WO2014041836A1 - 放射能分析装置 - Google Patents

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WO2014041836A1
WO2014041836A1 PCT/JP2013/060750 JP2013060750W WO2014041836A1 WO 2014041836 A1 WO2014041836 A1 WO 2014041836A1 JP 2013060750 W JP2013060750 W JP 2013060750W WO 2014041836 A1 WO2014041836 A1 WO 2014041836A1
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WO
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radiation
analysis
radiation detector
energy
deterioration
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Application number
PCT/JP2013/060750
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English (en)
French (fr)
Inventor
哲史 東
真照 林
西沢　博志
仲嶋　一
猪又　憲治
中西　正一
俊英 相場
Original Assignee
三菱電機株式会社
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Publication date
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    • G—PHYSICS
    • G01—MEASURING; TESTING
    • G01T—MEASUREMENT OF NUCLEAR OR X-RADIATION
    • G01T1/00—Measuring X-radiation, gamma radiation, corpuscular radiation, or cosmic radiation
    • G01T1/16—Measuring radiation intensity
    • G01T1/20—Measuring radiation intensity with scintillation detectors
    • G01T1/202—Measuring radiation intensity with scintillation detectors the detector being a crystal
    • G—PHYSICS
    • G01—MEASURING; TESTING
    • G01T—MEASUREMENT OF NUCLEAR OR X-RADIATION
    • G01T7/00—Details of radiation-measuring instruments
    • G01T7/005—Details of radiation-measuring instruments calibration techniques
    • G—PHYSICS
    • G01—MEASURING; TESTING
    • G01T—MEASUREMENT OF NUCLEAR OR X-RADIATION
    • G01T1/00—Measuring X-radiation, gamma radiation, corpuscular radiation, or cosmic radiation
    • G01T1/16—Measuring radiation intensity
    • G01T1/24—Measuring radiation intensity with semiconductor detectors

Definitions

  • the present invention relates to a radioactivity analyzer, and more particularly, to an apparatus provided with a system for diagnosing the deterioration state of a radiation detector.
  • Radioactivity analyzers are devices that detect radiation emitted from radionuclides contained in measurement samples such as food, measure their energy and intensity, and perform radionuclide identification and quantitative analysis. Is required to have high accuracy and stability.
  • Patent Document 1 a method of realizing relatively good energy resolution by unfolding using a response function that is a kind of inverse problem calculation, identifying nuclides, and estimating the contribution of each nuclide to the total dose. Is disclosed.
  • Patent Document 2 discloses a method for correcting blurring of a radiographic image by unfolding using a response function selected for each energy.
  • radioactivity analyzers it has been known that the energy resolution and detection efficiency are reduced due to deterioration of the radiation detector over time, and therefore the accuracy of radionuclide identification and quantitative analysis is deteriorated.
  • An object of the present invention is to provide a radioactivity analyzer equipped with a system that can easily estimate the deterioration state of a radiation detector.
  • one aspect of the present invention is a radioactivity analyzer for analyzing a radionuclide contained in a measurement sample, A radiation detector that detects the measurement radiation emitted from the measurement sample, and a radiation analysis unit that analyzes the measurement radiation based on the output of the radiation detector;
  • the radiation analysis department A pulse height analysis means for extracting a pulse height distribution from a pulse signal corresponding to the radiation to be measured, output from the radiation detector;
  • Inverse problem calculation means for performing an inverse problem calculation on the extracted pulse wave height distribution and extracting the energy spectrum of the measured radiation;
  • Deterioration diagnosis means for diagnosing the deterioration state of the radiation detector based on the extracted energy spectrum.
  • the deterioration diagnosis unit diagnoses the deterioration state of the radiation detector by analyzing noise generated in the extracted energy spectrum.
  • the deterioration diagnosis unit diagnoses the deterioration state of the radiation detector based on the noise generation rate in the extracted energy spectrum.
  • the radiation analysis unit further includes automatic correction means for compensating for fluctuations in the signal amplification factor of the output pulse signal,
  • the automatic correction means preferably shifts the extracted energy spectrum along the energy axis in accordance with the gain fluctuation value of the radiation detector calculated based on the extracted pulse wave height distribution.
  • the radiation analysis unit further includes response function calculation means for calculating a response function of a radiation detector used for inverse problem calculation.
  • the deterioration diagnosis means calculates a deterioration progress level according to the deterioration state of the radiation detector
  • the response function calculation means preferably calculates a response function corresponding to the calculated deterioration progress level.
  • the radiation detector is a scintillation detector having a radiation detection unit that detects the measurement radiation and generates scintillation light, and a photoelectric conversion unit that photoelectrically converts the scintillation light
  • the response function calculation means is a radiation behavior analysis for analyzing the behavior of the radiation to be measured until the energy is applied to the radiation detection section after being released by the radionuclide, or after the radiation behavior analysis and generation at the radiation detection section, It is preferable to calculate the response function based on at least one of the analysis combined with the light behavior analysis for analyzing the behavior of the scintillation light until it reaches the photoelectric conversion portion and is photoelectrically converted.
  • the radiation detector has a radiation detection unit that detects the radiation to be measured and generates charge carriers by ionization
  • the response function calculation means is a radiation behavior analysis for analyzing the behavior of the radiation to be measured after the release by the radionuclide until the energy is applied to the radiation detection unit, or the radiation behavior analysis and the charge carrier in the radiation detection unit. It is preferable to calculate the response function based on at least one of the analysis combined with the generation process analysis.
  • the radiation analysis unit preferably further includes a nuclide quantitative calculation unit that performs at least one of identification or quantitative analysis of the radionuclide contained in the measurement sample based on the output of the inverse problem calculation unit.
  • the deterioration state of the radiation detector can be easily estimated by combining the inverse problem calculation means and the deterioration diagnosis means. Therefore, the user can replace the radiation detector at an appropriate time according to the calculated deterioration progress level, and the cost can be reduced.
  • the deterioration state of the radiation detector can be known with high accuracy, the radiation detector in a deteriorated state is not used by the user, and therefore, the radioactivity analysis is performed with high analysis accuracy secured. be able to.
  • FIG. 2A is an explanatory diagram of a change due to deterioration of the extracted wave height distribution
  • FIG. 2B is an explanatory diagram of the result of the inverse problem calculation of FIG. 2A. It is explanatory drawing about the example of the determination method of a noise integration range. It is a block diagram of the radioactivity analyzer by Embodiment 2 of this invention. It is explanatory drawing about the amplification factor fluctuation
  • FIG. 1 is an explanatory diagram of a change due to deterioration of the extracted wave height distribution
  • FIG. 2B is an explanatory diagram of the result of the inverse problem calculation of FIG. 2A. It is explanatory drawing about the example of the determination method of a noise integration range. It is a block diagram of the radioactivity analyzer by Embodiment 2 of this invention. It is explanatory drawing about
  • FIG. 7 is an explanatory diagram of the shift of the energy spectrum by the automatic correction unit, and FIGS. 7A to 7C correspond to the initial state, 10 days, and 20 days, respectively, of FIG.
  • It is a block diagram of the radioactivity analyzer by Embodiment 3 of this invention. It is explanatory drawing about the response function according to a deterioration progress level. It is a flowchart which shows the calculation method of the deterioration progress level by Embodiment 3 of this invention.
  • FIGS. 11A and 11B are schematic diagrams showing energy spectra extracted from the same pulse wave height distribution using response functions corresponding to different deterioration progress levels.
  • It is a block diagram of the radioactivity analyzer by Embodiment 4 of this invention. A list of major natural radionuclides is shown.
  • FIG. FIG. 1 is a configuration diagram of a radioactivity analyzer according to Embodiment 1 of the present invention.
  • the radioactivity analyzer 100 outputs the radiation detector 2 that detects the radiation 101 (measurement radiation) emitted from the measurement sample 1, the shield 3 that stores the measurement sample 1, and the outputs of the radiation detector 2.
  • a radiation analysis unit 10 for analysis and a display unit 18 including, for example, a liquid crystal display or the like are provided.
  • the radiation analysis unit 10 includes a signal amplification unit 11, a wave height analysis unit 12, an inverse problem calculation unit 13, a response function calculation unit 14, a deterioration diagnosis unit 15, a nuclide quantitative calculation unit 16, a nuclide analysis database 17, and the like.
  • the signal amplifying unit 11 includes, for example, a preamplifier, a waveform shaping amplifier, and the like.
  • the wave height analysis unit 12 is configured by, for example, a multiple wave height analyzer.
  • the inverse problem calculating part 13, the response function calculating part 14, the deterioration diagnostic part 15, the nuclide quantitative calculation part 16, and the nuclide analysis database 17 are comprised by the single or several microprocessor, for example.
  • the radiation detector 2 includes a radiation detection unit that detects the radiation 101 and the like.
  • the radiation detector 2 is a scintillation detector
  • the radiation detector is made of a scintillation material or the like.
  • a scintillation material is a material that generates fluorescence (scintillation light) when a constituent molecule is excited by energy applied from radiation and returns to a ground state. Such energy is imparted by interaction between radiation and scintillation material such as photoelectric absorption, Compton effect, and electron pair generation. Therefore, when the radiation 101 emitted from the measurement sample 1 enters the scintillation detector, scintillation light having a wavelength unique to the scintillation material is generated.
  • the scintillation detector has a photocathode (photoelectric conversion unit) that photoelectrically converts the generated scintillation light. Then, the scintillation detector outputs the charge photoelectrically converted by the photoelectric conversion unit as a pulse signal.
  • photocathode photoelectric conversion unit
  • the radiation detector 2 when the radiation detector 2 is a semiconductor detector, a reverse bias voltage is applied between the n-type semiconductor and the p-type semiconductor constituting the electrode, and a depletion layer generated by the reverse bias voltage causes the radiation detector to Constitute.
  • the radiation 101 emitted from the measurement sample 1 enters the semiconductor detector, electron-hole pairs are generated by the ionizing action of the radiation. Then, electrons and holes move to the electrodes, respectively, and the semiconductor detector outputs a pulse signal.
  • the shield 3 may be made of a material having a high radiation shielding capability, for example, lead or iron, preferably lead, and a shield made of copper or the like may be provided inside.
  • the shield 3 shields natural radiation.
  • natural radiation includes radiation emitted from natural radionuclides existing in the surrounding environment and cosmic rays.
  • the shield 3 preferably has a thickness of about 15 cm or more. In this case, natural radiation is sufficiently shielded, and the radiation detector 2 can efficiently detect only the radiation 101 emitted from the measurement sample 1.
  • the shield 3 is provided with an opening / closing port for replacing the measurement sample 1 and an insertion hole for installing the radiation detector 2.
  • the signal amplification unit 11 performs amplification according to a preset amplification factor, signal shaping, and the like on the pulse signal output from the photoelectric conversion unit, which is the output of the radiation detector 2.
  • the wave height analysis unit 12 performs a pulse wave height analysis on the output of the signal amplification unit 11 and extracts a pulse wave height distribution. Specifically, the pulse height analysis unit 12 AD-converts and outputs the peak value of, for example, a pulse having a peak value equal to or greater than a predetermined value from the pulse signal amplified by the signal amplification unit 11.
  • the extracted pulse wave height distribution includes not only pure energy information of the radiation 101 emitted from the measurement sample 1 but also photoelectric absorption, Compton effect, and electron pair generation between the radiation 101 and the radiation detector 2 and the shield 3.
  • the influence by the interaction of etc. is included. Therefore, a total absorption peak, a Compton continuous part, an escape peak, etc. appear in the extracted pulse height distribution.
  • the statistics of the amount of charge generated when the detector 2 is applied with energy is added due to the variation. Therefore, energy resolution (for example, defined by the half width of the peak portion of the pulse height distribution) is lowered. In this case, there arises a problem that the accuracy of identification and quantitative analysis of the radionuclide contained in the measurement sample 1 deteriorates.
  • the output of the wave height analyzer 12 is input to the inverse problem calculator 13.
  • the inverse problem calculation unit 13 calls the response function calculated by the response function calculation unit 14, and performs an inverse problem calculation on the pulse wave height distribution using the response function.
  • M is the pulse wave height distribution
  • R is the response function
  • S is the energy spectrum from which the influence of the interaction of the radiation 101 is eliminated
  • Equation 1 is established.
  • Formula 2 which becomes inverse transformation is calculated, and the energy spectrum S is extracted.
  • R ⁇ 1 is an inverse matrix of the response function.
  • an energy spectrum S including only energy information of the radiation 101 emitted from the measurement sample 1 can be extracted from the pulse height distribution M. That is, in the energy spectrum S, the influence due to the interaction and the influence due to the statistical variation described above are excluded.
  • the energy information of the radiation 101 can be accurately known, and the accuracy of identification and quantitative analysis of the radionuclide contained in the measurement sample 1 is improved. Then, the extracted energy spectrum is output to the degradation diagnosis unit 15 and the nuclide quantitative calculation unit 16.
  • the response function calculation unit 14 calculates the response function of the radiation detector 2.
  • the response function calculation unit 14 may have a database that stores the calculated response function.
  • a database can be constituted by a memory connected to a microprocessor constituting the response function calculation unit 14, for example. Then, the response function calculation unit 14 outputs the calculated response function in response to the call from the inverse problem calculation unit 13.
  • the response function is a pulse height distribution that is output when only radiation having a single energy is incident on the radiation detector 2.
  • the response function is determined by the type, size, and shape of the radiation detector 2 and the measurement system in which the detector 2 is installed. For example, Monte Carlo transport for radiation behavior analysis such as EGS5 (ElectronElectroGamma shower ver.5).
  • EGS5 ElectroElectroGamma shower ver.5
  • a response function excluding the energy resolution inherent to the detector 2 can be calculated by the calculation code. Alternatively, the response function can be calculated experimentally.
  • the response function needs to be from the lowest energy of radiation that can be detected by the radiation detector 2 to the maximum energy of radiation that may exist in the system.
  • the maximum energy of the response function is about 2 MeV to about 3 MeV.
  • the energy width determined by an arbitrary number of divisions from the lowest energy to the highest energy is the energy resolution of the energy spectrum obtained by the inverse problem calculation. For example, when the minimum energy of a response function is 0 MeV, the maximum energy is 3 MeV, and the number of divisions is 300, the energy width is 10 keV, so the energy resolution of the energy spectrum obtained by the inverse problem calculation unit 13 is 10 keV.
  • coupled analysis is used that combines radiation behavior analysis by EGS5 and the like and radiation behavior analysis of scintillation light until the energy applied by the radiation detector 2 is converted into electric charge.
  • EGS5 radiation behavior analysis
  • radiation behavior analysis of scintillation light until the energy applied by the radiation detector 2 is converted into electric charge.
  • the energy resolution inherent to the detector 2 is determined by the amount of charge when the generated scintillation light is photoelectrically converted.
  • the larger the amount of charge the smaller the statistical variation, and thus a high energy resolution can be obtained.
  • the radiation behavior analysis the behavior until the radiation emitted by the radionuclide gives energy to the radiation detector of the radiation detector is analyzed.
  • this analysis first, attenuation, absorption, etc. due to interactions such as photoelectric absorption, Compton effect, and electron pair generation in the measurement sample are calculated.
  • the radiation emitted from the radionuclide attenuates exponentially in the measurement sample, for example, and the index can be determined by the interaction between the radiation and the material constituting the measurement sample 1.
  • the radiation emitted from the measurement sample 1 is (1) directly incident on the radiation detection unit to give all energy, and (2) is detected after being scattered, reflected, absorbed, etc. by the shield 3. (3) A part of the energy is applied to the radiation detection unit, and the radiation corresponding to the remaining energy is scattered and emitted to the outside of the radiation detection unit. It happens with probability. Therefore, in the radiation behavior analysis, secondly, the interaction between the radiation and each optical material constituting the shield and the radiation detector 2 is calculated.
  • the behavior of the scintillation light from the generation at the radiation detection unit to the photoelectric conversion unit until photoelectric conversion is analyzed.
  • the loss due to light attenuation, scattering, reflection, absorption, etc. accompanying transmission of scintillation light is calculated.
  • the above radiation behavior analysis and the radiation detector A response function is calculated by an analysis combined with an analysis of the charge carrier generation process.
  • the loss of the generated charge carrier due to recombination accompanying the movement to the electrode is calculated.
  • the nuclide quantitative calculation unit 16 calls data specific to the radionuclide stored in the nuclide analysis database 17 and performs identification and quantitative analysis of the radionuclide based on the energy spectrum output from the inverse problem calculation unit 13.
  • the radionuclide is identified and quantitatively analyzed by calculating the count value of the energy region corresponding to the data called from the nuclide analysis database 17 in the extracted energy spectrum.
  • the nuclide analysis database 17 stores data including the energy of the radiation emitted by the radionuclide and the emission ratio. For example, when the radionuclide is cesium-137, data such as 662 keV for the energy of the emitted ⁇ -ray and 85% for the emission ratio is stored.
  • the nuclide is identified by comparing the energy range (660 keV or more and 670 keV or less) of the energy region counted in the energy spectrum with the energy data (662 keV) of cesium-137 called from the nuclide analysis database 17.
  • the radionuclide can be quantitatively analyzed from the count value of the energy region and the release rate data called from the nuclide analysis database 17. Then, the calculation result of the nuclide quantitative calculation unit 16, that is, the result of the identified nuclide and the result of the quantitative analysis are output to the display unit 18.
  • FIG. 2A is an explanatory diagram of a change due to deterioration of the extracted wave height distribution
  • FIG. 2B is an explanatory diagram of the result of the inverse problem calculation of FIG. 2A.
  • a solid line indicates a state where the radiation detector 2 is deteriorated
  • a broken line indicates a state where there is no deterioration.
  • the deterioration phenomenon is basically deterioration that occurs over time, but the deterioration is accelerated according to the use environment and the like.
  • the radiation detector 2 is a NaI (Tl) scintillation detector or the like
  • the NaI (Tl) crystal constituting the radiation detection unit of the radiation detector 2 is likely to be discolored and deliquescent due to moisture present in the air. . Therefore, the ratio of the generated scintillation light that reaches the photoelectric conversion unit decreases, and the amount of light converted into electric charges decreases.
  • the higher the amount of photoelectrically converted charge the higher the energy resolution. Therefore, since the amount of light converted into electric charges decreases due to the deterioration of the detector 2, as can be seen from the pulse wave height distribution shown in FIG. 2 (a), the energy resolution is lower than when there is no deterioration.
  • the deterioration diagnosis unit 15 diagnoses the deterioration state of the radiation detector 2 based on the energy spectrum extracted by the inverse problem calculation unit 13, and determines the replacement time of the detector 2 that is necessary due to a certain degree of deterioration. calculate.
  • the response function of the radiation detector 2 in an undegraded state for example, the initial state is applied.
  • the inverse problem calculation is performed on the radiation detector 2 in a state where there is no deterioration, the inverse problem calculation is correctly performed. Therefore, noise is detected at both ends of the energy region to be detected in the extracted energy spectrum. Does not occur. Therefore, it can be said that the generated 22a and 22b are obtained by extracting only the deterioration factor of the radiation detector 2. Moreover, it means that deterioration of a radiation detector is progressing, so that the generation amount of noise is large.
  • FIG. 3A to FIG. 3C are explanatory diagrams for an example of a method for determining a noise integration range.
  • a predetermined amount for example, ⁇ 30 keV as shown in the figure, is obtained from the value of the median energy E c of the energy region 21 to be detected. This range can be set as the noise integration range.
  • Such a predetermined amount can be determined based on the characteristics of the radiation detector 2, the signal amplification unit 11, and the pulse height analysis unit 12.
  • the count value is a predetermined threshold (see FIG. 3 (b) an intermediate energy values of the median energy of predetermined energy range 26 reference numeral 27) is at least, may be an upper limit value E u of the noise integration range.
  • an intermediate energy values of the median energy of predetermined energy range 26 reference numeral 27 may be an upper limit value E u of the noise integration range.
  • the predetermined energy region 26 a region closest to the energy region 21 to be detected can be selected.
  • the lower limit value E d may be selected such that the intermediate energy value between the upper limit value E u and the lower limit value E d becomes the median energy value E c of the detection target energy region 21. it can.
  • the lower limit value E d can be determined first, and the upper limit value E u can be determined.
  • the total energy range detectable by the detector 2 can be set as the noise integration range.
  • noise generation ratio the ratio of the value obtained by integrating the noise count values calculated by the methods of FIGS. 3A to 3C to the count value in the energy region to be detected.
  • the calculated noise generation rate is made to correspond to the deterioration progress level specified in advance and the number of days (standard) until replacement.
  • the deterioration progress level can be defined in four stages as shown in Table 1 below.
  • the deterioration progress level may be a continuous value, and the number of days until the replacement may be a continuous value corresponding thereto.
  • the deterioration progress level may be set in two stages of 0 or 1, and may be displayed on the display unit 18 as, for example, ⁇ (requires no replacement) or ⁇ (requires replacement).
  • the display unit 18 displays the deterioration progress level of the radiation detector 2 output by the deterioration diagnosis unit 15 and the number of days until replacement, and the nuclide quantitative calculation unit 16. The output nuclide identification results and quantitative analysis results are displayed.
  • the inverse problem calculation unit 13 and the deterioration diagnosis unit 15 are combined to eliminate, for example, the inverse problem in a state in which characteristics unique to the radiation detector 2 are excluded. Only the deterioration factor of the radiation detector can be easily extracted based on the amount of noise generated in the energy spectrum extracted by the calculation. Therefore, the degree of deterioration of the radiation detector 2 can be calculated as the deterioration progress level, and the deterioration state of the detector 2 can be easily estimated. Thereby, the user can replace the radiation detector 2 at an appropriate time according to the calculated deterioration progress level, and the cost can be reduced.
  • the radiation detector 2 may deteriorate depending on the usage environment.
  • the radiation detector 2 is a NaI (Tl) scintillation detector as described above, discoloration and deliquescence are likely to occur in the NaI (Tl) crystal especially in a high temperature and high humidity environment.
  • the drop in the detection accuracy of the radiation detector 2 before the regular replacement that occurred was not accurately known.
  • the radioactivity analyzer 100 of the present embodiment since the deterioration state of the radiation detector 2 can be known with high accuracy, the radiation detector 2 in a deteriorated state is not used, and therefore high analysis accuracy is achieved. Radioactivity analysis can be performed in a secured state.
  • the response function in the calculation of the response function, an analysis combining the radiation behavior analysis by EGS5 and the like and the light behavior analysis is used, and the response function is calculated in consideration of the energy resolution inherent in the radiation detector 2. can do. Therefore, the response function can be further adapted to the shape of the extracted pulse wave height distribution, and the analysis accuracy of the radioactivity analysis can be further improved.
  • FIG. FIG. 4 is a configuration diagram of a radioactivity analyzer according to Embodiment 2 of the present invention.
  • the radioactivity analyzer 200 according to the present embodiment includes an automatic correction unit for the radiation analysis unit 20 to compensate for fluctuations in the signal amplification factor that occurs in the output pulse signal due to deterioration of the radiation detector 2 over time. 19 is different from the radioactivity analyzer 100 according to the first embodiment only.
  • the automatic correction unit 19 is composed of, for example, a single or a plurality of microprocessors.
  • the outputs of the wave height analysis unit 12 and the inverse problem calculation unit 13 are input to the automatic correction unit 19, and the energy spectrum output from the automatic correction unit 19 is input to the deterioration diagnosis unit 15 and the nuclide quantitative calculation unit 16. Entered.
  • the output of the radiation detector 2 changes when the surrounding environment has a large temperature change, a temperature change of the measuring device, etc.
  • the signal amplification factor of the signal varies.
  • the measurement is performed using a calibration radioactive substance that emits radiation having a known energy. Then, energy calibration is performed to relate the measured pulse peak value to the radiation energy.
  • the gain fluctuation value is a value obtained by quantifying fluctuations in the gain of the pulse signal due to deterioration over time. Note that the gain variation value is 1 if there is no gain variation due to deterioration of the radiation detector 2 over time.
  • the automatic correction unit 19 derives the relationship between the measured pulse peak value and the energy of the radiation from the pulse height distribution extracted by the pulse height analysis unit 12 while the radiation detector 2 is in use, and the variation in the amplification factor described above. Calculate the value.
  • FIG. 6 is an explanatory diagram of an example of the change over time of the gain variation value in the 20-day measurement.
  • a broken line shows that there is no fluctuation
  • the solid line indicates that the amplification factor fluctuation value has changed such that the amplification factor is 80% on the 10th day and the amplification factor is 120% on the 20th day.
  • FIG. 7 is an explanatory diagram of the shift of the energy spectrum by the automatic correction unit.
  • the amplification factor fluctuation value is 1
  • the radiation having the predetermined energy is not detected between the corresponding energy regions E2-E3, but is detected in an erroneous energy region.
  • FIGS. 7 (b) and 7 (c) for example, between incorrect energy regions E1-E2 and between E3-E4, corresponding to the gain fluctuation values on the 10th and 20th days in FIG. Detected.
  • the automatic correction unit 19 shifts the energy spectrum along the energy axis using the calculated gain variation value. Accordingly, for example, radiation having a predetermined energy is not shown in the wrong energy regions E1-E2 and E3-E4 shown on the left side of FIGS. 7B and 7C, but in FIGS. It is detected in the energy region E2-E3 that should be detected on the right side of FIG. 7 (c).
  • the shift of the energy spectrum is performed, for example, by dividing the energy axis numerical data of the energy spectrum output from the inverse problem calculation unit 13 by the amplification factor fluctuation value calculated by the automatic correction unit 19.
  • the deterioration diagnosis unit 15 performs the same processing as in the first embodiment, that is, calculates the deterioration progress level of the radiation detector 2 based on the energy spectrum shifted by the automatic correction unit 19.
  • the nuclide quantitative calculation unit 16 performs identification and quantitative analysis of the radionuclide contained in the measurement sample 1.
  • the automatic correction unit 19 can measure the shift amount of the shift along the energy axis of the energy spectrum.
  • the energy spectrum output from the automatic correction unit 19 is output to the degradation diagnosis unit 15. If the shift amount measured at the same time is output at this time, the degradation diagnosis unit 15 uses the shift amount as a basis. It is possible to calculate the deterioration progress level. Further, the deterioration diagnosis unit 15 may measure the shift amount.
  • the automatic correction unit 19 calculates an amplification factor fluctuation value from the extracted energy spectrum, and automatically shifts the energy spectrum along the energy axis based on the amplification factor fluctuation value. Therefore, even when the signal amplification factor of the pulse signal fluctuates due to the deterioration of the radiation detector 2 over time, the deterioration progress level is calculated in the deterioration diagnosis unit 15, the nuclide is identified in the nuclide quantitative calculation unit 16, and the quantitative analysis Therefore, high analysis accuracy is ensured.
  • the automatic correction unit 19 automatically shifts the energy spectrum in accordance with the usage state of the radiation detector 2. As a result, it is not necessary to perform unnecessary inspections or the like on the radiation detector that does not require elimination of deterioration over time, and the cost can be reduced by the user.
  • the calibration work is automated, and therefore a calibration error is unlikely to occur. Furthermore, the calibration work can be performed without a separate device for the calibration work.
  • FIG. FIG. 8 is a configuration diagram of a radioactivity analyzer according to Embodiment 3 of the present invention.
  • the difference between the radioactivity analyzer 300 according to the present embodiment and the radioactivity analyzer 200 according to the second embodiment is indicated by an arrow from the degradation diagnosis unit 15 to the inverse problem calculation unit 13 in FIG. That is, in the present embodiment, the inverse problem calculation unit 13 performs the inverse problem calculation with a three-dimensional response function to which the deterioration progress level output from the deterioration diagnosis unit 15 is added, and extracts the energy spectrum. Different from the radioactivity analyzer 200 according to the second embodiment.
  • the inverse problem calculation unit 13 accurately performs the inverse problem calculation. It may not be possible to solve it. In this case, there is a problem that the accuracy of calculation of deterioration progress, identification of nuclides, and accuracy of quantitative analysis are lowered.
  • FIG. 9 is an explanatory diagram of a response function corresponding to the deterioration progress level.
  • the response function calculation unit 14 calculates a three-dimensional response function R using the charge amount L, the incident radiation energy E, and the deterioration progress level D as arguments, and outputs the response function R in response to the call of the inverse problem calculation unit 13. .
  • the three-dimensional response function R changes according to the deterioration progress level, and therefore, the energy resolution corresponding to the deterioration state of the radiation detector 2 is taken into consideration.
  • the response function corresponding to the degradation progress level is combined with a Monte Carlo transport calculation code for radiation behavior analysis such as EGS5 and a beam behavior analysis that considers the process of determining the energy resolution. It can be calculated using the analysis.
  • the deterioration progress level can be taken into account in the light behavior analysis from when the scintillation light reaches the photocathode from the light emission position until it is photoelectrically converted.
  • the scintillation crystal may be deteriorated such as discoloration and deliquescence. In this case, the arrival efficiency of the generated scintillation light to the photocathode decreases due to a decrease in the light emission efficiency of the crystal.
  • step S1 the pulse wave height distribution extracted by the wave height analysis unit 12 is output to the inverse problem calculation unit 13.
  • step S2 the inverse problem calculation unit 13 sets the deterioration progress level to 0 shown in FIG. A corresponding response function is called from the response function calculation unit 14, and an inverse problem calculation is performed using the response function.
  • the extracted energy spectrum is output to the deterioration diagnosis unit 15 and the automatic correction unit 19.
  • the automatic correction unit 19 performs the same process as that described in the second embodiment.
  • step S3 the deterioration diagnosis unit 15 deteriorates based on noise generated in the energy spectrum, for example, in the same manner as described in the first embodiment, as indicated by a broken line in FIG. Calculate the progress level.
  • the calculated deterioration progress level D 1 is output to the inverse problem calculation unit 13, and the deterioration progress level D 1 is stored, for example, in a memory connected to a microprocessor constituting the deterioration diagnosis unit 15.
  • step S4 the inverse problem calculation unit 13 calls the response function of the input deterioration progress level D 1 (D i in FIG. 10) from the response function calculation unit 14, performs the inverse problem calculation,
  • the extracted energy spectrum is output to the deterioration diagnosis unit 15 and the automatic correction unit 19 again.
  • the response function used in the inverse problem calculation corresponds to the deterioration state of the radiation detector 2, an energy spectrum with less noise generation as shown in FIG. Will be output.
  • the deterioration state of the radiation detector 2 and the response function are more suitable, so that the generation of noise can be reduced.
  • step S5 the deterioration diagnosis unit 15 calculates again the deterioration progress level based on the noise generated in the extracted energy spectrum in order to estimate the deterioration state of the radiation detector 2 from the input energy spectrum. To do. Since the generated noise is smaller than the previously extracted energy spectrum, a deterioration progress level D 2 (D i + 1 in FIG. 10) smaller than the previous deterioration progress level is calculated.
  • step S6 the degradation diagnosis unit 15 compares the degradation progression level D 1 by newly calculated the deterioration level D 2 and the previous calculation. Then, the deterioration diagnosis unit 15, on the newly calculated the deterioration level D 2 was confirmed to be a value smaller than the deterioration level D 1 previously calculated, and outputs the inverse problem calculation unit 13.
  • step S ⁇ b> 7 the deterioration progress level D ⁇ b> 1 is output to the display unit 18.
  • the display unit 18 performs the same processing as that described in the first embodiment.
  • the inverse problem calculation using the response function of the deterioration progress level D 1 is performed on the pulse wave height distribution output to the inverse problem calculation unit 13 in step S8.
  • step S6 if the calculated degradation progress level D 2 is greater than the deterioration level D 1 of the previous is there. In this case, the process proceeds to step S9, in turn inverse problem calculation using the function of the degradation progression level D 2 in step S4 is performed.
  • the newly calculated and saved the deterioration level D 3 in step S5, and the deterioration level D 2 by newly calculated the deterioration level D 3 and the previous calculated in step S6 are compared.
  • the above steps S4 to S9 are repeated according to the use of the radiation detector 2, so that the inverse problem calculation is performed using an optimum response function according to the deterioration state of the radiation detector 2. .
  • the same effects as those of the radioactivity analyzer 200 according to Embodiment 2 can be obtained, and the inverse problem calculator 13, the deterioration diagnosis unit 15, and the response function calculator 14 can be provided.
  • the response function corresponding to the deterioration state of the radiation detector 2 can be selected and the inverse problem calculation can be solved accurately. Therefore, high analysis accuracy can be ensured in the calculation of the deterioration progress level in the deterioration diagnosis unit 15, the identification of the nuclide in the nuclide quantitative calculation unit 16, and the quantitative analysis.
  • FIG. FIG. 12 is a configuration diagram of a radioactivity analyzer according to Embodiment 4 of the present invention.
  • the radioactivity analyzer 400 according to the present embodiment is different from the radioactivity analyzer 300 according to the third embodiment only in that the shield 3 is not provided.
  • the radioactivity analyzer 400 does not include the shield 3, the natural radiation 102 enters the radiation detector 2. Therefore, an output resulting from absorption of the natural radiation 102 emitted from the natural radionuclide shown in FIG. 13 is added to the energy spectrum that is output from the inverse problem calculation unit 13.
  • the energy of the radiation emitted by potassium-40 which is a natural radionuclide, is about 1.46 MeV.
  • the energy spectrum extracted by the inverse problem calculation unit 13 an output due to the radiation emitted by potassium-40 appears remarkably.
  • the same treatment as in the first to third embodiments can be performed using the radiation emitted from the natural radionuclide potassium-40.
  • the same effects as those of the radioactivity analyzer 300 according to Embodiment 3 can be obtained, and the following effects can be obtained. That is, as described above, before using the radiation detector 2, a calibration radioactive substance that emits radiation having a known energy is used, and the measured pulse peak value (or extracted pulse peak distribution) and radiation are measured. It was necessary to prepare a radioactive substance for energy calibration in order to perform energy calibration related to the energy of the energy. On the other hand, in the present embodiment, the above-mentioned energy calibration can be performed using natural radiation emitted from a natural radionuclide, for example, potassium-40, and therefore it is not necessary to prepare a radioactive substance for energy calibration.
  • a natural radionuclide for example, potassium-40
  • the functions of the deterioration diagnosis unit 15 and the automatic correction unit 19 can be always executed, and therefore fluctuations in the signal amplification factor of the pulse signal due to deterioration over time of the radiation detector 2 can always be compensated, the analysis accuracy is further constant. Can be kept in.
  • the total weight of the radioactivity analyzer 400 is greatly reduced.
  • the total weight of a radioactivity analyzer having a general lead shield 3 is about 2000 kg, for example.
  • the radioactivity analyzer 400 does not include the shield 3, the total weight is, for example, 100 kg or less. Can be greatly reduced.
  • the radiation detector 2 constituting the radioactivity analyzer has been described mainly using a scintillation detector as an example.
  • the radiation detector 2 that outputs a pulse for example, Ge, Si, or CdZnTe
  • Other types of radiation detectors such as semiconductor detectors using semiconductors such as GM counters can also be applied.

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Abstract

　測定試料１に含まれる放射性核種を分析する放射能分析装置１００であって、測定試料１から放出された被測定放射線１０１を検出する放射線検出器２、及び、放射線検出器２の出力を基に被測定放射線１０１を分析する放射線分析部１０を備え、放射線分析部１０は、放射線検出器２から出力される、被測定放射線１０１に応じたパルス信号からパルス波高分布を抽出する波高分析手段１２と、抽出されたパルス波高分布に対して逆問題演算を実施し、被測定放射線のエネルギースペクトルを抽出する逆問題演算手段１３と、抽出されたエネルギースペクトルを基に、放射線検出器の劣化状態を診断する劣化診断手段１５とを有する。

Description

放射能分析装置
　本発明は、放射能分析装置に係り、特に、放射線検出器の劣化状態を診断するシステムを備えた装置に関する。
　原子力発電所の事故等が発生し、放射性物質が環境中に飛散した場合、食品・水・土壌等の放射能汚染の検査が必要となる。放射能分析装置は、食品等の測定試料に含まれる放射性核種から放出される放射線を検出し、そのエネルギー及び強度を測定し、放射性核種の同定及び定量分析等を実施する装置であり、その分析には高い精度及び安定性が要求されている。
　例えば、特許文献１では、逆問題演算の一種たる応答関数を用いたアンフォールディングにより、比較的良好なエネルギー分解能を実現し、核種の同定を行うと共に、全線量に対する核種ごとの寄与を推定する方法が開示されている。
　また、特許文献２では、エネルギー毎に選択された応答関数を用いたアンフォールディングにより、放射線画像のぼやけを補正する方法が開示されている。
特表第２００８－５４５９７９号公報 特開第２００６－２３４７２７号公報
G. F. Knoll著（木村逸郎, 阪井英次 訳）「放射線計測ハンドブック第２版　８．２．２　アルカリハライドシンチレータの特性」、日刊工業新聞社、p.244-247
　放射能分析装置においては、放射線検出器の経年的な劣化等により、エネルギー分解能、検出効率が低下し、したがって、放射性核種の同定及び定量分析の精度が悪化することが知られていた。
　しかし、一般に、放射線検出器の劣化状態を容易に把握するための好適な手段がないため、放射線検出器の故障及び重大な劣化現象の発生が予測される時期を目処に定期交換する保全手法ＴＢＭ（Time Based Maintenance）が広く用いられており、放射線検出器の劣化状態から交換時期を予測する状態基準保全手法ＣＢＭ（Condition Based Maintenance）を用いることができなかった。
　そのため、放射線検出器の状態に応じた適切な交換を行うことができず、放射線検出器の寿命に達する前に交換することになり、結果として交換回数が増加し、ユーザに費用面での負担が生じていた。また、定期交換時期前であっても、使用環境等によって放射線検出器が劣化する場合があり、この場合に生じる検出精度の低下を避けることができなかった。
　本発明の目的は、放射線検出器の劣化状態を容易に推定可能なシステムを備えた放射能分析装置を提供することである。
　上記目的を達成するために、本発明の一態様は、測定試料に含まれる放射性核種を分析する放射能分析装置であって、
　測定試料から放出された被測定放射線を検出する放射線検出器、及び、放射線検出器の出力を基に被測定放射線を分析する放射線分析部を備え、
　放射線分析部は、
　放射線検出器から出力される、被測定放射線に応じたパルス信号からパルス波高分布を抽出する波高分析手段と、
　抽出されたパルス波高分布に対して逆問題演算を実施し、被測定放射線のエネルギースペクトルを抽出する逆問題演算手段と、
　抽出されたエネルギースペクトルを基に、放射線検出器の劣化状態を診断する劣化診断手段とを有する。
　本発明の一態様において、劣化診断手段は、抽出されたエネルギースペクトルにて生じたノイズを分析することにより、放射線検出器の劣化状態を診断することが好ましい。
　本発明の一態様において、劣化診断手段は、抽出されたエネルギースペクトルにおけるノイズ発生割合を基に、放射線検出器の劣化状態を診断することが好ましい。
　本発明の一態様において、放射線分析部は、出力されたパルス信号の信号増幅率の変動を補償するための自動補正手段をさらに有し、
　自動補正手段は、抽出されたパルス波高分布を基に算出される放射線検出器の増幅率変動値に応じて、抽出されたエネルギースペクトルをエネルギー軸に沿ってシフトさせることが好ましい。
　本発明の一態様において、放射線分析部は、逆問題演算に用いられる放射線検出器の応答関数を算出する応答関数算出手段をさらに有することが好ましい。
　本発明の一態様において、劣化診断手段は、放射線検出器の劣化状態に応じた劣化進行レベルを算出し、
　応答関数算出手段は、算出された劣化進行レベルに応じた応答関数を算出することが好ましい。
　本発明の一態様において、放射線検出器は、被測定放射線を検出してシンチレーション光を発生する放射線検出部と、シンチレーション光を光電変換する光電変換部とを有するシンチレーション検出器であり、
　応答関数算出手段は、放射性核種による放出後、放射線検出部へエネルギーを付与するまでの被測定放射線の挙動を解析する放射線挙動解析、又は、該放射線挙動解析と、放射線検出部での発生後、光電変換部に到達して光電変換されるまでのシンチレーション光の挙動を解析する光線挙動解析とを組み合わせた解析、の少なくとも一方に基づいて、応答関数を算出することが好ましい。
　本発明の一態様において、放射線検出器は、被測定放射線を検出して電離作用により電荷キャリアを生成する放射線検出部を有し、
　応答関数算出手段は、放射性核種による放出後、放射線検出部へエネルギーを付与するまでの被測定放射線の挙動を解析する放射線挙動解析、又は、該放射線挙動解析と、放射線検出部での電荷キャリアの生成過程の解析とを組み合わせた解析、の少なくとも一方に基づいて、応答関数を算出することが好ましい。
　本発明の一態様において、放射線検出器にて検出される自然放射線に基づいて、抽出されたパルス波高分布と放射線のエネルギーとの関係を校正することが好ましい。
　本発明の一態様において、放射線分析部は、逆問題演算手段の出力を基に、測定試料に含まれる放射性核種の同定又は定量分析の少なくとも一方を実施する核種定量演算手段をさらに有することが好ましい。
　本発明の一態様において、劣化進行レベルに応じた放射線検出器の交換目安時期を表示する表示手段を備えることが好ましい。
　本発明によれば、逆問題演算手段と劣化診断手段とを組み合わせることで、放射線検出器の劣化状態を容易に推定可能である。それゆえ、ユーザは、算出される劣化進行レベルに応じて、放射線検出器を適切な時期に交換することができ、費用の削減が可能である。
　また、放射線検出器の劣化状態を精度良く知ることができるため、ユーザにおいて劣化した状態の放射線検出器を使用することがなくなり、それゆえ高い分析精度が確保された状態で放射能分析を実施することができる。
本発明の実施の形態１による放射能分析装置の構成図である。 図２（ａ）は、抽出される波高分布の劣化による変化についての説明図であり、図２（ｂ）は、図２（ａ）を逆問題演算した結果についての説明図である。 ノイズ積算範囲の決定方法の例についての説明図である。 本発明の実施の形態２による放射能分析装置の構成図である。 経年的な劣化等によるパルス信号の増幅率変動についての説明図である。 増幅率変動値の経時変化の例についての説明図である。 自動補正部によるエネルギースペクトルのシフトについての説明図であり、図７（ａ）～図７（ｃ）は、図６の初期状態、１０日後、２０日後にそれぞれ対応する。 本発明の実施の形態３による放射能分析装置の構成図である。 劣化進行レベルに応じた応答関数についての説明図である。 本発明の実施の形態３による劣化進行レベルの算出方法を示すフローチャートである。 図１１（ａ），（ｂ）はそれぞれ、異なる劣化進行レベルに応じた応答関数を用いて同じパルス波高分布から抽出したエネルギースペクトルを示す模式図である。 本発明の実施の形態４による放射能分析装置の構成図である。 主な自然放射性核種の一覧を示す。
実施の形態１．
　図１は、本発明の実施の形態１による放射能分析装置の構成図である。
　本実施形態による放射能分析装置１００は、測定試料１から放出された放射線１０１（被測定放射線）を検出する放射線検出器２、測定試料１を格納する遮蔽体３、放射線検出器２の出力を分析する放射線分析部１０、及び、例えば液晶ディスプレイ等で構成される表示部１８を備える。
　また、放射線分析部１０は、信号増幅部１１、波高分析部１２、逆問題演算部１３、応答関数算出部１４、劣化診断部１５、核種定量演算部１６及び核種分析データベース１７等を有する。
　信号増幅部１１は、例えば前置増幅器、波形整形増幅器等で構成される。また、波高分析部１２は、例えば多重波高分析器等で構成される。そして、逆問題演算部１３、応答関数算出部１４、劣化診断部１５、核種定量演算部１６及び核種分析データベース１７は、例えば単一の又は複数のマイクロプロセッサで構成される。
　一般に、放射線検出器２は、放射線１０１を検出する放射線検出部等を有する。例えば、放射線検出器２がシンチレーション検出器である場合、放射線検出部はシンチレーション材料等で構成される。シンチレーション材料は、放射線から付与されたエネルギーにより構成分子が励起され、基底状態に戻る際に蛍光（シンチレーション光）を発生する材料である。かかるエネルギーは、放射線とシンチレーション材料との光電吸収、コンプトン効果、電子対生成等の相互作用により付与される。それゆえ、測定試料１から放出された放射線１０１がシンチレーション検出器に入射すると、シンチレーション材料に固有の波長を有するシンチレーション光が発生する。また、シンチレーション検出器は、発生したシンチレーション光を光電変換する光電陰極（光電変換部）を有する。そして、シンチレーション検出器は、光電変換部で光電変換された電荷をパルス信号として出力する。
　また、例えば、放射線検出器２が半導体検出器である場合、電極を構成するｎ型半導体とｐ型半導体との間に逆バイアス電圧が印加され、逆バイアス電圧により生じる空乏層が放射線検出部を構成する。測定試料１から放出された放射線１０１が半導体検出器に入射すると、放射線の電離作用により電子正孔対が生成する。そして、電子及び正孔がそれぞれ電極に移動し、半導体検出器はパルス信号を出力する。
　遮蔽体３は、高い放射線遮蔽能力を有する材料、例えば鉛又は鉄、好ましくは鉛で構成され、内側に銅等で構成されるシールドを設けてもよい。遮蔽体３は、自然放射線を遮蔽する。ここで、自然放射線には、周辺環境中に存在する自然放射性核種から放出される放射線と宇宙線とがある。自然放射線の中でも比較的エネルギーの高いものを充分に遮蔽するためには、充分な厚さ、例えば鉛で構成されている場合、遮蔽体３は約１５ｃｍ以上の厚さを有することが好ましい。この場合、自然放射線は充分に遮蔽され、放射線検出器２は、測定試料１から放出された放射線１０１のみを効率よく検出できる。なお、遮蔽体３には、測定試料１を取り替えるための開閉口、及び、放射線検出器２を設置するための挿入穴が設けられている。
　次に、放射線分析部１０の動作について説明する。
　まず、信号増幅部１１は、放射線検出器２の出力である、光電変換部により出力されたパルス信号に対して、予め設定された増幅率に従った増幅、信号の整形等を行う。
　波高分析部１２は、信号増幅部１１の出力に対してパルス波高分析を行い、パルス波高分布を抽出する。具体的には、波高分析部１２は、信号増幅部１１によって増幅されたパルス信号のうち、例えばピーク値が所定値以上のパルスについて、そのピーク値をＡＤ変換して出力する。
　抽出されたパルス波高分布には、測定試料１から放出された放射線１０１の純粋なエネルギー情報だけでなく、放射線１０１と放射線検出器２及び遮蔽体３との、光電吸収、コンプトン効果、電子対生成等の相互作用による影響が含まれる。それゆえ、抽出されたパルス波高分布には、全吸収ピーク、コンプトン連続部、エスケープピーク等が現れる。さらに、測定試料１から放出された放射線１０１が放射線検出器２に入射し、付与されたエネルギーが電荷に変換される過程では、検出器２がエネルギーを付与された際に発生させる電荷量の統計的なバラつきによって、放射線検出器２に固有の統計的な広がりが付加される。それゆえ、エネルギー分解能（例えば、パルス波高分布のピーク部分の半値幅で定義される）が低下する。この場合、測定試料１に含まれる放射性核種の同定及び定量分析の精度が悪化するという問題が生じる。
　波高分析部１２の出力は、逆問題演算部１３に入力される。逆問題演算部１３は、応答関数算出部１４で算出された応答関数を呼び出し、その応答関数を用いてパルス波高分布に対して逆問題演算を実施する。つまり、Ｍをパルス波高分布、Ｒを応答関数、Ｓを放射線１０１の相互作用による影響が排除されたエネルギースペクトルとして、下記の数式１が成立するところ、逆問題演算手段１３は、この数式１の逆変換となる数式２を計算し、エネルギースペクトルＳを抽出する。なお、Ｒ－１は応答関数の逆行列となる。
　Ｍ＝Ｒ・Ｓ　　　（数式１）
　Ｓ＝Ｒ－１・Ｍ　　　（数式２）
　この数式２を解くことにより、パルス波高分布Ｍから、測定試料１から放出された放射線１０１のエネルギー情報のみを含むエネルギースペクトルＳを抽出することができる。つまり、エネルギースペクトルＳでは、相互作用による影響、及び、前述の統計的なバラつきによる影響が排除されている。数式１の計算により、放射線１０１のエネルギー情報を正確に知ることができ、測定試料１に含まれる放射性核種の同定及び定量分析の精度が向上する。そして、抽出されたエネルギースペクトルは、劣化診断部１５及び核種定量演算部１６へ出力される。
　応答関数算出部１４は、放射線検出器２の応答関数を算出する。応答関数算出部１４は、算出した応答関数を格納するデータベースを有してもよい。かかるデータベースは、例えば応答関数算出部１４を構成するマイクロプロセッサに接続されたメモリで構成することができる。そして、応答関数算出部１４は、逆問題演算部１３からの呼出しに応じて、算出した応答関数を出力する。
　応答関数は、単一エネルギーを有する放射線のみが放射線検出器２に入射した際に出力されるパルス波高分布である。また、応答関数は、放射線検出器２の種類、寸法、形状、検出器２を設置した測定体系等によって決定され、例えば、ＥＧＳ５(Electron Gamma Shower ver.5)等の放射線挙動解析用のモンテカルロ輸送計算コードによって、検出器２に固有のエネルギー分解能を除いた応答関数を算出することができる。或いは、実験的に応答関数を算出することも可能である。
　応答関数は、放射線検出器２が検出可能な放射線の最低エネルギーから体系内に存在する可能性がある放射線の最大エネルギーまでのものが必要である。一般に、応答関数の最大エネルギーは約２ＭｅＶ～約３ＭｅＶである。また、最低エネルギーから最大エネルギーの任意の分割数により決定されるエネルギー幅が、逆問題演算により得られるエネルギースペクトルのエネルギー分解能となる。例えば、ある応答関数の最低エネルギーが０ＭｅＶ、最大エネルギー３ＭｅＶ、分割数が３００の場合、エネルギー幅は１０ｋｅＶとなるため、逆問題演算部１３により得られるエネルギースペクトルのエネルギー分解能は１０ｋｅＶとなる。
　さらに、本発明では、ＥＧＳ５等による放射線挙動解析と、放射線検出器２が放射線１０１により付与されたエネルギーが電荷に変換されるまでのシンチレーション光の光線挙動解析とを組み合わせた連成解析を用いることで、検出器２に固有のエネルギー分解能を考慮した応答関数を算出することができる。
　例えば、放射線検出器２がシンチレーション検出器である場合、検出器２に固有のエネルギー分解能は、発生したシンチレーション光を光電変換した際の電荷量の大きさによって決定される。一般に、放射線検出器２では、かかる電荷量が大きいほど、統計的なバラつきが小さくなり、それゆえ高いエネルギー分解能を得ることができる。
　放射線挙動解析では、放射性核種により放出された放射線が放射線検出器の放射線検出部へエネルギーを付与するまでの挙動を解析する。この解析では、第１に、測定試料内での光電吸収、コンプトン効果及び電子対生成等の相互作用による減衰量、吸収量等を計算する。放射性核種から放出された放射線は、測定試料内で例えば指数関数的に減衰し、その指数は放射線と測定試料１を構成する材料との相互作用により決定することができる。
　また、測定試料１から放出された放射線は、（１）放射線検出部に直接入射してエネルギーをすべて付与する場合の他、（２）遮蔽体３で散乱、反射、吸収等された後に放射線検出部に入射する場合、（３）放射線検出部に入射してエネルギーの一部を付与し、残りのエネルギーに相当する放射線が散乱等して放射線検出部外へ放出される場合が、それぞれ一定の確率で生じる。それゆえ放射線挙動解析では、第２に、放射線と、遮蔽体、及び、放射線検出器２を構成する各光学材料との相互作用を計算する。
　一方、光線挙動解析では、放射線検出部での発生後、光電変換部に到達して光電変換されるまでのシンチレーション光の挙動を解析する。特に、放射線検出器２を構成する材料の光学特性を基に、シンチレーション光の伝達に伴う光の減衰、散乱、反射、吸収等による損失を計算する。
　ここで、半導体検出器のように、放射線の電離作用によって生成した電荷キャリア（電子正孔対）の一部が出力される放射線検出器の場合、上記の放射線挙動解析と、放射線検出部での電荷キャリアの生成過程の解析とを組み合わせた解析により、応答関数を算出する。電荷キャリアの生成過程の解析では、特に、発生した電荷キャリアの、電極までの移動に伴う再結合等による損失を計算する。
　核種定量演算部１６は、核種分析データベース１７に格納された放射性核種に固有のデータを呼び出し、逆問題演算部１３から出力されたエネルギースペクトルを基に放射性核種の同定及び定量分析を行う。放射性核種の同定及び定量分析は、抽出されたエネルギースペクトルにおける、核種分析データベース１７から呼び出したデータに対応するエネルギー領域の計数値を算出することにより行う。なお、核種分析データベース１７は、放射性核種が放出する放射線のエネルギー、放出割合を含むデータを格納する。例えば、放射性核種がセシウム－１３７である場合、放出されるγ線のエネルギーは６６２ｋｅＶ、放出割合は８５％、というデータ等を格納する。
　例えば、抽出されたエネルギースペクトルのエネルギー分解能が１０ｋｅＶである場合、セシウム－１３７が放出するエネルギー６６２ｋｅＶのγ線は、６６０ｋｅＶ以上６７０ｋｅＶ以下、の領域に検出され、計数されることになる。つまり、エネルギースペクトルにて計数されたエネルギー領域のエネルギーの範囲（６６０ｋｅＶ以上６７０ｋｅＶ以下）と、核種分析データベース１７から呼び出したセシウム－１３７のエネルギーのデータ（６６２ｋｅＶ）とを比較することにより、核種の同定を実施することができる。また、かかるエネルギー領域の計数値と、核種分析データベース１７から呼び出した放出割合のデータとから、放射性核種の定量分析を実施することができる。そして、核種定量演算部１６の演算結果、即ち同定された核種の結果及び定量分析の結果は、表示部１８へ出力される。
　図２（ａ）は、抽出される波高分布の劣化による変化についての説明図であり、図２（ｂ）は、図２（ａ）を逆問題演算した結果についての説明図である。図２（ａ），（ｂ）において、実線は放射線検出器２に劣化がある状態を、破線は劣化がない状態をそれぞれ示している。
　一般に、放射線検出器２には、検出器の種類に応じた劣化現象が生じ、かかる劣化の影響により、検出器２に固有のエネルギー分解能、放射線の検出効率等が低下することが判っている。また、劣化現象は、基本的には経年的に生じる劣化であるが、使用環境等に応じて劣化が加速されることになる。
　例えば、放射線検出器２がＮａＩ（Ｔｌ）シンチレーション検出器等である場合、空気中に存在する水分により、放射線検出器２の放射線検出部を構成するＮａＩ（Ｔｌ）結晶に変色、潮解が生じ易い。それゆえ、発生したシンチレーション光のうち光電変換部に到達する割合が低下し、電荷に変換される光量が減少する。前述の通り、光電変換された電荷量が大きいほど、高いエネルギー分解能を得ることができる。それゆえ、電荷に変換される光量が検出器２の劣化により減少するため、図２（ａ）に示すパルス波高分布から分かるように、エネルギー分解能は劣化がない場合と比べて低下する。
　放射線検出器２の劣化がある程度進むと、放射線を正確に測定できない。それゆえ、劣化診断部１５では、逆問題演算部１３により抽出されたエネルギースペクトルを基に、放射線検出器２の劣化状態を診断し、ある程度以上の劣化によって必要となる検出器２の交換時期を算出する。
　劣化した状態の放射線検出器２の出力から抽出されたパルス波高分布に対して逆問題演算を実施すると、図２（ｂ）に示すように、抽出されたエネルギースペクトルにて、検出対象のエネルギー領域２１の両端に、ノイズ２２ａ，２２ｂが発生する。
　逆問題演算には、劣化のない状態、例えば初期状態の放射線検出器２の応答関数が適用される。ここで、劣化がない状態の放射線検出器２に対して逆問題演算を実施した場合、逆問題演算は正しく行われ、したがって、抽出されたエネルギースペクトルにて、検出対象のエネルギー領域の両端にノイズは発生しない。それゆえ、発生した２２ａ，２２ｂは、放射線検出器２の劣化要因のみが抽出されたものであると言える。また、ノイズの発生量が大きいほど、放射線検出器の劣化が進行していることを意味する。
　ノイズの発生量と放射線検出器の劣化状態とを関係付けるためには、発生したノイズを定量化する必要がある。また、ノイズの定量化のためには、発生したノイズの積算範囲を定める必要がある。
　図３（ａ）～図３（ｃ）は、ノイズ積算範囲の決定方法の例についての説明図である。
　ノイズの積算範囲を決定する方法として、例えば、図３（ａ）に示すように、検出対象のエネルギー領域２１の中央値エネルギーＥｃの値から、所定量、例えば図中に示すように±３０ｋｅＶの範囲をノイズ積算範囲とすることができる。かかる所定量は、放射線検出器２、信号増幅部１１、波高分析部１２の特性等を基に決定することができる。
　また、図３（ｂ）に示すように、放射線検出器２により複数の放射線のエネルギーが検出された場合、中央値エネルギーＥｃの値と、計数値が所定の閾値（図３（ｂ）の符号２７）以上である所定エネルギー領域２６の中央値エネルギーとの中間のエネルギーの値を、ノイズ積算範囲の上限の値Ｅｕとすることもできる。所定エネルギー領域２６は、検出対象のエネルギー領域２１に最も近接するものを選択することができる。下限の値Ｅｄについては、上限の値Ｅｕと下限の値Ｅｄとの中間のエネルギーの値が、検出対象のエネルギー領域２１の中央値エネルギーの値Ｅｃとなるように選択することができる。この場合、同様に、先に下限の値Ｅｄを決定し、上限の値Ｅｕを決定することもできる。
　さらに、図３（ｃ）に示すように、放射線検出器２により唯一の放射線のエネルギーが測定されたとみなせる場合、検出器２が検出可能な全エネルギー範囲をノイズ積算範囲とすることもできる。
　ここで、例えば図３（ａ）～図３（ｃ）の方法で算出したノイズの計数値を積算した値の、検出対象のエネルギー領域の計数値に対する割合を「ノイズ発生割合」（＝ノイズ積算値／検出対象のエネルギー領域の計数値）と定義する。
　そして、算出したノイズ発生割合を、予め規定した劣化進行レベル及び交換までの（目安の）日数に対応させる。例えば、劣化進行レベルは、下記の表１のように４段階に規定することができる。ただし、劣化進行レベルを連続的な値とし、交換までの日数もそれに応じた連続的な値としてもよい。また、劣化進行レベルを０か１の２段階とし、例えば表示部１８にて○（交換不要）、×（交換要）のように表示してもよい。
Figure JPOXMLDOC01-appb-T000001
　以上で説明した放射線分析部１０の分析結果に基づいて、表示部１８は、劣化診断部１５により出力される放射線検出器２の劣化進行レベル及び交換までの日数、並びに、核種定量演算部１６により出力される核種の同定結果及び定量分析結果等を表示する。
　以上、本実施形態の放射能分析装置１００によれば、逆問題演算部１３と劣化診断部１５とを組み合わせることで、放射線検出器２に固有の特性が排除された状態で、例えば、逆問題演算により抽出されたエネルギースペクトルにて発生するノイズの発生量等を基に、放射線検出器の劣化要因のみを容易に抽出できる。それゆえ、放射線検出器２の劣化の度合を劣化進行レベルとして算出し、検出器２の劣化状態を容易に推定することができる。これにより、ユーザは、算出された劣化進行レベルに応じて、放射線検出器２を適切な時期に交換することができ、費用の削減が可能である。
　また、定期交換時期前であっても、使用環境等によって放射線検出器２が劣化する場合がある。例えば、前述のように放射線検出器２がＮａＩ（Ｔｌ）シンチレーション検出器である場合、高温、高湿度の環境では、特にＮａＩ（Ｔｌ）結晶に変色、潮解が生じやすいが、従来、このときに生じる定期交換前の放射線検出器２の検出精度の低下を精度良く知ることができなかった。本実施形態の放射能分析装置１００によれば、放射線検出器２の劣化状態を精度良く知ることができるため、劣化した状態の放射線検出器２を使用することがなくなり、それゆえ高い分析精度が確保された状態で、放射能分析を実施することができる。
　さらに、本実施形態では、応答関数の算出において、ＥＧＳ５等による放射線挙動解析と光線挙動解析等とを組み合わせた解析を用いており、放射線検出器２に固有のエネルギー分解能を考慮した応答関数を算出することができる。それゆえ、抽出したパルス波高分布の形状に応答関数をさらに適合させ、放射能分析の分析精度をさらに向上させることができる。
実施の形態２．
　図４は、本発明の実施の形態２による放射能分析装置の構成図である。
　本実施形態による放射能分析装置２００は、放射線分析部２０が、放射線検出器２の経年的な劣化等により、出力されるパルス信号にて生じる信号増幅率の変動を補償するための自動補正部１９を有していることのみが、実施形態１による放射能分析装置１００と異なる。例えば、自動補正部１９は、例えば単一の又は複数のマイクロプロセッサで構成される。
　図４に示すように、波高分析部１２及び逆問題演算部１３の出力が自動補正部１９に入力され、自動補正部１９が出力するエネルギースペクトルは、劣化診断部１５及び核種定量演算部１６に入力される。
　一般に、放射線検出器２に経年的な劣化、疲労等が生じた場合、周辺環境に大きい温度変化、測定機器の温度変化等が生じた場合等に、放射線検出器２の出力が変化し、パルス信号の信号増幅率が変動する。
　また一般に、放射線検出器２の使用前には、既知のエネルギーを有する放射線を放出する校正用の放射性物質を用いて測定を行う。そして、測定したパルス波高値と放射線のエネルギーとを関係付けるエネルギー校正を行う。
　しかし、例えば図５に示すように、放射線検出器２の経年的な劣化等によりパルス信号の信号増幅率が変動した場合、事前に定めたエネルギー校正関係を示す実線２３から、破線２４ａ，２４ｂのように変化する。
　ここで、信号増幅率の変動後のエネルギーの、本来の放射線のエネルギー（即ち、上記の所定エネルギー）に対する割合を、「増幅率変動値」（＝増幅率の変動後のエネルギー／本来の放射線のエネルギー）と定義する。増幅率変動値は、経年的な劣化等によるパルス信号の増幅率の変動を定量化した値である。なお、増幅率変動値は放射線検出器２の経年的な劣化等による増幅率の変動がなければ１になる。
　自動補正部１９は、まず、波高分析部１２により抽出されたパルス波高分布から、測定したパルス波高値と放射線のエネルギーとの関係を放射線検出器２の使用中に導出し、上記の増幅率変動値を算出する。
　例えば、図６は、２０日間の測定における増幅率変動値の経時変化の例についての説明図である。図６において、破線は２０日間、増幅率の変動がないことを示す。一方、実線は２０日間の内、１０日目は増幅率が８０％、２０日目は増幅率が１２０％のように、増幅率変動値が変化したことを示す。
　図７は、自動補正部によるエネルギースペクトルのシフトについての説明図である。
　増幅率の変動がない状態（即ち、増幅率変動値が１）の放射線検出器を用いて、所定エネルギーを有する放射線を測定した場合、図７（ａ）に示すように、所定エネルギーを有する放射線に対応するエネルギー領域Ｅ２－Ｅ３に検出されるとする。ここで、図５に示す破線２４ａ，２４ｂのように増幅率が変動すると、所定エネルギーを有する放射線は、対応するエネルギー領域Ｅ２－Ｅ３間には検出されず、誤ったエネルギー領域に検出される。図７（ｂ），（ｃ）の左側に示すように、図６の１０日目、２０日目の増幅率変動値に対応して、例えば誤ったエネルギー領域Ｅ１－Ｅ２間、Ｅ３－Ｅ４間に検出される。
　ここで、自動補正部１９は、算出した増幅率変動値を用いて、エネルギースペクトルをエネルギー軸に沿ってシフトさせる。これにより、例えば、所定エネルギーを有する放射線は、図７（ｂ）、図７（ｃ）の左側に示す誤ったエネルギー領域Ｅ１－Ｅ２間、Ｅ３－Ｅ４間でなく、図７（ｂ）、図７（ｃ）の右側に示す本来検出されるべきエネルギー領域Ｅ２－Ｅ３で検出されたことになる。エネルギースペクトルのシフトは、例えば、逆問題演算部１３の出力たるエネルギースペクトルのエネルギー軸の数値データを、自動補正部１９により算出された増幅率変動値で除算することによって実施される。
　劣化診断部１５は、自動補正部１９によりシフトされたエネルギースペクトルを基に、実施形態１と同様の処理、即ち、放射線検出器２の劣化進行レベルの算出を実施する。同様に、核種定量演算部１６は、測定試料１に含まれる放射性核種の同定及び定量分析を実施する。
　また、自動補正部１９は、エネルギースペクトルのエネルギー軸に沿ったシフトのシフト量を測定することができる。本実施形態では、自動補正部１９が出力するエネルギースペクトルが劣化診断部１５に出力されるが、このとき同時に測定したシフト量が出力されるようにすれば、劣化診断部１５はシフト量を基に劣化進行レベルを算出することができる。また、劣化診断部１５がシフト量の測定を行ってもよい。
　以上、本実施形態による放射能分析装置２００によれば、第１実施形態による放射能分析装置１００と同様の効果が得られると共に、以下の効果が得られる。つまり、自動補正部１９が、抽出されたエネルギースペクトルから増幅率変動値を算出し、増幅率変動値を基に、エネルギースペクトルをエネルギー軸に沿って自動的にシフトさせる。これにより、放射線検出器２の経年的な劣化等により、パルス信号の信号増幅率が変動した場合でも、劣化診断部１５における劣化進行レベルの算出、核種定量演算部１６における核種の同定、定量分析において、高い分析精度が確保されることになる。
　また、従来、放射線検出器２の経年的な劣化等による信号増幅率の変動を解消するには、年数回の定期的な点検、校正作業を必要としたところ、本実施形態による放射能分析装置２００では、自動補正部１９により、放射線検出器２の使用状況に応じてエネルギースペクトルのシフトが自動的に実施される。これにより、経年的な劣化等の解消を必要としない放射線検出器に対する不必要な点検等を行う必要がなく、ユーザにおいて費用の削減が可能である。
　さらに、従来は、校正作業にてヒューマンエラーによる校正ミスを招く問題があったところ、本実施形態による放射能分析装置２００では、校正作業が自動化され、したがって校正ミスが生じにくい。更には、校正作業用の別途の装置無しに校正作業を実施することができる。
実施の形態３．
　図８は、本発明の実施の形態３による放射能分析装置の構成図である。
　本実施形態による放射能分析装置３００が実施形態２による放射能分析装置２００と異なる点は、図８において、劣化診断部１５から逆問題演算部１３への矢印で示している。つまり、本実施形態では、逆問題演算部１３は、劣化診断部１５により出力される劣化進行レベルを加えた３次元の応答関数により逆問題演算を実施し、エネルギースペクトルを抽出する点のみが、実施形態２による放射能分析装置２００と異なる。
　図５、図７を用いて説明したように、一般に、放射線検出器２の経年的な劣化等により、抽出されるパルス波高分布が変化するため、逆問題演算部１３にて逆問題演算を正確に解くことができないことがある。この場合、劣化進行レベルの算出並びに核種の同定及び定量分析の精度が低下するという問題がある。
　図９は、劣化進行レベルに応じた応答関数についての説明図である。
　本実施形態で、応答関数算出部１４は、電荷量Ｌ、入射放射線エネルギーＥ及び劣化進行レベルＤを引数として３次元の応答関数Ｒを算出し、逆問題演算部１３の呼出しに応じて出力する。図９に示すように、３次元の応答関数Ｒは、劣化進行レベルに応じて変化し、したがって、放射線検出器２の劣化状態に対応するエネルギー分解能を考慮したものとなる。劣化進行レベルに応じた応答関数は、実施形態１で説明したように、ＥＧＳ５等の放射線挙動解析用のモンテカルロ輸送計算コードに加えて、エネルギー分解能を決定する過程を考慮する光線挙動解析等を組み合わせた解析を用いて算出可能である。
　放射線検出器２がシンチレーション検出器である場合、シンチレーション光が発光位置から光電陰極に到達して光電変換されるまでの間の光線挙動解析において劣化進行レベルを考慮することができる。シンチレーション検出器では、シンチレーション結晶の変色、潮解等の劣化が発生することがある。この場合、結晶の発光効率の低下等により、発生したシンチレーション光の光電陰極への到達効率は低下する。それゆえ、光線挙動解析を用いて、結晶の発光効率が低下等の劣化要因に対するシンチレーション光の光電陰極への到達効率の変化を計算し、その変化を劣化進行レベルに対応させることにより、劣化進行レベルに応じた応答関数を算出することができる。
　次に、図１０に示すフローチャートを用いて、本実施形態による劣化進行レベルの算出方法について説明する。
　まず、ステップＳ１で、波高分析部１２により抽出されたパルス波高分布が逆問題演算部１３に出力され、次に、ステップＳ２で、逆問題演算部１３は、図９に示す劣化進行レベル０に対応する応答関数を応答関数算出部１４から呼び出し、かかる応答関数を用いて逆問題演算を実施する。そして、抽出されたエネルギースペクトルは、劣化診断部１５及び自動補正部１９に出力される。なお、自動補正部１９は、実施形態２で説明した処理と同様の処理を実施する。
　次に、ステップＳ３で、劣化診断部１５は、例えば実施形態１で説明した方法と同様の方法で、エネルギースペクトルにて発生した、図１１（ａ）に破線で示すようなノイズを基に劣化進行レベルを算出する。そして、算出された劣化進行レベルＤ１は逆問題演算部１３に出力されると共に、劣化進行レベルＤ１は、例えば劣化診断部１５を構成するマイクロプロセッサに接続されたメモリに保存される。
　次に、ステップＳ４で、逆問題演算部１３は、入力された劣化進行レベルＤ１（図１０中のＤｉ）の応答関数を応答関数算出部１４から呼び出して逆問題演算を実施すると共に、抽出したエネルギースペクトルを再び劣化診断部１５及び自動補正部１９に出力する。このとき、逆問題演算に用いられた応答関数は放射線検出器２の劣化状態に応じたものであるため、逆問題演算により、図１１（ｂ）に示すようなノイズの発生が少ないエネルギースペクトルが出力されることになる。このとき、劣化進行レベルをより多い段階に分割することにより、放射線検出器２の劣化状態と応答関数とがより適合するため、ノイズの発生をより少なくすることができる。
　次に、ステップＳ５で、劣化診断部１５は、入力されたエネルギースペクトルから放射線検出器２の劣化状態を推定するため、抽出されたエネルギースペクトルにて発生したノイズを基に再び劣化進行レベルを算出する。発生したノイズは、前回抽出されたエネルギースペクトルよりも少ないため、前回の劣化進行レベルよりも小さい劣化進行レベルＤ２（図１０中のＤｉ＋１）が算出されることになる。
　次に、ステップＳ６で、劣化診断部１５は、新たに算出した劣化進行レベルＤ２と前回の算出による劣化進行レベルＤ１とを比較する。そして、劣化診断部１５は、新たに算出した劣化進行レベルＤ２が前回算出した劣化進行レベルＤ１よりも小さい値であることを確認した上で、逆問題演算部１３に出力する。
　次に、ステップＳ７で、劣化進行レベルＤ１が表示部１８に出力される。なお、表示部１８は実施形態１で説明した処理と同様の処理を実施する。そして、次回の検出の際には、ステップＳ８で逆問題演算部１３に出力されるパルス波高分布に対して、劣化進行レベルＤ１の応答関数を用いた逆問題演算が実施される。
　そして、Ｓ４～Ｓ８が繰り返し実施される中で放射線検出器２の劣化がさらに進行したときに、ステップＳ６で、算出した劣化進行レベルＤ２が前回の劣化進行レベルＤ１よりも大きくなる場合がある。この場合、ステップＳ９に進み、今度はステップＳ４で劣化進行レベルＤ２の関数を用いた逆問題演算が実施される。そして、ステップＳ５で新たに劣化進行レベルＤ３が算出及び保存され、ステップＳ６で新たに算出された劣化進行レベルＤ３と前回の算出による劣化進行レベルＤ２とが比較される。
　本実施形態では、以上のステップＳ４～Ｓ９が放射線検出器２の使用に応じて繰り返されることにより、放射線検出器２の劣化状態に応じた最適な応答関数を用いて逆問題演算が実施される。
　以上、本実施形態による放射能分析装置２００によれば、実施形態２による放射能分析装置２００と同様の効果が得られると共に、逆問題演算部１３、劣化診断部１５及び応答関数算出部１４を用いて、放射線検出器２の劣化状態に対応した応答関数を選択し、逆問題演算を正確に解くことができる。それゆえ、劣化診断部１５における劣化進行レベルの算出、核種定量演算部１６における核種の同定、定量分析において、高い分析精度を確保することができる。
実施の形態４．
　図１２は、本発明の実施の形態４による放射能分析装置の構成図である。
　本実施形態による放射能分析装置４００は、遮蔽体３を備えていないことのみが実施形態３による放射能分析装置３００と異なる。
　本実施形態による放射能分析装置４００は遮蔽体３を備えないため、自然放射線１０２が放射線検出器２に入射する。それゆえ、逆問題演算部１３の出力となるエネルギースペクトルには、図１３に示す自然放射性核種から放出された自然放射線１０２の吸収に起因する出力が加わっていることになる。
　ここで、例えば、自然放射性核種たるカリウム－４０が放出する放射線のエネルギーは約１．４６ＭｅＶである。また、好都合なことに、このエネルギー近傍の放射線を放出する放射性核種は通常の環境中にはほとんど存在しない。それゆえ、逆問題演算部１３によって抽出されるエネルギースペクトルには、カリウム－４０が放出する放射線に起因する出力が顕著に現れる。これにより、自然放射性核種たるカリウム－４０から放出された放射線を用いて、実施形態１～３と同様の処理を行うことができる。
　以上、本実施形態による放射能分析装置４００によれば、実施形態３による放射能分析装置３００と同様の効果が得られると共に、以下の効果が得られる。つまり、前述の通り、放射線検出器２の使用前には、既知のエネルギーを有する放射線を放出する校正用の放射性物質を用い、測定したパルス波高値（又は、抽出されたパルス波高分布）と放射線のエネルギーとを関係付けるエネルギー校正を行うため、エネルギー校正用の放射性物質を用意する必要があった。一方、本実施形態では、自然放射性核種、例えばカリウム－４０が放出する自然放射線を用いて、上記エネルギー校正を行うことができ、したがってエネルギー校正用の放射性物質を用意する必要がない。
　また、劣化診断部１５、自動補正部１９の機能を常に実行でき、それゆえ放射線検出器２の経年的な劣化等によるパルス信号の信号増幅率の変動を常に補償できるため、さらに分析精度を一定に保つことができる。
　さらに、遮蔽体３を備えないことにより、放射能分析装置４００の総重量は大幅に軽減される。例えば、一般的な鉛製の遮蔽体３を有する放射能分析装置の総重量は、例えば２０００ｋｇ程度であるが、放射能分析装置４００は遮蔽体３を備えないため、総重量を、例えば１００ｋｇ以下まで大幅に低下させることができる。
　以上の各実施形態では、放射能分析装置を構成する放射線検出器２は、主にシンチレーション検出器を例として挙げて説明してきたが、パルス出力する放射線検出器２として、例えばＧｅ、Ｓｉ又はＣｄＺｎＴｅ等の半導体を用いた半導体検出器、ＧＭ計数管等の他方式の放射線検出器を適用することもできる。
　１　測定試料、　２　放射線検出器、　３　遮蔽体、　１０，２０，３０　放射線分析部、　１１　信号増幅部、　１２　波高分析部、　１３　逆問題演算部、　１４　応答関数算出部、　１５　劣化診断部、　１６　核種定量分析部、　１７　核種分析データベース、　１８　表示部、　１９　自動補正部、　１００，２００，３００，４００　放射能分析装置、　１０１　測定試料から放出された放射線、　１０２　自然放射線。

Claims (11)

  1. 　測定試料に含まれる放射性核種を分析する放射能分析装置であって、
    　測定試料から放出された被測定放射線を検出する放射線検出器、及び、放射線検出器の出力を基に被測定放射線を分析する放射線分析部を備え、
    　放射線分析部は、
    　放射線検出器から出力される、被測定放射線に応じたパルス信号からパルス波高分布を抽出する波高分析手段と、
    　抽出されたパルス波高分布に対して逆問題演算を実施し、被測定放射線のエネルギースペクトルを抽出する逆問題演算手段と、
    　抽出されたエネルギースペクトルを基に、放射線検出器の劣化状態を診断する劣化診断手段とを有することを特徴とする放射能分析装置。
  2. 　劣化診断手段は、抽出されたエネルギースペクトルにて生じたノイズを分析することにより、放射線検出器の劣化状態を診断することを特徴とする、請求項１に記載の放射能分析装置。
  3. 　劣化診断手段は、抽出されたエネルギースペクトルにおけるノイズ発生割合を基に、放射線検出器の劣化状態を診断することを特徴とする、請求項１に記載の放射能分析装置。
  4. 　放射線分析部は、出力されたパルス信号の信号増幅率の変動を補償するための自動補正手段をさらに有し、
    　自動補正手段は、抽出されたパルス波高分布を基に算出される放射線検出器の増幅率変動値に応じて、抽出されたエネルギースペクトルをエネルギー軸に沿ってシフトさせることを特徴とする、請求項１～３のいずれか１項に記載の放射能分析装置。
  5. 　放射線分析部は、逆問題演算に用いられる放射線検出器の応答関数を算出する応答関数算出手段をさらに有することを特徴とする、請求項１～４のいずれか１項に記載の放射能分析装置。
  6. 　劣化診断手段は、放射線検出器の劣化状態に応じた劣化進行レベルを算出し、
    　応答関数算出手段は、算出された劣化進行レベルに応じた応答関数を算出することを特徴とする、請求項５に記載の放射能分析装置。
  7. 　放射線検出器は、被測定放射線を検出してシンチレーション光を発生する放射線検出部と、シンチレーション光を光電変換する光電変換部とを有するシンチレーション検出器であり、
    　応答関数算出手段は、放射性核種による放出後、放射線検出部へエネルギーを付与するまでの被測定放射線の挙動を解析する放射線挙動解析、又は、該放射線挙動解析と、放射線検出部での発生後、光電変換部に到達して光電変換されるまでのシンチレーション光の挙動を解析する光線挙動解析とを組み合わせた解析、の少なくとも一方に基づいて、応答関数を算出することを特徴とする、請求項５又は６に記載の放射能分析装置。
  8. 　放射線検出器は、被測定放射線を検出して電離作用により電荷キャリアを生成する放射線検出部を有し、
    　応答関数算出手段は、放射性核種による放出後、放射線検出部へエネルギーを付与するまでの被測定放射線の挙動を解析する放射線挙動解析、又は、該放射線挙動解析と、放射線検出部での電荷キャリアの生成過程の解析とを組み合わせた解析、の少なくとも一方に基づいて、応答関数を算出することを特徴とする、請求項５又は６に記載の放射能分析装置。
  9. 　放射線検出器にて検出される自然放射線に基づいて、抽出されたパルス波高分布と放射線のエネルギーとの関係を校正することを特徴とする、請求項１～８のいずれか１項に記載の放射能分析装置。
  10. 　放射線分析部は、逆問題演算手段の出力を基に、測定試料に含まれる放射性核種の同定又は定量分析の少なくとも一方を実施する核種定量演算手段をさらに有する請求項１～９のいずれか１項に記載の放射能分析装置。
  11. 　劣化進行レベルに応じた放射線検出器の交換目安時期を表示する表示手段を備えた、請求項１～１０のいずれか１項に記載の放射能分析装置。
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