مطالعه پاسخ دزیمتری آشکارساز nai(tl) مبتنی بر روش طیف‌نگار- دزیمتری با استفاده از کد mcnpx

اندازه‌گیری پرتو گاما در زمینه‌های مختلف تحقیقاتی نیازمند آشکارسازهای کارآمد است. در زمینه دزیمتری فوتون آشکارساز جرقه‌ای nai(tl) به عنوان یکی از  آشکارسازهای سوسوزن معدنی (غیرآلی)، به علت دارا بودن مقدار بالای نور خروجی بسیار حایز 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 6f، 4*f، 6+f و 8*f) 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 ارایه 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 ارایه شده از دقت بالایی در دزیمتری فوتون برخوردار است.

study of nai(tl) detector dosimetry response based on spector-dosimetry method using mcnpx code

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