JPH068862B2 - Radioactivity measurement method by liquid scintillation counter - Google Patents

Radioactivity measurement method by liquid scintillation counter

Info

Publication number
JPH068862B2
JPH068862B2 JP20088690A JP20088690A JPH068862B2 JP H068862 B2 JPH068862 B2 JP H068862B2 JP 20088690 A JP20088690 A JP 20088690A JP 20088690 A JP20088690 A JP 20088690A JP H068862 B2 JPH068862 B2 JP H068862B2
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
nuclide
correction
value
sample
quenching
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.)
Expired - Lifetime
Application number
JP20088690A
Other languages
Japanese (ja)
Other versions
JPH0484795A (en
Inventor
誠 滝上
張生 藤井
義章 宮本
結花 加々見
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Hitachi Ltd
Original Assignee
Aloka Co Ltd
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 Aloka Co Ltd filed Critical Aloka Co Ltd
Priority to JP20088690A priority Critical patent/JPH068862B2/en
Publication of JPH0484795A publication Critical patent/JPH0484795A/en
Publication of JPH068862B2 publication Critical patent/JPH068862B2/en
Anticipated expiration legal-status Critical
Expired - Lifetime legal-status Critical Current

Links

Landscapes

  • Measurement Of Radiation (AREA)

Description

【発明の詳細な説明】 [産業上の利用分野] 本発明は、液体シンチレーションカウンタを用いた放射
能測定方法、特に測定される試料の核種を判別して適正
なクエンチング補正方法を選択する液体シンチレーショ
ンカウンタによる放射能測定法に関する。
TECHNICAL FIELD The present invention relates to a method for measuring radioactivity using a liquid scintillation counter, and in particular, a liquid for discriminating a nuclide of a sample to be measured and selecting an appropriate quenching correction method. Radioactivity measurement method using scintillation counter.

[従来の技術] 放射性同位元素は、医療を初めとして各種の分野におい
て広く安全利用されており、例えば医療分野において
は、疾病の診断や治療に活用されている。このような現
況の下、放射性同位元素の放射能量を簡便に、かつ精度
良く求める装置及び方法が要望されている。
[Prior Art] Radioisotopes are widely used safely in various fields including medical treatment, and for example, in the medical field, they are used for diagnosis and treatment of diseases. Under such circumstances, there is a demand for an apparatus and method for easily and accurately determining the radioactivity of radioisotopes.

ところで、被測定試料の放射能量を求める装置として、
液体シンチレーションカウンタが知られている。この液
体シンチレーションカウンタは、被測定試料を液体シン
チレータ(蛍光体)に混ぜて、試料からの放射線がシン
チレータを励起させ、この励起にて生じた光を例えば光
電子増倍管で検出し、その検出結果から放射能量を求め
るものである。
By the way, as a device for obtaining the radioactivity of the sample to be measured,
Liquid scintillation counters are known. This liquid scintillation counter mixes the sample to be measured with a liquid scintillator (phosphor), the radiation from the sample excites the scintillator, and the light generated by this excitation is detected by, for example, a photomultiplier tube, and the detection result The amount of radioactivity is obtained from this.

そして、この液体シンチレーションカウンタによれば、
一般に、β線、β−γ線、α線などの各種の放射線を検
出でき、加えて、例えば低エネルギーのβ線の検出が行
えるという特徴を有する。
And according to this liquid scintillation counter,
In general, various types of radiation such as β rays, β-γ rays, and α rays can be detected, and in addition, for example, low energy β rays can be detected.

しかし、この液体シンチレーションカウンタでは、被測
定試料を液体シンチレータに混合したことに起因する周
知のクエンチングの問題がある。
However, this liquid scintillation counter has a known problem of quenching caused by mixing the sample to be measured with the liquid scintillator.

このクエンチングは、液体シンチレータに被測定試料を
混合した場合に、液体シンチレータが着色され、あるい
は化学的組成変化により蛍光効率が低下し、この結果、
全計数値が低くなり正確な放射能量を求められなくなる
という現象である。
This quenching, when the sample to be measured is mixed with the liquid scintillator, the liquid scintillator is colored, or the fluorescence efficiency is lowered due to a change in chemical composition, and as a result,
This is a phenomenon in which the total count value becomes low and an accurate radioactivity amount cannot be obtained.

第5図には、液体シンチレーションカウンタで放射線を
検出した場合における、クエンチングの影響によるエネ
ルギースペクトルの変化が示されている。ここにおい
て、横軸は放射線のエネルギーEを示し、また縦軸は各
エネルギーに対応するカウント値(計数値)が示されて
いる。
FIG. 5 shows a change in energy spectrum due to the effect of quenching when radiation is detected by the liquid scintillation counter. Here, the horizontal axis indicates the energy E of the radiation, and the vertical axis indicates the count value (count value) corresponding to each energy.

(A)及び(B)を比較すれば明らかなとおり、クエン
チングが強くなると、エネルギースペクトルがその核種
に応じて、エネルギーが低い方にシフトしている。この
結果、最低検出エネルギー以下のものも増加し、また全
体の計数値も低下するため、測定結果として得られる放
射能量に含まれる誤差が大きくなる。
As is clear from comparison between (A) and (B), as the quenching becomes stronger, the energy spectrum shifts to the lower energy side depending on the nuclide. As a result, those below the minimum detected energy also increase, and the total count value also decreases, so the error included in the amount of radioactivity obtained as a measurement result increases.

以上のように、液体シンチレーションカウンタを用いた
放射能測定方法では、クエンチングの問題があり、従来
においては、このクエンチングの問題を解消するため
に、以下のような方法がとられている。
As described above, the radioactivity measuring method using the liquid scintillation counter has a problem of quenching. Conventionally, in order to solve the problem of quenching, the following method has been adopted.

クエンチングによる計数値の低下を補正する方法として
は、従来から種々の方法がとられているが、ここでは外
部標準線源チャンネル比法及び効率トレーサ法について
説明する(効率トレーサ法については、例えば特開昭6
0−173489号公報参照)。
As a method for correcting the decrease in the count value due to quenching, various methods have been conventionally used, but here, the external standard radiation source channel ratio method and the efficiency tracer method will be described (for the efficiency tracer method, for example, JP-A-6
0-173489).

以下に外部標準線源チャンネル比法について説明する。The external standard source channel ratio method will be described below.

この外部標準線源チャンネル比法は、放射能量が分かっ
ていてクエンチングの異なるサンプル(被測定試料の液
体シンチレータに混ぜたもの)から補正曲線を作成し、
この補正曲線に基づいてクエンチングの補正を行うもの
である。この補正曲線は次のように作成される。
This external standard source channel ratio method creates a correction curve from samples with known radioactivity and different quenching (mixed in a liquid scintillator of the sample to be measured),
The quenching is corrected based on this correction curve. This correction curve is created as follows.

第6図に示すように、まずサンプルへ外部標準線源から
γ線を照射し、コンプトンスペクトルを得る。ここで、
コンプトンスペクトルは、周知のようにクエンチングに
依存してそのスペクトルが変化する。
As shown in FIG. 6, first, a sample is irradiated with γ-rays from an external standard radiation source to obtain a Compton spectrum. here,
As is well known, the spectrum of Compton spectrum changes depending on quenching.

そして、第7図に示すように、コンプトンスペクトルを
所定の割合で分割する閾値(Rγ)を求める。第7図に
おいては、この閾値(Rγ)はコンプトンスペクトルを
3対1に分割する値で定められている。なお、ここにお
いて、LLは、カットエネルギー値である(ESCR値
=K・Rγ)。
Then, as shown in FIG. 7, a threshold value (Rγ) for dividing the Compton spectrum at a predetermined ratio is obtained. In FIG. 7, this threshold value (Rγ) is defined as a value that divides the Compton spectrum into 3: 1. Here, LL is a cut energy value (ESCR value = K · Rγ).

そして、このRγ値に所定の乗数Kを乗じてESCR値
(External Standard Channel Ratio値)を求める。
Then, this Rγ value is multiplied by a predetermined multiplier K to obtain an ESCR value (External Standard Channel Ratio value).

このESCR値をクエンチングの異なる数々のサンプル
に対して求め、更にグラフ化したものが第8図に示す補
正曲線である。
This ESCR value is obtained for various samples with different quenching and is further graphed, which is the correction curve shown in FIG.

従って、クエンチングが不明で、かつ核種が既知の試料
に対しては、外部標準線源からその試料へγ線を照射し
てコンプトンスペクトルを得ることにより、上記ESC
R値が求められ、この求められたESCR値を第8図に
示す補正曲線に対応させることによりその縦軸である計
数効率(%)が求まる。
Therefore, for a sample whose quenching is unknown and whose nuclide is known, the ESC can be obtained by irradiating the sample with γ-rays from an external standard radiation source to obtain a Compton spectrum.
The R value is obtained, and the obtained ESCR value is associated with the correction curve shown in FIG. 8 to obtain the counting efficiency (%) which is the vertical axis thereof.

この計数効率は、クエンチングにより低下した計数値の
変化量を示すものであり、測定結果に対してこの計数効
率に基づく補正を行うことによりクエンチングが無いと
した場合の全計数値、すなわち放射能量を求めることが
できる。
This counting efficiency indicates the amount of change in the count value that has been reduced by quenching, and the total count value when there is no quenching by correcting the measurement result based on this counting efficiency, that is, the radiation The ability can be calculated.

次に、効率トレーサ法について説明する。Next, the efficiency tracer method will be described.

この効率トレーサ法は、核種が不明であってもそのクエ
ンチングを補正できるものであり、被測定試料を測定し
て得られたエネルギースペクトルから効率トレーサ曲線
を作成し、この効率トレーサ曲線を外挿することにより
全放射能量を求めるものである。以下に詳説する。
This efficiency tracer method can correct quenching even if the nuclide is unknown, and an efficiency tracer curve is created from the energy spectrum obtained by measuring the sample to be measured, and this efficiency tracer curve is extrapolated. By doing so, the total amount of radioactivity is obtained. The details will be described below.

まず、第9図に示すように、被測定試料を測定して得ら
れるエネルギースペクトルを複数のウインド、例えばW
1〜W6まで分割し、第10図に示すように各ウインド
の計数値の総和Lをプロットし、効率トレーサ曲線を得
る。ここで、第9図の斜線領域で示した部分は、光電子
増倍管で検出不可能なエネルギー領域の放射線を示すも
のであり、この領域を補正するために、第10図の効率
トレーサ曲線を延長させて外挿補正し、エネルギーレベ
ルが0の場合の計数率を求める。
First, as shown in FIG. 9, an energy spectrum obtained by measuring a sample to be measured is analyzed by a plurality of windows, for example, W.
1 to W6 are divided, and the sum L of the count values of each window is plotted as shown in FIG. 10 to obtain an efficiency tracer curve. Here, the shaded area in FIG. 9 indicates the radiation in the energy range that cannot be detected by the photomultiplier tube. In order to correct this area, the efficiency tracer curve in FIG. It is extended and extrapolated to obtain a count rate when the energy level is zero.

ここで、エネルギーレベルが0の位置は、検出限界値以
下なのでそのままでは特定化できないが、例えは標準サ
ンプルで予め測定を行い、この標準サンプルについて上
述同様の効率トレーサ曲線を作成し前記0レベルを求め
ることが可能である。
Here, the position where the energy level is 0 cannot be specified as it is because it is below the detection limit value. However, for example, a standard sample is preliminarily measured, and an efficiency tracer curve similar to the above is created for this standard sample to set the 0 level. It is possible to ask.

従って、核種が不明で、更にクエンチングの程度が不明
な試料に対しては、この効率トレーサ法に基づいて、効
率トレーサ曲線を作成し、更にそれを外挿補正すること
により全放射能量を求めることができる。
Therefore, for samples whose nuclide is unknown and whose degree of quenching is unknown, create an efficiency tracer curve based on this efficiency tracer method, and then extrapolate and correct it to obtain the total radioactivity. be able to.

以上のように、この効率トレーサ法によれば、試料の核
種が既知でなくとも、その放射線量の補正を行うことが
可能であるという利点を有する。
As described above, according to this efficiency tracer method, even if the nuclide of the sample is not known, its radiation dose can be corrected.

一方、外部標準線源チャンネル比法は、上述したように
核種が既知であることが要件とされるが、一般的に効率
トレーサ法よりその補正精度が良いという利点がある。
On the other hand, the external standard source channel ratio method requires that the nuclide be known as described above, but generally has an advantage that the correction accuracy is better than the efficiency tracer method.

[発明が解決しようとする課題] しかしながら、以上のように液体シンチレーションカウ
ンタを用いて放射能を測定する場合においては、上述し
たクエンチングの補正が必要であり、従来においては、
その測定される核種に応じて、適宜にそのクエンチング
の補正方法を選択していたが、その選択は一般的に高度
な知識を必要とし、更に煩雑であるという問題があっ
た。
[Problems to be Solved by the Invention] However, when the radioactivity is measured using the liquid scintillation counter as described above, the above-described quenching correction is necessary, and in the past,
Although the quenching correction method was appropriately selected according to the nuclide to be measured, there was a problem that the selection generally required a high degree of knowledge and was complicated.

従って、このようなことから、液体シンチレーションカ
ウンタを用いて放射能量を求める自動化された装置及び
その装置を実現させるための方法が要望されていた。
Accordingly, there has been a demand for an automated device for obtaining a radioactivity amount using a liquid scintillation counter and a method for realizing the device.

本発明は、上記従来の課題に鑑みなされたものであり、
その目的は、クエンチングの補正を人為的な判断によら
ず自動的に判別して最適な補正方法を用いて放射能量を
求めることのできる液体シンチレーションカウンタによ
る放射能測定方法を提供することにある。
The present invention has been made in view of the above conventional problems,
An object of the present invention is to provide a radioactivity measuring method using a liquid scintillation counter, which can automatically determine quenching correction without relying on artificial judgment and determine the radioactivity using an optimum correction method. .

[課題を解決するための手段] 上記目的を達成するために、本発明は、被測定試料を液
体シンチレータに混ぜて前記試料の放射能量を測定する
液体シンチレーションカウンタによる放射能測定方法に
おいて、外部標準線源から前記試料へγ線を照射して得
られるコンプトンスペクトルを所定の割合で分割する値
を示すESCR値を算出するESCR値算出工程と、前
記試料の測定で得られる放射線のエネルギースペクトル
を所定の割合で分割する値を示すSCCR値(Self Con
stant Channel Ratio値)を算出するSCCR値算出工
程と、予め設定された核種判定テーブルに前記ESCR
値及び前記SCCR値を対応させて、前記試料の核種を
判定する核種判定工程と、前記核種判定工程にて判定さ
れた核種に応じて、クエンチング補正の方法を選択する
適正補正選択工程と、前記適正補正選択工程にて外部標
準線源チャンネル比法が選択された場合に、予め各核種
毎に作成されたクエンチング補正曲線に従ってクエンチ
ング補正を行う補正曲線補正工程と、前記適正補正選択
工程にて効率トレーサ法が選択された場合に、試料の測
定で得られたエネルギースペクトルに基づいて効率トレ
ーサ曲線を作成し、この効率トレーサ曲線を外挿してク
エンチング補正を行う外挿補正工程と、を有し、試料の
核種を判定し、その判定結果に応じてクエンチング補正
方法を選択することを特徴とする。
[Means for Solving the Problems] In order to achieve the above object, the present invention provides a method for measuring radioactivity by a liquid scintillation counter, which mixes a sample to be measured with a liquid scintillator to measure the amount of radioactivity of the sample. An ESCR value calculating step of calculating an ESCR value indicating a value that divides a Compton spectrum obtained by irradiating the sample with γ-rays from a radiation source, and a predetermined energy spectrum of radiation obtained by the measurement of the sample. SCCR value (Self Con
The SCCR value calculation step of calculating the stant channel ratio value) and the ESCR value in the preset nuclide determination table.
A nuclide determination step of determining the nuclide of the sample in association with the value and the SCCR value, and an appropriate correction selection step of selecting a quenching correction method according to the nuclide determined in the nuclide determination step, A correction curve correction step of performing quenching correction according to a quenching correction curve previously created for each nuclide when the external standard source channel ratio method is selected in the appropriate correction selection step, and the appropriate correction selection step. In the case where the efficiency tracer method is selected in, an efficiency tracer curve is created based on the energy spectrum obtained in the measurement of the sample, and an extrapolation correction step of extrapolating the efficiency tracer curve to perform quenching correction, And determining the nuclide of the sample, and selecting a quenching correction method according to the determination result.

[作用] 上記構成によれば、SCCR値算出工程、及びESCR
値算出工程にて求められた2つの値を核種判定テーブル
に対応させることにより、測定される試料がどのような
核種であるのか判定される。
[Operation] According to the above configuration, the SCCR value calculation step and the ESCR
By correlating the two values obtained in the value calculation step with the nuclide determination table, it is possible to determine what nuclide the sample to be measured is.

そして、適正補正選択工程で上記判定された核種に応じ
て適切なクエンチング補正方法を選択できる。
Then, an appropriate quenching correction method can be selected according to the nuclide determined in the appropriate correction selection step.

ここで、例えば補正曲線が予め作成されている核種に対
しては、外部標準線源チャンネル比法が適用され、一
方、補正曲線が作成されていない核種については、効率
トレーサ法が適用される。
Here, for example, the external standard source channel ratio method is applied to the nuclide for which the correction curve is created in advance, while the efficiency tracer method is applied to the nuclide for which the correction curve is not created.

従って、操作者は、何ら人為的に補正方法を選択する必
要がなく、常に自動的に適正な補正を適用して放射能量
を求められる。
Therefore, the operator does not need to artificially select a correction method, and can always automatically apply an appropriate correction to obtain the amount of radioactivity.

[実施例] 以下、本発明の好適な実施例を図面に基づいて説明す
る。
[Embodiment] A preferred embodiment of the present invention will be described below with reference to the drawings.

第1図には、本発明に係る液体シンチレーションカウン
タによる放射能測定方法を適用した液体シンチレーショ
ンカウンタの構成が示されている。
FIG. 1 shows the configuration of a liquid scintillation counter to which the method for measuring radioactivity by the liquid scintillation counter according to the present invention is applied.

第1図において、被測定試料は液体シンチレータに混合
されてサンプル10として鉛シールド12の内部に配置
されている。ここで、鉛シールド12は、宇宙線や外部
からの放射線を遮蔽するためのものである。サンプル1
0を間に介して、2つの光電子増倍管A及びBが、その
受光面を対向させて前記サンプル10に近接配置されて
いる。
In FIG. 1, the sample to be measured is mixed with a liquid scintillator and placed as a sample 10 inside a lead shield 12. Here, the lead shield 12 is for shielding cosmic rays and radiation from the outside. Sample 1
Two photomultiplier tubes A and B are arranged close to the sample 10 with their light-receiving surfaces facing each other with 0 interposed therebetween.

図において14は、外部標準線源チャンネル比法を適用
させる場合の外部標準線源であり、本実施例においては
137Csが用いられており、ここからγ線が照射され
る。なお、この外部標準線14は、図示されていない駆
動手段にて駆動され、外部標準線源チャンネル比法を適
用する場合には、鉛シールドに形成された開口から内部
に挿入される。
In the figure, 14 is an external standard radiation source when the external standard radiation source channel ratio method is applied, and in this embodiment,
137 Cs is used, and γ rays are emitted from here. The external standard line 14 is driven by a driving means (not shown), and when the external standard line source channel ratio method is applied, the external standard line 14 is inserted inside through an opening formed in the lead shield.

光電子増倍管A及びBには高圧電源16から高圧の電圧
が供給されている。
A high voltage is supplied from the high voltage power supply 16 to the photomultiplier tubes A and B.

光電子増倍管A及びBからの出力は、それぞれパルス加
算回路18、及び高速同時計数回路20に入力されてい
る。
The outputs from the photomultiplier tubes A and B are input to the pulse addition circuit 18 and the high speed coincidence counting circuit 20, respectively.

パルス加算回路18は、光電子増倍管A及びBからの出
力を加算して、後述するマルチチャンネルアナライザー
に出力するものであり、サンプル10内における蛍光位
置によらずその蛍光を有効に検出するために、2つの光
電子増倍管A及びBからの出力が加算されている。
The pulse adder circuit 18 adds the outputs from the photomultiplier tubes A and B and outputs the result to a multi-channel analyzer described later, in order to effectively detect the fluorescence regardless of the fluorescence position in the sample 10. , The outputs from the two photomultiplier tubes A and B are added.

また、高速同時計数回路20は、2つの光電子増倍管か
らの出力が同時に入った場合にのみマルチチャンネルア
ナライザー22に検出信号を送るものであり、アンドゲ
ートと同様の機能をなしている。
The high-speed coincidence counting circuit 20 sends a detection signal to the multi-channel analyzer 22 only when the outputs from the two photomultiplier tubes are simultaneously input, and has the same function as the AND gate.

すなわち、液体シンチレーションカウンタによる放射線
の検出においては、一般的に、試料からの放射線が弱
く、このため蛍光が極めて小さく、光電子増倍管のノイ
ズレベルと同等又はそれ以下になる場合もあり、このよ
うなノイズの寄与を排除しつつ放射線の検出を行うため
に、この高速同時計数回路20が設けられている。
That is, in the detection of radiation by a liquid scintillation counter, generally, the radiation from the sample is weak, so that the fluorescence is extremely small, and the noise level of the photomultiplier tube may be equal to or lower than the noise level. This high-speed coincidence counting circuit 20 is provided in order to detect radiation while eliminating the contribution of noise.

前記パルス加算回路18から出力された信号は、マルチ
チャンネルアナライザー22に入力されており、このマ
ルチチャンネルアナライザー22は、前記高速同時計数
回路20からの同時計数確認信号が得られた場合にの
み、パルス加算回路18からのパルス信号を受け入れ
る。
The signal output from the pulse adder circuit 18 is input to the multi-channel analyzer 22, and the multi-channel analyzer 22 outputs the pulse only when the coincidence counting confirmation signal from the high-speed coincidence counting circuit 20 is obtained. The pulse signal from the adder circuit 18 is accepted.

従って、このマルチチャンネルアナライザー22では、
高速同時計数回路20からのパルスとパルス加算回路1
8からの放射線のエネルギーに応じた波高を有するパル
スと、が同時に得られた場合にのみその計数を行い、そ
の結果は各エネルギー値毎に積算され、エネルギースペ
クトルが得られる。
Therefore, in this multi-channel analyzer 22,
Pulse from high speed coincidence counting circuit 20 and pulse addition circuit 1
A pulse having a wave height corresponding to the energy of radiation from 8 and a pulse are obtained only when they are simultaneously obtained, and the result is integrated for each energy value to obtain an energy spectrum.

そして、得られたエネルギースペクトルの情報は、マイ
クロコンピュータ24に送られ、このマイクロコンピュ
ータ24にて、上述したクエンチングの補正が行われ
る。更に、その測定結果はプリンタ26に記録される。
Then, the obtained energy spectrum information is sent to the microcomputer 24, and the microcomputer 24 corrects the above-mentioned quenching. Further, the measurement result is recorded in the printer 26.

次に、第2図には、本発明に係る液体シンチレーション
カウンタによる放射能測定方法の各工程が示されてい
る。
Next, FIG. 2 shows each step of the method for measuring radioactivity by the liquid scintillation counter according to the present invention.

ここにおいて特徴的なことは、測定される核種に応じて
適切なクエンチング補正を行うために、核種判定工程
(S105)を設けたことである。そして、その核種判
定は、上述した補正曲線があるものに対してはその核種
の特定化が行われ、補正曲線が無いものに対しては低エ
ネルギー核種から高エネルギー核種かの核種判定が行わ
れる。
What is characteristic here is that a nuclide determination step (S105) is provided in order to perform appropriate quenching correction according to the nuclide to be measured. In the nuclide determination, the nuclide is specified for the one having the above-mentioned correction curve, and the nuclide determination from the low energy nuclide to the high energy nuclide is performed for the one having no correction curve. .

すなわち、上述したように、外部標準線源チャンネル比
法は、効率トレーサ法よりその補正精度が良いため、全
ての核種に対して適用することが好適であるが、その反
面、補正曲線作成には多大なる時間と手間が必要であ
り、このような前提の下に、補正曲線を作成する核種が
決定される。本実施例においては、低エネルギー核種で
あるH及び16Cの補正曲線が作成されている。また、
高エネルギー核種についてはエネルギースペクトルが高
エルギー側に多く分布するので、その効率トレーサ曲線
が平坦に近く、外挿補正しても誤差は少ないため、効率
トレーサ法が適用される。
That is, as described above, since the external standard radiation source channel ratio method has better correction accuracy than the efficiency tracer method, it is suitable to be applied to all nuclides. A great deal of time and effort is required, and on the basis of such a premise, the nuclide for which the correction curve is created is determined. In this embodiment, correction curves for 3 H and 16 C, which are low energy nuclides, are prepared. Also,
Since the energy spectrum of high-energy nuclides is mostly distributed on the high energy side, the efficiency tracer curve is almost flat, and the error is small even if extrapolation correction is performed, so the efficiency tracer method is applied.

ここで、まず、核種判定の方法について、第3図及び第
4図を用いて説明する。
Here, first, a nuclide determination method will be described with reference to FIGS. 3 and 4.

第3図には、核種判定テーブルが図示されている。FIG. 3 shows a nuclide determination table.

この核種判定テーブルは、上述したコンプトンスペクト
ルから求められるESCR値と、後述するSCCR値
と、の相関関係を示したものであり、この2つの値の交
点から具体的な核種が判定される。
This nuclide determination table shows the correlation between the ESCR value obtained from the Compton spectrum described above and the SCCR value described later, and a specific nuclide is determined from the intersection of these two values.

前記SCCR値は、第4図に示すように、測定されたエ
ネルギースペクトルを所定の割合で分割する閾値(R
β)に所定の乗数lを乗算したものである(SCCR値
=l・Rβ)。
As shown in FIG. 4, the SCCR value is a threshold value (R which divides the measured energy spectrum at a predetermined ratio).
β) multiplied by a predetermined multiplier 1 (SCCR value = 1 · Rβ).

ここで、(A)及び(B)に示すように、Rβ値は、核
種のスペクトルに依存して変動するものである。
Here, as shown in (A) and (B), the Rβ value fluctuates depending on the spectrum of the nuclide.

従って、第3図において、ESCR値はその核種におけ
るクエンチングによるコンプトンスペクトルの変化を示
し、一方、SCCR値はその核種のクエンチング及びそ
の核種自体に依存して変動する値である。
Therefore, in FIG. 3, the ESCR value shows the change in the Compton spectrum due to quenching in the nuclide, while the SCCR value is a value that varies depending on the quenching of the nuclide and the nuclide itself.

そして、補正曲線が作成された核種については、同時に
この核種判定テーブルにおいて判定曲線200を作成す
ることにより、ESCR値及びSCCR値の2つの値か
らその核種を特定化させることができる。例えば、第3
図において、ESCR値がaで、ECCR値がbの場合
には、判定点PからHが判定される。
For the nuclide for which the correction curve has been created, the nuclide can be specified from the two values of the ESCR value and the SCCR value by simultaneously creating the judgment curve 200 in this nuclide judgment table. For example, the third
In the figure, when the ESCR value is a and the ECCR value is b, 3 H is judged from the judgment point P.

なお、具体的に特定化されない核種については、高エネ
ルギー核種と低エネルギー核種とに分けて判定される。
つまり、後述するように、高エネルギー核種については
核種不明でも適用できる効率トレーサ法を適用させるた
めである。
Note that nuclides that are not specifically specified are classified into high-energy nuclides and low-energy nuclides.
That is, as will be described later, this is to apply the efficient tracer method applicable to high-energy nuclides even if the nuclide is unknown.

以上のように、この本実施例においては、この核種判定
テーブルで4つのグループに分けて判定されている。勿
論、核種判定曲線を第3図に示した14C及びH以外の
核種についても核種判定曲線を作成することが好適であ
り、更に具体的な核種の特定化を行うことが可能であ
る。
As described above, in this example, the nuclide determination table is divided into four groups for determination. Of course, it is preferable to create a nuclide determination curve for nuclides other than 14 C and 3 H shown in FIG. 3 as the nuclide determination curve, and it is possible to further specify a specific nuclide.

次に、再び第2図を用いて本発明に係る放射能測定方法
について説明する。
Next, the radioactivity measuring method according to the present invention will be described with reference to FIG. 2 again.

ステップ101では、サンプル10に対して外部標準線
源14からγ線を照射し、コンプトンスペクトルを求め
る。
In step 101, the sample 10 is irradiated with γ-rays from the external standard radiation source 14 to obtain a Compton spectrum.

ステップ102では、ステップ101で求められたコン
プトンスペクトルからESCR値を算出する。
In step 102, the ESCR value is calculated from the Compton spectrum obtained in step 101.

次に、ステップ103では、サンプル10の放射線エネ
ルギースペクトル測定が所定時間行われる。
Next, in step 103, the radiation energy spectrum measurement of the sample 10 is performed for a predetermined time.

ステップ104では、ステップ103で求められたエネ
ルギースペクトルから前述したSCCR値を算出する。
In step 104, the above-mentioned SCCR value is calculated from the energy spectrum obtained in step 103.

次に、ステップ105では、上記で求められたSCCR
値及びESCR値を第3図で示した核種判定テーブルに
対応させて核種の特定化を行う。なお、上述したよう
に、この核種の特定化は本実施例においては14C,
か、あるいは高エネルギー核種か低エネルギー核種かの
4つに分類される。
Next, in step 105, the SCCR obtained above is calculated.
The nuclide is specified by associating the value and the ESCR value with the nuclide determination table shown in FIG. As described above, the specification of this nuclide is 14 C, 3 H in this embodiment.
Or high energy nuclides or low energy nuclides.

ステップ106では、特定された核種が補正曲線がある
ものか否かが判断される。そして、補正曲線があるも
の、すなわち本実施例ではH及び14Cは、ステップ1
07に移行し、外部標準線源チャンネル比法の補正曲線
からクエンチングの補正が行われる。
In step 106, it is determined whether or not the identified nuclide has a correction curve. Then, if there is a correction curve, that is, 3 H and 14 C in this embodiment,
Moving to 07, quenching is corrected from the correction curve of the external standard source channel ratio method.

一方、ステップ106で補正曲線がないと判断された場
合には、ステップ108に移行し、ここで、低エネルギ
ー核種か高エネルギー核種かが判断される。
On the other hand, if it is determined in step 106 that there is no correction curve, the process proceeds to step 108, where it is determined whether the energy is a low energy nuclide or a high energy nuclide.

すなわち、高エネルギー核種は、効率トレーサ法に基づ
く補正を行った場合においても、その補正による誤差が
少ないため有効であるが、一方、低エネルギー核種につ
いては、エネルギースペクトルが低エネルギー側に多く
分布しているため、測定されていない未知量が大きく、
この結果、補正誤差が大きくなるため、低エネルギー核
種についてその判断が行われた場合にはステップ110
に移行し、補正がされていないままの計数結果がプリン
トアウトされる。しかしながら、H及び14C以外の低
エネルギー核種は極めて特殊なものであるため実際上補
正が行われない場合はまれである。
That is, high-energy nuclides are effective because the error due to the correction is small even when correction is performed based on the efficiency tracer method.On the other hand, for low-energy nuclides, the energy spectrum is mostly distributed on the low-energy side. Therefore, the unknown amount that has not been measured is large,
As a result, the correction error becomes large, and if the determination is made for the low energy nuclide, step 110 is performed.
Then, the counting result without correction is printed out. However, low-energy nuclides other than 3 H and 14 C are extremely special and rarely actually corrected.

ステップ108で、高エネルギー核種と判断されると、
ステップ109に移行する。このステップ109では、
効率トレーサ法に基づく効率トレーサ曲線が作成され、
更にその曲線の外挿によりクエンチングの補正が行われ
る。
If it is judged as a high energy nuclide in step 108,
Control goes to step 109. In this step 109,
An efficiency tracer curve based on the efficiency tracer method is created,
Further, the extrapolation of the curve corrects the quenching.

そして、ステップ107及びステップ109から、ステ
ップ110に移行し、補正された放射能量がプリントア
ウトされる。
Then, the process proceeds from step 107 and step 109 to step 110, and the corrected radioactivity is printed out.

以上のように、この方法によれば、外部標準線源チャン
ネル比法が適用できるものに対しては、優先的にその方
法を適用し、一方、外部標準線源チャンネル比法が適用
できない、すなわち補正曲線を有していない核種に対し
ては、低エネルギー核種か高エネルギー核種かを判断し
た上で、高エネルギー核種については効率トレーサ法を
適用するので、信頼性の高いかつ精度の良い放射能量の
測定を行うことができる。
As described above, according to this method, for the method to which the external standard source channel ratio method can be applied, the method is preferentially applied, while the external standard source channel ratio method cannot be applied, that is, For nuclides that do not have a correction curve, the low energy or high energy nuclide is judged, and the efficiency tracer method is applied for high energy nuclides, so reliable and accurate radioactivity Can be measured.

なお、補正曲線を有していない低エネルギー核種につい
ても、核種判定テーブルでの核種判定曲線を作成すると
共に、補正曲線を作成することにより、精度の高い外部
標準線源チャネル比法を適用できる。このように、所定
レベル以上の精度を保ちつつ、人為的な判断を必要とせ
ず簡便に核種の放射能量を測定できる。従って、従来に
おいて、煩雑化されていた補正処理が自動化され、診断
や研究における能率が高められるという効果を有する。
加えて、この方法によれば、液体シンチレーションカウ
ンタを用いた自動化された放射能測定装置を実現可能で
あり、放射能量の測定が要望されている分野において、
有益な装置を提供できる。
Even for a low-energy nuclide that does not have a correction curve, a highly accurate external standard source channel ratio method can be applied by creating a nuclide determination curve in the nuclide determination table and creating a correction curve. As described above, the radioactivity of the nuclide can be easily measured without requiring artificial judgment while maintaining the accuracy of a predetermined level or higher. Therefore, the correction process, which has been complicated in the past, is automated, and the efficiency in diagnosis and research is improved.
In addition, according to this method, it is possible to realize an automated radioactivity measuring device using a liquid scintillation counter, and in the field where the measurement of radioactivity is desired,
A useful device can be provided.

[発明の効果] 以上説明したように、本発明に係る液体シンチレーショ
ンカウンタによる放射能測定方法によれば、測定される
試料の核種に応じて、適正なクエンチング補正方法を選
択して適用できるので、クエンチング補正を常に精度良
く行うことができ、また簡便に行うことができる。
[Effects of the Invention] As described above, according to the radioactivity measuring method by the liquid scintillation counter of the present invention, an appropriate quenching correction method can be selected and applied according to the nuclide of the sample to be measured. The quenching correction can always be performed with high accuracy and can be performed easily.

【図面の簡単な説明】[Brief description of drawings]

第1図は本発明に係る方法を適用した液体シンチレーシ
ョンカウンタの構成を示すブロック図、 第2図は本発明に係る方法のフローチャート図、 第3図は核種判定テーブルを示す説明図、 第4図はエネルギースペクトルとそのスペクトルを所定
の割合で分割する閾値との関係を示す説明図、 第5図はクエンチングの影響を示す説明図、 第6図はコンプトンスペクトルを示す説明図、 第7図はコンプトンスペクトルを所定の割合で分割する
閾値を示す説明図、 第8図は補正曲線を示すグラフ、 第9図は効率トレーサ法を適用させる場合の各ウインド
を示す説明図、 第10図は効率トレーサ曲線を外挿して放射能量を求め
る場合を示す説明図である。 10…サンプル 14…外部標準線源 18…パルス加算回路 20…高速同時計数回路 22…マルチチャンネルアナライザー 24…マイクロコンピュータ
FIG. 1 is a block diagram showing a configuration of a liquid scintillation counter to which the method according to the present invention is applied, FIG. 2 is a flowchart diagram of the method according to the present invention, FIG. 3 is an explanatory diagram showing a nuclide determination table, and FIG. Is an explanatory diagram showing the relationship between the energy spectrum and a threshold value for dividing the spectrum at a predetermined ratio, FIG. 5 is an explanatory diagram showing the effect of quenching, FIG. 6 is an explanatory diagram showing a Compton spectrum, and FIG. 7 is FIG. 8 is an explanatory view showing a threshold value for dividing the Compton spectrum at a predetermined ratio, FIG. 8 is a graph showing a correction curve, FIG. 9 is an explanatory view showing each window when the efficiency tracer method is applied, and FIG. 10 is an efficiency tracer. It is explanatory drawing which shows the case where a curve is extrapolated and the radioactivity is calculated. 10 ... Sample 14 ... External standard radiation source 18 ... Pulse addition circuit 20 ... High-speed coincidence counting circuit 22 ... Multi-channel analyzer 24 ... Microcomputer

Claims (1)

【特許請求の範囲】[Claims] 【請求項1】被測定試料を液体シンチレータに混ぜて前
記試料の放射能量を測定する液体シンチレーションカウ
ンタによる放射能測定方法において、 外部標準線源から前記試料へγ線を照射して得られるコ
ンプトンスペクトルを所定の割合で分割する値を示すE
SCR値を算出するESCR値算出工程と、 前記試料の測定で得られる放射線のエネルギースペクト
ルを所定の割合で分割する値を示すSCCR値を算出す
るSCCR値算出工程と、 予め設定された核種判定テーブルに前記ESCR値及び
前記SCCR値を対応させて、前記試料の核種を判定す
る核種判定工程と、 前記核種判定工程にて判定された核種に応じて、クエン
チング補正の方法を選択する適正補正選択工程と、 前記適正補正選択工程にて外部標準線源チャンネル比法
が選択された場合に、予め各核種毎に作成されたクエン
チング補正曲線に従ってクエンチング補正を行う補正曲
線補正工程と、 前記適正補正選択工程にて効率トレーサ法が選択された
場合に、試料の測定で得られたエネルギースペクトルに
基づいて効率トレーサ曲線を作成し、この効率トレーサ
曲線を外挿してクエンチング補正を行う外挿補正工程
と、 を有し、 試料の核種を判定し、その判定結果に応じてクエンチン
グ補正方法を選択することを特徴とする液体シンチレー
ションカウンタによる放射能測定方法。
1. A radioactivity measurement method using a liquid scintillation counter in which a sample to be measured is mixed with a liquid scintillator to measure the radioactivity of the sample, and a Compton spectrum obtained by irradiating the sample with γ-rays from an external standard radiation source. E that indicates the value that divides the
An ESCR value calculating step of calculating an SCR value, an SCCR value calculating step of calculating an SCCR value indicating a value that divides the energy spectrum of the radiation obtained by the measurement of the sample at a predetermined ratio, and a preset nuclide determination table Corresponding the ESCR value and the SCCR value to the nuclide determination step of determining the nuclide of the sample, and a proper correction selection for selecting a quenching correction method according to the nuclide determined in the nuclide determination step. A correction curve correction step for performing quenching correction according to a quenching correction curve created in advance for each nuclide when the external standard source channel ratio method is selected in the appropriate correction selection step; When the efficiency tracer method is selected in the correction selection process, the efficiency tracer method is based on the energy spectrum obtained from the measurement of the sample. An extrapolation correction step of creating a line and extrapolating this efficiency tracer curve to perform quenching correction, and determining the nuclide of the sample, and selecting the quenching correction method according to the determination result. A method for measuring radioactivity using a liquid scintillation counter.
JP20088690A 1990-07-26 1990-07-26 Radioactivity measurement method by liquid scintillation counter Expired - Lifetime JPH068862B2 (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP20088690A JPH068862B2 (en) 1990-07-26 1990-07-26 Radioactivity measurement method by liquid scintillation counter

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP20088690A JPH068862B2 (en) 1990-07-26 1990-07-26 Radioactivity measurement method by liquid scintillation counter

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JPH0484795A JPH0484795A (en) 1992-03-18
JPH068862B2 true JPH068862B2 (en) 1994-02-02

Family

ID=16431884

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP20088690A Expired - Lifetime JPH068862B2 (en) 1990-07-26 1990-07-26 Radioactivity measurement method by liquid scintillation counter

Country Status (1)

Country Link
JP (1) JPH068862B2 (en)

Families Citing this family (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO2015019515A1 (en) * 2013-08-08 2015-02-12 三菱電機株式会社 Radiation measuring device
JP6258065B2 (en) * 2014-02-21 2018-01-10 株式会社日立製作所 Radiation measurement equipment

Also Published As

Publication number Publication date
JPH0484795A (en) 1992-03-18

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US4075480A (en) Quench determination in liquid scintillation counting systems
US4016418A (en) Method of radioactivity analysis
US3381130A (en) Method and apparatus for counting standardization in scintillation spectrometry
US3715584A (en) Method and apparatus for evaluating the degree of quenching in scintillation spectrometry
US4904871A (en) Method of determining radioactivity of low energy beta rays
JPH03123881A (en) Method and apparatus for analyzing gamma ray nuclide
US4283625A (en) X-Ray fluorescence analysis
CN109031388B (en) System and method for absolute measurement of radon concentration in water
JPH068862B2 (en) Radioactivity measurement method by liquid scintillation counter
EP0324178B1 (en) Method and apparatus for measuring radioactivity
US4151412A (en) Method and apparatus for automatic spectrum scanning in a proportional counter
US4060728A (en) Method of measuring the disintegration rate of beta-emitting radionuclide in a liquid sample
JP3231219B2 (en) Liquid scintillation counter
Bonner et al. The elastic scattering of fast neutrons by deuterons
JP2706990B2 (en) Method for determining radioactivity and liquid scintillation counter
EP0181923B1 (en) Quench, volume and activity determinations in a liquid scintillation flow system
RU2159451C2 (en) Gamma-spectrometry technique
Poenitz et al. Investigation of the Prompt-Neutron Spectrum for Spontaneously-Fissioning 252Cf
JPH0723876B2 (en) Radiation analyzer
Douglas Use of 155Eu in the Measurement of Gd L Subshell Yields
Chastel et al. A convenient calibration technique for neutron detectors
Goumnerova et al. A more accurate determination of the atmospheric concentrations of radon daughters by an α-spectrometric extrapolation method
JPS60113135A (en) Apparatus for nondestructive measurement of concentration
JP3728220B2 (en) Γ-ray sensitivity test method for proportional counter neutron detector
Prawirosoehardjo Energy Levels of Br 81 Populated by the Decay of Se 8 1 m and Se 81

Legal Events

Date Code Title Description
R250 Receipt of annual fees

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250

R250 Receipt of annual fees

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250

FPAY Renewal fee payment (prs date is renewal date of database)

Free format text: PAYMENT UNTIL: 20110202

Year of fee payment: 17

EXPY Cancellation because of completion of term
FPAY Renewal fee payment (prs date is renewal date of database)

Year of fee payment: 17

Free format text: PAYMENT UNTIL: 20110202