ISO 14152:2001 中性子線防護シールド—適切な材料を選択するための設計原則と考慮事項

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。

3 用語と定義

この国際規格の目的のために、次の用語と定義が適用されます。

3.1 数量²⁾と単位

3.1.1

組織または器官における等価線量

H _T

組織または器官の吸収線量 T, 放射線の種類に応じて重み付けされた値 R

H _T = W _R × D _T,R

ここで、 D _{T,R は}、放射線 R およびW による組織または臓器 T の平均吸収線量です。 _R は、中性子のエネルギーに依存する放射線加重係数です。

[出典:ICRP 60:1991, IAEA 安全シリーズ No.115:1996]

注1:いくつかの放射線の質の場合、組織または器官における等価線量H _T は、放射線加重係数W _R と平均吸収線量D _T,Rの積の合計である。

等価線量の SI 単位はキログラムあたりのジュール (J kg ^-1 ) であり、特別な名前はシーベルト (Sv) です。

3.1.2

実効線量

身体のすべての組織および器官における加重等価線量の合計

ここで、 H _T 組織または臓器 T の等価線量、 W _T 組織 T の重み係数です。

[出典:ICRP 60: 1991, ICRU 51:1993, IAEA 安全シリーズ No.115:1996]

注記 1:これらの組織加重係数は、放射線の確率的影響に関する臓器の感度の変化を考慮に入れています。重み付け係数W _T は、均一に曝露された場合 (∑ W _T = 1)、全身の総曝露に対する組織 T の寄与の一部を表します。
実効線量は、身体のすべての組織および器官における 2 重重み付けされた吸収線量の合計として表すこともできます。 H の定義に基づいて_T 以下が適用されます。

注記 2:実効線量の SI 単位は、1 キログラムあたりのジュール (J kg ^-1 ) であり、特別な名称はシーベルト (Sv) である。

3.1.3

線量当量

組織内の点におけるQ とD の積

H = D × Q

ここで、 D 吸収線量、 Q この時点での品質係数です。

[出典:ICRU 51:1993]

注記 1:等価線量の SI 単位は、キログラムあたりのジュール (J kg ^-1 ) であり、特別な名称はシーベルト (Sv) である。

3.1.4

周囲線量当量

H *( d )

放射線場のある点における線量当量。整列した場の方向と反対の半径上の深さd にある ICRU 球内の対応する整列して拡張された放射線場によって生成されるもの。

[出典:ICRP 60:1991, ICRU 39:1985, ICRU 51:1993, IAEA 安全シリーズ No.115:1996]

注記 1:強く透過する放射線には、深さd = 10 mm が推奨されます。

注記 2:周囲等価線量の SI 単位は、1 キログラムあたりのジュール (J kg ^-1 ) であり、特別な名称はシーベルト (Sv) である。

注記 3:整列され拡張された放射線場では、フルエンスとエネルギー分布は、すべての対象ボリューム内で実際の場の測定点と同じ値を持ちます。このフィールドは「整列」と呼ばれます。

3.1.5

周囲線量当量率

H *( d )

d H * ( d )/ d t の商:

ここで、 d H * ( d ) は、時間間隔 d t における周囲線量当量H *( d ) の変化です。

[出典:ICRP 60:1991, IAEA 安全シリーズ No. 76:1986]

注1:周囲線量当量率のSI単位は、1キログラム当たり及び1秒当たりのジュール(J・kg ^-1・s ^-1 )であり、特別な名称はシーベルト/秒(Sv・s ^-1 )である。頻繁に使用される単位は、毎時シーベルト (Sv h ^-1 ) です。

3.2 その他の定義

3.2.1

中性子フルエンス

d N を d a で割った商:

ここで、d N 断面積 d a の球に入射する中性子の数です。

[出典:ICRU 51:1993, ISO 8529-1]

注記 1:中性子フルエンスの SI 単位は m ^-2で、頻繁に使用される単位は cm ^-2です。

3.2.2

中性子フルエンス率

中性子束密度

d Φを d t で割った商:

ここで、d Φ は時間間隔 d t における中性子フルエンスの増分です。

[出典:ICRU 51:1993, ISO 8529-1]

注記 1:中性子フルエンス率の SI 単位は m ^-2・s ^-1である。

3.2.3

スペクトル中性子フルエンス

中性子フルエンスのエネルギー分布

ΦE_E

d Φを d E で割った商:

ここで、d Φ はE とE + d E の間のエネルギー間隔における中性子フルエンスの増分です。

[出典:ICRU 51:1993, ISO 8529-1]

注記 1:スペクトル中性子フルエンスの SI 単位は m ^-2・J ^-1である。頻繁に使用される単位は cm ^-2・eV ^-1です。

3.2.4

スペクトル中性子フルエンス率

スペクトル中性子束密度

d Φ_E を d t で割った商：

ここで、d Φ_E 、時間間隔 d t におけるスペクトル中性子フルエンスの増分です。

[出典:ICRU 51:1993, ISO 8529-1, IAEA 安全シリーズ No. 76:1986]

注記 1:スペクトル中性子フルエンス率の SI 単位は m ^-2・s ^-1・J ^-1である。頻繁に使用される単位は cm ^-2・s ^-1・eV ^-1です。

3.2.5

できる

ターゲットが受け取る、または「吸収」する放射線の尺度

注記 1:吸収線量、臓器線量、等価線量、実効線量、預託等価線量または預託実効線量と呼ばれる量は、文脈に応じて使用される。修飾項は、関心のある量を定義するのに必要ない場合には省略されることがよくあります。

[出典:IAEA 安全シリーズ No.115:1996]

3.2.6

線量制限

超えてはならない、管理された行為による個人の実効線量または等価線量の値

[出典:IAEA 安全シリーズ No.115:1996]

3.2.7

線量当量

国際放射線単位測定委員会 (ICRU) が運用量を定義する際に使用する量周囲線量当量、指向性線量当量、および個人線量当量

注記 1:量線量当量は、放射線防護の目的で等価線量に置き換えられています。

[出典:IAEA 安全シリーズ No.115:1996]

3.2.8

中性子フルエンス対線量等価変換係数

照射された物体によって妨げられない放射線場内の点における中性子線量当量H と中性子フルエンスΦの商：

[出典:ICRU 57:1998, ICRU 60:1998, ISO 8529-1]

注記 1:中性子フルエンス対線量等価変換係数の SI 単位は Sv m ²である。

注記 2: フルエンスから線量当量への変換係数の記述には、線量当量の種類、例えば周囲線量当量、個人線量当量の記述が必要である。変換係数h _Φは、エネルギースペクトルと入射放射線の方向分布に依存します。それらの具体的な定義と変換係数のそれぞれの値は ISO 8529-3 に記載されています。

3.2.9

中性子源特定の時間における中性子源の強度

d N * を d t で割った商:

ここで、d N * は、時間間隔 d t 内に線源によって放出される中性子の数の期待値です。

[出典:ISO 8529-1]

注記 1:中性子源強度の SI 単位は s ^-1である。

注記 2:この国際規格において「中性子源の強度」という用語が使用される場合、それは「中性子源強度」という用語と同等である。

3.2.10

スペクトル中性子源強度

中性子源強度のエネルギー分布

B _E

d B を d E で割った商:

ここで、 d B E とE + d E の間のエネルギー間隔における中性子源強度の増分です。

[出典:ISO 8529-1]

注記 1:スペクトル中性子源強度の SI 単位は s ⁻¹・J ⁻¹である。頻繁に使用される単位は cm ^-2・s ^-1・eV ^-1です。

3.2.11

中性子束

d N を d t で割った商:

ここで、 d N 時間間隔 d t における中性子の数の増分です。

[出典:IAEA 安全シリーズ No. 76:1986]

注記 1:中性子束の SI 単位は s ⁻¹である。

3.2.12

カーマ

d E _tr を d m で割った商:

ここで、d E _tr 、質量 d m の材料内の非荷電イオン化粒子によって解放されるすべての荷電イオン化粒子の初期運動エネルギーの合計です。

[出典:ISO 921]

注記 1:カーマの SI 単位は、キログラムあたりのジュール (J kg ^-1 ) であり、特別な名前はグレー (Gy) です。

注記 2:カーマという名前は、物質中に放出される運動エネルギーに由来しています。

3.2.13

管理区域

以下に対して特定の保護措置および安全対策が必要である、または必要となる可能性がある地域。

a)通常の作業条件における通常の暴露を制御する、または汚染の拡大を防止する。
b)潜在的な暴露の範囲を防止または制限する。

[出典:IAEA 安全シリーズ No.115:1996]

3.2.14

監視エリア

管理区域として指定されていないが、通常は特別な保護措置や安全対策が必要ではないにもかかわらず、職業上の暴露条件が検討され続けている区域

[出典:IAEA 安全シリーズ No. 115:1996]

3.2.15

暴露

放射線照射を受ける行為または状態

注記 1: 被ばくには、外部被ばく (身体の外側の線源による照射) または内部被ばく (身体の内部の線源による放射線) のいずれかが含まれます。曝露は、通常曝露または潜在的曝露、職業的、医療的または公共的曝露のいずれかに分類でき、介入状況では緊急曝露または慢性曝露のいずれかに分類できます。

[出典:IAEA 安全シリーズ No. 115:1996]

3.2.16

シールド

放射線を減衰させるために、放射線源と人、装置、その他の物体との間に挿入される物質

[出典:IAEA 安全シリーズ No. 76:1996]

3.2.17

シールド

放射線防護目的に関して必要な機能を達成するために、シールドの計算、設計、適切な材料の選択、効率の検証を行う行為

3.2.18

ソース

電離放射線の放出や放射性物質や物質の放出など、放射線被ばくを引き起こす可能性のあるあらゆるもの（装置、物質、設備）

[出典:IAEA 安全シリーズ No. 115:1996]

3.2.19

断面

入射粒子または入射放射線と標的粒子との間の特定のタイプの相互作用の確率。これにより、粒子束または放射線と標的粒子系の間の相互作用の数の評価が可能になります。

[出典:IAEA 安全シリーズ No. 76:1986, ]

注1：断面積のSI単位はm ² 、断面積を表す記号はσである。頻繁に使用される単位は納屋です。1 納屋 = 10 ^-28 m ²です。

3.2.20

安全性評価

線源の設計と運用において確立された安全と保護規定の分析およびリスクの分析を含む、人の保護または線源の安全に関連する線源の設計と運用の側面のレビュー通常の状態と事故の状況に関連する

[出典:IAEA 安全シリーズ No.115:1996]

参考文献

1	ISO 12789, 基準中性子放射線 - 模擬職場中性子場の特性と生成方法
2	ANS 6.1.1, 中性子線およびガンマ線の束対線量率係数
3	ICRP 2, 外部ソースからの電離放射線に対する保護のためのデータ、 ICRP Publication 21, ICRP 年報、ペルガモン出版、オックスフォード (1971)
4	ICRP 7, 外部放射線に対する放射線防護に使用するための変換係数、 ICRP Publication 74, Annals of the ICRP, Vol. 26, No. 3/4, ペルガモンプレス、オックスフォード (1996)
5	NCRP RPT 72, 低電圧中性子発生装置の放射線防護と測定
6	JKS hultisと Richard E.Faw 、放射線遮蔽、プレンティスホールインターナショナル (イギリス)、株式会社、ロンドン

3 Terms and definitions

For the purposes of this International Standard, the following terms and definitions apply.

3.1 Quantities ²⁾ and units

3.1.1

equivalent dose in a tissue or organ

H _T

absorbed dose in a tissue or organ T, weighted for the type of radiation R

H_T = W_R × D_T,R

where D_T,R is the absorbed dose, averaged over tissue or organ T, due to the radiation R and W_R is the radiation weighting factor, which is dependent of the energy of the neutrons

[SOURCE:ICRP 60:1991, IAEA Safety Series No.115:1996]

Note 1 to entry: In the case of several radiation qualities, the equivalent dose in a tissue or organ, H_T, is the sum of the products of the radiation weighting factor W_R and the mean absorbed dose, D_T,R:

The SI unit of the equivalent dose is the joule per kilogram (J·kg⁻¹), with the special name sievert (Sv).

3.1.2

effective dose

sum of the weighted equivalent doses in all the tissues and organs of the body

where H_T is the equivalent dose in tissue or organ T and W_T is the weighting factor for tissue T

[SOURCE:ICRP 60: 1991, ICRU 51:1993, IAEA Safety Series No.115:1996]

Note 1 to entry: These tissue weighting factors take into account the varying sensitivity of organs with respect to stochastic effects of radiation. The weighting factor, W_T, represents the part of the contribution of the tissue T to the total exposure of the whole body when uniformly exposed (∑ W_T = 1).
The effective dose can also be expressed as the sum of the doubly weighted absorbed dose in all the tissues and organs of the body. The following applies based on the definition of H_T:

Note 2 to entry: The SI unit of the effective dose is the joule per kilogram (J·kg⁻¹), with the special name sievert (Sv).

3.1.3

dose equivalent

product of Q and D at a point in tissue

H = D × Q

where D is the absorbed dose and Q the quality factor at this point

[SOURCE:ICRU 51:1993]

Note 1 to entry: The SI unit of equivalent dose is the joule per kilogram (J·kg⁻¹), with the special name sievert (Sv).

3.1.4

ambient dose equivalent

H *( d )

dose equivalent, at a point in a radiation field, that would be produced by the corresponding aligned and expanded radiation field in the ICRU sphere at a depth d , on the radius opposing the direction of the aligned field

[SOURCE:ICRP 60:1991, ICRU 39:1985, ICRU 51:1993, IAEA Safety Series No.115:1996]

Note 1 to entry: A depth d = 10 mm is recommended for strongly penetrating radiation.

Note 2 to entry: The SI unit of ambient equivalent dose is the joule per kilogram (J·kg⁻¹), with the special name sievert (Sv).

Note 3 to entry: In the aligned and expanded radiation field, the fluence and the energy distribution have the same value in all the interested volume as at the measurement point in the real field; the field is called aligned.

3.1.5

ambient dose equivalent rate

H *( d )

quotient of d H *(d) per d t:

where d H *(d) is the variation of the ambient dose equivalent H *( d ) in the time interval d t

[SOURCE:ICRP 60:1991, IAEA Safety Series No. 76:1986]

Note 1 to entry: The SI unit of ambient dose equivalent rate is the joule per kilogram and per second (J·kg⁻¹·s⁻¹), with the special name sievert per second (Sv·s⁻¹). A frequently used unit is sievert per hour (Sv·h⁻¹).

3.2 Other definitions

3.2.1

neutron fluence

quotient of d N by d a:

where d N is the number of neutrons incident on a sphere of cross-sectional area d a

[SOURCE:ICRU 51:1993,ISO 8529-1]

Note 1 to entry: The SI unit of the neutron fluence is m⁻², a frequently used unit is cm⁻².

3.2.2

neutron fluence rate

neutron flux density

quotient of dΦ by d t:

where dΦ is the increment of neutron fluence in the time interval d t

[SOURCE:ICRU 51:1993, ISO 8529-1]

Note 1 to entry: The SI unit of the neutron fluence rate is m⁻²·s⁻¹.

3.2.3

spectral neutron fluence

energy distribution of the neutron fluence

Φ_E

quotient of dΦ by d E:

where dΦ is the increment of neutron fluence in the energy interval between E and E + d E

[SOURCE:ICRU 51:1993, ISO 8529-1]

Note 1 to entry: The SI unit of the spectral neutron fluence is m⁻²·J⁻¹; a frequently used unit is cm⁻²·eV⁻¹.

3.2.4

spectral neutron fluence rate

spectral neutron flux density

φ _E

quotient of dΦ_E by d t:

where dΦ_E is the increment of spectral neutron fluence in the time interval d t

[SOURCE:ICRU 51:1993, ISO 8529-1, IAEA Safety Series No. 76:1986]

Note 1 to entry: The SI unit of the spectral neutron fluence rate is m⁻²·s⁻¹·J⁻¹; a frequently used unit is cm⁻²·s⁻¹·eV⁻¹.

3.2.5

dose

measure of the radiation received or “absorbed” by a target

Note 1 to entry: The quantities termed absorbed dose, organ dose, equivalent dose, effective dose, committed equivalent dose or committed effective dose are used depending on the context. The modifying terms are often omitted when they are not necessary for defining the quantity of interest.

[SOURCE:IAEA Safety Series No.115:1996]

3.2.6

dose limit

value of the effective dose or the equivalent dose to individuals from controlled practices that shall not be exceeded

[SOURCE:IAEA Safety Series No.115:1996]

3.2.7

dose equivalent

quantity used by the International Commission on Radiation Units and Measurements (ICRU) in defining the operational quantities ambient dose equivalent, directional dose equivalent and personal dose equivalent

Note 1 to entry: The quantity dose equivalent has been superseded for radiation protection purposes by equivalent dose.

[SOURCE:IAEA Safety Series No.115:1996]

3.2.8

neutron fluence-to-dose equivalent conversion coefficient

h_Φ

quotient of the neutron dose equivalent, H, and the neutron fluence, Φ, at a point in the radiation field, undisturbed by the irradiated object:

[SOURCE:ICRU 57:1998, ICRU 60:1998, ISO 8529-1]

Note 1 to entry: The SI unit of the neutron fluence-to-dose equivalent conversion coefficient is Sv·m².

Note 2 to entry: Any statement of a fluence-to-dose equivalent conversion coefficient requires the statement of the type of dose equivalent, e.g. ambient dose equivalent, personal dose equivalent. The conversion coefficient, h_Φ , depends on the energy spectra and the directional distribution of the incident radiation. Their specific definitions and the respective values of the conversion coefficients are given in ISO 8529-3.

3.2.9

neutron source strength of a neutron source at a given time

quotient of d N * by d t:

where d N * is the expectation value of the number of neutrons emitted by the source in the time interval d t

[SOURCE:ISO 8529-1]

Note 1 to entry: The SI unit of the neutron source strength is s⁻¹.

Note 2 to entry: In this International Standard, when the term “intensity of a neutron source” is used, it is equivalent to the term “neutron source strength”.

3.2.10

spectral neutron source strength

energy distribution of neutron source strength

B_E

quotient of d B by d E:

where d B is the increment of neutron source strength in the energy interval between E and E + d E

[SOURCE:ISO 8529-1]

Note 1 to entry: The SI unit of the spectral neutron source strength is s⁻¹·J⁻¹; a frequently used unit is cm⁻²·s⁻¹·eV⁻¹.

3.2.11

neutron flux

quotient of d N by d t:

where dN is the increment of the number of neutrons in the time interval d t

[SOURCE:IAEA Safety Series No. 76:1986]

Note 1 to entry: The SI unit of the neutron flux is s⁻¹.

3.2.12

kerma

quotient of d E_tr by d m:

where d E_tr is the sum of the initial kinetic energies of all the charged ionizing particles liberated by uncharged ionizing particles in a material of mass d m

[SOURCE:ISO 921]

Note 1 to entry: The SI unit of kerma is the joule per kilogram (J·kg⁻¹), with the special name gray (Gy).

Note 2 to entry: The name kerma is derived from kinetic energy released in matter.

3.2.13

controlled area

area in which specific protection measures and safety provisions are or could be required for:

a) controlling normal exposures or preventing the spread of contamination during normal working conditions;
b) preventing or limiting the extent of potential exposures.

[SOURCE:IAEA Safety Series No.115:1996]

3.2.14

supervised area

any area not designated as a controlled area but for which occupational exposure conditions are kept under review even though specific protective measures and safety provisions are not normally needed

[SOURCE:IAEA Safety Series No. 115:1996]

3.2.15

exposure

act or condition of being subject to irradiation

Note 1 to entry: Exposure can be either external exposure (irradiation by sources outside of the body) or internal exposure (irradiation by sources inside the body). Exposure can be classified as either normal exposure or potential exposure, either occupational, medical or public exposure and, in intervention situations, either emergency exposure or chronic exposure.

[SOURCE:IAEA Safety Series No. 115:1996]

3.2.16

shield

material interposed between a source of radiation and persons, or equipment or other objects, in order to attenuate the radiation

[SOURCE:IAEA Safety Series No. 76:1996]

3.2.17

shielding

action to calculate, design, select appropriate material, and verify the efficiency of a shield, in order to achieve the required functions with regard to the radiation protection objectives

3.2.18

source

anything (apparatus, substance, installation) that may cause radiation exposure, such as by emitting ionizing radiation or releasing radioactive substances or materials

[SOURCE:IAEA Safety Series No. 115:1996]

3.2.19

cross-section

probability of an interaction of a specified type between an incident particle, or an incident radiation, and a target particle, which permit the evaluation of the number of interactions between a particle flux, or radiation, and a target particles system

[SOURCE:IAEA Safety Series No. 76:1986,]

Note 1 to entry: The SI unit of the cross-section is m², the symbol denoting cross section is σ. A frequently used unit is the barn: 1 barn = 10⁻²⁸ m².

3.2.20

safety assessment

review of the aspects of design and operation of a source, which are relevant to the protection of persons or the safety of the source, including the analysis of the safety and protection provision established in the design and operation of the source and the analysis of risks associated with normal conditions and accident situations

[SOURCE:IAEA Safety Series No.115:1996]

Bibliography

1	ISO 12789, Reference neutron radiations — Characteristics and methods of production of simulated workplace neutron fields
2	ANS 6.1.1, Neutron and gamma-ray flux-to-dose-rate factors
3	ICRP 21 (1971), Data for Protection Against Ionizing Radiation from External Sources, ICRP Publication 21, Annals of the ICRP, Pergamon Press, Oxford (1971)
4	ICRP 74 (1996), Conversion Coefficients for use in Radiological Protection against External Radiation, ICRP Publication 74, Annals of the ICRP, Vol. 26, No. 3/4, Pergamon Press, Oxford (1996)
5	NCRP RPT 72, Radiation protection and measurements for low voltage neutron generators
6	J.K.Shultis and Richard E. Faw, Radiation Shielding, Prentice-Hall International (UK), Ltd., London

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3.1 数量²⁾と単位

3.2 その他の定義

参考文献

3 Terms and definitions

3.1 Quantities ²⁾ and units

3.2 Other definitions

Bibliography

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3.2 Other definitions

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