JP5908135B2 - Radioactivity measurement method - Google Patents

Radioactivity measurement method Download PDF

Info

Publication number
JP5908135B2
JP5908135B2 JP2015031690A JP2015031690A JP5908135B2 JP 5908135 B2 JP5908135 B2 JP 5908135B2 JP 2015031690 A JP2015031690 A JP 2015031690A JP 2015031690 A JP2015031690 A JP 2015031690A JP 5908135 B2 JP5908135 B2 JP 5908135B2
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
sample
parameter
measurement method
radiation detector
crystal
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Active
Application number
JP2015031690A
Other languages
Japanese (ja)
Other versions
JP2015118103A (en
Inventor
英輔 板津
英輔 板津
敬朗 阿部
敬朗 阿部
高橋　幸嗣
幸嗣 高橋
Original Assignee
セイコー・イージーアンドジー株式会社
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by セイコー・イージーアンドジー株式会社 filed Critical セイコー・イージーアンドジー株式会社
Priority to JP2015031690A priority Critical patent/JP5908135B2/en
Publication of JP2015118103A publication Critical patent/JP2015118103A/en
Application granted granted Critical
Publication of JP5908135B2 publication Critical patent/JP5908135B2/en
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Images

Landscapes

  • Measurement Of Radiation (AREA)

Description

この発明は、放射能測定方法に関する。   The present invention relates to a radioactivity measurement method.

従来、例えば容器に充填された試料の放射能量を定量する際に、この容器および試料と放射線検出器とにおける放射線の挙動をモンテカルロ法のシミュレーションにより追跡して、容器内の試料から放出される放射線の全吸収ピーク効率を算出するとともに、自己吸収の補正を行なう方法が知られている（例えば、特許文献１、２参照）。   Conventionally, for example, when the amount of radioactivity of a sample filled in a container is quantified, radiation behavior in the container and the sample and the radiation detector is traced by Monte Carlo simulation, and the radiation emitted from the sample in the container is detected. There is known a method of calculating the total absorption peak efficiency of and correcting self-absorption (see, for example, Patent Documents 1 and 2).

特開２００２−９８７６８号公報JP 2002-98768 A ＷＯ１９９８／３９６２８号公報WO1998 / 39628

ところで、上記従来技術に係る効率算出および自己吸収の補正によれば、シミュレーションに要する演算負荷が嵩み、演算時間が長くなることに加えて、容器の形状および試料の材質が異なる毎に演算処理を実行する必要が生じ、容器に充填された試料の放射能量を定量する際に煩雑な手間を要するという問題が生じる。   By the way, according to the efficiency calculation and self-absorption correction according to the above prior art, the calculation load required for the simulation is increased and the calculation time is increased. In addition, the calculation process is performed every time the shape of the container and the material of the sample are different. Therefore, there is a problem that complicated labor is required to quantify the amount of radioactivity of the sample filled in the container.

本発明は上記事情に鑑みてなされたもので、試料の放射能を所望の精度で容易に測定することが可能な放射能測定方法を提供することを目的としている。   The present invention has been made in view of the above circumstances, and an object thereof is to provide a radioactivity measurement method capable of easily measuring the radioactivity of a sample with a desired accuracy.

上記課題を解決して係る目的を達成するために、本発明は以下の態様を採用した。
（１）本発明の一態様に係る放射能測定方法は、試料の自己吸収を補正係数に基づいて補正して、前記試料から放出される放射線を検出する放射線検出器（例えば、実施の形態での放射線検出器１５）の検出効率を較正する処理手段（例えば、実施の形態での処理装置１３）が行う放射能測定方法であって、前記処理手段が、任意の線減弱係数を有する前記試料を所定容器（例えば、実施の形態での容器１６）に収容して、前記試料から放出される前記放射線を所定形状の結晶（例えば、実施の形態でのゲルマニウム結晶２０）を有する前記放射線検出器によって検出する場合に対して、前記放射線の輸送をシミュレーションにより演算して得られる前記放射線検出器の検出効率を用いて、前記線減弱係数に対応付けられる前記補正係数を、前記線減弱係数が基準値である場合の前記検出効率と、前記線減弱係数が任意である場合の前記検出効率とによって算出する第１のステップと、前記処理手段が、前記線減弱係数が任意である場合の前記補正係数を、前記任意の線減弱係数と、前記試料の形状および前記放射線検出器の結晶の形状に対応付けられるパラメータとによって記述するデータに対して、前記第１のステップによって複数の前記線減弱係数に対応付けられて前記検出効率によって算出された複数の前記補正係数と、前記複数の前記線減弱係数とを用いて、前記パラメータを算出する第２のステップと、前記第２のステップによって算出される前記パラメータと、前記任意の線減弱係数とによって記述される任意の前記補正係数の前記データに対して、所望の前記試料の前記線減弱係数を用いて、前記所望の前記試料に対応付けられる前記補正係数を算出し、前記所望の前記試料の前記補正係数を用いて、前記所望の前記試料の自己吸収を相殺するように、前記所望の前記試料から放出される前記放射線に対する前記放射線検出器の出力信号パルスの波高分布のデータを補正する第３のステップと、を含む。 In order to solve the above problems and achieve the object, the present invention employs the following aspects.
(1) In the radioactivity measurement method according to an aspect of the present invention, a radiation detector that corrects self-absorption of a sample based on a correction coefficient and detects radiation emitted from the sample (for example, in the embodiment) A radiation measuring method performed by processing means (for example, the processing apparatus 13 in the embodiment) for calibrating the detection efficiency of the radiation detector 15), wherein the processing means has the arbitrary linear attenuation coefficient. Is stored in a predetermined container (for example, the container 16 in the embodiment), and the radiation detector has a crystal having a predetermined shape (for example, the germanium crystal 20 in the embodiment). In the case of detecting by the above, using the detection efficiency of the radiation detector obtained by calculating the transport of the radiation by simulation, the correction coefficient associated with the linear attenuation coefficient, A first step of calculating based on the detection efficiency when the linear attenuation coefficient is a reference value and the detection efficiency when the linear attenuation coefficient is arbitrary; and the processing means determines that the linear attenuation coefficient is arbitrary For the data described by the arbitrary linear attenuation coefficient and the parameters associated with the shape of the sample and the shape of the crystal of the radiation detector, by the first step A second step of calculating the parameter using the plurality of correction coefficients calculated by the detection efficiency in association with the plurality of linear attenuation coefficients and the plurality of linear attenuation coefficients; The desired sample with respect to the data of the arbitrary correction coefficient described by the parameter calculated in step 2 and the arbitrary linear attenuation coefficient The correction coefficient associated with the desired sample is calculated using the linear attenuation coefficient, and the self-absorption of the desired sample is canceled using the correction coefficient of the desired sample. Correcting the data of the pulse height distribution of the output signal pulse of the radiation detector for the radiation emitted from the desired sample .

（２）上記（１）に係る放射能測定方法は、前記処理手段が、前記所定形状の結晶を、複数の異なる前記放射線検出器の結晶の形状に基づく平均形状の結晶とするステップを含む。 ( 2 ) The radioactivity measurement method according to ( 1 ) includes a step in which the processing unit converts the crystal having the predetermined shape into a crystal having an average shape based on a plurality of different crystal shapes of the radiation detector.

（３）上記（１）に係る放射能測定方法は、前記処理手段が、前記所定形状の結晶を、複数の異なる前記放射線検出器の結晶とし、前記複数の異なる前記放射線検出器に対する前記パラメータの複数の算出結果に基づき、前記パラメータと前記結晶の形状との対応関係を示すパラメータデータを作成するステップを含む。 ( 3 ) In the radioactivity measurement method according to the above ( 1 ), the processing means sets the crystal having the predetermined shape as a crystal of a plurality of different radiation detectors, and sets the parameters for the plurality of different radiation detectors. Creating parameter data indicating a correspondence relationship between the parameter and the crystal shape based on a plurality of calculation results;

（４）上記（３）に係る放射能測定方法は、前記処理手段が、前記パラメータデータに基づき、前記複数の異なる前記放射線検出器を相対効率に応じて区分して得られる複数のグループ毎に対して、各前記グループ内の全ての前記放射線検出器に共通に単一の前記パラメータを対応付けるステップを含む。 ( 4 ) In the radioactivity measurement method according to ( 3 ) above, the processing means is provided for each of a plurality of groups obtained by dividing the plurality of different radiation detectors according to relative efficiency based on the parameter data. On the other hand, it includes the step of associating a single said parameter in common to all said radiation detectors in each said group.

（５）上記（１）から（４）の何れか１つに係る放射能測定方法は、前記処理手段が、前記補正係数ｆを、前記線減弱係数μと第１の前記パラメータａと第２の前記パラメータｂとによる所定数式によって記述し、該所定数式を、ｆ＝１／（１＋ａ×μ＋ｂ×μ２）とするステップを含む。 ( 5 ) In the radioactivity measurement method according to any one of (1) to ( 4 ), the processing means sets the correction coefficient f, the linear attenuation coefficient μ, the first parameter a, and the second The parameter b is described by a predetermined mathematical formula, and the predetermined mathematical formula is set to f = 1 / (1 + a × μ + b × μ 2 ).

（６）上記（１）から（４）の何れか１つに係る放射能測定方法は、前記処理手段が、前記補正係数ｆを、前記線減弱係数μと第１の前記パラメータａと第２の前記パラメータｂと第３の前記パラメータｃとによる所定数式によって記述し、該所定数式を、ｆ＝１／（１＋ａ×μ＋ｂ×μ２＋ｃ×μ３）とするステップを含む。 ( 6 ) In the radioactivity measurement method according to any one of (1) to ( 4 ), the processing means sets the correction coefficient f, the linear attenuation coefficient μ, the first parameter a, and the second The parameter b and the third parameter c are described by a predetermined formula, and the predetermined formula is set as f = 1 / (1 + a × μ + b × μ 2 + c × μ 3 ).

（７）上記（１）に係る放射能測定方法は、前記処理手段が、前記所望の前記試料の前記補正係数を用いて、前記所望の前記試料の自己吸収を相殺するように、波高分析装置（例えば、実施の形態での波高分析装置１４）が出力する前記放射線検出器の出力信号パルスの波高分布のデータを補正して、前記放射線検出器の全吸収ピーク効率のエネルギー依存性のデータを較正するステップと、前記処理手段が、前記試料に含まれる放射能量を算出するステップと、を含む。 ( 7 ) In the radioactivity measurement method according to (1), the processing means uses the correction coefficient of the desired sample so that self-absorption of the desired sample is canceled out. (e.g., pulse height analyzer 14 in the embodiment) the radiation detector output signal pulses by correcting the data of the height distribution of the data of the energy dependence of the total absorption peak efficiency of the radiation detector output is And the processing means calculates the amount of radioactivity contained in the sample.

上記（１）に記載の態様に係る放射能測定方法によれば、試料の自己吸収を補正する補正係数を、試料の減弱係数と、試料の形状および放射線検出器の結晶の形状に応じたパラメータとによって記述したことにより、演算負荷が嵩んだり、演算時間が長くなることを防止し、容易に自己吸収を補正することができる。
さらに、パラメータを外部から取得する場合には、例えば予め設定された所定の演算処理によってパラメータを算出する場合に比べて、汎用性を向上させることができる。 According to the radioactivity measurement method according to the aspect described in (1) above, the correction coefficient for correcting the self-absorption of the sample is a parameter corresponding to the attenuation coefficient of the sample, the shape of the sample, and the shape of the crystal of the radiation detector. Therefore, it is possible to prevent the calculation load from increasing and the calculation time from becoming long, and to easily correct the self-absorption.
Furthermore, when the parameters are acquired from the outside, versatility can be improved as compared with the case where the parameters are calculated by, for example, a predetermined calculation process set in advance.

さらに、パラメータを、任意の減弱係数を有する試料に対して、放射線の輸送をシミュレーションにより演算して得られる放射線検出器の検出効率に基づいて算出することから、例えば標準容積線源などを用いた実測によりパラメータを算出する場合に比べて、より広範な減弱係数の範囲において精度良く自己吸収を補正することができる。
また、標準容積線源を必要とせず、放射性廃棄物の発生を抑制することができる。 Further , since the parameter is calculated based on the detection efficiency of the radiation detector obtained by calculating the transport of radiation by simulation for a sample having an arbitrary attenuation coefficient, for example, a standard volume source is used. Compared with the case where the parameter is calculated by actual measurement, self-absorption can be corrected with high accuracy in a wider range of attenuation coefficients.
Moreover, the generation of radioactive waste can be suppressed without the need for a standard volume source.

しかも、試料を収容する所定容器および所定形状の結晶を有する放射線検出器の組み合わせに対して、パラメータの算出を１回だけ実行することによって、任意の減弱係数を有する試料に対して自己吸収を補正することができ、容器に充填された試料の放射能量を定量する際に煩雑な手間がかかることを防止することができる。   In addition, the self-absorption is corrected for a sample having an arbitrary attenuation coefficient by executing parameter calculation only once for a combination of a predetermined container for storing a sample and a radiation detector having a crystal having a predetermined shape. Therefore, it is possible to prevent troublesome work when quantifying the amount of radioactivity of the sample filled in the container.

上記（２）に記載の態様に係る放射能測定方法によれば、試料を収容する所定容器および平均形状の結晶を有する放射線検出器の組み合わせに対して、パラメータの算出を１回だけ実行することによって、複数の異なる形状の結晶を有する放射線検出器に対して、任意の減弱係数を有する試料の自己吸収を補正することができ、容器に充填された試料の放射能量を定量する際に煩雑な手間がかかることを防止することができる。 According to the radioactivity measurement method according to the aspect described in ( 2 ) above, the parameter calculation is executed only once for the combination of the predetermined container for storing the sample and the radiation detector having the average shape crystal. This makes it possible to correct the self-absorption of a sample having an arbitrary attenuation coefficient for a radiation detector having a plurality of crystals having different shapes, and is complicated when quantifying the amount of radioactivity of the sample filled in the container. It is possible to prevent troublesome work.

上記（３）に記載の態様に係る放射能測定方法によれば、適宜の放射線検出器の結晶の形状に基づいてパラメータデータを検索することによって、容易に適切なパラメータを取得することができる。
これにより、所定容器に収容された任意の減弱係数を有する試料に対して自己吸収を容易に精度良く補正することができる。 According to the radioactivity measurement method according to the aspect described in ( 3 ) above, appropriate parameters can be easily obtained by searching parameter data based on the crystal shape of an appropriate radiation detector.
Thereby, self-absorption can be easily and accurately corrected with respect to a sample having an arbitrary attenuation coefficient accommodated in a predetermined container.

上記（４）に記載の態様に係る放射能測定方法によれば、放射線検出器の結晶の形状の詳細を必要とせずに、容易にパラメータを取得することができ、容器に充填された試料の放射能量を定量する際に煩雑な手間がかかることを防止することができる。 According to the radioactivity measurement method according to the aspect described in ( 4 ) above, it is possible to easily obtain parameters without the need for details of the crystal shape of the radiation detector, and the sample filled in the container. It is possible to prevent troublesome work when quantifying the amount of radioactivity.

上記（５）または（６）に記載の態様に係る放射能測定方法によれば、広範な減弱係数の範囲において精度良く自己吸収を補正することができる。 According to the radioactivity measurement method according to the aspect described in ( 5 ) or ( 6 ) above, self-absorption can be accurately corrected within a wide range of attenuation coefficients.

上記（７）に記載の態様に係る放射能測定方法によれば、試料の自己吸収を補正する補正係数を、試料の減弱係数と、試料の形状および放射線検出器の結晶の形状に応じたパラメータとによって記述したことにより、演算負荷が嵩んだり、演算時間が長くなることを防止し、容易に自己吸収を補正することができる。 According to the radioactivity measurement method according to the aspect described in ( 7 ) above, the correction coefficient for correcting the self-absorption of the sample is the parameter corresponding to the attenuation coefficient of the sample, the shape of the sample, and the shape of the crystal of the radiation detector. Therefore, it is possible to prevent the calculation load from increasing and the calculation time from becoming long, and to easily correct the self-absorption.

本発明の実施の形態に係る放射能測定装置の構成図である。It is a block diagram of the radioactivity measuring apparatus which concerns on embodiment of this invention. 本発明の実施の形態に係る放射線検出器の断面図である。It is sectional drawing of the radiation detector which concerns on embodiment of this invention. 本発明の実施の形態に係る放射能測定用の試料の容器の断面図である。It is sectional drawing of the container of the sample for radioactivity measurement which concerns on embodiment of this invention. 本発明の実施の形態に係る放射能測定用の試料の容器の断面図である。It is sectional drawing of the container of the sample for radioactivity measurement which concerns on embodiment of this invention. 本発明の実施の形態に係る放射能測定用の試料の容器の直径Ｄ１に応じた全吸収ピーク効率の変化を、結晶寸法が異なる３つの放射線検出器に対して示すグラフ図である。It is a graph which shows the change of the total absorption peak efficiency according to the diameter D1 of the sample container for the radioactivity measurement which concerns on embodiment of this invention with respect to three radiation detectors from which a crystal size differs. 本発明の実施の形態に係る任意の減弱係数μに応じた補正係数ｆ（μ）の一例を示す図である。It is a figure which shows an example of the correction coefficient f (micro) according to the arbitrary attenuation coefficients micro which concern on embodiment of this invention. 本発明の実施の形態に係る第１のパラメータａおよび第２のパラメータｂと放射線検出器の結晶の形状との対応関係の一例を示す図である。It is a figure which shows an example of the correspondence of the 1st parameter a and 2nd parameter b which concern on embodiment of this invention, and the shape of the crystal | crystallization of a radiation detector. 本発明の実施の形態に係る任意の減弱係数μに応じた補正係数ｆ（μ）の一例を示す図である。It is a figure which shows an example of the correction coefficient f (micro) according to the arbitrary attenuation coefficients micro which concern on embodiment of this invention.

以下、本発明の一実施形態に係る放射能測定装置について添付図面を参照しながら説明する。
本実施の形態による放射能測定装置１０は、例えば図１に示すように、入力装置１１と、出力装置１２と、処理装置１３と、波高分析装置１４と、放射線検出器１５と、試料が収容される容器１６とを備えて構成されている。 Hereinafter, a radioactivity measurement apparatus according to an embodiment of the present invention will be described with reference to the accompanying drawings.
As shown in FIG. 1, for example, the radioactivity measuring apparatus 10 according to the present embodiment accommodates an input device 11, an output device 12, a processing device 13, a pulse height analyzer 14, a radiation detector 15, and a sample. And the container 16 to be configured.

入力装置１１は、例えば操作者の入力操作に応じた信号を出力する各種のスイッチおよびキーボードなどを備えて構成され、操作者の入力操作に応じた各種の指令信号を処理装置１３へ出力する。
出力装置１２は、例えばスピーカおよび表示装置などを備えて構成され、処理装置１３から出力される各種の情報を出力する。 The input device 11 includes, for example, various switches and a keyboard that output signals according to an input operation by the operator, and outputs various command signals according to the input operation by the operator to the processing device 13.
The output device 12 includes, for example, a speaker and a display device, and outputs various types of information output from the processing device 13.

波高分析装置１４は、例えばマルチチャンネルアナライザであって、放射線検出器１５から出力される出力信号パルスの波高分布、つまり波高値に応じて設定された複数のチャンネル毎の計数値を算出する。例えば放射線のエネルギーに応じた波高値を有する出力信号パルスが放射線検出器１５から出力されると、波高分析装置１４は放射線検出器１５の出力信号パルスの波高分布として、エネルギースペクトルを作成する。   The wave height analyzer 14 is, for example, a multi-channel analyzer, and calculates the wave height distribution of the output signal pulse output from the radiation detector 15, that is, the count value for each of a plurality of channels set according to the wave height value. For example, when an output signal pulse having a peak value corresponding to the energy of the radiation is output from the radiation detector 15, the pulse height analyzer 14 creates an energy spectrum as a pulse height distribution of the output signal pulse of the radiation detector 15.

放射線検出器１５は、例えばクローズドエンド同軸型のゲルマニウム半導体検出器であって、図２に示すように、ゲルマニウム結晶２０と、エンドキャップハウジング２１と、エンドキャップハウジング２１内部の真空領域２２と、真空領域２２内にてゲルマニウム結晶２０を保持するクリスタルホルダ２３と、クリスタルホルダ２３に設けられた樹脂フィルム２４とを備えて構成されている。   The radiation detector 15 is, for example, a closed-end coaxial type germanium semiconductor detector, and as shown in FIG. 2, a germanium crystal 20, an end cap housing 21, a vacuum region 22 inside the end cap housing 21, and a vacuum A crystal holder 23 that holds the germanium crystal 20 in the region 22 and a resin film 24 provided on the crystal holder 23 are provided.

そして、放射線検出器１５は、例えば２０％〜４０％の相対効率値を有している。
有底の円筒形に形成されたゲルマニウム結晶２０は、放射線に対する有感領域２５と表面不感層２６とを備えている。
クリスタルホルダ２３により保持されたゲルマニウム結晶２０は、例えば放射線の入射窓（図示略）を有するエンドキャップハウジング２１の内部に収容され、このエンドキャップハウジング２１の内部は真空状態とされている。 The radiation detector 15 has a relative efficiency value of 20% to 40%, for example.
The germanium crystal 20 formed in a bottomed cylindrical shape includes a sensitive region 25 for radiation and a surface insensitive layer 26.
The germanium crystal 20 held by the crystal holder 23 is accommodated in an end cap housing 21 having a radiation incident window (not shown), for example, and the inside of the end cap housing 21 is in a vacuum state.

そして、例えば、ゲルマニウム結晶２０の直径Ａは４８ｍｍ〜６０ｍｍ、かつゲルマニウム結晶２０の長さＢは３０ｍｍ〜７０ｍｍとされている。   For example, the diameter A of the germanium crystal 20 is 48 mm to 60 mm, and the length B of the germanium crystal 20 is 30 mm to 70 mm.

クリスタルホルダ２３は開口部を有する箱型に形成され、クリスタルホルダ２３の内部にゲルマニウム結晶２０が収容された状態で、開口部は樹脂フィルム２４により閉塞されている。
そして、樹脂フィルム２４により閉塞された開口部がエンドキャップハウジング２１の入射窓に臨んで対向するようにして配置されている。 The crystal holder 23 is formed in a box shape having an opening. The germanium crystal 20 is accommodated inside the crystal holder 23, and the opening is closed by a resin film 24.
And the opening part obstruct | occluded by the resin film 24 is arrange | positioned so that it may face the entrance window of the end cap housing 21, and opposes it.

容器１６は、例えば図３に示すように、いわゆるマリネリ容器であって、有底円筒型の容器本体３１と、容器本体３１の中心軸Ｏに同軸に容器本体３１の底面３１Ａ上に設けられた円柱状凹部３２と、を備え、容器本体３１の内部に試料を収容可能である。   For example, as shown in FIG. 3, the container 16 is a so-called marinade container, and is provided on the bottom surface 31 </ b> A of the container body 31 coaxially with the bottomed cylindrical container body 31 and the central axis O of the container body 31. A cylindrical recess 32, and a sample can be accommodated inside the container body 31.

容器１６は、例えば図４に示すように、容器本体３１の内底面３１Ｂから内周壁面３１Ｃ上に設けられた試料の収容端３３までの内容積は１リットルである。
そして、容器本体３１の内周壁面３１Ｃの直径Ｄ１は１３０．６ｍｍ〜１３９ｍｍ、かつ円柱状凹部３２に応じて容器本体３１の内部に設けられる円柱状部３４の直径Ｄ２は８１ｍｍ〜９５ｍｍとされ、例えば直径Ｄ１＝１３５ｍｍかつ直径Ｄ２＝８９ｍｍである。
さらに、容器本体３１の内底面３１Ｂから収容端３３までの距離Ｌ１は９０ｍｍ〜１２９ｍｍ、かつ容器本体３１の内底面３１Ｂから円柱状部３４の先端面３４Ａまでの距離Ｌ２は７９ｍｍ〜１００ｍｍとされ、例えば距離Ｌ１＝１０４．１８ｍｍかつ距離Ｌ２＝７９ｍｍである。
そして、容器１６の円柱状凹部３２は、２０％〜４０％の相対効率値を有する放射線検出器のエンドキャップ、例えば上述した放射線検出器１５のエンドキャップハウジング２１を収容可能に形成されている。 For example, as shown in FIG. 4, the container 16 has an internal volume of 1 liter from the inner bottom surface 31B of the container body 31 to the sample storage end 33 provided on the inner peripheral wall surface 31C.
And the diameter D1 of the inner peripheral wall surface 31C of the container main body 31 is 130.6 mm to 139 mm, and the diameter D2 of the cylindrical portion 34 provided inside the container main body 31 according to the cylindrical concave portion 32 is 81 mm to 95 mm, For example, the diameter D1 = 135 mm and the diameter D2 = 89 mm.
Furthermore, the distance L1 from the inner bottom surface 31B of the container body 31 to the receiving end 33 is 90 mm to 129 mm, and the distance L2 from the inner bottom surface 31B of the container body 31 to the tip surface 34A of the cylindrical portion 34 is 79 mm to 100 mm. For example, the distance L1 = 104.18 mm and the distance L2 = 79 mm.
And the cylindrical recessed part 32 of the container 16 is formed so that the end cap of the radiation detector which has a relative efficiency value of 20%-40%, for example, the end cap housing 21 of the radiation detector 15 mentioned above, can be accommodated.

この容器１６の各直径Ｄ１，Ｄ２および各距離Ｌ１，Ｌ２の寸法範囲は、例えば、２０％〜４０％の相対効率値を有する複数の放射線検出器に対して、容器１６の各直径Ｄ１，Ｄ２および各距離Ｌ１，Ｌ２を適宜に変化させた所定の演算によって設定されている。
この所定の演算は、環境放射能の測定に多用される複数の放射線検出器に対して系統的に実行され、例えば、γ線の輸送をモンテカルロ法などのシミュレーションにより演算して、この演算結果に基づいて放射線検出器のγ線に対する全吸収ピーク効率を算出するものなどである。
そして、容器１６の各直径Ｄ１，Ｄ２および各距離Ｌ１，Ｌ２の寸法範囲は、複数の放射線検出器、特に環境放射能の測定に多用される２０％〜４０％の相対効率値を有する複数の放射線検出器に対して、所望の検出効率を確保するようにして設定されている。 The size ranges of the diameters D1 and D2 and the distances L1 and L2 of the container 16 are set such that, for example, the diameters D1 and D2 of the container 16 with respect to a plurality of radiation detectors having a relative efficiency value of 20% to 40%. The distances L1 and L2 are set by predetermined calculations that are appropriately changed.
This predetermined calculation is systematically executed for a plurality of radiation detectors frequently used for measuring the environmental radioactivity. For example, the transport of γ rays is calculated by a simulation such as a Monte Carlo method, and the calculation result is calculated. Based on this, the total absorption peak efficiency with respect to γ rays of the radiation detector is calculated.
The size ranges of the diameters D1 and D2 and the distances L1 and L2 of the container 16 are a plurality of radiation detectors, particularly a plurality of relative efficiency values of 20% to 40% that are frequently used for measuring environmental radioactivity. It is set so as to ensure a desired detection efficiency for the radiation detector.

例えば図５においては、ゲルマニウム結晶２０の結晶寸法の直径Ｄおよび長さＬの組み合わせが異なる３つの放射線検出器（例えば、Ｄ／Ｌ＝０．８，１．０，１．４の３つの放射線検出器）の６６１ｋｅＶのγ線に対する全吸収ピーク効率（ｙ）と、容器１６の直径Ｄ１（ｘ）との対応関係を示した。
各放射線検出器に対して、容器１６の直径Ｄ１（ｘ）に応じた全吸収ピーク効率（ｙ）の変化を２次式で近似した場合に、各直径Ｄ１＝１３９．０ｍｍ，１３６．０ｍｍ，１３０．６ｍｍにおいて全吸収ピーク効率が極大になることが認められる。
これによって、環境放射能の測定に多用される２０％〜４０％の相対効率値を有する放射線検出器に対して、結晶寸法の直径Ｄおよび長さＬの組み合わせの範囲をＤ／Ｌ＝０．８〜１．４とすれば、容器１６の直径Ｄ１は１３０．６ｍｍ〜１３９ｍｍとなり、より好ましくは、ほぼ中央値の直径Ｄ１＝１３５ｍｍである。 For example, in FIG. 5, three radiation detectors having different combinations of the diameter D and the length L of the crystal dimensions of the germanium crystal 20 (for example, three radiations with D / L = 0.8, 1.0, and 1.4). The correlation between the total absorption peak efficiency (y) of the detector) for 661 keV γ rays and the diameter D1 (x) of the container 16 is shown.
For each radiation detector, when the change in the total absorption peak efficiency (y) according to the diameter D1 (x) of the container 16 is approximated by a quadratic expression, the diameters D1 = 139.0 mm, 136.0 mm, It can be seen that the total absorption peak efficiency is maximized at 130.6 mm.
Thus, for a radiation detector having a relative efficiency value of 20% to 40%, which is frequently used for measurement of environmental radioactivity, the range of the combination of the crystal dimension diameter D and length L is D / L = 0. If it is set to 8-1.4, the diameter D1 of the container 16 will be 130.6 mm-139 mm, More preferably, it is a substantially median diameter D1 = 135 mm.

処理装置１３は、例えば図１に示すように、記憶部４１と、パラメータ算出部４２と、演算部４３と、を備えて構成されている。   For example, as illustrated in FIG. 1, the processing device 13 includes a storage unit 41, a parameter calculation unit 42, and a calculation unit 43.

記憶部４１は、例えば、予め設定された各種のデータと、処理装置１３の各種の演算結果のデータと、波高分析装置１４から出力されるデータとなどを記憶している。   The storage unit 41 stores, for example, various preset data, data of various calculation results of the processing device 13, data output from the wave height analyzer 14, and the like.

さらに、記憶部４１は、例えば、試料の自己吸収を補正するための補正係数に対して、試料の任意の減弱係数μに応じた補正係数ｆ（μ）を、試料の形状および放射線検出器１５のゲルマニウム結晶２０の形状に応じたパラメータによって記述するデータ（例えば、後述するパラメータによる所定の数式など）を記憶している。   Further, the storage unit 41, for example, sets a correction coefficient f (μ) corresponding to an arbitrary attenuation coefficient μ of the sample with respect to the correction coefficient for correcting the self-absorption of the sample, the shape of the sample, and the radiation detector 15. Data described by parameters according to the shape of the germanium crystal 20 (for example, a predetermined mathematical formula using parameters to be described later) is stored.

パラメータ算出部４２は、記憶部４１に記憶されるパラメータ、つまり試料の形状および放射線検出器１５のゲルマニウム結晶２０の形状に応じたパラメータであって、試料の任意の減弱係数μに応じた補正係数ｆ（μ）を記述するパラメータを算出する。   The parameter calculation unit 42 is a parameter stored in the storage unit 41, that is, a parameter corresponding to the shape of the sample and the shape of the germanium crystal 20 of the radiation detector 15, and a correction coefficient corresponding to an arbitrary attenuation coefficient μ of the sample. A parameter describing f (μ) is calculated.

例えば、パラメータ算出部４２は、任意の減弱係数μを有する媒質からなる試料を所定の容器１６に収容して、容器１６内の試料から放出されるγ線を所定形状のゲルマニウム結晶２０を有する放射線検出器１５によって検出する場合に対して、γ線の輸送をモンテカルロ法などのシミュレーションにより演算する。そして、この演算結果に基づいて、放射線検出器１５のγ線に対する全吸収ピーク効率ｅを算出する。   For example, the parameter calculation unit 42 stores a sample made of a medium having an arbitrary attenuation coefficient μ in a predetermined container 16, and emits γ rays emitted from the sample in the container 16 with a germanium crystal 20 having a predetermined shape. In contrast to the case of detection by the detector 15, the transport of γ rays is calculated by a simulation such as the Monte Carlo method. Then, based on the calculation result, the total absorption peak efficiency e for the γ-ray of the radiation detector 15 is calculated.

パラメータ算出部４２は、このシミュレーションによる演算を、任意の減弱係数μｉを有する複数の媒質ｉ（ｉ＝１，…）に対して実行して、複数の全吸収ピーク効率ｅｉを算出する。
そして、例えば、複数の全吸収ピーク効率ｅｉのうち、特に、減弱係数μがゼロである場合の全吸収ピーク効率ｅ０を基準として、例えば下記数式（１）に示すように、各全吸収ピーク効率ｅｉに応じた補正係数ｆｉを算出する。 Parameter calculator 42, the calculation by the simulation, a plurality of media i (i = 1, ...) having any attenuation coefficient mu i running against, calculates a plurality of the whole peak efficiency e i.
For example, among the plurality of total absorption peak efficiencies e i , in particular, with reference to the total absorption peak efficiency e 0 when the attenuation coefficient μ is zero, as shown in the following formula (1), for example, A correction coefficient f i corresponding to the peak efficiency e i is calculated.

Figure 0005908135
Figure 0005908135

そして、パラメータ算出部４２は、例えば図６に示すように、複数の媒質ｉの減弱係数μｉと補正係数ｆｉ（演算値）との対応関係を、試料の形状および放射線検出器１５のゲルマニウム結晶２０の形状に応じたパラメータによる所定の数式により記述して、この数式からパラメータを算出する。そして、算出したパラメータを記憶部４１に記憶させる。 Then, for example, as shown in FIG. 6, the parameter calculation unit 42 determines the correspondence between the attenuation coefficient μ i and the correction coefficient f i (calculated value) of the plurality of media i, the shape of the sample, and the germanium of the radiation detector 15. It is described by a predetermined mathematical formula with parameters corresponding to the shape of the crystal 20, and the parameters are calculated from this mathematical formula. Then, the calculated parameter is stored in the storage unit 41.

例えば、所定の数式は、下記数式２に示すような第１のパラメータａおよび第２のパラメータｂによる２次近似式などであり、パラメータ算出部４２は、複数の媒質ｉの減弱係数μｉと補正係数ｆｉ（演算値）との対応関係に対して、この２次近似式を用いた関数フィッティングなどを実行することによって、各パラメータａ，ｂを算出する。 For example, the predetermined formula is a quadratic approximate formula using the first parameter a and the second parameter b as shown in the following formula 2, and the parameter calculation unit 42 calculates the attenuation coefficient μ i of the plurality of media i and The parameters a and b are calculated by executing function fitting using the quadratic approximate expression on the correspondence relationship with the correction coefficient f i (calculated value).

Figure 0005908135
Figure 0005908135

例えば、図４に示す容器１６に対しては、第１のパラメータａは１．３３〜１．４３、かつ第２のパラメータｂは０．６３４〜０．７５０である。   For example, for the container 16 shown in FIG. 4, the first parameter a is 1.33 to 1.43 and the second parameter b is 0.634 to 0.750.

演算部４３は、例えば、波高分析装置１４から出力されるデータに対して、記憶部４１に記憶されている試料の任意の減弱係数μに応じた補正係数ｆ（μ）のデータに基づき、試料の自己吸収を補正して、放射線検出器１５のγ線に対する全吸収ピーク効率のエネルギー依存性のデータを較正し、試料に含まれる放射能量を演算する。   For example, the calculation unit 43 performs, based on the data of the correction coefficient f (μ) corresponding to the arbitrary attenuation coefficient μ of the sample stored in the storage unit 41 with respect to the data output from the wave height analyzer 14, the sample Is corrected, the energy dependence data of the total absorption peak efficiency with respect to the γ rays of the radiation detector 15 is calibrated, and the amount of radioactivity contained in the sample is calculated.

上述したように、本実施の形態による放射能測定装置１０によれば、試料の自己吸収を補正する補正係数ｆ（μ）を、試料の減弱係数μと、試料の形状および放射線検出器１５のゲルマニウム結晶２０の形状に応じたパラメータ（例えば、第１のパラメータａおよび第２のパラメータｂ）とによって記述したことにより、演算負荷が嵩んだり、演算時間が長くなることを防止し、容易に自己吸収を補正することができる。   As described above, according to the radioactivity measuring apparatus 10 according to the present embodiment, the correction coefficient f (μ) for correcting the self-absorption of the sample, the attenuation coefficient μ of the sample, the shape of the sample, and the radiation detector 15 By describing the parameters according to the shape of the germanium crystal 20 (for example, the first parameter a and the second parameter b), it is easy to prevent an increase in calculation load and an increase in calculation time. Self-absorption can be corrected.

さらに、パラメータを、任意の減弱係数μを有する試料に対して、放射線の輸送をシミュレーションにより演算して得られる放射線検出器１５の検出効率（全吸収ピーク効率ｅ）に基づいて算出することから、例えば標準容積線源などを用いた実測によりパラメータを算出する場合に比べて、より広範な減弱係数の範囲において精度良く自己吸収を補正することができる。
また、標準容積線源を必要とせず、放射性廃棄物の発生を抑制することができる。 Furthermore, since the parameter is calculated based on the detection efficiency (total absorption peak efficiency e) of the radiation detector 15 obtained by calculating the transport of radiation by simulation for a sample having an arbitrary attenuation coefficient μ, For example, self-absorption can be corrected with high accuracy in a wider range of attenuation coefficients than in the case of calculating parameters by actual measurement using a standard volume source or the like.
Moreover, the generation of radioactive waste can be suppressed without the need for a standard volume source.

しかも、試料を収容する容器１６および所定形状のゲルマニウム結晶２０を有する放射線検出器１５の組み合わせに対して、パラメータの算出を１回だけ実行することによって、任意の減弱係数μを有する試料に対して自己吸収を補正することができ、容器１６に充填された試料の放射能量を定量する際に煩雑な手間がかかることを防止することができる。   In addition, by executing the parameter calculation only once for the combination of the container 16 containing the sample and the radiation detector 15 having the germanium crystal 20 having a predetermined shape, the sample having an arbitrary attenuation coefficient μ can be obtained. Self-absorption can be corrected, and troublesome work can be prevented when the amount of radioactivity of the sample filled in the container 16 is quantified.

なお、上述した実施の形態において、パラメータ算出部４２は、パラメータを算出する際に用いるゲルマニウム結晶２０の所定形状を、例えば、複数の異なる放射線検出器１５のゲルマニウム結晶２０の形状に基づく平均形状としてもよい。   In the above-described embodiment, the parameter calculation unit 42 sets the predetermined shape of the germanium crystal 20 used when calculating the parameters as, for example, an average shape based on the shapes of the germanium crystals 20 of a plurality of different radiation detectors 15. Also good.

例えば、環境試料の測定を目的として用いられる２０％〜４０％程度の相対効率値を有するゲルマニウム結晶２０の平均的な直径は５３ｍｍ、かつ平均的な長さは４５ｍｍ程度である。
このゲルマニウム結晶２０を有する放射線検出器１５と、例えば図４に示す容器１６との組み合わせに対して、上記数式（２）に示す２次近似式の第１のパラメータａは１．３５１６２、かつ第２のパラメータｂは０．７０８２２０となる。 For example, the average diameter of the germanium crystal 20 having a relative efficiency value of about 20% to 40% used for the purpose of measuring environmental samples is 53 mm, and the average length is about 45 mm.
For the combination of the radiation detector 15 having the germanium crystal 20 and the container 16 shown in FIG. 4, for example, the first parameter a of the second-order approximation shown in the above equation (2) is 1.356162, and The parameter b of 2 is 0.708220.

この場合には、試料を収容する容器１６および平均形状のゲルマニウム結晶２０を有する放射線検出器１５の組み合わせに対して、パラメータの算出を１回だけ実行することによって、複数の異なる形状のゲルマニウム結晶２０を有する放射線検出器１５に対して、任意の減弱係数μを有する試料の自己吸収を補正することができる。
これにより、容器１６に充填された試料の放射能量を定量する際に煩雑な手間がかかることを防止することができる。 In this case, the calculation of the parameter is executed only once for the combination of the container 16 for containing the sample and the radiation detector 15 having the average shape germanium crystal 20, whereby a plurality of germanium crystals 20 having different shapes are obtained. The self-absorption of a sample having an arbitrary attenuation coefficient μ can be corrected with respect to the radiation detector 15 having.
Thereby, it is possible to prevent troublesome work when the amount of radioactivity of the sample filled in the container 16 is quantified.

なお、上述した実施の形態において、パラメータ算出部４２は、例えば、複数の異なる形状のゲルマニウム結晶２０を有する放射線検出器１５に対してパラメータを算出し、パラメータの複数の算出結果に基づき、パラメータとゲルマニウム結晶２０の形状との対応関係を示すパラメータデータを作成してもよい。   In the above-described embodiment, the parameter calculation unit 42 calculates parameters for the radiation detector 15 having a plurality of germanium crystals 20 having different shapes, for example, and based on a plurality of parameter calculation results, Parameter data indicating a correspondence relationship with the shape of the germanium crystal 20 may be created.

例えば、環境試料の測定を目的として用いられる２０％〜４０％程度の相対効率値を有するゲルマニウム結晶２０の直径は４８ｍｍ〜６０ｍｍ、かつ長さは３０ｍｍ〜７０ｍｍ程度である。
パラメータ算出部４２は、これらの直径および距離の寸法範囲内における複数の異なる形状のゲルマニウム結晶２０を有する放射線検出器１５に対してパラメータを算出し、パラメータの複数の算出結果に基づき、例えば図７に示すように、ゲルマニウム結晶２０の形状（例えば、直径Ａおよび長さＢ）とパラメータ（例えば、上記数式（２）に示す２次近似式の第１のパラメータａおよび第２のパラメータｂ）との対応関係を示すパラメータデータを作成する。 For example, the diameter of the germanium crystal 20 having a relative efficiency value of about 20% to 40% used for the purpose of measuring environmental samples is about 48 mm to 60 mm and the length is about 30 mm to 70 mm.
The parameter calculation unit 42 calculates a parameter for the radiation detector 15 having a plurality of differently shaped germanium crystals 20 within the dimensional range of these diameters and distances, and based on the plurality of parameter calculation results, for example, FIG. As shown in FIG. 4, the shape of the germanium crystal 20 (for example, the diameter A and the length B) and the parameters (for example, the first parameter a and the second parameter b of the quadratic approximation expressed by the above formula (2)) Create parameter data indicating the correspondence between

この場合には、適宜の放射線検出器１５のゲルマニウム結晶２０の形状に基づいてパラメータデータを検索、あるいはデータ点の補間などを行なうことによって、ゲルマニウム結晶２０の形状に応じた適切なパラメータを容易に取得することができる。
これにより、容器１６に収容された任意の減弱係数μを有する試料に対して自己吸収を容易に精度良く補正することができる。 In this case, an appropriate parameter corresponding to the shape of the germanium crystal 20 can be easily obtained by searching parameter data based on the shape of the germanium crystal 20 of the appropriate radiation detector 15 or performing interpolation of data points. Can be acquired.
Thereby, self-absorption can be easily and accurately corrected for a sample having an arbitrary attenuation coefficient μ accommodated in the container 16.

さらに、記憶部４１は、パラメータ算出部４２により作成されたパラメータデータに基づき、複数の異なる放射線検出器１５を相対効率に応じて区分して得られる複数のグループ毎に対して、各グループ内の全ての放射線検出器１５に共通に対応付けた単一のパラメータを記憶してもよい。   Further, the storage unit 41 includes, for each of a plurality of groups obtained by dividing a plurality of different radiation detectors 15 according to relative efficiency, based on the parameter data created by the parameter calculation unit 42. A single parameter commonly associated with all the radiation detectors 15 may be stored.

例えば、記憶部４１は、環境試料の測定を目的として用いられる２０％〜４０％程度の相対効率値を有する複数の異なる放射線検出器１５を、相対効率値が、順次、２０％と、２５％と、３５％と、４０％となる５つのグループに区分する。
そして、各グループに対して、パラメータデータに基づき、各グループを代表する単一のパラメータ（例えば、複数のパラメータの平均値など）を記憶しておく。 For example, the storage unit 41 includes a plurality of different radiation detectors 15 having a relative efficiency value of about 20% to 40% used for the purpose of measuring environmental samples, and the relative efficiency values are sequentially 20% and 25%. And 35% and 40%.
For each group, a single parameter representing each group (for example, an average value of a plurality of parameters) is stored based on the parameter data.

この場合には、放射線検出器１５のゲルマニウム結晶２０の形状の詳細を必要とせずに、容易にパラメータを取得することができ、容器１６に充填された試料の放射能量を定量する際に煩雑な手間がかかることを防止することができる。   In this case, it is possible to easily obtain the parameters without requiring the details of the shape of the germanium crystal 20 of the radiation detector 15, and it is complicated when quantifying the radioactivity amount of the sample filled in the container 16. It is possible to prevent troublesome work.

なお、上述した実施の形態において、パラメータ算出部４２は、上記数式（２）に示す２次近似式によって、試料の任意の減弱係数μに応じた補正係数ｆ（μ）を記述するとしたが、これに限定されず、例えば下記数式（３）に示す３次近似式あるいは４次以上の多項式によって記述してもよい。   In the above-described embodiment, the parameter calculation unit 42 describes the correction coefficient f (μ) corresponding to the arbitrary attenuation coefficient μ of the sample by the quadratic approximate expression shown in the mathematical expression (2). However, the present invention is not limited to this. For example, it may be described by a third-order approximation represented by the following formula (3) or a fourth-order or higher-order polynomial.

Figure 0005908135
Figure 0005908135

例えば、試料の線減弱係数μのとり得る範囲が、土壌（ＳｉＯ２）の密度換算で４ｇ／ｃｍ３を超える場合、例えば１５ｇ／ｃｍ３相当程度まで考慮する必要がある場合などにおいて、例えば図８に示すように、試料の任意の減弱係数μに応じた補正係数ｆ（μ）を３次近似式によって精度良く記述することができる。 For example, when the possible range of the linear attenuation coefficient μ of the sample exceeds 4 g / cm 3 in terms of the density of soil (SiO 2 ), for example, when it is necessary to consider up to about 15 g / cm 3 , for example, FIG. As shown in FIG. 8, the correction coefficient f (μ) corresponding to an arbitrary attenuation coefficient μ of the sample can be described with high accuracy by a cubic approximation formula.

なお、上述した実施の形態において、処理装置１３は、パラメータ算出部４２の代わりに、あるいはパラメータ算出部４２に加えて、外部からパラメータを取得可能なパラメータ取得部を備えてもよい。
このパラメータ取得部は、例えば、入力装置１１に対する操作者の入力操作などに応じてパラメータを取得し、取得したパラメータを記憶部４１に記憶させる。 In the above-described embodiment, the processing device 13 may include a parameter acquisition unit that can acquire parameters from the outside instead of the parameter calculation unit 42 or in addition to the parameter calculation unit 42.
The parameter acquisition unit acquires parameters in accordance with, for example, an operator's input operation on the input device 11 and stores the acquired parameters in the storage unit 41.

なお、上述した実施の形態においては、容器１６を１リットルの内容積を有するマリネリ容器としたが、これに限定されず、例えば、他の任意の内容積（例えば、０．７リットル、２リットルなど）を有するマリネリ容器や、他の任意の形状および任意の内容積の容器などであってもよい。   In the above-described embodiment, the container 16 is a marinelli container having an internal volume of 1 liter, but the present invention is not limited to this. For example, any other internal volume (for example, 0.7 liter, 2 liter) Etc.) and other arbitrary shapes and containers with an arbitrary internal volume.

例えば、図３に示す容器１６において、直径Ｄ１＝１２２ｍｍかつ直径Ｄ２＝８９ｍｍかつ距離Ｌ１＝１０２ｍｍかつ距離Ｌ２＝７９ｍｍであり、内容積が０．７リットルであれば、第１のパラメータａは１．０６〜１．１８、かつ第２のパラメータｂは０．３７３〜０．４６０である。
また、例えば、図３に示す容器１６において、直径Ｄ１＝１６０ｍｍかつ直径Ｄ２＝８９ｍｍかつ距離Ｌ１＝１２４ｍｍかつ距離Ｌ２＝７９ｍｍであり、内容積が２リットルであれば、第１のパラメータａは２．１８〜２．４１、かつ第２のパラメータｂは１．２１〜１．３７である。 For example, in the container 16 shown in FIG. 3, if the diameter D1 = 122 mm, the diameter D2 = 89 mm, the distance L1 = 102 mm, the distance L2 = 79 mm, and the internal volume is 0.7 liter, the first parameter a is 1 .06 to 1.18, and the second parameter b is 0.373 to 0.460.
For example, in the container 16 shown in FIG. 3, if the diameter D1 = 160 mm, the diameter D2 = 89 mm, the distance L1 = 124 mm, the distance L2 = 79 mm, and the internal volume is 2 liters, the first parameter a is 2 .18 to 2.41 and the second parameter b is 1.21 to 1.37.

また、本発明を、例えば、容器１６が省略されて、露出した適宜の形状を有する試料に対して適用してもよい。   Further, the present invention may be applied to, for example, a sample having an appropriate shape that is exposed without the container 16.

なお、上述した実施の形態において、放射線検出器１５をゲルマニウム半導体検出器としたが、これに限定されず、他の検出器であってもよい。   In the above-described embodiment, the radiation detector 15 is a germanium semiconductor detector, but is not limited to this, and may be another detector.

１０…放射能測定装置 １３…処理装置（処理手段） １５…放射能測定装置 １６…容器（所定容器） ２０…ゲルマニウム結晶（結晶） ４１…記憶部 ４２…パラメータ算出部 DESCRIPTION OF SYMBOLS 10 ... Radioactivity measuring apparatus 13 ... Processing apparatus (processing means) 15 ... Radioactivity measuring apparatus 16 ... Container (predetermined container) 20 ... Germanium crystal (crystal) 41 ... Memory | storage part 42 ... Parameter calculation part

Claims (7)

試料の自己吸収を補正係数に基づいて補正して、前記試料から放出される放射線を検出する放射線検出器の検出効率を較正する処理手段が行う放射能測定方法であって、
前記処理手段が、
任意の線減弱係数を有する前記試料を所定容器に収容して、前記試料から放出される前記放射線を所定形状の結晶を有する前記放射線検出器によって検出する場合に対して、前記放射線の輸送をシミュレーションにより演算して得られる前記放射線検出器の検出効率を用いて、前記線減弱係数に対応付けられる前記補正係数を、前記線減弱係数が基準値である場合の前記検出効率と、前記線減弱係数が任意である場合の前記検出効率とによって算出する第１のステップと、
前記処理手段が、
前記線減弱係数が任意である場合の前記補正係数を、前記任意の線減弱係数と、前記試料の形状および前記放射線検出器の結晶の形状に対応付けられるパラメータとによって記述するデータに対して、前記第１のステップによって複数の前記線減弱係数に対応付けられて前記検出効率によって算出された複数の前記補正係数と、前記複数の前記線減弱係数とを用いて、前記パラメータを算出する第２のステップと、
前記第２のステップによって算出される前記パラメータと、前記任意の線減弱係数とによって記述される任意の前記補正係数の前記データに対して、所望の前記試料の前記線減弱係数を用いて、前記所望の前記試料に対応付けられる前記補正係数を算出し、前記所望の前記試料の前記補正係数を用いて、前記所望の前記試料の自己吸収を相殺するように、前記所望の前記試料から放出される前記放射線に対する前記放射線検出器の出力信号パルスの波高分布のデータを補正する第３のステップと、
を含む、
ことを特徴とする放射能測定方法。 A radioactivity measurement method performed by a processing means for correcting self-absorption of a sample based on a correction coefficient and calibrating the detection efficiency of a radiation detector for detecting radiation emitted from the sample,
The processing means is
When the sample having an arbitrary linear attenuation coefficient is accommodated in a predetermined container and the radiation emitted from the sample is detected by the radiation detector having a crystal having a predetermined shape, transport of the radiation is simulated. Using the detection efficiency of the radiation detector obtained by the calculation of the correction coefficient associated with the linear attenuation coefficient, the detection efficiency when the linear attenuation coefficient is a reference value, and the linear attenuation coefficient A first step of calculating according to the detection efficiency when
The processing means is
The correction coefficient when the linear attenuation coefficient is arbitrary, the data described by the arbitrary linear attenuation coefficient and the parameters associated with the shape of the sample and the crystal shape of the radiation detector, A second step of calculating the parameter by using the plurality of correction coefficients calculated by the detection efficiency in association with the plurality of linear attenuation coefficients in the first step and the plurality of linear attenuation coefficients; And the steps
Using the linear attenuation coefficient of the desired sample for the data of the arbitrary correction coefficient described by the parameter calculated by the second step and the arbitrary linear attenuation coefficient, Calculating the correction factor associated with the desired sample and using the correction factor of the desired sample to be emitted from the desired sample so as to offset self-absorption of the desired sample. Correcting the data of the pulse height distribution of the output signal pulse of the radiation detector with respect to the radiation;
including,
The radioactivity measurement method characterized by this. 前記処理手段が、
前記所定形状の結晶を、複数の異なる前記放射線検出器の結晶の形状に基づく平均形状の結晶とするステップ
を含む、
ことを特徴とする請求項１に記載の放射能測定方法。 The processing means is
The crystal of the predetermined shape is an average shape crystal based on the shape of a plurality of different crystals of the radiation detector,
The radioactivity measurement method according to claim 1 . 前記処理手段が、
前記所定形状の結晶を、複数の異なる前記放射線検出器の結晶とし、前記複数の異なる前記放射線検出器に対する前記パラメータの複数の算出結果に基づき、前記パラメータと前記結晶の形状との対応関係を示すパラメータデータを作成するステップ
を含む、
ことを特徴とする請求項１に記載の放射能測定方法。 The processing means is
The crystal of the predetermined shape is a crystal of a plurality of different radiation detectors, and the correspondence between the parameter and the shape of the crystal is shown based on a plurality of calculation results of the parameter for the plurality of different radiation detectors Including creating parameter data,
The radioactivity measurement method according to claim 1 . 前記処理手段が、
前記パラメータデータに基づき、前記複数の異なる前記放射線検出器を相対効率に応じて区分して得られる複数のグループ毎に対して、各前記グループ内の全ての前記放射線検出器に共通に単一の前記パラメータを対応付けるステップ
を含む、
ことを特徴とする請求項３に記載の放射能測定方法。 The processing means is
Based on the parameter data, for each of a plurality of groups obtained by dividing the plurality of different radiation detectors according to relative efficiency, a single common to all the radiation detectors in each group. Associating the parameters,
The radioactivity measurement method according to claim 3 . 前記処理手段が、
前記補正係数ｆを、前記線減弱係数μと第１の前記パラメータａと第２の前記パラメータｂとによる所定数式によって記述し、
該所定数式を、ｆ＝１／（１＋ａ×μ＋ｂ×μ２）とするステップ
を含む、
ことを特徴とする請求項１から請求項４の何れか１つに記載の放射能測定方法。 The processing means is
The correction coefficient f is described by a predetermined mathematical formula using the linear attenuation coefficient μ, the first parameter a, and the second parameter b.
Including the step of setting the predetermined mathematical formula to f = 1 / (1 + a × μ + b × μ 2 ),
The radioactivity measurement method according to any one of claims 1 to 4 , wherein the radioactivity measurement method is performed. 前記処理手段が、
前記補正係数ｆを、前記線減弱係数μと第１の前記パラメータａと第２の前記パラメータｂと第３の前記パラメータｃとによる所定数式によって記述し、
該所定数式を、ｆ＝１／（１＋ａ×μ＋ｂ×μ２＋ｃ×μ３）とするステップ
を含む、
ことを特徴とする請求項１から請求項４の何れか１つに記載の放射能測定方法。 The processing means is
The correction coefficient f is described by a predetermined mathematical formula using the linear attenuation coefficient μ, the first parameter a, the second parameter b, and the third parameter c.
The predetermined mathematical formula is set to f = 1 / (1 + a × μ + b × μ 2 + c × μ 3 ),
The radioactivity measurement method according to any one of claims 1 to 4 , wherein the radioactivity measurement method is performed. 前記処理手段が、
前記所望の前記試料の前記補正係数を用いて、前記所望の前記試料の自己吸収を相殺するように、波高分析装置が出力する前記放射線検出器の出力信号パルスの波高分布のデータを補正して、前記放射線検出器の全吸収ピーク効率のエネルギー依存性のデータを較正するステップと、
前記処理手段が、
前記試料に含まれる放射能量を算出するステップと、
を含む、
ことを特徴とする請求項１に記載の放射能測定方法。 The processing means is
Using the correction factor of the desired of the sample, so as to cancel the self-absorption of the desired of the sample, to correct the data of the pulse height distribution of the output signal pulse of said radiation detector pulse height analyzer outputs Calibrating energy dependent data of the total absorption peak efficiency of the radiation detector;
The processing means is
Calculating the amount of radioactivity contained in the sample;
including,
The radioactivity measurement method according to claim 1 .
JP2015031690A 2012-03-09 2015-02-20 Radioactivity measurement method Active JP5908135B2 (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP2015031690A JP5908135B2 (en) 2012-03-09 2015-02-20 Radioactivity measurement method

Applications Claiming Priority (3)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP2012053058 2012-03-09
JP2012053058 2012-03-09
JP2015031690A JP5908135B2 (en) 2012-03-09 2015-02-20 Radioactivity measurement method

Related Parent Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP2012244464A Division JP5702762B2 (en) 2012-03-09 2012-11-06 Radioactivity measuring device

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JP2015118103A JP2015118103A (en) 2015-06-25
JP5908135B2 true JP5908135B2 (en) 2016-04-26

Family

ID=49587215

Family Applications (2)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP2012244464A Active JP5702762B2 (en) 2012-03-09 2012-11-06 Radioactivity measuring device
JP2015031690A Active JP5908135B2 (en) 2012-03-09 2015-02-20 Radioactivity measurement method

Family Applications Before (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP2012244464A Active JP5702762B2 (en) 2012-03-09 2012-11-06 Radioactivity measuring device

Country Status (1)

Country Link
JP (2) JP5702762B2 (en)

Families Citing this family (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2017156172A (en) * 2016-02-29 2017-09-07 セイコー・イージーアンドジー株式会社 Radioactivity measuring device and radioactivity measuring method
RU171243U1 (en) * 2016-09-28 2017-05-25 Акционерное общество "Специализированный научно-исследовательский институт приборостроения" (АО "СНИИП") SORPTION CARTRIDGE
JP6882098B2 (en) * 2017-06-29 2021-06-02 セイコー・イージーアンドジー株式会社 Control devices, measurement systems, control methods, and programs
JP7295995B2 (en) * 2017-06-29 2023-06-21 セイコー・イージーアンドジー株式会社 Control device, measurement system, control method, and program
KR102006575B1 (en) 2018-08-29 2019-08-01 한국수력원자력 주식회사 Method for measuring space dose and System for measuring space dose
CN112269205B (en) * 2020-10-13 2023-05-23 中国原子能科学研究院 Method for determining parameters of a radiation detector
KR102692407B1 (en) * 2021-11-02 2024-08-06 한국원자력연구원 A method of quantitative analysis of inhomogeneous radioactive material and the apparatus thereof
CN114200510B (en) * 2021-12-13 2024-05-28 中国核动力研究设计院 Efficiency calibration method, device and medium for fuel element breakage monitoring device

Family Cites Families (14)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH0627830B2 (en) * 1986-02-28 1994-04-13 株式会社日立製作所 Radioactivity distribution measurement method
JPH04212041A (en) * 1990-03-22 1992-08-03 Matsushita Electric Ind Co Ltd X-rays image sensor and x-rays inspection device
WO1998039628A2 (en) * 1997-02-13 1998-09-11 Canberra Industries, Inc. Calibration method for radiation spectroscopy
JP2970847B2 (en) * 1997-12-12 1999-11-02 核燃料サイクル開発機構 Transuranium elemental analysis method in radioactive waste
JP2006084478A (en) * 1999-03-09 2006-03-30 Central Res Inst Of Electric Power Ind Radioactivity measurement method
JP2001221860A (en) * 1999-11-29 2001-08-17 Mitsubishi Electric Corp Dose equivalent evaluation method of radiation equipment, recording medium having computer program for evaluating dose equivalent recorded thereon and dose equivalent evaluation apparatus
JP2002098768A (en) * 2000-09-25 2002-04-05 Japan Atom Energy Res Inst Method for measuring radioactivity in volumetric samples with a germanium semiconductor detector
JP3741694B2 (en) * 2003-06-04 2006-02-01 東京電力株式会社 Radiation dose calculation system, radiation dose calculation method, and program
JP4542755B2 (en) * 2003-07-30 2010-09-15 株式会社東芝 Radioactivity inspection equipment
JP4576108B2 (en) * 2003-11-07 2010-11-04 三菱重工業株式会社 Radioactivity measurement method, radioactivity measurement program, and radioactivity measurement apparatus
JP4903654B2 (en) * 2006-08-30 2012-03-28 セイコー・イージーアンドジー株式会社 Radiation detection apparatus and efficiency calibration method thereof
JP4831829B2 (en) * 2006-10-31 2011-12-07 三菱重工業株式会社 Method, program, and radiation measuring apparatus for determining radioactivity conversion coefficient or detection limit
JP5201355B2 (en) * 2009-02-13 2013-06-05 セイコー・イージーアンドジー株式会社 Efficiency calibration method of radiation detection apparatus and radiation detection apparatus
JP5646308B2 (en) * 2010-12-15 2014-12-24 株式会社東芝 Radiation measurement equipment

Also Published As

Publication number Publication date
JP5702762B2 (en) 2015-04-15
JP2013213807A (en) 2013-10-17
JP2015118103A (en) 2015-06-25

Similar Documents

Publication Publication Date Title
JP5908135B2 (en) Radioactivity measurement method
KR101431709B1 (en) Mobile Gamma Radiation Survey Meter With Target Isotope Detection
WO2010041192A3 (en) Practical spect calibration method for quantification of nuclides with high-energy contributions
CN103064101A (en) Gama scanning measuring method through adoption of asymmetrical standard sample calibration
JP2012013563A (en) Radiation measuring apparatus
JP5201355B2 (en) Efficiency calibration method of radiation detection apparatus and radiation detection apparatus
KR101666470B1 (en) X ray thickness meter
JP2015219046A5 (en)
JP2017156172A (en) Radioactivity measuring device and radioactivity measuring method
JP5844519B2 (en) Method and program for providing a calibration map for a non-pixel gamma detector
WO2012125476A2 (en) Apparatuses and methods for analysis of samples through multiple thicknesses
Badawi et al. Calibration of cylindrical NaI (Tl) gamma-ray detector intended for truncated conical radioactive source
JP5509002B2 (en) Ionization chamber type radiation measuring instrument confirmation calibration method and ionization chamber type radiation measuring instrument
CN115508879B (en) A gamma energy spectrum full-spectrum analysis method for seawater radioactivity detection
JP6037968B2 (en) Radiation measurement apparatus and radiation measurement method
TW200728760A (en) Apparatus and method for calibrating phantoms of various densities
JP6925842B2 (en) Radioactivity measuring device and radioactivity measuring method
KR102394944B1 (en) Apparatus for measuring and amending activity concentration density of radioactive material and operation calibration methode thereof
JP6443987B2 (en) Radiation shielding ability test method and container used therefor
EP2270543A1 (en) Method, device, and program for evaluating particle beam emitted from radiation source, radiation detector evaluation method, calibration method, device, and radiation source
JP2009281735A (en) Liquid scintillation counter
JP6872995B2 (en) Radioactivity analyzer
JP2019120656A (en) Radiation measuring apparatus and radiation measurement method
KR101842562B1 (en) Apparatus and method for analyzing radiation exposure
JP7295995B2 (en) Control device, measurement system, control method, and program

Legal Events

Date Code Title Description
A131 Notification of reasons for refusal

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A131

Effective date: 20151124

A521 Request for written amendment filed

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A523

Effective date: 20160121

TRDD Decision of grant or rejection written
A01 Written decision to grant a patent or to grant a registration (utility model)

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A01

Effective date: 20160301

A61 First payment of annual fees (during grant procedure)

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A61

Effective date: 20160322

R150 Certificate of patent or registration of utility model

Ref document number: 5908135

Country of ref document: JP

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R150

R250 Receipt of annual fees

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250

R250 Receipt of annual fees

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250

R250 Receipt of annual fees

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250

R250 Receipt of annual fees

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250

R250 Receipt of annual fees

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250

R250 Receipt of annual fees

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250