نوع مقاله : مقاله پژوهشی

نویسندگان

1 دانشگاه ارومیه

2 گروه فیزیک، دانشکده علوم، دانشگاه ارومیه

3 دانشگاه امام حسین (ع)

10.24200/nst.2021.808.1546

چکیده

اندازه‌گیری پرتو گاما در زمینه‌های مختلف تحقیقاتی نیازمند آشکارسازهای کارآمد است. در زمینه دزیمتری فوتون آشکارساز جرقه‌ای NaI(Tl) بعنوان یکی از آشکارسازهای سوسوزن معدنی (غیر آلی)، به علت دارا بودن مقدار بالای نور خروجی بسیار حائز اهمیت است. در این پژوهش سعی گردیده است، با کمک کد مونت‌کارلو (MCNPX) مقدمات مشخصه‌یابی دزیمتری فوتون توسط آشکارساز NaI(Tl) و با بهره‌گیری از روش‌های متفاوت محاسبه دز (تالی‌های F6، *F4، +F6 و *F8) انجام شود. به طور معمول، خروجی یک آشکارساز تابش (شمارش تعداد پالس‌ها) برای تعیین مقدار دز تابش قابل استفاده نیست. بنابراین با استفاده از روش طیف‌نگار-دزیمتری مبتنی بر روش‌ نرم‌افزاری، برای یافتن ضرایب تبدیل طیف آشکارساز به مقدار کرما هوا در این پژوهش ارائه شده است. در این روش برای یافتن پاسخ دزیمتری تابش با استفاده از شبیه‌سازی کد MCNPX تابع پاسخ یک آشکارساز سوسوزن NaI(Tl) 3"×3" برای چندین تابش مشخص گاما تعیین و سپس توابع ضرایب تبدیل وابسته به انرژی برای محاسبه دز محاسبه گردید. در نهایت، با مقایسه نتایج به دست آمده از داده‌های اندازه‌گیری شده و محاسبات شبیه‌سازی نشان داده شد که روش ارائه شده از دقت بالایی در دزیمتری فوتون برخوردار است.

کلیدواژه‌ها

عنوان مقاله [English]

Study of NaI(Tl) detector dosimetry response based on Spector-Dosimetry method using MCNPX code

نویسندگان [English]

  • Akbar Abdi Saray 1
  • S. M. Taheri Balanoji Taheri Balanoji 2
  • Hossein Zaki Dizaji 3

1 Physics Department, Faculty of Science, Urmia University

2 Physics Department, Faculty of Science, Urmia University

3 Physics Department, Faculty of Science, Imam Hossein Comprehensive University

چکیده [English]

Gamma ray measurement in various research fields requires high efficient detectors. In photon dosimetry, NaI(Tl) scintillation detector as one of the inorganic scintillation detector is noticeable, due to have the high amount of light output. In this study, the basics determination of photon dosimetry for the NaI(Tl) scintillation detector utilizing the Monte Carlo code (MCNPX) and using different methods of dose calculation (tally F6, * F4, + F6 and * F8) is studied. Regularly, the output of a radiation detector (counting the number of pulses) cannot be used to determine the radiation dose value. Therefore, in this study the spectro-dosimetry method based on software method is used to find out the value of the conversion coefficients to convert the detector spectrum to the value of air karma. In this method, the radiation dosimetry response is obtained with use of the MCNPX code simulation. The response function of the NaI(Tl) 3"×3" scintillation detector for several specific gamma rays was determined and then the functions of energy dependent conversion coefficients for calculating the dose values were obtained. Finally, with comparison of the measured data and simulation calculations results it is shown that the proposed method has a high accuracy in photon dosimetry.

کلیدواژه‌ها [English]

  • Scintillation detectors
  • Photon Dosimetry
  • MCNPX Code
  • Conversion Coefficients