Visualisation des sources de rayonnement gamma de faible niveau à l'aide d'une caméra Compton omnidirectionnelle à faible coût et à haute sensibilité

Environment
 

Summary

Nous présentons des protocoles expérimentaux pour visualiser diverses sources de rayonnement gamma de bas niveau dans l'environnement ambiant à l'aide d'une caméra Compton à faible coût, à haute sensibilité, omnidirectionnelle et parradio.

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Muraishi, H., Enomoto, R., Katagiri, H., Kagaya, M., Watanabe, T., Narita, N., Kano, D. Visualization of Low-Level Gamma Radiation Sources Using a Low-Cost, High-Sensitivity, Omnidirectional Compton Camera. J. Vis. Exp. (155), e60463, doi:10.3791/60463 (2020).

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Abstract

Nous présentons des protocoles expérimentaux pour visualiser diverses sources de rayonnement gamma de bas niveau dans l'environnement ambiant. Des expériences ont été menées à l'aide d'une caméra Compton à faible coût, à haute sensibilité, omnidirectionnelle et à rayons gamma. En laboratoire, la position d'une source de rayonnement gamma sous-MeV telle que 137C peut facilement être surveillée par imagerie gamma omnidirectionnelle obtenue par la caméra Compton. En revanche, un moniteur de dose stationnaire monté sur mur ne peut pas toujours surveiller avec succès une telle source. En outre, nous avons démontré avec succès la possibilité de visualiser le mouvement de radioactivité dans l'environnement, par exemple, le mouvement d'un patient injecté avec 18F-fluorodeoxyglucose(18F-FDG) dans une installation de médecine nucléaire. Dans le domaine de Fukushima, nous avons facilement obtenu des images gamma omnidirectionnelles liées à la distribution sur le terrain de la contamination radioactive de faible activité par le césium radioactif libéré par l'accident de la centrale nucléaire de Fukushima Daiichi en 2011. Nous démontrons des avantages clairs d'utiliser notre procédure avec cette caméra pour visualiser les sources de rayons gamma. Nos protocoles peuvent également être utilisés pour découvrir des sources de rayonnement gamma de faible niveau, à la place de moniteurs de dose stationnaires et/ou de compteurs d'arpentage portatifs utilisés de façon conventionnelle.

Introduction

Les installations médicales abritent diverses sources de rayonnement gamma de faible altitude avec un taux de dose de surface et/ou d'air de quelques-uns sv/h. De telles sources sont également présentes dans de vastes régions de l'est du Japon présentant une faible contamination radioactive par le césium radioactif de l'accident de la centrale nucléaire de Fukushima Daiichi en 2011. Ces environnements exposent parfois les travailleurs à la limite d'exposition à l'irradiation externe pour le corps humain pour la population en général, comme l'a conseillé la Commission internationale de protection radiologique (ICRP) : 1 mSv/an (p. ex., 1 Sv/h pour 4 h par jour, 250 jours par an)1. Si les sources de rayonnement sont visualisées à partir de plus de quelques mètres à l'avance sur de courtes échelles de temps, la quantité d'exposition aux rayonnements peut être réduite. Une des meilleures solutions pour visualiser ces sources de rayonnement gamma est d'adopter une imagerie gamma Compton caméra technique2. Dans cette technique, l'énergie et la direction du cône des rayons gamma incident émis par la source de rayonnement sont mesurées par le détecteur pour chaque événement, puis la direction de la source gamma-ray peut être reconstruite par rétroprojection3. Des études antérieures ont développé des systèmes de caméra Compton visant à l'application d'un nouveau dispositif de diagnostic en médecine nucléaire et / ou un nouveau télescope à rayons gamma en astrophysique4,5,6,7,8,9,10,11,12,13,14, ainsi que des techniques de reconstruction d'image pour les données cône Compton analytique15,16 et statistique17 approches. Des appareils plus coûteux et à la fine pointe de la technologie avec des appareils électroniques complexes sont souvent adoptés pour obtenir une résolution angulaire élevée dans un écart standard de quelques degrés, mais cette précision rend difficile d'atteindre simultanément une efficacité de détection élevée.

Récemment, nous avons proposé et développé un faible coût, haute sensibilité, omnidirectionnel imagerie gamma Caméra Compton18, basé sur une coïncidence double au sein d'un certain nombre de scintillateurs indépendants qui agissent soit comme des disperseurs ou des absorbeurs19. Le but de cette technique est d'atteindre facilement une efficacité de détection élevée avec une résolution angulaire de 10 degrés ou moins, ce qui est suffisant pour un moniteur environnemental. Ceci est accompli grâce à l'application d'une technique d'affûtage d'images18,20 basée sur l'algorithme de rétroprojection filtré, qui applique un filtre de convolution utilisé dans la reconstruction d'image pour la tomographie calculée à la reconstruction de Compton. En outre, l'efficacité de détection, la résolution angulaire et la portée dynamique du détecteur peuvent être facilement optimisées lorsque le type, la taille et l'agencement des scintillateurs sont coordonnés en fonction d'un but particulier, comme l'utilisation dans les environnements émettant une radioactivité élevée21,22.

Dans cette étude, nous présentons des protocoles expérimentaux pour divers essais visant à visualiser les sources de rayonnement gamma de faible niveau à l'aide de cette technique omnidirectionnelle de caméra Compton dans une installation de radio-isotopes (RI), une installation de tomographie par émission de positons (PET) et le champ de Fukushima. Nous avons préparé et utilisé la caméra omnidirectionnelle d'imagerie gamma Compton précédemment développée par nous-mêmes18, mais avec quelques améliorations, afin d'atteindre une plus grande efficacité de détection. La figure 1 montre une vue schématique de l'arrangement des scintillateurs CsI(Tl) de onze éléments utilisés dans cette étude. Les onze compteurs se composent de deux couches; deux compteurs au centre et neuf compteurs en demi-cercle, compte tenu des configurations de diffusion vers l'avant et vers l'arrière. Chaque cube de scintillateur CsI (Tl) de 3,5 cm a été lu avec des tubes photo-multiplicateurs super-bialkali (PMT). Les signaux ont été introduits dans un panneau Flash ADC avec la technologie SiTCP23 et l'extrémité avant a été connecté à un PC via Ethernet. Un programme en ligne créé à l'aide de Visual CMD avec la bibliothèque ROOT24 a été utilisé sur un PC Windows. Une image gamma a été reconstruite et aiguisée18,20 sur une surface sphérique avec des anneaux qui s'accumulent avec un rayon de - qui est un angle de diffusion calculé à partir de la cinématique Compton pour chaque événement de coïncidence double. Une image gamma omnidirectionnelle peut être affichée en ligne et hors ligne par superposition sur l'image optique omnidirectionnelle précédemment prise par un appareil photo numérique. Pendant la mesure, le taux de déclenchement, le spectre énergétique total (la somme des dépôts d'énergie pour chaque événement de coïncidence double) et les images reconstruites d'une énergie gamma préfixée peuvent être affichés sur l'écran du PC en ligne. Ces informations peuvent être mises à jour à un intervalle de temps préréglé (p. ex., tous les 10 s). Ici, nous avons réglé l'écran pour afficher deux types d'images reconstruites : une image qui s'accumule au début de la mesure et une image réaccumulée à chaque intervalle de temps préréglé (par exemple, toutes les 1 min). En outre, étant donné que les données brutes pour chaque événement obtenu à l'aide des mesures sont stockées, il est possible de réanalyser les données après les mesures, puis de régénérer une image reconstruite pour une énergie gamma arbitraire à un intervalle de temps arbitraire. Le tableau 1 montre les performances du système de caméra Compton utilisé dans la présente étude, par rapport au système précédent de six compteurs18. La comparaison a révélé qu'une source de rayons gamma sous-MeV a été visualisée avec succès avec une efficacité de détection deux fois celle du système précédent, tout en maintenant la résolution angulaire s de 11 degrés. Nous avons également confirmé que la dépendance angulaire de l'acceptation a été maintenue à un minimum, montrant des différences de s - 4%. Les détails sur les techniques fondamentales du système sont décrits dans Watanabe et al. (2018)18. Ici, nous introduisons trois protocoles expérimentaux pour visualiser diverses sources de rayonnement gamma de bas niveau à l'aide de la caméra Compton décrite ci-dessus.

Protocol

Le protocole a été réalisé selon les directives du comité d'éthique de la recherche du National Cancer Center Hospital East, au Japon.

1. Surveillance de la source de rayonnement scellée dans la salle d'expérimentation à l'installation de rand

  1. Définir la caméra Compton à côté du moniteur de taux de dose comme indiqué dans la figure 2a. Placez la hauteur des détecteurs du sol à 2,5 m. Construire le moniteur de taux de dose, qui se compose d'une chambre d'ionisation de plaque parallèle, dans la partie supérieure de l'entrée de la salle d'expérimentation à l'installation de rand pour surveiller le taux de dose d'air de la position à des intervalles de 1 min.
  2. Allumez la puissance de la caméra Compton et de l'ordinateur en ligne.
  3. Démarrez la mesure simultanée avec la caméra Compton et le moniteur de taux de dose.
  4. Placez une source scellée de 137C (3,85 MBq) à une position étiquetée « A » à la figure 2a et laissez-la pendant 30 min. Placez la distance entre le détecteur et la source scellée à 3,6 m.
  5. Déplacez la source scellée vers une position étiquetée « B » et laissez-la pendant 30 min. Placez la distance entre le détecteur et la source scellée à 6,7 m.
  6. Déplacez la source scellée à une position étiquetée « C » et laissez-la pendant 30 min. Placez la distance entre le détecteur et la source scellée à 6,7 m.
  7. Déplacez la source scellée à une position étiquetée « D » et laissez-la pendant 30 min. Placez la distance entre le détecteur et la source scellée à 1 m.
  8. Déplacez la source scellée à l'extérieur de la pièce. Après 30 min, arrêtez toute mesure.

2. Surveillance environnementale dans les installations de TEP

  1. Définir la caméra Compton devant la réception de l'établissement PET, comme le montre la figure 2b. Définir la hauteur des détecteurs du sol à 1 m.
  2. Définir l'ordinateur en ligne dans la salle du personnel.
  3. Allumez la puissance de la caméra Compton et de l'ordinateur en ligne.
  4. Commencez la mesure de la caméra Compton tôt le matin avant l'arrivée des patients à l'établissement.
  5. Après que tous les patients partent pour la journée, arrêtez toutes les mesures.

3. Mesure extérieure à Kawamata-machi, Fukushima, Japon

  1. Définir la caméra Compton près d'une maison privée, comme le montre la figure 2c, où l'existence de certains points chauds radiologiques du césium avec des taux de dose de surface de 1 Sv/h ou moins sont suspectées. Définir la hauteur des détecteurs du sol à 1,5 m.
  2. Allumez la puissance de la caméra Compton et de l'ordinateur en ligne.
  3. Démarrer la mesure de la caméra Compton.
  4. Après 30 min, arrêtez toute mesure.

Representative Results

Surveillance de la source de rayonnement scellée dans une salle d'expérimentation à l'installation du Rotary
La figure 3a montre la variation temporelle du taux de déclenchement mesurée par la caméra Compton (ligne solide noire), après avoir appliqué une sélection de compteurs à deux coups de moins de 1.s. Le taux de déclenchement a changé toutes les 30 minutes en fonction de la position de la source scellée (c.-à-d., distance de la position à la caméra). Cette variation a été confirmée à partir des données mesurées par le moniteur de taux de dose stationnaire (ligne pointillée bleue); le comportement est resté constant (c.-à-d., niveau de fond) autre qu'entre 5750 s et 7800 s. Ici, nous avons provisoirement fixé cinq périodes étiquetées (i), (ii), (iii), (iv) et (v), représentant les cinq positions de la source scellée (figure 3a). La figure 3b montre les spectres d'énergie totaux pour chaque période (30 min pour chaque période), l'axe horizontal représentant la somme des dépôts d'énergie pour chaque événement de coïncidence double. Nous notons 662 pics de photo-absorption keV provenant de la source scellée 137Cs pour (i), (ii), (iii) et (iv), tandis que (v) montre uniquement les niveaux de fond. Les hauteurs maximales pour (ii) et (iii) sont les mêmes, que nous attribuons à la même distance de 6,7 m de la caméra à la source scellée. En sélectionnant l'événement dans un keV de 662 à 40 pour 662 keV, nous avons calculé les angles de diffusion et reconstitué l'image gamma omnidirectionnelle. Les résultats sont affichés dans les figures 3c-f, respectivement, pour les périodes (i), (ii), (iii) et (iv). Ici, des images gamma sont indiquées par la région rouge, ce qui indique des intensités gamma dans la moitié supérieure de la plage observée. Nous constatons que la position de la source scellée 137Cs peut être identifiée avec succès à partir des images gamma. La figure 4 montre les changements dans l'image avec le temps d'intégration, où le champ rouge correspond plutôt à une plage plus étroite (le haut 30%) de la plage observée. Cette plage plus étroite a été adoptée afin de donner la priorité à une intensité maximale. Dans ce cas, 137Cs direction source pourrait être identifié après 30 s.

Surveillance environnementale dans les installations de TEP
La figure 5a montre la variation globale du taux de déclenchement pendant la journée (5,6 h) mesurée par la caméra Compton (ligne noire) devant une réception dans une installation de TEP. Nous observons l'amélioration remarquable du taux de déclenchement avec de divers modèles, qui pourraient être attribués au mouvement des patients injectés avec 18F-fluorodeoxyglucose (18F-FDG) autour de la réception. À titre d'exemple de ces tendances, nous nous concentrons sur la période de 6200 s à 7000 s. Selon le taux de déclenchement de cette période indiqué à la figure 5b, une série d'améliorations sont apparentes, avec deux plateaux étiquetés (i) et (ii). La figure 5c montre les spectres d'énergie totaux pour les périodes de la figure 5b(i), (ii) et (iii). Nous observons 511 pics de photo-absorption keV provenant des 18F-FDG. Figure 5d,e montrent l'image omnidirectionnelle de rayon gamma de 511 keV dans les périodes (i) et (ii), respectivement, dans lesquelles nous avons choisi des événements dans 511-40 keV pour la reconstruction d'image. Les directions des pics gamma dans les deux figures correspondent respectivement aux directions du canapé et aux toilettes derrière le mur. Considérant les taux de déclenchement (i) et (ii), nous interprétons les rayons gamma dans (i) comme une fuite pénétrant le bouclier du mur des toilettes; nous supposons qu'un patient est entré dans les toilettes et a passé deux minutes, et après que s'est assis sur le sofa quelques minutes avant le balayage de PET.

Mesure extérieure à Kawamata-machi, Fukushima, Japon
La figure 6a montre la variation temporelle du taux de déclenchement pendant 30 min de mesure extérieure. La stabilité du taux de déclenchement implique que notre système de caméra Compton fonctionne de façon stable, même pour les mesures effectuées à l'extérieur sur une longue période. Pour démontrer comment la source de rayons gamma étendu a été reconstruite, nous avons établi quatre périodes d'intégration différentes étiquetées (i) (1 min), (ii) (10 min), (iii) (20 min) et (iv) (30 min), comme le montre la figure 6a. La figure 6b montre les spectres d'énergie totaux pour chaque période, représentant les structures superposées aux pics de photo-absorption des rayons gamma émis par les nucléides radioactifs à 605 keV et 796 keV pour 134C et 662 keV pour 137Cs. Pour reconstruire l'image gamma, nous avons sélectionné des événements dans 565-622 keV pour 605 keV, 662-40 keV pour 662 keV et 796-40 keV pour 796 keV. Les images omnidirectionnelles aux rayons gamma pour 605, 662 et 796 keV sont présentées dans les figures 6c-f pour les périodes d'intégration (i), (ii), (iii) et (iv), respectivement. Dans ce cas, nous constatons que la distribution de rayons gamma reconstruite est stable tant que le temps d'intégration dépasse 20 min. La pente d'une colline à l'avant et la partie inférieure de la gouttière sont clairement contaminées, tandis que la zone couverte de sol non contaminé dans la partie droite de l'image n'est manifestement pas contaminée. L'intensité des rayons gamma est en bon accord avec les valeurs du taux de dose mesurées par un compteur d'arpentage de type scintillation, dont les valeurs sont indiquées en jaune dans la figure 6f.

Figure 1
Figure 1 : Système de caméra Compton d'imagerie gamma omnidirectionnelle. a) Arrangement géométrique des scintillateurs avec onze éléments utilisés dans cette étude. Deux scintillateurs ont été disposés au centre d'un cercle, avec neuf autres disposés dans un demi-cercle, décalé verticalement. b Photographie du détecteur sans logement. Les compteurs ont été fixés à l'intérieur d'un polystyrène expansé. Veuillez cliquer ici pour voir une version plus grande de ce chiffre.

Figure 2
Figure 2 : Configuration expérimentale. a Surveillance d'une source de rayonnement scellée dans la salle d'expérimentation de l'installation du Rotary, où une source scellée de 137Calétait a été fixée séquentiellement aux positions étiquetées « A », « B », « C » et « D ». b Surveillance environnementale devant une réception dans l'installation de TEP. c) Mesure extérieure dans le champ de Fukushima, Japon. La caméra Compton était fixée sur un escabeau. Veuillez cliquer ici pour voir une version plus grande de ce chiffre.

Figure 3
Figure 3 : Résultats représentatifs de la surveillance d'une source scellée de 137Cs dans la salle d'expérience. a) Variation temporelle du taux de déclenchement mesuré par la caméra Compton (ligne solide noire) et du taux de dose d'air mesuré par le moniteur de taux de dose stationnaire (ligne pointillée bleue). b Spectras d'énergie totale (la somme des dépôts d'énergie pour chaque événement coïncidence deux fois) dans la figure 3une période d'un 's périodes (i) (ligne rouge), (ii) (ligne bleue), (iii) (ligne verte), (iv) (ligne rose) et (v) (ligne noire), avec le résultat de (iv) a été mis à l'échelle de 0,15. c) 662 keV image omnidirectionnelle de rayon gamma superposée à l'image optique dans la période (i) (30 min). Le champ rouge indique des intensités gamma dans la moitié supérieure de la plage observée. d) Idem c, mais pour la période (ii) (30 min). e) Même que (c) mais pour la période (iii) (30 min). (f) Même que c) mais pour la période (iv) (30 min). Veuillez cliquer ici pour voir une version plus grande de ce chiffre.

Figure 4
Figure 4 : Même que la figure 3c, mais avec divers temps de mesure : 3 s, 5 s, 10 s, 15 s, 30 s et 60 s. Ici, des images gamma sont identifiées par la région rouge, ce qui indique des intensités gamma dans la partie supérieure de 30 % de la plage observée. Veuillez cliquer ici pour voir une version plus grande de ce chiffre.

Figure 5
Figure 5 : Résultats représentatifs de la surveillance environnementale devant une réception dans l'installation de TEP. a) Variation temporelle du taux de déclenchement mesuré par la caméra Compton (ligne noire) pendant la journée (5,6 h). b) Taux de déclenchement détaillé pour une période comprise entre 6200 s et 7000 s (a). c Spectres d'énergie totale pour les périodes de la figure 4b(i) (ligne rouge), (ii) (ligne bleue) et (iii) (ligne noire). d) 511 keV image omnidirectionnelle de rayon gamma superposée à l'image optique pour la période (i) (2 min). (e) Même que (d) mais pour la période (ii) (2 min). Veuillez cliquer ici pour voir une version plus grande de ce chiffre.

Figure 6
Figure 6 : Résultats représentatifs de la mesure extérieure à Kawamata-machi, Fukushima, Japon. a) Variation temporelle du taux de déclenchement mesuré par la caméra Compton (ligne solide noire). b Spectras d'énergie totale pour la figure 5despériodes (i) 1 min (ligne bleue), (ii) 10 min (ligne verte), (iii) 20 min (ligne rouge) et (iv) 30 min (ligne noire). c Image omnidirectionnelle de 605, 662 et 796 rayons gamma keV superposés à l'image optique pour la période (i) (1 min). d) Idem c, mais pour la période (ii) (10 min). e) Même que (c) mais pour la période (iii) (20 min). (f) Même que c) mais pour la période (iv) (30 min). Les valeurs de dose mesurées par un compteur d'arpentage de type scintillation à une hauteur de 1 cm du sol sont indiquées dans les chiffres à comparer. Veuillez cliquer ici pour voir une version plus grande de ce chiffre.

Cette étude Étude précédente18
Nombre de compteurs 11 6
Efficacité de détection (cps/(Sv/h)) pour 511 krayons gamma keV 36 18
Résolution angulaire (deg) 11 11

Tableau 1 : Performances des systèmes de caméra Compton actuels et précédents. La résolution angulaire a été estimée à partir de 511 images de rayons gamma omnidirectionnels keV obtenues lors de la mesure d'une source scellée de 22Na (0,8 MBq) placée 1 m devant le détecteur.

Discussion

Nous avons présenté trois protocoles expérimentaux pour visualiser diverses sources de rayonnement gamma de bas niveau à l'aide de la caméra omnidirectionnelle Compton que nous avons développée. Les résultats représentatifs ont démontré que l'imagerie par rayons gamma à de faibles niveaux de rayonnement permet de dériver des informations nouvelles et utiles sur l'environnement environnant. Dans l'installation de R, le protocole a révélé que notre système de caméra Compton découvre avec succès la position de la source gamma, ainsi que le taux de comptage à la position donnée par rapport à la source. Cela signifie que la méthode proposée peut servir de technologie de prochaine génération pour la surveillance des rayonnements environnementaux, en remplaçant les moniteurs de dose stationnaire conventionnels déjà montés sur les murs de presque toutes les installations de l'IR. Dans cet article, nous avons dépeint l'intensité des rayons gamma comme un champ rouge cartographiant la région qui connaît des intensités dans la moitié supérieure des valeurs observées (Figure 3, Figure 5, et Figure 6), afin de convenir à diverses fins sans biais. Une approche qui donne plutôt la priorité à une intensité maximale, plutôt qu'à la distribution des sources de rayons gamma, adopterait une gamme plus étroite du champ rouge, peut-être le quart supérieur des valeurs observées, afin de permettre des conclusions de directive à des échelles de temps plus courtes. En effet, à la figure 3c, la direction de pointe pouvait être identifiée avec un temps de mesure de 30 s pour le cas (i) comme le montre la figure 4, pour laquelle l'intensité de la position de pointe était d'environ 20 comptes.

En ce qui concerne la surveillance environnementale dans l'installation de TEP, le protocole a démontré la possibilité de visualiser le mouvement de radioactivité à travers l'installation, qui dans ce cas est considéré comme le mouvement d'un patient injecté avec 18F-FDG. Dans la figure 5d,e, la direction du patient peut être identifiée en moins de 10 s en adoptant la plage de champ rouge plus étroite comme mentionné ci-dessus. À l'avenir, la surveillance environnementale des sources de rayons gamma par animation serait utile pour diverses situations, non seulement pour le mouvement des patients comme dans cette étude, mais aussi pour surveiller le transfert de matières de combustible nucléaire comme dans les aéroports à des fins de terrorisme, en profitant des caractéristiques de haute sensibilité et à faible coût du système, bien que la résolution énergétique d'un système qui utilise un scintillement est inférieure à celle des détecteurs de semi-conducteurs plus chers, tels que les détecteurs de semi-conducteurs de haute pureté (HPGe) et CdZnTe (CZT).

Dans le champ de Fukushima, le protocole a visualisé avec succès la source étendue de rayonnement gamma avec des taux de dose de surface de beaucoup moins de 1 Sv/h, ce qui est un ordre de grandeur inférieur à celui d'un rapport récent25,26. Notre système de caméra Compton s'est avéré capable de fonctionner de façon stable et robuste pour la mesure extérieure. Nous avons déjà confirmé que le système peut être exploité en utilisant wiFi et batterie portable pour une utilisation plus pratique dans diverses situations, en particulier pour la mesure en plein air. Le ministère japonais de l'Environnement a fixé le taux de dose d'air minimum à 0,23 Sv/h pour désigner les zones à décontamination. Nous croyons que notre système et nos protocoles seront d'une grande aide pour la procédure de décontamination dans les zones de faible contamination radioactive dans de vastes régions de l'est du Japon où le césium radioactif a été libéré par l'accident de la centrale nucléaire de Fukushima Daiichi en 2011.

La caméra Compton utilisée dans cette étude a une sensibilité élevée pour les rayons gamma avec des énergies comprises entre 300 keV et 1400 keV, attribuable à l'utilisation de 3,5 cm CsI (Tl) cubes de scintillateur18. Le type et la taille du scintillateur peuvent être optimisés pour la surveillance environnementale des sources de rayonnement gamma de faible altitude inférieures à 300 keV, telles que 99mTc (141 keV) et 111In (171 keV, 245 keV), qui sont fréquemment utilisés dans la scintigraphie. Ce travail sera présenté dans un autre document dans un proche avenir. Le détecteur peut être fabriqué à bas prix. En fait, le coût des matériaux de détecteur utilisés dans la présente étude n'était pas supérieur à 20 000 $, et ce montant était dominé par le prix du compteur composé de CsI (Tl) et de PMT; cette configuration est nettement moins coûteuse que les scintillateurs GAGG et les détecteurs de semi-conducteurs HPGe qui sont utilisés dans d'autres caméras Compton. En outre, le système utilisé dans cette étude devrait être rendu plus compact pour des raisons de polyvalence et de commodité. La taille du système produit dans cette étude était de 30 cm x 25 cm x 40 cm, ce qui est plus grand que la caméra gamma portative existante5,27. Les principales raisons de la taille d'un système aussi grande sont la grande taille du PMT attaché au CsI (Tl) (4 cm et 12 cm) et la grande électronique fabriquée à la main par nous. À l'avenir, la portabilité sera améliorée en remplaçant le PMT par un paquet métallique PMT ou Silicon Photomultiplier (SiPM) ainsi qu'en réemballant l'électronique à petite taille.

Disclosures

Les auteurs n'ont rien à révéler.

Acknowledgments

Cette étude a été soutenue par l'Open Source Consortium of Instrumentation (Open-It), Japon, JSPS KAKENHI Grant (Nos. 22244019, 26610055, 15H04769 et 19H04492).

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

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References

  1. ICRP. Recommendations of the international commission on radiological protection. Annals of the ICRP. 21, ICRP Publication 60 (1990).
  2. 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).
  3. 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).
  4. Suzuki, Y., et al. Three-dimensional and multienergy gamma-ray simultaneous imaging by Using a Si/CdTe compton camera. Radiology. 267, 941-947 (2013).
  5. 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).
  6. Tanimori, T., et al. Establishment of imaging spectroscopy of nuclear gamma-rays based on geometrical optics. Scientific Reports. 7, 41511 (2017).
  7. Sakai, M., et al. In vivo simultaneous imaging with 99mTc and 18F using a Compton camera. Physics in Medicine & Biology. 63, 205006 (2018).
  8. 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).
  9. Nagao, Y., et al. Astatine-211 imaging by a Compton camera for targeted radiotherapy. Applied Radiation and Isotopes. 139, 238-243 (2018).
  10. Draeger, E., et al. 3D prompt gamma imaging for proton beam range verification. Physics in Medicine & Biology. 63, 35019 (2018).
  11. 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).
  12. 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).
  13. 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).
  14. 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).
  15. Parra, L. Reconstruction of cone-beam projections from Compton scattered data. IEEE Transactions on Nuclear Science. 47, 1543-1550 (2000).
  16. 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).
  17. 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).
  18. 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).
  19. 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).
  20. 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).
  21. 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).
  22. 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).
  23. Uchida, T. Hardware-based TCP processor for gigabit ethernet. IEEE Transactions on Nuclear Science. 55, 1631-1637 (2008).
  24. 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).
  25. Tomono, D., et al. First on-site true gamma-ray imaging-spectroscopy of contamination near Fukushima plant. Scientific Reports. 7, 41972 (2017).
  26. 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).
  27. 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).

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