(57)【特許請求の範囲】
【請求項１】
球状の照射ターゲットを製造し、
該球状の照射ターゲットを回転カプセルに収容し、
原子炉一次冷却水の下方流により軸流羽根車を回転し、
これにより前記回転カプセルを回転することを特徴とする非破壊検査用放射線源の製造方法。
【請求項２】
溶融イリジウムを液体中に滴下させることによって、前記球状の照射ターゲットを製造することを特徴とする請求項１に記載の非破壊検査用放射線源の製造方法。
【請求項３】
機械加工によって、前記球状の照射ターゲットを製造することを特徴とする請求項１に記載の非破壊検査用放射線源の製造方法。
【請求項４】
複数の前記球状の照射ターゲットを前記回転カプセルに複数層装荷することを特徴とする請求項１乃至３のいずれかに記載の非破壊検査用放射線源の製造方法。
【請求項５】
球状の照射ターゲットを収容する回転カプセルと、
原子炉一次冷却水の下方流により回転される軸流羽根車とを備え、
該軸流羽根車により前記回転カプセルを回転することを特徴とする非破壊検査用放射線源の製造装置。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、非破壊検査用放射線源の製造方法及び装置に係り、特に、非破壊検査によって得られる画像の幾何学的解像度が高く、線源強度をターゲット毎に均一とすることができ、リサイクルが容易な非破壊検査用放射線源の製造方法及び装置に関する。
【背景技術】
【０００２】
原子炉を利用して非破壊検査用放射線源（以下、単に線源とも称する）を製造する技術が特許文献１に記載されている。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００３】
【特許文献１】特開２０１０−１２７８２５号公報
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【０００４】
しかしながら従来は、例えば直径１．５ｍｍ×厚さ０．２ｍｍの円盤状のターゲットを３〜４枚重ねて円柱状の線源としていたため、線源の上下面と側面で放出される放射線に異方性があるだけでなく、線源強度がターゲット毎に不均一となり、非破壊検査画像（例えば写真）の幾何学的解像度が低く、１枚１枚の線源強度が異なるため、再照射時の目標線源強度設定が困難であり、ターゲットのリサイクル性に欠ける等の問題点を有していた。
【０００５】
本発明は、前記従来の問題点を解消するべくなされたもので、非破壊検査画像の幾何学的解像度が高く、線源の異方性がなく、線源強度がターゲット毎に均一であり、ターゲットのリサイクル性も高い非破壊検査用放射線源の製造方法及び装置を提供することを課題とする。
【課題を解決するための手段】
【０００８】
本発明は、球状の照射ターゲットを製造し、該球状の照射ターゲットを回転カプセルに収容し、原子炉一次冷却水の下方流により軸流羽根車を回転し、これにより前記回転カプセルを回転することを特徴とする非破壊検査用放射線源の製造方法により、前記課題を解決するものである。
【０００９】
ここで、溶融イリジウムを液体中に滴下させることによって、前記球状の照射ターゲットを製造することができる。
【００１０】
又、機械加工によって、前記球状の照射ターゲットを製造することができる。
【００１１】
又、複数の前記球状の照射ターゲットを前記回転カプセルに複数層装荷することができる。
【００１２】
本発明は、又、球状の照射ターゲットを収容する回転カプセルと、原子炉一次冷却水の下方流により回転される軸流羽根車とを備え、該軸流羽根車により前記回転カプセルを回転することを特徴とする非破壊検査用放射線源の製造装置により、前記課題を解決するものである。
【発明の効果】
【００１３】
本発明によれば、照射ターゲット形状が微細な球状であるので、円盤状である場合に比べて非破壊検査画像の幾何学的解像度を高めることができる。又、線源の異方性をなくすことができる。更に、線源強度のばらつきが少ないのでターゲットのリサイクル性を高めて、希少資源を有効利用し、原料費を削減することができる。又、非破壊検査用放射線源の均一で効率的な製造が可能となり、コストパフォーマンスを向上することができる。又、外部電源でモータを駆動させてカプセルを回転させたりせず、原子炉一次冷却水の下方流を利用してカプセルを回転させるため、安価でかつ簡便に線源製造ができる。
【図面の簡単な説明】
【００１４】
【図１】本発明の実施形態によるイリジウム１９２（192Ｉｒ）の製造手順の前半を模式的に示す図
【図２】同じく後半を模式的に示す図
【図３】本発明の原理を説明するための、イリジウム１９１（191Ｉｒ）の濃縮によるイリジウムターゲットの核的評価を示す線図
【図４】同じく191Ｉｒの反応断面積の影響（自己遮蔽効果）を示す図
【図５】同じく原子炉一次冷却水による回転カプセル旋回の可能性の評価結果を示す図
【図６】前記実施形態で用いることが可能な192Ｉｒ製造用回転カプセルの断面を示す模式図
【発明を実施するための形態】
【００１５】
以下、図面を参照して、本発明の実施の形態について詳細に説明する。なお、本発明は以下の実施形態及び実施例に記載した内容により限定されるものではない。又、以下に記載した実施形態及び実施例における構成要件には、当業者が容易に想定できるもの、実質的に同一のもの、いわゆる均等の範囲のものが含まれる。更に、以下に記載した実施形態及び実施例で開示した構成要素は適宜組み合わせてもよいし、適宜選択して用いてもよい。
【００１６】
本発明の実施形態による192Ｉｒ製造手順の前半を図１に模式的に示す。
【００１７】
まず、図１（Ａ）、（Ｂ）に示す如く、例えば191Ｉｒを８０％濃縮した濃縮イリジウム（Ｉｒ）でなるイリジウム（Ｉｒ）金属１０から、例えば直径１ｍｍ、直径公差±０．０２ｍｍ、重量１２ｍｇ程度のイリジウム（Ｉｒ）微小球１２を製造する。
【００１８】
この製造には、イリジウム金属の溶融技術を活用して、溶融イリジウムを液体（例えば水）中に滴下させ、Ｉｒ微小球１２を製造することができる。
【００１９】
あるいは、微細線盤加工技術を活用して、機械加工によりＩｒ微小球１２を製造することができる。
【００２０】
次いで、図１（Ｃ）に示す如く、Ｉｒ微小球１２を適当に離して、１層につき、例えば直径２５ｍｍの円筒状アルミニウム製の熱媒体１４の外周の直径２０ｍｍの円周上に、例えば２ｍｍ間隔で２８個装荷したものを、図１（Ｄ）に示す如く、上下を適当に離して、例えば８層装荷して重層することにより、照射ターゲットの数を、例えば合計約２２０個とする。
【００２１】
次いで、図１（Ｅ）に示す如く、照射ターゲットであるＩｒ微小球１２が装荷された８層の熱媒体１４を回転カプセル（照射アンプルとも称する）２０に密封し、図１（Ｆ）（＝図２（Ａ））に示す如く、原子炉４０内に挿入して、原子炉一次冷却水の下方流で回転させつつ中性子を照射する。ここで、回転カプセル２０を固定せずに回転させるのは、中性子照射の均一性を確保するためである。本実施形態では、原子炉一次冷却水の下方流を利用しているので、回転用電気モータや外部電源、その接続ケーブル等が不要であり、安価に構成できる。更に、ケーブルがない回転カプセル２０を原子炉一次冷却水流路中に置くだけであるので、設置作業も簡便である。
【００２２】
次いで、図２（Ｂ）に示す如く、原子炉４０から取り出した照射済回転カプセル２０Ａを解体し、図２（Ｃ）に示す如く、照射済Ｉｒ微小球１２Ａが入っている照射済熱媒体１４Ａを取り出す。そして、図２（Ｄ）に示す如く、約２２０個の照射済Ｉｒ微小球１２Ａを取り出す。次いで、図２（Ｅ）に示す如く、照射済Ｉｒ微小球１２Ａを１個ずつ容器５０に装荷し、図２（Ｆ）に示す如く、その容器５０のγ線量を計測して所定量（例えば１３Ｃｉ）であることを確認し、図２（Ｇ）に示す如く、容器５０を密封して、密閉済容器５０Ａを図２（Ｈ）に示す如く、輸送容器５２に入れて輸送する。
【００２３】
本発明を検討する際に行った191Ｉｒ濃縮のＩｒターゲットの核的評価を図３に示す。
【００２４】
192Ｉｒの製造のためには、191Ｉｒの濃縮・非濃縮に関わらず、１〜２×１０14（ｎ/ｃｍ2）程度の熱中性子束密度が必要である。例えば、２ヶ月毎に輸送する場合には、照射時間を４０日とすることができる。
【００２５】
次に、同じく本発明を検討する際に行った191Ｉｒの反応断面積の影響（自己遮蔽効果）の検討結果を図４に示す。
【００２６】
Ｉｒと中性子との反応断面積は、ウランの反応断面積よりも大きく、中性子を手前のＩｒで遮蔽してしまう（自己遮蔽）。そのため、図４（ａ）に示す如く、一方向（図では左方向）から中性子が来た場合、図４中央の横断面図（ｂ）に示す如く、Ｉｒを内円と外円に配置すると、図４右側の（ｃ）（外側装荷球における192Ｉｒ生成割合）、（ｄ）（内側装荷球における192Ｉｒ生成割合）に示す如く、192Ｉｒの生成量が均一にならない。回転すれば、全方向から中性子が照射されるので均一になる。ただし、内円と外円では生成量に差が出るので、外円のみにＩｒを装荷することが望ましい。
【００２７】
更に、同じく本発明を検討する際に行った原子炉一次冷却水による回転カプセル旋回の可能性の評価結果を図５に示す。
【００２８】
回転速度に比べて、ギャップ部の流速が１０００倍以上になるため、円筒容器表面の流れは旋回せずにギャップ部を通過しており、軸方向流れを旋回流れに転向させる構造が必要である。本体系では円筒容器に衝突する流れの損失とギャップ部の損失により、図５に示したように過大な軸方向力が発生することがわかった。そこで、円筒容器を回転させるには、軸方向力を支持するスラスト軸受の適用（ギャップ７ｍｍに対して約５０Ｎ以上の軸受荷重）が必要であることがわかった。
【００２９】
192Ｉｒ製造用回転カプセルを原子炉４０の炉心内上下方向の一次冷却水流路に挿入した状態を図６に示す。
【００３０】
回転カプセル２０を収容した、例えばＡ５０５２製のインナカプセル３０は、例えばＡ６０６３製の外筒管２２に収容されて、原子炉一次冷却水流路中に挿入される。前記インナカプセル３０の軸は、例えばＳＵＳ３０４製のベアリング２６と、例えばＡ５０５２製のベアリングホルダ２４により外筒管２２内で回転可能に上下で支持され、更に、同じくＡ５０５２製の軸流羽根車３２を備えている。図において、３４は、例えばＳＵＳ３０４製のメッシュ、３６は、例えばＡ５０５２製のメッシュホルダである。従って、原子炉一次冷却水の下方流により軸流羽根車３２が回転し、これに伴ってインナカプセル３０及びその中の回転カプセル２０も回転する。
【００３１】
前記線源においては、原子炉出荷時の目標放射能量が１０Ｃｉであることを踏まえて、例えば１３Ｃｉとしていたが、今後の需要も考慮して３０Ｃｉの１．３倍の３９Ｃｉの製造も可能である。
【００３２】
なお、前記実施形態においては、放射性同位体がイリジウムＩｒ１９２とされていたが、放射性同位体の種類はこれに限定されず、コバルトＣｏ６０、セシウムＣｓ１２７、イッテルビウムＹｂ１６９、セレンＳｅ７５、テルミウムＴｍ１７０等の他の放射性同位体であってもよい。又、熱媒体１４のサイズや層数、微小球の数等も前記実施形態に限定されない。
【符号の説明】
【００３３】
１０…イリジウム（Ｉｒ）金属
１２、１２Ａ…イリジウム（Ｉｒ）微小球
１４、１４Ａ…熱媒体
２０…回転カプセル
３０…インナカプセル
３２…軸流羽根車
４０…原子炉
５０、５０Ａ…容器
５２…輸送容器
【図１】
0006914544.tif 000002
【図２】
0006914544.tif 000003
【図３】
0006914544.tif 000004
【図４】
0006914544.tif 000005
【図５】
0006914544.tif 000006
【図６】
0006914544.tif 000007