この規格 プレビューページの目次
※一部、英文及び仏文を自動翻訳した日本語訳を使用しています。
導入
国際放射線防護委員会 (ICRP) は、Publication 60 (1991) で、皮膚、目の水晶体、四肢に対する実効線量と等価線量に関する年間限度値を推奨しました。その定義における組織重み付け要因により、実効線量は不安定な量になることが運命づけられています。実際、その値は照射の幾何学的条件に大きく依存し、人体に近づく擬人化ファントムを使用してのみ決定できます。
モニタリングの目的で、国際放射線単位測定委員会 (ICRU) と ICRP は、いわゆる運用量を推奨しました [ICRU 報告書 3, ICRU 報告書 5, および ICRP Publication 74 (1996)] [4] 。強く透過する放射線のエリアモニタリングに推奨される運用量は、周囲線量当量です。
残念なことに、周囲線量当量は、中性子線 [ICRP Publication 74 (1996)] [4] および高エネルギーにおける中性子線と光子線の両方の対象となるすべてのエネルギーの実効線量の控えめな推定値を与えません。さらに、周囲線量当量は遮蔽目的で導入されていません。
文献に見られるすべての実験データは、最大線量当量、つまり置き換えられた Q 対 LET の関係に基づいた量で表現されています [ICRP Publication 21 (1971)] [3] 。
この国際規格は、ICRP Publication 60 で推奨されている新しい QL 関係に基づいて、放射線防護量として周囲線量当量を利用しています。上記の制限により、適用分野は 20 MeV 未満のエネルギーの中性子に限定されています。
実用的な目的のために、最大線量当量の観点から表現されたいくつかのデータもこの国際基準に含まれています。これらのデータをシールド計算の目的で使用する場合は、控えめに係数 2 を乗算することが推奨されます [ICRU Publication 51 (1993)
運用可能な中性子線防護遮蔽システムを確立するには、いくつかの連続した手順を実行する必要があります。
- 放射線対物レンズおよびその他の設計基準の選択。
- 放射線源の特性評価。
- 配置と構築に関する制約の特定。
- シールド材料の選択とシールド内の配置。
- 計算方法の実装。
- 最終的な解決策の選択。
- 実験的な検証。
この国際規格では、本文の中で、これまでの各ステップを実行するための基本要件と一般規定の概要を説明しています。
詳細な付録では、特に次の分野に関する一般的な考慮事項を説明します。
- 中性子源の特性評価。
- 中性子遮蔽材料の選択基準。
- 遮蔽計算方法（手動方法またはコンピュータコード）の見直し。
注この国際規格で規定されている一般原則は、主に単純なスラブ形状に適用されます。配管貫通部、ダクト、迷路、ジグザグ取り付けなどの局所的な緩和を含む複雑な形状の中性子遮蔽には、この国際規格に示されているガイダンスが適用されますが、一般に十分ではありません。そのためには特別な計算技術と遮蔽材の配置が必要となります。これらの具体的な考慮事項は、この国際規格の範囲外です。
臨界シールドについても同じことが言えます。臨界シールドにはこの国際規格に示されている原則が適用されますが、一般に十分ではありません。この場合、追加の考慮事項を考慮する必要があります。
これら 2 つの項目 (臨界遮蔽と複雑な形状の中性子線防護遮蔽) については、近い将来、さらなる規格が検討される予定です。
Introduction
In its Publication 60 (1991), the International Commission on Radiological Protection (ICRP) recommended annual limits in terms of effective dose and equivalent dose to the skin, to the lenses of eyes the and to extremities. Due to the tissue weighting factors in its definitions, the effective dose is destined to be an instable quantity. In fact, its values strongly depend on the geometrical conditions of irradiation and can only be determined using anthropomorphic phantoms approaching the human body.
For monitoring purposes, the International Commission on Radiation Units and Measurements (ICRU) and the ICRP recommended so-called operational quantities [ICRU Report 39 (1985), ICRU Report 51 (1993) and ICRP Publication 74 (1996)] [4] . The operational quantity recommended for area monitoring of strongly penetrating radiation is the ambient dose equivalent.
Unfortunately the ambient dose equivalent does not give a conservative estimate of the effective dose for all the energies of interest for neutron radiation [ICRP Publication 74 (1996)] [4] and, at high energies, both for neutron and photon radiation. Moreover, the ambient dose equivalent has not been introduced for shielding purposes.
All the experimental data found in literature are expressed in terms of maximum dose equivalent, a quantity based on superseded Q vs LET relationship [ICRP Publication 21 (1971)] [3] .
This International Standard makes use of the ambient dose equivalent as radiation protection quantity, based on the new Q-L relation as recommended in ICRP Publication 60. Due to the above-mentioned limitation, the field of application is restricted to neutrons of energy below 20 MeV.
For practical purposes, some data expressed in terms of maximum dose equivalent are also included in this International Standard. It is recommended that these data be conservatively multiplied by a factor 2 if used for purposes of shielding calculations [ICRU Publication 51 (1993)].
To establish an operational neutron radiation protection shielding system, several consecutive steps should be performed:
- choice of the radiological objectives and other design criteria;
- characterization of the radiation sources;
- identification of the constraints on placement and construction;
- choice of the shielding materials and arrangement within the shielding;
- implementation of a calculation method;
- choice of the final solution;
- experimental verification.
This International Standard outlines, in the body of the text, the basic requirements and the general provisions for the implementation of each of these previous steps.
Detailed annexes complete these general considerations, especially in the following fields:
- characterization of neutron sources;
- criteria for the choice of neutron shielding materials;
- review of shielding calculation methods (manual methods or computer codes).
NOTE The general principles provided in this International Standard are mainly applicable to simple slab geometries. For neutron shielding of complex geometries, including local lessenings such as service penetrations, ducts, labyrinths, zigzag mountings, the guidance given in this International Standard apply, but are generally not sufficient. For that purpose, special calculation techniques and arrangement of the shielding materials are needed. These specific considerations are out of the scope of this International Standard.
The same remark can be made for criticality shielding, for which the principles given in this International Standard apply, but are generally not sufficient. In this case additional considerations should be taken into account.
For these two items (criticality shielding and neutron radiation protection shielding of complex geometries), further standards will be studied in the near future.