Summary
Düşük maliyetli, yüksek hassasiyetli, çok yönlü, gama ışını görüntüleme Compton kamera kullanarak ortam ortamında çeşitli düşük seviyeli gama radyasyon kaynaklarının görselleştirilmesi için deneysel protokoller salıyoruz.
Abstract
Ortam ortamında çeşitli düşük seviyeli gama radyasyon kaynaklarının görselleştirilmesi için deneysel protokoller salıyoruz. Deneyler düşük maliyetli, yüksek hassasiyetli, çok yönlü, gama ışını görüntüleme Compton kamera kullanılarak yapılmıştır. Laboratuvarda, 137C gibi bir alt MeV gama radyasyon kaynağının konumu Compton kamera tarafından elde edilen çok yönlü gama ışını görüntüleme ile kolayca izlenebilir. Buna karşılık, sabit, duvara monte doz oranı monitör her zaman başarılı bir kaynak izleyemez. Ayrıca, bir nükleer tıp tesisinde 18F-florrodeoksiglukoz(18F-FDG) enjekte edilen bir hastanın hareketini, örneğin, çevredeki radyoaktivite hareketini görselleştirme olasılığını başarıyla gösterdik. Fukushima alanında, 2011 yılında Fukushima Daiichi nükleer santral kazası ile serbest bırakılan radyoaktif sezyum ile düşük seviyeli radyoaktif kontaminasyon zeminde dağılımı ile ilgili çok yönlü gama-ışını görüntüleri kolayca elde edin. Gama ışını kaynaklarını görselleştirmek için bu kamera ile prosedürümüzü kullanmanın açık avantajlarını gösteriyoruz. Protokollerimiz, geleneksel olarak kullanılan sabit doz oranı monitörleri ve/veya taşınabilir etüt ölçerler yerine düşük seviyeli gama radyasyon kaynaklarını keşfetmek için daha fazla kullanılabilir.
Introduction
Tıbbi tesisler, sadece birkaç μSv/h yüzey ve/veya hava doz oranına sahip çeşitli düşük seviyeli gama radyasyon kaynaklarına ev sahipliği yapmaktadır. Bu tür kaynaklar, 2011 yılında Fukushima Daiichi nükleer santral kazasından kaynaklanan radyoaktif sezyum ile düşük seviyeli radyoaktif kirlenme gösteren doğu Japonya'nın geniş bölgelerinde de mevcuttur. Bu ortamlar bazen uluslararası radyolojik koruma komisyonu (ICRP) tarafından tavsiye edilen genel nüfus için insan vücudu için dış ışınlama maruzkalma sınırına işçi maruz: 1 mSv/yıl (örneğin, günde 4 saat için 1 μSv/h), yılda 250 gün)1. Radyasyon kaynakları kısa zaman ölçeklerinde birkaç metreden daha önceden görselleştirilmişse, radyasyona maruz kalma miktarı azaltılabilir. Bu gama radyasyon kaynakları görselleştirmek için en iyi çözümlerden biri bir gama ışını görüntüleme Compton kamera tekniği2benimsemektir. Bu teknikte, radyasyon kaynağından yayılan olay gama ışınlarının enerjisi ve konisyonu her olay için dedektör tarafından ölçülür ve daha sonra gama-ışını kaynak yönü arka projeksiyon3ile yeniden inşa edilebilir. Önceki çalışmalarda compton kamera sistemleri nükleer tıp ve / veya astrofizik yeni bir gama-ışını teleskop uygulama amaçlı geliştirdik4,5,6,7,8,9,10,11,12,13,14, compton koni verileri için görüntü rekonstrüksiyon teknikleri yanı sıra analitik15,16 ve istatistiksel17 yaklaşımlar. Daha pahalı, karmaşık elektronik ile state-of-the-art cihazlar genellikle birkaç derece standart bir sapma içinde yüksek açısal çözünürlük elde etmek için kabul edilir, ancak bu hassasiyet aynı anda yüksek algılama verimliliği elde etmek zor laştırır.
Son zamanlarda, biz önerdi ve düşük maliyetli geliştirdik, yüksek hassasiyetli, çok yönlü gama-ışını görüntüleme Compton kamera18, bağımsız scintillators bir dizi içinde iki kat tesadüf dayalı ya saçılma veya emiciler19. Bu tekniğin amacı, bir çevre monitörü için yeterli olan ~10 derece veya daha az açısal çözünürlükile kolayca yüksek algılama verimliliği elde etmektir. Bu, Compton rekonstrüksiyonu için bilgisayarlı tomografi için görüntü rekonstrüksiyonu için kullanılan bir kıvrım filtresi uygular filtrelenmiş arka projeksiyon algoritması, dayalı bir görüntü keskinleştirme tekniği18,20 uygulanması ile gerçekleştirilir. Ayrıca, dedektörün algılama verimliliği, açısal çözünürlüğü ve dinamik aralığı, sintillatların tipi, boyutu ve düzenlenmesi belirli bir amaca uygun olarak koordine edildiğinde kolayca optimize edilebilir, örneğin yüksek radyoaktivite yayan ortamlarda kullanım21,22.
Bu çalışmada, radyoizotop (RI) tesisinde, pozitron emisyon tomografisi (PET) tesisinde ve Fukuşima alanında bu çok yönlü Compton kamera tekniğini kullanarak düşük seviyeli gama ışını radyasyon kaynaklarını görselleştirmek için çeşitli çalışmalar için deneysel protokoller salıyoruz. Daha önce kendimiz tarafından geliştirilen çok yönlü gama ışını görüntüleme Compton kamera hazırlandı vekullandık 18 ama bazı iyileştirmeler ile, daha yüksek algılama verimliliği elde etmek için. Şekil 1, bu çalışmada kullanılan on bir elementin CsI(Tl) sintillatörlerinin düzenlenmesinin şematik bir görünümünü göstermektedir. On bir sayaç iki katmandan oluşur; merkezde iki sayaç ve yarım daire halinde dokuz sayaç, ileri ve geri saçılma yapılandırmaları göz önünde bulundurularak. Her CsI (Tl) 3,5 cm scintillator küp süper bialkali fotoğraf çarpan tüpleri (PMT) ile okundu. Sinyaller SiTCP teknolojisi23 ile flaş bir ADC kart içine beslenen ve ön uç Ethernet üzerinden bir PC'ye bağlı ydı. ROOT kitaplığı24 ile Visual C++ kullanılarak oluşturulan çevrimiçi bir program Bir Windows PC'de çalıştırıldı. Bir gama ışını görüntüsü yeniden inşa edildi ve her iki kat tesadüf olay için Compton kinematics hesaplanan bir saçılma açısı olan bir yarıçap ile biriken halkaları ile küresel bir yüzey üzerinde18,20 bilenmiş. Çok yönlü bir gama ışını görüntüsü, daha önce dijital fotoğraf makinesi tarafından çekilen çok yönlü optik görüntüye ekolarak hem çevrimiçi hem de çevrimdışı olarak görüntülenebilir. Ölçüm sırasında, tetikleme hızı, toplam enerji spektrumu (her iki kat tesadüf olayı için enerji birikintileri toplamı) ve önceden ayarlanmış bir gama ışını enerjisinin yeniden oluşturulmuş görüntüleri çevrimiçi PC ekranında görüntülenebilir. Bu bilgiler önceden ayarlanmış bir zaman aralığında güncellenebilir (örn. her 10'da bir). Burada ekranı iki tür yeniden oluşturulmuş görüntü gösterecek şekilde ayarlıyoruz: ölçümün başlangıcında biriken bir görüntü ve önceden ayarlanmış her zaman aralığında yeniden biriken bir görüntü (örn. her 1 dakika). Ayrıca, ölçümler kullanılarak elde edilen her olayın ham verileri depolandığı için, ölçümlerden sonra verileri yeniden analiz etmek ve rasgele bir zaman aralığında rasgele bir gama ışını enerjisi için yeniden oluşturulmuş bir görüntüyü yeniden oluşturmak mümkündür. Tablo 1 önceki altı sayaçlı sistem18ile karşılaştırıldığında, bu çalışmada kullanılan Compton kamera sisteminin performansını gösterir. Karşılaştırma, bir alt MeV gama ışını kaynağının önceki sistemin iki katı algılama verimliliğiyle başarılı bir şekilde görüntülenmiş olduğunu ve ~11 dereceköşeçözünürlüğünü koruduğunu ortaya koymuştur. Biz de kabul açısal bağımlılığı en az, s ~ 4% farklılıkları gösteren tutuldu doğruladı. Sistemin temel teknikleri ile ilgili ayrıntılar Watanabe et al. (2018)18'deaçıklanmıştır. Burada yukarıda açıklanan Compton kamera kullanarak çeşitli düşük seviyeli gama ışını radyasyon kaynakları görselleştirmek için üç deneysel protokoller tanıtmak.
Protocol
Protokol, Japonya'nın Doğu'daki Ulusal Kanser Merkezi Hastanesi'ndeki araştırma etik komitesinin yönergelerine uygun olarak gerçekleştirilmiştir.
1. RI tesisinde deney odasında mühürlü radyasyon kaynağının izlenmesi
- Compton kamerayı Şekil 2 a'dagösterildiği gibi doz hızı monitörün yanınaayarlayın. Dedektörlerin yüksekliğini yerden 2,5 m'ye ayarlayın.
- Compton kamera ve online bilgisayarın gücünü açın.
- Compton kamera ve doz oranı monitörü ile eşzamanlı ölçüm başlatın.
- Şekil 2 a'da'A' etiketli bir pozisyonda 137Cs mühürlü bir kaynak (3,85 MBq) ayarlayınve 30 dk. Dedektör ile mühürlü kaynak arasındaki mesafeyi 3,6 m'ye ayarlayın.
- Mühürlü kaynağı 'B' etiketli bir konuma taşıyın ve 30 dakika boyunca bırakın.
- Mühürlü kaynağı 'C' etiketli bir pozisyonda hareket ettirin ve 30 dk. Dedektör ile mühürlü kaynak arasındaki mesafeyi 6,7 m'ye ayarlayın.
- Mühürlü kaynağı 'D' etiketli bir pozisyonda hareket ettirin ve 30 dk. Dedektör ile mühürlü kaynak arasındaki mesafeyi 1 m'ye ayarlayın.
- Mühürlü kaynağı odanın dışına taşıyın. 30 dakika sonra, tüm ölçüm durdurun.
2. PET tesisinde çevre izleme
- Şekil 2b'degösterildiği gibi Compton kamerayı PET tesisindeki resepsiyon masasının önüne ayarlayın. Dedektörlerin yüksekliğini yerden 1 m'ye ayarlayın.
- Çevrimiçi bilgisayarı personel odasında ayarlayın.
- Compton kamera ve online bilgisayarın gücünü açın.
- Hastalar tesise varmadan önce compton kamera ölçümüne sabah erkenden başlayın.
- Tüm hastalar bir günlüğüne ayrıldıktan sonra, tüm ölçümleri durdurun.
3. Kawamata-machi, Fukushima, Japonya açık hava ölçümü
- Şekil 2c'degösterildiği gibi Compton kamerayı özel bir evin yakınına ayarlayın , yüzey doz oranları 1 μSv/h veya daha az olan bazı radyolojik Sezyum sıcak noktalarının varlığından şüphelenilir. Dedektörlerin yüksekliğini yerden 1,5 m'ye ayarlayın.
- Compton kamera ve online bilgisayarın gücünü açın.
- Compton kamera ölçümlerini başlatın.
- 30 dakika sonra, tüm ölçüm durdurun.
Representative Results
RI tesisinde deney odasında mühürlü radyasyon kaynağının izlenmesi
Şekil 3a, 1 μ'dan küçük iki isabetli sayaçlardan oluşan zaman gecikmesi seçimini uyguladıktan sonra Compton kamera (siyah düz çizgi) tarafından ölçülen tetikhızının zaman değişimini gösterir. Tetikleme hızı, mühürlü kaynağın konumuna bağlı olarak her 30 dakikada bir değişir (örn. konumdan kameraya uzaklık). Bu varyasyon sabit doz oranı monitörü (mavi kesikçizgi) tarafından ölçülen verilerden doğrulandı; davranış 5750 s ve 7800 s arasında dışında sabit (yani, arka plan düzeyi) kaldı. Burada, mühürlü kaynağın beş pozisyonlarını temsil eden (i), (ii), (iii), (iv) ve (v) etiketli beş dönem belirledik (Şekil 3a). Şekil 3b, her bir dönem için toplam enerji spektrumlarını (her biri için 30 dakika), her iki kat rastlanan olay için enerji birikintilerinin toplamını temsil eden yatay ekseni gösterir. (v) sadece arka plan düzeylerini gösterirken, 137Cs mühürlü kaynaktan kaynaklanan 662 keV fotoğraf emme zirvelerine dikkat çekiyoruz. (ii) ve (iii) için tepe yükseklikleri aynıdır, biz kapalı kaynak için kamera aynı 6.7 m mesafe öznitelik. 662 keV için 662±40 keV içindeki olayı seçerek, saçılma açılarını hesapladık ve çok yönlü gama ışını görüntüsünü yeniden yaptık. Sonuçlar şekil 3c-f'de sırasıyla(i), (ii), (iii) ve (iv) dönemlerinde gösterilmiştir. Burada gama ışını görüntüleri gözlenen aralığın üst yarısında gama ışını yoğunlukları gösterir kırmızı bölge ile gösterilir. 137Cs mühürlü kaynağın konumunun gama ışını görüntülerinden başarıyla tespit edilebildiği saptanıyor. Şekil 4, görüntüdeki değişiklikleri entegrasyon süresiyle gösterir, kırmızı alan yerine daha dar bir aralıkla karşılık gelir (üst %30). gözlenen aralığın. Bu dar aralık, en yoğun yoğunlukta öncelik vermek amacıyla benimsenmiştir. Bu durumda, 137Cs kaynak yönü 30 s sonra tespit edilebilir.
PET tesisinde çevre izleme
Şekil 5a, bir PET tesisindeki resepsiyon masasının önündeki Compton kamerası (siyah çizgi) ile ölçülen gündüz (5,6 saat) tetikleme oranının toplam zaman değişimini gösterir. Resepsiyon masasının etrafında 18F-florrodeoksiglukoz(18F-FDG) enjekte edilen hastaların hareketine atfedilen çeşitli desenlerle tetik leme hızında kayda değer bir iyileşme gözlemliyoruz. Bu tür desenlere örnek olarak 6200'lerden 7000'e kadar olan döneme odaklanıyoruz. Şekil 5b'degösterilen bu dönemdeki tetikleme oranına göre(i) ve (ii) etiketli iki plato ile bir dizi geliştirme belirgindir. Şekil 5c, Şekil 5b'nin periyotları (i), (ii) ve (iii) için toplam enerji spektrumlarını gösterir. Biz 18F-FDG kaynaklanan 511 keV fotoğraf emme zirveleri gözlemlemek. Şekil 5d,e, sırasıyla (i) ve (ii) dönemlerinde 511 keV gama ışını çok yönlü görüntüyü gösterir ve görüntü rekonstrüksiyonu için 511±40 keV içindeki olayları seçeriz. Her iki figürdeki gama ışını zirvelerinin yönleri sırasıyla kanepenin ve duvarın arkasındaki tuvaletin yönergesine karşılık gelir. (i) ve (ii) ve (ii) ve (ii) ve tetikleme oranlarını göz önünde bulundurarak, (i) içerideki gama ışınlarını, duvarın kalkanını tuvaletten sızan sızıntı olarak yorumluruz; Bir hastanın tuvalete girdiğini ve iki dakika geçirdiğini ve bundan sonra PET'in tadına bakmadan birkaç dakika önce kanepeye oturduk.
Kawamata-machi açık hava ölçümü, Fukushima, Japonya
Şekil 6a, 30 dk dış mekan ölçümü için tetikleme hızının zaman değişimini gösterir. Tetikleme hızının stabilitesi, Compton kamera sistemimizin uzun bir süre boyunca açık havada yapılan ölçümlerde bile uygun şekilde çalıştığını gösterir. Genişletilmiş gama ışını kaynağının nasıl yeniden oluşturuldurdugunu göstermek için, Şekil 6a'dagösterildiği gibi ( i) (1 dk), (ii) (10 dk), (iii) (20 dk) ve (iv) (30 dk) etiketli dört farklı entegrasyon periyotunu belirledik. Şekil 6b, radyoaktif nüklidlerden yayılan gama ışınlarının foto-emilim zirvelerine yerleştirilmiş yapıları 134 C ve 137C için 662 keV için 796 keV olarak gösteren toplam enerji spektrumunu göstermektedir. Gama ışını görüntüsünü yeniden oluşturmak için 605 keV için 565-622 keV, 662 keV için 662±40 keV ve 796 keV için 796±40 keV olayları seçtik. 605, 662 ve 796 keV için gama ışını çok yönlü görüntüler sırasıyla entegrasyon dönemleri (i), (ii), (iii) ve (iv) için Şekil 6c-f'de gösterilmiştir. Bu durumda, yeniden yapılangama ışını dağılımının entegrasyon süresi 20 dakikayı aştığı sürece sabit olduğunu görüyoruz. Öndeki bir tepenin eğimi ve yağmur oluk alt kısmı açıkça kirlenmiş, görüntünün sağ kısmında kirlenmemiş toprak ile kaplı alan kanıtlanabilir kirlenmiş değildir. Gama ışını yoğunluğu, Şekil 6f'desarı olarak gösterilen bir Scintillation tipi anket ölçer ile ölçülen doz oranı değerleri ile iyi bir uyum içindedir.
Şekil 1: Çok yönlü Gama ışını görüntüleme Compton kamera sistemi. (a) Bu çalışmada kullanılan on bir element ile sintillators geometrik düzenleme. Bir dairenin ortasında iki sintillat düzenlendi, dokuz u daha yarım daire şeklinde düzenlenmiş, dikey olarak sendeledi. (b) Dedektörün gövdesi zıvetsiz fotoğrafı. Sayaçlar genişletilmiş bir polistiren içinde sabitedildi. Bu rakamın daha büyük bir sürümünü görüntülemek için lütfen buraya tıklayın.
Şekil 2: Deneysel kurulum. (a) 137Cs mühürlü bir kaynağın sırayla 'A', 'B', 'C' ve 'D' etiketli pozisyonlarda ayarlandığı RI tesisindeki deney odasında mühürlü bir radyasyon kaynağının izlenmesi. (b) PET tesisindeki resepsiyon masasının önünde çevre izleme. (c) Fukushima alanında dış mekan ölçümü, Japonya. Compton kamera bir merdiven üzerinde sabit oldu. Bu rakamın daha büyük bir sürümünü görüntülemek için lütfen buraya tıklayın.
Şekil 3: Deney odasında 137Cs mühürlü bir kaynağın izlenmesinin temsili sonuçları. (a) Compton kamera (siyah düz çizgi) ve sabit doz oranı monitörü (mavi kesikli çizgi) tarafından ölçülen hava doz oranı ile ölçülen tetikleme hızının zaman değişimi. (b) Şekil 3'teyer alan toplam enerji spektrumları (her iki kat rastlantı olayı için enerji birikintisi toplamı)(i)(kırmızı çizgi), (ii) (mavi çizgi), (iii) (yeşil çizgi), (iv) (pembe çizgi) ve (v) (siyah çizgi) sonucu (iv) 0,15 olarak ölçeklendirildi. (c) 662 keV gama ışını çok yönlü görüntü dönem (i) (30 dk) optik görüntü üzerine yerleştirilir. Kırmızı alan gözlenen aralığın üst yarısında gama ışını yoğunlukları gösterir. (d) (c) ile aynı dır, ancak dönem (ii) (30 dk). (e) (c) ile aynı dır, ancak dönem (iii) (30 dk). (f) (c) ile aynı dır, ancak dönem (iv) (30 dk). Bu rakamın daha büyük bir sürümünü görüntülemek için lütfen buraya tıklayın.
Şekil 4: Şekil 3cile aynı, ancak çeşitli ölçüm süreleri ile: 3 s, 5 s, 10 s, 15 s, 30 s ve 60 s. Burada gama ışını görüntüleri gözlenen aralığın üst% 30 gama ışını yoğunlukları gösterir kırmızı bölge tarafından tanımlanır. Bu rakamın daha büyük bir sürümünü görüntülemek için lütfen buraya tıklayın.
Şekil 5: PET tesisindeki bir resepsiyon masası önünde çevre izlemenin temsili sonuçları. (a) Gündüz (5,6 saat) Compton kamera (siyah çizgi) tarafından ölçülen tetikleme hızının zaman değişimi. (b) Tetikleme oranı (a)içinde 6200 s ve 7000 s arasında bir dönem için ayrıntılı . (c) Şekil 4 b's dönemleri (i) (kırmızı çizgi), (ii) (mavi çizgi) ve (iii) (siyah çizgi) için toplam enerji spektrumları. (d) 511 keV gama ışını çok yönlü görüntü dönem (i) (2 dk) için optik görüntü üzerine yerleştirilir. (e) (d) ile aynı dır, ancak dönem (ii) (2 dk). Bu rakamın daha büyük bir sürümünü görüntülemek için lütfen buraya tıklayın.
Şekil 6: Kawamata-machi, Fukushima, Japonya'da dış mekan ölçümlerinin temsili sonuçları. (a) Compton kamera (siyah düz çizgi) tarafından ölçülen tetikleme oranının zaman değişimi. (b) Şekil 5 a's periyotlar için toplam enerji spektrumları (i) 1 dk (mavi çizgi), (ii) 10 dk (yeşil çizgi), (iii) 20 dk (kırmızı çizgi) ve (iv) 30 dk (siyah çizgi). (c) Optik görüntüye dönem (i) (1 dk) için yerleştirilmiş 605, 662 ve 796 keV gama ışınının çok yönlü görüntüsü. (d) (c) ile aynı dır, ancak dönem (ii) (10 dk). (e) (c) ile aynı dır, ancak dönem (iii) (20 dk). (f) (c) ile aynı dır, ancak dönem (iv) (30 dk). Yerden 1 cm yükseklikte bir Scintillation tipi etüt ölçer tarafından ölçülen doz oranı değerleri karşılaştırma şekillerinde gösterilmiştir. Bu rakamın daha büyük bir sürümünü görüntülemek için lütfen buraya tıklayın.
| Bu çalışma | Önceki çalışma18 | |
| Sayaç sayısı | 11 | 6 |
| 511 keV gama ışınları için algılama verimliliği (cps/(μSv/h)) | 36 | 18 |
| Açısal çözünürlük σ (deg)* | 11 | 11 |
Tablo 1: Mevcut ve önceki Compton kamera sistemlerinin performansları. *Açısal çözünürlüğün dedektörden 1 m ileri yerleştirilen 22Na sızdırmaz bir kaynağın (0.8MBq) ölçümü sırasında elde edilen 511 keV çok yönlü gama ışını görüntüsünden tahmin edilebildi.
Discussion
Geliştirdiğimiz çok yönlü Compton kamerasını kullanarak çeşitli düşük seviyeli gama radyasyon kaynaklarını görselleştirmek için üç deneysel protokol sunduk. Temsili sonuçlar, düşük radyasyon seviyelerinde gama ışını görüntülemenin çevre hakkında yeni ve yararlı bilgilerin elde edilmesine izin verdiğini göstermiştir. RI tesisinde protokol, Compton kamera sistemimizin gama ışını kaynağının konumunu ve kaynağa göre verilen konumdaki sayım oranını başarıyla keşfettiğini ortaya çıkardı. Bu önerilen yöntem çevresel radyasyon izleme için yeni nesil bir teknoloji olarak hizmet anlamına gelir, konvansiyonel sabit doz oranı monitörleri yerine zaten hemen hemen her RI tesisin duvarlarına monte. Bu yazıda, gama ışını yoğunluğunu, gözlemlenen değerlerin üst yarısında yoğunluklar yaşayan bölgenin haritasını çıkan kırmızı bir alan olarak tasvir ettik(Şekil 3, Şekil 5, ve Şekil 6),böylece çeşitli amaçlara yanlılık olmadan uymaktadır. Gama ışını kaynaklarının dağılımından ziyade pik yoğunluğuna öncelik veren bir yaklaşım, daha kısa zaman ölçeklerinde direktif bulgularını mümkün kılmak için kırmızı alanın daha dar bir aralığını, belki de gözlenen değerlerin üst çeyreğinde daha dar bir aralığı benimseyecek. Nitekim, Şekil 3c'de,pik yönü Şekil 4'tegösterildiği gibi 30 s'lik bir ölçüm süresi ile tanımlanabilir (
PET tesisinde çevresel izleme konusunda ise protokol, 18F-FDG enjekte edilen bir hastanın hareketi olarak kabul edilen radyoaktivite hareketini tesis aracılığıyla görselleştirme olasılığını göstermiştir. Şekil 5d,e'de,yukarıda belirtildiği gibi daha dar kırmızı alan aralığı benimsenerek hastanın yönü 10'dan az olarak saptanabilir. Gelecekte, gama ışını kaynaklarının animasyonla çevresel olarak izlenmesi, sadece bu çalışmada olduğu gibi hastaların hareketi için değil, aynı zamanda havaalanlarında ki gibi nükleer yakıt malzemelerinin terörizm amacıyla transferinin izlenmesi için de yararlı olacaktır, sistemin yüksek hassasiyetli ve düşük maliyetli özelliklerinden yararlanarak, sistemin yüksek hassasiyetli ve düşük maliyetli özelliklerinden yararlanarak, sintillator kullanan bir sistemin enerji çözünürlüğü daha pahalı yarı iletken dedektörleri gibi yüksek saflık dedektörlerinin kinden daha düşük türde dir. (HPGe) ve CdZnTe (CZT).
Fukushima alanında, protokol başarıyla çok daha az yüzey doz oranları ile genişletilmiş gama radyasyon kaynağı görselleştirilmiş 1 μSv / h, hangi büyüklük daha düşük bir sıradır25,26. Compton kamera sistemimizin dış mekan ölçümü için sağlam ve sağlam bir şekilde çalışma kapasitesine sahip olduğu bulunmuştur. Biz zaten sistem wifi ve taşınabilir pil kullanarak çeşitli durumlarda daha rahat kullanım için, özellikle dış mekan ölçümü için çalıştırılabilir doğruladı. Japonya Çevre Bakanlığı, dekontamine edilecek alanları belirlemek için hava doz oranını minimum 0,23 μSv/h olarak belirlemiştir. 2011 yılında Fukushima Daiichi nükleer santral kazası ile radyoaktif sezyumun serbest bırakıldığı Doğu Japonya'nın geniş bölgelerinde düşük seviyeli radyoaktif kontaminasyon bölgelerinde sistemimizin ve protokollerimizin dekontaminasyon prosedürüne büyük bir yardımcı olacağına inanıyoruz.
Bu çalışmada kullanılan Compton kamera 300 keV ve 1400 keV arasında enerjileri ile gama ışınları için yüksek duyarlılığa sahiptir, 3.5 cm CsI (Tl) scintillator küpleri kullanımı atfedilebilir18. Sintillator tipi ve boyutu, sintigrafide sıklıkla kullanılan 99mTc (141 keV) ve 111In (171 keV, 245 keV) gibi 300 keV'nin altındaki düşük seviyeli gama radyasyon kaynaklarının çevresel izlenmesi için optimize edilebilir. Bu çalışma yakın gelecekte başka bir makalede sunulacaktır. Dedektör düşük bir fiyata üretilebilir. Aslında, bu çalışmada kullanılan dedektör malzemelerin maliyeti en fazla 20.000 $ oldu ve bu miktar CSI (Tl) ve PMT oluşan sayaç fiyatı hakim oldu; Bu yapılandırma, diğer Compton fotoğraf makinelerinde kullanılan GAGG scintillators ve HPGe yarı iletken dedektörlerinden önemli ölçüde daha ucuzdur. Ayrıca, bu çalışmada kullanılan sistem çok yönlülük ve kolaylık uğruna daha kompakt yapılmalıdır. Bu çalışmada üretilen sistemin boyutu 30 cm x 25 cm x 40 cm olup, mevcut taşınabilir gama kamerası5,27'dendaha büyüktür. Bu kadar büyük sistem boyutunun başlıca nedenleri, CSI'ye (Tl) bağlı OLAN PMT'nin (φ4 cm × 12 cm) büyük boyutu ve bizim yapımımız olan büyük elektronik eşyalardır. Gelecekte, taşınabilirlik bir metal paket PMT veya Silikon Photomultiplier (SiPM) ile PMT değiştirerek yanı sıra küçük boyutta elektronik yeniden ambalajlama tarafından geliştirilecektir.
Disclosures
Yazarların açıklayacak bir şeyi yok.
Acknowledgments
Bu çalışma Açık Kaynak Enstrümantasyon Konsorsiyumu (Open-It), Japonya, JSPS KAKENHI Grant (Nos. 22244019, 26610055, 15H04769 ve 19H04492) tarafından desteklenmiştir.
Materials
| 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 |
References
- ICRP. Recommendations of the international commission on radiological protection. Annals of the ICRP. 21, ICRP Publication 60 (1990).
- Kamae, T., Enomoto, R., Hanada, N. A new method to measure energy, direction, and polarization of gamma rays. Nuclear Instruments and Methods in Physics Research Section A: Accelerators, Spectrometers, Detectors and Associated Equipment. 260, 254-257 (1987).
- Schoenfelder, V., et al. Instrument description and performance of the imaging gamma-ray telescope COMPTEL aboard the Compton Gamma-ray Observatory. The Astrophysical Journal Supplement Series. 86, 657-692 (1993).
- Suzuki, Y., et al. Three-dimensional and multienergy gamma-ray simultaneous imaging by Using a Si/CdTe compton camera. Radiology. 267, 941-947 (2013).
- Kataoka, J., et al. Recent progress of MPPC-based scintillation detectors in high precision X-ray and Gamma-ray imaging. Nuclear Instruments and Methods in Physics Research Section A: Accelerators, Spectrometers, Detectors and Associated Equipment. 784, 248-254 (2015).
- Tanimori, T., et al. Establishment of imaging spectroscopy of nuclear gamma-rays based on geometrical optics. Scientific Reports. 7, 41511 (2017).
- Sakai, M., et al. In vivo simultaneous imaging with 99mTc and 18F using a Compton camera. Physics in Medicine & Biology. 63, 205006 (2018).
- Koide, A., et al. Precision imaging of 4.4 MeV gamma rays using a 3-D position sensitive Compton camera. Scientific Reports. 8, 8116 (2018).
- Nagao, Y., et al. Astatine-211 imaging by a Compton camera for targeted radiotherapy. Applied Radiation and Isotopes. 139, 238-243 (2018).
- Draeger, E., et al. 3D prompt gamma imaging for proton beam range verification. Physics in Medicine & Biology. 63, 35019 (2018).
- Uenomachi, M., et al. Double photon emission coincidence imaging with GAGG-SiPM Compton camera. Nuclear Instruments and Methods in Physics Research Section A: Accelerators, Spectrometers, Detectors and Associated Equipment. , in press (2019).
- Nakano, T., et al. Imaging of 99mTc-DMSA and 18F-FDG in Humans Using a Si/CdTe Compton Camera. Physics in Medicine & Biology. , in press (2019).
- Lee, W., Lee, T. 4 pi FOV compact Compton camera for nuclear material investigations. Nuclear Instruments and Methods in Physics Research Section A: Accelerators, Spectrometers, Detectors and Associated Equipment. 652, 33-36 (2011).
- Yamaya, T., et al. Concrete realization of the whole gamma imaging concept. Proceedings of 2017 IEEE Nuclear Science Symposium and Medical Imaging Conference (NSS/MIC). , (2017).
- Parra, L. Reconstruction of cone-beam projections from Compton scattered data. IEEE Transactions on Nuclear Science. 47, 1543-1550 (2000).
- Xu, D., He, Z. Filtered Back-Projection in 4pi Compton Imaging with a Single 3D Position Sensitive CdZnTe Detector. IEEE Transactions on Nuclear Science. 53, 2787-2795 (2006).
- Wilderman, S., Clinthorne, N., Fessler, J., Rogers, W. List-mode maximum likelihood reconstruction of Compton scatter camera images in nuclear medicine. Proceedings of IEEE Nuclear Science Symposium. 3, 1716-1720 (1998).
- Watanabe, T., et al. Development of an omnidirectional gamma-ray imaging Compton camera for low-radiation-level environmental monitoring. Japanese Journal of Applied Physics. 57, 026401 (2018).
- Kagaya, M., et al. Development of a low-cost-high-sensitivity Compton camera using CsI(Tl) scintillators (γI). Nuclear Instruments and Methods in Physics Research Section A: Accelerators, Spectrometers, Detectors and Associated Equipment. 804, 25-32 (2015).
- Muraishi, H., Kagaya, M., Katagiri, H., Takeda, T., Watanabe, T. Proposal of a new image reconstruction technique for the Compton camera. The Journal of Japan Academy of Health Science. 17, 159-164 (2014).
- Katagiri, H., et al. Development of an all-sky gamma-ray Compton camera based on scintillators for high-dose environments. Journal of Nuclear Science and Technology. 55, 1172-1179 (2018).
- Watanabe, T., et al. Remote measurement of urinary radioactivity in 18F-FDG PET patients using Compton camera for accuracy evaluation of standardized uptake value. Biomedical Physics & Engineering Express. 4, 065029 (2018).
- Uchida, T. Hardware-based TCP processor for gigabit ethernet. IEEE Transactions on Nuclear Science. 55, 1631-1637 (2008).
- Brun, R., Redemakers, R. ROOT - An Object-Oriented Data Analysis Framework. Nuclear Instruments and Methods in Physics Research Section A: Accelerators, Spectrometers, Detectors and Associated Equipment. 389, 81-86 (1997).
- Tomono, D., et al. First on-site true gamma-ray imaging-spectroscopy of contamination near Fukushima plant. Scientific Reports. 7, 41972 (2017).
- Kataoka, J., et al. Ultracompact Compton camera for innovative gamma-ray imaging. Nuclear Instruments and Methods in Physics Research Section A: Accelerators, Spectrometers, Detectors and Associated Equipment. 912, 1-5 (2018).
- Wahl, C. G., et al. The Polaris-H imaging spectrometer. Nuclear Instruments and Methods in Physics Research Section A: Accelerators, Spectrometers, Detectors and Associated Equipment. 784, 377-381 (2015).
