Visualisierung von Low-Level-Gammastrahlungsquellen mit einer kostengünstigen, hochempfindlichen, omnidirektionalen Compton-Kamera

Zusammenfassung

Wir präsentieren experimentelle Protokolle zur Visualisierung verschiedener Low-Level-Gammastrahlungsquellen in der Umgebung mit einer kostengünstigen, hochempfindlichen, omnidirektionalen, Gammastrahlen-Bildgebungcompton-Kamera.

Zusammenfassung

Wir präsentieren experimentelle Protokolle zur Visualisierung verschiedener low-level Gamma-Strahlungsquellen in der Umgebung. Die Experimente wurden mit einer kostengünstigen, hochempfindlichen, omnidirektionalen, Gammastrahlen-Bildgebungskamera Compton durchgeführt. Im Labor kann die Position einer Sub-MeV-Gammastrahlungsquelle wie ¹³⁷Cs einfach über die omnidirektionale Gamma-Strahlen-Bildgebung überwacht werden, die von der Compton-Kamera erhalten wird. Im Gegensatz dazu kann ein stationärer, an der Wand montierter Dosisratenmonitor eine solche Quelle nicht immer erfolgreich überwachen. Darüber hinaus haben wir erfolgreich die Möglichkeit demonstriert, die Radioaktivitätsbewegung in der Umwelt zu visualisieren, z. B. die Bewegung eines Patienten, der mit ¹⁸F-Fluorodeoxyglucose (¹⁸F-FDG) in einer nuklearmedizinischen Anlage injiziert wird. Im Feld Fukushima haben wir leicht omnidirektionale Gammastrahlenbilder erhalten, die sich mit der Verteilung einer schwachradioaktiven Kontamination durch radioaktives Cäsium auf dem Boden befassen, das 2011 durch den Reaktorunfall in Fukushima Daiichi freigesetzt wurde. Wir zeigen klare Vorteile der Verwendung unseres Verfahrens mit dieser Kamera, um Gammastrahlenquellen zu visualisieren. Unsere Protokolle können weiterhin verwendet werden, um niedriggradige Gammastrahlungsquellen anstelle von stationären Dosisratenmonitoren und/oder tragbaren Vermessungsmessern zu entdecken, die konventionell verwendet werden.

Einleitung

Medizinische Einrichtungen beherbergen verschiedene niedere Gammastrahlungsquellen mit einer Oberflächen- und/oder Luftdosisrate von nur wenigen Sv/h. Solche Quellen sind auch in weiten Gebieten Ostjapans vorhanden, die eine schwach radioaktive Kontamination durch radioaktives Cäsium aus dem Reaktorunfall von Fukushima Daiichi im Jahr 2011 aufweisen. Diese Umgebungen setzen die Arbeitnehmer manchmal der externen Bestrahlungsexpositionsgrenze für den menschlichen Körper für die allgemeine Bevölkerung aus, wie von der Internationalen Kommission für Strahlenschutz (ICRP) empfohlen: 1 mSv/Jahr (z. B. 1 Sv/h für 4 h pro Tag, 250 Tage pro Jahr)¹. Wenn Strahlungsquellen von mehr als ein paar Metern im Voraus auf kurzen Zeitskalen visualisiert werden, kann die Menge der Strahlenexposition reduziert werden. Eine der besten Lösungen für die Visualisierung dieser Gammastrahlungsquellen ist die Einführung einer Gamma-Strahlen-Bildgebung Compton Kameratechnik². Bei dieser Technik werden die Energie und die Kegelrichtung der einfallenden Gammastrahlen, die von der Strahlungsquelle emittiert werden, vom Detektor für jedes Ereignis gemessen, und dann kann die Gamma-Strahlen-Quellenrichtung durch Rückprojektion³rekonstruiert werden. Frühere Studien haben Compton Kamerasysteme entwickelt, die auf die Anwendung eines neuen Diagnosegeräts in der Nuklearmedizin und/oder eines neuen Gammastrahlenteleskops in der Astrophysik^4,5,6,7,^{8,9,10,11,12,13,14}, sowie Bildrekonstruktionstechniken für Compton-Kegeldaten abzielen analytischen^15,16 und statistischen¹⁷ Ansätzen. Teurere, hochmoderne Geräte mit komplizierter Elektronik werden oft angenommen, um eine hohe Winkelauflösung innerhalb einer Standardabweichung von wenigen Grad zu erhalten, aber diese Präzision macht es schwierig, gleichzeitig eine hohe Detektionseffizienz zu erreichen.

Kürzlich haben wir eine kostengünstige, hochempfindliche, omnidirektionale Gamma-Strahlen-Bildkamera Compton¹⁸vorgeschlagen und entwickelt, basierend auf einem zweifachen Zufall innerhalb einer Reihe unabhängiger Szintillatoren, die entweder als Streuer oder Absorber fungieren¹⁹. Das Ziel dieser Technik ist es, leicht eine hohe Detektionseffizienz mit einer Winkelauflösung von 10 Grad oder weniger zu erreichen, was für einen Umweltmonitor geeignet ist. Dies wird durch die Anwendung einer Bildschärfetechnik^18,20 auf Basis des gefilterten Rückprojektionsalgorithmus erreicht, der einen Faltungsfilter anwendet, der bei der Bildrekonstruktion für die Computertomographie auf die Compton-Rekonstruktion verwendet wird. Darüber hinaus können die Detektionseffizienz, die Winkelauflösung und der Dynamikbereich des Detektors leicht optimiert werden, wenn Art, Größe und Anordnung von Szintillatoren entsprechend einem bestimmten Zweck koordiniert werden, wie z. B. in Umgebungen, die erhöhte Radioaktivität aussenden^21,22.

In dieser Studie präsentieren wir experimentelle Protokolle für verschiedene Versuche zur Visualisierung von Niederstrahlungsstrahlenquellen mit dieser omnidirektionalen Compton-Kameratechnik in einer Radioisotopen-Anlage (RI), einer Positronen-Emissionstomographie(PET)-Anlage und dem Fukushima-Feld. Wir haben die omnidirektionale Gamma-Ray-Bildgebung Compton Kamera vorbereitet und genutzt, die zuvor von uns^18, aber mit einigen Verbesserungen entwickelt wurde, um eine höhere Detektionseffizienz zu erreichen. Abbildung 1 zeigt eine schematische Darstellung der Anordnung von CsI(Tl)-Szintillatoren von elf Elementen, die in dieser Studie verwendet werden. Die elf Zähler bestehen aus zwei Schichten; zwei Zähler in der Mitte und neun Zähler im Halbkreis, unter Berücksichtigung von Vorwärts- und Rückwärtsstreuungskonfigurationen. Jeder CsI(Tl) Szintillatorwürfel von 3,5 cm wurde mit Super-Bialkali-Photomultiplikatorröhren (PMT) ausgelesen. Die Signale wurden in eine Flash-ADC-Platine mit SiTCP-Technologie²³ eingespeist und das Frontend über Ethernet an einen PC angeschlossen. Ein Onlineprogramm, das mit Visual C++ mit der ROOT-Bibliothek²⁴ erstellt wurde, wurde auf einem Windows-PC betrieben. Ein Gamma-Strahlenbild wurde rekonstruiert und geschärft^18,20 auf einer kugelförmigen Oberfläche mit akkumulierenden Ringen mit einem Radius von , das ist ein Streuwinkel aus Compton Kinematik für jedes zweifache Zufallereignis berechnet. Ein omnidirektionales Gamma-Ray-Bild kann sowohl online als auch offline durch Überlagerung auf dem omnidirektionalen optischen Bild angezeigt werden, das zuvor von einer Digitalkamera aufgenommen wurde. Während der Messung können die Auslöserate, das Gesamtenergiespektrum (die Summe der Energieablagerungen für jedes zweifache Zufallsereignis) und die rekonstruierten Bilder einer voreingestellten Gamma-Strahlenenergie auf dem Online-PC-Bildschirm angezeigt werden. Diese Informationen können in einem voreingestellten Zeitintervall (z. B. alle 10 s) aktualisiert werden. Hier stellen wir den Bildschirm so ein, dass zwei Arten von rekonstruierten Bildern angezeigt werden: ein Bild, das sich zu Beginn der Messung angesammelt hat, und ein Bild, das sich in jedem voreingestellten Zeitintervall neu ansammelt (z. B. alle 1 min). Da die Mit den Messungen erhaltenen Rohdaten für jedes mit den Messungen erhaltene Ereignis gespeichert werden, ist es außerdem möglich, die Daten nach den Messungen neu zu analysieren und dann in einem beliebigen Zeitintervall ein rekonstruiertes Bild für eine beliebige Gamma-Strahlenenergie zu regenerieren. Tabelle 1 zeigt die Leistung des in dieser Studie verwendeten Compton-Kamerasystems im Vergleich zum vorherigen Sechszählersystem¹⁸. Der Vergleich ergab, dass eine Sub-MeV-Gammastrahlenquelle erfolgreich mit einer Erkennungseffizienz visualisiert wurde, die doppelt so hoch ist wie das vorherige System, wobei die Winkelauflösung von 11 Grad beibehalten wurde. Wir bestätigten auch, dass die Winkelabhängigkeit der Akzeptanz auf ein Minimum beschränkt wurde, was Unterschiede von s s 4% zeigt. Die Details zu den grundlegenden Techniken des Systems sind in Watanabe et al. (2018)¹⁸beschrieben. Hier stellen wir drei experimentelle Protokolle zur Visualisierung verschiedener Low-Level-Gammastrahlenstrahlungsquellen mit der oben beschriebenen Compton-Kamera vor.

Protokoll

Das Protokoll wurde nach den Richtlinien der Ethikkommission des National Cancer Center Hospital East, Japan, durchgeführt.

1. Überwachung der versiegelten Strahlungsquelle im Experimentierraum der RI-Anlage

1. Stellen Sie die Compton-Kamera neben den Dosisratenmonitor ein, wie in Abbildung 2adargestellt. Stellen Sie die Höhe der Detektoren vom Boden auf 2,5 m ein. Bauen Sie den Dosisratenmonitor, der aus einer parallelen Plattenionisationskammer besteht, in den oberen Teil des Eingangs des Experimentierraums in der RI-Anlage ein, um die Luftdosisrate der Position in Intervallen von 1 min zu überwachen.
2. Schalten Sie die Stromversorgung der Compton-Kamera und des Online-Computers ein.
3. Starten Sie die gleichzeitige Messung mit der Compton-Kamera und dem Dosisratenmonitor.
4. Stellen Sie eine ¹³⁷Cs versiegelte Quelle (3,85 MBq) an einer Position mit der Bezeichnung "A" in Abbildung 2a ein und lassen Sie sie 30 min. Stellen Sie den Abstand zwischen dem Detektor und der versiegelten Quelle auf 3,6 m fest.
5. Bewegen Sie die versiegelte Quelle an eine Position mit der Bezeichnung "B" und lassen Sie sie während 30 min. Stellen Sie den Abstand zwischen dem Detektor und der versiegelten Quelle auf 6,7 m ein.
6. Bewegen Sie die versiegelte Quelle an einer Position mit der Bezeichnung "C" und lassen Sie sie während 30 min. Stellen Sie den Abstand zwischen dem Detektor und der versiegelten Quelle auf 6,7 m ein.
7. Bewegen Sie die versiegelte Quelle an einer Position mit der Bezeichnung "D" und lassen Sie sie während 30 min. Stellen Sie den Abstand zwischen dem Detektor und der versiegelten Quelle auf 1 m ein.
8. Verschieben Sie die versiegelte Quelle außerhalb des Raumes. Nach 30 min, stoppen Sie alle Messungen.

2. Umweltüberwachung in PET-Anlagen

1. Stellen Sie die Compton-Kamera vor der Rezeption in PET-Einrichtung ein, wie in Abbildung 2bdargestellt. Stellen Sie die Höhe der Detektoren vom Boden auf 1 m ein.
2. Stellen Sie den Online-Computer im Personalraum ein.
3. Schalten Sie die Stromversorgung der Compton-Kamera und des Online-Computers ein.
4. Starten Sie die Compton-Kameramessung am frühen Morgen, bevor die Patienten in der Einrichtung ankommen.
5. Nachdem alle Patienten für den Tag verlassen, stoppen Sie alle Messungen.

3. Outdoor-Messung in Kawamata-machi, Fukushima, Japan

1. Stellen Sie die Compton-Kamera in der Nähe eines Privathauses ein, wie in Abbildung 2cdargestellt, wo die Existenz einiger radiologischer Caäsium-Hotspots mit Oberflächendosisraten von 1 Sv/h oder weniger vermutet wird. Stellen Sie die Höhe der Detektoren vom Boden aus auf 1,5 m ein.
2. Schalten Sie die Stromversorgung der Compton-Kamera und des Online-Computers ein.
3. Starten Sie die Compton-Kameramessung.
4. Nach 30 min, stoppen Sie alle Messungen.

Ergebnisse

Überwachung der versiegelten Strahlungsquelle im Experimentierraum der RI-Anlage
Abbildung 3a zeigt die Zeitvariation der Triggerrate, die von der Compton-Kamera gemessen wird (schwarze Durchlauflinie), nachdem eine Zeitverzögerungsauswahl von Zwei-Treffer-Zählern kleiner als 1 s angewendet wurde. Die Auslöserate ändert sich je nach Position der versiegelten Quelle (d.h. Abstand von der Position zur Kamera) alle 30 min. Diese Abweichung wurde anhand der Daten bestätigt, die vom stationären Dosisratenmonitor (blaue gestrichelte Linie) gemessen wurden. das Verhalten blieb konstant (d. h. Hintergrundebene) mit Einem Unterschied zwischen 5750 s und 7800 s. Hier legen wir vorläufig fünf Perioden fest, die mit (i), (ii), (iii), (iv) und (v) gekennzeichnet sind und die fünf Positionen der versiegelten Quelle darstellen (Abbildung 3a). Abbildung 3b zeigt die Gesamtenergiespektren für jeden solchen Zeitraum (jeweils 30 min), wobei die horizontale Achse die Summe der Energieablagerungen für jedes zweifache Zufallsereignis darstellt. Wir beachten 662 keV-Aufnahmespitzen, die aus der ¹³⁷Cs versiegelten Quelle für (i), (ii), (iii) und (iv) stammen, während (v) nur Hintergrundniveaus anzeigt. Die Spitzenhöhen für (ii) und (iii) sind identisch, die wir dem gleichen Abstand von 6,7 m von der Kamera zur versiegelten Quelle zuschreiben. Durch die Auswahl des Ereignisses innerhalb von 662 x 40 keV für 662 keV berechneten wir die Streuwinkel und rekonstruierten das omnidirektionale Gammastrahlenbild. Die Ergebnisse sind in den Abbildungen 3c-ffür die Perioden (i), (ii), (iii) und (iv) dargestellt. Hier werden Gammastrahlenbilder durch den roten Bereich angezeigt, der die Gammastrahlenintensitäten in der oberen Hälfte des beobachteten Bereichs anzeigt. Wir stellen fest, dass die Position der ¹³⁷Cs versiegelten Quelle aus den Gamma-Strahlenbildern erfolgreich identifiziert werden kann. Abbildung 4 zeigt die Änderungen im Bild mit der Integrationszeit, wobei das rote Feld stattdessen einem schmaleren Bereich entspricht (die oberen 30 %) des beobachteten Bereichs. Dieser engere Bereich wurde angenommen, um einer Spitzenintensität Vorrang einzuräumen. In diesem Fall konnte die Quellrichtung ^{von 137}Cs nach 30 s identifiziert werden.

Umweltüberwachung in PET-Anlagen
Abbildung 5a zeigt die Gesamtzeitvariation der Auslöserate tagsüber (5,6 h), gemessen von der Compton-Kamera (schwarze Linie) vor einer Rezeption in einer PET-Einrichtung. Wir beobachten eine bemerkenswerte Verbesserung der Auslöserate mit verschiedenen Mustern, die auf die Bewegung von Patienten zurückgeführt werden konnten, die mit ¹⁸F-Fluorodeoxyglucose (¹⁸F-FDG) um die Rezeption injiziert wurden. Als Beispiel für solche Muster konzentrieren wir uns auf den Zeitraum von 6200 s bis 7000 s. Entsprechend der in Abbildung 5 bdargestellten Auslöserate in diesem Zeitraum sind eine Reihe von Verbesserungen erkennbar, wobei zwei Plateaus mit (i) und (ii) gekennzeichnet sind. Abbildung 5c zeigt die Gesamtenergiespektren für diePerioden (i), ii) und iii. Wir beobachten 511 keV Photoabsorptionsspitzen aus dem ¹⁸F-FDG. Abbildung 5d,e zeigt das 511 keV-Gammastrahlen-Bild in den Perioden (i) bzw. ii, in denen wir Ereignisse innerhalb von 511 x 40 keV für die Bildrekonstruktion ausgewählt haben. Die Richtungen der Gammastrahlenspitzen in beiden Abbildungen entsprechen jeweils den Richtungen des Sofas und der Toilette hinter der Wand. Unter Berücksichtigung der Auslöseraten von (i) und (ii) interpretieren wir die Gammastrahlen in (i) als Leckage, die den Schild der Wand von der Toilette aus durchdringt; Wir gehen davon aus, dass ein Patient die Toilette betrat und zwei Minuten verbrachte, und danach ein paar Minuten vor dem PET-Scan auf dem Sofa saß.

Außenmessung in Kawamata-machi, Fukushima, Japan
Abbildung 6a zeigt die Zeitvariation der Auslöserate für 30 min Außenmessung. Die Stabilität der Auslöserate impliziert, dass unser Compton-Kamerasystem auch bei Messungen im Freien über einen langen Zeitraum stabil arbeitet. Um zu demonstrieren, wie die erweiterte Gammastrahlenquelle rekonstruiert wurde, haben wir vier verschiedene Integrationsperioden mit den Bezeichnungen (i) (1 min), (ii) (10 min), (iii) (20 min) und (iv) (30 min) festgelegt, wie in Abbildung 6adargestellt. Abbildung 6b zeigt die Gesamtenergiespektren für jeden Zeitraum, die die Strukturen darstellen, die auf den Photoabsorptionsspitzen von Gammastrahlen überlagert sind, die von radioaktiven Nukliden bei 605 keV und 796 keV für ¹³⁴Cs und 662 keV für ¹³⁷Cs emittiert werden. Um das Gamma-Ray-Bild zu rekonstruieren, wählten wir Ereignisse innerhalb von 565-622 keV für 605 keV, 662 x 40 keV für 662 keV und 796 x 40 keV für 796 keV aus. Die bildübergreifenden Gammastrahlenbilder für 605, 662 und 796 keV sind in den Abbildungen 6c-f für Integrationszeiträume (i), (ii), (iii) bzw. (iv) dargestellt. In diesem Fall stellen wir fest, dass die rekonstruierte Gamma-Strahlenverteilung stabil ist, solange die Integrationszeit 20 min überschreitet. Der Hang eines Hügels vor und der untere Teil der Regenrinne sind deutlich verunreinigt, während die mit unbelastetem Boden bedeckte Fläche im rechten Bildteil nachweislich nicht kontaminiert ist. Die Gammastrahlenintensität stimmt in gutem Verhältnis zu den Dosisratenwerten, die mit einem Szintillations-Vermessungsmesser gemessen werden, dessen Werte in Abbildung 6fgelb dargestellt sind.

Abbildung 1: Omnidirektionales Gamma-Ray-Bildgebung Compton Kamerasystem. a) Geometrische Anordnung von Szintillatoren mit elf in dieser Studie verwendeten Elementen. Zwei Szintillatoren wurden in der Mitte eines Kreises angeordnet, neun weitere in einem Halbkreis angeordnet, senkrecht gestaffelt. b) Foto des Detektors ohne Gehäuse. Die Zähler wurden in einem expandierten Polystyrol fixiert. Bitte klicken Sie hier, um eine größere Version dieser Abbildung anzuzeigen.

Abbildung 2: Versuchsaufbau. a) Überwachung einer versiegelten Strahlungsquelle im Experimentierraum der RI-Anlage, wo eine ¹³⁷Cs-versiegelte Quelle sequenziell an den Positionen "A", "B", "C" und "D" festgelegt wurde. b) Umweltüberwachung vor einer Rezeption in der PET-Anlage. c) Messungen im Freien im Feld Fukushima, Japan. Die Compton-Kamera wurde auf einer Stufenleiter befestigt. Bitte klicken Sie hier, um eine größere Version dieser Abbildung anzuzeigen.

Abbildung 3: Repräsentative Ergebnisse der Überwachung einer ¹³⁷Cs-versiegelten Quelle im Experimentierraum. a) Zeitvariation der Triggerrate, gemessen von der Compton-Kamera (schwarze Volumenlinie) und der Luftdosisrate, gemessen durch den stationären Dosisratenmonitor (blaue gestrichelte Linie). b) Gesamtenergiespektren (die Summe der Energieablagerungen für jedes zweifache Zufallsereignis) in Abbildung 3aperioden (i) (rote Linie), (ii) (blaue Linie), (iii) (grüne Linie), (iv) (rosa Linie) und (v) (schwarze Linie), wobei das Ergebnis von (iv) um 0,15 skaliert wurde. (c) 662 keV-Gammastrahlen-Omnidirektionales Bild, das im Zeitraum (i) (30 min) auf dem optischen Bild überlagert ist. Das rote Feld zeigt Gammastrahlenintensitäten in der oberen Hälfte des beobachteten Bereichs an. d) Gleich wie c) jedoch für den Zeitraum ii) (30 min). e) Gleich wie c) jedoch für den Zeitraum (iii) (30 min). f) Gleich wie c) jedoch für den Zeitraum (iv) (30 min). Bitte klicken Sie hier, um eine größere Version dieser Abbildung anzuzeigen.

Abbildung 4: Wie Abbildung 3c, jedoch mit verschiedenen Messzeiten: 3 s, 5 s, 10 s, 15 s, 30 s und 60 s. Hier werden Gammastrahlenbilder durch den roten Bereich identifiziert, der die Gammastrahlenintensitäten im oberen 30% des beobachteten Bereichs anzeigt. Bitte klicken Sie hier, um eine größere Version dieser Abbildung anzuzeigen.

Abbildung 5: Repräsentative Ergebnisse der Umweltüberwachung vor einer Rezeption in der PET-Anlage. (a) Zeitvariation der Auslöserate, gemessen von der Compton-Kamera (schwarze Linie) tagsüber (5,6 h). b) Triggerrate für einen Zeitraum zwischen 6200 s und 7000 s in a). c) Gesamtenergiespektren für diePerioden 4b(i) (rote Linie), (ii) (blaue Linie) und (iii) (schwarze Linie). d) 511 keV-Gammastrahlen-Omnidirektionales Bild, das für den Zeitraum (i) (2 min) auf dem optischen Bild überlagert ist. e) Gleich wie d) jedoch für den Zeitraum (ii) (2 min). Bitte klicken Sie hier, um eine größere Version dieser Abbildung anzuzeigen.

Abbildung 6: Repräsentative Ergebnisse der Außenmessung in Kawamata-machi, Fukushima, Japan. (a) Zeitvariation der Triggerrate, gemessen von der Compton-Kamera (schwarze Durchzahllinie). b) Gesamtenergiespektren für Abbildung 5aPerioden (i) 1 min (blaue Linie), (ii) 10 min (grüne Linie), (iii) 20 min (rote Linie) und (iv) 30 min (schwarze Linie). c) Omnidirektionales Bild von 605, 662 und 796 keV Gammastrahlen, die für den Zeitraum (i) (1 min) auf dem optischen Bild überlagert sind. d) Gleich wie c) jedoch für den Zeitraum ii) (10 min). e) Gleich wie c) jedoch für den Zeitraum (iii) (20 min). f) Gleich wie c) jedoch für den Zeitraum (iv) (30 min). Die Miteinemzenzen, die mit einem Szintillations-Vermessungsmesser in einer Höhe von 1 cm vom Boden gemessen werden, sind in den Vergleichszahlen dargestellt. Bitte klicken Sie hier, um eine größere Version dieser Abbildung anzuzeigen.

	Diese Studie	Vorherige Studie18
Anzahl der Zähler	11	6
Detektionswirkungseffizienz (cps/(Sv/h)) für 511 keV Gammastrahlen	36	18
Winkelauflösung (Deg)*	11	11

Tabelle 1: Leistungen der gegenwärtigen und früheren Compton-Kamerasysteme. *Die Winkelauflösung wurde von 511 keV omnidirektionalen Gammastrahlenbildern geschätzt, die während der Messung einer ²²Na versiegelten Quelle (0,8MBq) erhalten wurden, die 1 m vor dem Detektor platziert wurde.

Diskussion

Wir präsentierten drei experimentelle Protokolle zur Visualisierung verschiedener Low-Level-Gammastrahlungsquellen mit der omnidirektionalen Compton-Kamera, die wir entwickelt haben. Die repräsentativen Ergebnisse zeigten, dass die Gamma-Strahlen-Bildgebung bei niedrigen Strahlungswerten die Ableitung neuartiger und nützlicher Informationen über die Umgebung ermöglicht. In der RI-Anlage zeigte das Protokoll, dass unser Compton-Kamerasystem erfolgreich die Position der Gammastrahlenquelle sowie die Zählrate an der angegebenen Position relativ zur Quelle ermittelt. Dies bedeutet, dass die vorgeschlagene Methode als Technologie der nächsten Generation für die Überwachung der Umweltstrahlung dienen kann und herkömmliche stationäre Dosismesser ersetzt, die bereits an den Wänden fast jeder RI-Anlage montiert sind. In diesem Artikel haben wir die Gammastrahlenintensität als rotes Feld dargestellt, das die Region mit Intensitäten in der oberen Hälfte der beobachteten Werte (Abbildung 3, Abbildung 5und Abbildung 6) darstellt, um verschiedenen Zwecken ohne Voreingenommenheit gerecht zu werden. Ein Ansatz, der eher einer Spitzenintensität Vorrang einräumt als der Verteilung von Gammastrahlenquellen, würde einen engeren Bereich des roten Feldes annehmen, vielleicht das obere Viertel der beobachteten Werte, um Die Ergebnisse der Richtlinie in kürzeren Zeiträumen zu ermöglichen. In Abbildung 3ckönnte die Spitzenrichtung mit einer Messzeit von 30 s für Fall (i) identifiziert werden, wie in Abbildung 4dargestellt, für den die Intensität der Spitzenposition etwa 20 Zähler betrug.

Was die Umweltüberwachung in der PET-Anlage betrifft, so zeigte das Protokoll die Möglichkeit auf, die Radioaktivitätsbewegung durch die Anlage zu visualisieren, die in diesem Fall als die Bewegung eines Patienten angesehen wird, der mit ¹⁸F-FDG injiziert wird. In Abbildung 5d,ekann die Richtung des Patienten in weniger als 10 s identifiziert werden, indem der schmalere rote Feldbereich wie oben erwähnt angenommen wird. In Zukunft wäre die Umweltüberwachung von Gammastrahlenquellen durch Animation für verschiedene Situationen nützlich, nicht nur für die Bewegung von Patienten wie in dieser Studie, sondern auch für die Überwachung des Transfers von Kernbrennstoffen, wie z. B. auf Flughäfen für terroristische Zwecke, indem die hochempfindlichen und kostengünstigen Eigenschaften des Systems genutzt werden, obwohl die Energieauflösung eines Systems, das einen Szintillator verwendet, niedriger ist als die von teureren Halbleiterdetektoren, wie z. B. (HPGe) und CdZnTe (CZT).

Im Feld Fukushima visualisierte das Protokoll erfolgreich die erweiterte Gammastrahlungsquelle mit Oberflächendosisraten von weit unter 1 Sv/h, was einer Größenordnung unter der in einem aktuellen Bericht^25,26entspricht. Unser Compton-Kamerasystem ist stabil und robust für die Messung im Freien geeignet. Wir haben bereits bestätigt, dass das System mit WiFi und tragbarer Batterie für eine bequemere Verwendung in verschiedenen Situationen betrieben werden kann, insbesondere für die Messung im Freien. Das japanische Umweltministerium hat die Luftdosisrate auf 0,23 Sv/h festgelegt, um gebiete zu dekontaminieren. Wir glauben, dass unser System und unsere Protokolle eine große Hilfe für das Dekontaminationsverfahren in Gebieten mit schwachradioaktiver Kontamination in weiten Teilen Ostjapans sein werden, wo radioaktives Cäsium 2011 durch den Reaktorunfall von Fukushima Daiichi freigesetzt wurde.

Die in dieser Studie verwendete Compton-Kamera hat eine hohe Empfindlichkeit für Gammastrahlen mit Energien zwischen 300 keV und 1400 keV, die auf die Verwendung von 3,5 cm CsI(Tl) Szintillatorwürfeln¹⁸zurückzuführen sind. Scintillator-Typ und -Größe können für die Umweltüberwachung von niederen Gammastrahlungsquellen unter 300 keV optimiert werden, wie z. B. ^99mTc (141 keV) und ¹¹¹In (171 keV, 245 keV), die häufig in der Szintigraphie verwendet werden. Diese Arbeit wird in naher Zukunft in einem weiteren Papier vorgestellt. Der Detektor kann zu einem niedrigen Preis hergestellt werden. Tatsächlich beliefen sich die Kosten für die in dieser Studie verwendeten Detektormaterialien nicht über 20.000 US-Dollar, und dieser Betrag wurde durch den Preis des Zählers dominiert, der aus CsI (Tl) und PMT bestand; Diese Konfiguration ist deutlich günstiger als die GAGG-Szintillatoren und HPGe Halbleiterdetektoren, die in anderen Compton-Kameras verwendet werden. Darüber hinaus sollte das in dieser Studie verwendete System aus Gründen der Vielseitigkeit und Desagung kompakter gemacht werden. Die Größe des in dieser Studie produzierten Systems betrug 30 cm x 25 cm x 40 cm, was größer ist als die bestehende tragbare Gammakamera^5,27. Die Hauptgründe für eine so große Systemgröße sind die große Größe des PMT, das an CsI (Tl) befestigt ist ( 4 cm x 12 cm) und die große Elektronik, die von uns handgefertigt wird. In Zukunft wird die Portabilität verbessert, indem das PMT durch ein Metallpaket PMT oder Silicon Photomultiplier (SiPM) ersetzt und die Elektronik in kleiner Größe neu verpackt wird.

Materialien

Name	Company	Catalog Number	Comments
Compton camera			Custom made
Dose rate monitor	Hitachi, Ltd.	DAM-1102
Flash ADC board	Bee Beans Technologies Co.,Ltd.	BBT-019
PC	Panasonic Corporation	CF-SZ6
Photo-multiplier tube	Hamamatsu Photonics K.K.	H11432-100
Survey meter	Fuji Electric Co., Ltd.	NHC7