دزیمتری گاما و نوترون در میدان‌های تابشی آمیخته با استفاده از یک دیود سیلیسیمی

نوع مقاله: مقاله پژوهشی

نویسندگان

1 گروه فیزیک، دانشکده علوم پایه، دانشگاه زنجان، صندوق پستی: 313-451، زنجان ـ ایران

2 گروه کاربرد پرتوها، دانشکده‌ی مهندسی هسته‌ای، دانشگاه شهید بهشتی، صندوق پستی: 1983963113، تهران ـ ایران

چکیده

دزیمتری فعال فردی گاما و نوترون در سال‌های اخیر مورد توجه بوده است و در این میان دیود‌های سیلیسیمی گزینه‌ی مناسبی برای این منظور هستند. دیودهای سیلیسیمی، حساس به گاما بوده و برای ایجاد حساسیت نوترونی در آن‌ها از یک لایه‌ی مبدل استفاده می‌شود. در این پژوهش، ابعاد بهینه‌ی مبدل و آشکارساز برای ایجاد رفتار دزیمتری مناسب و جداسازی معادل دز گاما و نوترون تعیین شده است. با توجه به طراحی دزیمتر و اعمال روش داده‌برداری گزینشی براساس ارتفاع تپ‌ها، مقدارهای معادل دز گاما و نوترون‌های سریع به صورت مجزا تعیین شدند. معادل دز گاما در بازه‌ی انرژی 3/0 تا MeV6 و معادل دز نوترون‌ در بازه‌ی انرژی 1 تا MeV12 اندازه‌گیری شد. حد پایین دزیمتری برای تابش گاما و نوترون به ترتیب 015/0 و μSv10 است. در میدان تابشی چشمه Am-Be، نتایج تجربی به دست آمده، توافق خوبی با داده‌های شبیه‌سازی داشته و خطای معادل دز گاما و نوترون به ترتیب کم‌تر از 15 و 18درصد بود.
 

کلیدواژه‌ها


عنوان مقاله [English]

Gamma and Neutron Dosimetry in Mixed Radiation Fields Using a Single Silicon Diode

نویسندگان [English]

  • Hossein Zaki Dizaji 1
  • Feraydoon Abbasi Davani 2
  • Tayeb Kakavand 1
چکیده [English]

During the past few years, real time gamma and neutron dosimeters have been developed and silicon diodes have frequently been used in these dosimeters. Silicon diodes are sensitive to gamma, and their neutron sensitivity is ensured with a converter layer on their front surfaces. In this study, a special converter detector design is optimized for dosimetry and determination of the neutron and gamma dose equivalent. Data analysis based on the pulse height is used for measuring the neutron and gamma dose equivalent. Neutron and gamma dose equivalent are determined in the energy range of 1-12MeV and 0.3-6MeV, respectively. The lower limit of dosimetry for gamma and neutron are 0.015μSv and 10μSv, respectively. In the 241Am-Be source radiation, a good agreement has been observed between the calculated and experimental measurements and the errors corresponding to gamma and neutron are less than 15% and 18%, respectively.

کلیدواژه‌ها [English]

  • Gamma and Neutron Dosimetry
  • Silicon Diode
  • Mixed Radiation Fields
  • Convertor Layer

1. S.A. Durrani, R.K. Bull, Solid state nuclear track detection principles methods and applications, Pergamon Press (1987).

2. H. Zaki Dizaji, M. Shahriari, G.R. Etaati, Monte Carlo Calculation of CR-39 efficiency for fast neutron detection using a combination of MCNP and SRIM codes, and comparison with experimental results, Radiat. Meas. 42 (2007) 1332-1334.

3. G.F. Knoll, Radiotion detection and measurement, John Wiley Press (1989).

4. T. Nunomiya, S. Abe, K. Aoyama, T. Nakamura, Development of advanced-type multi-functional electronic personal dosemeter, Radiat. Prot. Dosim. 126 (2007) 284-287.

5. M. Wielunski, R. Schutz, E. Fantuzzi, A. Pagnamenta, W. Wahl, J. Palfalvi, P. Zombori, A. Andrasi, H. Stadtmann, Ch. Schmitzer, Study of the sensitivity of neutron sensors consisting of a converter plus Si charged-particle detector, Nucl. Instr. and Meth. A, 517 (2004) 240-253.

6. K.A. Alyousef, A Novel Approach to mixed field dosimetry utilizing prototype silicon based P-I-N diodes, the thesis for the degree of doctor of philosophy, Wayne state university, Detriot, Michigan (2006).

7. C. Guardiola, C. Fleta, D. Quirion, J. Rodriguez, M. Lozano, F. Teixidor, C. Vinas, A.R. Popescu, C. Domongo, K. Amgarou, First investigations of a silicon neutron detector with a carborane converter, J. Instrum, 6 (2011).

8. Denise B. Pelowitz, Monte Carlo N-Particle Transport Code System for Multiparticle and High Energy Applications, Version 2.6.0, OAK RIDGE NATIONAL LABORATORY, (2008).

9. The International Commission on Radiological Protection, 1990 Recommendations of the International Commission on Radiological Protection, ICRP Publication 60, Annals of the ICRP, 21 (1991) 1-3.

10. ISO 8529-1, Reference Neutron Radiations. Part 1: Characteristics and methods of production. International Organization for Standardization (2001).

11. H.R. Vega-Carrillo, E. Manzanares-Acuna, A.M. Becerra-Ferreiro, A. Carrillo-Nunez, Neutron and gamma-ray spectra of 239PuBe and 241AmBe, Appl. Radiat. Isotopes, 57 (2002) 167-170.