JPH0627830B2 - Radioactivity distribution measurement method - Google Patents
Radioactivity distribution measurement methodInfo
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- JPH0627830B2 JPH0627830B2 JP4179786A JP4179786A JPH0627830B2 JP H0627830 B2 JPH0627830 B2 JP H0627830B2 JP 4179786 A JP4179786 A JP 4179786A JP 4179786 A JP4179786 A JP 4179786A JP H0627830 B2 JPH0627830 B2 JP H0627830B2
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Description
【発明の詳細な説明】 〔発明の利用分野〕 本発明は、放射能分布測定方法に係り、特に人体等に存
在する放射性物質の量及びその分布を求めるのに好適な
放射能分布測定方法に関する。Description: FIELD OF THE INVENTION The present invention relates to a method for measuring radioactivity distribution, and more particularly to a method for measuring radioactivity distribution suitable for determining the amount and distribution of radioactive substances existing in the human body and the like. .
体内被ばく線量を求める方法は、特開昭59−99276 号公
報の８頁上部左欄，９行から同頁下部左欄，１２行に詳
細に述べられている。ここで説明されている国際放射線
防護委員会（ＩＣＲＰ）にて提案されている体内被ばく
線量評価方法は、放射性核種の摂取から***までの体内
移行を代謝モデルを用いて各器官中の総壊変数を求めて
いる(ICRP Publication ３０作業者による放射性各種の
摂取限度 Part 1;Pergamon Press: Oxford:1980)。この
代謝モデルでは、摂取した放射性物質の摂取時期及び摂
取量、さらに摂取した放射性物質の性状（例えば、化学
形態、粒子径等）についてのデータ、さらに、各コンパ
ートメントにおける放射性物質の***係数についてのデ
ータが必要である。このうち、放射性物質の摂取時期及
び摂取量、性状のデータは、特開昭59-99276号公報に記
載されているように、身長方向における放射性物質の一
次元分布を測定し、これに基づいて推定している。一
方、摂取した放射性物質の***係数についてのデータ
は、ＩＣＲＰが勧告している値を用いている。従つて、
この***係数のデータは、平均的な値であつて、被測定
者個人に適用した場合には被ばく線量評価の精度が低下
する可能性がある。The method for determining the internal exposure dose is described in detail in JP-A-59-99276, page 8, upper left column, line 9 to page lower left column, line 12. The internal radiation dose assessment method proposed by the International Commission on Radiological Protection (ICRP) described here uses the metabolic model to determine the internal transfer from radionuclide uptake to excretion, and the total destruction variable in each organ. (ICRP Publication 30 Workers' radioactive uptake limit Part 1; Pergamon Press: Oxford: 1980). In this metabolic model, the intake timing and intake amount of the ingested radioactive substance, data on the properties of the ingested radioactive substance (for example, chemical form, particle size, etc.), and data on the excretion coefficient of the radioactive substance in each compartment. is necessary. Among these, the intake timing and intake amount of the radioactive substance, the data of the properties, as described in JP-A-59-99276, measure the one-dimensional distribution of the radioactive substance in the height direction, based on this I'm estimating. On the other hand, as the data on the excretion coefficient of the ingested radioactive substance, the value recommended by ICRP is used. Therefore,
The data of the excretion coefficient are average values, and the accuracy of exposure dose evaluation may be reduced when applied to the individual person to be measured.
被測定者個人に対する***係数のデータは、被測定者内
部における放射性物質の三次元分布を測定することによ
つて、ある程度推定できることができる。従つて、被ば
く線量評価精度の向上が期待できる。The data of the excretion coefficient for each person to be measured can be estimated to some extent by measuring the three-dimensional distribution of radioactive substances inside the person to be measured. Therefore, it is expected that the accuracy of exposure dose evaluation will be improved.
体内放射能分布を求める従来の方法は、特開昭57-17527
2 号公報に記載されているように、被測定体外に配置さ
れた放射線検出器が、被測定体内で放射された放射線の
うち被測定体内で散乱及び吸収されない放射線強度のみ
を検知し、放射線強度をもとに被測定体内の放射能分布
を演算して求めていた。この演算は、被測定体内を仮想
的に小領域に分割して各小領域内に単位放射能があると
したときの放射線検出器の応答（応答関数）を予め求め
ておけば、実際に放射線検出器で検知された値がその応
答関数と上記小領域内に存在する未知の放射能との一次
結合で表わすことができるという原理に基づいている。A conventional method for obtaining the distribution of radioactivity in the body is disclosed in Japanese Patent Laid-Open No. 57-17527.
As described in Publication No. 2, the radiation detector placed outside the measured body detects only the radiation intensity that is not scattered or absorbed in the measured body among the radiation emitted inside the measured body, and the radiation intensity Based on this, the radioactivity distribution in the measured body was calculated and obtained. This calculation is based on the fact that the response (response function) of the radiation detector when the measured body is virtually divided into small areas and each small area has unit radioactivity It is based on the principle that the value detected by the detector can be represented by a linear combination of its response function and the unknown activity present in the subregion.
したがって、この方法では、被測定体内を仮想的に分割
する小領域、すなわち、未知の放射能数は空間的に異な
る位置の放射線検出器で検知した値の数より多くするこ
とはできない。このため、被測定体内の放射能分布をよ
り詳細に測定しようとする場合には、より多くの空間的
に異なる位置で放射線を検知する必要があり、測定時間
が長くなるという問題があつた。Therefore, with this method, the small area that virtually divides the body to be measured, that is, the unknown radioactivity number cannot be made larger than the number of values detected by the radiation detectors at spatially different positions. Therefore, in order to measure the radioactivity distribution in the body to be measured in more detail, it is necessary to detect the radiation at more spatially different positions, which causes a problem that the measurement time becomes long.
また、特開昭59-99276号公報記載のように、体内の身長
方向一次元分布を測定する場合においても、検出器前面
にコリメータをつけ、被測定体内で散乱及び吸収されな
い放射線強度のみを検知して、該強度に基づいて一時分
布を基めていた。この場合も、身長方向の分布をより詳
細に求めるためには、身長方向の測定点数を増やす必要
があり、前記同様、測定時間が長くなるという問題があ
つた。Also, as described in JP-A-59-99276, even when measuring the one-dimensional distribution in the body height direction, a collimator is attached to the front of the detector to detect only the radiation intensity that is not scattered or absorbed in the body to be measured. Then, the temporal distribution was based on the intensity. Also in this case, in order to obtain the distribution in the height direction in more detail, it is necessary to increase the number of measurement points in the height direction, and similarly to the above, there is a problem that the measurement time becomes long.
本発明の目的は、前記欠点に鑑み、測定時間を長くする
ことはなしに被測定体から放出された放射線を高効率で
検知し、被測定体内の放射能分布をより詳細に測定する
方法を提供することにある。In view of the above-mentioned drawbacks, an object of the present invention is to provide a method for detecting radiation emitted from a measured object with high efficiency without prolonging the measurement time and measuring the radioactivity distribution in the measured object in more detail. To do.
第１３図及び第１４図は、人体１の横断面内の２次元の
放射能分布を求める場合を例にとり本発明の原理を示し
たものである。人体１内に単一のエネルギＥ０のγ線お
放出する放射性核種があり、人体１から放射されたγ線
が人体１外に配置されて人体１の周囲を移動する放射線
検出器２にて検出される。人体１内を仮想的にＮ個の小
領域に分割し、これらの小領域内の放射能を求めること
とする。第１３図において、人体１内を仮想的にＮ個の
小領域に分割したときのｉ領域内にある放射性核種から
放射されたγ線のうちｊ位置の放射線検出器２で検出さ
れるγ線としは、人体１内で散乱及び吸収されないで透
過してきたエネルギＥ０の非散乱γ線３と、エネルギＥ
０のγ線が人体１内で１回、あるいは複数回散乱されて
透過してきたエネルギーＥｋ（＜Ｅ０）の散乱γ線とが
ある。第１４図では、散乱点で１回散乱された場合を示
している。したがつて、放射線検出器２で検知されるγ
線エネルギースペクトルは、次式で表わすことができ
る。13 and 14 show the principle of the present invention by taking as an example the case of obtaining a two-dimensional radioactivity distribution in the cross section of the human body 1. There is a radionuclide that emits γ-rays with a single energy E 0 in the human body 1, and the γ-rays emitted from the human body 1 are placed outside the human body 1 and move around the human body 1 with the radiation detector 2. To be detected. The inside of the human body 1 is virtually divided into N small regions, and the radioactivity in these small regions is obtained. In FIG. 13, of the γ rays emitted from the radionuclide in the i area when the human body 1 is virtually divided into N small areas, the γ rays detected by the radiation detector 2 at the j position. Is a non-scattering γ-ray 3 of energy E 0 that has been transmitted without being scattered and absorbed in the human body 1, and energy E
0 γ-rays are scattered γ-rays of energy E k (<E 0 ) that are scattered and transmitted once or multiple times in the human body 1. FIG. 14 shows the case where the light is scattered once at the scattering point. Therefore, γ detected by the radiation detector 2
The line energy spectrum can be expressed by the following equation.
ここで、ＩＣj kはｊ位置の放射線検出器２で測定したエ
ネルギーＥｋのγ線の強度、 ＩＲji ｋは応答関数（ｉ領域に単位放射能があるときの
ｊ位置の放射線検出器２で測定したエネルギＥのγ線の
強度）、 ｑｉはｉ領域の放射能強度、 Ｍ，Ｎはγ線エネルギ数と分割小領域数、及び Ｌは散乱γ線のエネルギ数である。 Here, IC j k is the intensity of the γ-ray of the energy E k measured by the radiation detector 2 at the j position, and IR ji k is the response function (the radiation detector 2 at the j position when there is unit radioactivity in the i region). Γ-ray intensity of energy E measured in 1.), qi is the radioactivity intensity in the i region, M and N are the γ-ray energy number and the number of divided small regions, and L is the scattered γ-ray energy number.
応答関数ＩＲji ｋは人体を被測定体としているので、人
体を模擬したフアントム内に核種と強度が既知である放
射能を分布させて人体１周囲のγ線を検出することによ
り、求めることができる。Since the response function IR ji k is the human body to be measured, it can be obtained by distributing radioactivity of known nuclide and intensity in a phantom simulating the human body and detecting γ rays around the human body 1. it can.
第２図は、人体１から放出され放射線検出器２に入射す
るγ線のエネルギスペクトルを示している。非散乱γ線
３の人体１内のγ線パスが長くなるとエネルギＥ０の非
散乱γ線の強度は小さくなり（６→８）、一方、エネル
ギーＥの散乱γ線の強度は大きくなる（７→９）傾向に
ある。これは、人体１内のγ線パスが長くなると、エネ
ルギＥ０のγ線が人体１内で散乱及び吸収される確率が
高くなるためである。すなわち、エネルギＥｋの散乱γ
線のスペクトル形状及び強度は、γ線を放出する放射能
の位置によつて変化する。したがつて、エネルギＥｋの
散乱γ線の強度は、エネルギＥ0の非散乱γ線と同様
に、放射能の位置と強度に関する情報をもつていること
になる。FIG. 2 shows an energy spectrum of γ rays emitted from the human body 1 and incident on the radiation detector 2. When the γ-ray path of the unscattered γ-rays 3 in the human body 1 becomes long, the intensity of the unscattered γ-rays of energy E 0 becomes small (6 → 8), while the intensity of the scattered γ-rays of energy E becomes large (7 → 9) There is a tendency. This is because the longer the γ-ray path in the human body 1, the higher the probability that γ-rays with energy E 0 will be scattered and absorbed in the human body 1. That is, the scattering γ of the energy E k
The spectral shape and intensity of the rays vary with the location of the gamma-emitting radioactivity. Therefore, the intensity of scattered γ-rays with energy E k has information on the position and intensity of radioactivity, like the non-scattered γ-rays with energy E 0 .
したがつて、（１）式においては、（Ｍ×（Ｌ＋１））
個の放射線測定値があることに相当し、未知数である放
射能の個数、すなわち、分割小領域数が、 Ｎ≦Ｍ×（Ｌ＋１） ……(2) であれば、（１）式を解くことができ、放射能分布を求
めることができる。これは、エネルギＥ０の非散乱γ線
だけを検知する従来の方法に比較して（Ｌ＋１）倍より
詳細な放射能分布を求めることができることに相当す
る。人体１の周囲で放射線を測定した回数が同じであつ
ても、すなわち、同じ放射線測定時間で従来方法より詳
細な放射能分布を求めることができる。Therefore, in the equation (1), (M × (L + 1))
If the number of unknown radioactivity, that is, the number of divided small areas is N ≦ M × (L + 1) (2), it is possible to solve equation (1). It is possible to obtain the radioactivity distribution. This is equivalent to being able to obtain a more detailed (L + 1) -fold more detailed radioactivity distribution than the conventional method of detecting only non-scattered γ-rays of energy E 0 . Even when the number of times radiation is measured around the human body 1 is the same, that is, a more detailed radioactivity distribution can be obtained in the same radiation measurement time as compared with the conventional method.
以下、本発明の一実施例を第１図〜第４図により説明す
る。本実施例は、人間が呼吸などにより放射性物質を摂
取した場合、該放射性物質の人体内の量及び分布を測定
する装置に本発明を適用した例である。An embodiment of the present invention will be described below with reference to FIGS. The present embodiment is an example in which the present invention is applied to an apparatus for measuring the amount and distribution of a radioactive substance in the human body when the human ingests the radioactive substance by breathing or the like.
１１は体内放射能を測定する被検体、２はＮａＩ（Ｔ
ｌ）検出器を使用した放射線検出器である。放射線検出
器１２には駆動機構１３が設けられている。駆動機構１
３には、モータ（図示せず）が設けられており、検出器
１２は、この駆動機構１３によつて体長方向ガイドレー
ル１４および周方向ガイドレール１５に沿つて移動し、
被検者１１から放出される放射線を体表面に沿つて測定
する。１６は被検体用のベツドで、放射線吸収の少ない
材料、例えばプラスチツクで作られている。１７はベツ
ド１６と体長方向ガイドレール１４を支持する枠であ
り、放射線遮へい体（図示せず）にて取囲まれている。11 is a subject for measuring radioactivity in the body, 2 is NaI (T
l) A radiation detector using a detector. The radiation detector 12 is provided with a drive mechanism 13. Drive mechanism 1
3 is provided with a motor (not shown), the detector 12 is moved by the drive mechanism 13 along the body length direction guide rail 14 and the circumferential direction guide rail 15,
The radiation emitted from the subject 11 is measured along the body surface. Reference numeral 16 is a bed for the subject, which is made of a material that absorbs little radiation, for example, plastic. Reference numeral 17 denotes a frame that supports the bed 16 and the body-length-direction guide rail 14, and is surrounded by a radiation shield (not shown).
操作部１８は、操作盤２２およびモニタテレビ２３を有
している。操作盤２２は、操作指令を駆動機構１３に伝
えて駆動機構１３をガイドレール１４，１５に沿つて所
定の位置まで移動させる。モニタテレビ２３は、放射線
検出器１２の位置を検出する位置検出器（図示せず）の
出力信号の動作状況を表示する。The operation unit 18 has an operation panel 22 and a monitor TV 23. The operation panel 22 transmits an operation command to the drive mechanism 13 to move the drive mechanism 13 along the guide rails 14 and 15 to a predetermined position. The monitor television 23 displays the operation status of the output signal of the position detector (not shown) that detects the position of the radiation detector 12.
計測部１９は、高圧電源２４、増幅器２５及び多重波高
分析器２６を有している。高圧電源２４は、放射線検出
器１２を動作させるために高電圧を放射線検出器１２に
印加する。放射線検出器１２は、被測定者１１から放出
されたγ線を検出する。放射線検出器１２の出力信号
は、増幅器２５で増幅される。増幅器２５は、接続器２
７および３０にて波高分析器２５およびデータ取込みイ
ンターフエイス３１に接続される。波高分析器２６は、
入力した信号のγ線エネルギスペクトルの波高値を求め
る。The measuring unit 19 includes a high voltage power supply 24, an amplifier 25, and a multiple wave height analyzer 26. The high voltage power supply 24 applies a high voltage to the radiation detector 12 to operate the radiation detector 12. The radiation detector 12 detects the γ-ray emitted from the measurement subject 11. The output signal of the radiation detector 12 is amplified by the amplifier 25. The amplifier 25 is the connector 2
At 7 and 30, it is connected to a wave height analyzer 25 and a data acquisition interface 31. The wave height analyzer 26 is
The peak value of the γ-ray energy spectrum of the input signal is obtained.
演算部２０は、データ取込みインターフエイス３１、中
央処理装置３２及び外部記憶装置３３を有している。デ
ータ取込みインターフエイス３１は、波高分析器２６の
出力信号であるγ線エネルギスペクトルの波高値を中央
処理装置３２に伝える。外部記憶装置３３は、ＲＯＭ４
０、ＲＡＭ４１、磁気テープ４５およびデイスク４６か
らなる。アドレスバス４７およびデータバス４８は、中
央処理装置３２に接続される。ＲＯＭ４０、ＲＡＭ４
１、磁気テープインターフエイル４３、デイスクインタ
ーフエイス４４、パネルインターフエイス４２、ライン
プリンタインターフエイス４９およびデイスクプレイメ
モリ５０は、アドレスバス４７およびデータバス４８に
それぞれ接続される。磁気テープ４５は磁気テープイン
ターフエイス４３に、デイスク４６はデイスクインター
フエイス４４に接続される。ＲＯＭ４０は、汚染の有無
を判定するプログラム、光電ピークエネルギから放射性
核種を判定するプログラム、体内放射能分布を演算する
プログラムおよび内部被ばく線量を求める等のプログラ
ムのような演算プログラムを記憶している。ＲＡＭ４１
には、汚染判定のためのデータ及び放射性核種判定のた
めのデータのような演算に必要な数値データを記憶し、
しかもワークエリアを確保する。操作部１８の操作盤２
２は、パネルインターフエイス４２に接続される。The arithmetic unit 20 has a data acquisition interface 31, a central processing unit 32, and an external storage device 33. The data acquisition interface 31 transmits the peak value of the γ-ray energy spectrum, which is the output signal of the peak analyzer 26, to the central processing unit 32. The external storage device 33 is the ROM 4
0, RAM 41, magnetic tape 45, and disk 46. The address bus 47 and the data bus 48 are connected to the central processing unit 32. ROM40, RAM4
1, the magnetic tape interface 43, the disk interface 44, the panel interface 42, the line printer interface 49 and the display memory 50 are connected to the address bus 47 and the data bus 48, respectively. The magnetic tape 45 is connected to the magnetic tape interface 43, and the disk 46 is connected to the disk interface 44. The ROM 40 stores a calculation program such as a program for determining the presence or absence of contamination, a program for determining a radionuclide from photoelectric peak energy, a program for calculating the distribution of radioactivity in the body, and a program for determining the internal exposure dose. RAM41
Stores numerical data necessary for calculation such as data for contamination determination and data for radionuclide determination,
Moreover, secure a work area. Operation panel 2 of operation unit 18
2 is connected to the panel interface 42.
表示部２１には、ランインプリンタ３４おびデイスプレ
イ３５がある。ラインプリンタ３４およびデイスプレイ
３５は、ラインプリンタインターフエイス４９およびデ
イスプレイメモリ５０にそれぞれ接続されている。The display unit 21 includes a run imprinter 34 and a display 35. The line printer 34 and the display 35 are connected to the line printer interface 49 and the display memory 50, respectively.
第５図は、第３図の装置を被検者１１の頭部側から見た
構造を示している。FIG. 5 shows the structure of the apparatus shown in FIG. 3 viewed from the head side of the subject 11.
上記のように構成される放射能測定装置による被測定者
１１の放射能分布の測定を以下に説明する。被測定者１
１をベツト１６上に寝かせる。操作員は、操作盤２２の
放射能測定用の第１のスタートボタンを押す。この指令
は、パネルインターフエイス４２を介して中央処理装置
３２に伝えられる。中央処理装置３２は、ＲＯＭ４０に
格納されている第１図に示すプログラムを呼出し、その
プログラムに従つて被測定者１１の放射能測定に必要な
操作及び演算を実施する。中央処理装置３２は、パネル
インターフエイス４２および操作盤２２を介して駆動装
置１３に指令を送り、放射線検出器１２をガイドレール
１５，１４に沿つて移動させる（ステツプ６０）。同時
に、接続器３０に信号を送つて増幅器２５と接点２９を
接続させる（ステツプ６１）。放射線検出器１２は、そ
の移動に伴つて被測定者１１の周方向及び身長方向の放
射線を測定する。放射線検出器１２の出力信号は、増幅
器２５にて増幅された後、データ取込みインターフエイ
ス３１より中央処理装置３２に入力され（ステツプ６
２）、磁気テープ４５またはデイスク４６に記憶され
る。放射線測定値に基づいて被測定者１１の放射性物質
による汚染の有無を判定する（ステツプ６３）。すなわ
ち、この判定は、被測定者１１が通常の状態で所有して
いる放射能の所定値と前述した放射能の測定値とを比較
することによつて行われる。後者の値が前者の値以下で
ある場合は、その人は放射性物質に汚染されていなく、
そこで検査は終了する（ステツプ６９）。The measurement of the radioactivity distribution of the person to be measured 11 by the radioactivity measuring device configured as described above will be described below. Person 1
Lay 1 on bed 16. The operator presses the first start button for measuring radioactivity on the operation panel 22. This command is transmitted to the central processing unit 32 via the panel interface 42. The central processing unit 32 calls the program shown in FIG. 1 stored in the ROM 40, and carries out operations and calculations necessary for measuring the radioactivity of the person to be measured 11 according to the program. The central processing unit 32 sends a command to the drive unit 13 via the panel interface 42 and the operation panel 22 to move the radiation detector 12 along the guide rails 15 and 14 (Step 60). At the same time, a signal is sent to the connector 30 to connect the amplifier 25 and the contact 29 (step 61). The radiation detector 12 measures the radiation in the circumferential direction and the height direction of the person to be measured 11 as it moves. The output signal of the radiation detector 12 is amplified by the amplifier 25 and then input from the data acquisition interface 31 to the central processing unit 32 (step 6).
2) It is stored on the magnetic tape 45 or the disk 46. The presence or absence of contamination by the radioactive substance of the person to be measured 11 is determined based on the measured radiation value (step 63). That is, this determination is performed by comparing the predetermined value of radioactivity possessed by the person under measurement 11 in a normal state with the above-mentioned measured value of radioactivity. If the latter value is less than or equal to the former value, the person is not contaminated with radioactive material,
Then, the inspection ends (step 69).
後者の値が前者の値を上回つている場合は放射性物質に
て汚染されているので、その人に対しては以下に示すよ
うな検査が実施されている。接続器２７を接点２９につ
なぐ（ステツプ６４）。そして、放射線検出器１２をガ
イドレール１５，１４に沿つて移動させ、被測定者１１
の周囲で放射線強度を測定する（ステツプ６５）。放射
線検出器１２の出力信号（測定された放射線強度）は、
増幅器２５経由で波高分析器２６に送られる。波高分析
器２６は、入力した信号の波高分析を行つてγ線エネル
ギスペクトルの波高分布（第７図）を出力する。このγ
線エネルギスペクトルの波高分布は、データ取込みイン
ターフエイス３１より中央処理装置３２内に取込まれ、
デイスク４６（または磁気テープ４５）内に記憶される
（ステツプ６６）。放射線検出器１２による測定が完了
した時点で被測定者１１は、ベツド１６より降りる。以
降は、以下に示す処理が演算部２０にて行なわれる。放
射能汚染をもたらしている放射性核種の決定をステツプ
６７にて行う。放射性核種決定の処理を、第２図に基づ
いて詳細に説明する。If the latter value is higher than the former value, it is contaminated with radioactive material, so the following inspection is performed on that person. The connector 27 is connected to the contact 29 (step 64). Then, the radiation detector 12 is moved along the guide rails 15 and 14, and the measured person 11
Radiation intensity is measured around the (step 65). The output signal of the radiation detector 12 (measured radiation intensity) is
It is sent to the wave height analyzer 26 via the amplifier 25. The wave height analyzer 26 performs the wave height analysis of the input signal and outputs the wave height distribution (FIG. 7) of the γ-ray energy spectrum. This γ
The wave height distribution of the line energy spectrum is taken into the central processing unit 32 from the data acquisition interface 31,
It is stored in the disk 46 (or the magnetic tape 45) (step 66). When the measurement by the radiation detector 12 is completed, the person to be measured 11 descends from the bed 16. After that, the processing described below is performed by the arithmetic unit 20. At step 67, the radionuclide causing the radioactive contamination is determined. The radionuclide determination process will be described in detail with reference to FIG.
入力されたγ線エネルギスペクトルの波高分布がデイス
ク４６より取出され、光電ピークの数を把握する（ステ
ツプ６７Ａ）．ＲＡＭ４１は、第６図に示すようにあら
ゆる放射性核種に対する光電ピークエネルギＥの値を記
憶している。光電ピークエネルギＥは、放射性核種に対
応して決つている。デイスク４６から取出されたγ線エ
ネルギスペクトルの波高分布（測定値）から光電ピーク
エネルギＥ０は、光電ピーク成分の最大値である（第７
図）。ＲＡＭ４１に記憶されている光電ピークエネルギ
Ｅの１つの値を取出す（ステツプ６７Ｃ）。光電ピーク
エネルギＥ０と１つの光電ピークエネルギＥを比較する
（ステツプ６７Ｄ）。Ｅ０＝Ｅであれば、汚染源である
放射性核種が決定される（ステツプ６７Ｅ）。すなわ
ち、その光電ピークエネルギＥに対応する放射性核種
が、もとめる放射性核種である。Ｅ０とＥが異なるばあ
いは、ＲＡＭ４１から別の光電ピークエネルギＥの値が
取出され、ステツプ６７Ｃの処理が再度行われる。この
操作は、Ｅ０＝Ｅとなるまで繰り返えされる。１つの放
射性核種が決定された後、他に放射性核種が決定されて
いない光電ピークの存在の有無を判定する（ステツプ６
７Ｆ）。その光電ピークが存在する場合は、ステツプ６
７Ａ〜７６Ｆの処理が繰り返される。これらの処理は、
光電ピークの数だけ繰り返されてその数に等しい数の放
射性核種が選定される。決定された放射性核種名は、デ
イスク４６内に記憶される。The wave height distribution of the input γ-ray energy spectrum is taken out from the disk 46 and the number of photoelectric peaks is grasped (step 67A). The RAM 41 stores the value of the photoelectric peak energy E for all radionuclides as shown in FIG. Photoelectric peak energy E is determined corresponding to the radionuclide. From the wave height distribution (measured value) of the γ-ray energy spectrum extracted from the disk 46, the photoelectric peak energy E 0 is the maximum value of the photoelectric peak component (seventh).
Figure). One value of the photoelectric peak energy E stored in the RAM 41 is taken out (step 67C). The photoelectric peak energy E 0 is compared with one photoelectric peak energy E (step 67D). If E 0 = E, the radionuclide that is the source of pollution is determined (step 67E). That is, the radionuclide corresponding to the photoelectric peak energy E is the desired radionuclide. If E 0 is different from E, another value of the photoelectric peak energy E is fetched from the RAM 41, and the process of step 67C is performed again. This operation is repeated until E 0 = E. After one radionuclide has been determined, the presence or absence of photopeaks for which no other radionuclide has been determined is determined (step 6).
7F). If the photopeak is present, step 6
The processing of 7A to 76F is repeated. These processes are
It is repeated by the number of photopeaks and a number of radionuclides equal to that number is selected. The determined radionuclide name is stored in the disk 46.
次に、第１図における体内放射能分布演算（ステツプ６
８）は、原理的には（１）式に基づいている。但し、
（１）式では、放射線検出器に入射するγ線のエネルギ
スペクトルが測定できるとしたが、ＮａＩ（Ｔｌ）検出
器である放射線検出器１２で測定されるのは、放射線検
出器１２の内部における散乱，測定系の統計的変動を含
んだ波高分布である。その波高分布の例を第７図にしめ
す。第７図は、被測定者１１内に単一の光電ピークエネ
ルギＥ０を放出する放射性核種があある場合の放射線検
出器１２の出力である。この波高分布は、γ線エネルギ
スペクトルと同様に、第８図に示すように、放射能の位
置と強度に関する情報をもつている。したがつて、
（１）式を次式に書き換えることができる。Next, the radioactivity distribution calculation in the body in FIG. 1 (step 6)
8) is based on the equation (1) in principle. However,
In equation (1), the energy spectrum of γ-rays incident on the radiation detector can be measured. However, what is measured by the radiation detector 12, which is a NaI (Tl) detector, is inside the radiation detector 12. This is a wave height distribution that includes scattering and statistical fluctuations in the measurement system. An example of the wave height distribution is shown in FIG. FIG. 7 shows the output of the radiation detector 12 when there is a radionuclide that emits a single photoelectric peak energy E 0 in the person to be measured 11. Similar to the γ-ray energy spectrum, this wave height distribution has information on the position and intensity of radioactivity, as shown in FIG. Therefore,
The equation (1) can be rewritten as the following equation.
ここで、Ｃj kはｊ位置で測定したｋチヤンネルの計数
率、 Ｒji ｋは応答関数（ｉ領域に単位放射能があるとき、ｊ
位置で測定したｋチヤンネルの計数率）、 ｑｉはｉ領域の放射能強度、 Ｍ，Ｎは被検体周囲で測定した空間的位置の数と分割小
領域数及び Ｌはチヤンネル数である。 Here, C j k is the counting rate of k channel measured at the j position, and R ji k is the response function (when there is unit radioactivity in the i region, j
(Counting rate of k channel measured at position), qi is the radioactivity intensity in the i region, M and N are the number of spatial positions and the number of divided small regions measured around the object, and L is the channel number.
応答関数Ｒji ｋは、標準人体フアントム内に放射性核種
と放射線強度が既知の放射能を入れて測定することによ
り求めることができ、これをデイスク４６に記憶してお
く。実際の演算では、デイスク６より読出された応答関
数Ｒji ｋが実際に測定された被測定者１１の体格（身
長，体重，胸囲等）に合わせて補正された上で用いられ
る。The response function R ji k can be obtained by measuring the radionuclide and the radioactivity of which the radiation intensity is known in the standard human body phantom, and this is stored in the disk 46. In the actual calculation, the response function R ji k read from the disk 6 is used after being corrected in accordance with the actually measured body size (height, weight, chest circumference, etc.) of the subject 11.
応答関数Ｒji ｋの詳細な求め方を以下に説明する。人体
を模擬した標準人体フアントム内を第１３図と同様にＮ
個の小領域に分割し、それらの小領域の１つ（例えば第
１３図のｉ領域）に単位放射線強度（例えば１μＣｉ）
の放射線源を１個設置し、この放射線源から放出された
γ線を標準人体フアントムの外部にあるｊ位置に設置さ
れた放射線検出器にて測定することにより、１つの小領
域に対する応答関数Ｒji ｋを実験的に求めることができ
る。すなわち、ｊ位置の放射線検出器で測定された単位
放射線強度の放射線源に対するγ線エネルギスペクトル
の波高分布は、第７図に対応するものとなる。エネルギ
Ｅ０の部分が非散乱のγ線に対するγ線エネルギスペク
トルの波高分布であり、Ｃｏの部分が散乱したγ線に対
するγ線エネルギスペクトルの波高分布である。このよ
うな波高分布に基づいて応答関数Ｒji ｋが求められる。
単位放射線強度の放射線源を標準人体フアントム内のす
べての小領域に順次設置することにより、各々の小領域
毎の応答関数Ｒji ｋが求められる。The detailed method of obtaining the response function R ji k will be described below. Inside the standard human body model that simulates the human body, as in Fig. 13, N
Unit radiation intensity (for example, 1 μCi) is divided into one of these small regions (for example, i region in FIG. 13).
One radiation source is installed, and the γ-ray emitted from this radiation source is measured by the radiation detector installed at the j position outside the standard human body phantom, and the response function R to one small area is measured. ji k can be obtained experimentally. That is, the wave height distribution of the γ-ray energy spectrum for the radiation source having the unit radiation intensity measured by the radiation detector at the j position corresponds to that shown in FIG. 7. The portion of energy E 0 is the wave height distribution of the γ ray energy spectrum for non-scattering γ rays, and the portion of Co is the wave height distribution of the γ ray energy spectrum for scattered γ rays. The response function R ji k is obtained based on such a wave height distribution.
By sequentially installing the radiation source of unit radiation intensity in all the small areas in the standard human body phantom, the response function R ji k for each small area can be obtained.
また応答関数Ｒji ｋは、計算によつて求めることもでき
る。すなわち、測定対象が人体である場合には、人体の
構造（臓器の位置、大きさ及び形状）等は、解剖するこ
となしに容易に知ることができる。従つて、特開昭59−
99276 号公報８頁右欄，１５行に示されたように、人体
を数学的に表現したＭＩＲＤフアントムを作ることがで
きる。フアントム内のある小領域内に放存する放射性核
種から放出されたγ線が、フアントム外に設置された放
射線検出器にどのように到達するか、さらに放射線検出
器に入射したγ線によつてどのような波高分布になるか
ということは、上記公開公報に示されたと動揺にモンテ
カルロシミユレーシヨンにて求めることができる。この
ようにして応答関数Ｒji ｋが求められる。The response function R ji k can also be obtained by calculation. That is, when the measurement target is a human body, the structure of the human body (position, size and shape of organ) and the like can be easily known without dissection. Therefore, JP-A-59-
As shown in the right column, page 15, line 15 of 99276, MIRD phantom that mathematically represents a human body can be produced. How the γ-rays emitted from radionuclides existing in a small area inside the phantom reach the radiation detector installed outside the phantom, and how the γ-rays incident on the radiation detector determine Whether or not such a wave height distribution is obtained can be determined by Monte Carlo simulation as shown in the above publication. In this way, the response function R ji k is obtained.
前述のようにして応答関数Ｒji ｋ（ｉ＝１，…，Ｎ，ｊ
＝１，…，Ｍ，ｋ＝１，…，Ｌ）がすべて求められてい
れば、被測定者１１を仮想的にＮ個に分割した各小領域
に未知の放射線強度ｑｉの放射能がある放射線検出器２
の波高分布（測定値）は（３）式で求めることができ
る。As described above, the response function R ji k (i = 1, ..., N, j
= 1, ..., M, k = 1, ..., L) are all obtained, there is radioactivity of unknown radiation intensity qi in each of the sub-regions obtained by virtually dividing the subject 11 into N pieces. Radiation detector 2
The wave height distribution (measured value) of can be obtained by the equation (3).
従つて、測定した計数率Ｃj k及び応答関数Ｒji ｋが厳密
に求まつていれば、（３）式の連立一次元方程式を解く
ことにより放射能分布ｑｉを求めることができる。しか
し、実際には測定した計数率Ｃj k及び応答関数Ｒji ｋに
誤差が含まれているので、上記のように（３）式の連立
一次元方程式を解いたのでは、得られた解（放射能分布
ｑｉ）に負の値が生じたり等の不合理が生じ、精度の良
い放射能分布ｑｉを求めることができない。Therefore, if the measured count rate C j k and the response function R ji k are obtained exactly, the radioactivity distribution qi can be obtained by solving the simultaneous one-dimensional equation (3). However, since the measured count rate C j k and the response function R ji k actually include errors, if the simultaneous one-dimensional equation (3) is solved as described above, the obtained solution is An irrationality such as a negative value occurring in (radioactivity distribution qi) occurs, and an accurate radioactivity distribution qi cannot be obtained.
そこで、体内の放射能分布ｑｉは、測定値Ｃj k，応答関
数Ｒji ｋに誤差のあることを考慮して、最小二乗法で求
める。すなわち、（５）式で示す物理的制約条件のもと
で次式を最小にするｑｉを求める。Therefore, the radioactivity distribution qi in the body is obtained by the least-squares method considering that the measured value C j k and the response function R ji k have an error. That is, qi that minimizes the following equation is obtained under the physical constraint conditions shown in equation (5).
ここで、σj kはＣj kの統計誤差、及び ｆはＲji ｋの誤差を考慮した係数である。 Here, σ j k is a coefficient considering the statistical error of C j k , and f is a coefficient considering the error of R ji k .
ｑｉ≧０，ｉ＝１，…，Ｎ ……(5) この数学的解法は、種々あるがそのうちの１つとして二
次計画法を適用して容易に解くことができる。二次計画
法の解法には、例えばウオルフの方法がある（関根著，
数理計画法，岩波書店（1978）。qi ≧ 0, i = 1, ..., N (5) There are various mathematical solutions, but one of them can be easily solved by applying a quadratic programming method. For example, Wolfe's method is available as a solution of the quadratic programming (Sekine,
Mathematical programming, Iwanami Shoten (1978).
最小二乗法は、第８図の実線で示す測定されたγ線エネ
ルギスペクトル（Ｊi k）が応答関数Ｒji ｋを用いて求め
られる基準γ線エネルギスペクトル（第８図の破線， に一致するように未知数である放射能分布ｑｉを求めよ
うとするものである。The least-squares method is based on the reference γ-ray energy spectrum (broken line in FIG. 8, in which the measured γ-ray energy spectrum (J i k ) shown by the solid line in FIG. 8 is obtained using the response function R ji k . The radioactivity distribution qi, which is an unknown number, is to be obtained so that
このような本実施例によれば、被測定体から放出される
放射線を効率良く検出し、すなわち測定時間を長くする
ことはなしに、被測定体内の放射能分布を従来の少なく
とも２以上に精度良く測定できる。また、最小二乗法を
用いることによつて測定値数が増加したことに対応して
おり、非散乱γ線だけを測定して放射能分布を求める従
来例に比べて各小領域における解析精度を向上できる。According to the present embodiment as described above, the radiation emitted from the object to be measured can be detected efficiently, that is, without increasing the measurement time, and the radioactivity distribution in the object to be measured can be accurately set to at least 2 as compared with the conventional one. Can be measured. In addition, it corresponds to the increase in the number of measurement values by using the least-squares method, and the analysis accuracy in each small area is improved compared to the conventional example in which only the non-scattering γ-rays are measured to obtain the radioactivity distribution. Can be improved.
第１図では、測定した各チヤンネルの計数率をそのまま
演算に用いる実施例を示したが、第９図は計数率の選び
方の別の実施例を示している。この実施例は、隣接する
複数のチヤンネルの計数値の和を１つの計数率測定値と
するものである。１つにまとめるチヤンネル数は、例え
ば、ＮａＩ（Ｔｌ）検出器である放射線検出器の半値幅
とすることができる。また、図示はしていないが、波高
分布測定値を平滑化処理を実施後、第７図及び第９図に
示すように測定計数率を選んでも良い。これらの場合、
測定計数率の系統誤差が小さくなり、放射能分布演算の
精度が向上する。Although FIG. 1 shows an embodiment in which the measured count rate of each channel is used for calculation as it is, FIG. 9 shows another embodiment of how to select the count rate. In this embodiment, the sum of the count values of a plurality of adjacent channels is used as one count rate measurement value. The number of channels combined into one can be, for example, the full width at half maximum of the radiation detector which is the NaI (Tl) detector. Although not shown, the measurement count rate may be selected as shown in FIG. 7 and FIG. 9 after the smoothing processing of the pulse height distribution measurement value. In these cases,
The systematic error of the measurement count rate is reduced, and the accuracy of radioactivity distribution calculation is improved.
以上の実施例では、被測定者１１内には単一核種の放射
能がある場合を示したが、複数の核種が存在していても
可能である。第１０図は、137Ｃｓ及び60Ｃｏの２つの
放射性核種が存在しているときのγ線エネルギスペクト
ルの波高分布測定値である。このとき、（２）式と同様
に次式が成り立つ。In the above-described examples, the case where the measured person 11 has the radioactivity of a single nuclide has been described, but it is possible that a plurality of nuclides exist. FIG. 10 shows the crest distribution measurement value of the γ-ray energy spectrum in the presence of two radionuclides of 137 Cs and 60 Co. At this time, the following equation is established similarly to the equation (2).
ここで、Ｒji ｋ，Ｓji ｋは137Ｃｓ及び60Ｃｏの応答関
数、及び ｑｉ，ｐｉは137Ｃｓ及び60Ｃｏの放射能強度である。 Here, R ji k and S ji k are response functions of 137 Cs and 60 Co, and qi and pi are radioactivity intensities of 137 Cs and 60 Co.
応答関数Ｒji ｋ，Ｓji ｋは、１つの放射性核種の場合と
同様に独立して求めることができる。したがつて、放射
能分布は、一つの放射性核種の場合と同様に求めること
ができる。The response functions R ji k and S ji k can be independently determined as in the case of one radionuclide. Therefore, the radioactivity distribution can be obtained in the same manner as in the case of one radionuclide.
以上の実施例では、放射線検出器は１個であつたが、複
数個でも同様に測定できる。この場合、測定時間は、大
巾に短縮される。Although the number of radiation detectors is one in the above embodiments, a plurality of radiation detectors can be similarly measured. In this case, the measuring time is greatly shortened.
第１１図は、放射性廃棄物貯蔵容器内の放射能分布を測
定するために本発明を適用した実施例である。７０は被
測定体としての放射性廃棄物貯蔵容器、７１は放射性廃
棄物貯蔵容器７０内の放射線吸収係数を測定するための
放射性核種と放射能強度が既知である基準外部線源、７
２は容器５０をはさんで基準外部線源７１と対向して設
置されている放射線検出器である。基準外部線源７１及
び放射線検出器７２は、図示していない駆動装置によつ
て周方向７３及び７４、軸方向７５及び７６に移動可能
である。FIG. 11 is an example in which the present invention is applied to measure the radioactivity distribution in a radioactive waste storage container. Reference numeral 70 is a radioactive waste storage container as a measured object, 71 is a radionuclide for measuring a radiation absorption coefficient in the radioactive waste storage container 70, and a reference external radiation source whose radioactivity is known, 7
Reference numeral 2 denotes a radiation detector that is installed to face the reference external radiation source 71 with the container 50 interposed therebetween. The reference external radiation source 71 and the radiation detector 72 can be moved in the circumferential directions 73 and 74 and the axial directions 75 and 76 by a driving device (not shown).
本実施例では、被測定容器内７０の構造が不明であるの
であらかじめ（３）式に示す応答関数Ｒji ｋを求めてお
くことはできない。In this embodiment, since the structure of the inside of the measured container 70 is unknown, the response function R ji k shown in the equation (3) cannot be obtained in advance.
従つて、特願昭60−44818 号明細書に示されているよう
に、放射性廃棄物貯蔵容器７０の周囲に基準外部線源７
１を回転させ、放射性廃棄物貯蔵容器７０を挾んで基準
外部線源７１と対向する放射線検出器７２にて基準外部
線源７１から放出されたγ線と放射性廃棄物貯蔵容器７
０内の放射性核種からのγ線を検出する。放射線検出器
７２の測定値の波高分布を求め、この波高分布から基準
外部線源７１に基づく波高分布を弁別する。Therefore, as shown in Japanese Patent Application No. 60-44818, a reference external radiation source 7 is provided around the radioactive waste storage container 70.
1 is rotated, the radioactive waste storage container 70 is sandwiched, and the γ-ray emitted from the reference external radiation source 71 and the radioactive waste storage container 7 by the radiation detector 72 facing the reference external radiation source 71.
Γ-rays from radionuclides within 0 are detected. The wave height distribution of the measurement value of the radiation detector 72 is obtained, and the wave height distribution based on the reference external radiation source 71 is discriminated from this wave height distribution.
応答関数Ｒji ｋの求め方を第１２図に示す。先ず、弁別
した基準外部線源７１に基づく波高分布から放射性廃棄
物貯蔵容器７０内の放射線吸収係数分布（Ｎ個の小領域
の放射線吸収係数）を求める（ステツプ８０）。この放
射線吸収係数分布に基づいて、容器７０内の構造物，構
成（放射性核種の種類及び配置状態）をきめる（ステツ
プ８１）。次にステツプ８２において、応答関数Ｒji ｋ
をモンテ・カルロ計算で求める。ステツプ８１は、ステ
ツプ８０において求めた容器７０内の放射線吸収係数分
布に基づいて、放射線吸収係数とデイスク４６に記憶し
ている。物質ごとの放射線吸収係数とを比較することに
より、すなわち、第２図に示す放射性核種の決定と同様
の手順により容器７０内のある小領域内の物質（水，コ
ンクリート，鉄等）が決定される。FIG. 12 shows how to obtain the response function R ji k . First, a radiation absorption coefficient distribution (radiation absorption coefficient of N small regions) in the radioactive waste storage container 70 is obtained from the wave height distribution based on the discriminated reference external radiation source 71 (step 80). Based on this radiation absorption coefficient distribution, the structure and structure (type of radionuclide and arrangement state) in the container 70 are determined (step 81). Next, at step 82, the response function R ji k
Is calculated by Monte Carlo calculation. The step 81 stores the radiation absorption coefficient and the disk 46 in the disk 46 based on the radiation absorption coefficient distribution in the container 70 obtained in the step 80. By comparing the radiation absorption coefficient of each substance, that is, the substance (water, concrete, iron, etc.) in a certain small area in the container 70 is determined by the same procedure as the determination of the radionuclide shown in FIG. It
本実施例によれば、被測定体内の構造が不明であつて
も、放射能分布を求めることができる。According to the present embodiment, the radioactivity distribution can be obtained even if the structure inside the measured body is unknown.
本発明によれば、被測定体から放出される放射線を効率
良く検知して、すなわち、測定時間を長くすることはな
しに、被測定体内の放射能分布を精度良く測定できる。According to the present invention, the radiation emitted from the object to be measured can be efficiently detected, that is, the radioactivity distribution in the object to be measured can be accurately measured without increasing the measurement time.
第１図は本発明の好適な一実施例である放射能分布測定
方法の手順を示すフローチヤート、第２図は第１図に示
すステツプ６７の詳細フローチヤート、第３図は第１図
の実施例の手順を実行する装置の構成図、第４図は第３
図に示す演算部の詳細系統図、第５図は第３図に示す装
置の側面図、第６図は放射性核種の光電ピークエネルギ
ーを示す説明図、第７図は波高分析器の出力信号である
γ線の波高分布を示す説明図、第８図は第７図に示す波
高分布の放射線の位置依存性を示す説明図、第９図は放
射能分布演算で使用する測定データの選び方の他の実施
例を示す説明図、第１０図は２つの放射性核種の分布演
算を説明する図、第１１図は本発明の別の実施例を示す
説明図、第１２図は第１１図に示す実施例の応答関数作
成手順を示す説明図、第１３図は本発明の原理を示す説
明図、第１４図は放射線検出器に入射するγ線のエネル
ギースペクトルの変化を示す説明図である。 １，１１……被測定者、２，１２……放射線検出器、３
……非散乱線、５……散乱線、１３……駆動機構、１４
……体長方向ガイドレール、１５……周方向ガイドレー
ル、１６……ベツド、１７……支持枠、１８……駆動制
御部、１９……放射線測定部、２０……制御演算部、２
１……表示部、２２……操作盤、２６……波高分析器、
３２……中央処理装置、３５……デイスプレイ、４０…
…ＲＯＭ、４１……ＲＡＭ、４６……デイスク。FIG. 1 is a flow chart showing the procedure of a method for measuring radioactivity distribution according to a preferred embodiment of the present invention, FIG. 2 is a detailed flow chart of step 67 shown in FIG. 1, and FIG. The block diagram of the apparatus which performs the procedure of an Example, FIG.
Fig. 5 is a detailed system diagram of the calculation unit shown in Fig. 5, Fig. 5 is a side view of the device shown in Fig. 3, Fig. 6 is an explanatory diagram showing photoelectric peak energy of radionuclide, and Fig. 7 is an output signal of a wave height analyzer. Fig. 8 is an explanatory diagram showing the wave height distribution of a certain γ-ray, Fig. 8 is an explanatory diagram showing the position dependence of the radiation of the wave height distribution shown in Fig. 7, and Fig. 9 is another method of selecting the measurement data used in the radioactivity distribution calculation. 10 is an explanatory view showing the distribution calculation of two radionuclides, FIG. 11 is an explanatory view showing another embodiment of the present invention, FIG. 12 is an embodiment shown in FIG. FIG. 13 is an explanatory diagram showing an example response function creating procedure, FIG. 13 is an explanatory diagram showing the principle of the present invention, and FIG. 14 is an explanatory diagram showing changes in the energy spectrum of γ-rays incident on the radiation detector. 1, 11 ... Person to be measured, 2, 12 ... Radiation detector, 3
...... Non-scattered rays, 5 ...... Scattered rays, 13 ...... Driving mechanism, 14
...... Body length direction guide rail, 15 ...... Circumferential direction guide rail, 16 ...... Bed, 17 ...... Support frame, 18 ...... Drive control section, 19 ...... Radiation measuring section, 20 ...... Control calculation section, 2
1 ... Display unit, 22 ... Operation panel, 26 ... Wave height analyzer,
32 ... Central processing unit, 35 ... Display, 40 ...
... ROM, 41 ... RAM, 46 ... disk.
Claims (2)
記被測定体外に設置した放射線検出器にて測定し、この
測定された放射線強度に基づいて、前記被測定体内で散
乱及び吸収されない放射線及び前記被測定体内で少なく
とも１回散乱された放射線に対する放射線エネルギース
ペクトルを求め、得られた前記放射線エネルギースペク
トルの分布が放射性核種及びその放射線強度の分布が既
知である模擬被測定体に対してあらかじめ求めておいた
基準放射線エネルギースペクトルに一致するように演算
することにより、前記被測定体内の放射能分布を算出す
ることを特徴とする放射能分布測定方法。1. The radiation intensity radiated from the inside of the measured body is measured by a radiation detector installed outside the measured body, and based on the measured radiation intensity, the radiation which is not scattered or absorbed in the measured body. And a radiation energy spectrum for the radiation scattered at least once in the measured body, and the distribution of the obtained radiation energy spectrum is previously measured for a radionuclide and a simulated measured body whose radiation intensity distribution is known. A radioactivity distribution measuring method, characterized in that the radioactivity distribution in the body to be measured is calculated by performing calculations so as to match the obtained reference radiation energy spectrum.
放射線検出器内部にて散乱・吸収される放射線を含めて
求め、前記基準放射線エネルギースペクトルも同様に前
記放射線検出器内部にて散乱・吸収される放射線を含め
てまとめておくことを特許請求の範囲第１項記載の放射
能分布測定方法。2. The radiation energy spectrum is obtained by including the radiation scattered and absorbed inside the radiation detector, and the reference radiation energy spectrum is also scattered and absorbed inside the radiation detector. The method for measuring radioactivity distribution according to claim 1, wherein the method includes the following:
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| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP4179786A JPH0627830B2 (en) | 1986-02-28 | 1986-02-28 | Radioactivity distribution measurement method |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP4179786A JPH0627830B2 (en) | 1986-02-28 | 1986-02-28 | Radioactivity distribution measurement method |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS62200279A JPS62200279A (en) | 1987-09-03 |
| JPH0627830B2 true JPH0627830B2 (en) | 1994-04-13 |
Family
ID=12618324
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP4179786A Expired - Lifetime JPH0627830B2 (en) | 1986-02-28 | 1986-02-28 | Radioactivity distribution measurement method |
Country Status (1)
| Country | Link |
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-
1986
- 1986-02-28 JP JP4179786A patent/JPH0627830B2/en not_active Expired - Lifetime
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS62200279A (en) | 1987-09-03 |
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