WO2013183434A1 - 放射線線量計および放射線線量の算出方法 - Google Patents

放射線線量計および放射線線量の算出方法 Download PDF

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radiation
energy
shield member
dose
spectrum
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青木　徹
昭史 小池
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Shizuoka University NUC
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Shizuoka University NUC
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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
    • G01T1/02—Dosimeters
    • G01T1/026—Semiconductor dose-rate meters
    • 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
    • G01T1/244—Auxiliary details, e.g. casings, cooling, damping or insulation against damage by, e.g. heat, pressure or the like

Definitions

  • the present invention relates to a radiation dosimeter and a radiation dose calculation method.
  • a radiation dosimeter equipped with a radiation detector using a semiconductor.
  • the detection sensitivity with respect to the energy of a radiation changes with semiconductors used for a radiation detector.
  • the detection sensitivity of radiation in a low energy region is higher than the detection sensitivity of radiation in a high energy region. For this reason, improvement in detection sensitivity and dose measurement accuracy is required for high-energy radiation.
  • Patent Document 1 in order to improve the uniformity of detection sensitivity with respect to energy, a semiconductor detector is covered with an electromagnetic shield that also serves as a radiation absorption filter that absorbs a predetermined amount of radiation in a low energy region.
  • a radiation detector including a scintillator layer and a reflective layer on the surface opposite to the incident surface is described. In this radiation detector, high-energy radiation that has passed through the semiconductor detector is emitted by the scintillator layer, and the emitted light is reflected by the reflective layer and detected by the semiconductor detector.
  • a radiation dosimeter and a radiation dose calculation method capable of improving dose measurement accuracy with a simple structure.
  • a radiation dosimeter includes a radiation detector for detecting radiation, a shield member that covers the radiation detector, radiation energy detected by the radiation detector, and radiation scattered by the shield member. And an arithmetic unit that calculates a radiation dose based on a conversion coefficient determined in accordance with the energy.
  • the radiation detector detects radiation scattered by the shield member.
  • the radiation detector by covering the radiation detector with the shield member, noise can be reduced and incident radiation can be scattered.
  • the energy of the radiation after scattering is distributed at a constant rate in an energy region lower than the energy of the radiation before scattering. For this reason, when using a radiation detection body in which the absorption rate (detection sensitivity) in the energy region lower than the energy of radiation before scattering is higher than that in the energy of radiation before scattering, the detection sensitivity of radiation can be improved. it can.
  • the dose without the shield member that is, absorbed directly into the human body. Net dose can be calculated. As a result, dose measurement accuracy can be improved without complicating the structure.
  • the radiation detector may be made of CdTe.
  • a CdTe semiconductor has high radiation absorption efficiency. For this reason, the radiation detection sensitivity can be further improved, and the dose measurement accuracy can be further improved.
  • the shield member may be made of any of Au, Cu, Al, and stainless steel.
  • the shield member may have a thickness of 0.1 mm or greater and 1.0 mm or less.
  • the radiation dosimeter may further include a display device that displays the dose calculated by the arithmetic device. In this case, it is possible to make the user recognize a more accurate dose by displaying the accurately measured dose on the display device.
  • the radiation dose calculation method is a radiation dose calculation method in a radiation dosimeter including a radiation detector covered with a shield member.
  • This radiation dose calculation method includes: a spectrum acquisition step for acquiring an energy spectrum of radiation detected by a radiation detector after being scattered by a shield member; an energy spectrum acquired in the spectrum acquisition step; And a dose calculation step for calculating a radiation dose based on a conversion coefficient determined according to the energy of the radiation.
  • incident radiation is scattered by the shield member covering the radiation detector.
  • the energy spectrum of the radiation after scattering is distributed at a constant rate in an energy region lower than the energy of the radiation before scattering. For this reason, when using the radiation detection body whose absorptance in the energy region lower than the energy of the radiation before scattering is higher than the absorptance in the energy of radiation before the scattering, the radiation detection sensitivity can be improved.
  • the dose is directly absorbed by the human body when there is no shield member. Net dose can be calculated.
  • FIG. 1 is a schematic configuration diagram of a radiation dosimeter according to the present embodiment.
  • the radiation dosimeter 1 is a device for measuring a radiation dose, and includes a radiation detector 2, a shield member 3, an amplifier 4, a microcomputer 5 (arithmetic device), An operation button 6, a display device 7, a power source 8, and a power switch 9 are provided.
  • a Sievert (Sv) value is used as the measured dose.
  • the radiation detector 2 is a detector composed of a semiconductor capable of detecting radiation, and is composed of, for example, CdTe (cadmium telluride).
  • the thickness of the radiation detector 2 is, for example, about 1 mm.
  • the radiation detector 2 is provided with electrodes (not shown) on one side and the other side of a semiconductor capable of detecting radiation. When the radiation detector 2 absorbs the energy of the incident radiation, electrons and holes are generated according to the magnitude of the energy.
  • the radiation detector 2 outputs a detection signal having a voltage value corresponding to the magnitude of energy to the microcomputer 5 via the amplifier 4.
  • FIG. 2 is a diagram showing an example of the energy response of the radiation detector 2.
  • the energy response means a relationship between radiation energy and radiation absorption rate, and is also called a response function.
  • the horizontal axis indicates the energy of the radiation
  • the vertical axis indicates the absorption rate of the radiation.
  • the radiation detector 2 is made of CdTe and has a thickness of 1 mm.
  • the radiation absorption rate in the low energy region is higher than the radiation absorption rate in the high energy region, and the radiation absorption rate increases as the radiation energy decreases.
  • cesium 137 is known to emit gamma rays having an energy of 662 keV.
  • the absorption sensitivity of gamma rays emitted from the cesium 137 is about 0.7%, and thus the detection sensitivity is extremely low.
  • the shield member 3 is a metal sheet-like member, and is made of, for example, one of Au (gold), Al (aluminum), Cu (copper), and stainless steel.
  • the shield member 3 has a thickness of 0.1 mm or more, for example, and has a thickness of 1.0 mm or less, for example.
  • the shield member 3 is provided so as to cover the surface of the radiation detector 2. Further, a gap of about 0.1 mm to 1 mm is provided between the shield member 3 and the radiation detector 2.
  • the amplifier 4 is a signal amplifier (preamplifier) for amplifying the detection signal output from the radiation detector 2. The amplifier 4 outputs the amplified detection signal to the microcomputer 5.
  • the microcomputer 5 is an arithmetic unit that calculates a dose based on the radiation detected by the radiation detector 2.
  • the microcomputer 5 receives the detection signal amplified by the amplifier 4 and generates an energy spectrum according to the voltage value of the received detection signal.
  • the microcomputer 5 performs a predetermined calculation on the energy spectrum to calculate the radiation dose. Then, the microcomputer 5 outputs display information for displaying the calculated dose to the display device 7.
  • the microcomputer 5 has an ADC 5a.
  • the ADC 5a converts the voltage value of the received detection signal into a channel.
  • the channel means a memory address corresponding to the magnitude of energy.
  • an energy spectrum represents the relationship between energy and the intensity of the energy, and the intensity of energy is represented by a count value that is the number of incident radiations having the energy.
  • the count value of each energy is stored in consecutive addresses (channels) of the memory. That is, every time the microcomputer 5 receives a detection signal from the radiation detector 2 via the amplifier 4, the ADC 5a converts the voltage value of the detection signal into a channel, and increases the count value stored in the converted channel by one. . In this way, the microcomputer 5 acquires a channel spectrum. Then, the microcomputer 5 converts the channel into energy when performing display or the like, and converts the channel spectrum into the energy spectrum. Details of the function of the microcomputer 5 will be described later.
  • the operation button 6 is an input device for operating the radiation dosimeter 1.
  • This operation button 6 includes, for example, an operation button for selecting an operation mode (integration mode, real-time mode) of the radiation dosimeter 1, an operation button for instructing determination, and the like.
  • the operation mode of the radiation dosimeter 1 includes an initialization mode, an integration mode, a real-time mode, and the like.
  • the initialization mode is an operation mode in which the conversion coefficient is initialized in order to calibrate the detection sensitivity of the radiation dosimeter 1.
  • the initialization mode is, for example, an operation of selecting the initialization mode from the operation modes displayed on the display device 7, an operation of starting the radiation dosimeter 1 by pressing the power switch 9 while pressing a specific operation button 6, or the like. to start.
  • the conversion coefficient initialization processing in this initialization mode is performed by a manufacturer / seller at the time of product shipment, for example.
  • the integration mode is a mode for displaying the radiation dose (Sv) measured from the power-on state to the off-state.
  • the real-time mode is a mode for displaying the measured radiation dose rate (Sv / h) in the power-on state.
  • the display device 7 is a display device such as a liquid crystal display.
  • the display device 7 displays predetermined information based on the display information output from the microcomputer 5. For example, the display device 7 displays the dose calculated by the microcomputer 5, the state of the power supply 8, and the like.
  • the power supply 8 supplies power to each part of the radiation dosimeter 1.
  • the power supply 8 is switched between an on state and an off state by operating the power switch 9.
  • FIG. 3 is a diagram schematically showing a cross section of the radiation detector 2 and the shield member 3.
  • the radiation detector 2 is covered with a shield member 3.
  • Compton scattering occurs in the shield member 3 when the radiation r ⁇ b> 1 in the atmosphere enters the shield member 3.
  • the energy of the radiation r2 after scattering is equal to or lower than the energy of the radiation r1 and is distributed at a constant rate in an energy region lower than the energy of the radiation r1 before scattering.
  • a part of the scattered radiation r ⁇ b> 2 is absorbed by the radiation detector 2.
  • the radiation r2 transmitted without being absorbed by the radiation detector 2 is transmitted through the shield member 3 and emitted to the outside.
  • the radiation detector 2 has a higher absorption rate of radiation in the low energy region than that of radiation in the high energy region. For this reason, in the radiation detector 2, the absorption rate of the radiation r2 is larger than the absorption rate of the radiation r1. As a result, the radiation absorption rate in the radiation detector 2 is improved, and the radiation detection sensitivity is improved.
  • stainless steel is composed of 1% Si (silicon), 18% Cr (chromium), 2% Mn (manganese), 70% Fe (iron), and 9% Ni (nickel). Contained, and its density is 7.93 g / cm 3 .
  • the radiation detector 2 is made of CdTe and has a thickness of 1 mm. Further, a gap of about 0.1 mm to 1.0 mm is provided between the radiation detector 2 and the shield member 3.
  • FIG. 4 is a diagram showing an example of the energy spectrum of the scattered radiation when the thickness of various shield members 3 (Au, Al, stainless steel, and Cu) is 0.1 mm.
  • the horizontal axis indicates the energy of the radiation incident on the radiation detector 2
  • the vertical axis indicates the ratio (distribution ratio) of the number of incident radiations with respect to the total number of incident radiations.
  • Graph G Au01 shows the energy spectrum of the radiation after scattering when the shield member 3 is 0.1 mm thick Au.
  • Graph GAl01 shows the energy spectrum of the radiation after scattering when the shield member 3 is made of Al having a thickness of 0.1 mm.
  • Graph GSUS01 shows the energy spectrum of the radiation after scattering when the shield member 3 is made of stainless steel having a thickness of 0.1 mm.
  • Graph G Cu01 shows the energy spectrum of the radiation after scattering when the shield member 3 is made of Cu having a thickness of 0.1 mm.
  • the energy spectrum of the scattered radiation represents the energy spectrum after the radiation having the energy of 662 keV is scattered by the shield member 3.
  • the shield member 3 when the shield member 3 is 0.1 mm thick Au, the energy distribution ratio around 662 keV is close to 100%, and the energy distribution ratio between 200 keV to 660 keV is about 0.1%. The distribution ratio of energy below 200 keV is about 0.01 to 0.08%.
  • the shield member 3 is made of Al having a thickness of 0.1 mm, the energy distribution ratio near 662 keV is close to 100%, and the energy distribution ratio below 660 keV is about 0 to 0.05%.
  • the shield member 3 When the shield member 3 is made of stainless steel with a thickness of 0.1 mm, the energy distribution ratio near 662 keV is close to 100%, and the energy distribution ratio between 200 keV and 660 keV is about 0.04 to 0.09%, less than 200 keV. The energy distribution ratio is about 0.01 to 0.02%. When the shield member 3 is made of Cu having a thickness of 0.1 mm, the energy distribution ratio in the vicinity of 662 keV is close to 100%, the energy distribution ratio in the range of 200 keV to 660 keV is about 0.04 to 0.09%, and the energy is 200 keV or less. The distribution ratio is about 0.01 to 0.04%.
  • FIG. 5 is a diagram showing an example of the energy spectrum of the scattered radiation when the thickness of the various shield members 3 is 0.5 mm.
  • Graph G Au05 shows the energy spectrum of the scattered radiation when the shield member 3 is made of Au having a thickness of 0.5 mm.
  • Graph G Al05 shows the energy spectrum of the scattered radiation when the shield member 3 is made of Al having a thickness of 0.5 mm.
  • Graph GSUS05 shows the energy spectrum of the radiation after scattering when the shield member 3 is made of stainless steel having a thickness of 0.5 mm.
  • Graph G Cu05 shows the energy spectrum of the radiation after scattering when the shield member 3 is made of Cu having a thickness of 0.5 mm.
  • the energy spectrum of the scattered radiation represents the energy spectrum after the radiation having the energy of 662 keV is scattered by the shield member 3.
  • the energy distribution ratio in the vicinity of 662 keV is close to 100%, and the energy distribution ratio in the range of 200 keV to 660 keV is 0.2 to 0.00.
  • the distribution ratio of energy of about 6% and 200 keV or less is about 0.01 to 0.08%.
  • the shield member 3 is made of Al with a thickness of 0.5 mm, the energy distribution ratio near 662 keV is close to 100%, the energy distribution ratio between 200 keV and 660 keV is about 0.04 to 0.1%, and the energy is less than 200 keV.
  • the distribution ratio of is about 0 to 0.03%.
  • the shield member 3 When the shield member 3 is made of stainless steel having a thickness of 0.5 mm, the energy distribution ratio in the vicinity of 662 keV is close to 100%, and the energy distribution ratio in the range of 200 keV to 660 keV is about 0.1 to 0.3% and less than 200 keV. The energy distribution ratio is about 0.02 to 0.05%.
  • the shield member 3 is made of Cu having a thickness of 0.5 mm, the energy distribution ratio in the vicinity of 662 keV is close to 100%, the energy distribution ratio in the range of 200 keV to 660 keV is about 0.1 to 0.3%, and the energy is 200 keV or less.
  • the distribution ratio of is about 0 to 0.1%.
  • FIG. 6 is a diagram illustrating an example of the energy spectrum of the scattered radiation when the thickness of the various shield members 3 is 1.0 mm.
  • Graph G Au10 shows the energy spectrum of the radiation after scattering when the shield member 3 is made of Au having a thickness of 1.0 mm.
  • Graph G Al10 shows the energy spectrum of the radiation after scattering when the shield member 3 is 1.0 mm thick Al.
  • Graph GSUS10 shows the energy spectrum of the scattered radiation when the shield member 3 is made of stainless steel having a thickness of 1.0 mm.
  • Graph G Cu10 shows the energy spectrum of the scattered radiation when the shield member 3 is 1.0 mm thick Cu.
  • the energy spectrum of the scattered radiation represents the energy spectrum after the radiation having the energy of 662 keV is scattered by the shield member 3.
  • the shield member 3 when the shield member 3 is made of 1.0 mm thick Au, the energy distribution ratio in the vicinity of 662 keV is close to 100%, and the energy distribution ratio in the range of 200 keV to 660 keV is 0.3 to 0.00.
  • the distribution ratio of energy of about 8% and 200 keV or less is about 0.02 to 0.1%.
  • the shield member 3 is made of Al having a thickness of 1.0 mm, the energy distribution ratio in the vicinity of 662 keV is close to 100%, the energy distribution ratio in the range of 200 keV to 660 keV is about 0.08 to 0.3%, and the energy is 200 keV or less.
  • the distribution ratio is about 0.01 to 0.06%.
  • the energy distribution ratio around 662 keV is close to 100%, the energy distribution ratio between 200 keV and 660 keV is about 0.3 to 0.7%, and less than 200 keV.
  • the energy distribution ratio is about 0 to 0.06%.
  • the shield member 3 is made of Cu having a thickness of 1.0 mm, the energy distribution ratio in the vicinity of 662 keV is close to 100%, the energy distribution ratio in the range of 200 keV to 660 keV is about 0.3 to 0.7%, and the energy is less than 200 keV.
  • the distribution ratio of is about 0 to 0.07%.
  • FIG. 7 is a diagram showing an example of the scattering rate of 662 keV radiation in the various shield members 3 of FIGS. As shown in FIG. 7, it can be seen that the scattering rate increases as the thickness of the shield member 3 increases. Moreover, as a kind of the shield member 3, it turns out that Au has the highest scattering rate among Au, Al, stainless steel, and Cu.
  • FIG. 8 is a diagram showing the rate of increase in the amount of radiation absorbed in the radiation detector 2.
  • the increase rate of the radiation absorption amount is an increase rate with respect to the radiation absorption amount in the radiation detector 2 when the shield member 3 is not provided.
  • the increase rate of the radiation absorption amount is the highest and is 13.6%. is there. Even when other types of shield members 3 are used, an increase rate of about several percent can be obtained.
  • the increase rate of the radiation absorption amount is determined by the ratio between the radiation scattering rate by the shield member 3 and the radiation absorption rate by the radiation detector 2. For this reason, by using the shield member 3 having a high scattering rate and the radiation detector 2 having a high absorption rate in a low energy region, the rate of increase in the amount of radiation absorption in the radiation detector 2 is also increased.
  • the energy distribution ratio near 662 keV is close to 100%, and the energy distribution ratio below 660 keV is about several percent.
  • the scattering itself in the shield member 3 is only about several percent, but the energy of the radiation r2 after the scattering is , Distributed at a constant rate in an energy region lower than 662 keV.
  • the absorption rate of 662 keV energy of the radiation detector 2 is about 0.7%, but the absorption rate of energy of 200 keV is about 3%, and the absorption rate of energy of 100 keV is 15%. %.
  • the absorption rate of the low-energy radiation r2 after scattering is higher than the absorption rate of the radiation r1 before scattering.
  • Absorption rate (detection sensitivity) is improved by about 10%.
  • the radiation r2 scattered by the shield member 3 is detected by the radiation detector 2.
  • the radiation absorption rate in the radiation detector 2 is improved, and the radiation detection sensitivity is improved.
  • FIG. 9 is a functional block diagram of the microcomputer 5. As shown in FIG. 9, the microcomputer 5 includes an input unit 51, a spectrum acquisition unit 52, a conversion coefficient calculation unit 53, a conversion coefficient storage unit 54, a dose calculation unit 55, and an output unit 56. ing.
  • the input unit 51 accepts a user operation via the operation button 6. Then, the input unit 51 determines the content of the accepted operation. For example, the input unit 51 determines whether the received operation is an operation for selecting the initialization mode. For example, the input unit 51 determines whether or not an operation for selecting an initialization mode is performed when an operation mode selection screen is displayed on the display device 7. Then, the input unit 51 transmits operation information regarding the received operation to the spectrum acquisition unit 52 and the dose calculation unit 55. For example, the input unit 51 transmits information on the selected operation mode to the spectrum acquisition unit 52 and the dose calculation unit 55.
  • the spectrum acquisition unit 52 acquires the channel spectrum of the radiation detected by the radiation detector 2. For example, the spectrum acquisition unit 52 receives the detection signal output from the amplifier 4 in response to receiving information about the operation mode from the input unit 51. And the spectrum acquisition part 52 acquires the channel spectrum by measuring the voltage value of the received detection signal and counting the number of incidents in a histogram format with the voltage value (channel) as the horizontal axis.
  • the conversion coefficient calculation unit 53 calculates a conversion coefficient for converting energy into a dose based on the channel spectrum acquired by the spectrum acquisition unit 52.
  • a method for calculating the conversion coefficient from the channel spectrum will be specifically described below.
  • the conversion coefficient calculation unit 53 analyzes the channel spectrum acquired by the spectrum acquisition unit 52 and searches for the peak of the channel spectrum. Then, the conversion coefficient calculation unit 53 calculates the peak centroid channel.
  • the peak center-of-gravity channel Ch p is a channel corresponding to the center point of the peak, and is calculated by the following equation (1) using the total sum S all of the weighted areas and the total count value C all .
  • the sum S all of the weighted area, in end channel Ch b peaks from start channel Ch a peak, the count value C i and the channel Ch of each channel Ch i Calculated by the sum of products with i .
  • the peak generally follows a Gaussian distribution.
  • the peak start channel Ch a and the end channel Ch b are determined by an eye measurement manual or automatic acquisition algorithm as a point where the entire Gaussian distribution enters.
  • a and b are integers of 1 or more, and b is larger than a.
  • the total count value C all is calculated by the sum of the count values C i of each channel Ch i from the peak start channel Ch a to the peak end channel Ch b .
  • the conversion coefficient calculation unit 53 calculates a first calibration coefficient A and a second calibration coefficient B for converting the channel Ch into energy E.
  • the first peak centroid channel Ch p1 the relationship between the first energy E 1 predetermined by using a first calibration factor A and a second calibration coefficient B is represented by the following formula (4)
  • the relationship between the second peak centroid channel Ch p2 and the predetermined second energy E 2 is expressed by the following equation (5) using the first calibration coefficient A and the second calibration coefficient B.
  • the first energy E 1 and the second energy E 2 are peak energies of radioactive materials whose peak energy in the energy spectrum is known in advance.
  • the first peak centroid channel Ch p1 is the channel spectrum of a radioactive substance having a first peak energy of the energy E 1 was measured, the peak centroid channel calculated from measured channel spectrum.
  • the second peak centroid channel Ch p2 is the channel spectrum of a radioactive substance having a second energy peak energy of E 2 was measured, the peak centroid channel calculated from measured channel spectrum.
  • the first calibration coefficient A and the second calibration coefficient B are calculated by the following expressions (6) and (7) obtained by solving the simultaneous equations (4) and (5).
  • the conversion coefficient calculation unit 53 stores the first calibration coefficient A and the second calibration coefficient B in the conversion coefficient storage unit 54.
  • the conversion coefficient calculation unit 53 converts the channel Ch into energy E.
  • the energy E j is calculated by the following equation (8) using the channel Ch j , the first calibration coefficient A, and the second calibration coefficient B.
  • the conversion coefficient calculation unit 53 converts the channel spectrum acquired by the spectrum acquisition unit 52 into a histogram (energy spectrum) of energy E versus count value C by converting each channel Ch j into energy E j. . Furthermore, the conversion coefficient calculation unit 53 adds the count values for each constant energy range (for example, 100 keV) in the energy spectrum, and converts the energy spectrum into a spectrum of ten or more points.
  • the conversion coefficient calculation part 53 calculates a conversion coefficient for every energy range by integrating
  • the survey meter coefficient is a response function of a survey meter corresponding to the energy of radiation, and is disclosed by survey meter vendors. This survey meter coefficient is predetermined for each energy. Further, the conversion coefficient calculation unit 53 stores the calculated conversion coefficient in the conversion coefficient storage unit 54.
  • the conversion coefficient storage unit 54 stores the first calibration coefficient A and the second calibration coefficient B calculated by the conversion coefficient calculation unit 53, and the conversion coefficient for each energy calculated by the conversion coefficient calculation unit 53.
  • the dose calculation unit 55 calculates a dose based on the channel spectrum acquired by the spectrum acquisition unit 52, the first calibration coefficient A and the second calibration coefficient B stored in the conversion coefficient storage unit 54, and the conversion coefficient. . More specifically, the dose calculation unit 55 converts the channel spectrum into an energy spectrum using the first calibration coefficient A and the second calibration coefficient B as shown in the above equation (8). Furthermore, the dose calculation unit 55 adds the energy spectrum count values for each energy range that is the same as the conversion coefficient, and converts the energy spectrum into a spectrum of dozens of points.
  • the dose calculation unit 55 calculates the dose for each energy range by integrating the count value of each energy range and the conversion coefficient corresponding to the energy range. And the dose calculation part 55 calculates the whole dose by adding the dose for every energy range.
  • the output unit 56 outputs display information for displaying the dose calculated by the dose calculation unit 55 to the display device 7.
  • FIG. 10 is a flowchart showing the operation of the radiation dosimeter 1.
  • the operation of the radiation dosimeter 1 is started when the power switch 9 is operated by the user and the power supply 8 is turned on from the off state.
  • the input unit 51 determines whether or not the accepted operation is an operation for selecting an initialization mode (step S01). If it is determined in step S01 that the operation is to select an initialization mode (step S01; YES), an initialization process is performed.
  • the spectrum acquisition unit 52 receives the detection signal output from the radiation detector 2 via the amplifier 4, and acquires the channel spectrum of the radiation detected by the radiation detector 2 (step S02). .
  • the conversion coefficient calculation unit 53 calculates a conversion coefficient based on the channel spectrum acquired by the spectrum acquisition unit 52, and stores the calculated conversion coefficient in the conversion coefficient storage unit 54 (step S03). Details of step S03 will be described later.
  • the operation (initialization process) of the radiation dosimeter 1 ends.
  • step S01 when it is determined in step S01 that the operation is not an operation for selecting the initialization mode (step S01; NO), that is, when it is determined that the operation is for selecting another operation mode, radiation corresponding to the selected mode is selected.
  • a dose calculation process is performed.
  • the spectrum acquisition unit 52 receives the detection signal output from the radiation detector 2 via the amplifier 4 and acquires the channel spectrum of the radiation detected by the radiation detector 2 (step). S05).
  • the dose calculation unit 55 is acquired by the spectrum acquisition unit 52 based on the first calibration coefficient A and the second calibration coefficient B stored in the conversion coefficient storage unit 54 using the above-described equation (8).
  • the obtained channel spectrum is converted into an energy spectrum (spectrum acquisition step).
  • the dose calculation unit 55 calculates the dose of radiation based on the converted energy spectrum and the conversion coefficient stored in the conversion coefficient storage unit 54 (step S06, dose calculation step). That is, the dose calculation unit 55 calculates the dose for each energy by integrating the count value of each energy in the energy spectrum and the conversion coefficient corresponding to the energy. And the dose calculation part 55 calculates the whole dose by adding the dose for every energy.
  • step S08 the input unit 51 determines whether or not an operation for ending the radiation dose calculation process has been performed.
  • the operation for ending the radiation dose calculation process is, for example, an operation for turning off the power supply 8 by the power switch 9. If it is determined in step S08 that the operation for ending the radiation dose calculation process has not been performed (step S08; NO), the process returns to step S05, and the processes in steps S05 to S08 are repeated.
  • step S08 when it is determined in step S08 that an operation for ending the radiation dose calculation process has been performed (step S08; YES), the operation of the radiation dosimeter 1 (radiation dose calculation process) is ended.
  • step S08 is provided after step S07.
  • step S08 is set in advance regardless of the flowchart of FIG. It may be performed every period.
  • FIG. 11 is a flowchart showing details of the calibration process.
  • the conversion coefficient calculation unit 53 analyzes the channel spectrum acquired by the spectrum acquisition unit 52 and searches for the peak of the channel spectrum (step S31). Then, the conversion coefficient calculation unit 53 calculates the peak centroid channel using the above equations (1) to (3) (step S32).
  • the conversion coefficient calculation unit 53 uses the above-described equations (4) to (7) to calculate the first calibration coefficient A and the second calibration value for converting the channel into energy based on the calculated peak centroid channel.
  • a calibration coefficient B is calculated.
  • the conversion factor calculation part 53 converts a channel spectrum into an energy spectrum using the above-mentioned formula (8) (Step S33).
  • the conversion coefficient calculation unit 53 adds the count values for each constant energy range (for example, 100 keV) in the energy spectrum, and converts the energy spectrum into a spectrum of dozens of points. And the conversion factor calculation part 53 calculates the conversion factor for every energy range by integrating
  • the conversion coefficient calculation unit 53 stores the calculated conversion coefficient in the conversion coefficient storage unit 54 (step S35), and ends the calibration process.
  • the radiation dosimeter 1 and the radiation dose calculation method using the radiation dosimeter 1 described above by covering the radiation detector 2 with the shield member 3, noise can be reduced and the incident radiation r1 can be scattered. be able to.
  • the energy of the radiation r2 after the scattering is distributed at a constant rate in an energy region lower than the energy of the radiation r1 before the scattering.
  • the radiation detector 2 has a higher radiation absorptance in an energy region lower than the energy of the radiation r1 before scattering than the radiation absorptance in the energy of the radiation r1 before scattering. For this reason, the detection sensitivity of radiation can be improved.
  • the dose in the absence of the shield member 3, that is, directly to the human body is calculated using a conversion coefficient determined according to the energy of the radiation scattered by the shield member 3, the dose in the absence of the shield member 3, that is, directly to the human body. It is possible to calculate the net dose absorbed. As a result, dose measurement accuracy can be improved without complicating the structure.
  • the radiation dosimeter and the radiation dose calculation method according to the present invention are not limited to those described in this embodiment.
  • the radiation detector 2 only needs to have an absorption rate in an energy region lower than the energy before scattering of radiation to be detected higher than the absorption rate in energy before scattering of radiation, CdZnTe (cadmium zinc telluride), You may be comprised from TlBr (thallium bromide), Ge (germanium), etc.
  • the input unit 51 determines that the initialization mode has been selected by detecting that the power switch 9 is pressed and the power supply 8 is turned on while the predetermined operation button 6 is pressed. May be.
  • the conversion coefficient calculation part 53 is calculating the conversion coefficient for every 100 keV, you may calculate a conversion coefficient for every arbitrary energy range. By further reducing the energy range, the dose calculation unit 55 can calculate a more accurate dose.
  • the conversion coefficient calculation unit 53 may calculate a second conversion coefficient for converting the count value for each channel into a dose based on the first calibration coefficient A, the second calibration coefficient B, and the conversion coefficient.
  • the dose calculation unit 55 may calculate the dose by adding the second conversion coefficient to the count value for each channel of the channel spectrum acquired by the spectrum acquisition unit 52.

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Description

放射線線量計および放射線線量の算出方法
　本発明は、放射線線量計および放射線線量の算出方法に関する。
　半導体を用いた放射線検出器を備える放射線線量計がある。このような放射線線量計では、放射線検出器に用いられる半導体によって、放射線のエネルギーに対する検出感度が異なる。例えば、ＣｄＴｅなどの半導体を用いた放射線検出器では、低エネルギー領域の放射線の検出感度が高エネルギー領域の放射線の検出感度よりも高い。このため、高エネルギーの放射線に対して、検出感度および線量の測定精度の向上が求められている。
　特許文献１には、エネルギーに対する検出感度の均一性を向上するために、低エネルギー領域の放射線を所定量吸収する放射線吸収フィルタとしての役割も果たす電磁シールドによって半導体検知体を覆うとともに、半導体検知体の入射面と反対側の面にシンチレータ層および反射層を備えた放射線検出器が記載されている。この放射線検出器では、半導体検知体を透過した高エネルギーの放射線がシンチレータ層にて発光し、発光した光が反射層によって反射されて半導体検知体に検知される。
特開２００１－４７５４号公報
　しかしながら、特許文献１に記載の放射線検出器では、高エネルギー領域の放射線の検出感度および線量の測定精度を向上するために、シンチレータ層および反射層を設ける必要がある。このため、構造が複雑化し、装置が大型化する。
　本発明の一態様によれば、簡易な構造によって線量の測定精度を向上可能な放射線線量計および放射線線量の算出方法が提供される。
　本発明の一側面に係る放射線線量計は、放射線を検出するための放射線検出体と、放射線検出体を覆うシールド部材と、放射線検出体によって検出された放射線のエネルギーとシールド部材によって散乱された放射線のエネルギーに応じて定められる変換係数とに基づいて放射線の線量を算出する演算装置と、を備える。また、放射線検出体は、シールド部材によって散乱された放射線を検出する。
　このような放射線線量計によれば、放射線検出体をシールド部材によって覆うことにより、ノイズを低減することができるとともに、入射する放射線を散乱することができる。この散乱後の放射線のエネルギーは、散乱前の放射線のエネルギーよりも低いエネルギー領域に一定の割合で分布する。このため、散乱前の放射線のエネルギーより低いエネルギー領域における吸収率（検出感度）が、散乱前の放射線のエネルギーにおける吸収率よりも高い放射線検出体を用いる場合、放射線の検出感度を向上することができる。また、シールド部材によって散乱された放射線のエネルギーに応じて定められる変換係数を用いて、検出された放射線のエネルギーから線量を算出することにより、シールド部材がない場合の線量、すなわち人体へ直接吸収される正味の線量を算出することが可能となる。その結果、構造を複雑化することなく線量の測定精度を向上することが可能となる。
　また、放射線検出体は、ＣｄＴｅから構成されてもよい。ＣｄＴｅ半導体は、放射線の吸収効率が高い。このため、放射線の検出感度をさらに向上でき、線量の測定精度のさらなる向上が可能となる。
　また、シールド部材は、Ａｕ、Ｃｕ、Ａｌおよびステンレス鋼のいずれかから構成されてもよい。また、シールド部材は、０．１ｍｍ以上１．０ｍｍ以下の厚さを有してもよい。このようなシールド部材によって放射線検出体を覆う場合、放射線の検出感度を向上でき、線量の測定精度の向上が可能となる。
　また、放射線線量計は、演算装置によって算出された線量を表示する表示装置をさらに備えてもよい。この場合、精度よく測定された線量を表示装置に表示することによって、より正確な線量をユーザに認識させることができる。
　また、本発明の別の側面に係る放射線線量の算出方法は、シールド部材に覆われた放射線検出体を備える放射線線量計における放射線線量の算出方法である。この放射線線量の算出方法は、シールド部材によって散乱された後に放射線検出体によって検出された放射線のエネルギースペクトルを取得するスペクトル取得ステップと、スペクトル取得ステップにおいて取得されたエネルギースペクトルと、シールド部材によって散乱された放射線のエネルギーに応じて定められる変換係数と、に基づいて放射線線量を算出する線量算出ステップと、を備える。
　このような放射線線量の算出方法によれば、放射線検出体を覆うシールド部材によって、入射する放射線が散乱される。この散乱後の放射線のエネルギースペクトルは、散乱前の放射線のエネルギーよりも低いエネルギー領域に一定の割合で分布する。このため、散乱前の放射線のエネルギーより低いエネルギー領域における吸収率が、散乱前の放射線のエネルギーにおける吸収率よりも高い放射線検出体を用いる場合、放射線の検出感度を向上することができる。このようにして放射線検出体により検出された放射線のエネルギースペクトルに基づいて線量を算出することにより、構造を複雑化することなく線量の測定精度を向上することが可能となる。さらに、シールド部材によって散乱された放射線のエネルギーに応じて定められる変換係数を用いて、検出された放射線のエネルギースペクトルから線量を算出することにより、シールド部材がない場合、すなわち人体へ直接吸収される正味の線量を算出することが可能となる。
　本発明によれば、線量の測定精度を向上できる。
本実施形態に係る放射線線量計の概略構成図である。 図１の放射線検出体のエネルギーレスポンスの一例を示す図である。 図１の放射線線量計における放射線の検出原理を示す図である。 シールド部材の厚さを０．１ｍｍとした場合の散乱後の放射線のエネルギースペクトルの一例を示す図である。 シールド部材の厚さを０．５ｍｍとした場合の散乱後の放射線のエネルギースペクトルの一例を示す図である。 シールド部材の厚さを１．０ｍｍとした場合の散乱後の放射線のエネルギースペクトルの一例を示す図である。 各種シールド部材における６６２ｋｅＶの放射線の散乱率を示す図である。 図１の放射線検出体における吸収量の増加率を示す図である。 図１のマイコンの機能ブロック図である。 図１の放射線線量計の動作を示すフローチャートである。 図１０の校正処理の詳細を示すフローチャートである。
　以下、添付図面を参照して本発明の実施形態を詳細に説明する。なお、図面の説明において同一又は相当要素には同一の符号を付し、重複する説明を省略する。
　図１は、本実施形態に係る放射線線量計の概略構成図である。図１に示されるように、放射線線量計１は、放射線の線量を測定するための装置であって、放射線検出体２と、シールド部材３と、増幅器４と、マイコン５（演算装置）と、操作ボタン６と、表示装置７と、電源８と、電源スイッチ９と、を備えている。なお、測定される線量として、例えばシーベルト（Ｓｖ）値が用いられる。
　放射線検出体２は、放射線を検出可能な半導体から構成された検出体であって、例えばＣｄＴｅ（カドミウムテルライド）から構成されている。この放射線検出体２の厚さは、例えば１ｍｍ程度である。また、放射線検出体２は、放射線を検出可能な半導体の一面および他面に電極（不図示）がそれぞれ設けられている。放射線検出体２では、入射した放射線のエネルギーが吸収されると、そのエネルギーの大きさに応じて電子およびホールが生成される。そして、放射線検出体２は、エネルギーの大きさに応じた電圧値を有する検出信号を、増幅器４を介してマイコン５に出力する。
　図２は、放射線検出体２のエネルギーレスポンスの一例を示す図である。ここで、エネルギーレスポンスとは、放射線のエネルギーと放射線の吸収率との関係を意味し、応答関数ともいう。図２において、横軸は放射線のエネルギーを示し、縦軸は放射線の吸収率を示している。この例では、放射線検出体２は、ＣｄＴｅから構成されており、その厚さは１ｍｍである。図２に示されるように、高エネルギー領域の放射線の吸収率よりも低エネルギー領域の放射線の吸収率が高く、放射線のエネルギーが小さくなるに従い放射線の吸収率が増加している。例えば、セシウム１３７は、６６２ｋｅＶのエネルギーを有するガンマ線を放出することが知られている。この例の放射線検出体２を単体で用いた場合、セシウム１３７から放出されるガンマ線の吸収率は０．７％程度であるので、その検出感度は極めて低い。
　シールド部材３は、金属製のシート状部材であって、例えばＡｕ（金）、Ａｌ（アルミニウム）、Ｃｕ（銅）およびステンレス鋼のいずれかから構成されている。このシールド部材３は、例えば０．１ｍｍ以上の厚さを有し、例えば１．０ｍｍ以下の厚さを有する。また、シールド部材３は、放射線検出体２の表面を覆うように設けられている。また、シールド部材３と放射線検出体２との間には、０．１ｍｍ～１ｍｍ程度の間隙が設けられている。増幅器４は、放射線検出体２から出力された検出信号を増幅するための信号増幅器（プリアンプ）である。増幅器４は、増幅した検出信号をマイコン５に出力する。
　マイコン５は、放射線検出体２によって検出された放射線に基づいて、線量を算出する演算装置である。マイコン５は、増幅器４によって増幅された検出信号を受信し、受信した検出信号の電圧値に応じてエネルギースペクトルを生成する。また、マイコン５は、エネルギースペクトルに所定の演算を行って放射線線量を算出する。そして、マイコン５は、算出した線量を表示するための表示情報を表示装置７に出力する。
　また、マイコン５は、ＡＤＣ５ａを有している。ＡＤＣ５ａは、受信した検出信号の電圧値をチャネルに変換する。ここで、チャネルとは、エネルギーの大きさに対応するメモリ番地を意味する。通常、エネルギースペクトルは、エネルギーとそのエネルギーの強度との関係を表すものであって、エネルギーの強度は、そのエネルギーを有する放射線の入射数であるカウント値で表される。マイコン５の内部では、メモリの容量を節約するために、各エネルギーのカウント値は、メモリの連続する番地（チャネル）に格納される。すなわち、マイコン５は、増幅器４を介して放射線検出体２から検出信号を受信するごとに、ＡＤＣ５ａによって検出信号の電圧値をチャネルに変換し、変換したチャネルに格納されたカウント値を１増加する。このようにして、マイコン５は、チャネルスペクトルを取得する。そして、マイコン５は、表示などをする時にチャネルをエネルギーに換算し、チャネルスペクトルをエネルギースペクトルに変換する。マイコン５の機能の詳細については、後述する。
　操作ボタン６は、放射線線量計１を操作するための入力装置である。この操作ボタン６には、例えば、放射線線量計１の動作モード（積算モード、リアルタイムモード）を選択するための操作ボタン、決定を指示するための操作ボタンなどが含まれている。ここで、放射線線量計１の動作モードには、初期化モード、積算モード、リアルタイムモードなどがある。初期化モードとは、放射線線量計１の検出感度を校正するために、変換係数を初期化する動作モードである。初期化モードは、例えば、表示装置７に表示された動作モードから初期化モードを選択する操作、特定の操作ボタン６を押しながら電源スイッチ９を押下して放射線線量計１を起動する操作などによって起動する。この初期化モードによる変換係数の初期化処理は、例えば製品出荷時に製造販売者によって行われる。
　積算モードとは、電源オン状態からオフ状態までの間に計測された放射線線量（Ｓｖ）を表示するモードのことである。リアルタイムモードとは、電源オン状態において、計測された放射線線量率（Ｓｖ／ｈ）を表示するモードのことである。
　表示装置７は、液晶ディスプレイなどの表示装置である。この表示装置７は、マイコン５から出力された表示情報に基づき所定の情報を表示する。例えば、表示装置７は、マイコン５によって算出された線量および電源８の状態などを表示する。電源８は、放射線線量計１の各部に電力を供給する。また、電源８は、電源スイッチ９が操作されることによって、オン状態とオフ状態とが切り替えられる。
　次に、放射線線量計１における放射線の検出原理を、図３を用いて説明する。図３は、放射線検出体２およびシールド部材３の断面を模式的に示す図である。図３に示されるように、放射線検出体２は、シールド部材３によって覆われている。放射線線量計１では、大気中の放射線ｒ１がシールド部材３に入射すると、シールド部材３においてコンプトン散乱が生じる。このとき、散乱後の放射線ｒ２のエネルギーは、放射線ｒ１のエネルギー以下であって、散乱前の放射線ｒ１のエネルギーよりも低いエネルギー領域に一定の割合で分布する。そして、散乱後の放射線ｒ２の一部は、放射線検出体２によって吸収される。また、放射線検出体２によって吸収されずに透過した放射線ｒ２は、シールド部材３を透過して外部に出射する。
　上述のように、放射線検出体２は、高エネルギー領域の放射線の吸収率よりも低エネルギー領域の放射線の吸収率が高い。このため、放射線検出体２では、放射線ｒ１の吸収率よりも、放射線ｒ２の吸収率が大きくなる。その結果、放射線検出体２における放射線の吸収率が向上し、放射線の検出感度が向上する。
　続いて、放射線線量計１における放射線検出の具体例を図４～図８を用いて説明する。この例において、ステンレス鋼は、Ｓｉ（シリコン）を１％、Ｃｒ（クロム）を１８％、Ｍｎ（マンガン）を２％、Ｆｅ（鉄）を７０％、Ｎｉ（ニッケル）を９％の割合で含有しており、その密度は７．９３ｇ／ｃｍ３である。また、この例では、放射線検出体２は、ＣｄＴｅから構成されており、その厚さは１ｍｍである。また、放射線検出体２とシールド部材３との間には、０．１ｍｍ～１．０ｍｍ程度の間隙が設けられている。
　図４は、各種シールド部材３（Ａｕ、Ａｌ、ステンレス鋼およびＣｕ）の厚さを０．１ｍｍとした場合の散乱後の放射線のエネルギースペクトルの一例を示す図である。図４において、横軸は放射線検出体２に入射した放射線のエネルギーを示し、縦軸は放射線の全入射数に対する各エネルギーの放射線の入射数の割合（分布比率）を示している。図５および図６においても同様である。グラフＧＡｕ０１は、シールド部材３を０．１ｍｍ厚のＡｕとした場合の散乱後の放射線のエネルギースペクトルを示す。グラフＧＡｌ０１は、シールド部材３を０．１ｍｍ厚のＡｌとした場合の散乱後の放射線のエネルギースペクトルを示す。グラフＧＳＵＳ０１は、シールド部材３を０．１ｍｍ厚のステンレス鋼とした場合の散乱後の放射線のエネルギースペクトルを示す。グラフＧＣｕ０１は、シールド部材３を０．１ｍｍ厚のＣｕとした場合の散乱後の放射線のエネルギースペクトルを示す。なお、この散乱後の放射線のエネルギースペクトルは、６６２ｋｅＶのエネルギーを有する放射線がシールド部材３により散乱した後のエネルギースペクトルを表している。
　図４に示されるように、シールド部材３を０．１ｍｍ厚のＡｕとした場合、６６２ｋｅＶ付近のエネルギーの分布比率は１００％に近く、２００ｋｅＶ～６６０ｋｅＶのエネルギーの分布比率は０．１％程度、２００ｋｅＶ以下のエネルギーの分布比率は０．０１～０．０８％程度である。シールド部材３を０．１ｍｍ厚のＡｌとした場合、６６２ｋｅＶ付近のエネルギーの分布比率は１００％に近く、６６０ｋｅＶ以下のエネルギーの分布比率は０～０．０５％程度である。シールド部材３を０．１ｍｍ厚のステンレス鋼とした場合、６６２ｋｅＶ付近のエネルギーの分布比率は１００％に近く、２００ｋｅＶ～６６０ｋｅＶのエネルギーの分布比率は０．０４～０．０９％程度、２００ｋｅＶ以下のエネルギーの分布比率は０．０１～０．０２％程度である。シールド部材３を０．１ｍｍ厚のＣｕとした場合、６６２ｋｅＶ付近のエネルギーの分布比率は１００％に近く、２００ｋｅＶ～６６０ｋｅＶのエネルギーの分布比率は０．０４～０．０９％程度、２００ｋｅＶ以下のエネルギーの分布比率は０．０１～０．０４％程度である。
　図５は、各種シールド部材３の厚さを０．５ｍｍとした場合の散乱後の放射線のエネルギースペクトルの一例を示す図である。グラフＧＡｕ０５は、シールド部材３を０．５ｍｍ厚のＡｕとした場合の散乱後の放射線のエネルギースペクトルを示す。グラフＧＡｌ０５は、シールド部材３を０．５ｍｍ厚のＡｌとした場合の散乱後の放射線のエネルギースペクトルを示す。グラフＧＳＵＳ０５は、シールド部材３を０．５ｍｍ厚のステンレス鋼とした場合の散乱後の放射線のエネルギースペクトルを示す。グラフＧＣｕ０５は、シールド部材３を０．５ｍｍ厚のＣｕとした場合の散乱後の放射線のエネルギースペクトルを示す。なお、この散乱後の放射線のエネルギースペクトルは、６６２ｋｅＶのエネルギーを有する放射線がシールド部材３により散乱した後のエネルギースペクトルを表している。
　図５に示されるように、シールド部材３を０．５ｍｍ厚のＡｕとした場合、６６２ｋｅＶ付近のエネルギーの分布比率は１００％に近く、２００ｋｅＶ～６６０ｋｅＶのエネルギーの分布比率は０．２～０．６％程度、２００ｋｅＶ以下のエネルギーの分布比率は０．０１～０．０８％程度である。シールド部材３を０．５ｍｍ厚のＡｌとした場合、６６２ｋｅＶ付近のエネルギーの分布比率は１００％に近く、２００ｋｅＶ～６６０ｋｅＶのエネルギーの分布比率は０．０４～０．１％程度、２００ｋｅＶ以下のエネルギーの分布比率は０～０．０３％程度である。シールド部材３を０．５ｍｍ厚のステンレス鋼とした場合、６６２ｋｅＶ付近のエネルギーの分布比率は１００％に近く、２００ｋｅＶ～６６０ｋｅＶのエネルギーの分布比率は０．１～０．３％程度、２００ｋｅＶ以下のエネルギーの分布比率は０．０２～０．０５％程度である。シールド部材３を０．５ｍｍ厚のＣｕとした場合、６６２ｋｅＶ付近のエネルギーの分布比率は１００％に近く、２００ｋｅＶ～６６０ｋｅＶのエネルギーの分布比率は０．１～０．３％程度、２００ｋｅＶ以下のエネルギーの分布比率は０～０．１％程度である。
　図６は、各種シールド部材３の厚さを１．０ｍｍとした場合の散乱後の放射線のエネルギースペクトルの一例を示す図である。グラフＧＡｕ１０は、シールド部材３を１．０ｍｍ厚のＡｕとした場合の散乱後の放射線のエネルギースペクトルを示す。グラフＧＡｌ１０は、シールド部材３を１．０ｍｍ厚のＡｌとした場合の散乱後の放射線のエネルギースペクトルを示す。グラフＧＳＵＳ１０は、シールド部材３を１．０ｍｍ厚のステンレス鋼とした場合の散乱後の放射線のエネルギースペクトルを示す。グラフＧＣｕ１０は、シールド部材３を１．０ｍｍ厚のＣｕとした場合の散乱後の放射線のエネルギースペクトルを示す。なお、この散乱後の放射線のエネルギースペクトルは、６６２ｋｅＶのエネルギーを有する放射線がシールド部材３により散乱した後のエネルギースペクトルを表している。
　図６に示されるように、シールド部材３を１．０ｍｍ厚のＡｕとした場合、６６２ｋｅＶ付近のエネルギーの分布比率は１００％に近く、２００ｋｅＶ～６６０ｋｅＶのエネルギーの分布比率は０．３～０．８％程度、２００ｋｅＶ以下のエネルギーの分布比率は０．０２～０．１％程度である。シールド部材３を１．０ｍｍ厚のＡｌとした場合、６６２ｋｅＶ付近のエネルギーの分布比率は１００％に近く、２００ｋｅＶ～６６０ｋｅＶのエネルギーの分布比率は０．０８～０．３％程度、２００ｋｅＶ以下のエネルギーの分布比率は０．０１～０．０６％程度である。シールド部材３を１．０ｍｍ厚のステンレス鋼とした場合、６６２ｋｅＶ付近のエネルギーの分布比率は１００％に近く、２００ｋｅＶ～６６０ｋｅＶのエネルギーの分布比率は０．３～０．７％程度、２００ｋｅＶ以下のエネルギーの分布比率は０～０．０６％程度である。シールド部材３を１．０ｍｍ厚のＣｕとした場合、６６２ｋｅＶ付近のエネルギーの分布比率は１００％に近く、２００ｋｅＶ～６６０ｋｅＶのエネルギーの分布比率は０．３～０．７％程度、２００ｋｅＶ以下のエネルギーの分布比率は０～０．０７％程度である。
　図７は、図４～図６の各種シールド部材３における６６２ｋｅＶの放射線の散乱率の一例を示す図である。図７に示されるように、シールド部材３の厚さが大きいほど、散乱率は大きくなることがわかる。また、シールド部材３の種類としては、Ａｕ、Ａｌ、ステンレス鋼およびＣｕのうち、Ａｕが最も散乱率が高いことがわかる。
　図８は、放射線検出体２における放射線吸収量の増加率を示す図である。この放射線吸収量の増加率は、シールド部材３を設けない場合の放射線検出体２における放射線の吸収量に対する増加率である。図８に示されるように、図４～図６の各種シールド部材３のうち、０．１ｍｍ厚のＡｕのシールド部材３を用いた場合、放射線吸収量の増加率が最も高く１３．６％である。また、他の種類のシールド部材３を用いた場合でも、数％程度の増加率が得られる。この放射線吸収量の増加率は、シールド部材３による放射線の散乱率と放射線検出体２による放射線の吸収率との比率によって決定される。このため、散乱率が高いシールド部材３と、低エネルギー領域において吸収率が高い放射線検出体２とを用いることにより、放射線検出体２における放射線吸収量の増加率も大きくなる。
　以上のように、図４～図６のいずれの金属を用いた場合も、６６２ｋｅＶ付近のエネルギーの分布比率は１００％に近く、６６０ｋｅＶ以下のエネルギーの分布比率は数％程度である。このため、例えば６６２ｋｅＶのエネルギーを有する放射線ｒ１が、図４～図６のシールド部材３に入射した場合、シールド部材３における散乱自体は数％程度しか生じないが、散乱後の放射線ｒ２のエネルギーは、６６２ｋｅＶよりも低いエネルギー領域に一定の割合で分布する。一方、図２に示されるように、放射線検出体２の６６２ｋｅＶのエネルギーの吸収率は０．７％程度であるが、２００ｋｅＶのエネルギーの吸収率は３％程度、１００ｋｅＶのエネルギーの吸収率は１５％程度である。このように、放射線検出体２では、散乱後の低エネルギーの放射線ｒ２の吸収率は、散乱前の放射線ｒ１の吸収率よりも高いので、シールド部材３を設けない場合よりも全体として数％～十数％程度吸収率（検出感度）が向上する。
　以上のように、シールド部材３によって散乱された放射線ｒ２が、放射線検出体２によって検出される。その結果、放射線検出体２における放射線の吸収率が向上し、放射線の検出感度が向上する。
　次に、上述のようにして検出された放射線の線量を算出する方法について説明する。この線量の算出は、マイコン５によって行われる。図９は、マイコン５の機能ブロック図である。図９に示されるように、マイコン５は、入力部５１と、スペクトル取得部５２と、変換係数算出部５３と、変換係数格納部５４と、線量算出部５５と、出力部５６と、を備えている。
　入力部５１は、操作ボタン６を介してユーザの操作を受け付ける。そして、入力部５１は、受け付けた操作の内容を判定する。例えば、入力部５１は、受け付けた操作が初期化モードを選択する操作か否か判定をする。具体例を挙げて説明すると、入力部５１は、例えば、表示装置７に動作モード選択用の画面が表示されている場合に、初期化モードを選択する操作がされたか否かを判定する。そして、入力部５１は、受け付けた操作に関する操作情報をスペクトル取得部５２および線量算出部５５に送信する。例えば、入力部５１は、選択された動作モードに関する情報をスペクトル取得部５２および線量算出部５５に送信する。
　スペクトル取得部５２は、放射線検出体２によって検出された放射線のチャネルスペクトルを取得する。スペクトル取得部５２は、例えば、入力部５１から動作モードに関する情報を受信したことに応じて、増幅器４から出力される検出信号を受信する。そして、スペクトル取得部５２は、受信した検出信号の電圧値を測定し、その電圧値（チャネル）を横軸としてヒストグラム形式で入射数をカウントすることによって、チャネルスペクトルを取得する。
　変換係数算出部５３は、スペクトル取得部５２によって取得されたチャネルスペクトルに基づいて、エネルギーを線量に変換するための変換係数を算出する。以下にチャネルスペクトルから変換係数を算出する方法を具体的に説明する。まず、変換係数算出部５３は、スペクトル取得部５２によって取得されたチャネルスペクトルを解析し、チャネルスペクトルのピークをサーチする。そして、変換係数算出部５３は、ピーク重心チャネルを算出する。ここで、ピーク重心チャネルＣｈｐは、ピークの中心点に対応するチャネルであって、重み付き面積の総和Ｓａｌｌと総カウント値Ｃａｌｌとを用いて以下の式（１）によって算出される。
Figure JPOXMLDOC01-appb-M000001
　なお、以下の式（２）に示されるように、重み付き面積の総和Ｓａｌｌは、ピークの開始チャネルＣｈａからピークの終了チャネルＣｈｂにおいて、各チャネルＣｈｉのカウント値ＣｉとチャネルＣｈｉとの積の総和によって算出される。ピークは一般的にガウス分布に従う。このため、ピークの開始チャネルＣｈａおよび終了チャネルＣｈｂは、ガウス分布全体が入る点として、目測手動または自動取得アルゴリズムにより決定される。なお、ａおよびｂは、１以上の整数であって、ｂはａよりも大きい。
Figure JPOXMLDOC01-appb-M000002
　また、以下の式（３）に示されるように、総カウント値Ｃａｌｌは、ピークの開始チャネルＣｈａからピークの終了チャネルＣｈｂにおいて、各チャネルＣｈｉのカウント値Ｃｉの総和によって算出される。
Figure JPOXMLDOC01-appb-M000003
　次に、変換係数算出部５３は、チャネルＣｈをエネルギーＥに変換するための第１校正係数Ａおよび第２校正係数Ｂを算出する。ここで、第１ピーク重心チャネルＣｈｐ１と、予め定められた第１エネルギーＥ１との関係は、第１校正係数Ａと第２校正係数Ｂとを用いて以下の式（４）により表される。同様に、第２ピーク重心チャネルＣｈｐ２と、予め定められた第２エネルギーＥ２との関係は、第１校正係数Ａと第２校正係数Ｂとを用いて以下の式（５）により表される。
Figure JPOXMLDOC01-appb-M000004
Figure JPOXMLDOC01-appb-M000005
　この第１エネルギーＥ１および第２エネルギーＥ２は、エネルギースペクトルにおけるピークのエネルギーが予め判明している放射性物質のピークエネルギーである。また、第１ピーク重心チャネルＣｈｐ１は、第１エネルギーＥ１のピークエネルギーを有する放射性物質のチャネルスペクトルを測定し、測定したチャネルスペクトルから算出したピーク重心チャネルである。同様に、第２ピーク重心チャネルＣｈｐ２は、第２エネルギーＥ２のピークエネルギーを有する放射性物質のチャネルスペクトルを測定し、測定したチャネルスペクトルから算出したピーク重心チャネルである。
　そして、第１校正係数Ａおよび第２校正係数Ｂは、上述の連立方程式（４）、（５）を解くことによって得られる以下の式（６）および式（７）により算出される。変換係数算出部５３は、第１校正係数Ａおよび第２校正係数Ｂを変換係数格納部５４に格納する。
Figure JPOXMLDOC01-appb-M000006
Figure JPOXMLDOC01-appb-M000007
　次に、変換係数算出部５３は、チャネルＣｈをエネルギーＥに変換する。ここで、エネルギーＥｊは、チャネルＣｈｊと第１校正係数Ａおよび第２校正係数Ｂとを用いて、以下の式（８）により算出される。
Figure JPOXMLDOC01-appb-M000008
　そして、変換係数算出部５３は、各チャネルＣｈｊをエネルギーＥｊに変換することによって、スペクトル取得部５２によって取得されたチャネルスペクトルを、エネルギーＥ対カウント値Ｃのヒストグラム（エネルギースペクトル）に変換する。さらに、変換係数算出部５３は、エネルギースペクトルにおいて一定のエネルギー範囲（例えば１００ｋｅＶ）ごとにカウント値を合算し、エネルギースペクトルを十数点のスペクトルに変換する。
　そして、変換係数算出部５３は、各点のエネルギーに対応するサーベイメータ係数を、合算したカウント値に積算することにより、エネルギー範囲ごとに変換係数を算出する。ここで、サーベイメータ係数とは、放射線のエネルギーに対応するサーベイメータの応答関数であって、サーベイメータ販売者によって公開されている。このサーベイメータ係数は、エネルギーごとに予め定められている。また、変換係数算出部５３は、算出した変換係数を変換係数格納部５４に格納する。
　変換係数格納部５４は、変換係数算出部５３によって算出された第１校正係数Ａおよび第２校正係数Ｂと、変換係数算出部５３によって算出されたエネルギーごとの変換係数と、を格納する。
　線量算出部５５は、スペクトル取得部５２によって取得されたチャネルスペクトルと、変換係数格納部５４に格納された第１校正係数Ａおよび第２校正係数Ｂと変換係数とに基づいて、線量を算出する。具体的に説明すると、線量算出部５５は、上述の式（８）に示されるように、第１校正係数Ａおよび第２校正係数Ｂとを用いて、チャネルスペクトルをエネルギースペクトルに変換する。さらに、線量算出部５５は、変換係数と同じエネルギー範囲ごとにエネルギースペクトルのカウント値を合算し、エネルギースペクトルを十数点のスペクトルに変換する。
　そして、線量算出部５５は、各エネルギー範囲のカウント値と、そのエネルギー範囲に対応する変換係数を積算し、エネルギー範囲ごとの線量を算出する。そして、線量算出部５５は、エネルギー範囲ごとの線量を合算することにより、全体の線量を算出する。出力部５６は、線量算出部５５によって算出された線量を表示するための表示情報を表示装置７に出力する。
　次に、上述した構成を有する放射線線量計１の動作について説明する。図１０は、放射線線量計１の動作を示すフローチャートである。放射線線量計１の動作は、電源スイッチ９がユーザによって操作され、電源８がオフ状態からオン状態になることによって開始される。
　まず、入力部５１は、受け付けた操作が初期化モードを選択する操作であるか否かを判定する（ステップＳ０１）。ステップＳ０１において、初期化モードを選択する操作であると判定された場合（ステップＳ０１；ＹＥＳ）、初期化処理が行われる。この初期化処理において、スペクトル取得部５２は、増幅器４を介して放射線検出体２から出力された検出信号を受信し、放射線検出体２によって検出された放射線のチャネルスペクトルを取得する（ステップＳ０２）。次に、変換係数算出部５３は、スペクトル取得部５２によって取得されたチャネルスペクトルに基づいて変換係数を算出し、算出した変換係数を変換係数格納部５４に格納する（ステップＳ０３）。ステップＳ０３の詳細は後述する。ステップＳ０３の処理が終了すると、放射線線量計１の動作（初期化処理）を終了する。
　一方、ステップＳ０１において、初期化モードを選択する操作でないと判定された場合（ステップＳ０１；ＮＯ）、すなわち、他の動作モードを選択する操作と判定された場合、選択されたモードに応じた放射線線量の算出処理が行われる。この放射線線量の算出処理において、スペクトル取得部５２は、増幅器４を介して放射線検出体２から出力された検出信号を受信し、放射線検出体２によって検出された放射線のチャネルスペクトルを取得する（ステップＳ０５）。
　次に、線量算出部５５は、上述の式（８）を用いて、変換係数格納部５４に格納されている第１校正係数Ａおよび第２校正係数Ｂに基づき、スペクトル取得部５２によって取得されたチャネルスペクトルをエネルギースペクトルに変換する（スペクトル取得ステップ）。そして、線量算出部５５は、変換したエネルギースペクトルと、変換係数格納部５４に格納されている変換係数とに基づいて、放射線の線量を算出する（ステップＳ０６，線量算出ステップ）。すなわち、線量算出部５５は、エネルギースペクトルの各エネルギーのカウント値とそのエネルギーに対応する変換係数とを積算し、エネルギーごとの線量を算出する。そして、線量算出部５５は、エネルギーごとの線量を合算することにより、全体の線量を算出する。
　そして、出力部５６は、線量算出部５５によって算出された線量を表示するための表示情報を表示装置７に出力し、表示装置７に線量を表示させる（ステップＳ０７）。続いて、入力部５１は、放射線線量の算出処理を終了する操作が行われたか否かを判定する（ステップＳ０８）。放射線線量の算出処理を終了する操作は、例えば、電源スイッチ９によって電源８をオフ状態にする操作などである。ステップＳ０８において、放射線線量の算出処理を終了する操作が行われていないと判定された場合（ステップＳ０８；ＮＯ）、ステップＳ０５に戻って、ステップＳ０５～ステップＳ０８の処理を繰り返す。
　一方、ステップＳ０８において、放射線線量の算出処理を終了する操作が行われたと判定された場合（ステップＳ０８；ＹＥＳ）、放射線線量計１の動作（放射線線量の算出処理）を終了する。なお、説明の便宜上、ステップＳ０７の後にステップＳ０８を設けているが、電源スイッチ９はユーザによって任意のタイミングで操作され得ることから、ステップＳ０８は、図１０のフローチャートとは無関係に予め定められた期間ごとに行われるようにしてもよい。
　続いて、ステップＳ０３の校正処理の詳細を説明する。図１１は、校正処理の詳細を示すフローチャートである。図１１に示されるように、まず、変換係数算出部５３は、スペクトル取得部５２によって取得されたチャネルスペクトルを解析し、チャネルスペクトルのピークをサーチする（ステップＳ３１）。そして、変換係数算出部５３は、上述の式（１）～式（３）を用いてピーク重心チャネルを算出する（ステップＳ３２）。
　次に、変換係数算出部５３は、上述の式（４）～式（７）を用いて、算出したピーク重心チャネルに基づいて、チャネルをエネルギーに変換するための第１校正係数Ａおよび第２校正係数Ｂを算出する。そして、変換係数算出部５３は、上述の式（８）を用いて、チャネルスペクトルをエネルギースペクトルに変換する（ステップＳ３３）。
　続いて、変換係数算出部５３は、エネルギースペクトルにおいて一定のエネルギー範囲（例えば１００ｋｅＶ）ごとにカウント値を合算し、エネルギースペクトルを十数点のスペクトルに変換する。そして、変換係数算出部５３は、各点のエネルギーに対応するサーベイメータ係数を、合算したカウント値に積算することにより、エネルギー範囲ごとの変換係数を算出する（ステップＳ３４）。そして、変換係数算出部５３は、算出した変換係数を変換係数格納部５４に格納して（ステップＳ３５）、校正処理を終了する。
　以上説明した放射線線量計１および放射線線量計１を用いた放射線線量の算出方法によれば、放射線検出体２をシールド部材３によって覆うことにより、ノイズを低減できるとともに、入射する放射線ｒ１を散乱することができる。この散乱後の放射線ｒ２のエネルギーは、散乱前の放射線ｒ１のエネルギーよりも低いエネルギー領域に一定の割合で分布する。また、放射線検出体２は、散乱前の放射線ｒ１のエネルギーより低いエネルギー領域における放射線の吸収率が、散乱前の放射線ｒ１のエネルギーにおける放射線の吸収率よりも高い。このため、放射線の検出感度を向上することができる。
　また、シールド部材３によって散乱された放射線のエネルギーに応じて定められる変換係数を用いて、検出された放射線のエネルギーから線量を算出することにより、シールド部材３がない場合の線量、すなわち人体へ直接吸収される正味の線量を算出することが可能となる。その結果、構造を複雑化することなく線量の測定精度を向上することが可能となる。
　なお、本発明に係る放射線線量計および放射線線量の算出方法は本実施形態に記載したものに限定されない。例えば、放射線検出体２は、検出対象となる放射線の散乱前のエネルギーより低いエネルギー領域における吸収率が、放射線の散乱前のエネルギーにおける吸収率よりも高ければよく、ＣｄＺｎＴｅ（テルル化カドミウム亜鉛）、ＴｌＢｒ（臭化タリウム）、Ｇｅ（ゲルマニウム）などから構成されてもよい。
　また、操作ボタン６に代えて他の入力装置とすることもできる。また、入力部５１は、所定の操作ボタン６が押された状態で、電源スイッチ９が押されて電源８がオン状態にされたことを検出することにより、初期化モードが選択されたと判定してもよい。
　また、変換係数算出部５３は、１００ｋｅＶごとに変換係数を算出しているが、任意のエネルギー範囲ごとに変換係数を算出してもよい。エネルギー範囲をさらに小さくすることにより、線量算出部５５は、さらに正確な線量を算出することが可能となる。
　また、変換係数算出部５３は、第１校正係数Ａおよび第２校正係数Ｂと変換係数とに基づいてチャネルごとのカウント値を線量に変換するための第２変換係数を算出してもよい。この場合、線量算出部５５は、スペクトル取得部５２によって取得されたチャネルスペクトルの各チャネルごとのカウント値に第２変換係数を積算することにより線量を算出してもよい。
　１…放射線線量計、２…放射線検出体、３…シールド部材、５…マイコン（演算装置）、７…表示装置。

Claims (6)

  1. 　放射線を検出するための放射線検出体と、
    　前記放射線検出体を覆うシールド部材と、
    　前記放射線検出体によって検出された放射線のエネルギーと、前記シールド部材によって散乱された放射線のエネルギーに応じて定められる変換係数と、に基づいて放射線の線量を算出する演算装置と、
    を備え、
    　前記放射線検出体は、前記シールド部材によって散乱された放射線を検出する、放射線線量計。
  2. 　前記放射線検出体は、ＣｄＴｅから構成される、請求項１に記載の放射線線量計。
  3. 　前記シールド部材は、Ａｕ、Ｃｕ、Ａｌおよびステンレス鋼のいずれかから構成される、請求項１または請求項２に記載の放射線線量計。
  4. 　前記シールド部材は、０．１ｍｍ以上１．０ｍｍ以下の厚さを有する、請求項１～請求項３のいずれか一項に記載の放射線線量計。
  5. 　前記演算装置によって算出された線量を表示する表示装置をさらに備える、請求項１～請求項４のいずれか一項に記載の放射線線量計。
  6. 　シールド部材に覆われた放射線検出体を備える放射線線量計における放射線線量の算出方法であって、
    　前記シールド部材によって散乱された後に前記放射線検出体によって検出された放射線のエネルギースペクトルを取得するスペクトル取得ステップと、
    　前記スペクトル取得ステップにおいて取得された前記エネルギースペクトルと、前記シールド部材によって散乱された放射線のエネルギーに応じて定められる変換係数と、に基づいて前記放射線線量を算出する線量算出ステップと、
    を備える、放射線線量の算出方法。
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