.
  • the fuel surface density is measured by the production rate of the scattered neutrons n S emitted from the primary neutrons n 0 generated at the center of the implosion plasma by elastic collision with the deuterium ions D in the fusion fuel.
  • the number of the neutrons is much smaller than that of the primary neutrons, and the energy is also low, so that scattered neutrons that arrive later than the primary neutrons and X-rays are separated from the neutron detector. It is difficult to measure.
  • the present invention has been made to solve the above problems, and provides a neutron detection scintillator and a neutron measurement apparatus capable of suitably performing neutron measurement such as measurement of scattered neutrons from implosion plasma.
  • the purpose is to provide.
  • a scintillator for detecting neutrons is a scintillator that emits scintillation light in response to the incidence of neutrons, and has a predetermined value for glass material 20Al (PO 3 ) 3 -80LiF. It is characterized by comprising a lithium glass material to which PrF 3 is added in an added amount.
  • Pr-added lithium-containing glass is used as the scintillator used for neutron detection.
  • the lithium glass scintillators for detecting neutrons utilizing the neutron capture reaction by 6 Li when used for measurement of neutrons from the implosion plasma, to scattered neutrons n S low energy than primary neutrons n 0, 6
  • the resonance peak of the reaction cross section in Li almost coincides with the energy of backscattered neutrons. Therefore, among the neutrons from the implosion plasma, the scattered neutrons corresponding to the fuel surface density ⁇ R can be selectively detected with high efficiency.
  • the Pr added lithium containing glass material constituting the scintillator specifically, n% in mole percent the amount of PrF 3 as a (n> 0), the following formula 20Al (PO 3) 3 -80LiF- nPrF 3
  • the lithium glass material represented by these is used.
  • This newly developed scintillator has high-speed response compared to a conventional neutron detection scintillator (see, for example, Non-Patent Document 2). Therefore, by using such a scintillator for neutron detection, it becomes possible to measure scattered neutrons separately from primary neutrons and X-rays.
  • such high-speed response is not limited to the case of using the scattered neutrons from implosion plasma as described above, and is generally effective in neutron measurement.
  • a neutron measurement apparatus includes (1) a neutron detection unit including the above-described neutron detection scintillator, and (2) a light detection unit that detects scintillation light emitted from the neutron detection unit in response to incidence of a neutron to be measured. And (3) a light guide optical system that guides the scintillation light from the neutron detection unit to the light detection unit.
  • a scintillator made of a lithium glass material of the composition formula 20Al (PO 3 ) 3 -80LiF-nPrF 3 is used as a scintillator in a neutron detection unit that detects neutrons to be measured.
  • a neutron detection unit that detects neutrons to be measured.
  • a Pr-added lithium-containing glass material represented by the composition formula 20Al (PO 3 ) 3 -80LiF-nPrF 3 is used as the scintillator used for neutron detection. This enables to selectively detect scattered neutrons from implosion plasma with high efficiency and to measure scattered neutrons separately from primary neutrons and X-rays due to its fast response. Become.
  • FIG. 1 is a diagram showing the fuel surface density ⁇ R in implosion plasma.
  • FIG. 2 is a graph showing energy spectra of primary neutrons n 0 and scattered neutrons n S emitted from implosion plasma.
  • FIG. 3 is a diagram schematically showing a configuration of an embodiment of the neutron measurement apparatus.
  • FIG. 4 is a graph schematically showing a time waveform obtained by detecting X-rays from the implosion plasma, primary neutrons n 0 , and scattered neutrons n S with a scintillator.
  • FIG. 5 is a schematic diagram showing the formation of a plurality of scintillator cells in the neutron detector.
  • FIG. 6 is a graph showing the wavelength dependence of light transmittance in a glass material.
  • FIG. 7 is a graph showing a time waveform of a detection signal obtained by X-ray detection.
  • FIG. 8 is a graph showing a time waveform of a detection signal obtained by UV light detection and ⁇ ray detection.
  • FIG. 9 is a graph showing a time waveform of a detection signal obtained by neutron detection.
  • FIG. 10 is a diagram illustrating an example of a specific configuration of the neutron measurement apparatus.
  • FIG. 11 is a diagram illustrating another example of a specific configuration of the neutron measurement apparatus.
  • FIG. 1 is a diagram showing the fuel surface density ⁇ R in implosion plasma.
  • ⁇ is the density of the implosion plasma
  • R is the radius of the implosion plasma.
  • FIG. 1 (a) is a graph showing the relationship between the fusion combustion rate and the fuel surface density ⁇ R when a combustion temperature of 20 keV is assumed. As shown in this graph, the burning rate in laser fusion strongly depends on the fuel surface density ⁇ R of implosion plasma. For this reason, evaluation of the ⁇ R value is important in monitoring and controlling fusion phenomena.
  • the scattered neutron n S is a scattered n 0 + D ⁇ n S in which the primary neutron n 0 generated at the center of the implosion plasma elastically collides with the deuterium ion D in the fuel. + D Neutrons emitted by. Further, the probability of collision of primary neutrons n 0 with deuterium ions D in implosion plasma and the probability of occurrence of scattered neutrons n S are proportional to the ⁇ R value. Therefore, the fuel surface density ⁇ R can be evaluated by measuring the scattered neutrons emitted from the implosion plasma.
  • FIG. 2 is a graph showing energy spectra of primary neutrons n 0 and scattered neutrons n S emitted from implosion plasma.
  • the horizontal axis represents neutron energy (MeV)
  • the vertical axis represents normalized neutron spectrum (dN / dE ⁇ 10 keV, graphs A1 to A4) or reaction cross section (barn, graph A5).
  • the neutron scattering intensity changes in proportion to the fuel surface density ⁇ R value.
  • the emission intensity of the scattered neutron n S is very small compared to the emission intensity of the primary neutron n 0 .
  • strength of the scattered neutron is large in low energy backscattering.
  • a lithium glass scintillator can be suitably used in detecting neutrons.
  • the following neutron capture reaction by 6 Li n + 6 Li ⁇ T + ⁇ (+4.8 MeV) To detect neutrons.
  • 6 Li excites the scintillator by capturing fission product particles T and ⁇ exothermically after capturing neutron n.
  • graph A5 in FIG. 2 shows the energy dependence of the reaction cross section of the neutron capture reaction by 6 Li described above.
  • the resonance peak of the reaction cross section with 6 Li substantially coincides with the energy of backscattered neutrons. Therefore, by detecting neutrons using such a reaction, it becomes possible to selectively and efficiently detect scattered neutrons corresponding to the fuel surface density ⁇ R among the neutrons from the implosion plasma. .
  • the neutron detection scintillator according to the present invention uses a lithium glass material as the scintillator material based on such knowledge. Furthermore, as a result of studying the specific composition of such a lithium glass material, the development of a scintillator having faster response than conventional ones has been achieved and the present invention has been achieved.
  • FIG. 3 is a diagram schematically showing a configuration of an embodiment of a neutron measurement apparatus using the neutron detection scintillator according to the present invention.
  • the configuration of the neutron measurement apparatus will be described by taking as an example the case where the scattered neutrons n S emitted from the implosion plasma S of laser fusion are measured as described above.
  • the implosion plasma S has a diameter of about 30 ⁇ m, for example.
  • the distance from the implosion plasma S to the neutron detection part 10 of 1 A of measuring devices is set according to specific measurement conditions, it is about 30 cm, for example.
  • the neutron measurement apparatus 1A includes a neutron detection unit 10, a light guide optical system 15, a light detection unit 20, and a shielding member 30.
  • the neutron detection unit 10 is configured using a scintillator made of Pr-added lithium-containing glass as a neutron detection scintillator.
  • PrF 3 is added to the glass material 20Al (PO 3 ) 3 -80LiF, and the amount of PrF 3 added is n% (n> 0) in terms of mol%, and the following formula 20Al (PO 3 ) 3 -80LiF-nPrF 3
  • a scintillator made of a lithium glass material represented by is used for neutron detection.
  • the emission wavelength region of scintillation light emitted from this scintillator is, for example, an ultraviolet wavelength region centered around the wavelength of 270 nm.
  • the neutron detection scintillator having the above composition has the advantage of high-speed response in addition to the above-described advantages of the lithium glass scintillator in neutron detection, that is, the scintillation light decay time (fluorescence lifetime) is different from the conventional lithium glass scintillator for neutron detection It has the advantage of being very short compared.
  • the graph (a) in FIG. 4 shows a time waveform (detection signal intensity) obtained by detecting X-rays, primary neutrons n 0 , and scattered neutrons n S with a scintillator at a distance of 30 cm from the implosion plasma S. (Time change) is schematically shown.
  • a graph B1 shows a detection signal waveform when a fast-responsive neutron detection scintillator 20Al (PO 3 ) 3 -80LiF-nPrF 3 is used
  • a graph B2 shows a conventional graph B2 The detection signal waveform at the time of using this lithium glass scintillator is shown.
  • the X-rays When radiation such as X-rays and neutrons emitted from the implosion plasma S is detected by a scintillator (see FIG. 3) arranged at a predetermined distance from the implosion plasma S, the X-rays first reach the scintillator. Then, primary neutrons n 0 are detected, and low energy scattered neutrons n S are detected behind them. Under such detection conditions, when the time waveform graph B2 by the conventional scintillator is viewed, the scattered neutrons n S enter the scintillator before the previously detected X-rays and the scintillation light by the primary neutrons n 0 are sufficiently attenuated. Therefore, the scattered neutrons n S cannot be separated and measured.
  • the scattered neutron n S is detected after the scintillation light by the X-ray and the primary neutron n 0 is sufficiently attenuated.
  • the scattered neutrons that arrive later than the X-rays and primary neutrons from the implosion plasma S can be separated and measured by the time-of-flight difference from the implosion plasma S to the neutron detector 10. It becomes possible.
  • the high-speed response of the scintillator having the above composition will be described later together with specific data.
  • a neutron detection unit 10 shown in FIG. 3 is configured as a scintillator array in which a scintillator made of the glass material 20Al (PO 3 ) 3 -80LiF-nPrF 3 is used for neutron detection, and a plurality of scintillator cells 11 are two-dimensionally arranged.
  • the scintillator array 10 uses a scintillator cell 11 having a shape with the z-axis direction as the longitudinal direction, and this scintillator cell 11 is arranged in the x-axis direction.
  • the scintillation light output from the scintillator array 10 becomes a two-dimensional light image corresponding to the two-dimensional array structure of the cells 11 and the neutron detection pattern in the array structure.
  • the size of the scintillator cell 11 per channel (1 ch) is 1 mm ⁇ 1 mm ⁇ 40 mm, and the cell 11 has a total of 40 ch in the x-axis direction and 40 ch in the y-axis direction.
  • ⁇ 40 1600 ch arrangement can be used.
  • the size of the outer shape of the scintillator array 10 of the neutron detector is 40 mm ⁇ 40 mm ⁇ 40 mm.
  • the scintillator cell 11 for example, a scintillator cut into a long and thin shape and polished and coated with a diffuse reflection surface material can be used.
  • the two-dimensional light image by the scintillation light emitted from the scintillator array 10 is guided to the light detection unit 20 via the light guide optical system 15 having the condenser lens 16 and the reflection mirror 17.
  • 3 includes an image intensifier (I.I.) 21 and a two-dimensional photodetector 22.
  • the two-dimensional photodetector 22 is a photodetector configured to be able to detect a two-dimensional light image from the scintillator array 10, and uses, for example, an imaging device such as a CCD in which a plurality of detection pixels are two-dimensionally arranged. be able to.
  • a photomultiplier tube (PMT) or the like may be used as the photodetector.
  • the image intensifier 21 is an optical image intensifying unit that is disposed in front of the two-dimensional photodetector 22 (on the neutron detection unit side) and enhances a two-dimensional optical image incident on the photodetector 22 from the scintillator array 10. .
  • the image intensifier 21 preferably has a gate function that limits the detection period of the two-dimensional light image. In this case, as schematically shown in the graph (b) of FIG. 4 as an example of the gate signal used for the gate operation, the gate period for performing neutron detection is set appropriately, thereby causing the scattered neutron n S. Only the scintillation light component can be selectively measured.
  • the shielding member 30 is provided at a predetermined position between the scintillator array 10 and the light detection unit 20, and in the configuration of FIG. 3, on the side of the light detection unit 20 on the scintillator array 10 side. It has been.
  • the shielding member 30 is a shielding unit that shields extra radiation such as X-rays and neutrons that travel toward the light detection unit 20.
  • the shielding member 30 is constituted by, for example, a lead shield.
  • Pr-added lithium-containing glass is used as a scintillator used for neutron detection.
  • the resonance peak of the reaction cross section at 6 Li is almost the same as the energy of the back-scattered neutron for the scattered neutron n S with lower energy than the primary neutron n 0. To do. Therefore, among the neutrons from the implosion plasma S, the scattered neutrons n S corresponding to the fuel surface density ⁇ R can be selectively detected with high efficiency.
  • the glass material constituting the scintillator is expressed by the following formula: 20Al (PO 3 ) 3 -80LiF-nPrF 3
  • the lithium glass material represented by these is used.
  • This newly developed scintillator has a high speed response compared to a conventional scintillator. Therefore, by using such a scintillator for neutron detection, as shown in FIG. 4, it is possible to measure the scattered neutrons n S separately from the primary neutrons n 0 and X-rays.
  • the addition amount of PrF 3 at the glass composition is, less than 3% 1% mole% (1% ⁇ n % ⁇ 3%) is preferable from the viewpoints of scintillator characteristics, manufacturing conditions, and the like. Thereby, the scintillator for neutron detection which has high-speed response can be realized suitably.
  • the amount of PrF 3 added is increased, the melting temperature of the glass material tends to increase and glass production tends to be difficult.
  • the measurement apparatus is configured by the neutron detection unit 10 using the scintillator, the light detection unit 20, and the light guide optical system 15.
  • the scattered neutrons n S can be separated from the primary neutrons n 0 and X-rays and detected with high efficiency.
  • the scattered neutrons n S suitably neutron measuring device 1A capable of performing neutron measurements, such as measurements from the implosion plasma S is realized.
  • a shielding member 30 is provided between the neutron detection unit 10 and the light detection unit 20 in addition to the light guide optical system 15.
  • the neutron detector 10 is configured by a scintillator array in which a plurality of scintillator cells 11 are two-dimensionally arranged, and in response to such a scintillator array 10, scintillation light is used.
  • the light detection unit 20 is configured by using a two-dimensional photodetector 22 configured to be able to detect a two-dimensional light image. In such a configuration, the number of primary neutrons detected in the cell 11 per channel can be reduced, and the detection of scattered neutrons can be facilitated by the spatial separation effect between primary neutrons and scattered neutrons.
  • FIG. 5 is a schematic diagram showing the formation of a plurality of scintillator cells in the neutron detector 10.
  • 5A and 5B show the neutron detection state by a single channel scintillator cell and the time waveform of the detection signal obtained in that case.
  • FIGS. 5C and 5D show neutron detection states by a plurality of channels of scintillator cells and time waveforms of detection signals obtained in that case.
  • the number of detected primary neutrons n 0 detected in the detection channel is very large, and the number of scattered neutrons n S is small. Is difficult in terms of signal-to-noise ratio.
  • the number of primary neutrons detected per channel can be reduced. In the example shown in FIGS. 5C and 5D, the number of detected primary neutrons n 0 per channel is about one.
  • the number of scattered neutrons n S detected is one or zero per channel, and it can be seen that separation measurement from the primary neutron n 0 is easy.
  • an image intensifier 21 is provided before the two-dimensional photodetector 22 in the light detection unit 20.
  • an image intensifier 21 may be configured not to be provided if unnecessary, such as when the intensity of scintillation light is sufficient.
  • the image intensifier 21 when used in the light detection unit 20 as described above, it is particularly preferable that the image intensifier 21 has a gate function that limits the detection period of the two-dimensional light image. By utilizing such a gate function, selective detection of the scattered neutrons n S with respect to primary neutrons n 0 and X-rays can be suitably performed.
  • a photocathode that converts a two-dimensional optical image by scintillation light into an electronic image, an MCP that enhances the electronic image, and the enhanced electronic image is converted into an optical image again to generate light.
  • an image intensifier composed of a fluorescent screen that outputs to a detector 22.
  • the gate-on state and the gate-off state for enhancing the optical image are controlled.
  • the gate is OFF, for example, by setting the applied voltage so that photoelectrons generated on the photocathode do not reach the MCP, the optical image is not enhanced or output.
  • the glass material 20Al (PO 3 ) 3 -80LiF is abbreviated as APLF 80 as necessary.
  • APLF 80 + nPr a glass material to which PrF 3 is added at n mol%
  • a scintillator made of the glass material APLF80 + nPr can be manufactured, for example, by the method of the manufacturing example shown below.
  • each raw material is prepared with a batch amount of 80 g at a blending ratio corresponding to the composition ratio described above. These raw materials are melted in a glassy carbon crucible under the conditions of a melting temperature of 1100 ° C., a melting time of 1 hour, and a nitrogen atmosphere. Thereafter, the molten glass material is cooled to about 400 ° C. and taken out in a furnace, and further annealed near the glass transition temperature to produce a scintillator.
  • FIG. 6 is a graph showing the wavelength dependence of light transmittance in a glass material, where the horizontal axis represents wavelength (nm) and the vertical axis represents light transmittance (%).
  • a graph C5 shows the light transmittance in the glass material AP 7 LF80 prepared at a melting temperature of 800 ° C. to which PrF 3 is not added.
  • the glass material APLF80 to which no PrF 3 is added is a glass material having a high transmittance up to the ultraviolet region.
  • this glass material is mostly LiF (lithium fluoride), but it contains Al (PO 3 ) 3 (aluminum metaphosphate) and has a good water resistance and is a stable material.
  • 7 L represents natural lithium and 6 L represents an isotope-enriched lithium raw material.
  • graph C1 shows the light transmittance of AP 6 LF80 + 1Pr having a density of 2.63 g / cm 3 prepared at a melting temperature of 800 ° C.
  • graph C2 shows a density of 2 prepared at a melting temperature of 900 ° C.
  • the light transmittance of AP 6 LF80 + 1Pr at .69 g / cm 3 is shown
  • the graph C3 shows the light transmittance of AP 7 LF80 + 1Pr prepared at a melting temperature of 900 ° C.
  • the light transmittance is changed by adding PrF 3 to the glass material APLF80.
  • lithium glass scintillator neutrons are detected by utilizing the neutron capture reaction by 6 Li, and the detection sensitivity of the neutrons is basically determined by the lithium density.
  • the lithium density was 1.7 ⁇ 10 22 / cm 3 . This density is comparable to, for example, conventional lithium glass scintillators KG2 and GS20 (manufactured by Saint-Gobain).
  • FIG. 7 is a graph showing a time waveform of a detection signal obtained by X-ray detection (X-ray excitation), where the horizontal axis indicates time (ns) and the vertical axis indicates signal intensity (V). Specifically, the detection signal waveform is measured using X-rays emitted during a fusion shot.
  • a graph D1 shows a detection signal waveform when APLF80 + 3Pr is used as a scintillator
  • a graph D2 shows a detection signal waveform when KG2, which is a conventional scintillator, is used.
  • the scintillators APLF80 + 3Pr and KG2 are wrapped with Teflon (registered trademark) tape and attached to the light receiving surface of the photomultiplier tube (PMT), and the whole is shielded from light and installed at a position 1 m from the target chamber. Measurements were made. The background noise is confirmed by data to be sufficiently small. The response of the photomultiplier tube is about 5 ns.
  • the signal decay time (decay time) is 81 ns.
  • the signal decay time is 19 ns, which indicates that the response speed is improved as compared with the conventional scintillator.
  • the integrated signal intensity ratio of APLF80 + 3Pr: KG2 is about 1: 3. Further, in the scintillator used for the measurement, the volume of APLF80 + 3Pr and KG2 is 10 times different, and the detection efficiency of KG2 is 10 times smaller. For this reason, if the signal intensity is corrected 10 times, the signal intensity ratio becomes approximately 1:30.
  • FIG. 8 is a graph showing time waveforms of detection signals obtained by UV light detection and ⁇ -ray detection.
  • a graph (a) in FIG. 8 shows a detection signal waveform by UV light detection (light excitation), the horizontal axis indicates time (ns), and the vertical axis indicates intensity (au).
  • the graph (b) of FIG. 8 shows the detection signal waveform by alpha rays from 241 Am, the horizontal axis shows time (ns), and the vertical axis shows PMT output (V). Further, in this graph (b), the measured emission intensity is shown as it is.
  • a graph E1 shows a detection signal waveform of UV light when APLF80 + 1Pr is used as a scintillator
  • a graph E2 shows a detection signal waveform when KG2, which is a conventional scintillator, is used.
  • the signal decay time is 38.8 ns.
  • the signal decay time is 19.3 ns, and it can be seen that the response speed is improved as in the case of the X-ray detection shown in FIG. .
  • a graph E3 shows an ⁇ -ray detection signal waveform when APLF80 + 3Pr is used as a scintillator
  • a graph E4 shows a case where a conventional scintillator GS2 (manufactured by Saint-Gobain) is used.
  • the detection signal waveform is shown.
  • the emission intensity is shown as it is as described above, and it can be seen that the emission intensity is reduced in the graph E3.
  • the light emission amount is about 300 photons / ⁇ at 5.5 MeV ⁇ -rays.
  • FIG. 9 is a graph showing a time waveform of a detection signal obtained by neutron detection, where the horizontal axis indicates time (ns) and the vertical axis indicates intensity (au).
  • APLF80 + 3Pr is used as the scintillator.
  • neutrons neutrons emitted from the 252 Cf standard neutron source are used.
  • the signal decay time is 5.6 ns, which indicates the fast response in neutron detection.
  • FIG. 10 is a diagram illustrating an example of a specific configuration of the neutron measurement apparatus.
  • a lens system in order from the neutron detection unit 10 side. 41, a lens system 42, a reflection mirror 43, and a lens system 44 are provided.
  • the scintillation light is imaged by the lens systems 41, 42, and 44, and the optical path thereof is changed to the light detection unit by the reflection mirror 43.
  • a shielding member 31 for shielding radiation is provided on the side of the light detection unit on the neutron detection unit 10 side.
  • FIG. 11 is a diagram showing another example of a specific configuration of the neutron measurement apparatus.
  • a light guide optical system between the neutron detection unit 10 and the light detection unit including the image intensifier 21 and the two-dimensional photodetector 22 curved surface reflection is sequentially performed from the neutron detection unit 10 side.
  • Mirrors 46, 47, 48 and 49 are provided.
  • the scintillation light is imaged by the curved reflecting mirrors 46, 47, 48, and 49, and the optical path is turned back to make the optical system compact.
  • a shielding member 36 for shielding radiation is provided between the curved reflecting mirrors 46 and 49.
  • the neutron detection scintillator and the neutron measurement apparatus are not limited to the above-described embodiments and configuration examples, and various modifications are possible.
  • the neutron detection unit the configuration of the scintillator array having a plurality of scintillator cells is exemplified above, but a single scintillator cell may be used as the neutron detection unit.
  • various configurations such as a configuration using a single zero-dimensional photodetector may be used for the light detection unit.
  • the neutron measurement from the implosion plasma is exemplified above.
  • the detection characteristics such as the fast response of the scintillator according to the present invention are the neutron measurement from the implosion plasma. It is generally effective not only for measurement but also for neutron measurement in various fields.
  • the neutron detection scintillator is a scintillator that emits scintillation light in response to the incidence of neutrons, and PrF 3 is added in a predetermined amount to the glass material 20Al (PO 3 ) 3 -80LiF.
  • PrF 3 is added in a predetermined amount to the glass material 20Al (PO 3 ) 3 -80LiF.
  • a configuration made of an added lithium glass material is used.
  • the addition amount of PrF 3 at the glass composition is, less than 3% 1% mole% (1% ⁇ n % ⁇ 3%).
  • a neutron detection unit including the above-described neutron detection scintillator, and (2) light detection for detecting scintillation light emitted from the neutron detection unit in response to incidence of a neutron to be measured.
  • a light guide optical system that guides the scintillation light from the neutron detection unit to the light detection unit.
  • the measuring device includes a shielding unit that is positioned between the neutron detection unit and the light detection unit and shields radiation toward the light detection unit.
  • production of the noise component by excess radiations, such as X-ray from a implosion plasma, and neutron injecting into a light detection part can be suppressed, and a neutron measurement can be performed with sufficient precision.
  • the neutron detection unit has a scintillator array in which a plurality of scintillator cells by neutron detection scintillators are arranged in two dimensions, and the light detection unit has two-dimensional light by scintillation light emitted from the scintillator array. It is preferable to have a two-dimensional photodetector configured to detect an image.
  • the neutron detection unit has a configuration in which a plurality of scintillator cells (a plurality of detection channels) are two-dimensionally arranged to reduce the number of detected primary neutrons in each scintillator cell, Detection of scattered neutrons can be facilitated.
  • the photodetector is arranged in front of the two-dimensional photodetector, and an image intensifier that enhances the two-dimensional optical image incident on the two-dimensional photodetector from the scintillator array. It is preferable to have. With such a configuration, it is possible to enhance the two-dimensional optical image of the scintillation light corresponding to the neutron detection pattern in the neutron detection unit and improve the detection accuracy of the optical image by the two-dimensional photodetector.
  • the image intensifier when used in the light detection unit in this way, it is particularly preferable that the image intensifier has a gate function for limiting the detection period of the two-dimensional light image.
  • a gate function of the image intensifier By utilizing such a gate function of the image intensifier, selective detection of scattered neutrons with respect to primary neutrons and X-rays can be suitably performed.
  • the present invention can be used as a neutron detection scintillator and a neutron measurement apparatus capable of suitably performing neutron measurement such as measurement of scattered neutrons from implosion plasma.
  • SYMBOLS 1A Neutron measuring apparatus, 10 ... Scintillator array (neutron detection part), 11 ... Scintillator cell, 15 ... Light guide optical system, 16 ... Condensing lens, 17 ... Reflection mirror, 20 ... Light detection part, 21 ... Image intensity Fire, 22 ... two-dimensional photodetector, 30, 31, 36 ... shielding member, 41, 42, 44 ... lens system, 43, 46, 47, 48, 49 ... reflection mirror.

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Abstract

　中性子検出部１０と、中性子検出部１０から発せられるシンチレーション光を検出する光検出部２０と、中性子検出部１０からのシンチレーション光を光検出部２０へと導光する導光光学系１５と、中性子検出部１０と光検出部２０との間に位置し、光検出部２０へと向かう放射線を遮蔽する遮蔽部材３０とによって、中性子測定装置１Ａを構成する。また、中性子検出部１０を構成する中性子検出用シンチレータとして、ガラス材料２０Ａｌ(ＰＯ3)3-８０ＬｉＦに対してＰｒＦ3が添加されたリチウムガラス材料からなるシンチレータを用いる。これにより、爆縮プラズマからの散乱中性子の測定などの中性子測定を好適に行うことが可能な中性子検出用シンチレータ、及び中性子測定装置が実現される。

Description

中性子検出用シンチレータ及び中性子測定装置
　本発明は、中性子の検出に用いられるシンチレータ、及びそれを用いた中性子測定装置に関するものである。
　レーザ核融合において、その核融合現象の重要指標である核融合燃焼率は、爆縮プラズマでの燃料面密度ρＲ（プラズマ密度×プラズマ半径、ｇ／ｃｍ2）に強く依存することが知られている。このため、核融合現象の監視、制御において、燃料面密度ρＲの測定、評価が重要となっている（例えば、非特許文献１参照）。
　レーザ核融合の実現において高燃料面密度の達成は最も重要な開発課題の１つであり、例えば、点火燃焼を想定した爆縮プラズマでは、ρＲ＞３ｇ／ｃｍ2程度の燃料面密度が必要とされている。
疇地宏、「レーザー核融合の概念」、プラズマ・核融合学会誌　第８１巻増刊　ｐｐ．２～１０（２００５） E. J. Fairley and A. R. Spowart, "Neutron Scintillating Glasses Part III Pulse Decay Time Measurements at Room Temperature", Nucl. Instr. and Meth., Vol.150, pp.159-163 (1978)
　上記した爆縮プラズマでの燃料面密度ρＲを測定する方法として、従来、反跳重水素を測定するノックオン法、ＤＴ中性子を測定する２次反応法などが開発されている。しかしながら、これらの方法では、例えば、ノックオン法では測定可能なρＲ値の上限が１５０ｍｇ／ｃｍ2程度、２次反応法では上限が３０ｍｇ／ｃｍ2程度であり、それよりも高い燃料面密度の測定に適用することができない。
　これに対して、燃料面密度ρＲの測定方法として、散乱中性子を用いた測定方法が提案されている。この方法では、爆縮プラズマの中心で生成される１次中性子ｎ0が核融合燃料中の重水素イオンＤと弾性衝突して放出される散乱中性子ｎSの生成率によって燃料面密度を測定する。しかしながら、このような方法では、１次中性子に比べて数量が圧倒的に少なく、また、エネルギーも低く、中性子検出器に対して１次中性子やＸ線よりも遅れて到着する散乱中性子を分離して測定することが難しいという問題がある。
　本発明は、以上の問題点を解決するためになされたものであり、爆縮プラズマからの散乱中性子の測定などの中性子測定を好適に行うことが可能な中性子検出用シンチレータ、及び中性子測定装置を提供することを目的とする。
　このような目的を達成するために、本発明による中性子検出用シンチレータは、中性子の入射に応じてシンチレーション光を発するシンチレータであって、ガラス材料２０Ａｌ（ＰＯ3）3－８０ＬｉＦに対して、所定の添加量でＰｒＦ3が添加されたリチウムガラス材料からなることを特徴とする。
　上記した中性子検出用シンチレータでは、中性子の検出に用いられるシンチレータとして、Ｐｒ添加リチウム含有ガラスを用いている。6Ｌｉによる中性子捕獲反応を利用して中性子を検出するリチウムガラスシンチレータでは、爆縮プラズマからの中性子の測定に用いる場合に、１次中性子ｎ0よりも低エネルギーの散乱中性子ｎSに対し、6Ｌｉでの反応断面積の共鳴ピークが後方散乱中性子のエネルギーとほぼ一致する。したがって、爆縮プラズマからの中性子のうちで、燃料面密度ρＲに対応する散乱中性子を選択的に高効率で検出することができる。
　さらに、このシンチレータを構成するＰｒ添加リチウム含有ガラス材料について、具体的に、ＰｒＦ3の添加量をモル％でｎ％（ｎ＞０）として、下記式
　　２０Ａｌ（ＰＯ3）3－８０ＬｉＦ－ｎＰｒＦ3
で表されるリチウムガラス材料を用いている。この新たに開発したシンチレータは、従来の中性子検出用シンチレータ（例えば、非特許文献２参照）に比べて高速応答性を有している。したがって、このようなシンチレータを中性子検出に用いることにより、散乱中性子を１次中性子やＸ線から分離して測定することが可能となる。また、このような高速応答性は、上記のように爆縮プラズマからの散乱中性子の測定に用いる場合に限らず、中性子測定において一般に有効である。
　本発明による中性子測定装置は、（１）上記した中性子検出用シンチレータを含む中性子検出部と、（２）測定対象の中性子の入射に応じて中性子検出部から発せられるシンチレーション光を検出する光検出部と、（３）中性子検出部からのシンチレーション光を光検出部へと導光する導光光学系とを備えることを特徴とする。
　上記した測定装置では、測定対象の中性子を検出する中性子検出部でのシンチレータとして、組成式２０Ａｌ（ＰＯ3）3－８０ＬｉＦ－ｎＰｒＦ3のリチウムガラス材料からなるシンチレータを用いている。このような構成では、爆縮プラズマからの中性子の測定に用いる場合に、爆縮プラズマからの中性子のうちで、散乱中性子を選択的に高効率で検出することができる。また、シンチレータの高速応答性により、散乱中性子を１次中性子やＸ線から分離して測定することが可能となる。これにより、爆縮プラズマからの散乱中性子の測定などの中性子測定を好適に行うことが可能な中性子測定装置が実現される。
　本発明の中性子検出用シンチレータ及び中性子測定装置によれば、中性子の検出に用いられるシンチレータとして、組成式２０Ａｌ（ＰＯ3）3－８０ＬｉＦ－ｎＰｒＦ3で表されるＰｒ添加リチウム含有ガラス材料を用いることにより、爆縮プラズマからの中性子のうちで、散乱中性子を選択的に高効率で検出するとともに、その高速応答性により、散乱中性子を１次中性子やＸ線から分離して測定することが可能となる。
図１は、爆縮プラズマでの燃料面密度ρＲについて示す図である。 図２は、爆縮プラズマから放出される１次中性子ｎ0、及び散乱中性子ｎSのエネルギースペクトルについて示すグラフである。 図３は、中性子測定装置の一実施形態の構成を概略的に示す図である。 図４は、爆縮プラズマからのＸ線、１次中性子ｎ0、及び散乱中性子ｎSをシンチレータで検出して得られる時間波形を模式的に示すグラフである。 図５は、中性子検出部におけるシンチレータセルの複数チャンネル化について示す模式図である。 図６は、ガラス材料における光の透過率の波長依存性を示すグラフである。 図７は、Ｘ線検出によって得られる検出信号の時間波形を示すグラフである。 図８は、ＵＶ光検出及びα線検出によって得られる検出信号の時間波形を示すグラフである。 図９は、中性子検出によって得られる検出信号の時間波形を示すグラフである。 図１０は、中性子測定装置の具体的な構成の一例を示す図である。 図１１は、中性子測定装置の具体的な構成の他の例を示す図である。
　以下、図面とともに本発明による中性子検出用シンチレータ及び中性子測定装置の好適な実施形態について詳細に説明する。なお、図面の説明においては同一要素には同一符号を付し、重複する説明を省略する。また、図面の寸法比率は、説明のものと必ずしも一致していない。
　最初に、レーザ核融合における爆縮プラズマでの燃料面密度ρＲ、及び爆縮プラズマから放出される散乱中性子ｎSについて説明する。ここで、図１は、爆縮プラズマでの燃料面密度ρＲについて示す図である。また、図１（ｂ）に示すように、燃料面密度ρＲ（ｇ／ｃｍ2）において、ρは爆縮プラズマの密度、Ｒは爆縮プラズマの半径である。また、以下においては、爆縮プラズマから放出される中性子ｎについて、１次中性子をｎ0と表記し、また、散乱中性子をｎSと表記する。
　図１（ａ）は、燃焼温度２０ｋｅＶを仮定したときの核融合燃焼率と燃料面密度ρＲとの関係を示すグラフである。このグラフに示すように、レーザ核融合における燃焼率は、爆縮プラズマの燃料面密度ρＲに強く依存する。このため、核融合現象の監視、制御において、ρＲ値の評価が重要となっている。
　このような爆縮プラズマでの燃料面密度ρＲの評価方法として、散乱中性子ｎSの測定が検討されている。この散乱中性子ｎSは、図１（ｂ）に示すように、爆縮プラズマの中心で生成される１次中性子ｎ0が燃料中の重水素イオンＤと弾性衝突する散乱
　　ｎ0＋Ｄ→ｎS＋Ｄ
によって放出される中性子である。また、爆縮プラズマ中における１次中性子ｎ0の重水素イオンＤとの衝突確率、及びそれによる散乱中性子ｎSの発生確率は、ρＲ値に比例する。したがって、爆縮プラズマから放出される散乱中性子を測定することによって、その燃料面密度ρＲを評価することができる。
　図２は、爆縮プラズマから放出される１次中性子ｎ0、及び散乱中性子ｎSのエネルギースペクトルについて示すグラフである。このグラフにおいて、横軸は中性子エネルギー（ＭｅＶ）を示し、縦軸は規格化された中性子スペクトル（ｄＮ／ｄＥ×１０ｋｅＶ、グラフＡ１～Ａ４）、または反応断面積（ｂａｒｎ、グラフＡ５）を示している。
　また、グラフＡ１は燃料面密度がρＲ＝１ｇ／ｃｍ2の場合に爆縮プラズマから放出される中性子スペクトルを示し、グラフＡ２はρＲ＝０．５ｇ／ｃｍ2の場合の中性子スペクトルを示し、グラフＡ３はρＲ＝０．２ｇ／ｃｍ2の場合の中性子スペクトルを示し、グラフＡ４はρＲ＝０．１ｇ／ｃｍ2の場合の中性子スペクトルを示している。これらのグラフＡ１～Ａ４から明らかなように、中性子の散乱強度は、燃料面密度ρＲ値に比例して変化している。また、散乱中性子ｎSの放出強度は、１次中性子ｎ0の放出強度と比べると非常に小さくなっている。
　上記の核融合現象において、爆縮プラズマ中で生成される１次中性子ｎ0のエネルギーは、Ｅ0＝２．４５ＭｅＶである。一方、重水素イオンＤとの弾性散乱によって生成される散乱中性子ｎSのエネルギーは、その散乱角度θ（図１（ｂ）参照）に依存して変化するが、最も低エネルギーとなる後方散乱の場合でＥS＝０．２７２ＭｅＶである。また、図２に示す中性子スペクトルによれば、散乱中性子の強度は、低エネルギーの後方散乱においてその強度が大きくなっている。
　このような爆縮プラズマからの散乱中性子に対し、中性子の検出においてリチウムガラスシンチレータを好適に用いることができる。リチウム含有ガラスを用いたシンチレータでは、6Ｌｉによる下記の中性子捕獲反応
　　ｎ＋6Ｌｉ→Ｔ＋α（＋４．８ＭｅＶ）
を利用して中性子を検出する。この反応式に示すように、6Ｌｉは、中性子ｎを捕獲した後、発熱的に核分裂生成粒子Ｔ、αを放出することでシンチレータを励起する。このような発熱反応を利用することにより、低エネルギーの散乱中性子であっても、シンチレータにおいて充分な発光量を得ることができる。
　また、図２のグラフＡ５は、上記した6Ｌｉによる中性子捕獲反応の反応断面積のエネルギー依存性を示している。このグラフＡ５に示すように、6Ｌｉでの反応断面積の共鳴ピークは、後方散乱中性子のエネルギーとほぼ一致している。したがって、このような反応を利用して中性子を検出することにより、爆縮プラズマからの中性子のうちで、燃料面密度ρＲに対応する散乱中性子を選択的かつ高効率で検出することが可能となる。
　本発明による中性子検出用シンチレータは、このような知見に基づき、そのシンチレータ材料として、リチウムガラス材料を用いている。さらに、そのようなリチウムガラス材料において、その具体的な組成について検討した結果、従来に比べて高速応答性を有するシンチレータの開発に成功し、本発明に到達したものである。
　図３は、本発明による中性子検出用シンチレータを用いた中性子測定装置の一実施形態の構成を概略的に示す図である。ここでは、上述したようにレーザ核融合の爆縮プラズマＳから放出される散乱中性子ｎSを測定対象とした場合を例として、中性子測定装置の構成について説明する。また、図３の構成において、爆縮プラズマＳは、例えば直径が３０μｍ程度である。また、爆縮プラズマＳから測定装置１Ａの中性子検出部１０までの距離は、具体的な測定条件に応じて設定されるが、例えば３０ｃｍ程度である。
　本実施形態による中性子測定装置１Ａは、中性子検出部１０と、導光光学系１５と、光検出部２０と、遮蔽部材３０とによって構成されている。図３に示す測定装置１Ａにおいて、中性子検出部１０は、中性子検出用シンチレータとして、Ｐｒ添加リチウム含有ガラスによるシンチレータを用いて構成されている。
　具体的には、本実施形態では、ガラス材料２０Ａｌ（ＰＯ3）3－８０ＬｉＦに対してＰｒＦ3が添加され、ＰｒＦ3の添加量をモル％でｎ％（ｎ＞０）として、下記式
　　２０Ａｌ（ＰＯ3）3－８０ＬｉＦ－ｎＰｒＦ3
で表されるリチウムガラス材料からなるシンチレータを、中性子検出に用いている。このシンチレータから発せられるシンチレーション光の発光波長域は、例えば波長２７０ｎｍ付近を中心とする紫外の波長域である。
　上記組成による中性子検出用シンチレータは、上述したリチウムガラスシンチレータの中性子検出における利点に加え、高速応答性という利点、すなわち、シンチレーション光の減衰時間（蛍光寿命）が、従来の中性子検出用リチウムガラスシンチレータに比べて非常に短いという利点を有している。
　ここで、図４のグラフ（ａ）は、爆縮プラズマＳから３０ｃｍの距離において、Ｘ線、１次中性子ｎ0、及び散乱中性子ｎSをシンチレータによって検出して得られる時間波形（検出信号強度の時間変化）を模式的に示している。また、図４のグラフ（ａ）において、グラフＢ１は、高速応答性の中性子検出用シンチレータ２０Ａｌ（ＰＯ3）3－８０ＬｉＦ－ｎＰｒＦ3を用いた場合の検出信号波形を示し、グラフＢ２は、従来のリチウムガラスシンチレータを用いた場合の検出信号波形を示している。
　爆縮プラズマＳから放出されるＸ線や中性子などの放射線を、爆縮プラズマＳから所定距離をおいて配置されたシンチレータ（図３参照）によって検出する場合、最初にＸ線がシンチレータに到達して検出され、次に１次中性子ｎ0が検出され、それらから遅れて低エネルギーの散乱中性子ｎSが検出される。このような検出条件において、従来のシンチレータによる時間波形のグラフＢ２をみると、先に検出されたＸ線及び１次中性子ｎ0によるシンチレーション光が充分に減衰する前に散乱中性子ｎSがシンチレータに入射し、したがって、散乱中性子ｎSを分離して測定することができない。
　これに対して、高速応答性を有する本発明のシンチレータによる時間波形のグラフＢ１では、Ｘ線及び１次中性子ｎ0によるシンチレーション光が充分に減衰した後に散乱中性子ｎSが検出されている。これにより、爆縮プラズマＳからのＸ線、１次中性子に対し、それらよりも遅れて到達する散乱中性子を、爆縮プラズマＳから中性子検出部１０までの飛行時間差によって分離して測定することが可能となる。なお、上記組成のシンチレータの高速応答性については、具体的なデータとともにさらに後述する。
　図３に示す中性子検出部１０は、上記のガラス材料２０Ａｌ（ＰＯ3）3－８０ＬｉＦ－ｎＰｒＦ3によるシンチレータを中性子検出に用いるとともに、複数のシンチレータセル１１が２次元に配列されたシンチレータアレイとして構成されている。ここで、図３に示すようにｘ軸、ｙ軸、ｚ軸を設定すると、シンチレータアレイ１０は、ｚ軸方向を長手方向とする形状のシンチレータセル１１を用い、このシンチレータセル１１をｘ軸方向及びｙ軸方向に２次元マトリクス状に配列して構成されている。また、このとき、シンチレータアレイ１０から出力されるシンチレーション光は、セル１１の２次元配列構造、及びその配列構造での中性子の検出パターンに対応する２次元光像となる。
　このようなシンチレータアレイ１０の具体例としては、１チャンネル（１ｃｈ）当たりのシンチレータセル１１のサイズを１ｍｍ×１ｍｍ×４０ｍｍとし、そのセル１１をｘ軸方向に４０ｃｈ、ｙ軸方向に４０ｃｈで計４０×４０＝１６００ｃｈ配列した構成を用いることができる。この場合、中性子検出部のシンチレータアレイ１０の外形のサイズは、４０ｍｍ×４０ｍｍ×４０ｍｍである。また、シンチレータセル１１としては、例えばシンチレータを細長く切り出して研磨し、拡散反射面素材でコーティングしたものを用いることができる。
　シンチレータアレイ１０から発せられるシンチレーション光による２次元光像は、集光レンズ１６及び反射ミラー１７を有する導光光学系１５を介して、光検出部２０へと導光される。図３に示す光検出部２０は、イメージインテンシファイア（Ｉ．Ｉ．）２１と、２次元光検出器２２とによって構成されている。２次元光検出器２２は、シンチレータアレイ１０からの２次元光像を検出可能に構成された光検出器であり、例えば、複数の検出画素が２次元に配列されたＣＣＤなどの撮像装置を用いることができる。あるいは、光電子増倍管（ＰＭＴ）等を光検出器として用いても良い。
　イメージインテンシファイア２１は、２次元光検出器２２の前段（中性子検出部側）に配置され、シンチレータアレイ１０から光検出器２２へと入射する２次元光像を増強する光像増強手段である。また、このイメージインテンシファイア２１は、２次元光像の検出期間を制限するゲート機能を有することが好ましい。この場合、図４のグラフ（ｂ）に、ゲート動作に用いられるゲート信号の一例を模式的に示すように、中性子検出を行うゲート期間を適切に設定することにより、散乱中性子ｎSに起因するシンチレーション光成分のみを選択的に測定することができる。
　また、本実施形態の測定装置１Ａでは、シンチレータアレイ１０と光検出部２０との間の所定位置、図３の構成では光検出部２０のシンチレータアレイ１０側の側方に、遮蔽部材３０が設けられている。この遮蔽部材３０は、光検出部２０へと向かうＸ線、中性子等の余分な放射線を遮蔽する遮蔽手段である。遮蔽部材３０は、例えば鉛シールドによって構成される。
　上記実施形態による中性子検出用シンチレータ、及び中性子測定装置の効果について説明する。
　図３に示した測定装置１Ａの中性子検出部１０では、中性子の検出に用いられるシンチレータとして、Ｐｒ添加リチウム含有ガラスを用いている。6Ｌｉによる中性子捕獲反応を利用するリチウムガラスシンチレータでは、１次中性子ｎ0よりも低エネルギーの散乱中性子ｎSに対し、6Ｌｉでの反応断面積の共鳴ピークが後方散乱中性子のエネルギーとほぼ一致する。したがって、爆縮プラズマＳからの中性子のうちで、燃料面密度ρＲに対応する散乱中性子ｎSを選択的に高効率で検出することができる。
　さらに、上記実施形態では、シンチレータを構成するガラス材料について、下記式
　　２０Ａｌ（ＰＯ3）3－８０ＬｉＦ－ｎＰｒＦ3
で表されるリチウムガラス材料を用いている。この新たに開発したシンチレータは、従来のシンチレータに比べて高速応答性を有している。したがって、このようなシンチレータを中性子検出に用いることにより、図４に示すように、散乱中性子ｎSを１次中性子ｎ0やＸ線から分離して測定することが可能となる。
　上記のシンチレータにおいて、そのガラス組成でのＰｒＦ3の添加量については、ガラス材料２０Ａｌ（ＰＯ3）3－８０ＬｉＦに対するＰｒＦ3の添加量が、モル％で１％以上３％以下（１％≦ｎ％≦３％）であることが、シンチレータの特性、及び製造条件等の点から好ましい。これにより、高速応答性を有する中性子検出用シンチレータを好適に実現することができる。なお、ＰｒＦ3の添加量を大きくすると、ガラス材料の溶解温度が高くなってガラス製造が難しくなる傾向がある。
　また、図３に示した中性子測定装置１Ａでは、上記したシンチレータによる中性子検出部１０と、光検出部２０と、導光光学系１５とによって測定装置が構成されている。このような構成では、爆縮プラズマＳからの中性子の測定に用いる場合に、散乱中性子ｎSを１次中性子ｎ0やＸ線から分離して高効率で検出することができる。これにより、爆縮プラズマＳからの散乱中性子ｎSの測定などの中性子測定を好適に行うことが可能な中性子測定装置１Ａが実現される。
　また、本測定装置１Ａでは、中性子検出部１０と、光検出部２０との間に、導光光学系１５に加えて、遮蔽部材３０を設けている。これにより、爆縮プラズマＳからのＸ線、中性子等の余分な放射線が光検出部２０に入射して検出されることによるノイズ成分の発生を抑制して、中性子測定を精度良く行うことができる。
　また、図３に示した測定装置１Ａでは、複数のシンチレータセル１１が２次元に配列されたシンチレータアレイによって中性子検出部１０を構成するとともに、このようなシンチレータアレイ１０に対応して、シンチレーション光による２次元光像を検出可能に構成された２次元光検出器２２を用いて光検出部２０を構成している。このような構成では、１チャンネル当たりのセル１１での１次中性子の検出数を低減し、１次中性子と散乱中性子との空間的分離効果により、散乱中性子の検出を容易化することができる。
　図５は、中性子検出部１０におけるシンチレータセルの複数チャンネル化について示す模式図である。図５において、図５（ａ）、（ｂ）は、単一チャンネルのシンチレータセルによる中性子の検出状態、及びその場合に得られる検出信号の時間波形を示している。また、図５（ｃ）、（ｄ）は、複数チャンネルのシンチレータセルによる中性子の検出状態、及びその場合に得られる検出信号の時間波形を示している。
　図５（ａ）、（ｂ）に示すように、単一チャンネルの中性子検出部では、検出チャンネルで検出される１次中性子ｎ0の検出数が非常に多く、検出数が少ない散乱中性子ｎSの測定がＳＮ比などの点で難しい。これに対して、複数チャンネルを有する中性子検出部では、１チャンネル当たりの１次中性子の検出数を低減できる。図５（ｃ）、（ｄ）に示す例では、１チャンネル当たりの１次中性子ｎ0の検出数が１個程度となっている。これに対し、散乱中性子ｎSの検出数は、１チャンネル当たりで１個または０個であり、また、１次中性子ｎ0との分離測定も容易となっていることがわかる。
　また、図３に示した測定装置１Ａでは、光検出部２０において、２次元光検出器２２の前段にイメージインテンシファイア２１を設けている。このような構成では、中性子検出部１０における中性子の検出パターンに対応するシンチレーション光の２次元光像を増強して、２次元光検出器２２による光像の検出精度を向上することができる。ただし、このようなイメージインテンシファイア２１については、シンチレーション光の強度が充分な場合など、不要であれば設けない構成としても良い。
　また、このように光検出部２０にイメージインテンシファイア２１を用いる場合、イメージインテンシファイア２１は、２次元光像の検出期間を制限するゲート機能を有することが特に好ましい。このようなゲート機能を利用することにより、１次中性子ｎ0やＸ線に対する散乱中性子ｎSの選択的な検出を好適に実行することができる。
　例えば、イメージインテンシファイア２１の一例として、シンチレーション光による２次元光像を電子像に変換する光電面と、電子像を増強するＭＣＰと、増強された電子像を再び光像に変換して光検出器２２へと出力する蛍光面とによって構成されたイメージインテンシファイアを考える。この場合、光電面とＭＣＰとの間の印加電圧をゲート信号として用いることにより、光像の増強を行うゲートＯＮの状態と、ゲートＯＦＦの状態とが制御される。ゲートＯＦＦでは、例えば、光電面で発生した光電子がＭＣＰに到達しないように印加電圧を設定することで、光像が増強、出力されない状態となる。
　上記した中性子測定装置１Ａにおいて用いられる中性子検出用シンチレータについて、具体的なデータとともにさらに説明する。なお、以下においては、必要に応じて、ガラス材料２０Ａｌ（ＰＯ3）3－８０ＬｉＦを、ＡＰＬＦ８０と略記する。また、ＰｒＦ3がｎモル％で添加されたガラス材料を、同様にＡＰＬＦ８０＋ｎＰｒと略記する。
　ガラス材料ＡＰＬＦ８０＋ｎＰｒからなるシンチレータは、例えば、以下に示す製造例の方法によって製造することができる。まず、上記した組成比に対応する調合比により、バッチ量８０ｇで各原料を用意する。そして、それらの原料を、ガラス状カーボンのルツボ中において、溶融温度１１００℃、溶融時間１時間、窒素雰囲気の条件下で溶融する。その後、溶融されたガラス材料を炉中で４００℃付近まで冷却して取り出し、さらにガラス転移温度近傍でアニールを行って、シンチレータを作成する。
　図６は、ガラス材料における光の透過率の波長依存性を示すグラフであり、横軸は波長（ｎｍ）を、また、縦軸は光の透過率（％）を示している。また、図６において、グラフＣ５は、溶融温度８００℃で作成したＰｒＦ3が添加されていないガラス材料ＡＰ7ＬＦ８０での光の透過率を示している。このグラフＣ５に示すように、ＰｒＦ3が添加されていないガラス材料ＡＰＬＦ８０は、紫外域まで透過率が高いガラス素材である。また、このガラス材料は、ＬｉＦ（フッ化リチウム）が大部分であるが、Ａｌ（ＰＯ3）3（メタリン酸アルミニウム）が入っていることで耐水性も良く、安定な材料となっている。ここで、7Ｌは天然リチウム、6Ｌは同位体濃縮リチウム原料を示す。
　また、図６において、グラフＣ１は、溶融温度８００℃で作成した密度２．６３ｇ／ｃｍ3のＡＰ6ＬＦ８０＋１Ｐｒでの光の透過率を示し、グラフＣ２は、溶融温度９００℃で作成した密度２．６９ｇ／ｃｍ3のＡＰ6ＬＦ８０＋１Ｐｒでの光の透過率を示し、グラフＣ３は、溶融温度９００℃で作成したＡＰ7ＬＦ８０＋１Ｐｒでの光の透過率を示している。これらのグラフＣ１～Ｃ３に示すように、ガラス材料ＡＰＬＦ８０に対してＰｒＦ3を添加することにより、光の透過率が変化していることがわかる。
　このようなリチウムガラスシンチレータでは、6Ｌｉによる中性子捕獲反応を利用して中性子を検出するため、その中性子の検出感度は基本的にリチウム密度によって決まる。例えば、組成式ＡＰＬＦ８０＋３Ｐｒで作成したシンチレータでは、そのリチウム密度は１．７×１０22／ｃｍ3であった。この密度は、例えば、従来のリチウムガラスシンチレータであるＫＧ２、ＧＳ２０（サンゴバン社製）に匹敵するものである。
　図７は、Ｘ線検出（Ｘ線励起）によって得られる検出信号の時間波形を示すグラフであり、横軸は時間（ｎｓ）、縦軸は信号強度（Ｖ）を示している。ここでは、具体的には、核融合ショット時に放出されるＸ線を用いて、検出信号波形の測定を行っている。また、図７において、グラフＤ１は、シンチレータとしてＡＰＬＦ８０＋３Ｐｒを用いた場合の検出信号波形を示し、グラフＤ２は、従来のシンチレータであるＫＧ２を用いた場合の検出信号波形を示している。
　具体的には、シンチレータＡＰＬＦ８０＋３Ｐｒ、ＫＧ２をテフロン（登録商標）テープでくるんで光電子増倍管（ＰＭＴ）の受光面に貼り付け、その全体を遮光して、ターゲットチャンバから１ｍの位置に設置して測定を行った。バックグラウンドノイズについては、充分に小さいことをデータで確認している。また、光電子増倍管のレスポンスは約５ｎｓである。
　図７のグラフに示すように、シンチレータとして従来のＫＧ２を用いた場合のグラフＤ２では、信号の減衰時間（ディケイタイム）は８１ｎｓである。これに対して、新たに開発したＡＰＬＦ８０＋３Ｐｒを用いた場合のグラフＤ１では、信号の減衰時間は１９ｎｓとなっており、従来のシンチレータに比べて応答速度が向上していることがわかる。
　なお、この測定データでは、ＡＰＬＦ８０＋３Ｐｒ：ＫＧ２の積分信号強度比はおよそ１：３である。また、測定に用いたシンチレータでは、ＡＰＬＦ８０＋３ＰｒとＫＧ２とでは体積が１０倍異なり、ＫＧ２の方が検出効率が１０倍小さくなっている。このため、信号強度に対して１０倍の補正をすると、信号強度比はおよそ１：３０となる。
　図８は、ＵＶ光検出、及びα線検出によって得られる検出信号の時間波形を示すグラフである。図８のグラフ（ａ）は、ＵＶ光検出（光励起）による検出信号波形を示し、横軸は時間（ｎｓ）、縦軸は強度（ａ．ｕ．）を示している。また、図８のグラフ（ｂ）は、241Ａｍからのα線による検出信号波形を示し、横軸は時間（ｎｓ）、縦軸はＰＭＴ出力（Ｖ）を示している。また、このグラフ（ｂ）では、測定された発光強度をそのまま示している。
　図８（ａ）において、グラフＥ１は、シンチレータとしてＡＰＬＦ８０＋１Ｐｒを用いた場合のＵＶ光の検出信号波形を示し、グラフＥ２は、従来のシンチレータであるＫＧ２を用いた場合の検出信号波形を示している。これらのグラフにおいて、ＫＧ２を用いたグラフＥ２では、信号の減衰時間は３８．８ｎｓである。これに対して、ＡＰＬＦ８０＋１Ｐｒを用いたグラフＥ１では、信号の減衰時間は１９．３ｎｓとなっており、図７に示したＸ線検出の場合と同様に、応答速度が向上していることがわかる。
　また、図８（ｂ）において、グラフＥ３は、シンチレータとしてＡＰＬＦ８０＋３Ｐｒを用いた場合のα線の検出信号波形を示し、グラフＥ４は、従来のシンチレータであるＧＳ２（サンゴバン社製）を用いた場合の検出信号波形を示している。これらのグラフＥ３、Ｅ４では、上述したように発光強度をそのまま示しており、グラフＥ３において発光強度が小さくなっていることがわかる。また、新素材ＡＰＬＦ８０＋３Ｐｒによるシンチレータでは、その発光量は、５．５ＭｅＶのα線において３００フォトン／α程度となっている。
　図９は、中性子検出によって得られる検出信号の時間波形を示すグラフであり、横軸は時間（ｎｓ）、縦軸は強度（ａ．ｕ．）を示している。この測定データでは、シンチレータとしてＡＰＬＦ８０＋３Ｐｒを用いている。また、中性子としては、252Ｃｆ標準中性子源から放出される中性子を用いている。このグラフでは、信号の減衰時間は５．６ｎｓとなっており、中性子検出における高速応答性が示されている。
　次に、図３に示した中性子測定装置１Ａの具体的な構成について、その構成例とともにさらに説明する。
　図１０は、中性子測定装置の具体的な構成の一例を示す図である。図１０に示す構成例では、中性子検出部１０と、イメージインテンシファイア２１及び２次元光検出器２２からなる光検出部との間の導光光学系として、中性子検出部１０側から順にレンズ系４１、レンズ系４２、反射ミラー４３、及びレンズ系４４が設けられている。本構成では、レンズ系４１、４２、４４によってシンチレーション光を結像するとともに、反射ミラー４３によってその光路を光検出部へと変更している。また、光検出部の中性子検出部１０側の側方には、放射線遮蔽用の遮蔽部材３１が設けられている。
　図１１は、中性子測定装置の具体的な構成の他の例を示す図である。図１１に示す構成例では、中性子検出部１０と、イメージインテンシファイア２１及び２次元光検出器２２からなる光検出部との間の導光光学系として、中性子検出部１０側から順に曲面反射ミラー４６、４７、４８、４９が設けられている。本構成では、曲面反射ミラー４６、４７、４８、４９によってシンチレーション光を結像するとともに、光路を折り返すことで、光学系のコンパクト化を図っている。また、曲面反射ミラー４６、４９の間には、放射線遮蔽用の遮蔽部材３６が設けられている。
　これらの図１０、図１１の構成例に示すように、中性子測定装置の構成については、具体的には様々な構成を用いることが可能である。
　本発明による中性子検出用シンチレータ、及び中性子測定装置は、上記した実施形態及び構成例に限られるものではなく、様々な変形が可能である。例えば、中性子検出部については、上記では複数のシンチレータセルを有するシンチレータアレイとする構成を例示したが、単一のシンチレータセルを中性子検出部としても良い。また、光検出部についても、同様に、例えば単一の０次元光検出器を用いる構成など、様々な構成を用いて良い。また、中性子検出用シンチレータ及び測定装置の応用、用途については、上記では爆縮プラズマからの中性子測定を例示したが、本発明によるシンチレータの高速応答性などの検出特性は、爆縮プラズマからの中性子測定に限らず、様々な分野での中性子測定において一般に有効である。
　ここで、上記実施形態による中性子検出用シンチレータでは、中性子の入射に応じてシンチレーション光を発するシンチレータであって、ガラス材料２０Ａｌ（ＰＯ3）3－８０ＬｉＦに対して、所定の添加量でＰｒＦ3が添加されたリチウムガラス材料からなる構成を用いている。
　上記のシンチレータにおいて、そのガラス組成でのＰｒＦ3の添加量については、ガラス材料２０Ａｌ（ＰＯ3）3－８０ＬｉＦに対するＰｒＦ3の添加量が、モル％で１％以上３％以下（１％≦ｎ％≦３％）であることが好ましい。これにより、上記した高速応答性を有する中性子検出用シンチレータを好適に実現することができる。
　上記実施形態による中性子測定装置では、（１）上記した中性子検出用シンチレータを含む中性子検出部と、（２）測定対象の中性子の入射に応じて中性子検出部から発せられるシンチレーション光を検出する光検出部と、（３）中性子検出部からのシンチレーション光を光検出部へと導光する導光光学系とを備える構成を用いている。
　また、測定装置は、中性子検出部と光検出部との間に位置し、光検出部へと向かう放射線を遮蔽する遮蔽手段を備えることが好ましい。これにより、爆縮プラズマからのＸ線、中性子等の余分な放射線が光検出部に入射することによるノイズ成分の発生を抑制して、中性子測定を精度良く行うことができる。
　上記の中性子測定装置において、中性子検出部は、中性子検出用シンチレータによる複数のシンチレータセルが２次元に配列されたシンチレータアレイを有し、光検出部は、シンチレータアレイから発せられるシンチレーション光による２次元光像を検出可能に構成された２次元光検出器を有することが好ましい。このように、中性子検出部を、複数のシンチレータセル（複数の検出チャンネル）が２次元配列された構成とすることにより、１チャンネル当たりのシンチレータセルでの１次中性子の検出数を低減して、散乱中性子の検出を容易化することができる。
　また、光検出部は、２次元光検出器に加えて、２次元光検出器の前段に配置され、シンチレータアレイから２次元光検出器へと入射する２次元光像を増強するイメージインテンシファイアを有することが好ましい。このような構成では、中性子検出部における中性子の検出パターンに対応するシンチレーション光の２次元光像を増強して、２次元光検出器による光像の検出精度を向上することができる。
　また、このように光検出部にイメージインテンシファイアを用いる場合、イメージインテンシファイアは、２次元光像の検出期間を制限するゲート機能を有することが特に好ましい。このようなイメージインテンシファイアのゲート機能を利用することにより、１次中性子やＸ線に対する散乱中性子の選択的な検出を好適に実行することができる。
　本発明は、爆縮プラズマからの散乱中性子の測定などの中性子測定を好適に行うことが可能な中性子検出用シンチレータ、及び中性子測定装置として利用可能である。
　１Ａ…中性子測定装置、１０…シンチレータアレイ（中性子検出部）、１１…シンチレータセル、１５…導光光学系、１６…集光レンズ、１７…反射ミラー、２０…光検出部、２１…イメージインテンシファイア、２２…２次元光検出器、３０、３１、３６…遮蔽部材、４１、４２、４４…レンズ系、４３、４６、４７、４８、４９…反射ミラー。

Claims (7)

  1. 　中性子の入射に応じてシンチレーション光を発するシンチレータであって、ガラス材料２０Ａｌ（ＰＯ3）3－８０ＬｉＦに対して、所定の添加量でＰｒＦ3が添加されたリチウムガラス材料からなることを特徴とする中性子検出用シンチレータ。
  2. 　前記ガラス材料２０Ａｌ（ＰＯ3）3－８０ＬｉＦに対するＰｒＦ3の添加量が、モル％で１％以上３％以下であることを特徴とする請求項１記載の中性子検出用シンチレータ。
  3. 　請求項１または２記載の中性子検出用シンチレータを含む中性子検出部と、
    　測定対象の中性子の入射に応じて前記中性子検出部から発せられるシンチレーション光を検出する光検出部と、
    　前記中性子検出部からの前記シンチレーション光を前記光検出部へと導光する導光光学系と
    を備えることを特徴とする中性子測定装置。
  4. 　前記中性子検出部は、前記中性子検出用シンチレータによる複数のシンチレータセルが２次元に配列されたシンチレータアレイを有し、
    　前記光検出部は、前記シンチレータアレイから発せられるシンチレーション光による２次元光像を検出可能に構成された２次元光検出器を有することを特徴とする請求項３記載の中性子測定装置。
  5. 　前記光検出部は、前記２次元光検出器の前段に配置され、前記シンチレータアレイから前記２次元光検出器へと入射する２次元光像を増強するイメージインテンシファイアを有することを特徴とする請求項４記載の中性子測定装置。
  6. 　前記イメージインテンシファイアは、前記２次元光像の検出期間を制限するゲート機能を有することを特徴とする請求項５記載の中性子測定装置。
  7. 　前記中性子検出部と前記光検出部との間に位置し、前記光検出部へと向かう放射線を遮蔽する遮蔽手段を備えることを特徴とする請求項３～６のいずれか一項記載の中性子測定装置。
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