ارزیابی میکرودزیمتر طراحی شده برای اندازه‌گیری توزیع انرژی خطی و تعیین ضریب کیفیت نوترون‌ها

نوع مقاله: مقاله پژوهشی

نویسندگان

1 پژوهشکده ی کاربرد پرتوها

2 پژوهشکده ی فیزیک و شتاب گرها

چکیده

پاسخ انرژی دزیمترهای متداول نوترون افت و خیز بالایی دارد. هدف پژوهش حاضر ساخت یک دزیمتر محیطی نوترون به صورت آرایه‌ای از میکرودزیمترها بود که پاسخ آن وابستگی کم‌تری به انرژی داشته باشد. برای این منظور، قبل از ساخت، یکی از این میکرودزیمترها طراحی و عملکرد آن برای داشتن رفتار معادل بافت در میدان‌های نوترونی ارزیابی شد. حجم حساس میکرودزیمتر به شکل استوانه‌ای به قطر و
ارتفاع 5 میلی‌متر و پر شده از گاز معادل بافت، به‌گونه‌ای طراحی شد که معادل با حجمی کروی از بافت به قطر 1 میکرومتر رفتار نماید. دیواره‌های آن نیز از جنس پلاستیک‌های معادل بافت و به ضخامت 2 میلی‌متر انتخاب شد. توزیع انرژی خطی برای چند انرژی مختلف نوترون‌ها و هم‌چنین برای طیف انرژی چشمه‌ی Am-Be241 با استفاده از کد Geant4 محاسبه و از روی آن ضریب کیفیت نوترون‌ها محاسبه شد. توزیع‌های انرژی خطی با توزیع‌های تجربی گزارش شده و مقدارهای ضریب کیفیت نیز با مقدارهای گزارش شده در 40ICRU- مقایسه شد که توافق خوبی را با یک‌دیگر نشان دادند. نتیجه‌ها نشان داد که میکرودزیمتر طراحی شده با تقریب خوبی با بافت معادل بوده و می‌تواند به عنوان بخشی از دزیمتر محیطی، در میدان‌های نوترونی برای اندازه‌گیری معادل دز به کار برده شود.
 

کلیدواژه‌ها


عنوان مقاله [English]

Evaluation of a microdosimeter designed for measurement of neutron lineal energy distribution and determination of its quality factor

نویسندگان [English]

  • Amir Moslehi 1
  • Gholamreza raisali 1
  • Mohammad Lamehi 2
چکیده [English]

 Energy response of common neutron dosimeters has a significant deviation. Our goal is to construct an ambient neutron dosimeter as an array of microdosimeters whose response has less dependency on neutron energy. Before construction, the behavior of the microdosimeter as a tissue equivalent in neutron fields has been investigated. The cylindrical sensitive volume of the microdosimeter with 5 mm of diameter and the height filled with a tissue equivalent (TE) gas has been selected to behave like a tissue spherical volume of 1 μm diameter. The walls have been considered as TE plastics with a thickness of 2 mm. The lineal energy distribution for a few single energies of neutrons and also for the energy spectrum of 241Am-Be source has been calculated using Geant4 toolkit and the quality factors have been worked out. The calculated lineal energy distributions and the values of quality factor for dose equivalent measurement are found to be in good agreement with the experimental measurements reported in ICRU-40. The results show that the designed microdosimeter which is equivalent to the tissue with a good approximation, can be used as a part of the ambient dosimeter for measurement of dose-equivelant in neutron fields.
 
 

کلیدواژه‌ها [English]

  • Microdosimeter
  • Lineal energy distribution
  • Quality factor
  • Neutron
  • 241Am-Be source


[1] ICRU Report 40, The quality factor in radiation protection, International Commission on Radiation Units and Measurements, Bethesda, Maryland (1986).

[2] H.H. Rossi, M. Zaider, Microdosimetry and its applications, Spriger-Verlag, Berlin (1996).

[3] ICRU Report 36, Microdosimetry, International Commission on Radiation Units and Measurements, USA (1983).

[4] ICRU Report 26, Neutron dosimetry for biology and medicine, Bethesda, Maryland (1977).

[5] Neutron Probe LB 6411, Berthold company (1996).

[6] G.F. Knoll, Radiation detection and measurement, Fourth Edition, John Wiley & Sons, USA (2010).

[7] H.H. Rossi, W. Rosenzweig, A device for the measurement of dose as a function of specific ionization, Radiology, 64 (1955) 404-411.

[8] H. Schuhmacher, Tissue-equivalent proportional counters in radiation protection dosimetry: expectations and present state, Radiat. Prot. Dosim., 44 (1992) 199-206.

[9] J. Booz, Development of dose equivalent meters based on microdosimetric principles, Radiat. Environ. Biophys., 23 (1984) 155-170.

[10] G. Leuthold, V. Mares, H. Schraube, Calculation of the neutron ambient dose equivalent on the basis of the ICRP revised quality factors, Radit. Prot. Dosim., 40 (1992) 77-84.

[11] B. Kawecka, K. Morstin, J. Booz, Optimization of the design of microdosimetric dose equivalent meters, Radiat. Prot. Dosim., 9 (1984) 203-206.

[12] S. Gerdung, R.E. Grillmaier, T. Lim, P. Pihet, H. Schuhmacher, P. Segur, Performance of TEPCs at low pressure: some attempts to improve their dose equivalent response in the neutron energy range from 10 keV to 1 MeV, Radiat. Prot. Dosim, 52 (1994) 1-4.

[13] L. Braby, G.D. Badhwar, Proportional counters as neutron detector, Radiat. Meas., 33 (2001) 265-267.

[14] M. Zaider, D.J. Brenner, On the microdosimetric definition of quality factors, Radiat. Res., 103 (1985) 302-316.

[15] A.M. Kellerer, K. Hahn, The quality factor for neutrons in radiation protection: physical parameters, Radiat. Prot. Dosim., 23 (1988) 73-78.

[16] A.M. Kellerer, K. Hahn, Considerations on a revision of the quality factor, Radiat. Res., 114 (1988) 480-488.

[17] L.J. Goodman, Density and composition uniformity of A-150 tissue equivalent plastic, Phys. Med. Biol., 23(4) (1978) 753-758.

[18] S.H. Byun, G.M. Spirou, A. Hanu, W.V. Prestwich, A.J. Waker, Simulation and first test of a microdosimetric detector based on a thick gas electron multiplier, IEEE Trans. Nucl. Sci., 56 (3) (2009) 1108-1113.

[19] A. Hanu, S.H. Byun, W.V. Prestwich, A Monte carlo simulation of the microdosimetric response for thick gas electron multiplier, Nucl. Instrum. Method A, 662 (2010) 270-275.

[20] G.M. Orchard, K. Chin, W.V. Prestwich, A.J. Waker, S.H. Byun, Development of a thick gas electron multiplier for microdosimetry, Nucl. Instrum. Method A, 638 (2011) 122-126.

[21] S. Agostinelli, J. Allison, K. Amako, J. Apostolakis, H. Araujo, Geant4-a simulation toolkit, Nucl. Instrum. Method A, 506 (2003) 250-303.

[22] K.W. Geiger, L. Van Der Zwan, The Neutron spectrum of a 241Am-Be (α,n) source as simulated by accelerator produced α-particles, Int. J. Appl. Radiat. Isot., 21 (1970) 193-198.

[23] A.J. Waker, Principles of experimental microdosimetry, Radiat. Prot. Dosim., 61(4) (1995) 297-308.

[24] J.K. Shultis, R.E. Faw, Radiation shielding, American Nuclear Society, USA (2000).