JP2004170107A

JP2004170107A - Method for obtaining omnidirectional radiation spectrum distribution

Info

Publication number: JP2004170107A
Application number: JP2002333361A
Authority: JP
Inventors: Kenzo Fujimoto; 憲三藤元
Original assignee: National Institute of Radiological Sciences
Current assignee: National Institute of Radiological Sciences
Priority date: 2002-11-18
Filing date: 2002-11-18
Publication date: 2004-06-17

Abstract

<P>PROBLEM TO BE SOLVED: To provide a method for determining the energy spectrum of gamma rays entering from the incident direction of the gamma rays along with information on the incident direction of the gamma rays, and for determining a dose rate from each kind of radiation source for each incident direction or the dose rate for each energy band. <P>SOLUTION: A plurality of detectors whose sensitivity is limited to a specific incident direction are combined, thus determining the dose rate from each kind of radiation source for each incident direction for gamma rays entering from all directions or the dose rate for each energy band. <P>COPYRIGHT: (C)2004,JPO

Description

【０００１】
【発明の属する技術分野】
本発明はガンマ線の検出方法に関し、特にガンマ線の入射方向、および各方向からのガンマ線源あるいはエネルギーバンド毎の計数率および線量率を求める方法に関するものである。
【０００２】
【従来の技術】
従来、狭い視野内における入射方向を弁別する装置が開発されている。また、医療分野においては被検者の周囲に多数の検出器を配置し、それらの検出器で放射線の入射方向を弁別し、体内臓器あるいはガン組織の形状把握に用いられている。
【０００３】
しかしながら、前記の狭い視野内の入射方向弁別器では、全方向からの情報を入手するためには多数回の測定を繰り返すか、多数個の測定器を用いる必要があり、測定時間または多額の購入資金が必要となる。また、医学分野で使用されている測定器系は外部から入射してくる放射線を対象とすることはできない。
【０００４】
一方、これまでの環境放射線の測定器は方向依存性の無い測定器が理想的な測定器と考えられ、測定地点の線量率を正しく求めるものとして開発されてきたこともあり、放射線の入射方向に関する情報を効率よく取得する測定器は開発されていない。
【０００５】
【発明が解決しようとする課題】
本発明はこのような現状を省みて、より詳細な環境放射線レベルの研究を押し進めるに当たっては放射線の入射方向に関する情報を入手することが大変重要であるとの考えに基づき検討されたものであり、方向依存性を付加し、比較的短時間に、容易にガンマ線の入射方向情報を求めることができる方法を提供することを目的とする。
【０００６】
【課題を解決するための手段】
本発明の全方向の放射線スペクトル分布を得る方法においては、すべての入射方向からの種々のガンマ線エネルギーに対するガンマ線入射方向検出器の各シンチレータにおけるレスポンスによって構成されるレスポンス行列の逆行列を、計測されたエネルギースペクトルに乗じることにより、ガンマ線入射方向別エネルギースペクトルを算定し、得られたエネルギースペクトルをもとにして、入射方向について方向毎にセシウム−１３７、Ｋ−４０，ウラン系列、トリウム系列、宇宙線および／または各エネルギーバンドからの各成分の粒子束密度および／または線量率の強度分布を求める。
【０００７】
さらに、本発明は、すべての入射方向からの種々のガンマ線エネルギーに対するガンマ線入射方向検出器の各円筒形シンチレータで得られたエネルギースペクトルを、エネルギーレスポンスの逆行列により入射ガンマ線エネルギースペクトルに変換し、セシウム−１３７、Ｋ−４０，ウラン系列、トリウム系列、宇宙線および／または各エネルギーバンドからの各成分別の線量率を算定し、得られた各方向からの成分別の線量率をもとにして、全方向の各成分の強度分布を求める際に、円筒形シンチレータ先端の円形平面部分を入射ガンマ線から見たときの断面積の方向依存性に関する情報を利用して簡便な逆行列演算により求めることにより、全方向の各成分の粒子束密度／または線量率の強度分布を求める方法を含む。
【０００８】
これらの方法により得られた全方向の各成分の粒子束密度／または線量率の強度分布は、天球上に図示され得る。さらには、この天球上の強度分布を、撮影装置で得られた画像と重ねて強度分布と発生位置を同定できるように表示することもできる。
【０００９】
さらに、本発明は、すべての入射方向からの種々のガンマ線エネルギーに対するガンマ線入射方向検出器の各シンチレータで得られたエネルギースペクトルに、予め重み付けされた各シンチレータの重み係数を乗じることにより全方向からの平均的なエネルギースペクトルを求め、全方向からの平均エネルギースペクトルと各シンチレータで得られたエネルギースペクトルの差異を求めることにより、全方向の放射線スペクトル分布を得る方法を含む。
【００１０】
本発明方法において、入射方向は、部分方向であってもよく、その部分方向の領域としてはたとえば半球が挙げられる。
【００１１】
以上のように、本発明においては、特定の入射方向に感度を限定させた検出部を複数個組み合わせることにより、好適には全方向から入射するガンマ線について入射方向毎の各種放射線源からの線量率、あるいは、エネルギーバンド毎の線量率を求められることが特徴である。また、各測定部は方向依存性を有するが、測定系全体としては方向依存性を出来るだけ少なくなるように構成し、どの方向からの入射に対してもそのガンマ線のスペクトルを入手し、線量評価を行うことができる。
【００１２】
本発明方法によれば、短時間の測定により必要な情報が入手でき、演算を介して、各方向からの放射線源別の線量率、あるいは、エネルギーバンド毎の線量率を求めることができる。
【００１３】
また、それらの結果を測定器の周りに想定した天球上に表示することができる。さらに、放射線の強度分布を周辺の画像イメージと重ね合わせて表示することができる。
【００１４】
【発明の実施の形態】
本発明における全方向の放射線スペクトル分布を得る方法においては、すべての入射方向からの種々のガンマ線エネルギーに対する各シンチレータにおけるレスポンスによって構成されるレスポンス行列の逆行列を計測されたエネルギースペクトルに乗じることにより、ガンマ線入射方向別エネルギースペクトルを算定し、得られたエネルギースペクトルをもとにして、すべての入射方向について方向毎にセシウム−１３７、Ｋ−４０，ウラン系列、トリウム系列、宇宙線および／または各エネルギーバンドからの各成分の粒子束密度および／または線量率の強度分布を求める。この全方向の各成分の強度分布を求める際に、簡便法として円筒形シンチレータ先端の円形平面部分を入射ガンマ線から見たときの断面積の方向依存性に関する情報を利用して簡便な逆行列演算により求めることができる。
【００１５】
また、別法として、各シンチレータで得られたエネルギースペクトルに、予め重み付けされた各シンチレータの重み係数を乗じることにより全方向からの平均的なエネルギースペクトルを求め、全方向からの平均エネルギースペクトルと各シンチレータで得られたエネルギースペクトルの差異を求めることもできる。
【００１６】
さらに、得られた全方向の各成分の粒子束密度および／または線量率の強度分布を天球上に図示することができる。そしてこのような天球上の強度分布を、撮影装置で得られた画像と重ねて線量率の強度分布と発生位置を同定できるように表示する方法も採用しうる。
【００１７】
このような本発明方法においては、全方向の各成分の強度分布ではなく、一領域からのデータのみを処理する方法を採用し得ることができ、その一領域としてはたとえば半球が挙げられる。
【００１８】
つぎに、具体例により本発明をさらに詳細に説明する。図１は、本発明に用いるガンマ線入射方向検出器を示す概略図である。図１の検出部系１は２５個のシンチレータを遮蔽体２の中にマウントした場合の形態を示す。この２５個のシンチレータにはフォトパイプ４を接続し、シンチレータ内の発光を下部の位置検出型光電子増倍管へと伝える。ここで、位置検出型光電子増倍管を用いるのではなく、通常の光電子増倍管を使用することも可能であるが、多数の光電子増倍管が必要となり、また、多数の高圧供給部が必要となると共に、同じ増幅率に統一をとるのが難しいため、元の入力位置への変換計算が必要とされるけれども、位置検出型光電子増倍管が好適である。
【００１９】
この位置検出型光電子増倍管へと伝えられた光はそこで電子信号となり増幅された後、波高弁別器６へと誘導される。このようにして得られた２５個のシンチレータからのそれぞれの電気信号は一定時間積算し、２５個のエネルギースペクトルを得る。
【００２０】
標準的なガンマ線入射方向検出器は２５個のシンチレータを図１のように配置する。即ち、球面座標において、赤道と赤道の８等分点を通る経度線ｎとの各交点と、上記の各経度線の中間経度を通る経度線ｎ’と南北緯４５度線との各交点と、北極点に検出部の軸中心が球体中心を通るように配置する。
【００２１】
図２に示すように遮蔽体２は中空の支持棒７に支えられている。支持棒の上端部はシンチレータを透過してきたガンマ線を遮蔽するため、中空ではなく遮蔽材８を詰めてある。また、球体の遮蔽体の内部に位置する支持棒部分は各シンチレータからのフォトパイプを支持棒の中空部分へ取り入れるためのスリット９を設けている。即ち、図３に示すようにシンチレータから延びるフォトパイプは支持棒内へと繋がり、支持棒の底部で位置検出型光電子増倍管へとつながるように外へ誘導される。
【００２２】
図４に示すように各シンチレータ３は遮蔽体２の内部から装着される。遮蔽体の中で固定されるように、シンチレータの保護カプセルの底部に突起を設け、遮蔽体へねじ止めできるようにする。また、シンチレータの位置を内部へ引っ込めるためのアジャスト機構を設けてある。
【００２３】
標準的なシンチレータとしてアルミニウムに被覆された３ｘ３インチφのＮａＩ（Ｔｌ）を使用する。
【００２４】
本検出器によるガンマ線のレスポンスについて記載する。２５個のシンチレータを使用するとした場合、測定場のガンマ線のエネルギースペクトルを２５方向からの入射方向別のものに分離して考える。その２５方向からのガンマ線入射エネルギースペクトルを行列Ａ（２５行２２列）として表記する。この行列Ａが最終的に求めたいものである。行列Ａの２５行は２５個のシンチレータを表し、２２列は入射ガンマ線のエネルギーを２２個に分割したことに対応する。行列Ａの要素は測定対象により異なるものであり、下記の値は例示にすぎない。本来は２５行２２列の行列であるが、簡便のため５行４列として示してある。
【００２５】
【数１】

【００２６】
次に、この２５方向からの入射ガンマ線に対する２５個のシンチレータのレスポンスをＢと表記する。Ｂは検出部の数を２５個としたことから２５行２５列の行列として表される。行列Ｂの２５行は２５個のシンチレータを表し、２５列はガンマ線入射方向を２５分割したことに対応する。第１次近似としての行列Ｂの要素はシンチレータを配置した場所の情報をもとに計算することができる。即ち、第一次近似としての行列Ｂは固有の値として測定器毎に求めることが出来る。下記の数値は例示にすぎない。本来は２５行２５列の行列であるが、簡便のため５行５列として示してある。
【００２７】
【数２】

【００２８】
Ｂは本来、エネルギーの関数であるが、簡単のため円筒形シンチレータの先端円形平面部分を入射ガンマ線から見たときの断面積で表されると近似する。この断面積は各シンチレータの中心軸を通るベクトルと入射ガンマ線のベクトルとの内積によって求めることが出来る。この内積の値の一例として図示したものが図５である。ガンマ線の入射方向により２５個の検出部の断面積が変化する様子を示している。図では負の値も示しているが、現実には負の値はゼロとして扱う。
【００２９】
各シンチレータへ入射するガンマ線のエネルギースペクトルは上記の行列ＡとＢの積として求められ、その積をここではＣと表記する。Ｃは２５行２２列の行列として表記される。行列Ｃの２５行は２５個のシンチレータを表し、２２列は入射ガンマ線のエネルギーを２２個に分割したことに対応する。行列Ｃの要素は場所によって変化する行列Ａと定数である行列Ｂの掛け算であるため、場所によって変化する。従って、下記は例示にすぎない。本来は２５行２２列の行列であるが、簡便のため５行４列として示してある。
【００３０】
【数３】

【００３１】
各シンチレータへ入射するエネルギースペクトルＣはシンチレータ内で相互作用、即ち、一部は光電効果により光電ピークを形成し、他はコンプトン散乱によって連続スペクトルとなる。このシンチレータ内での相互作用は入射方向に依存するものであるが、簡便のため総てのガンマ線が垂直に入射するものと仮定することにより、一義的な応答関数が得られる。この応答関数に関しては、既にモンテカルロ法によって計算されたものが報告されている。この応答関数を次のようにＤと表記する。通常、この応答関数は２２行２２列の行列として表記される。行列Ｄの２２行は入射ガンマ線のエネルギーを２２個に分割したことに対応し、２２列はガンマ線とシンチレータとの相互作用の結果形成される２２チャンネルのエネルギースペクトルを表す。上記のように簡単化した行列Ｄは３ｘ３インチφのＮａＩ（Ｔｌ）については既に計算され公表されている。その値を用いることが出来る。下記は概略を示すだけのものである。本来は２２行２２列の行列であるが、簡便のため４行４列として示してある。
【００３２】
【数４】

【００３３】
この応答関数を上記のエネルギースペクトル行列Ｃに右から掛けることにより、このガンマ線入射方向検出器により測定されるエネルギースペクトル（Ｒ）が得られる。Ｒは２５行２２列の行列となる。行列Ｒの２５行は２５個のシンチレータを表し、２２列は計測される２２チャンネルのエネルギースペクトルを表す。行列Ｄの要素は場所によって変化する行列Ａと定数である行列Ｂおよび行列Ｄの掛け算であるため、場所によって変化する。従って、下記は例示にすぎない。本来は２５行２２列の行列であるが、簡便のため５行４列として示してある。
【００３４】
【数５】

【００３５】
従って、測定する場の入射エネルギースペクトルＡは上記の検出器との相互作用によって、結局Ｒで表されるエネルギースペクトル行列として計測される。即ち、もう一度総ての計算を纏めて表記すると次のようになる。
【００３６】
【数６】

【００３７】
このようにして求められた、あるいは計測されたエネルギースペクトル行列Ｒから、逆算をして、元の入射ガンマ線エネルギースペクトルを求める方法について説明する。この場合、ＢとＤの行列は本来独立ではないが、計算を簡単にするため、独立であると近似して計算を進める。
【００３８】
上記Ｄの計算式にまず、応答関数の逆行列（Ｄ^−１）を右から掛ける。即ち、
【００３９】
【数７】

【００４０】
この結果ＤとＤの逆行列を掛けたものは単位行列Ｅとなり、上式の右辺となる。
【００４１】
上記の逆行列の計算は一般的に環境放射線測定結果のスペクトル処理計算法として用いられている方法である。
【００４２】
次に、２５個のシンチレータの入射ガンマ線に対するレスポンスＢの逆行列を上記の
【００４３】
【数８】

【００４４】
の式に左から掛ける。即ち
【００４５】
【数９】

【００４６】
この結果ＢとＢの逆行列を掛けたものは単位行列Ｅとなり、上式の右辺はＡだけとなる。即ち、左辺の計算を行うことにより、本来求めたかった行列が計算されたこととなる。
【００４７】
全く別の計算として、各シンチレータで得られたスペクトルに各シンチレータの重み（Ｗｉ）を乗じて、全方向からの平均的なエネルギースペクトルを次式により求めることが出来る。ここでｒ_ｉは行列Ｒのｉ行のベクトルを表すものとする。
【００４８】
【数１０】

【００４９】
このようにして求められた平均的なエネルギースペクトルと各シンチレータで得られたスペクトルの差を計算し、各方向のエネルギースペクトルの違いを見いだし易いものとする。
【００５０】
上記のようにして求められた各方向からの入射ガンマ線エネルギースペクトルまたは平均エネルギースペクトルとの差異をコンピュータの画面上に３次元的に表記する。
【００５１】
更に、この表記を魚眼レンズを用いて得られた画像データと重ね合わせることにより、更に明確に入射ガンマ線情報と周辺の環境と対応が付け易いようにする。
【００５２】
【発明の効果】
本発明によると、放射性核種によって汚染された箇所がより迅速に特定できる。また、紛失した放射線源の探索や高線量箇所の判別、線量率の相違の解釈に大変有効なものとなる。更に、一般的にはスペクトルのパイルアップが生じ、正確のエネルギースペクトルを得にくい高線量率場においても個々のシンチレータの計数率を抑制することが可能なため正確なエネルギースペクトルを求めることが可能となる。
【図面の簡単な説明】
【図１】本発明に用いるガンマ線入射方向検出器の概略図。
【図２】ガンマ線入射方向検出器の内部構造（各シンチレータの装着を容易にするため、このように２つに分かれる構造をとる。）。
【図３】ガンマ線入射方向検出器の内部配置図（この断面部分では２５個あるシンチレータは３個しか見えないこととなる。）。
【図４】ガンマ線入射方向検出器のシンチレータを遮蔽体へ固定する部分を表す図。
【図５】ガンマ線入射方向検出器の各シンチレータの方向依存性を簡単化した場合の計算結果（ガンマ線の入射角度の天頂角（β）がπ／２（緯度で表すと４５度）の場合に限定して、水平角（ α ）の関数（経度の関数）として表したものである（Ｈ１からＨ８は赤道上に配置した８個のシンチレータの断面積を、Ｓ１からＳ８は北緯４５度に、Ｓ９からＳ１６は南緯４５度に配置したシンチレータを、Ｔ１は北極に配置したシンチレータの断面積を表している。）。
【符号の説明】
１…検出部系
２…遮蔽体
３…シンチレータ
４…フォトパイプ
５…光電子増倍管
６…波高弁別器[0001]
TECHNICAL FIELD OF THE INVENTION
The present invention relates to a method for detecting gamma rays, and more particularly to a method for determining the incidence direction of gamma rays and the count rate and dose rate for each gamma ray source or energy band from each direction.
[0002]
[Prior art]
Conventionally, a device for discriminating an incident direction in a narrow visual field has been developed. In the medical field, a large number of detectors are arranged around a subject, and these detectors are used to discriminate the incident direction of radiation, and are used for grasping the shape of internal organs or cancer tissues.
[0003]
However, in the incident direction discriminator in the narrow field of view, it is necessary to repeat a large number of measurements or use a large number of measuring instruments in order to obtain information from all directions. Requires funding. Further, a measuring instrument system used in the medical field cannot target externally incident radiation.
[0004]
On the other hand, conventional environmental radiation measuring instruments are considered to be ideal measuring instruments that have no direction dependence, and have been developed to correctly calculate the dose rate at the measurement point. No measuring instrument has been developed to efficiently obtain information about
[0005]
[Problems to be solved by the invention]
The present invention, omitting such a current situation, in pursuing a more detailed study of the environmental radiation level, it has been studied based on the idea that it is very important to obtain information on the incident direction of radiation, An object of the present invention is to provide a method in which direction dependency is added and gamma ray incident direction information can be easily obtained in a relatively short time.
[0006]
[Means for Solving the Problems]
In the method for obtaining the omnidirectional radiation spectrum distribution of the present invention, the inverse matrix of the response matrix composed of the responses at each scintillator of the gamma ray incident direction detector for various gamma ray energies from all incident directions was measured. By multiplying the energy spectrum, the energy spectrum for each gamma ray incident direction is calculated, and based on the obtained energy spectrum, the cesium-137, K-40, uranium series, thorium series, cosmic ray for each direction in the incident direction. And / or the intensity distribution of the particle flux density and / or dose rate of each component from each energy band is determined.
[0007]
Further, the present invention converts the energy spectrum obtained by each cylindrical scintillator of the gamma ray incident direction detector for various gamma ray energies from all incident directions into an incident gamma ray energy spectrum by an inverse matrix of energy response, -137, K-40, uranium series, thorium series, cosmic ray and / or dose rate for each component from each energy band is calculated, and based on the obtained dose rate for each component from each direction. When calculating the intensity distribution of each component in all directions, obtain a simple inverse matrix operation using information on the direction dependence of the cross-sectional area of the circular scintillator tip as viewed from the incident gamma ray when calculating the intensity distribution of each component. To obtain the intensity distribution of the particle flux density and / or dose rate of each component in all directions.
[0008]
The intensity distribution of the particle flux density and / or dose rate of each component in all directions obtained by these methods can be illustrated on a celestial sphere. Further, the intensity distribution on the celestial sphere can be displayed so that the intensity distribution and the generation position can be identified by superimposing the intensity distribution on the image obtained by the imaging device.
[0009]
Furthermore, the present invention provides a gamma ray incident direction detector for various gamma ray energies from all incident directions.The energy spectrum obtained by each scintillator is multiplied by a weighting coefficient of each scintillator pre-weighted. A method of obtaining a radiation spectrum distribution in all directions by obtaining an average energy spectrum and obtaining a difference between the average energy spectrum from all directions and the energy spectrum obtained by each scintillator.
[0010]
In the method of the present invention, the incident direction may be a partial direction, and a region in the partial direction includes, for example, a hemisphere.
[0011]
As described above, in the present invention, by combining a plurality of detectors having sensitivity limited to a specific incident direction, it is preferable that gamma rays incident from all directions be dosed from various radiation sources for each incident direction. Alternatively, a characteristic is that a dose rate for each energy band can be obtained. In addition, although each measurement unit has direction dependency, the measurement system as a whole is designed so that the direction dependency is minimized as much as possible. It can be performed.
[0012]
According to the method of the present invention, necessary information can be obtained by short-time measurement, and a dose rate for each radiation source from each direction or a dose rate for each energy band can be obtained through calculation.
[0013]
Further, those results can be displayed on a celestial sphere assumed around the measuring instrument. Further, the radiation intensity distribution can be displayed so as to be superimposed on the peripheral image.
[0014]
BEST MODE FOR CARRYING OUT THE INVENTION
In the method of obtaining the radiation spectrum distribution in all directions in the present invention, by multiplying the measured energy spectrum by the inverse matrix of the response matrix composed of the response in each scintillator for various gamma ray energies from all incident directions, The energy spectra for each gamma ray incident direction are calculated, and based on the obtained energy spectra, cesium-137, K-40, uranium series, thorium series, cosmic rays and / or each energy The intensity distribution of the particle flux density and / or dose rate of each component from the band is determined. When calculating the intensity distribution of each component in all directions, a simple inverse matrix operation using information on the direction dependence of the cross-sectional area of the circular scintillator tip as viewed from the incident gamma ray as a simple method Can be obtained by
[0015]
Alternatively, an average energy spectrum from all directions is obtained by multiplying the energy spectrum obtained by each scintillator by a weighting coefficient of each scintillator pre-weighted. The difference in the energy spectrum obtained by the scintillator can also be obtained.
[0016]
Further, the obtained intensity distribution of the particle flux density and / or dose rate of each component in all directions can be illustrated on a celestial sphere. Then, a method of superposing such an intensity distribution on the celestial sphere with an image obtained by the imaging device and displaying the intensity distribution of the dose rate and an occurrence position can be adopted.
[0017]
In such a method of the present invention, it is possible to adopt a method of processing only data from one area instead of the intensity distribution of each component in all directions, and one area is, for example, a hemisphere.
[0018]
Next, the present invention will be described in more detail with reference to specific examples. FIG. 1 is a schematic diagram showing a gamma ray incident direction detector used in the present invention. 1 shows a configuration in which 25 scintillators are mounted in a shield 2. The photo pipe 4 is connected to these 25 scintillators, and the light emission in the scintillator is transmitted to the lower position detection type photomultiplier tube. Here, instead of using a position detection type photomultiplier tube, it is possible to use a normal photomultiplier tube, but a large number of photomultiplier tubes are required, and a large number of high-voltage supply units are required. Since it becomes necessary and it is difficult to unify the same amplification factor, a conversion calculation to the original input position is required, but a position detection type photomultiplier tube is preferable.
[0019]
The light transmitted to the position detection type photomultiplier tube is converted into an electronic signal there, amplified, and then guided to the wave height discriminator 6. The electric signals from the 25 scintillators thus obtained are integrated for a certain period of time to obtain 25 energy spectra.
[0020]
A standard gamma ray incident direction detector has 25 scintillators arranged as shown in FIG. That is, in spherical coordinates, each intersection of a longitude line n passing through the equator and the octant point of the equator, and each intersection of a longitude line n 'passing through the intermediate longitude of each of the above longitude lines and a 45 ° north-south latitude line. The detector is arranged at the North Pole so that the axis center of the detection unit passes through the center of the sphere.
[0021]
As shown in FIG. 2, the shield 2 is supported by a hollow support rod 7. The upper end of the support rod is not hollow but is filled with a shielding material 8 to shield gamma rays transmitted through the scintillator. Further, the support rod portion located inside the spherical shield has a slit 9 for introducing the photo pipe from each scintillator into the hollow portion of the support rod. That is, as shown in FIG. 3, the photo pipe extending from the scintillator is connected to the inside of the support rod, and is guided to the outside at the bottom of the support rod so as to be connected to the position detection type photomultiplier tube.
[0022]
As shown in FIG. 4, each scintillator 3 is mounted from the inside of the shield 2. A projection is provided at the bottom of the protective capsule of the scintillator so that it can be fixed in the shield so that it can be screwed to the shield. Further, an adjustment mechanism for retracting the position of the scintillator into the inside is provided.
[0023]
Use a 3 × 3 inch φ NaI (Tl) coated on aluminum as a standard scintillator.
[0024]
The gamma ray response by this detector is described. When 25 scintillators are used, the energy spectrum of the gamma ray in the measurement field is considered separately for each of the incident directions from 25 directions. The gamma ray incident energy spectrum from the 25 directions is represented as a matrix A (25 rows and 22 columns). This matrix A is what is ultimately desired. The 25 rows of the matrix A represent 25 scintillators, and the 22 columns correspond to the division of the energy of the incident gamma ray into 22 pieces. The elements of the matrix A differ depending on the measurement object, and the following values are merely examples. The matrix is originally 25 rows and 22 columns, but is shown as 5 rows and 4 columns for simplicity.
[0025]
(Equation 1)

[0026]
Next, the response of the 25 scintillators to the incident gamma rays from the 25 directions is denoted by B. B is represented as a matrix of 25 rows and 25 columns because the number of detection units is 25. 25 rows of the matrix B represent 25 scintillators, and 25 columns correspond to 25 divisions of the gamma ray incident direction. The elements of the matrix B as the first approximation can be calculated based on the information on the location where the scintillator is arranged. That is, the matrix B as a first approximation can be obtained as a unique value for each measuring instrument. The following numerical values are merely examples. It is originally a matrix of 25 rows and 25 columns, but is shown as 5 rows and 5 columns for simplicity.
[0027]
(Equation 2)

[0028]
B is originally a function of energy, but for simplicity, it is approximated by expressing the circular plane portion at the tip of the cylindrical scintillator as a cross-sectional area when viewed from incident gamma rays. This cross-sectional area can be determined by the inner product of the vector passing through the central axis of each scintillator and the vector of the incident gamma ray. FIG. 5 shows an example of the value of the inner product. The state where the cross-sectional area of 25 detection parts changes with the incident direction of gamma rays is shown. Although negative values are shown in the figure, negative values are actually treated as zero.
[0029]
The energy spectrum of the gamma ray incident on each scintillator is obtained as the product of the above-mentioned matrices A and B, and the product is expressed as C here. C is represented as a matrix of 25 rows and 22 columns. 25 rows of the matrix C represent 25 scintillators, and 22 columns correspond to the division of the energy of the incident gamma ray into 22 pieces. The element of the matrix C is a multiplication of the matrix A, which varies depending on the location, and the matrix B, which is a constant, and therefore varies depending on the location. Accordingly, the following is merely exemplary. The matrix is originally 25 rows and 22 columns, but is shown as 5 rows and 4 columns for simplicity.
[0030]
[Equation 3]

[0031]
The energy spectrum C incident on each scintillator interacts in the scintillator, that is, a part forms a photoelectric peak due to the photoelectric effect, and the other forms a continuous spectrum due to Compton scattering. Although the interaction in the scintillator depends on the direction of incidence, a unique response function can be obtained by assuming that all gamma rays are vertically incident for convenience. As for this response function, one calculated by the Monte Carlo method has already been reported. This response function is denoted as D as follows. Usually, this response function is represented as a matrix of 22 rows and 22 columns. 22 rows of matrix D correspond to the division of the energy of the incident gamma ray into 22 pieces, and 22 columns represent the energy spectrum of 22 channels formed as a result of the interaction between the gamma ray and the scintillator. The matrix D simplified as described above has already been calculated and published for 3 × 3 inch φ NaI (Tl). That value can be used. The following is only an outline. The matrix is originally 22 rows and 22 columns, but is shown as 4 rows and 4 columns for simplicity.
[0032]
(Equation 4)

[0033]
The energy spectrum (R) measured by the gamma ray incident direction detector is obtained by multiplying the energy function matrix C by the response function from the right. R is a matrix of 25 rows and 22 columns. The 25 rows of the matrix R represent 25 scintillators, and the 22 columns represent the measured energy spectrum of 22 channels. Since the elements of the matrix D are multiplications of the matrix A that varies depending on the location and the matrices B and D, which are constants, the elements vary according to the location. Accordingly, the following is merely exemplary. The matrix is originally 25 rows and 22 columns, but is shown as 5 rows and 4 columns for simplicity.
[0034]
(Equation 5)

[0035]
Therefore, the incident energy spectrum A of the field to be measured is eventually measured as an energy spectrum matrix represented by R due to the interaction with the detector. That is, once again, all calculations are collectively described as follows.
[0036]
(Equation 6)

[0037]
A method of calculating the original incident gamma ray energy spectrum by performing an inverse calculation from the energy spectrum matrix R obtained or measured as described above will be described. In this case, the matrices of B and D are not originally independent, but for simplicity of calculation, the calculation is performed by approximating that they are independent.
[0038]
First, the above formula of D is multiplied by the inverse matrix (D ^-1 ) of the response function from the right. That is,
[0039]
(Equation 7)

[0040]
As a result, a product obtained by multiplying the inverse matrix of D and D becomes a unit matrix E, which is the right side of the above equation.
[0041]
The above calculation of the inverse matrix is a method generally used as a spectrum processing calculation method of environmental radiation measurement results.
[0042]
Next, the inverse matrix of the response B of the 25 scintillators with respect to the incident gamma rays is represented by the above equation.
(Equation 8)

[0044]
Multiply the expression from the left. That is, [0045]
(Equation 9)

[0046]
As a result, the product of B and the inverse matrix of B is the unit matrix E, and the right side of the above equation is only A. That is, by performing the calculation on the left side, the matrix originally obtained is calculated.
[0047]
As a completely different calculation, the spectrum obtained by each scintillator is multiplied by the weight (Wi) of each scintillator, and an average energy spectrum from all directions can be obtained by the following equation. Here r _i denote the vector of the i-th row of the matrix R.
[0048]
(Equation 10)

[0049]
The difference between the average energy spectrum obtained in this way and the spectrum obtained by each scintillator is calculated to make it easy to find the difference in the energy spectrum in each direction.
[0050]
The difference from the incident gamma ray energy spectrum or the average energy spectrum from each direction obtained as described above is represented three-dimensionally on a computer screen.
[0051]
Furthermore, by superimposing this notation with image data obtained using a fisheye lens, it is possible to more clearly associate incident gamma ray information with the surrounding environment.
[0052]
【The invention's effect】
According to the present invention, a site contaminated with a radionuclide can be identified more quickly. It is also very useful for searching for lost radiation sources, identifying high-dose locations, and interpreting differences in dose rates. Furthermore, in general, spectrum pile-up occurs, and even in a high dose rate field where it is difficult to obtain an accurate energy spectrum, it is possible to suppress the counting rate of each scintillator, so that it is possible to obtain an accurate energy spectrum. Become.
[Brief description of the drawings]
FIG. 1 is a schematic diagram of a gamma ray incident direction detector used in the present invention.
FIG. 2 shows the internal structure of a gamma ray incident direction detector (in order to facilitate mounting of each scintillator, the structure is divided into two as described above).
FIG. 3 is an internal layout of a gamma ray incident direction detector (only three scintillators having 25 scintillators are visible in this cross-sectional portion).
FIG. 4 is a diagram illustrating a portion for fixing a scintillator of a gamma ray incident direction detector to a shield.
FIG. 5 is a calculation result when the direction dependency of each scintillator of the gamma ray incident direction detector is simplified (when the zenith angle (β) of the gamma ray incident angle is π / 2 (45 degrees in latitude)). It is limited and expressed as a function of the horizontal angle (α) (a function of longitude) (H1 to H8 are the cross-sectional areas of eight scintillators arranged on the equator, S1 to S8 are 45 degrees north latitude, S9 to S16 represent scintillators arranged at 45 degrees south latitude, and T1 represents the cross-sectional area of the scintillator arranged at the north pole.)
[Explanation of symbols]
DESCRIPTION OF SYMBOLS 1 ... Detection part system 2 ... Shield 3 ... Scintillator 4 ... Photo pipe 5 ... Photomultiplier tube 6 ... Wave height discriminator

Claims

Calculate the energy spectrum for each gamma ray incident direction by multiplying the measured energy spectrum by the inverse matrix of the response matrix composed of the response of each scintillator of the gamma ray incident direction detector for various gamma ray energies from all incident directions. Then, based on the obtained energy spectrum, the cesium-137, K-40, uranium series, thorium series, cosmic ray and / or particle flux density of each component from each energy band and the And / or a method of obtaining an omnidirectional radiation spectrum distribution, wherein an intensity distribution of a dose rate is obtained.

An energy spectrum obtained by each cylindrical scintillator of the gamma ray incident direction detector for various gamma ray energies from all incident directions is converted into an incident gamma ray energy spectrum by an inverse matrix of energy response, and cesium-137, K-40 is obtained. , Uranium series, thorium series, cosmic rays and / or dose rates for each component from each energy band are calculated, and based on the obtained dose rates for each component from each direction, each component in all directions is calculated. When calculating the intensity distribution of a circular scintillator, a simple inverse matrix operation is used to obtain information on the direction dependence of the cross-sectional area when the circular plane portion at the tip of the cylindrical scintillator is viewed from incident gamma rays. A method for determining the intensity distribution of the particle flux density and / or dose rate of each component of the above.

By multiplying the energy spectrum obtained by each scintillator of the gamma ray incident direction detector for various gamma ray energies from all incident directions by a weighting coefficient of each scintillator pre-weighted, an average energy spectrum from all directions is obtained. A method for obtaining a radiation spectrum distribution in all directions, wherein a difference between an average energy spectrum from all directions and an energy spectrum obtained by each scintillator is obtained.

3. The method according to claim 1, wherein the obtained intensity distribution of the particle flux density / dose rate of each component in all directions is shown on a celestial sphere.

5. The method according to claim 4, wherein the intensity distribution on the celestial sphere is displayed so that the intensity distribution and the occurrence position can be identified by superimposing the intensity distribution on the image obtained by the imaging device.

The method according to claim 1, wherein the incident direction is a partial direction.

7. The method of claim 6, wherein the partial area is a hemisphere.